超臨界水堆瞬態(tài)及事故研究.pdf

1、《核安全與放射性污染防治“十三五”規(guī)劃及2025年遠(yuǎn)景目標(biāo)》中指出，到“十三五”末，核電安全保持國際先進水平，放射源輻射事故發(fā)生率進一步降低。超臨界水冷反應(yīng)堆(SCWR)作為我國第四代堆發(fā)展中的備選堆型，具有經(jīng)濟性、延續(xù)性及可持續(xù)性等諸多綜合優(yōu)勢。從安全角度看，超臨界水堆裝水量少，瞬態(tài)響應(yīng)快，這種核能系統(tǒng)需要進行安全論證，因此針對超臨界水堆的瞬態(tài)及事故分析具有重要的科學(xué)意義。
　　以CSR1000超臨界水堆為研究對象，編制了穩(wěn)定性

2、分析程序SAC-CSR1000和瞬態(tài)及事故分析程序SCAC-CSR1000。完成程序驗證之后，進行了以下計算和分析:超臨界水堆堆芯系統(tǒng)穩(wěn)定性計算;超臨界水堆安全控制系統(tǒng)分析;超臨界水堆典型瞬態(tài)計算;超臨界水堆典型事故計算;超臨界水堆安全特性及設(shè)計優(yōu)化。
　　在超臨界水堆堆芯系統(tǒng)穩(wěn)定性計算方面，進行了滿負(fù)荷運行瞬態(tài)和全過程啟動瞬態(tài)的穩(wěn)定性分析。結(jié)果表明:在滿負(fù)荷運行過程中，第一流程和第二流程每個節(jié)點的最高衰減頻率均低于0.5;在啟動

3、瞬態(tài)穩(wěn)定性中，通過相對穩(wěn)定性分析，發(fā)現(xiàn)汽輪機啟動階段、壓力升高段和溫度升高段的開始階段，均出現(xiàn)了明顯的最高衰減頻率高于0.5的現(xiàn)象。因此，CSR1000超臨界水堆堆芯系統(tǒng)能夠保持滿負(fù)荷工況下堆芯的穩(wěn)定性;在汽輪機啟動階段、壓力升高段和溫度升高段的開始階段存在著堆芯系統(tǒng)的不穩(wěn)定性。
　　在超臨界水堆安全控制系統(tǒng)方面，進行了安全系統(tǒng)觸發(fā)條件的判斷，安全系統(tǒng)運行過程分析，能動安全系統(tǒng)的匹配計算。結(jié)果表明:超臨界水堆安全系統(tǒng)有低流量、高功

4、率、高壓力的停堆觸發(fā)信號;超臨界水堆能動安全系統(tǒng)參數(shù)得到了優(yōu)化確定。其中，壓力控制器K值為100/4;主蒸汽溫度控制系數(shù)KP為0.12;功率控制器調(diào)整系數(shù)B為2.9。
　　在超臨界水堆典型瞬態(tài)方面，進行了部分失流瞬態(tài)和冷卻劑泵卡軸瞬態(tài)計算。結(jié)果表明:部分失流瞬態(tài)發(fā)生后最高包殼溫度為729.08℃，堆芯壓力穩(wěn)定在24.17MPa;卡軸瞬態(tài)發(fā)生后，最高包殼溫度為739.72℃，堆芯壓力穩(wěn)定在24.14MPa;這兩個瞬態(tài)發(fā)生之后，最高包

5、殼溫度不超過850℃，且超過800℃的時間不超過491小時。反應(yīng)堆壓力不超過26.25MPa。因此，CSR1000超臨界水堆在典型瞬態(tài)工況下，安全系統(tǒng)能保證燃料包殼的完整性，滿足瞬態(tài)標(biāo)準(zhǔn)要求。
　　在超臨界水堆典型事故方面，完成了完全失流（短期），完全失流（長期）和失水事故的計算。結(jié)果表明:發(fā)生失流事故之后最高包殼溫度為1094.56℃，反應(yīng)堆壓力最高為25MPa;發(fā)生失水事故之后最高包殼溫度為630℃，反應(yīng)堆壓力最高為25MPa

6、。這兩個事故發(fā)生之后，最高包殼溫度不超過1260℃，最高堆芯壓力不超過27.5MPa。因此，CSR1000超臨界水堆在典型事故工況下，安全系統(tǒng)能保證燃料包殼的完整性，滿足事故標(biāo)準(zhǔn)要求。
　　在超臨界水堆安全特性及設(shè)計優(yōu)化方面，分析了超臨界水堆的安全特性，并提出了設(shè)計方案的優(yōu)化。得到以下分析結(jié)果和優(yōu)化方案:推薦設(shè)計方案密度反饋系數(shù)比例為1，多普勒反饋系數(shù)比例取值選取為4;在兩個流程增設(shè)流量、壓力傳感裝置，增加邏輯控制單元，以控制啟動