1、 沈 阳 工 程 学 院 毕业设计（论文）开题报告 硼失控稀释与硼化事故分析 系 部： 能源与动力工程系 专 业： 核工程与核技术 学生姓名： 陈昌河 指导教师： 鞠志萍 开题时间： 2013 年 3 月 18 日 一、总体说明 在开题报告中要求给出你对课题的理解，类似的研究在国内外的进展情况，你对系统设计的初步设想，主要需要解决的技术难题和解决思路，同时应 给出课题的时间安排。 二、开题报告内容 1毕业设计（论文）课题的目的、意义、国内外现状及发展趋势 2课题主要工作（设计思想、拟采用的方法及手段） 3完成课题的实验条件、预计设计过程中可能遇到的问题以及解决的方法和措施 4 毕业设计（论文）
2、实施计划 (进度安排 ) 5 参考文献 三、撰写要求 1报告字数不少于 3000 字 2报告内容一律用 A4纸打印 3. 上交时间为毕业设计第三周周末。 一、毕业设计（论文）课题的意义、国内外现状及发展趋势 (可加附页 ) 研究课题是核电厂硼失控稀释与硼化事故分析对核电厂的影 响。硼失控稀释与硼化事故可在核电厂所有运行模式下常有发生，从满功率运行工况下一直到换料停堆工况，对核电厂的安全造成威胁的主要事故之一。反应性事故在核电厂的运行中曾多次发生，若处理不当，可能造成严重的堆芯损坏事件，在压水堆中，硼稀释及硼化事故是主要的反应性事故之一。硼稀释及硼化事故主要是由人因错误、操作规程缺陷、设备故障或
3、设计缺陷等原因分别获共同引起的。硼稀释事故后果主要表现在以下两个方面 :（ 1）停堆工况下，反应堆不可控的重新临界；（ 2）在功率运行时可能引起偏离跑和沸腾（ DNB），导致堆芯损坏。因此本课题对压 水堆硼稀释事故的与原因，后果和在核电厂设计中的预防以及改进措施进行分析具有重要意义。 近年来，各国对硼稀释及硼化事故，特别是停堆模式下的硼稀释事故进行了更加深入的研究，识别出了一些新的硼稀释及硼化事故模式，其中较著名的有“法国模式”和“瑞士模式”。法国模式是法国研究者提出了这样一种现象，在反应堆启动阶段，正在进行硼稀释，如果在失去厂外电时，但稀释还在继续，使上充管线入口附近形成具有低硼浓度的水团，
4、冷却剂硼重新启动时，就会将水团推入堆芯，使堆芯的硼酸浓度降低，造成反应性事故，导致燃料损坏。这就是所谓的法国模式 。瑞典模式是瑞典研究人员还提出了由于蒸汽发生器传热管泄露引起的硼稀释事故模式，在某些特殊工况下，蒸汽发生器一次侧的温度和压力均低于二次侧，如果此时蒸汽发生器的传热管发生泄露，则二次侧的无硼水将进入一次侧，并将滞留在蒸汽发生器内。当主泵启动时，这些睡将被迅速的送到堆芯，造成反应性事故。由于这种事故模式是由瑞典研究人员提出的，因此通常称为瑞典模式。 目前 , 国外对于停堆状态下非可控硼稀释的研究工作仍在进行。我国核安全局已对广东核电厂提出了对付非可控硼稀释的修改要求。对于秦山核电厂的非
5、可控硼稀释的风险和修改要求也 正在进行研究。 硼稀释事件是核电厂运行需重点关注的事故。在秦山第二核电厂扩建工程中 ,国家核安全局明确要求将防硼误稀释列入设计方案中 ,为了使一、二号机组能够与扩建工程保持一致 ,提高一、二号机组的安全性 ,一、二号机组也势必要进行防硼误稀释的改造。本文针对秦山第二核电厂一、二号机组的现有设计 ,详细分析了硼稀释事故的发生机理和可能导致硼稀释事故的稀释源项 ,并从工程设计、运行管理和事故处理等方面分析了现阶段针对硼稀释事故的防范措施 ,以及发生硼稀释事故后操纵员应该采取的行动。同时本文对当前硼稀释事故进行了初步的安全分析 ,并指出在人因操作失误的情况下发生硼稀释事
6、故的可能性。本文还根据改造方案对一、二号机组进行了 PSA 分析 ,认为秦山第二核电厂如果采取防硼稀释事故的改进措施会有效提高堆芯的安全裕度。为了减轻硼稀释事故的后果或降低硼稀释事故的可能性 ,本文对一、二号机组进行防硼误稀释改造的可行性进行了分析 ,并确定了初步的改造方案。通过对本课题的研究 ,拟对秦山第二核电厂一、二号机组的防硼稀释改造提供实际可行的措施 ,并为改造后的文件修改提供参考性的依据。 根据法国核电站运行经验分析，原大亚湾和岭澳核电站设计存在着意外硼稀释的潜在风险。 为防止上述情况的发生，大亚湾和岭澳核电站于 2005 年增加了 INFI- 90 系统 是由法国 EBHB 公司提
7、供，用于实现防止 REA(硼补给 )系统误稀释和 RRA（余热排除）系统的涡流探测功能。自投入应用以来， INFI- 90 系统运行良好，较好地实现了设计要求。 实际上，在停堆运行中，涉及硼稀释的操作（大多为手动操作）很多。繁多的手动操作是导致硼稀释事故的主要根源。而且，在绝大部分停堆工况下，所有控制棒均已插入堆芯，此时，如果又发生快速硼稀释的大反应性引入事故，其后果难以想象。可见，停堆状态不仅是硼稀释 事件发生频率较高的运行状态，而且其后果也较功率运行中严重。世界各国的核电站运行经验反馈结果也充分说明了这一点。 二、课题预期目标及主要工作（设计思想、拟采用的方法及手段） 根据硼和水补给系统的
8、调硼和加硼部分与核安全有关。研究意义是在正常运行工况下，进行引入硼化实验时，将使反应堆一回路反应性产生影响，其中，正常运行工况下，一旦硼化失控，将会引起反应性降低，导致稳压器压力补偿值低和压力降低，稳压器水位出现报警和稳压器水位降低， R 棒提升，反应堆冷却剂系统温度降低，化学与容积控制系统 （以下简 称化容系统） 容控箱水位异常，最终使得反应堆停堆。停堆后，反应堆启动安全注入系统，进行加水稀释，使得反应堆反应性增加，一回路的流量也增加，同时化容系统发挥下泄、上充和除硼功能将对一回路系统的硼和水浓度进行调配，使得反应堆的硼浓度达到安全停堆值。 （ 1）硼失控硼化后的作用机理如下： 反应堆硼浓度
9、增加，反应性减少，功率下降； 反应堆一回路温度和压力下降； 一回路的稳压器压力和水位过低报警； 一回路辅助系统的化学与容积控制系统进行往一回路注入纯水进行稀释，最终由于一回路压力过低迫使反应堆停堆； 反应堆停堆后，冷却剂 出口温度减低，蒸汽发生器产气量减少，蒸汽发生器水位异常，导致汽机脱扣和主给水隔离； 由于反应堆功率持续降低，一回路压力持续降低，触发安全注入系统投入，往一回路注入纯水，以稀释硼浓度，发挥化学与容积控制系统上充管线功能； 硼浓度降低后，反应性增加，一回路压力和温度回升，若化容系统故障，将导致硼浓度失控稀释，反应堆有重返临界的危险。 （ 2）硼失控硼化研究的方法 利用 大亚湾 9
10、00核电厂站仿真系统，模拟 在满功率正常稳定运行时，进行失控硼化仿真模拟实验。模拟硼化过程时，在相同的条件下，插入硼化。初始条件是核热功率 2890MW，电功率为 983MW，冷却剂回路平均温度为 310，回路压力 15.4Mpa，蒸汽压力 6.6Mpa， R 棒为 191 步，硼浓度 BC 为 834.5ppm，反应性 R 为 2.742e-01； 分别做四组插入硼化量为 0.65,0.7,0.75， 0.8，渐变时间都为 1min,延迟时间为 30s。 课题研究方法是利用确定论安全分析方法进行分析：设计基准事故是化容系统故障使得失控硼化将导致反应堆反应性降低，此事故属于反应性引入事故。在引
11、入硼化时，反应性降低，使得安全注入系统启动，注入纯水，将一回路的硼浓度降低，反应性增加， 化容系统故障，未能及时发挥上充下泄和除硼功能，将导致反应堆重返临界的可能，并损坏反应堆相关系统设备，尤其是主泵和压力容器燃料元件。主泵不能正常运行，不能保证冷却剂流量规定值，压力容器堆芯燃料元件温度升高导致毁损，压力容器温度上升，将对压力容器金属强度和刚度产生冲击。因此，硼浓度失控硼化时，化容系统不能正常运行将会对核电站产生严重影响，需对其进一步分析研究。 此外，本课题研究方法还利用概率论安全分析法进行进一步分析：反应堆在满功率运行情况下，假设化容系统不能正常发挥其正常下泄，上充，净化，轴封回流，除硼等功
12、能 ，反应堆系统均能正常运行的情况下，注入硼浓度高于一回路的硼浓度的硼酸时，将对一回路反应堆系统的影响。现以化容系统的上充功能失效作为顶事件，逐步分析建立事件树和故障树。首先事件树为：始发事件为化容系统未能正常发挥其下泄，净化，上充，除硼等功能导致一回路反应堆系统内硼浓度失控硼化；与始发事件相关的系统依次有安全注入系统，化学与容积控制系统和硼和水补给系统。第一个系统是安全注入系统，若安全注入系统成功，化学与容积控制系统成功，硼和水补给系统也是成功的，那么这是成功的事件树，最终能够顺利使反应堆安全停堆。若安注系统 未能成功投入，那么无法使其余两个系统正常投入使用，最终未能达到安全停堆。若安注系统
13、投入成功了，但化学与容积控制系统未能成功投入，那么即使硼和水补给系统成功投入了也未能成功实现安全停堆。 （ 3）硼失控硼化事故的重点和难点 硼失控硼化事故的重点是，研究硼化后反应堆的功率和反应性的变化，以及对一回路辅助系统的化学与容积控制系统的分析。研究中将从以下几方面进行研究： 反应堆反应性的变化，引起化容系统的下泄和上充量的变化，产生变化时，反应堆所处的状态； 反应堆冷却剂进出口温度和压力的变化将引起稳压器的变化和蒸汽发 生器的变化，进而影响整个二回路系统的变化； 反应堆停堆后，安全注入系统启动，对整个事故的缓解作用，以及如何使反应堆能够安全停堆。难点是在利用模拟仿真机实验时，在初始条件相
14、同的情况下插入时间的不同，将导致数据不一致，导致数据采集和分析有干扰。各系统动作时间不一样，出现时间也不一样。 三、预计设计过程中可能遇到的问题以及解决的方法和措施 设计过程中可能遇到问题是，硼化过程中，若安全注入系统和化学与容积控制系统在缓解过程中失效时，有可能导致有硼化转为稀释，这将导致反应堆重返临界的危险。采取解决方法是在硼化注水过 程中进行监控，人工操作进行注水。 预防硼化事故的改进措施： 尽管在核电厂的设计和运行过程中采取了各种措施来预防硼化事故，但是硼稀释和硼化事故还多次发生，在大多数情况下，只有通过运行人员的干预，才能终止此事故。因此预防硼稀释和硼化事故应在设计、运行及检修等方面
15、共同努力。首先应在水系统和控制系统保护系统的设计中加以充分考虑，尽量减少发生此事故的可能性。其次必须确保在所有的运行模式下运行人员都有足够的时间来判断并终止此事故。第三，应严格执行运行规程，特别在主要依靠管理隔离措施来预防的工况下，以减少人因失误而发生的 硼稀释和硼化事故。第四，加强运行人员的培训，减少硼稀释和硼化事故发生的概率。第五，重视对相关设备的检查和维修工作，尽量减少因设备失效而发生的硼稀释和硼化事故。 四、 进度安排 我们设计的进度安排初步为： 序号 阶段日期 计 划 完 成 内 容 备注 1 第 1、 2 周 查阅资料，学习相关标准和规程；掌握核反应堆事故分析的主要方法 2 第 3
16、 周 掌握硼失控稀释和硼化事故的主要过程 3 第 4 周 撰写开题报告 4 第 5 周 上机操作，观察事故的过程和现象及后果 5 第 5 周 根据硼酸溶液浓度的不同，观察主要参数的变化 6 第 6 周 分析 反应堆保护系统 在事故缓解中的作用 7 第 7 周 建立事件树 8 第 8 周 建立故障树 9 第 9 周 全面分析事故的过程，估算此事故发生的概率 10 第 10 周 整理论文内容 11 第 11 周 答辩 五、 参考文献 1 俞冀阳 ， 俞尔俊 .核电厂事故分析 .北京：清华大学出版社 ， 2012.9 2 朱继洲 .核反应堆安全 分析 .西安： 西安交通大学出版社 ， 2004.8
17、3 朱继洲 .压水堆核电厂的运行 . 北京： 原子能出版社 ， 2008.8 4 朱继洲，单建强 .核电厂安全 .北京：中国电力出版社， 2010.8 5 单建强 .压水堆核电厂调试与运行 .北京：中国电力出版社， 2008 6 广东核电培训中心 .900MW 压水堆核电站系统与设备 .北京：原子能出版社，2007.1 7 林诚格 .非能动安全先进压水堆核电技术 .北京：原子能出版社， 2010.5 8 马进 .核能发电原理 北京： 中国电力出版社 ， 2007 9 张建民 .核反应堆控制 北京：原子能出版社， 2009.6 10 张春明，张和林 .压水堆核电厂硼稀释事故及预防改进措施 .核安
18、全 ，2004(2):1418 11 卢才华，饶贤明，庄昀 .压水堆核电站一回路硼浓度监测 .核电子学与探测技术， 2004,24(3):262264 12 施卫华，潘泽飞，叶国栋 .秦山第二核电厂升 /降负荷时硼化稀释量计算 .核动力工程 ， 2010,31(6):96101 13 U.S.Nuclear Regulatory Commission.Shutdown and Low-Power Operation at Commercial Nuclear Power Plants in the United States,NUREG-1449.Feb,1992 14 熊本和 .核电厂停堆状
19、态下的安全问题 .辐射防护 ， 1994,14(2) 15 段新会，姜萍，佟振声 .压水堆负荷跟踪运行的硼浓度模糊控制系统 .核动力工程， 2002,23(1):1923 16 CHU T L,et al.Analysis of Core Damage Frequency from Internal Events During Mid-Loop Operations,NUREG/CR-6144,Brookhaven National Laboratory,June 1994 17 杨顺海 压水堆硼稀释事故的计算 .原子能科学技术， 1992,26(6):8687 18 薛大知，梅启智，奚树人，
20、 PSA 发展现状及其应用，核科学与工程第 16 卷，第 3 期 ,1996 年 9 月 19 用于 900MWe 和 1300MWe EPS(概率安全研究 )的设备边界定义和通用可靠性数据 (D4002-46-SN/97.AS.025 191 page 3annexes), EDF DSN,FRANCEF. PEREZ,J.M.GUILLEMOT-X.AMEYE-V.LEROYER. 20 Guidelines on Modeling Common-Cause Failures in Probabilistic Risk Assessment.NUREG/CR-5485,INEEL/EXT-
21、97-01327 21 何旭洪 ,童节娟 ,黄祥瑞，核电站概率安全分析中人因事件的风险重要性，清华大学学报 (自然科学版 )， 2004 年第 44 卷第 6 期 22 陈济东 .大 亚湾核电站系统及运行 .北京 :原子能出版社， 1994 23 李禾，马静娴，不确定性分析在概率安全评价中的应用，核动力工程第 23 卷第 4 期， 2002 年 8 月 24 美国核管理委员会 .核电厂培训教程 .孔昭育等译，龚云峰等校 .北京：原子能出版社， 1992 25 Fromatome Owners Group Dilution Synthsses Report,Report No.DIL2,REV,0，DEC， 1993 26 Framatome Evaluationary M310 NuclearIsland,Probalilistic Risk Assessment Core Damage Frequency Status,ET/SE/DC 746,May 1997 六、 指导教师意见 指导教师签名： 年 月 日
