典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析
核工程与核技术专业
学生指导老师
[摘要]压水堆是使用轻水作冷却剂和慢化剂，在高温、高压条件下运行的核反应堆，它所使用的燃料为低浓度的浓缩铀。在20世纪80年代，压水堆被认为是技术最成熟，最经济，最安全的堆型。目前，我国内地大部分正在运行和在建机组为压水堆机组。而压水堆核电站与普通火电站的最大区别就在于：它的一回路带有放射性。当压水堆发生小破口失水事故后，可能导致反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳，经安全壳泄露之后，会污染环境。而通过研究典型压水堆核电厂一回路热力系统在小破口失水事故工况下的系统响应，能够让我们对压水堆核电厂的安全有更直观的认识，确保核电能够安全有效的为人类服务。
本论文是以典型压水堆核电厂为研究对象，用RELAP5软件为工具，对核电厂的一回路热力系统进行建模和仿真。建模和仿真的范围是：反应堆冷却剂系统(RCP)、与安全分析有关的一回路辅助系统。一回路辅助系统主要包括：辅助给水系统(ASG)、反应堆余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)和化学容积控制系统(RCV)。在建模的过程中运用了模块化结构的方法，即：先将一回路的热力系统模型分解为若干个功能独立，能够分别调试、设计以及验证的模块，然后再逐层耦合组成分系统模型，最后整合成完整的一回路热力系统模型。
根据所建一回路热力系统模型进行稳态计算，并将计算结果与典型压水堆核电厂的数据进行对比分析。在此基础上，对冷管段的小破口失水事故的极限工况瞬态过程进行了模拟和分析，通过仿真实验，了解事故发生过程中反应堆堆芯的热工水力状况。
[关键词] 压水堆，RELAP5，一回路热力系统，建模，小破口失水事故
The analysis and calculation of typical nuclear power plant thermodynamic system of PWR primary small loca
Nuclear Engineering and Nuclear Technology
Student:Adviser:
[ABSTRACT]Pressurized water reactor is the use of light water as coolant and moderator, running in the condition of high temperature, high pressure reactor, the fuel is uranium of low concentration. In twentieth Century 80 time, pressurized water reactor is considered to be the most mature technology, the economy, the security of the reactor type. At present, the mainland of China and most are in operation and under construction units for pressurized water reactor. The pressurized water reactor nuclear power plant with the biggest difference between ordinary thermal power station is a loop: it's radioactive. When a small break loss of coolant accident for pressurized water reactor, the reactor coolant may lead to radioactive substances into the containment, after security shell leakage, pollution of the environment. The loss of coolant accident response by studying typical pressurized water reactor nuclear power plant thermodynamic system of a loop, so that we can have a more intuitive understanding of the pressurized water reactor nuclear power plant safety, ensure that nuclear power is safe and effective for the human services.
This paper is based on the typical pressurized water reactor nuclear power plant as the research object, using RELAP5 software as a tool, the modeling and Simulation of a loop of nuclear power plant thermal system. Scope: Modeling and Simulation of the reactor coolant system (RCP), and safety analysis of auxiliary system related. Auxiliary system mainly includes: auxiliary feedwater system (ASG), the reactor residual heat removal system (RRA), safety injection system (RIS) and the chemical and volume control system (RCV). In the modeling process using the method of modularization structure, namely: first the thermodynamic system model of a circuit is divided into several independent function, can be respectively debugging, design and verification module, and then layer by layer coupling component system model, finally integrated into a complete loop model of thermodynamic system.
According to the calculation of the loop thermodynamic system model for steady state, and compare the results with a typical pressurized water reactor nuclear power plant by the comparative analysis of the data. On this basis, the simulation and analysis of transient process of small break loss of coolant accident of cooling pipe, through the simulation experiments, to understand the thermal hydraulic conditions in the process of the accident the reactor core.
[Keywords] Pressurized-water reactor，RELAP5, The first loop thermal system，Modeling，Small break loss-of-coolant accident．
目录
1 绪论 (5)
1.1研究的背景和意义 (5)
1.2国内外研究现状 (6)
1.3论文的工作 (6)
2 典型压水堆核电厂一回路热力系统概述 (7)
2.1冷却剂系统（RCP）概述 (7)
2.2冷却剂系统（RCP）的主要设备 (8)
2.2.1 反应堆压力容器 (8)
2.2.2 蒸汽发生器 (9)
2.2.3 冷却剂泵 (10)
2.2.4 稳压器 (11)
2.3一回路辅助系统 (12)
2.3.1 化学与容积控制系统（RCV） (12)
2.3.2 硼和水补给系统（REA） (13)
2.3.3 余热排出系统（RRA） (13)
3 典型压水堆核电厂一回路热力系统建模 (14)
3.1热力系统的建模方法 (14)
3.2反应堆冷却剂系统的建模 (15)
3.2.1反应堆压力容器 (15)
3.2.2稳压器 (17)
3.2.3蒸汽发生器 (18)
4 核电厂小破口失水事故安全分析 (20)
4.1小破口失水事故概述 (20)
4.2小破口失水事故分析 (22)
4.3结论 (25)
5 全文总结 (25)
参考文献 (25)
致谢 (26)
附录 (28)
1绪论
1.1研究的背景和意义
随着中国经济的高速发展，社会对能源的需求也日益增加。而中国是一个多煤炭的国家，国家的发电主要依靠以燃煤为主要燃料的火电厂，目前中国火电发电量占全部发电量的82.54%。以燃煤为主要燃料的火电厂在发电过程中会产生二氧化碳、粉尘、二氧化硫和氮化物，而二氧化碳是温室效应的主要元凶，粉尘更导致了雾霾的猖獗。如果不优化电力结构，能源和环境两大问题的负面效果将难以消除。
而为了优化电力结构，中国大力发展了水力发电，风力发电，太阳能发电等形式的可再生能源发电，然而现实情况是他们或多或少都存在一些问题：水力发电破坏生态，太阳能发电的转化效率太低，风力发电对电网冲击太大。就目前看来，核电是唯一能够大规模代替常规能源的清洁和高效的能源。因为核燃料的储量高，运输和储存都比较方便，而且核电厂在安全运行的情况下具有发电成本低，污染小等优点。因而自从前苏联建成第一座实验核电厂以来，核能在世界范围内获得了巨大的发展。而据国际原子能机构公布的数据，美国是世界上核电站最多的国家，核电站总共有104座，核电占该国总发电量的19%；在法国，80%的电力是由核电供应的，法国也是世界上第二大民用核大国，同时也是计划建造等多核电厂的欧洲国家；在德国，自日本福岛事故之后德国便立法停止核电，然而自关闭核电厂之后，德国从法国进口电量增加了58%，而正如上面所说法国的电力基本都是由核电供应的。
在中国,自从秦山一期建造完成，核电便在中国沿海地区遍地开花，自福岛事故之后中国的核电迎来了深刻反思与检查的四年，现如今随着中国核电的重启，我国势必会迎来一个核电高速发展的新时期。而对核电厂，公众更关心的是核电厂的安全问题，特别是2011年的日本福岛事故更是重新唤起了人们对核电厂事故严重后果的恐惧。核电是一把双刃剑，我们在享受核电带来的便利的同时，也应更加注意核电厂的安全问题。而对核电厂的热力系统进行建模分析，能够让我们更加直观地模拟反应堆的各种事故工况，了解各种事故工况下的系统响应。
在压水堆核电厂的反应堆冷却剂装量减少的一类事故中，一般而言，大破口失水事故最为严重，但是由于小破口事故中RCS降压速率慢、事故过程中可能在高压阶段出现长时间的堆芯裸漏而引起燃料元件升温并损坏，因而，事故分析中要求对小破口失水事故也要有全面而深入的分析。由于破口位置的不同，小破口失水事故可分为冷段破裂小破口失水事故、热段破裂小破口失水事故和气腔小破口失水事故，一般是冷段破裂小破口失水事故最为严重。【1】
本论文是以典型压水堆核电厂为模型，利用RELAP5为工具进行建模，对核电厂一回路的热力系统进行建模分析，模拟小破口失水事故工况，用该情况的后果来评估核电厂的安全性。
1.2国内外研究现状
核电厂模拟仿真软件是核电站热力系统分析的核心，目前国际上除了Relap5之外还有多种软件能够进行建模并模拟分析核电厂一回路热力系统。然而对于压水堆核电厂来说Relap5仍然是最适合的工具，它能够支持核电厂分析和仿真，更重要的是能够为初学者和大学生提供指导培训。在国际上,Relap5软件正在被国际机构积极的维护和发展，它被大范围的使用。其中就有欧洲的三个重要实验运用Realp5进行实验设计和分析，它们是：德国的Quench实验，俄罗斯的Parameter实验，法国的Phebus实验。在国内，随着核电的大规模重启，核电厂的安全又提到了重要的位置。目前清华大学，上海交通大学，哈尔滨工程大学等正在积极筹备核电厂热力系统的模拟实验室，通过Relap5软件对核电厂一回路，二回路的热力系统进行建模分析，为核电培训并输送高科技人才。
Relap软件自RELAPSE从1966年开发出来之后，经历了Relap2、Relap3、Relap4等的多次更新，目前的最新版本是Relap5/MOD3.3版本。由于Realp5在轻水堆一回路建模方面有着独有的优越性，目前在世界范围内都被广泛的使用。在国内，自1986年从美国引进RETRAN-02程序以来，已经成功应用在秦山的一期、二期、和大亚湾的工程上，帮助解决一些在工程设计方面的关键问题。
图1.1 REALP5的优势
1.3论文的工作
论文的主要工作有：
（1）资料的收集：调研并查找典型压水堆核电厂一回路热力系统数据，结合已有的RELAP5建模程序进行消化吸收。
（2）一回路热力系统的分析及建模：本论文是用典型压水堆核电厂一回路热力系统的系统参数为依据，通过合理的简化，确定一回路热力系统各个
系统和部件的模拟方法。
（3）编写典型核电厂一回路热力系统RELAP5输入卡，进行建模的验证检测
（4）事故分析：对冷管段小破口失水事故极限工况进行瞬态分析
2典型压水堆核电厂一回路热力系统概述
本章主要介绍典型压水堆核电厂一回路热力系统中的冷却剂系统（RCP）以及一些与安全有关的一回路辅助安全系统，这些辅助系统主要包括：余热排出系统（RRA）、化学与容器控制系统（RCV）和硼和水补给系统（REA）。
2.1冷却剂系统（RCP）概述【2】
压水堆冷却剂（RCP）系统是核电厂安全的关键系统，属于安全1级。典型压水堆核电厂，由3-4条冷却剂环路与反应堆压力容器进、出口接管相连接，对称分布。每条环路设有一台蒸汽发生器、一台冷却剂泵。在1条环路堆出口至蒸汽发生器入口间管段上通过波动管设置1台稳压器。
图2.1典型压水堆核电厂冷却剂系统图
冷却剂系统的主要功能：利用水泵驱动冷却剂强迫流动，将堆芯燃料产生的热量
带到堆外，通过蒸汽发生器与二回路给水进行热量交换产生蒸汽。冷却剂在导出热量
的过程中冷却反应堆堆芯，防止燃料元件烧毁，同时冷却剂还是堆芯快中子的慢化剂
和堆芯外围的中子反射层。冷却剂中有硼酸，硼酸中主要含的是B10，它能够与中子反应生成Li7。因此可以通过调节冷却剂中的硼酸浓度配合棒控系统用以控制反应堆反应性的变化。冷却剂系统中稳压器控制一回路系统压力，防止压力过低时出现泡核沸腾，过高时破坏压力边界的完整性。
对冷却剂系统提出的基本设计要求：
1)系统应有足够的传热能力，将堆芯热量传递给二回路。
2)在正常运行和预期瞬态工况下能够对堆芯提供适当的冷却。
3)冷却剂中的硼浓度应该均匀，以保证不出现反应性的变化失控。
4)系统压力边界应该留有裕度。
5)任一环路管道破裂不会导致其他环路的管道破裂，并能保证堆芯冷却。
6)蒸汽发生器是一回路和二回路交界的设备，应尽量避免蒸汽发生器将一回路产
生的放射性物质泄漏到二回路热力系统。
7)应能够对系统进行泄露检测。
8)稳压器应能维持系统正常运行压力
9)系统设备应按相应的安全级的规范要求进行选材。
2.2冷却剂系统（RCP）的主要设备[2]
2.2.1反应堆压力容器
反应堆压力容器也成为反应堆容器或反应堆压力壳。它是一个底部焊有半球形封
头的圆筒形承压密封容器，顶部为用法兰螺栓连接的可拆卸的半球形封头顶盖（图2.2）。压力容器内装有堆芯的燃料组件、上部及下部堆内构件、控制棒等功能组件以及其他
与堆芯有关的部件。
反应堆压力容器的主要作用是：
1)包容反应堆的堆芯燃料组件，固定和支撑堆内构件。
2)压力容器是冷却剂和外界之间的压力边界。
3)与堆内构件一起，作为生物屏蔽对工作人员起防护作用
4)通过压力容器顶部的控制棒驱动机构以及堆内测量装置，控制反应堆，检测堆
芯温度和中子注量率。
图2.2典型压水堆压力容器
2.2.2蒸汽发生器
蒸汽发生器是反应堆一回路和二回路之间的枢纽，目前压水堆核电站普遍采用的是立式自然循环倒U型管式蒸汽发生器，每条环路各有一台。
它有三部分组成：
1)蒸汽发生器壳体和封头
2)自然循环立管式蒸汽段管束，给水在里面被加热汽化
3)双极机械干燥器，将所产生的汽水混合物进行机械除湿，达到所要求的蒸汽品
质
蒸汽发生器的主要功能：
1)利用冷却剂从反应堆一回路带走热量，加热二回路给水使之汽化产生饱和蒸汽，
干燥之后供给汽轮机
2)它是一、二回路之间的枢纽（隔离作用、热力联系）
3)管板和U型管是反应堆压力边界的一部分
图2.3典型压水堆核电厂蒸汽发生器
2.2.3冷却剂泵
压水堆冷却剂泵（简称主泵），它是在高温高压情形下驱动带有放射性的冷却剂的装置，使冷却剂形成强迫循环。冷却剂泵是压水堆冷却剂环路系统中唯一高速运转的机械设备，也是压水堆电厂的关键设备之一。
反应堆冷却剂泵采用立式单级轴封泵，从底部到顶部可以分为三个部分：
1)水利机械部分：包括吸入口和出水口接管、泵壳、叶轮、扩压器和导流管、泵
轴、水泵轴承和热屏等部件
2)轴密封组件部分：包括三个轴密封等部件
3)电动机部分：包括电动机、止推轴承、上下径向轴承、顶轴油泵系统和惯性飞
轮等部件
图2.4压水堆冷却剂泵结构
2.2.4稳压器
压水堆的稳压器是一个立式的半球形封头的圆柱形高压容器，它安装在下部的裙筒座上，整个压水堆冷却剂系统共用一台稳压器来维持一回路压力和水位的稳定。
稳压器的主要功能有：
1)在反应堆正常运行时保证一回路压力稳定在15.5MPa的定值上
2)在反应堆发生运行瞬变时，保证瞬变发生在可控范围之内
3)在一回路压力发生超出范围的大幅度变化的瞬变空旷时，应能够提供反应
堆安全停堆或者安全阀超压保护开启等的保护
4)在反应堆启动或停堆过程中，稳压器用来升温、升压和降压
总的来说稳压器的控制有两个：稳压器的水位控制和稳压器的压力控制。其中稳压器的压力是由装在汽相空间的双回路喷淋系统和装在液相空间的加热器来控制的，当一回路压力降低时，通过加热器的加热使液体汽化增加压力；反之，当压力增加时，通过喷淋系统使的蒸汽液化降低压力。而稳压器的水位控制是用过化学与容积控制系统的下泄管道排放冷却剂和通过上充泵的进入冷却剂的平衡来维持稳压器水位的恒定。
图2.5压水堆稳压器结构
2.3一回路辅助系统
一回路辅助系统包括化学与容积控制系统（RCV）、硼和水补给系统（REA）和预热排出系统（RRA）。这些系统与RCP系统相连是核辅助系统的一部分。
2.3.1化学与容器控制系统（RCV）
化学与容积控制系统是反应堆冷却剂系统的主要辅助系统，它由下泄回路、净化回路、上充回路、轴封注水以及下泄回路四部分组成。它的系统功能有：
1)主要功能：
（1）容积控制：通过上冲下泄功能维持稳压器水位，保证一回路压力的稳定
（2）反应性控制：与硼和水补给系统（REA）相配合通过通过调节硼浓度的变化来跟踪反应性的缓慢变化
（3）化学控制：通过净化功能，去除一回路冷却剂中的腐蚀产物和裂变产物，从而控制一回路的放射性水平，提高水质。与硼和水补给系统相
配合，通过给冷却剂加药来达到除氧、调节pH值的目的。
2）辅助功能：
（1）给主泵提供经过冷却、过滤的轴封水
（2）为稳压器提供喷淋冷水
（3）在稳压器充满水单相运行时，控制一回路的压力
（4）在余热排放系统投入前，通过化学与容积控制系统下泄3）安全功能：
（1）在一回路发生小破口失水事故时，化学与容积控制系统能够维持一回路的水位
（2）在反应堆正常停堆或者发生卡棒、弹棒等的反应性事故时能够与硼和水补给系统配合来共同确保反应堆处于次临界状态
（3）在安全注入系统投入使用时，化学与容积控制系统的上充泵作为高压安注泵投入使用
2.3.2硼和水补给系统（REA）
硼和水补给系统为化学与容积控制系统贮存并提供化学控制、容积控制和反应性控制的各种流体，是化学与容积控制系统的支持系统。系统是由水部分和硼酸溶液部分组成，硼酸溶液部分与安全有关。系统可以分解为补水、硼补充、硼酸配置和化学添加剂制备四个回路。系统的功能：
1）主要功能：
（1）：提供除盐除氧硼水，以保证化学与容积控制系统的容积控制功能
（2）：注入联氨和氢氧化锂等化学药品，以保证化容系统的化学控制功能
（3）：提供硼酸溶液和除盐除氧水，以保证化学与容积控制系统的反应性控制功能
2）辅助功能：
（1）：向稳压器泄压箱提供喷淋冷水
（2）：为主泵的3号轴封平衡立管供水
（3）：为容积控制箱提供与一回路当前硼浓度一样的硼酸溶液，为其进行排气操作
（4）：为稳压器和余热排出系统的先导式卸压阀充水
2.3.3余热排出系统系统（RRA）
反应堆余热排出系统又称反应堆停堆冷却系统，它由两台热交换器、两台余热排出泵及相关的管道、阀门等组成。由于反应堆停堆后有剩余功率的存在，因此反应堆停堆初期的几个小时内堆芯的余热仍需由蒸汽发生器通过热交换带出。之后的冷却由余热排出系统承担，将堆芯余热传递给设备冷却水系统。系统功能：1）主要功能：
（1）：在系统停堆冷却过程中。一回路温度降到1800C以下，压力降至3.0MPa 以下，则投入余热排出系统将堆芯余热导出带给设备冷却水系统。
（2）：反应堆启动时，保证一回路水的循环
2）辅助功能：
（1）：换料操作后，余热排出泵参与换料水的传输
（2）：在主泵停运或者不可用时，余热排出泵在一定程度上保证一回路水的循环，使一回路冷却剂中硼浓度和温度均匀化
（3）：当RCP处于单相状态时，通过低压泄压管线．余热排出系统也可用来超压保护
3典型压水堆核电厂一回路热力系统建模
在热力系统建模过程中，最困难的部分是反应堆冷却剂系统（RCP），这是因为RCP 系统是核岛的主系统，它是核岛热力系统中体积最为庞大、机械结构最为复杂、功能最为重要的设备。由于篇幅有限，仅以反应堆压力容器、稳压器和其中一个蒸汽发生器建模分析，其他系统的建模与它们大同小异。
3.1热力系统的建模方法
由于反应堆热力系统的复杂性，在建模过程中的条理性尤为重要。为此采用模块化结构的方法，将所要研究的复杂系统分解为几个功能独立，能够分别设计、调试和验证的模块，每一个模块对应一个复杂的系统设备或者相对简单的系统，具有简单性、明确性和独立性的特点。
在本次建模过程中，依据了金字塔型的结构模型，如图2.1所示。首先，进行金字塔最下层的建模，即依次建立RCP系统的设备部件的模型或辅助系统中的分系统的模型；然后将RCP系统的各设备部件的模型耦合成反应堆冷却剂系统(RCP)；最后将RCP 系统与辅助系统的各分系统整合为核岛回路即一回路的模型；先将金字塔的底层建好，然后一层一层搭建起来，终于，整个核电厂核岛热力系统模型便完成。这种模块化的建模过程条理清晰、思路明了，利于分别进行模型建立与验证。
图3.1热力系统建模流程图
图3.2核电厂一回路热力系统简图
3.2反应堆冷却剂系统的建模
3.2.1反应堆压力容器
图3.3是反应堆压力容器的建模模型：
其中002、004、006和008是分支部件类型的冷管段；012、014、016和018是环形部件类型的进水口下端；022、024、026和028是环形部件类型的进水口上部；030是分支部件类型的低压端；035是分支部件类型的低压端增压器；040是管型部件类型的堆芯；045是管型部件类型的旁路；050是分支部件类型的堆芯出口；055是分支部件类型的上空腔，而060是单一控制体部件类型的上空腔；065和075是单一控制体类型的上封头，070是分支部件类型的上封头；080是单一控制体类型的控制棒驱动装置。则反应堆压力容器的主要部件建模参数如表3-1所示：
图3.3反应堆压力容器建模
3.2.2稳压器
图3.4是稳压器的建模模型
图3.4稳压器建模模型
其中322是分支部件类型的稳压器上圆顶；325是管型部件类型的增压器；328是管型部件类型的稳压器波动管；234和334为管型部件类型的稳压器喷淋管线；236和336为时间相关的接管类型的稳压器喷淋管线上的阀门；341、343和345为阀门类型的稳压器安全阀；342、344和346为时间相关的控制体类型的稳压器泄压箱。则稳压器的主要部件的建模参数如表3-2所示：
表3-2稳压器主要部件建模参数
3.2.3蒸汽发生器
图3.5为其中一个蒸汽发生器的建模模型，其他三个与其大同小异就不一一介绍。
图3.5蒸汽发生器的建模模型
其中200是管型部件的热端出口管；202是分支部件类型的热管道；204是管型部件类型的连接蒸汽发生器入口的热管道；208是分支部件类型的蒸汽发生器入口；210是管型部件的蒸汽发生器管体；212为分支部件类型的蒸汽发生器出口；214是管型部件类型的交叉管；215是泵部件类型的冷却剂主泵；216为管部件类型的连接主泵的冷水管道；218是分支部件类型的冷管段；220是管部件类型的连接压力容器的冷水管；222是时间相关接管类型的上充泵控制阀；225是时间相关的控制体类型的上冲泵。则蒸汽发生器的主要建模参数如表3-3所示：
表3-3蒸汽发生器主要部件建模参数
4核电厂小破口失水事故安全分析
事故分析是研究核电厂可能发生的事故的种类以及发生的频率，进而来确定事故发生之后的系统响应以及预计事故的进程，来评价各种安全设施和屏障的有效性。通过事故安全分析可以知道操纵员的干预对事故进程的影响，同时也可以用来估计放射性释放量和计算工作人员及居民所受到的辐射剂量。
4.1小破口失水事故概述
失水事故是指，反应堆冷却剂系统的管道破裂或者在第一个隔离阀内与该系统相连的任何管道破裂的事故的统称。失水事故按照破口尺寸的不同，有着不同的过程特性。通常将百万千万级压水堆核电厂反应堆失水事故按照尺寸分为以下几类：
（1）极小破口：等效直径小于等于9.5mm的破口
（2）小破口:等效直径在9.5mm-25cm的破口
（3）中破口：等效直径在25-34的破口
（4）大破口：等效直径在34cm以上的破口
在反应堆冷却剂装量减少的一类事故中，一般来说，大破口失水事故最为严重，但是由于小破口失水事故中RCP的降压速率慢，事故过程中可能在高压阶段出现长时间的堆芯裸露从而引起燃料元件升温并损坏。因而，事故分析中要求对小破口失水事故也作全面而深入的分析。
小破口失水事故的物理特点：
（1）小破口失水事故只有喷放、再淹没和长期堆芯冷却3个阶段
（2）小破口失水事故降压速度慢，蒸汽发生器（SG）二次侧热阱在事故早期起着重要的排热作用。
（3）小破口失水事故降压过程中有个明显的压力略高于二次侧热阱压力的压力平台
由于破口位置的不同，小破口失水事故可分为冷段破裂小破口失水事故、热段破裂小破口失水事故和气腔破裂小破口失水事故，一般是冷段小破口失水事故最为严重。这是因为热段破口事故中，破口的出现有利于上腔室和热段的蒸汽从破口排出，使得上腔室及热段压力相对较低，RCP的装量易流入堆芯，堆芯的水位维持较高从而不出现堆芯裸露，包壳也没有升温。另外，由于冷却剂从热段破口排出时大都要经过堆芯，有助于堆芯流量的维持，堆芯余热能够及时从破口排出，燃料包壳只出现小升温。气腔小破口系统响应与热段基本相同，而冷段小破口事故出现堆芯裸露，燃料包壳升温较大，故在这里选用冷段小破口事故来进行分析。
经比较不同小破口尺寸的冷端小破口事故后发现，破口尺寸越大，堆芯裸漏越深，事故进程越快，堆芯裸露的持续时间越短，因此堆芯的裸露深度与堆芯裸露持续时间之间存在着相互消长的约束，正是这种约束，使得冷段小破口事故存在着一个最危险的破口尺寸，对此进行验证如下所示：
比较各不同破口尺寸时的压力变化和燃料包壳平均峰值温度的变化后发现：破口尺寸越大，RCP压降速率越快；随之破口的增大，2.5cm破口、7.5cm破口和10.0cm
破口温度升高增加，而10.0cm破口达到一个最大值，而随着破口尺寸的再增加，10.0cm、12.5cm和15cm破口，温度逐渐减少。故最危险的尺寸在10.0cm。
图4.1不同尺寸小破口的压力变化
图4.2不同尺寸破口的燃料包壳峰值温度变化
对小破口失水事故分析一般分两步走，首先是分析反应堆系统的总体热工响应，这一般采用RELAP5程序来进行；第二部是进行燃料元件热棒分析，以计算燃料包壳的峰值温度，同样可以用RELAP5程序进行单通道的热棒分析。
在系统分析中，事故的主要假设如下：
（1）堆芯的初始功率考虑正偏差
（2）堆芯衰变热放大20%
（3）考虑单一故障，失去一回路安注电源
（4）注入破损环路的安注流量全部丧失
（5）丧失厂外电源，主泵失电惰性运转，SG释放阀和真空冷凝失败
（6）破口位于不含稳压器的环路
（7）稳压器低压为停堆信号，动作延迟
（8）稳压器低-低压为安注信号，动作延迟
摘要 对核电站安全进行研究,了解其薄弱环节，并采取有效措施保证核安全，这具有非常重要的意义。而安全分析在核电站中更起着尤为重要的作用。 对主回路冷却剂系统热管段大小破口失水事故现象的描述，研究了事故发生后对安全功能的需求及其实现方式，采用小事件树的方法进行事件序列的模型化。其次，采用故障树方法对安全功能的失效进行模型化，并在建树的过程中对系统做了一些相关的假设。最后，通过模型的定量化找出安全壳喷淋系统的功能失效是对堆芯损毁贡献最大的事件，降低此系统功能失效的发生概率是降低此初因事件导致堆芯损毁概率的有效方法和途径。 关键词概率论分析，确定论分析，冷却剂系统热管段，大小破口失水事故
Abstract All experts of related fields conduct a study on the plants understand their weak links and take effective measures to ensure nuclear safety, which is important practical significance. Further, safety analysis is playing a more important role for nuclear power plants．Combination with the phenomenon description of accident of big and small LOCA on primary coolant piping，requirements on safety functions and their realization ways had been studied after the accident occurred，the event sequences were modeled by adopting small event tree method．Secondly, the failures of the security functions were modeled by adopting the fault tree method，and some assumptions of the systems have been done in the process of the establishment of FTA．Finally, the functional failure of the containment spray system has been found that it Was the biggest contribution to the core damaged by identifying the models and reducing the probability of failure of this system was the effeaive ways and means to minimize the probability of damage to the core of this initial event． Key Words probabilistie analysis, deterministic analysis, coolant system heat pipe, coolant pipeline big and small LOCA
发电厂原则性热力系统计算： 已知条件 1. 汽轮机形式和参数 制造厂家： 哈尔滨汽轮机厂 型 号： N300—16.7/538/538型 型 式： 亚临界、一次中间再热、单轴、双缸、双排汽、反动凝汽式汽轮 机 额定功率： 300MW 最大功率： 330MW 初蒸汽参数： =0p 16.67MPa ，=0t 538C ο 再热蒸汽参数： 冷段压力==in rh p p 2 3.653MPa ，冷段温度=in rh t 320.6C ο 热段压力=out rh p 3.288MPa ，热段温度=out rh t 538C ο 低压缸排汽参数： =c p 0.0299MPa ，=c t 32.1C ο ， =c h 2329.8kJ/kg 给水泵小汽轮机耗汽份额：=st α0.0432 机组发电机实际发出功率：=' e P 300MW 给水泵出口压力： =pu p 20.81MPa 凝结水泵出口压力： 1.78MPa 机组机电效率： ==g m mg ηηη0.98 加热器效率： =h η0.99 额定排汽量： 543.8t/h 给水温度： 273.6℃ 冷却水温度： 20℃ 最高冷却水温度： 34℃ 额定工况时热耗率： （计算）7936.2Kj/KW .h （保证）7955Kj/KW .h 额定工况时汽耗率 3.043Kg/KW .h 主蒸汽最大进汽量： 1025t/h 工作转速： 3000r/min 旋转方向： 顺时针（从汽轮机向发电机看） 最大允许系统周波摆动： 48.5—50.5Hz 空负荷时额定转速波动： ±1r/min 噪音水平： 90db 通流级数： 36级
1．2 一回路主要辅助系统 § 1.2.1 化学和容积控制系统（RCV） 一、概述 化学和容积控制系统（RCV）是反应堆冷却剂系统（RCP）的一个主要的辅助系统。它在反应堆的启动、停运及正常运行过程中都起着十分重要的作用，它保证了反应堆的冷却剂的水容积，化学特性的稳定和控制反应性的变化。 二、系统功能： 主要功能： a)容积控制：通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积； b)反应性控制：与反应堆硼和水的补给系统（REA）相配合，调节冷却剂硼浓度以跟踪反应堆的缓慢的反应性变化; c)化学控制：控制反应堆冷却剂的PH值，氧含量和其他容积气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸，降低冷却剂放射性水平，净化冷却剂。 辅助功能： （1）为主泵轴封提供经过过滤及冷却的水 （2）为稳压器提供辅助喷淋水 （3）一回路冷却剂过剩下泄 （4）需要时，上充泵可作为高压安注泵运行 三、系统功能描述： 1. 容积控制 所谓容积控制就是通过RCV吸收稳压器不能全部吸收的那部分一回路水容积的变化的量，维持稳压器水位在一个整定的范围内。 一回路水容积变化的原因主要是温度的改变，如图（1）所示：
从图可见当反应堆冷却剂系统RCP 从冷态（60℃）增温到热态（291℃）时，其比容增加将近40%；正常运行时，冷却剂的平均温度随功率的变化而变化，从而比容也随之改变，也造成一回路中水的体积的改变。 另外，由于冷却剂系统处于155Bar 的高压下，也会不可避免地发生泄漏，需要调节水容积。容控原理见图（2） 化学和容积控制系统RCV 从RCP 二环路过渡段引出下泄流，经容控箱再由上充泵把上充流打回RCP ，反应堆稳定运行时，上充流量与下泄流量相等。当温度变化引起一回路内水体积变化时，稳压器水位发生变化，当水位偏离设定值时，调节上充流量，使稳压器水位恢复到设定值。但容控箱容量有限，在RCP 系 统升温、降温过程，或其它瞬态，水容积发生很大变化时，可与其它系统配合，容控箱水位高时，可排放到硼回收系统（TEP ），容控箱水位低时，可由硼和水补给系统（REA ）按需要进行补给。 2. 化学控制 由于冷却剂在一回路内循环流动，其水化学特性会整个回路都相同：即由于水的温度增高，水中含氧量增加，及一回路水PH 值降低，都将导致一回路部件的腐蚀，而冷却 上充泵 图（2） 容积控制原理 ）
热力发电厂课程设计 1.1 设计目的 1. 学习电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选的原则 2. 学习全面性热力系统计算和发电厂主要热经济指标计算的内容、方法 3. 提高计算机绘图、制表、数据处理的能力 1.2 原始资料 西安 某地区新建热电工程的热负荷包括： 1）工业生产用汽负荷； 2）冬季厂房采暖用汽负荷。 西安 地区采暖期 101 天，室外采暖计算温度 –5℃，采暖期室外平均温度 1.0℃，工业用汽 和采暖用汽热负荷参数均为 0.8MPa 、230℃。通过调查统计得到的近期工业热负荷和采暖热 负荷如下表所示： 1.3 计算原始资料 （1）锅炉效率根据锅炉类别可取下述数值： 锅炉类别 链条炉 煤粉炉 沸腾炉 旋风炉 循环流化床锅炉 锅炉效率 0.72～0.85 0.85～0.90 0.65～ 0.70 0.85 0.85～ 0.90 （2）汽轮机相对内效率、机械效率及发电机效率的常见数值如下： 汽轮机额定功率 750～ 6000 12000 ～ 25000 5000 汽轮机相对内效率 0.7～0.8 0.75～ 0.85 0.85～0.87 汽轮机机械效率 0.95～0.98 0.97～ 0.99 ～ 0.99 发电机效率 0.93～0.96 0.96～ 0.97 0.98～0.985 3）热电厂内管道效率，取为 0.96。 4）各种热交换器效率，包括高、低压加热器、除氧器，一般取 0.96～0.98。
5）热交换器端温差，取3～7℃。 2%
6）锅炉排污率，一般不超过下列数值： 以化学除盐水或蒸馏水为补给水的供热式电厂 以化学软化水为补给水的供热式电厂5% 7）厂内汽水损失，取锅炉蒸发量的3%。 8）主汽门至调节汽门间的压降损失，取蒸汽初压的3%～7%。 9）各种抽汽管道的压降，一般取该级抽汽压力的4%～8%。 10）生水水温，一般取5～20℃。 11）进入凝汽器的蒸汽干度，取0.88～0.95。 12）凝汽器出口凝结水温度，可近似取凝汽器压力下的饱和水温度。 2、原则性热力系统 2.1 设计热负荷和年持续热负荷曲线 根据各个用户的用汽参数和汽机供汽参数，逐一将用户负荷折算到热电厂供汽出口，见 表2-1 。用户处工业用汽符合总量：采暖期最大为175 t/h, 折算汇总到电厂出口处为166.65 t/h 。 2-1 折算到热电厂出口的工业热负荷，再乘以0.9 的折算系数，得到热电厂设计工业热负荷，再按供热比焓和回水比焓（回水率为零，补水比焓62.8 kJ/kg）计算出供热量，见表2-2。根据设计热负荷，绘制采暖负荷持续曲线和年热负荷持续曲线图，见图2-1 、图2-2。 表2-2 热电厂设计热负荷
PCTran压水堆核电站事故仿真实验报告 一、预习报告 实验名称：压水堆核电站事故PCTRAN仿真模拟 实验目的：1、熟悉PCTRAN软件的使用； 2、利用PCTRAN软件模拟核电站的工作、事故工况和事故现象； 3、结合仿真软件深入了解核电站事故的发生原因、现象、后果。 实验仪器设备： 电脑、仿真软件 实验内容： 1、启动电脑，打开PCTRAN仿真软件，熟悉操作界面和 方法。 2、加载运行工况，然后加载事故工况。 3、在事故工况稳定之后，导出事故流程记录，并对事故 中产生响应的参数进行图表记录。 实验原理和背景材料: PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。从1985引入以来，PCTRAN 已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的培训仿真软件。从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先进反应堆仿真专题研讨会培训软件。相当多的大学用PCTRAN教授核能技术并用作硕士和博士的论文开发平台。 在核电站模拟方面，提供了正常运行时的仪表和控制显示。另外还提供了反应对冷却剂边界泄露或者安全壳失效的图标。组
合的放射物释放形成了应急计划区的放射性剂量分布。PCTRAN 可以为核电站的工作人员提供真实的培训和练习。模拟程序延展到可以根据现实的气象条件提供区域的剂量预测。它的运行可以是真实的速度也可以是数倍于真实的速度。它的图形用户界面使操作起来十分方便。所有的图标，文本信息和数据都是通过Microsoft Office Suite传递。 PCTRAN现有的模型: · GE BWR 2 (Oyster Creek), 4 (Peach Bottom), 5 (La Salle), 6 (River Bend) and ABWR (Lungmen) with Mark I, II, III or advanced containment · GE ABWR and ESBWR · Westinghouse 2-loop Chasma (300 Mwe) 与秦山一期同型, 600 MW Point Beach与秦山二期同型, and 4-loop (Salem) PWR dry containment or ice condenser containment (Sequoyah) · Westinghouse AP1000 三门或海阳 · Korean Standard Nuclear Plant OPR1000 and APR1400 · B&W (now Areva) PWR’s of once through steam generators (TMI)· Framatome PWR’s 3-loop大亚湾或岭澳, Areva EPR 1600, ATMEA PWR 3-loop, Mitsubishi APWR · ABB BWR’s (TVO) · Russian VVER 1000 田湾, 第三代 AES92
热力发电厂课程设计 1.1设计目的 1.学习电厂热力系统规划、设计的一般途径和方案论证、优选的原则 2.学习全面性热力系统计算和发电厂主要热经济指标计算的内容、方法 3.提高计算机绘图、制表、数据处理的能力 1.2原始资料 西安某地区新建热电工程的热负荷包括： 1）工业生产用汽负荷； 2）冬季厂房采暖用汽负荷。 西安地区采暖期101天，室外采暖计算温度–5℃，采暖期室外平均温度1.0℃，工业用汽和采暖用汽热负荷参数均为0.8MPa、230℃。通过调查统计得到的近期工业热负荷和采暖热负荷如下表所示： 热负荷汇总表 1.3计算原始资料 （1）锅炉效率根据锅炉类别可取下述数值： 锅炉类别链条炉煤粉炉沸腾炉旋风炉循环流化床锅炉 锅炉效率0.72～0.85 0.85～0.90 0.65～0.70 0.85 0.85～0.90 （2）汽轮机相对内效率、机械效率及发电机效率的常见数值如下： 汽轮机额定功率750～6000 12000～25000 5000 汽轮机相对内效率0.7～0.8 0.75～0.85 0.85～0.87 汽轮机机械效率0.95～0.98 0.97～0.99 ～0.99 发电机效率0.93～0.96 0.96～0.97 0.98～0.985 （3）热电厂内管道效率，取为0.96。 （4）各种热交换器效率，包括高、低压加热器、除氧器，一般取0.96～0.98。 （5）热交换器端温差，取3～7℃。
（6）锅炉排污率，一般不超过下列数值： 以化学除盐水或蒸馏水为补给水的供热式电厂2% 以化学软化水为补给水的供热式电厂5% （7）厂内汽水损失，取锅炉蒸发量的3%。 （8）主汽门至调节汽门间的压降损失，取蒸汽初压的3%～7%。 （9）各种抽汽管道的压降，一般取该级抽汽压力的4%～8%。 （10）生水水温，一般取5～20℃。 （11）进入凝汽器的蒸汽干度，取0.88～0.95。 （12）凝汽器出口凝结水温度，可近似取凝汽器压力下的饱和水温度。 2、原则性热力系统 2.1设计热负荷和年持续热负荷曲线 根据各个用户的用汽参数和汽机供汽参数，逐一将用户负荷折算到热电厂供汽出口，见表2-1。用户处工业用汽符合总量：采暖期最大为175 t/h,折算汇总到电厂出口处为166.65 t/h。 表2-1 热负荷汇总表 折算到热电厂出口的工业热负荷，再乘以0.9的折算系数，得到热电厂设计工业热负荷，再按供热比焓和回水比焓（回水率为零，补水比焓62.8 kJ/kg）计算出供热量，见表2-2。根据设计热负荷，绘制采暖负荷持续曲线和年热负荷持续曲线图，见图2-1、图2-2。 表2-2 热电厂设计热负荷
大破口失水事故（保守分析）1.保守分析中所定义的LBLOOA 保守分析中定义的LBLOCA为冷管段双端断裂并完全错开，失去厂外电源工况。其基本假设为： (1) 102%额定功率； (2) 取最大的功率不均匀因子FQ； (3) 轴向功率取截断余弦分布； (4) 燃耗取最大气隙，最大能量储存； (5) 由温度及空泡负反应性停堆； (6) 衰变热取1971ANS标准×1.2倍； (7) 锆水反应取Baker-Just关系式； (8) 考虑金属构件的能量储存； (9) 取Moody喷放关系式，喷放系数取0.6-1.0； (10) 对冷管段破口，全部ECCS在喷放阶段流出破口，破 损环路全过程流出； (11) 在CHF之后，在整个Blowdown阶段不再认为是泡 核沸腾； (12) 极限单一故障的选择，必须加以论证； (13) 安全壳压力取保守的低值，以加强喷放； (14) 在再淹没阶段，作主泵卡轴假设； (15) 上封头温度假设； 64 (16) 需考虑燃料鼓胀造成的流道阻塞效应（按 NUREG-0630）
2.典型的事故过程 极限工况：喷放系数0.6，最大安注流量。 （1）事件序列 破口开始，失厂外电0.0s 反应堆停堆0.5 安注信号3.0 安注箱开始注水15.1 安注泵开始注水28.0 喷放结束31.5 再灌水结束44.8 安注箱排空58.2 堆芯顶部淹没~500 （2）过程描述 典型的LBLOCA分为喷放、再灌水、再淹没及长期冷却4 个 阶段。 ①堆功率变化 由于大破口失水事故系统压力降低极快，大约在0.1s内，即 65 可降至冷却剂的饱和压力，从而生成大量蒸汽，空泡效应引入的负反应性，使反应堆自行停闭，停堆后剩余中子功率迅速减小，此后主要释放衰变热，衰变热功率不大，但持续时间极长。 ②压力变化 在最初极短的一段时间内为欠热喷放，压力迅速下降，进入 饱和喷放阶段后，压力下降稍见缓慢。在再灌水，再淹没阶段，
国产600MV凝汽式机组全厂原则性热力系统计算 （一）计算任务 1.最大计算功率下的汽轮机进汽量D,回热系统各汽水流量D j； 2?计算机组和全厂的热经济性指标（机组汽耗量、机组热耗量、机组热耗率、绝对电效率、 管道效率、全厂热耗率、全厂标准煤耗率、全厂热效率）； 3?按《火力发电厂热力系统设计制图规定》绘出全厂原则性热力系统图，并将所计算的全部汽水流量绘制成表格，绘制回热系统计算点汽水参数表格，并进行功率校核。 （二）计算类型：定功率计算 （三）系统简介 国产600MW凝汽式机组，机组为亚临界压力、一次中间再热、单轴、反动式、四缸四排汽机组。汽轮机高、中、低压转子均为有中心孔的整锻转子。汽轮机配HG-2008/18-YM2型 亚临界压力强制循环汽包炉。采用一级连续排污系统，扩容器分离出得扩容蒸汽送入除氧器。 该系统共有八级抽汽。其中第一、二、三级抽汽分别供三台高压加热器，第五、六、七、 八级抽汽分别供四台低压加热器，第四级抽汽作为除氧器的加热汽源。八级回热加热器（除 氧器除外）均装设了疏水冷却器，以充分利用本级疏水热量来加热本级主凝结水。三级高压 加热器均安装了内置式蒸汽冷却器，将三台高压加热器上端差分别减小为-1.7 C、0C、0C, 从而提高了系统的热经济性。四台低压加热器上端差均为 2.8 C,八级加热器下端差（除氧 器除外）均为5.5 Co 汽轮机的主凝结水由凝结水泵送出，依次流过轴封加热器、4台低压加热器，进入除氧 器。然后由汽动给水泵升压，经三级高压加热器加热，最终给水温度达到273.3 C,进入锅 炉。 三台高加疏水逐级自流至除氧器；四台低加疏水逐级自流至凝汽器。凝汽器为双压式凝汽器，汽轮机排汽压力0.0049MPa ,凝汽器压力下饱和水焓h'c=136.2 （ kJ/kg）与单压凝汽器相比，双压凝汽器由于按冷却水温度低、高分出了两个不同的汽室压力，因此它具有更低些的凝汽器平均压力，汽轮机的理想比焓降增大。 给水泵汽轮机（以下简称小汽机）的汽源为中压缸排汽（第4级抽汽），无回热加热， 其排汽亦进入凝汽器。热力系统的汽水损失计有：全厂汽水损失、锅炉排污量（因排污率较 小，未设排污利用系统）。 轴封漏气量D sg =2%D 0全部送入轴封加热器来加热主凝结水，化学补充水量直接送入凝 汽器。 （四）全厂原则性热力系统图如图4-2所示。
（申报2018国家级虚拟仿真实验项目） 先进压水堆核电厂运行及典型事故仿真实验 Virtual Reality for Operation and Typical Accidents of Advanced Pressurized Water Reactor 实验指导书 （在线实验版） Experiment Manual（online） 简介 先进压水堆是当前我国核电技术发展应用的主流。本实验基于工业级的全范围多功能核电厂压水堆模拟机开发。实验内容为正常运行工况下触发的典型事故（冷段破口失水事故、蒸汽发生器传热管断裂事故、控制棒弹棒事故等）的演化瞬态过程及干预操作，也包含反应堆原理演示等。实验形式生动，支持远程运行。
实验分步指导 请在项目主页面点击“我要做试验”，或直接输入虚拟仿真实验项目网址：https://www.doczj.com/doc/a75117974.html,/virexp/hdc，该页面包含了相关的实验资料，并可下载本实验指导书。点击“操作实验”进入在线实验页面。 注意，本实验支持IE内核的浏览器（如果是Windows 10内置Microsoft Edge 浏览器，打开后请中请点击菜单栏右上角的省略号“…”，在下拉菜单中选择“使用Internet Explorer打开”），推荐使用360极速浏览器。进入实验页面后，请按提示下载安装插件（UnityWebPlayer）。 插件下载完毕后，显示如下界面，进行在线实验的装载。 装载完毕后，显示实验开始界面。 点击开始后，进入在线实验界面。分为实验预备和正式实验两个环节。
实验预备：基础知识与实验原理回顾 在实验预备环节，可以选择如下动态观察和交互式操作，进行基础知识与实验原理的温习回顾，为正式实验做准备。 (1)基于核反应堆基本原理展示系统，观看压水堆部件结构动画演示； 图 核电站原理展示系统 (2)在核电站运行原理模拟机上，通过按钮进行交互式模拟核电站的各种操 作，包括启动、升功率、降功率、喷淋、停堆等关键操作。 图核电站运行原理模拟机界面
1、按照反应堆堆芯体不同，核反应堆分为哪几种类型？（老师提 示7种） 压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆、石墨气冷堆、高温气冷堆、快中子增殖堆、 2、压水堆核电站有什么优点？ ①压水堆以轻水作慢化剂及冷却剂，反应堆体积小，技术十分成熟 ②压水堆采用低富集度铀作燃料，铀浓缩技术已经过关 ③压水堆核电厂有放射性的一回路系统和二回路系统分开，放射性冷却剂不会进入二回路而污染汽轮机，运行、维护方便；需要处理的放射性废气、废水及其他废物量较少 3、按照相关规定，核电厂应该设置哪几道安全屏障？ 由燃料棒包壳构成的第一道屏障、由一回路压力边界构成的第二道屏障、安全壳及其辅助边界构成的第三道屏障 4、核反应堆第一道安全屏障由哪些部件构成？ 燃料芯块、带压金属合金包壳及相关元件 5、核反应堆第二道安全屏障由哪些部件构成？ 压力壳及其顶盖，蒸汽发生器一次侧，主泵（包括它们的第一道轴封），稳压器及其与一回路的连管、安全阀和卸压阀，一回路管道、蒸汽发生器和主泵、冷却环路的总成，压力壳内操作控制棒的机械装置，辅助系统（由与其相连的环路开始，到第二道隔离装置） 6、核反应堆第三道安全屏障由哪些部件构成？ 反应堆厂房或安全壳、构成安全壳延伸的某些管道、安全壳隔离系统
管道、其他 7、如何保证安全壳的完整性？ 可以通过改进安全系统以减轻施加在安全壳上的载荷，以及加强安全壳结构，使放射性物质的释放量减小到最低程度；加强其在设计、建造、运行和监督等环节的安全质量把关工作 8、核电厂一般设置哪几级防御？（5级） ①核电厂的设计、建造应考虑防止事故的发生，采取各种有效措施，在运行中提供必须的监督，把事故发生的概率降到最低程度，以达到预期安全运行 ②在满足第一级防御的各项要求之外，谨慎估计发生事故、影响安全的可能性及其对策问题 ③主要考虑如发生设计基准事故，而一些保护系统又同时失效时，必须有另外的专设安全设施投入工作，以防止燃料熔化和限制裂变产物释放 ④为防止和缓解核电厂的严重事故而采取的对策 ⑤以核电厂发生严重事故的应急对策为主要内容，以适时采取应急防护措施保护公众 9、核反应堆电厂核岛系统有哪些设备？ 核蒸汽供应系统 ①压水堆及一回路主系统和设备 ②三个辅助系统：化学和容积控制系统、余热排出系统和安全注射系统
第44卷增刊 原 子 能 科 学 技 术 V ol. 44, Suppl. 2010年9月 Atomic Energy Science and Technology Sep. 2010 收稿日期：2010-07-07；修回日期：2010-08-31 基金项目：高等学校博士学科点专项科研基金资助项目（20090073110034） 作者简介：袁 凯（1979—），男，江苏泰州人，博士研究生，从事核电厂严重事故管理研究 出口集管LLOCA 始发严重事故分析 袁 凯，苑景田，邵 舸，佟立丽，曹学武 （上海交通大学 机械与动力工程学院，上海 200240） 摘要：采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并选取出口集管发生双端剪切断裂的大破口失水事故（LLOCA ），同时叠加低压安注失效，辅助给水强制关闭的严重事故序列进行热工水力分析。由于主热传输系统环路隔离阀的关闭，使得两个环路的热工水力响应过程不同。最终由于低压安注的失效，慢化剂系统逐渐被加热，最终导致堆芯熔化、排管容器蠕变失效。在LLOCA 事故序列中叠加向排管容器中注水的缓解措施，可以终止事故进程，使堆芯保持安全、稳定的状态。 关键词：严重事故；出口集管；大破口失水事故；慢化剂注水 中图分类号：TL364.4 文献标志码：A 文章编号：1000-6931（2010）S0-0233-05 Severe Accident Progression Analysis Induced by LLOCA at Reactor Outlet Header YUAN Kai ，YUAN Jing-tian ，SHAO Ge ，TONG Li-li ，CAO Xue-wu （School of Mechanical Engineering , Shanghai Jiao Tong University , Shanghai 200240, China ） Abstract: With an integral systems analysis computer code, the analysis model for CANDU station was built, which contains the primary heat transfer system, calandria vessel, end shield tank and the secondary sides of steam generators. The large break loss of coolant accident (LLOCA) at reactor outlet header with low pressure injection system failed and auxiliary feedwater closed was selected to make further thermal-hydraulic analysis. The accident progressions of the two loops of primary heat transfer system are different because the loop isolation valves are closed. With the failure of low pressure injection system, water in calandria vessel is boiled off and fuel bundles are heat-up. Consequently, the core is melt and collapsed into calandria vessel. At last the calandria vessel is melt-through. In the case of using injection into the calandria vessel as the mitigation measure for LLOCA, the core melting could be suspended. Key words: severe accident ；reactor outlet header ；large break loss of coolant accident ；moderator injection 重水堆核电厂严重事故研究始于20世纪 70年代末和80年代初，是与国际上轻水堆严 重事故研究同时开始的。重水堆的设计提供了 一个非能动热阱的能力，在很多事故序列下， 可为事故进展提供重要的延迟时间。重水堆压力管式的堆芯设计也对事故进程有较大影响，一旦发生燃料升温可能先导致众多压力管中的1个破裂，导致主系统卸压并向慢化剂喷放，避免如压水堆可能先导致蒸汽发生器（SG ）传热管失效而产生高压熔喷事故。
发电厂原则性热力系统计算: 已知条件 1. 汽轮机形式和参数 制造厂家： 哈尔滨汽轮机厂 型 号： Ｎ300—16.７/５3８/53８型 型 式： 亚临界、一次中间再热、单轴、双缸、双排汽、反动凝汽式汽轮 机 额定功率: 300MW 最大功率： 33０ＭW 初蒸汽参数： =0p 16.67ＭP ａ ，=0 t ５38C 再热蒸汽参数： 冷段压力 ==in rh p p 2 3.65３MPa ,冷段温度=in rh t 320.６C 热段压力=out rh p ３.288MP ａ ，热段温度=out rh t 538C 低压缸排汽参数: =c p 0．0299M Ｐa ，=c t 32．1C , =c h 2329.8kJ/kg 给水泵小汽轮机耗汽份额:=st α0.0４32 机组发电机实际发出功率:=' e P 30０ＭW 给水泵出口压力: =pu p ２０.81M Ｐa 凝结水泵出口压力： １．７8MPa 机组机电效率: ==g m mg ηηη０.98 加热器效率： =h η０.９9 额定排汽量: 543.８ｔ／ｈ 给水温度： ２73.6℃ 冷却水温度： 20℃ 最高冷却水温度: 34℃ 额定工况时热耗率: (计算)793６.2Ｋj ／KW ．h (保证）795５Kj/K Ｗ.h 额定工况时汽耗率 3．043K ｇ/KW .h 主蒸汽最大进汽量: 1025t/h 工作转速： 3000r/min 旋转方向： 顺时针(从汽轮机向发电机看） 最大允许系统周波摆动: ４８．5—５0.５Hz 空负荷时额定转速波动: ±１r/m ｉｎ 噪音水平: 90ｄb 通流级数: 3６级
附件4： 2018年度广东省科学技术奖公示表 项目名称三代核电厂提升严重事故应对能力安全技术研发及应用 主要完成单位中山大学 中广核研究院有限公司中广核工程有限公司华南理工大学 主要完成人（职称、完成单位、工作单位）1. 陈鹏（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 2. 张小英（教授、中山大学、中山大学） 3. 展德奎（高级工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 4. 刘东杰（高级工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 5. 杨方青（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 6. 张雷（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 7. 梁峻铭（工程师、中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 8. 李华（实验师、华南理工大学、华南理工大学） 9. 王春发（工程师、中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 10. 王彪（教授、中山大学、中山大学） 11．林继铭（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 12.张会勇（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 13.冉小兵（研究员级高级工程师，中广核工程有限公司、中广核工程有限公司） 14.杨志飞（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司）15．段承杰（高级工程师，中广核研究院有限公司、中广核研究院有限公司） 项目简介 项目面向自主三代核电厂严重事故应对能力安全技术提升，成功提出了一回路系统分析内耦合高精度和高稳定性的安全分析程序，三维堆芯熔化进程模拟程序；形成自主化的三代压水堆堆芯熔融物冷却滞留系统，形成完整的核电厂金属保温层工程设计、制造、施工工艺体系以及严重事故诊断响应支持系统，对于自主三代核电堆型“华龙一号”安全水平提升具有重大意义。主要技术创新包括： 1.提出了自主第三代大型压水堆堆芯与蒸汽发生器的直接耦合分析理论和高精度快速求解算法，实现全范围瞬态工况下反应堆一回路的热工水力分析。开发了三维堆芯熔化精细化模拟程序。 2.建设了三维IVR整体试验装置，攻克加热、密封等试验难题，获取国际首套1:5
汽轮机火用分析方法的热力系统计算 前言 在把整个汽轮机装置系统划分成若干个单元的过程中，任何一个单元由于某些因素而引起的微弱变化，都会影响到其它单元。这种引起某单元变化的因素叫做“扰动”。也就是说，某单元局部参量的微小变化(即扰动)，会引起整个系统的“反弹”，但是它不会引起系统所有参数的“反弹”。就汽轮机装置系统而言，系统产生的任何变化，都可归结为扰动后本级或邻近级抽汽量的变化，从而引起汽轮机装置系统及各单元的火用损变化。因此，在对电厂热力系统进行经济性分析时，仅计算出某一工况下各单元火用损失分布还是不够的，还应计算出当某局部参量变化时整个热力系统火用效率变化情况。 1、火用分析方法 与热力系统的能量分析法一样，可以把热力系统中的回热加热器分为疏水放流式和汇集式两类(参见图1和图2)，并把热力系统的参数整理为3类：其一是蒸汽在加热器中的放热火用，用q’表示；其二是疏水在加热器中的放热火用，用y 表示；其三是给水在加热器中的火用升，以r’表示。其计算方法与能量分析法类似。
对疏水式加热器： 对疏水汇集式加热器： 式中，e f、e dj、e sj分别为j级抽汽比火用、加热器疏水比火用和加热器出口水比火用。1．1 抽汽有效火用降的引入 对于抽汽回热系统，某级回热抽汽减少或某小流量进入某加热器“排挤”抽汽量，诸如此类原因使某级加热器抽汽产生变化(一般是抽汽量减少)，如果认为此变化很小而不致引起加热器及热力系统参数变化，那么便可基于等效焓降理论引入放热火用效率来求取某段抽汽量变化时对整个系统火用效率的影响。 为便于分析，定义抽汽的有效火用降，在抽汽减少的情况下表示1kg排挤抽汽做功的增加值；在抽汽量增加时，则表示做功的减少值；用符号Ej来表示。当从靠近凝汽器侧开始，
核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。 应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。 应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。 通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。 轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统 概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。 概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。 电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二
核电站系统三个回路 一回路：反应堆冷却剂（硼水）在主泵的驱动下进入反应堆，流经堆芯后从反应堆容器的出口管流出，进入蒸汽发生器，然后回到主泵，这就是反应堆冷却剂的循环流程（亦称一回路流程）。 二回路：在循环流动过程中，反应堆冷却剂从堆芯带走核反应产生的热量，并且在蒸汽发生器中，在实体隔离的条件下将热量传递给二回路的水。二回路水被加热，生成蒸汽，蒸汽再去驱动汽轮机，带动与汽轮机同轴的发电机发电。 三回路：作功后的乏蒸汽在冷凝器中被海水或河水、湖水冷却水（三回路水）冷凝为水，再补充到蒸汽发生器中。以海水为介质的三回路的作用是把乏蒸汽冷凝为水，同时带走电站的弃热。 核电站主要设备：核反应堆、蒸汽发生器、稳压器、主冷却剂泵、汽轮发电机机组。
1、压水堆核电站 以压水堆为热源的核电站。它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。 在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。 2、沸水堆核电站 以沸水堆为热源的核电站。沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。 沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。 沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）；蒸汽-给水系统；反应堆辅助系统等。 3、重水堆核电站 以重水堆为热源的核电站。重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。 重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。 4、快堆核电站 由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。 目前，世界上已商业运行的核电站堆型，如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚-239等易裂变材料，它对铀资源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，铀-238原则上都能转换成钚-239而得以使用，但考虑到各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到60％—70％。
第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处