可为核电站回路小破口事故的处理提供参考依

　　毕 毕 业 设 计 论 文 能源与动力学院 School of Energy and Power 专业班级：热能与动力工程 112 班 学生姓名： 邵晓辰 学生学号： 2011101235 指导教师： 徐有宁 密级：内部 低低温烟冷器-WGGH 系统设计 Lower Temperature Smoke Cooler-Design of WGGH System 专业班级： 热能与动力工程 112班 学生姓名： 邵晓辰 学 号： 2011101235 指导教师： 徐有宁 低低温烟冷器-WGGH 系统设计 I 摘要 目前，燃煤电的节能减排是国家的重要政策,低低温除尘技术可以在节约能耗、回收能量的前提下达到很高的除尘效率，本文提出了低低温高效电除尘器技术,介绍了低低温电除尘器技术工艺原理,总结了低低温高效电除尘器技术的特点；其中低低温烟冷器（即 WGGH 系统）在低低温高效电除尘器技术中起到了关键性作用，并针对某机组做了工程实例分析，设计改造其 WGGH 系统。 核电与其他常规电相比，由于其燃料元件为具有放射性的材料，故核电系统的安全性格外重要。在预想的可能发生的核电基准事故中，一回路小破口冷却剂失水事故在核电事故中是一种发生概率相对很大的安全事故。所以为了避免在一回路小破口失水事故下，反应堆堆芯由于不充分的冷却而发生堆芯融化事故和放射性的外泄，需要对小破口失水事故进行安全事故分析。 本此设计利用 ATHLET 系统程序对压水堆小破口失水事故进行计算分析，通过实验数据分析发生小破口失水事故时系统各参数的变化。当一回路冷管段发生小破口事故时，随着冷却剂的流失，反应堆堆芯内压力和流经堆芯的冷却剂质量流量随时间的变化都会降低。当压力降低到稳压器阀值时主冷却剂循环泵事故保护停车，二回路系统中汽轮机脱扣，主蒸汽管道内压力和蒸汽流量迅速降低，紧接着高压安注泵启动，来维持系统压力和安全壳压力平衡，补偿破口流量损失等。ATHLET 程序分析出的事故发生时各主要参数变化情况，可为核电站一回路小破口事故的处理提供参考依据，也对优化系统设计有着实际的工程参考价值。 关键词 节能，低低温电除尘,WGGH（烟气冷却器）,关键性，设计 沈阳工程学院毕业设计（论文） II Abstract On the prerequisite of energy-saving and heat recovery, lower temperature electrostatic precipitator technique can achieve a very high collecting efficiency. Key Words ENERGY SAVING ， LOWER TEMPERATURE ELECTROSTATIC PRECIPITATOR，WGGH（SMOKE COOLER）， KEY，DESIGN 低低温烟冷器-WGGH 系统设计 III 目录 中文摘要 ....................................................................................................... 错误！未定义书签。 Abstract ......................................................................................................... 错误！未定义书签。 1 绪论 ............................................................................................................ 错误！未定义书签。 1.1 选题背景及意义 .............................................................................. 错误！未定义书签。 1.2 目前的研究情况及存在的问题 ...................................................... 错误！未定义书签。 1.3 本文研究工作的主要内容 .............................................................. 错误！未定义书签。 2 小破口失水事故概述 ............................................................................... 错误！未定义书签。 2.1 小破口失水事故的定义 .................................................................. 错误！未定义书签。 2.2 小破口失水事故的原因 .................................................................. 错误！未定义书签。 2.4 小破口失水事故的类型及影响因素 .............................................. 错误！未定义书签。 2.4.1 小破口事故的类型 ............................................................... 错误！未定义书签。 2.4.2 影响小破口失水事故的因素 .............................................. 错误！未定义书签。 2.5 小破口失水事故与大破口失水事故的区别 .................................. 错误！未定义书签。 2.6 典型压水堆小破口失水事故喷放过程 .......................................... 错误！未定义书签。 2.7 小破口失水事故的后果 .................................................................. 错误！未定义书签。 2.8 小破口失水事故的认识历程 .......................................................... 错误！未定义书签。 2.9 本章小结 .......................................................................................... 错误！未定义书签。 3 ATHLET程序概述................................................................................... 错误！未定义书签。 3.1 ATHLET程序简介 ......................................................................... 错误！未定义书签。 3.2 ATHLET特点 ................................................................................ 错误！未定义书签。 3.3 ATHLET程序模块化结构 ............................................................ 错误！未定义书签。 3.3.1 热工流体力学模块 .............................................................. 错误！未定义书签。 3.3.2 热传导模块 ........................................................................... 错误！未定义书签。 3.3.3 中子动力学模块 ................................................................... 错误！未定义书签。 沈阳工程学院毕业设计（论文） IV 3.3.4 通用控制模块 ....................................................................... 错误！未定义书签。 3.4 ATHLET程序传热计算 ................................................................. 错误！未定义书签。 3.5 ATHLET程序模拟能力 ................................................................. 错误！未定义书签。 3.6 本章小结 .......................................................................................... 错误！未定义书签。 4 压水堆小破口失水事故 ATHLET 程序分析 .......................................... 错误！未定义书签。 4.1 事故描述及响应 .............................................................................. 错误！未定义书签。 4.2 事故研究方法 ................................................................................. 错误！未定义书签。 4.2.1 模拟分析程序 ....................................................................... 错误！未定义书签。 4.2.2 反应堆模型 ........................................................................... 错误！未定义书签。 4.2.3 ATHLET程序编辑与运行 ................................................... 错误！未定义书签。 4.3 事故结果及分析 .............................................................................. 错误！未定义书签。 4.4 本章小结 .......................................................................................... 错误！未定义书签。 结论 ............................................................................................................... 错误！未定义书签。 致谢 ............................................................................................................... 错误！未定义书签。 参考文献 ....................................................................................................... 错误！未定义书签。 附录 ............................................................................................................... 错误！未定义书签。 A1.2 稳压器拓扑图 ..................................................................................... 错误！未定义书签。 A1.3 泄露口拓扑图 ...................................................................................... 错误！未定义书签。 A1.4 蒸汽发生器二次侧拓扑图 .................................................................. 错误！未定义书签。 A1.5 主蒸汽管-给水系统拓扑图 ................................................................. 错误！未定义书签。 A1.6 一回路设备连接关系图 ...................................................................... 错误！未定义书签。 低低温烟冷器-WGGH 系统设计 - 1 - 1 绪论 1.1 选题背景及意义 现如今核电系统主要由一回路系统和二回路系统及其多个辅助系统组成。核电与其他常规电相比较，由于其燃料元件为具有放射性，故核电系统的安全性要求格外重要，尤其在核电发生事故时，必须要求其放射性不会外露，堆芯热量能够安全导出。而在预想的可能发生的核电事故中，一回路小破口冷却剂失水事故在核电事故中是一种发生概率相对很大的安全事故。为了避免在一回路小破口失水事故下，反应堆堆芯由于不充分的冷却而发生堆芯融化事故和放射性的外泄，需要对小破口失水事故进行安全事故分析。 1979 年 3 月 28 日，美国三哩岛核电 2 号机组发生给水丧失事故。随后经过一系列事件造成堆芯部分熔化，大量裂变产物释放到安全壳中。尽管对环境的放射性释放以及对运行人员和公众造成的辐射后果很小，但这次事故仍对全世界核工业的发展产生了很严重的影响。在三哩岛的事故中，由于操作员的误操作，并且补救措施不及时，进而引发了一个相当于小破口的失水事故，为此要求人们对小破口失水事故进行更详尽的研究。由此可见，小破口失水事故的安全分析对核电系统的安全运行具有很重要的影响。 美国三哩岛事故发生之后，人们对反应堆小破口失水事故予以了高度重视，事故概率分析结果也证明小破口事故发生的概率是大破口事故的 10 倍左右。为了对反应堆的安全性做出评价，进而改进反应堆的安全设计，指导安全运行，全世界研发了许多计算程序来模拟核电发生的典型失水事故，并分析事故结果使之成为核电站设计和审评的重要手段。其中清华大学核能技术设计研究院从德国安全评审中心 GRS 引进了反应堆通用热工水力学分析程序 ATHLET，它可以详细分析反应堆内的流动特性，该程序曾经过多方面的验证、改善和提高 ,是国际上公认的用于核能系统热工水力学模拟的可信的有效的工具之一。本次设计选用的就是 ATHLET 分析程序作研究手段来模拟计算压水堆小破口失水事故并分析事故过程各参数的变化，从而为核电站一回路小破口事故的处理提供参考依据。 1.2 目前的研究情况及存在的问题 在美国三哩岛事故之前，大多数分析研究工作是围绕着大破口冷却剂丧失事故而进行的，并且由许多国家联合做了许多实验，为模型的发展和程序的论证提供了许多依据。在美国三哩岛堆芯熔化事故后，人们对小破口冷却剂丧失事故给予了更多的关注，而且开始发展一些新型程序，以便了解堆芯熔化物理过程，研究裂变产物的迁移，分析安全壳内物理现象，以及在安全壳终损坏时给出放射性源项等。 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 2 -小破口失水事故的研究以实验为主, 大型的实验项目有美国核管会资助的 LOFT 项目,IST 项目, Semiscale/ Mod2 项目, 日本原子能研究所的 ROSA-Ⅲ和 ROSA 项目等。在实验研究的基础上, 对小破口失水事故中的物理现象进行分析, 建立起物理模拟和数值分析程序,从发表的文献来看 LOFT 项目中开发的 RELAP5 程序是小破口失水事故分析程序中为广泛采用的程序, 再通过相似比拟, 将实验分析结果推广到实际的反应堆中去。 据统计，至今，经近 40年的发展，用于核电站的计算程序达 1776个。各国核能监管部门、研究机构、企业、大学等单位在核电站研发、设计、安全审评中应用较多的程序有 ATHLET、CATHARE、RELAP、TRACE 等。目前，用于反应堆热工水力分析的计算程序在核电站计算程序总数中约占 8%，能够分析包括反应堆冷却剂系统失水事故(LOCA)在内的多种工况。成熟的反应堆热工水力系统程序能够模拟核电站的瞬态特性及逻辑控制等，其计结果已成为核电站设计、运行、安全监督的决策基础。核反应堆安全分析模型的研究以及为此而开发的计算机程序是一项繁重的任务，它涉及各种假想事故工况下可能出现的各种物理现象，需要建立各种分析模型，形成有关方程和研究其数值解法。例如在冷却剂丧失事故工况下，就有相分离、热力不平衡、泵、阀门以及多路流体混合等非均匀效应，甚至出现多维流动等效应。小破口失水事故的计算程序多数是从分析设计基准大破口失水事故程序修改得到的，而大小破口事故有着明显的区别和不同，所以对于计算程序模拟小破口失水事故的研究仍然不充分，还有着很大的空间。而本此设计利用的是 ATHLET系统程序来分析研究压水堆小破口失水事故过程中各参数的变化。 1.3 本文研究工作的主要内容 在依据核电站实际的运行过程，学习核电站主要系统和设备原理、工作过程的基础上，基于 ATHLET 软件，进行压水堆一回路系统小破口失水事故的程序计算分析。首先重点考查一回路系统失水事故原因，类型等，之后通过对小破口失水事故程序模拟，对失水进程的影响和安全系统的响应并就相关重要参数进行分析，重点对事故发生后各主要参数变化情况进行对比分析。从而为核电站一回路破口事故的处理提供参考依据。 低低温烟冷器-WGGH 系统设计 - 3 - 2 小破口失水事故概述 2.1 小破口失水事故的定义 小破口一般指不引起压力壳内压力大幅度下降并且高压注水系统足够保持水位不下降的破口。在压水堆中, 小破口一般指 0.046m 2 以下的破口, 在沸水堆中, 小破口上限为 0.0093 m 2 。小破口的下限定义为一个冷却剂补给泵能保持冷却剂储量不变和反应堆冷却系统正常的压力控制。 压水堆核电小破口失水事故的定义是反应堆冷却剂流动的管道或者部件出现一个很小的破口，导致冷却剂从破口流出，造成冷却剂丧失速率超过冷却剂补给系统正常补给能力的冷却剂丧失事故。 2.2 小破口失水事故的原因 小破口通常出现在一回路冷管段、热管段、稳压器和蒸汽发生器这几个主要位置以及其他与冷却剂相通的部件。 对于蒸汽发生器引起小破口失水事故主要原因有: (1) 由于地震、机械加工、焊接、板式冷却器热处理、胀接加工、组装不好，使管子承受机械的和热的应力； (2) 一回路内部性射物如水产生的腐蚀； (3) 二回路给水水质不好，化学处理方法不当或处理规范不合适，再加上管板处有沉积物，使管子局部变薄或发生裂纹； (4) 凹陷效应，由于碳钢支撑板或者管板的腐蚀产物对于管束的挤压作用，腐蚀产物淤积直接导致在支撑板交界处传热管发生塑性变形，并引起支撑板变形以致破裂； (5) 也可能由于蒸汽回路上的某一个阀门（安全阀、释枚阀或旁路阀）意外打开而引起，其原因可能是调节系统的误动作、机械故障或操纵员的误操作所造成。 上述几种原因中，引起管子破裂的主要原因应力腐蚀或晶间腐蚀;其次是由于振动造成疲劳损坏。管子损坏的部位大多数发生在管子和管板的连接部分，特别是热流体的入口端，如管端与管板密封焊接部分、胀管段靠近上、下水管的管段或双管板之间的管段等区域。 而对于冷热管段以及与冷却剂相连部件发生小破口的原因有： (1) 一回路管道因机械应力或热应力引起的破裂，也可能由于给水泵故障、阀门误动作或失去外部交流电源等原因； (2) 一回路管道或与一回路相连某一个辅助系统的破裂； (3) 一回路系统中的一个阀门的意外打开(或不能回座)； (4) 泵的轴封或阀杆泄漏等。 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 4 -2.3 小破口失水事故的特点 相对于大破口失水事故： (1) 小破口失水事故只有喷放，再淹没，长期堆芯冷却三个阶段，没有再灌水阶段。 (2) 小破口失水事故压力下降的速度慢。蒸汽发生器在自然循环阶段和环路水封阶段起着主要的排出堆芯热的作用。 (3) 小破口失水事故期间，一回路压力略高于二次侧回路压力。大破口事故没有等。 2.4 小破口失水事故的类型及影响因素 2.4.1 小破口事故的类型 按破口尺寸可将小破口 LOCA 事故分为三类: 大尺寸小破口、中等尺寸小破口和小尺寸小破口事故。通常把尺寸为主冷却剂管道流通截面积的 2%或更小的破口看作是小破口。尽管到目前为止，在小、中、大破口之间，还没有严格确定的界限，但是有一个深一层的判据可以用来确定什么是“小”破口的上限，即主宰冷却剂丧失事故瞬变过程的重大物理现象或事件。这些重大物理现象包括:反应堆堆芯内汽水混合物液位的性状、蒸汽发生器内热传输方向随时间的变化和流动工况等。 2.4.1.1 大尺寸小破口 这类破口面积为 0.00930.046 m 2 , 破口尺寸足以使反应堆冷却系统压力降到安注箱(SIT) 设定压力。由于破口流量较大, 在这类破口事故中, 高压安注泵(HPSI) 的影响较小。虽然会发生堆芯裸露, 但由于反应堆冷却系统压力的迅速下降启动了安注箱, 在元件棒包壳温度骤升以前, 堆芯又被淹没。因而该类事故不是严重的状况。 2.4.1.2 中等尺寸小破口 这类破口面积范围 0.00190.0093 m 2 。由于破口面积较小, 反应堆冷却系统流失较慢, 在压力降到启动安注箱水平之前, 高压安注泵注入的水流量足以补充破口流失的水量使压力回升。由于过程变化较慢, 在水位回升以前, 堆芯可能发生长时间的裸露。因而,中等尺寸小破口被认为是严重的小破口失水事故。 2.4.1.3 小尺寸小破口事故 这类破口尺寸小于 0.0019 m 2 。在这类事故中, 压力回升可以由蒸汽发生器热阱、破口隔离或高压安全注入系统流量超过破口流量来实现。冷却剂的流失不会引起堆芯的裸露。 低低温烟冷器-WGGH 系统设计 - 5 -2.4.2 影响小破口失水事故的因素 2.4.2.1 破口尺寸： 当破口面积约为 0.00930.046 m 2 , 由于破口大，从而引起冷却剂的流量较大, 虽然会发生堆芯裸露, 但由于冷却剂的快速流失导致反应堆冷却系统压力的迅速下降。从而能快速的启动了安注箱, 使得堆芯温度骤升以前, 堆芯又被淹没。因而该类事故不是严重的情形。 而当破口面积范围 0.00190.0093 m 2 ，由于破口面积相对于大破口面积较小, 反应堆冷却系统流失相对较慢。从而引起系统压力下降较慢，使得安注箱启动时间不如大破口尺寸早，堆芯可能发生长时间的裸露。因而,中等尺寸小破口被认为是严重的小破口失水事故。 对于破口尺寸小于 0.0019 m 2 的这类事故,冷却剂的流失不会引起堆芯的裸露。一回路水位和压力可以保持在一定值上，因此该类事故偏于安全。 2.4.2.2 破口位置： 破口的位置影响系统终流失的水量和应急堆芯冷却系统注入的水量。从一回路冷却剂流动来看，小破口可能出现在冷管段、热管段、稳压器这三个主要位置以及其他与冷却剂相通的部件。 （1）破口在冷管段时，由于冷却剂会直接从破口流出，而不会通过压力容器。这样会导致进入堆芯的冷却剂减少，冷却能力下降。同时，安注系统的安注管线是与冷管段相连接，因而安注系统投入运行时部分冷却剂直接从破口流出，也同样导致进入堆芯的冷却剂减少。尤其破口在冷管段下端时, 由于位置较低, 流失的水量较多, 通常由冷管注入的应急堆芯冷却系统水也会部分从破口流出, 破口位置较低时, 排出的是水而不是汽, 因而压力下降慢, 冷却剂损失多。本次 ATHLET程序设计破口处就选择在冷管段。 （2）破口在热管段时，由于冷却剂在热管段的流失，使得热管段的压力小于压力容器上腔室的压力，这样当堆芯水位下降而引起冷却剂的大量蒸发时，产生的蒸汽更容易通过上腔室进入热管段在通过破口流出。同时，热管段的破口，使得压力容器压力小于冷管段的压力，这样，安注系统的补给水和一回路的冷却剂由于压差的关系更容易流入堆芯。可以减少堆芯裸露的高度和时间，对燃料元件进了充分的冷却。 （3）破口为稳压器中各种穿透物, 尤其是电动释放阀(PORV) 时。由于稳压器波动管线的液阻现象( flooding) 妨碍稳压器中的水回流到一回路中以冷却堆芯, 在三哩岛事故中正是这种液阻现象引起稳压器液位指示器误指示，出现虚假水位, 使操作员认为一回路中充满水，导致操作员误操作。此外还有蒸汽发生器管中的破口, 由于此时放射物通过二回路进入周围环境后果严重。 从以上分析可以看出，在相同破口面积下，热管段破口比冷管段破口偏于安全。不 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 6 -仅仅在环路位置。在同一截面上，破口位置的高于低同样影响小破口失水事故的过程。破口出现在管道的上面，泄漏的冷却剂中蒸汽比例相对较大。而破口出现在管道底部时，泄露的冷却剂几乎是液体。这样就可能导致冷却剂流失时排热能力的不同，从而影响到反应堆堆芯的能否充分冷却。 2.4.2.3 反应堆冷却泵： 当发生小破口事故后, 冷却泵继续运行, 破口在冷管段时流失的水比破口在热管时的少, 堆芯覆盖时间比破口在热管时的时间长。而关闭冷却剂泵, 破口在冷管段流失的水量比破口在热管时的水多。与关闭冷却剂泵相比, 保持冷却剂泵继续运转, 可使堆芯两相液位升高, 堆芯覆盖时间加长, 同时从破口流失的水量增加, 使堆芯裸露深度增加。美国核管会要求在接到安注触发信号( SIAS) 后, 所有反应堆冷却泵停止。 2.5 小破口失水事故与大破口失水事故的区别 与大破口失水事故相比，小破口失水事故在物理上区别如下： （1） 小破口破口尺寸较小； （2） 一次侧压力因泄放缓慢而保持高压； （3） 在蒸汽发生器中的辅助给水系统作用显著； （4） 一次侧分层流动，在高处不凝结物分离，因急剧汽化和泄放可使堆芯裸露，稳压器影响显著； （5） 辅助给水及蒸汽发生器自然循环，在蒸汽不能排放时，手动操作所有泄压阀以降低高压安注水箱、低压安注水箱和停堆冷却系统的压力； （6）小破口失水事故只有喷放、再淹没和长期堆芯冷却三个阶段，没有再灌水阶段； （7）小破口失水事故压降速率慢，蒸汽发生器二次侧热阱在事故早期起着重要的排热作用，而大破口失水事故中蒸汽发生器二次侧几乎不起热阱作用； （8）小破口失水事故压降过程中有一个明显的压力略高于二次侧热阱压力的压力平台等。 2.6 典型压水堆小破口失水事故喷放过程 对小破口失水事故的事故序列和模型进行研究分析，可以对小破口的机理有进一步的了解。以压水堆为例，假定等效破口直径为 80mm 的典型小破口失水事故可以被分为四个阶段。 阶段是环路的自然循环阶段。该阶段中，冷却剂质量流量的驱动力是重力压头，它们取决于:（1）由于汽和水之间的相分离形成的汽水混合物液位；（2）剩下的冷却剂装量在一回路各区段的分布情况；（3）这些区段的相对高度。在这些情况下，在某 低低温烟冷器-WGGH 系统设计 - 7 -些区段中甚至可能发生水一汽逆向流动。特别在热管段的管道内就是这种情况，因为一次蒸汽在蒸汽发生器 U 型管的上升段里被冷凝，形成的饱和水可能从蒸汽发生器流回热管段管道中(回流冷凝)。当破口的流体速度达到音速时，发生临界流动。一回路系统的压力下降，在压力下降的初始瞬间，一回路冷却剂的损失被化学容积控制系统上充流量的增加所补充，随着一回路冷却剂不断的从破口处流失，化学容积控制系统的上充流量逐渐不能完全补偿冷却剂的流失，稳压器的水位开始下降，直到稳压器水位低时引起化学容积控制系统的下泄回路隔离来补偿冷却剂的流失。 由于上充流量不足以补偿泄漏流量，引起一回路压力下降。当压力下降到稳压器的低压阈值时，引发反应堆紧急停堆保护，并使汽轮机脱扣。当一回路压力低于一定值时，主泵停转，依靠主泵的惯性旋转和自然循环来进行冷却剂的冷却流动。反应堆的停止导致核反应堆堆芯功率的下降，从而使一回路系统的温度急剧下降，引起一回路冷却剂的收缩效应，这样加速了一回路的压力下降。当稳压器压力达到极低阈值时，导致高压安注系统投入工作，并且将化容控制系统进行隔离处理。 此阶段的堆芯余热是由蒸汽发生器排出的，且一回路压力下降也比较快。蒸汽发生器在此阶段起着重要的热阱作用。 第二阶段是环路水封存在阶段。在此阶段，由于冷却剂的大量流失，导致环路水封出现，蒸汽发生器的排热能力逐渐下降。引起堆芯冷却剂大量蒸发，大量蒸汽聚集在压力容器顶部。使得堆芯水位迅速下降，引起堆芯裸露，从而燃料包壳温度急剧上升。同时，大量蒸汽聚集使得自然循环克服的阻力增大，终，环路的自然循环终止。依靠该阶段中，蒸汽发生器的二次侧热阱仍然起着重要的作用，蒸汽发生器的回流冷凝在较大程度上减轻了事故的后果。 第三阶段是环路水封清除阶段。在此阶段，环路水封消失，压力容器内的蒸汽可以经环路从破口处喷出，上腔室的压力也在下降，压力再平衡迫使下降段的冷却剂和高压安注水可以进入堆芯，从新淹没堆芯，燃料包壳温度下降。在此阶段中，堆芯余热主要是冷却剂蒸发并从破口排放而释放，一回路的压力有一定程度的恢复。但是，由于冷却剂的蒸发和破口排放仍然存在，一回路冷却剂的容量没有明显的增加，容易再次发生堆芯水位下降引起的堆芯裸露。 第四阶段是长期堆芯冷却阶段。在此阶段，由于高压安注流量的增加和安注箱的投入，一回路冷却剂的容量有明显的增加，堆芯的水位因此有了明显的回升。 随着一回路的压力的缓慢下降，中压安注系统，低压安注系统依次投入对一回路冷却剂的补给。当安注系统的补水仍不足时，改用从地坑汲水进行长期堆芯冷却过程。 在以上过程中，安全喷淋系统由于安全壳内压力上升到阈值时而自动触发。开始向安全壳内喷淋，使安全壳内蒸汽冷凝，达到迅速降温降压的效果。安全喷淋系统开启 5分钟后确定是否注入氢氧化钠，用于吸附安全壳内的碘。 2.7 小破口失水事故的后果 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 8 - 小破口失水事故(SBLOCA) 引起的后果包括反应堆冷却系统由于冷却剂减少引起的压 力下降、堆芯冷却恶化、冷却剂泄漏到安全壳和潜在的放射性向工外的泄漏。事故的具体影响程度与压水堆设计、应急冷却设备、破口的大小和位置以及具体的瞬态过程有关。美国核管会规定可接受的小破口事故为: 包壳峰值温度 2200℃ ( 1204℃) , 壁厚的 17%局部氧化, 堆芯宽度的 1 %氧化。在满足上述条件后, 其它规定如: 氢气产生量、堆芯几何尺寸、堆芯长期冷却、安全壳的完整性和放射性泄漏等, 便被认为满足了。 2.8 小破口失水事故的认识历程 1974 年以前, 在反应堆设计中通常研究的是像单管断裂大破口失水事故这样的设计基准事故。 1974 年美国原子能委员会对核反应堆审批条款进行了修改, 新规定明确要求对大破口失水事故进行估算的同时, 还要对小破口失水事故进行评估。从此小破口失水事故得到了广泛的研究。 1979 年 3 月 28 日三哩岛 2 号机组发生的事故, 促使人们对小破口失水事故进行更为详细的研究。 1982 年前美国核管会资助的 LOFT 是研究压水堆 LOCA 事故下热工水力和物理现象的世界上的带核岛的模拟实验回路, 在其上进行了多次 SBLOCA 实验, 1983 年后由经济合作与发展组织(OECD) 继续资助。 从 1969 年 到 1986 年历时十多年, 美国国家工程实验室研发出的 SEMISCALE Mod2 成为了个专门用于小破口失水事故研究的设备，为以后专业研究小破口失水事故提供了宝贵的经验。 从事故发生的概率来看, 大破口失水事故在反应堆寿命周期内几乎不会发生, 而像长时间打开释放阀这样的小破口失水事故有可能发生。 2.9 本章小结 本章首先介绍了压水堆小破口失水事故的含义，类型，和影响小破口失水事故的因素，在此基础上简要介绍了其与压水堆大破口失水事故的区别。然后详细叙述了典型压水堆小破口失水事故喷放过程，后论述了发生小破口事故时所可能产生的后果，以及现如今人们对小破口失水事故认识历程。 低低温烟冷器-WGGH 系统设计 - 9 - 3 ATHLET程序概述 3.1 ATHLET程序简介 ATHLET (Analysis of Thermal Hydraulics of Leaks and Transients) 程序是由德国核安全 机 构 指 定 的 技 术 咨 询 和 安 全 分 析 中 心 GRS(Gesell2 schaft fur Anlagen und Reaktorsicherheit) 为分析在轻水反应堆中预期和非预期的瞬变、失水事故而开发的热工水力学系统分析程序。板式冷却器ATHLET 程序也是在轻水反应堆中模拟设计基准基础和超设计基准事故（无堆芯融化）的一种先进估计程序，这种程序适用于水冷却慢化反应堆和大功率沸腾管式堆反应堆。一维两相流体动力学模型是以一个全范围漂移通量模型为辅的五方程模型为基础的，具有一个跟踪动态混合级的功能。此外，ATHLET 程序还提供了一种基于六守恒方程的双流体模型。而其中的热传导和传热模块可以灵活的模拟燃料棒及其结构。原子核产生的热量可以轻而易举的通过一个点堆动力学模型或由一个一维动力学模型来计算。通用控制仿真模块则用于灵活模拟房平衡和辅助设备系统。该程序曾经过多方面的验证、改善和提高 ,是国际上公认的用于核能系统热工水力学模拟的可信的有效的工具之一。本文使用的是该程序的于 2006 年 8 月发布的发布版本ATHLET Mod 2.0 Cycle A ,它可以分析除了堆芯熔化这样的严重事故之外的其他设计基准事故。程序可适用的反应堆系统很广 ,包括美欧传统和先进的压水堆和沸水堆、原苏联设计的压水堆 （VVER） 和石墨水冷堆、加拿大的重水堆（CANDU）等。 3.2 ATHLET特点 热工水力计算程序 ATHLET（分析反应堆热工水力学泄漏和瞬变）是由 GRS 开发的研究核电站轻水反应堆预期和异常瞬变、小型和中型的泄漏以及大破口事故的估计程序。系统的开发者目的是仅使用一个代码就可以模拟包括压水堆和沸水堆设计基准事故和超设计基准事故（无堆芯熔解）的全部研究内容。主要的程序特点是： (1) 先进的热工水力学 (2)模块化的代码架构 (3)物理模型和数值计算方法之间的分离 (4)预处理和后处理工具 (5)可移植性 程序的开发伴随着一个系统和全面的验证计划，GRS 和独立的组织有计划地进行大量的整体实验和分离效果实验，主要包括国际标准问题的验证。在德国及国外 ATHLET程序已被广泛的应用于实际生产生活中。 3.3 ATHLET程序模块化结构 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 10 -ATHLET 程序的结构采用高度模块化设计。程序主要由热工流体力学模块、热传导模块、中子动力学模块和通用控制模块组成。这些模块又是由一些子模块组成 ,模块通过输入数据组装在一起 ,可以有效地模拟任何一个相关的水堆系统或实验装置。这种结构使 ATHLET 程序适应多种用途的需要。ATHLET 的计算功能是就是在这些模块中实现的 ,例如 ,基本的一维流体动力学解法、温度场解法、传热系数选择以及其他一些功能都是在一些子模块中进行的。当得到更好的关系式或实验数据时 ,可以通过修改子模块来改进程序。 程序的结构图可以表示如下: 图 3.1 ATHLET 程序结构图 3.3.1 热工流体力学模块 ATHLET程序提供了选择不同的模型进行流体动力学仿真模拟的可能性。 ATHLET 程序有多种控制体 ,大致可以分为 3 类:管道构件 ,分支构件 ,特殊构件。管道构件采用一维流动模型来描述 ,而分支构件可以模拟那些不存在主流方向的分支结构和大容器。特殊构件是用来描述那些特殊用途的构件 ,例如泵、蒸汽发生器、T 形部件、阀门等。分支构件和特殊构件采用非线性多维流体动力学方程。这样就可以准确计算反应堆压力容器内部的各种复杂工况 ,例如 ,应急冷却水的旁路现象、堆芯再湿过程中的骤冷作用 ,以及堆芯下腔室液位的上下振荡、再淹没期间上腔室积水回落等。这些过程对确定事故过程的行为起着重要作用。 ATHLET的结构是高度模块化的，它通过使用其基本模块为热工水力系统的表述提供了模块化网络方法。它为流体动力学的模拟选择不同的型号提供了可能： (1) 5-方程模型，液体和蒸汽具有有独立的质量和能量守恒方程以及混合物动量方 低低温烟冷器-WGGH 系统设计 - 11 -程，并包括一个混合水平的跟踪能力，对热和机械的非平衡状态做出解释； (2) 两流体模型，液体和汽体有独立的能量和动量守恒方程。（不含混合级跟踪能力）。 ATHLET 程序可以使用不同的热工水力学模型模拟不同的系统 ,其中基本的选择是五方程漂移流模型 ,守恒方程可以表示如下: 质量守恒方程: ( ) 1( )k kk k k kAt A z + = (3.1) 能量守恒方程: ( ) ( )1k k k k k k k wk ik r k ikDph hA q q q ht A z Dt + = + + + + (3.2) 动量守恒方程： 2 210(1 )f ggf gG GG pA Ft A z z      + + + + =          (3.3) 式中 ,下标 k =f ,g 分别表示液相和气相。热力学状态参数 ( , )ik ikp h 由水和水蒸气的物性参量决定。其他参数的定义见附注。 汽液界面的守恒关系式: f g = (3.4) ik( q ) 0k ikh  + = (3.5) 漂移流关系式: ( , )gG f G = (3.6) 空间离散是在有限体积法的基础上进行的。这意味着质量和能量方程在控制体内进行求解，而动量方程在连接控制体中心的流道内进行求解。求解变量时控制体内的压力、蒸汽温度和含汽率，也包括在节点处的质量流量（5-方程模型）或各相的质量流速（6-方程模型）。 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 12 -程序采用了 Sonnenburg 全范围漂移流经验公式来描述汽相质量流密度与两相混合质量流密度、空泡份额之间的关系。通过该公式可将fG 和gG 表示成 G 和 的函数 ,并使方程成为可以进行数值求解的封闭系统。AHTLET 程序还提供了 4-方程模型和 6-方程模型用于解决不同的问题。 3.3.2 热传导模块 在基本热传导模块内进行热传导的结构、燃料棒和电加热器的模拟，它允许用户将指定导热对象应用的到一个给定网络中的所有热流体动态对象上。一维热传导模块提供的温度分布的模拟和在固体材料中进行能量传输。该模型具有以下特点： （1）热传导模块的几何形状是恒定的。 （2）该模型可以在径向方向上模拟一维温度分布和热传导。 （3）在每个热传导模块中多有三个材料区可以被建模，材料区可以由一个几何间隙和一个相应的传热系数进行分离模拟。 （4）材料区域的细分成层可以等于层的厚度，或者等于层的体积，以及在其基础上转换为由输入数据所指定的层厚度。 （5）在热传导模块中可以通过考虑热导体的表面和周围流体之间的能量传输。另外，也可以由通用控制模块信号模拟的流体温度作为热传导模块边界条件。 （6）根据相邻热流体对象的节点划分和用户输入的热传导数据作为成热传导量。 （7）热量在材料区域产生，每单位体积的比热产生率被认为是均匀分布在任一范围内材料区域或材料层内的。 传热软件包涵盖了广泛的单相和两相流条件，而且还包括相关的临界热通量和小膜态沸腾温度。可以在加热或冷却的表面直接进行加热和冷凝的计算，底部淬火前和再淹没前的模式也是用此软件。 3.3.3 中子动力学模块 核发应产热可由在 ATHLET 程序内的中子动力学模块来模拟，裂变反应堆堆芯产热由两部分组成：裂变碎片的动能和衰变的短寿命裂变产物的放热，并从长寿命裂变产物衰变热作为的提示电源。衰变热和反应堆急停后时间依赖性降低的稳态部分则由用户定义的通用控制模块信号提供。提示发电的时间跟随行为由点堆动力学模型或一维中子动力学模型计算，总的指定的输入部分可以在反应堆中由冷却剂参数直接计算出。 3.3.4 通用控制模块 通用控制仿真模块（GCSM）是 GRS 开发的一种面向连续系统仿真语言区块。它被用于描述模拟设备的控制和平衡（BOP）系统中的一个热工水力计算机代码，并且也可以 低低温烟冷器-WGGH 系统设计 - 13 -模拟通常的控制系统、脱扣逻辑系统以及液压系统。板式冷却器此外，通用控制模块也允许简化设备部件参数并模拟流体动力系统。 通用控制模块由一组相互连接的信号组成。其中信号可以是一个过程信号（由ATHLET 程序其他模块计算出得出），也可以是一个控制信号。通过一个通用控制模块元素计算出四个不同的输入信号的函数，该通用控制模块的输入，数据可被分解成若干块，其中所述数据块包括过程中所有信号的定义以及由任意一组的其它块的控制元件。 3.4 ATHLET程序传热计算 ATHLET 程序通过热传导模块来实现部件、燃料棒和电加热器的热传导的模拟。它有以下的特点: (1)热构件的几何尺寸是固定的。 (2)热构件可以模拟一维的温度场与平板、圆柱体和圆筒的热传导。 (3)每个热构件多可以划分为 3 个材料区 ,这些区是通过几何上的空间或不同的导热系数来区分的。 热传导公式可以表示如下: (3.7) ATHLET 程序的传热模型包括计算结构材料和燃料棒内温度场的热传导模型 ,以及描述结构件与冷却剂之间的传热模型。两相传热用全沸腾曲线计算 ,该曲线是以局部表面条件和流动条件为基础的许多传热关系式构成的。 在燃料棒热传导模型中考虑了间隙热导率的变化、金属-水反应以及骤冷现象。燃料棒的轴向可以划分出更精细的网格节点 ,以便详细模拟再淹没传热和跟踪燃料棒通道中的骤冷前沿。 3.5 ATHLET程序模拟能力 在一般情况下，核电站的主要构件 ,像蒸汽发生器 ,稳压器等可以通过一系列的相连接的热工流体构件和热构件进行模拟。同时程序也提供了专门的构件来模拟安全注射水箱、管道、稳压器、泵、蒸汽发生器、T 形部件、阀门、压力容器、汽水分离器及其内部构件。除了汽水分离器模型，模拟组件内对应的模型可以媲美其他先进的程序。蒸汽分离器模型是一种通过在分离器区域输入函数、混合水平外的分离器入口质量流量率和空隙率等来计算蒸汽遗留和携带量的经验方法，其可以模拟异常分离的条件，如流动逆 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 14 -转或淹没。 ATHLET 程序使用了通用控制模块来实现核电站的动态模拟。通用控制模块是用于描述控制系统、保护系统和辅助系统的模块。通过一系列的控制模块 ,用户可以实现回路或流体系统的控制模拟。程序可以使用这些控制模块来模拟单端断裂、双端断裂、再淹没、破口事故等过程。 3.6 本章小结 本章简要描述了 ATHLET 程序的实用性和现状，并列举了相比其他程序 ATHLET 程序所特有的优点。然后从四大模块入手详细讲解的 ATHLET 程序的模块化结构，特别是ATHLET 程序的传热计算。根据 ATHLET 程序的这些特点介绍了其对于核电站运行的模拟能力。 低低温烟冷器-WGGH 系统设计 - 15 - 4 压水堆小破口失水事故 ATHLET 程序分析 4.1 事故描述及响应 本文以低温低压的压水堆为研究对象，选取反应堆小破口失水事故作为典型事故进行失水事故安全分析。 事故过程:反应堆在满功率情况下运行，主泵进口段冷却剂管道突然发生破裂，引起主冷却剂流失，反应堆池水位下降。达到设定的紧急停堆信号和安全设施的某些参数的安全保护整定值时，触发紧急停堆信号，使控制棒落入堆芯，并实施与该事故相应的一些安全保护措施, 在此事故分析中，取小破口水力直径为 20 cm 。 4.2 事故研究方法 4.2.1 模拟分析程序 本文采用 ATHLET 程序进行计算分析，此程序是德国开发的用于压水堆或沸水堆核电站系统分析的程序。针对研究堆特点，ATHLET 程序简化了实际核电站压水堆失水事故过程中各个系统的运行过程，也修改了低温下的水物性计算公式和临界热流密度计算公式等并对于一些参数误差进行适当修正。 4.2.2 反应堆模型 反应堆正常运行时，主回路冷却剂从堆芯上部流入堆芯，带出堆芯产生的热量，经过下联箱进入主管道，流过延迟水箱。冷却剂经主泵送至主换热器，将堆芯热量交换给二次水冷却剂后，回流到反应堆水池，完成整个循环过程。 堆芯模型使用 4个并联流道模拟堆芯，第 1个流道模拟堆芯内热的子通道；第 2个流道模拟堆芯所有燃料组件的总体特性；第 3个流道模拟燃料组件之间的间隙等旁路；第4 个流道模拟辐照组件。为了详细地给出参数的轴向分布，将热流道和堆芯平均流道沿轴向分成 15个控制体。其他 30多个控制体分别模拟堆池上部联箱、堆池下部联箱、堆池侧联箱、延迟水箱以及主循环泵等。主换热器一次侧控制体和二次侧控制体之间使用传热构件连接起来。使用 2个流量随时间可变化充灌件模拟二回路流量。 4.2.3 ATHLET程序编辑与运行 4.2.3.1 ATHLET输入文件的编辑 （1）编辑控制输出打印的程序标题 ； 沈阳工程学院毕业设计（论文） - 16 -（2）编辑本次程序需要设定的循环过程及引入的函数方程； （3）编辑 FEBR 模块用于自动调节时间步长； （4）针对实验要求编辑拓扑数据输入以明确各大系统模型（见附录）； （5）压水堆中热流体流经对象参数的简化设定：具体有热管段、U 型蒸发器、冷管段、泄露口、大气、下降段、下腔室、堆芯、上腔室、波动管、稳压器、蒸发器下降筒、蒸汽发生器自然循环上升段、分离水回收通道、蒸汽发生器汽包、汽水分离器、主蒸汽管道、冷凝器等； （6）时间相关控制体数据输入； （7）热传导模块具体模型的建立：填充接管、喷放模型、双端剪切模型、蒸发冷凝模型、汽水分离器模型、电加热器和燃料棒模型、蒸汽发生器模型等； （8）热工流体力学模块以及通用控制模块各部分参数设定：泵、阀门、积分控制数据、热传导数据、通控制模拟模块数据、对象控制数据、临界喷放表格数据等； （9）中子动力学模块的建立； （10）相关杂项数据输入。 4.2.3.2 ATHLET程序的运行 (1) 双击 ATHLET程序图标（如图 4.1）: 图 4.1 ATHLET 程序启动界面 (2) 点击“RUN ATHLET”运行 ATHLET程序： 图 4.2 ATHLET 程序运行界面 1 低低温烟冷器-WGGH 系统设...
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