廖科反应堆冷却剂系统回路热管段破口事故分析.doc

1、成都理工大学工程技术学院毕业论文 反应堆冷却剂 系统回路热管段破口事故分析 作者姓名 ： 廖科 专业名称： 核工程与核技术 指导教师： 赵永生 讲师 反应堆冷却剂回路热管段破口事故分析 - II - 目录 摘要 . 错误 !未定义书签。 Abstract. 错误 !未定义书签。 目录 .II 前言 . 1 1 压水堆反应堆基本原理 . 2 1.1 压水堆的简介 . 2 1.2 压水堆的基本构成 . 2 1.3 压水堆主冷却剂系统 . 3 1.4 安全壳 . 5 2冷却剂回路系统热管段破口概述 . 6 2.1 破口大小尺寸界定 . 6 2.2 管道破口的类型 . 6 2.3 冷却剂系统回路管道破

2、口的原因 . 7 3 破口事故后的物理过程 . 8 3.1 大破口失水事故 . 8 3.1.1 喷放阶段 . 9 3.1.2 旁通阶段 . 10 3.1.3 再灌水阶段 . 11 3.1.4 再淹没阶段 . 11 3.1.5 长期冷却阶段 . 12 3.2.6 大破口事故严重情况的总结 . 12 3.2 小破口失水事故 . 12 3.2.1 破口尺寸的影响 . 13 3.2.2 减缓小破口事故后果的措施 . 13 3.2.3 破口事故过程的物理现象 . 14 3.2.4 破口位置的影响 . 15 3.2.5 主泵停止运行的影响 . 15 3.3 大小破口事故特征的比较 . 15 反应堆冷却剂回

3、路热管段破口事故分析 - III - 4 失水事故后果及安全对策 . 17 4.1 防止高压熔堆 . 18 4.2 安全壳热量排出与减压 . 18 4.3 消氢措施 . 19 4.4 安全壳功能的最终保障 . 19 总结 . 21 参考文献 . 错误 !未定义书签。 致谢 . 错误 !未定义书签。 反应堆冷却剂回路热管段破口事故分析 - 1 - 前言 随 着我过核电事业的蓬勃发展， 核能已经成为一种性价 比非常高的能源，核能源清洁、高效，能利用好核能是善用自然的力量。 而大部分的核事故都是人为的操作失误。历史上日本福岛核事故和切尔诺贝这类严重的事故 给核安全敲响了警钟， 以至于很多人“谈核色变

4、”两次事故的核污染影响十分深远。因此核安全应该要得到人类足够的重视。核工业要求 比常规工业更严密、更 高级 质量保证，建立并维持一套有效地 解决事故的 措施。 要保证核电厂的安全，维持堆芯的合适温度首要解决的问题 ，它关系到核岛最基本的安全，而主冷却剂是在高温高压下工作的， 冷却剂系统从堆芯吸收了热量后将热量传通过一回路边 的热管段将热量传给蒸汽发生器。 蒸汽发生器再将热量传给二回路的工质，工资沸腾后推动汽轮机做功。 主冷却剂系统的设备和管路构成了压力边界，它是防止系统内放射性的外泄的重要屏障 , 反应堆冷却剂系统 到蒸汽发生器的那一段管道 回路的管道破裂一般在核电寿命的期限内，不会发生 。但

5、是一旦出现了这样的过程带来的危害是非常 的严重，在反应堆安全分析的步骤中，一直处于重要的地位。 我国以压水堆作为主要的堆型 本文就就以压水堆作为分析。 反应堆冷却剂回路热管段破口事故分析 - 2 - 图 1.1 压水堆堆芯的基本构成 1 压水堆反应堆基本原理 1.1 压水堆的简介 最早开发的动力堆堆型就是 压水堆，在世界已经建成的反应堆堆型中占到 60%以上，压水堆主要用到的冷却剂和慢化剂都是净化后的水， 水的慢化效果好（水中含有氢原子核），在加上水的物理和化学性能被人类熟练的掌控。不足的是水的吸收截面大，因此必须要用富集度较高的铀元素作为反应堆核燃料，水在常压下的沸点较低， 要使水有更高的沸

6、点就需要在高压下进行。从而获得更高的热效率。 1.2 压水堆的基本构成 反 应堆 构成由压力容器、堆芯，对内部的一些构件和控制棒等部件组成。 反应堆冷却剂回路热管段破口事故分析 - 3 - 堆芯是由核燃料组件，控制棒的组件和可燃毒物的组件、 中子 源组件，燃料组件是产生裂变热的部件，一个燃料组件大约有 200300根燃料组件 ，燃料元件是有富集度 2%4%的铀的氧化物二氧化铀做成。性状一般为圆柱形，装在锆合金的包壳内 ，再将两端密封做成细长的燃料棒，燃料棒布置正方形或者三角形的栅格形式，中间用弹簧格架将元件棒夹紧。 堆内的链式反应的控制主要由控制棒来实现，通过改变控制 棒在堆芯插入的深度来使反

7、应堆启动、停堆或者改变功率。控制棒由强吸收中子 的物质组成。在紧急情况下能全部插入堆芯，保证反应堆的安全 ，除此之外还可以通过改变硼酸浓度补偿反应性变化，称为化学补偿控制。 堆内构件主要的作用是保证堆芯精确的定位、压紧防止运行过程发生偏移；同时也要分隔开 流体，使冷却剂按照固定的方向流动来带出热量，对对内构件的要求是能再高温高压下抗腐蚀并且尺寸和性状都很稳定。 压力容器是反应堆是非常关键的设备，它是防止反射性物质外泄的承压设备；所以要求压力容器在高硼酸水腐蚀和高能中子照射的条件下能使用 2030年，压力容器的寿命决定核电厂的寿命。 1.3 压水堆主冷却剂系统 压水堆的冷却剂系统一般采用的是采用

8、分散形式的布置，由 24个相同的冷却环路组成，单个环路上的有一台蒸汽发生器，两台主冷却剂泵（备用一台），在用管道连接成一个密闭的回路，这样的系统就叫做主冷却剂系统。系统的压力有一台稳压器来维持 ，同时还有一系列的辅助系统。主冷却剂系统置于钢筋混凝土的安全壳内 ，安全壳来保证容纳可能泄露的蒸汽和裂变产物，下图是压水堆的主体结构图。 反应堆冷却剂回路热管段破口事故分析 - 4 - 图 1.2 压水堆主体结构 冷却剂在 1516MPa的压力下由堆芯的周围环路向下流动，再流过堆芯之后温度上升的到 320330 ，然后热量传到二回路来产生蒸汽。蒸 汽推动汽轮机做功来发电，蒸汽会在冷却剂泵的作用之后有回到

9、反应堆。 冷却剂系统的一系列的所有的设备，以及阀门都安装在安全壳内部，冷却剂当中存在裂变的产物和辅助的产物，对回路都会对管道和设备构成一定的污染，为了防止管带发生破裂之后流体的破裂对管道造成损坏，在管道上 都装有限制器 （在管道上设计中安装了防震和防止冲击的装置） 对设备和管道进行隔离。 反应堆冷却剂回路热管段破口事故分析 - 5 - 图 1-3 压水堆核 电厂原理图 1.4 安全壳 安全壳 是防止反射性物质外泄的一道重要屏障。安全壳要承受反应堆在发生失水事故一回路泄漏喷放时产生额高温以及高压，甚至也要经的起地震、台风甚至是导弹的轰炸。 压水堆的安全壳一般比较大，造价也很高，一个功率 1000

10、MW的压水堆。安全壳的直径大概是 40米，高度约 60米，对安全壳的初始设计 压力 0.40.5MPa，运行时要定期的进行的泄露实验。 安全壳的顶部有喷淋系统，当发生事故的时候喷淋系统会自动喷淋水将蒸汽冷凝。喷淋水中加入氢氧化钠出去气体的裂变产物，减少释放碘的数量 。 安全壳内部必须有 通风净化系统，并且要保持内部的温度恒定，以满足工作人员的工作条件。通风系统的还要有排除热量，抑制压力上升和除去反射性气体的功能。 反应堆冷却剂回路热管段破口事故分析 - 6 - 2冷却剂回路系统 热管段 破口 概述 在压水堆中破口事故会带来非常严重的后果，由于冷却剂的泄露会释放大量的反射性物质。 2.1 破口大

11、小尺寸界定 破口事故按照尺寸的大小可以分为大破口事故和小破口事故 ，按破口的位置又可以分为冷管段和热管段的破口事故，大中小破口的分界不是绝对的。冷管段破裂带来的危害比热管段要大的多。 在这里我们分析是热管段的破裂 分析其物理过程及其后果，确保反应堆的安全。 下 图是破口大小尺寸的分类界限。 图 2.1 破口尺寸的分类界限 2.2 管道破口的类型 图 2-2 管道破口的几种类型 反应堆冷却剂回路热管段破口事故分析 - 7 - 2.3 冷却剂系统回路管道破口 的 原因 冷却剂 系统 的管道材料 采用的是德国的奥氏体不锈钢制造而成的 ，断裂的原因是主要是 由于传热管机械的热应力、一回路水腐蚀，而地震、内部的飞射物和制造中本身的缺陷。这些都可能导致管道破裂。这类事故发生的频率是百万 万分之一次 /(堆年 )。通过对破口事故的过程分析，必须要最大化的减少此类事故的发生概率。 下图是热管和冷管破裂在反应 堆对应的位置 ， 上方对应的 是冷管段的 破口 ，下方是热管段的 破口 。 图 2.3 冷管与热管破裂的位置