【核電廠主回路壓力異常問題探析及解決方案（論文）19000字】

IV1引言核能的發(fā)現(xiàn)和利用是能源發(fā)展歷史中最突出的成就之一。德國在上世紀(jì)40年代發(fā)現(xiàn)核裂變現(xiàn)象。1954年，前蘇聯(lián)建成奧布靈斯克核電站建成，雖然其功率僅有5MW，但卻開啟了世界核能發(fā)電的序章。核電自上世紀(jì)出現(xiàn)以來這六十幾年間共經(jīng)歷了四個時間段即起步、快速發(fā)展、滯緩發(fā)展和復(fù)蘇時期。在世界上第一座實驗性核電站建設(shè)的后十年間核電技術(shù)不斷進步，加之上世紀(jì)七十年代初所出現(xiàn)的石油危機令核能成為了許多國家的能源發(fā)展方向，在石油危機出現(xiàn)的前后二十年左右的時間里，世界核電裝機容量不斷增加，新的堆型隨技術(shù)進步而產(chǎn)生。據(jù)統(tǒng)計日本1981年核能裝機量同比1970年增多了12倍左右。經(jīng)合組織國家核電發(fā)電量在1973年后十二年間發(fā)電量增加了15%，同期石油生產(chǎn)比例不斷下跌。可以說快速發(fā)展時期決定了當(dāng)今世界核電站主要以壓水堆為主流的基礎(chǔ)。然而由于兩起重大事故的發(fā)生使群眾對于核電的安全性產(chǎn)生質(zhì)疑。美國在其國事故發(fā)生后的30多年間未新添一座核電站。而蘇聯(lián)則是在其國事故發(fā)生后的5年后宣布解體并幾乎不再批準(zhǔn)建造核電站。世界核電總體來說進入“冰河時期”。直至20世紀(jì)末各國對于氣候變化越來越關(guān)注，核電由于具有清潔高效碳中和等優(yōu)點緩慢復(fù)蘇。上世紀(jì)90年代初期我國第一座壓水堆核電站——秦山核電站建成，標(biāo)志中國大陸核能發(fā)電的時代正式拉開帷幕。目前核能發(fā)電比例逐年上升。截止至2018年末我國核電裝機容量已達世界第三（IAEA統(tǒng)計）。1.1概述 核電是可控的清潔高效能源，能以較小的資源代價和環(huán)境代價獲得較高的經(jīng)濟回報和社會收益。一般火電廠利用化石燃料化學(xué)鍵斷裂的化學(xué)能發(fā)電,但是火力發(fā)電廠以化石燃料為燃料燃燒后放出硫和氮的氧化物，是環(huán)境污染的來源之一。我國火力發(fā)電廠發(fā)一度電要消耗煤375克。一個百萬千瓦的火力發(fā)電廠，一年的平均煤耗要數(shù)百萬噸左右。每天排放100至300噸二氧化硫,對其附近的大氣環(huán)境造成嚴(yán)重污染。而目前火力發(fā)電機組依然是我國發(fā)電機組的主流,每年需要焚燒掉上億噸的煤炭對大氣排放超過上千萬噸的硫氮氧化物。在這樣的形勢下，新的能源得到了大力的開發(fā)。我國能源種類繁多，新能源，如風(fēng)能、潮汐能、波浪能等一次能源?？偰芰侩m很大，但有分布不均、單機容量小、投資大、不穩(wěn)定等原因，不少技術(shù)問題還亟待研究，尚不能作為主要能源。核反應(yīng)（目前僅裂變可長時間控制）所產(chǎn)生的核能遠超過普通的化學(xué)燃料產(chǎn)生的化學(xué)能（燃料等質(zhì)量）幾個量級，因此相同發(fā)電功率下在核電站消耗的核燃料量比的火電所需要的化學(xué)燃料量要少得。同樣作為發(fā)電功率為百萬千瓦的發(fā)電機組，核電站在一整年里需要消耗約30噸的燃料，而火電站卻需要消耗比同功率核電站10倍的能源，并且核電的效益性也很大。核電所具有的經(jīng)濟優(yōu)勢和環(huán)境優(yōu)勢使世界上越來越多的國家將能源重心逐步轉(zhuǎn)向核能。隨著核電在我國發(fā)電占比逐漸增大，確保核電站運行正常的重要性顯得越發(fā)突出。為確保核電廠正常運行，監(jiān)測主回路壓力、明確主回路壓力異常的原因、可能造成的后果、預(yù)防和緩解主回路壓力的異常更是重中之重。1.2國內(nèi)外發(fā)展現(xiàn)狀主回路壓力變化大致可分為兩類，一是核電廠正常運行時的壓力波動變化。這是由于外部負(fù)荷的波動導(dǎo)致汽輪機輸出功率（蒸汽發(fā)生器產(chǎn)氣量）的變化進而反饋給主系統(tǒng)使一回路壓力波動，這種波動依靠穩(wěn)壓器或化容系統(tǒng)的調(diào)節(jié)幾乎可全部抵消，因而這類壓力變化使可以接受的。另一類是由于核電廠整體的某個設(shè)備或部件（閥門、管道等）發(fā)生故障使所屬系統(tǒng)無法正常執(zhí)行其功能導(dǎo)致壓力的異常變化。相比前一類壓力變化，這類壓力變化往往更明顯，造成的后果也比第一類更嚴(yán)重。為了防止與應(yīng)對第二類壓力變化，防止壓力異?？赡茉斐傻姆派湫孕孤兜任：?，核電廠一二回回路中均設(shè)置超壓保護裝置，使用更為先進的壓力控制系統(tǒng)及改進設(shè)備。對于主回路為防止其壓力調(diào)節(jié)滯后，我國開發(fā)了如免疫控制、自抗擾控制的穩(wěn)壓器PID控制器，在正常運行和發(fā)生事故時都能更精確快速調(diào)控壓力。華龍一號采用屏蔽泵屏蔽套能更好包容冷卻劑減少了泄露率同時防止放射性泄露。大亞灣核電站使用先導(dǎo)安全閥組防止過多降壓。對于二回路也設(shè)置先導(dǎo)安全閥組防止二回路超壓影響一回路。對閥門控制系統(tǒng)故障分析可有效防止閥門失效。此外為防止一二回路某處出現(xiàn)裂縫泄露介質(zhì)（水或汽），可采用破前漏分析技術(shù)防止因泄露導(dǎo)致的壓力異常。并在裂縫出現(xiàn)后使用堆焊技術(shù)進行修復(fù)。國外AP1000主要使用非能動安全系統(tǒng)在事故發(fā)生時可有效控制系統(tǒng)壓力，防止放射性外泄。1.3本文主要內(nèi)容本文主要研究主回路壓力異常現(xiàn)象。印證了核電站壓力的監(jiān)測、主回路壓力的調(diào)節(jié)及保護有關(guān)的系統(tǒng)及發(fā)生事故后的一些安全設(shè)施，簡單壓力異常的原因、可能造成的后果。通過模擬機模擬了六種核電廠壓力異常的事故并提出了預(yù)防及緩解措施以并分析了在無人為干預(yù)的條件下一回路壓力的變化趨勢及安全設(shè)施的投運狀況。2核電廠主回路壓力異常2核電廠主回路壓力異常 2.1主回路壓力測量與泄露監(jiān)測核電廠啟動，停堆及運行過程中需要測量與監(jiān)測的參數(shù)有：穩(wěn)壓器壓力壓力、堆芯進出口溫度、穩(wěn)壓器及蒸發(fā)器水位、蒸發(fā)器壓力、硼濃度等。在需要監(jiān)測的參數(shù)中，主回路壓力無疑是最為重要的參數(shù)之一。我們可以通過監(jiān)測一回路壓力了解反應(yīng)堆的運行狀態(tài)，預(yù)防由于冷卻劑升溫膨脹壓力過高和有可能造成設(shè)備受損以及燒毀比的減??；或防止壓力過低引起冷卻劑沸騰。為監(jiān)察一回路壓力，必須進行一回路壓力測量。此外，反應(yīng)堆冷卻劑泵吸入口冷卻劑壓力如果過低，冷卻劑可能會在低壓下汽化引起汽蝕，因此必須避免主泵吸入口壓力過低。一回路熱端壓力還作為穩(wěn)壓器壓力調(diào)節(jié)系統(tǒng)的控制信號。當(dāng)壓力超過上限值時，穩(wěn)壓器噴淋系統(tǒng)起動，使穩(wěn)壓器汽部分冷凝，降低穩(wěn)壓器壓力；當(dāng)壓力低于下限整定值時，起動穩(wěn)壓器電加熱器，以增加穩(wěn)壓器上部的蒸汽量使一回路壓力升高。汽機輸出功率與反應(yīng)堆熱功率有密切聯(lián)系，通過監(jiān)測一回路壓力間接控制汽機輸出功率，進而影響二回路工作狀態(tài)。反應(yīng)堆正常運行或功率瞬變時，主回路壓力在工作壓力允許的誤差范圍波動。當(dāng)主回路壓力異常即超出誤差范圍時。工作人員要根據(jù)壓力變化及之前反應(yīng)堆主回路系統(tǒng)運行狀態(tài)判斷壓力異常原因，解決故障防止事故。綜上主回路壓力測量監(jiān)測不但對一回路正常運行至關(guān)重要，對二回路運行也有一定影響。因此，分析核電站主回路壓力異?，F(xiàn)象對核電站安全運行，高效輸出反應(yīng)堆核裂變產(chǎn)生的熱量有重要意義。壓力測量儀表的選擇與安注對于壓力測量有很大的指導(dǎo)作用的，測壓儀表應(yīng)依據(jù)測量壓力的量級和變化頻率、測量物質(zhì)的化學(xué)特性（酸堿度的大小，是否具有腐蝕性和毒性、是否易燃易爆或易結(jié)晶潮解風(fēng)化）、測量環(huán)境的影響（高溫高壓或低溫低壓，所測介質(zhì)劇烈震動測量）信號傳輸距離及精度的要求選擇合理的測壓計后安裝較為合適的測量通道使壓力測量正確的基礎(chǔ)。核電站主回路壓力一般使用彈性式壓力計即利用彈性形變的作為基礎(chǔ)測量壓力。壓力計彈性件主為彈簧管、波紋管及彈性膜。彈性式壓力計測量誤差分為機械誤差與非機械誤差兩種，機械誤差主要是由于元件變形響應(yīng)速度較慢、元件結(jié)構(gòu)不對稱等原因引起，可用形變響應(yīng)速度更快的材料如熔凝石英制作測壓計、改變測壓計結(jié)構(gòu)的方法減小乃至消除機械誤差。另一類非機械誤差則由于不可避免的摩擦、環(huán)境的改變引起的可用減少機構(gòu)數(shù)目和改善工作環(huán)境的途徑減小此類誤差。在能夠準(zhǔn)確測壓的前提下還需要配置可信的泄露監(jiān)測系統(tǒng)。如果高壓管道存在微小裂紋未被發(fā)現(xiàn)并長期高強度使用有可能令裂紋擴大冷卻劑泄露，進而令主回路壓力異常。除優(yōu)秀的測量外擁有一套科學(xué)嚴(yán)謹(jǐn)?shù)母Q測主回路邊界泄露體系對主回路壓力進行窺測對于核電站運行或事故主回路壓力異常預(yù)防及緩解也有重大意義。當(dāng)主系統(tǒng)管道冷卻劑泄露，首先形成閃蒸汽和閃蒸水，氣體通過保溫層與管道間隙向安全殼排放，在安全殼通風(fēng)系統(tǒng)風(fēng)機冷卻作用下形成冷凝水，經(jīng)過過疏水管線排至收集裝置中。閃蒸水受重力經(jīng)過保溫層焊縫最終排入地坑。在泄露冷卻劑擴散與收集回路上均設(shè)有警報裝置。泄露發(fā)生后對管道和保溫層及設(shè)備隔間和管道的溫濕度進行監(jiān)測確定泄露位置，通過對地坑液位、疏水泵啟動時間及液體密度確定泄露率。在能夠確定泄露位置與泄漏率的基礎(chǔ)上，形成泄露故障綜合診斷方案（系統(tǒng)可用數(shù)據(jù)可靠及儀表故障判斷的整合）。通過運行參數(shù)如主回路壓力等確定運行工況與RCP完整性與LBB技術(shù)需求邏輯整合確保系統(tǒng)的可用，通過對工藝系統(tǒng)（核島通風(fēng)、疏水排氣系統(tǒng)）運行參數(shù)和泄露監(jiān)測系統(tǒng)儀表參數(shù)與他們的參考值比較確定系統(tǒng)是否正常以及數(shù)據(jù)是否可靠。若其中一個系統(tǒng)異常則發(fā)出系統(tǒng)故障報警信號。當(dāng)兩系統(tǒng)均正常時可確定數(shù)據(jù)可靠時將泄漏源分析模塊及泄漏率分析模塊所得結(jié)果分別與其閾值進行比較，若泄漏源位置分析值超閾值時泄漏源定位報警（單儀表報警），然后進行泄露源位置診斷進而修正報警閾值計算泄漏率大小。若泄漏率超閾值且符合一致性與時序性時觸發(fā)最終報警。圖1.1是監(jiān)測算法圖。圖1.1監(jiān)測算法圖2.2主回路壓力異常原因核電站主回路壓力異常的原因多種多樣。可以分為電源故障、機械故障、人為故障三類，這幾類故障有時并非一定是單獨發(fā)生，有時也會疊加發(fā)生使本不嚴(yán)重的事件變成事故。電源故障即失去電源（廠內(nèi)電和廠外電），當(dāng)失去電源而備用電源沒有及時介入時主泵斷電造成的后果最嚴(yán)重即冷卻劑流動相比于正常運行時滯緩，元件熱量積聚有熔化的危險，因而現(xiàn)在一般壓水堆核電廠在設(shè)計時將一回路設(shè)計為即便完全斷電亦能產(chǎn)生自然循環(huán)。機械故障可能是由于設(shè)計的不合理或工作負(fù)荷過大所導(dǎo)致，對于一回路來說可能發(fā)生的機械故障由冷卻劑泵轉(zhuǎn)軸斷裂（概率很小）、穩(wěn)壓器安全閥意外開啟或與輔助主冷卻劑系統(tǒng)的系統(tǒng)閥門意外開閉或管道某處故障，對于二回路則是管道、閥門或二回路設(shè)備出現(xiàn)故障。人為故障則是操作人員或檢修人員錯誤操作或檢修人員維修失誤令事故發(fā)生。比較有代表性的由于操作失誤導(dǎo)致主回路壓力升高而造成的嚴(yán)重后果的事故時七九年美國三里島事故。在設(shè)備檢修完成后，檢修人員由于疏忽大意失誤關(guān)閉輔助回路上的一個閥門，在主給水泵失效后輔助給水無法送至蒸汽發(fā)生器。一回路壓力升高后，減壓閥開啟使給水減少，溫度壓力進一步升高。在高壓安注開啟后操作人員判斷失誤關(guān)閉了高壓安注，最終堆芯冷卻嚴(yán)重不足進而熔化。因此出現(xiàn)了故障后三十分鐘不操作準(zhǔn)則。從三里島事故可以看出監(jiān)測一回路壓力，在壓力異常時準(zhǔn)確找出并解決問題是核電站正常運行的必要條件。2.3主回路壓力異常后果核電廠主回路正常是密閉的，因此當(dāng)主回路或二回路某種原因引起回路導(dǎo)熱情況變化令冷卻劑產(chǎn)生溫度變化或容積波動時，一回路壓力隨之反應(yīng)繼續(xù)反饋于回路間導(dǎo)熱現(xiàn)象。因此，主回路壓力過高或過低都是不合理的。反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力通常都是由反應(yīng)堆控制系統(tǒng)和壓力安全系統(tǒng)自動控制的。反應(yīng)堆冷卻劑壓力控制系統(tǒng)故障（一般是機械故障），在穩(wěn)態(tài)工況下，能導(dǎo)致壓力超出正常范圍；在瞬態(tài)工況下，能引起壓力的不穩(wěn)定性。2.4核電廠主回路壓力調(diào)節(jié)核電廠正常運行時主回路壓力調(diào)節(jié)由壓力安全系統(tǒng)、穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)、化學(xué)與容積控制系統(tǒng)共同作用，預(yù)防壓力異常和調(diào)節(jié)壓力。2.4.1壓力安全系統(tǒng)組成及原理簡介由壓力調(diào)節(jié)和壓力保護兩部分組成，一般設(shè)備為電加熱式穩(wěn)壓器和卸壓箱。起壓力調(diào)節(jié)作用的部分由穩(wěn)壓器、電磁噴霧閥、流量調(diào)節(jié)閥和控制儀表、噴霧管道、波動管道等組成。穩(wěn)壓器的工作利用汽液兩相平衡和飽和水蒸氣的可壓縮性來調(diào)節(jié)一回路壓力。核電廠正常運行時單位質(zhì)量飽和蒸汽的體積變化率約為飽和水的七百倍，同時在15.5MPa壓力下水的密度約為蒸汽的6倍，因此當(dāng)核電站主回路壓力異常變低時利用電加熱器加熱穩(wěn)壓器中的水使之轉(zhuǎn)變?yōu)檎羝羝w積占比增大，穩(wěn)壓器壓力升高，防止主回路壓力過高設(shè)備損壞。同理當(dāng)主回路壓力異常變高時，利用連接到壓力容器冷段的噴淋管向穩(wěn)壓器中噴淋溫度較低的噴淋水，使汽凝結(jié)成水，穩(wěn)壓器壓力下降，防止了主回路壓力過低導(dǎo)致冷卻劑沸騰而引起的燃料元件的毀壞。穩(wěn)壓器控制壓力的核心是控制系統(tǒng)的PID控制器，傳統(tǒng)PID控制器通過確定三個系數(shù)改變補償值，但壓力穩(wěn)壓器內(nèi)的壓力變化是一個非線性的過程因此可能會出現(xiàn)控制滯后調(diào)節(jié)不足的問題，因而出現(xiàn)了如自抗擾控制、免疫控制等新的控制策略?？刂撇呗缘母倪M讓壓力調(diào)節(jié)更加穩(wěn)定和快速，主回路壓力異常的概率變低。起壓力保護作用的部分由卸壓閥、安全閥、卸壓管、泄壓箱等組成。卸壓閥讓安全閥不必頻繁開啟，當(dāng)穩(wěn)壓器壓力過高時先打開卸壓閥，若壓力繼續(xù)上升則將高壓蒸汽排入卸壓箱。廣東大亞灣核電站采用先導(dǎo)安全閥組。為滿足冗余性，安全閥組由單個保護閥與單個隔離閥串聯(lián)，由于后者開關(guān)閾值比前者低因此正常運行時保護閥常關(guān)（具體閾值見表2.1）。二代核電站在設(shè)計時并非像二代加核反應(yīng)堆一樣將嚴(yán)重事故列入設(shè)計中因此二代堆大多采用安全閥組保護主回路壓力，而二代加堆由于在設(shè)計時將嚴(yán)重事故列入考慮范圍其壓力因此保護部分略有不同。二代加核電廠CPR1000壓力保護部分沒有像二代堆一樣噴淋管嘴設(shè)置在上封頭，新增兩條卸壓閥組管線預(yù)防壓力過高時堆芯熔化。表2.1廣東大亞灣核電站安全閥開、關(guān)閾值（絕對壓力/MPa）閥門種類編號開啟壓力關(guān)閉壓力保護閥RCP020VP16.616.0RCP021VP17.016.4RCP022VP17.216.6隔離閥RCP017VP14.613.9RCP018VP14.613.9RCP019VP14.613.92.4.2穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)簡介穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)的作用是將穩(wěn)壓器壓力控制在允許范圍（一般是±0.2MPa）。通過把壓力測量值與整定值（大亞灣核電站為15.5MPa）的差值送到PID控制器，處理后輸出補償信號到信號發(fā)生裝置和繼電器控制主回路壓力。2.4.3化學(xué)和容積控制系統(tǒng)壓力控制在核電廠正常運行時，化學(xué)和容積控制系統(tǒng)主要功能有維持穩(wěn)壓器水位，控制水質(zhì)和冷卻劑中硼濃度的調(diào)節(jié)。其中維持穩(wěn)壓器水位是對壓力安全系統(tǒng)的輔助功能。穩(wěn)壓器壓力補償不是無限的，化容系統(tǒng)可以通過上充和下泄回路補償穩(wěn)壓器所不能補償?shù)膲毫ψ兓?。以大亞灣核電站為例?dāng)主回路壓力異常變高時，冷卻劑流經(jīng)下泄回路至容控箱，當(dāng)壓力升高過大超過容控箱壓力補償極限時，冷卻劑將流至硼回收系統(tǒng)貯存箱中。反之，當(dāng)主回路壓力異常變低時，通過上充泵從硼和水補給系統(tǒng)補償損失的壓力。反應(yīng)堆本身的控制系統(tǒng)在反應(yīng)堆發(fā)生第II、III、IV類工況時有時是不能實現(xiàn)其自身的安全要求。例如，在二代堆中主泵由于機械故障使冷卻劑流量減少的失流事故，在事故發(fā)生后二代堆自身所有的控制系統(tǒng)和自然安全性并不能補償冷卻能力的喪失，堆芯DNBR下降，最終可能出現(xiàn)堆芯熔化、安全殼出現(xiàn)裂口、放射性泄露等嚴(yán)重后果。有必要發(fā)生事故迅速停閉反應(yīng)堆并確保一回路冷卻能力，維持三道安全屏障正常作用。為此核電廠需要在壓力調(diào)節(jié)保護的基礎(chǔ)上為主回路布置相應(yīng)保護系統(tǒng)和安全設(shè)施。2.4.4反應(yīng)堆保護系統(tǒng)簡介反應(yīng)堆保護系統(tǒng)可控制事故后保證核電廠安全的電氣設(shè)備，是停堆保護系統(tǒng)的子系統(tǒng)。在某一參數(shù)（如主回路壓力）大于限值威脅屏障密閉性時停堆，若停堆后壓力繼續(xù)升高，則啟動相應(yīng)安全設(shè)施保證屏障完整性。停堆保護的類型有很多如：根據(jù)反應(yīng)堆冷卻劑進出口溫差停堆、根據(jù)環(huán)路流量變化停堆、根據(jù)穩(wěn)壓器和蒸汽發(fā)生器水位過高或過低停堆、根據(jù)穩(wěn)壓器壓力過高（大亞灣核電站為16.55MPa）或過低（大亞灣核電站為13.1MPa）停堆等。為保證在事故發(fā)生后能順利停堆和啟動專設(shè)安全設(shè)施，保護系統(tǒng)的設(shè)計要滿足冗余性（防止故障發(fā)生后系統(tǒng)某項功能喪失）、多樣性（防止由于同一原理產(chǎn)生的故障）、獨立性（防止已發(fā)生的故障引起其他故障）、安全性（防止故障引起更嚴(yán)重的后果）等設(shè)計準(zhǔn)則。2.4.5專設(shè)安全設(shè)施事故簡介在反應(yīng)堆堆發(fā)生事故后投入安全設(shè)施能夠有效緩解事故，預(yù)防堆芯熔化反應(yīng)堆內(nèi)壓力過高保證安全殼的完整。安全殼隔離系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、輔助給水系統(tǒng)、應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)是核電廠中最普遍的安全設(shè)施。安全殼噴淋系統(tǒng)：安全殼是核電廠最終屏障，能在電廠正常運行和事故時將微量或大量放射性包容在電廠內(nèi)，確保公民和環(huán)境不受到放射性的威脅。系統(tǒng)主體由兩列噴淋管線組成，事故發(fā)生使安全殼內(nèi)壓力達到一定值時（0.24MPa）產(chǎn)生噴淋信號，保護系統(tǒng)動作噴淋啟動。首先從反應(yīng)堆水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)（PTR）的水箱汲水，當(dāng)水箱中水位過低時從地坑中汲水。安全殼內(nèi)高溫蒸汽遇冷水凝結(jié)降溫降壓并在噴淋水中混入燒堿或海波來吸收并降低放射性（尤其是對于I）。在失水事故過去半月左右，若低壓安注泵故障可用安噴泵代替。安全殼隔離系統(tǒng)：為保障安全殼的完整性，在貫穿安全殼的管道都布置了2層準(zhǔn)柔性結(jié)構(gòu)有一定膨脹能力的貫穿件。這些貫穿件零星分布在一二回路的二十多個系統(tǒng)中而非集中在某一區(qū)域。發(fā)生異?；蚴鹿屎蟀踩珰毫_一定值時，安全殼隔離開啟。輔助給水系統(tǒng)：當(dāng)發(fā)生使主回路壓力異常的事故時，或蒸發(fā)器正常給水的某個環(huán)節(jié)發(fā)生故障而使一回路產(chǎn)熱無法正常導(dǎo)出時，輔助給水泵啟動代替正常給水泵向蒸發(fā)器供水，導(dǎo)出堆芯剩余裂變熱，蒸發(fā)器蒸汽由汽輪機旁路排放系統(tǒng)通過蒸發(fā)器大氣釋放閥或凝汽器氣動控制閥排出。應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)：應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)由三個子系統(tǒng)組成，開啟壓力分別對應(yīng)事故發(fā)生后壓力趨勢。子系統(tǒng)并非是依照一定順序啟動而是根據(jù)事故后果的嚴(yán)重性（例如壓力降低速率大?。﹣頉Q是否啟動。例如當(dāng)冷卻劑從反應(yīng)堆流失速率很大時，壓力急劇下降很快降低到4MPa以下，安注箱自動啟動向堆芯入口注入含硼水，在確保堆芯冷卻能力的同時平衡有溫度變化所帶來的負(fù)反應(yīng)性。在這類事故中，蓄壓安注管系起主要作用。而當(dāng)主回路壓力邊界破口很小冷卻劑流失速率同樣很小時，則是子系統(tǒng)中的高壓安注起到重要作用。但無論是哪一子系統(tǒng)動作，必然先向堆芯入口即冷段注入含硼水，這是由于確保冷段冷卻劑流量充足對于事故后堆芯冷卻及反應(yīng)性壓力等參數(shù)控制有重大意義。3核電站主回路壓力異常事故模擬及現(xiàn)象分析3核電站壓力異常事故模擬及現(xiàn)象分析為確保核電廠三大安全功能，在核電廠設(shè)計建造前需對電廠起停及運行過程中可能發(fā)生引起主回路壓力異常的故障或事故按照相應(yīng)驗收準(zhǔn)則進行安全分析并在最終安全分析報告中體現(xiàn)出來。引起異常的原因有許多，美國核管理委員會將這些故障分為七類即：二回路導(dǎo)熱增多或減少、主系統(tǒng)冷卻劑增加或減少、冷卻劑流量的減少、反應(yīng)性與功率的畸變、以及未能緊急停堆的預(yù)期事件。由于核電廠一回路具有放射性的特殊性，在進行安全分析時主要針對核島監(jiān)測參數(shù)進行性分析并對這些事故采取一定的預(yù)防和緩解措施，使核電廠能夠?qū)崿F(xiàn)其安全總目標(biāo)。例如當(dāng)主冷卻劑泵因為跳閘而使冷卻劑流量降低，導(dǎo)致堆芯冷卻能力下降冷卻劑整體平均溫度過高時，反應(yīng)堆保護系統(tǒng)動作緊急停堆并控制相應(yīng)安全設(shè)施運行，保障堆芯及包殼完整性。3.1主回路壓力異常的失流事故3.1.1主泵的功能及發(fā)展功能：主冷卻劑泵是核島中四個最重要的設(shè)備之一，在一回路啟動充水時為主回路趕氣。在冷熱停堆過渡時使冷卻劑循環(huán)。在正常運行時負(fù)責(zé)通過強迫對流的方式將主系統(tǒng)冷卻劑疏送到堆芯，以帶出堆芯產(chǎn)熱和實現(xiàn)冷卻劑的循環(huán)流動。在失去電源時維持一定慣性流量使元件表面熱流密度小于臨界熱流密度并不發(fā)生DNB。發(fā)展:目前主泵歷經(jīng)了由屏蔽式到軸封式再到屏蔽式的過程目前發(fā)展到三代。EMD公司是一代軍用堆和商用堆主泵的唯一提供者，生產(chǎn)的屏蔽泵由屏蔽套隔離轉(zhuǎn)動和靜止部分，其內(nèi)發(fā)生渦流效應(yīng)產(chǎn)生渦流損失令效率變低一般為0.4至0.5。隨著商用堆不斷增加，第一代屏蔽泵效率低的問題越來越明顯，人們將研究重點放在了軸封泵上。最終軸封泵成為了二代商用堆的主流，分為兩大分支。大亞灣使用三軸承支撐軸系結(jié)構(gòu)主泵。秦山一期使用四軸承支撐軸系結(jié)構(gòu)主泵相比另一類軸封泵之下震動更小，與電機匹配性更好。我國美國與歐洲研制出了三代堆以滿足更高的要求，與之相應(yīng)對主泵也提出了更高的要求。EMD生產(chǎn)研發(fā)出AP1000屏蔽泵，用Inconel屏蔽套將定子密封，鎢合金雙飛輪大大增加慣性流量，在發(fā)生失流事故后可有效防止DNB。3.1.2失流事故的原因及預(yù)防主冷卻劑泵是核島中四大設(shè)備之一，正常運行時負(fù)責(zé)通過強迫對流的方式將主系統(tǒng)冷卻劑疏送到堆芯，以帶出堆芯產(chǎn)熱和實現(xiàn)冷卻劑的循環(huán)流動。當(dāng)主泵斷電或卡軸時，疏送冷卻劑流量減少（部分主泵由于電源故障而使冷卻劑流量降低的失流事故為部分失流屬于II類工況），堆芯有可能會發(fā)生DNB使燃料包殼出現(xiàn)破口或裂紋，造成一回路放射性的升高。因此防止失流事故的發(fā)生對于核電站運行有重要作用。一般來說，泵軸卡斷的發(fā)生概率相對于電機發(fā)生故障的概率來說很小，因此對于主泵來說主要是防止其電源發(fā)生故障。核電廠一般選擇廠內(nèi)電源作為為主泵供電的第一選擇，當(dāng)電機出現(xiàn)跳閘等故障無法正常使用時，選用廠外電源為主泵供電。當(dāng)外電源失效而反應(yīng)堆無法孤島運行時，依靠主泵飛輪巨大的慣性流量還可使主泵運行一段時間。其次是泵軸卡斷的預(yù)防，對泵軸進行淬火等熱處理提高其硬度及抗疲勞程度、定期對主泵進行檢修防止卡軸。斷軸與卡軸對于反應(yīng)堆來說都是不被允許的，根據(jù)俞爾俊對失流事故的計算，二者造成后果嚴(yán)重性與控制棒驅(qū)動機構(gòu)及控制棒位置有關(guān)。若停堆棒在事故的前幾秒內(nèi)降下，則卡軸造成的后果嚴(yán)重，與之相反的情況下則斷軸更危險。3.1.3失流事故緩解及故障仿真分析事故緩解：在確定反應(yīng)堆冷卻劑泵故障部分或完全停止運行后，立即緊急停閉反應(yīng)堆，預(yù)防元件和堆芯損壞。安全注入系統(tǒng)在適當(dāng)時投入運行，防止元件包殼由于表面熱流密度過高蠕變毀壞，急停時控制棒迅速自然插落堆芯并確保存在足夠的停堆深度。確定失流事故產(chǎn)因。失流事故發(fā)生后如果未能緊急停堆，最終由于DNBR的下降元件熔化的可能性逐漸變大，元件融化后包殼和水發(fā)生鋯水反應(yīng)產(chǎn)生氫氣會加快放射性泄露的速率。因此操作員在主控室對安全信號進行監(jiān)視對于事故發(fā)生后的緩解也起很大的作用。主冷卻劑系統(tǒng)（RCP）簡介：反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)主要由一回路四大件組成，是主回路最重要的系統(tǒng)，核反應(yīng)在壓力容器內(nèi)的堆芯發(fā)生同時熱功率由冷卻劑導(dǎo)出給蒸發(fā)器給水產(chǎn)生蒸汽，這期間主冷卻劑泵唧送冷卻劑使其能夠在反應(yīng)堆中往復(fù)流動，冷卻堆芯，防止堆芯熔化。冷卻劑中的硼酸可用來控制反應(yīng)性并防止放射性物質(zhì)泄出。事故仿真分析：啟動操作員臺雙擊選擇滿功率氙平衡為初態(tài)，出現(xiàn)復(fù)位提示后選擇故障菜單插入RCP系統(tǒng)一環(huán)路主泵跳閘故障，延遲時間設(shè)定30s，觀察參數(shù)變化。一回路參數(shù)如圖3.1和3.2?？芍?dāng)環(huán)路一冷卻劑泵跳閘后，由于一環(huán)路流量過低產(chǎn)生停堆信號停堆當(dāng)控制棒落下中子密度降低，核反應(yīng)幾乎消失，核功率幾乎下降為0。由于裂變產(chǎn)物存在，熱功率在停堆時快速下降至衰變功率穩(wěn)定最后降到70MW附近后不再變化，同時控制棒插入中子幾乎被全部吸收堆反應(yīng)性下降至零后繼續(xù)下降到負(fù)值。停堆核功率下降超前與熱功率的下降。在停堆的后一瞬間汽機脫扣與電網(wǎng)聯(lián)系斷開電功率下降為0。對于一回路，事故發(fā)生后由于冷卻劑流量降低而使堆芯冷卻能力下降而同時元件內(nèi)反應(yīng)保持原狀，冷卻劑的入口溫度出口溫度和平均溫度都升高（由于系統(tǒng)的時間延遲并未顯示）令冷卻劑的體積逐漸變大使穩(wěn)壓器壓力上升，停堆后熱功率急速下降其下降對冷卻劑造成的降溫影響超過了給水流量的減少和冷卻劑流量下降對冷卻劑的升溫影響（在事故開始后一段時間內(nèi)主泵慣性流量使冷卻劑流量的下降并非是突變而是漸變），冷卻劑進出口及平均溫度（后文若三者趨勢相同則簡稱溫度）下降。出口溫度下降速率高于入口溫度下降速率，出口溫度降溫響應(yīng)速度快于入口溫度降溫響應(yīng)速度。這是由于冷卻劑從入口流向出口，熱功率下降后首先影響出口溫度，因此出口溫度降低響應(yīng)速度大于入口溫度響應(yīng)速度。蒸發(fā)器給水分布熱側(cè)多冷側(cè)少，故停堆后出口溫度降溫速率大于入口溫度降溫速率。堆急停后冷卻劑體積驟然變小穩(wěn)壓器壓力及水位快速下降（穩(wěn)壓器壓力若與水位變化趨勢相同因此后文僅分析壓力）。接下來反應(yīng)堆冷卻劑流量下降和給水流量減少的升溫影響高于停堆后熱功率下降和輔助給水流量增加降溫影響使穩(wěn)壓器壓力及溫度上升，直至熱功率降至衰變熱逐漸穩(wěn)定并與輔助給水所帶走的熱量達到平衡壓力與溫度趨于穩(wěn)定。對于二回路來說，事故開始時故障環(huán)路冷卻劑溫度變高在蒸發(fā)器給水不變時蒸汽產(chǎn)量變多，蒸發(fā)器水位短暫變低，停堆后熱功率的下降令蒸汽變少，給水流量大于蒸汽流量水位變高之后主給水逐漸隔離，輔助給水啟動，蒸汽發(fā)生器水位水位再次變化。在這個過程中，應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)由于主系統(tǒng)壓力并未降低至其啟動壓力（11.9MPa左右）因此并未啟動，失流事故發(fā)生時主回路壓力變化并非不可接受同時事故對于燃料元件的損壞一般不會太嚴(yán)重，因此無需擔(dān)心超壓導(dǎo)致設(shè)備損壞和進行放射性計算。此事故重點注意泡核沸騰偏離比，停堆前冷卻劑溫度上升時，元件表面與冷卻劑溫差變小使元件表面臨界熱流密度變小而元件實際熱流密度大體保持不變，燒毀比變小讓元件更易被燒毀。驗收準(zhǔn)則決定了核反應(yīng)堆燃料元件熱流密度、傳熱系數(shù)等因素并限制了堆功率。電廠電功率間接受完全失流DNBR和失水事故包殼溫熔化溫度共同影響因此對失流事故造成主回路壓力異常現(xiàn)象進行分以提高電廠功率是有必要的。圖3.1一環(huán)路主泵斷電參數(shù)變化圖3.2一環(huán)路主泵斷電參數(shù)變化3.2主回路壓力異常的主蒸汽隔離閥意外關(guān)閉事故3.2.1主蒸汽隔離閥組成及工作原理簡介此閥門為成套設(shè)備，主要由介質(zhì)油存儲裝置即油箱介質(zhì)輸送裝置油泵和惰性氣體壓力開關(guān)及壓力監(jiān)測裝置組成，通過油泵將油箱中的油疏至液壓回路中后油壓超過閥門上部氮氣壓力開啟閥門，在需要關(guān)閉時利用泄油回路將油凈化后送回油箱，下部壓力降低閥門關(guān)閉。閥門利用PLC控制柜，繼電器電路及相應(yīng)液壓控制回路可實現(xiàn)反應(yīng)堆正常停堆的慢關(guān)、反應(yīng)堆緊急停堆快關(guān)、局部關(guān)閉的靈敏性控制功能實驗和帶負(fù)荷試驗的功能。3.2.2事故產(chǎn)生原因及預(yù)防主蒸汽隔離閥是主蒸汽系統(tǒng)中一般由截止閥充當(dāng)?shù)囊粋€重要的閥門，電廠正常運行時保持開啟狀態(tài)，在事故時如在傳熱管破裂事故發(fā)生時，在5s內(nèi)快速關(guān)閉隔離故障蒸汽發(fā)生器預(yù)防放射性泄露至二回路或在蒸汽管道破裂事故發(fā)生時防止一回路降溫降壓過快引入過大正反應(yīng)性損壞堆芯。隔離閥正常開閉對于核電廠正常運行有重要作用。閥門的開閉狀況受控制設(shè)備的質(zhì)量、所處的狀態(tài)（工作壓力、工作溫度、震動程度等）、運行的時間影響。當(dāng)隔離閥單個或全部失效意外關(guān)閉時，一回路倒熱情況惡化（隔離閥意外關(guān)閉屬于II類工況），溫度及主回路壓力升高可能發(fā)生DNB。因此通過對閥門控制系統(tǒng)進行FMEA（故障模式分析）可以有效防止閥門失效，提高閥門可靠性。核電廠在進行部分關(guān)閉試驗后閥門氣動泵失效閥門無法全開。這可能是由于閥門液壓進油回路堵塞、氣動泵失效、無氣源、泵動力不足中一個或某幾個原因?qū)е碌?，?jīng)排查是由于壓空減壓閥活塞磨損嚴(yán)重導(dǎo)致供氣調(diào)節(jié)性能變差使泵動力不足導(dǎo)致。對閥門活動部件如活塞和填料閥桿等進行防腐蝕操作時，要注意避免直接操作以防導(dǎo)致閥門無法正常動作。閥門的失效還有可能是閥門控制系統(tǒng)開關(guān)出現(xiàn)問題，方家山核電站將開關(guān)與閥門放置于導(dǎo)向架上避免與隔離閥管道進行較近的直接熱交換，將現(xiàn)有的更換隔離閥的周期從5年一換減少至3年一換，并對限位開關(guān)進行定期巡查和增多閥門冷卻風(fēng)機保證工作溫的合理及工作觸點和擺臂的可用。這些措施的實施極大降低了隔離閥失效的概率。除了正常運行時可能遇到的問題，隔離閥在設(shè)計安裝時要考慮自然災(zāi)害如臺風(fēng)、海嘯、地震發(fā)生后閥門的可靠性。3.2.3主蒸汽隔離閥事故緩解及故障仿真分析事故緩解：事故發(fā)生后，采取快關(guān)的方式關(guān)閉問題主蒸汽隔離閥，以利于穩(wěn)定一回路，有利于機組。主蒸汽系統(tǒng)(VVP)系統(tǒng)簡介：此系統(tǒng)正常運行時可將蒸發(fā)器產(chǎn)生蒸汽通過管道輸送至汽輪機高壓缸做功發(fā)電、至汽水分離再熱系統(tǒng)的汽水分離再熱器加熱給水、至主給水除氧系統(tǒng)的除氧器熱力除氧、至汽輪機軸封系統(tǒng)充當(dāng)汽封。當(dāng)發(fā)生事故或啟停機時將產(chǎn)氣輸送至氣動輔助給水泵汽輪機提供動力、蒸汽旁路排放系統(tǒng)匹配一二回路負(fù)荷。同時主蒸汽系統(tǒng)還能將主蒸汽壓力和流量信號向反應(yīng)堆保護系統(tǒng)提供，與主給水系統(tǒng)和主冷卻劑系統(tǒng)共同實現(xiàn)熱量的循環(huán)輸出。事故仿真及分析：啟動操作員臺雙擊選擇滿功率氙平衡為初態(tài)，出現(xiàn)復(fù)位提示后選擇故障菜單插入VVP系統(tǒng)主蒸汽RCP001GV隔離閥故障關(guān)閉，延遲時間設(shè)定30s，觀察參數(shù)變化。一回路參數(shù)如圖3.3和3.4。對于二回路，當(dāng)一環(huán)路主蒸汽隔離閥意外關(guān)閉后，故障蒸發(fā)器蒸汽產(chǎn)量變小壓力升高，給水流量大于蒸汽流量之后控制系統(tǒng)自動調(diào)節(jié)減少一環(huán)路蒸發(fā)器給水流量，并在壓力過大時打開一環(huán)路大氣釋放閥降壓，另外兩臺蒸汽發(fā)生器流量增多壓力降低?？傮w排熱減少停堆，汽機電功率逐漸下降，停堆后給水流量下降輔助給水流量逐漸變多，經(jīng)過一段時間后蒸發(fā)器水位逐漸回升。一回路由于排熱減少令入口溫度出口溫度和平均溫度變高（由于系統(tǒng)反應(yīng)時間的延遲并未明顯顯示），冷卻劑體積變大進入穩(wěn)壓器，穩(wěn)壓器的壓力逐漸升高直到停堆。停堆后控制棒將中子吸收堆內(nèi)反應(yīng)消失熱功率至衰變水平，核功率由于堆內(nèi)反應(yīng)的消失比熱功率先到0。熱功率的下降令入口溫度出口溫度和平均溫度下降并且出口溫度溫度下降速率由于蒸發(fā)器熱冷兩側(cè)水流量分布不均高于入口溫度下降速率。由于冷卻劑流向從入口流向出口，熱功率下降首先影響出口溫度，因而出口溫度溫度下降響應(yīng)速度快于入口溫度下降響應(yīng)速度。停堆冷卻劑溫度的下降令冷卻劑收縮進而令穩(wěn)壓器壓力下降。反應(yīng)性由于控制棒插入堆芯變?yōu)樨?fù)數(shù)，主蒸汽隔離并啟動高壓安注使穩(wěn)壓器壓力回升，主回路壓力由于安注系統(tǒng)的投入逐漸回升，輔助給水與安注對堆芯的冷卻排熱與堆芯衰變熱逐漸趨于平衡溫度逐漸平衡。此事故發(fā)生后對于核島由于一臺蒸發(fā)器失效，在停堆前另外兩臺蒸發(fā)器工作負(fù)荷增加同時故障蒸發(fā)器內(nèi)壓力升高蒸發(fā)器接近絕熱狀態(tài)傳熱變差，水位降低令傳熱狀態(tài)雪上加霜。若緊急停堆失效那么主回路溫度升高同時熱應(yīng)力不均有幾率既令元件破裂又令堆內(nèi)支撐結(jié)構(gòu)變形。故障蒸發(fā)器的低水位和傳熱管熱流密度的升高有幾率令傳熱管出現(xiàn)破口造成蒸發(fā)器的毀壞。因而如果事故后操縱員發(fā)現(xiàn)系統(tǒng)自動停堆失敗，立即手動緊急停堆預(yù)防造成更大的損失。對于常規(guī)島停堆前進入汽機的蒸汽量減少，最冷凝器冷凝的凝結(jié)水量減少凝結(jié)水過冷度有可能增加令給水溫度降低對于故障蒸發(fā)器的排熱有積極作用，由此可以看出電廠整體有一定的自穩(wěn)調(diào)節(jié)能力。圖3.3一環(huán)路主蒸汽隔離閥關(guān)閉參數(shù)變圖3.4一環(huán)路主蒸汽隔離閥關(guān)閉參數(shù)變化3.3主回路壓力異常的蒸汽管道破裂事故3.3.1安全閥簡介安全閥是主蒸汽管道上一個重要的閥門，在二回路或三回路某一部分失效使主蒸汽管道升壓至一定程度開啟卸壓，防止管道超壓損壞設(shè)備造成更大損害。一般采用彈簧式閥門可分為加能助彈簧式、彈簧加載式、助動碟簧式、直接作用彈簧式（美國西屋電氣公司AP1000采用此類安全閥）。某核電站使用由先導(dǎo)閥和主閥組成的先導(dǎo)式安全閥預(yù)防蒸汽管道出現(xiàn)破口。閥組利用壓差原理，在壓力過高時先導(dǎo)閥上腔導(dǎo)入介質(zhì)使閥桿移動閥芯離座介質(zhì)進入主閥上腔，當(dāng)上腔壓力之和大于系統(tǒng)壓力和彈簧力時主閥閥芯下移主閥在一秒內(nèi)開啟。3.3.2事故產(chǎn)生原因及預(yù)防從廣義上來說，蒸汽管道的破裂指主蒸汽系統(tǒng)蒸汽回路上任意一部分（包括管道及所屬閥門）發(fā)生破口而使二回路導(dǎo)出熱量增多的事故，從狹義上來說此事故指由二回路蒸汽管道破裂引起導(dǎo)熱增多的事故，根據(jù)破口（閥門或管道）的尺寸及核電廠功率的不同，蒸汽管道破裂事故可分為II、III、IV類工況，此事故極限為DEGBs（蒸汽發(fā)生器二回路蒸汽管道雙端斷裂）。為防止此事故，可以選擇合適的管材、采用合理的管道設(shè)計、制造工藝及高精度裝配，在正常運行時實時監(jiān)測管系壓力溫度，用破前漏分析方法分析管道狀態(tài)，防止管道破裂。蒸汽系統(tǒng)卸壓事故原因是大氣排放閥或蒸發(fā)器安全閥錯誤開啟而引起的蒸汽產(chǎn)量增多，一回路導(dǎo)出熱量變多的事故，此事故一般為II類工況。本文主要簡單分析安全閥異常開啟引起的事故。安全閥出現(xiàn)誤操作的原因有：安全閥供電管線相同，當(dāng)供電母線出現(xiàn)問題時，安全閥有可能會誤動作，可以通過由不同通道為閥門供電滿足冗余性提高閥門可靠性。安全閥結(jié)構(gòu)精細，蒸汽管道被腐蝕產(chǎn)生繡灰使閥門產(chǎn)生內(nèi)漏，定期對閥門進行吹掃檢查可預(yù)防內(nèi)漏。閥門內(nèi)介質(zhì)可能混入雜質(zhì)使閥門動作延遲或失誤，設(shè)置凈化裝置防止雜質(zhì)混入。同樣，安全閥在設(shè)計安裝時要考慮自然災(zāi)害如臺風(fēng)、海嘯、地震發(fā)生后閥門的可靠性。3.3.3事故緩解及故障仿真分析事故緩解：事故發(fā)生時破裂蒸汽管道或意外開啟的閥門根據(jù)蒸汽管道隔離信號迅速關(guān)閉蒸汽隔離閥，安裝限流噴嘴來降低蒸汽發(fā)生器的最大蒸汽排放量防止蒸汽流失速率過大。隔離主給水限制二回路帶走過多的熱量。上述行動均是為了減少主回路過冷度防止安注誤啟動或防止反應(yīng)堆重返臨界。事故仿真及分析：啟動操作員臺雙擊選擇滿功率氙平衡為初態(tài)，出現(xiàn)復(fù)位提示后選擇故障菜單插入VVP系統(tǒng)中主蒸汽RCP001GV安全閥卡開，延遲時間設(shè)定30s，觀察參數(shù)變化。一回路參數(shù)如圖3.5和3.6所示，閥門意外開啟后蒸汽管道蒸汽流量變高這是由于蒸發(fā)器不但要為汽輪機提供蒸汽做功，還要為安全閥開口提供蒸汽使一回路導(dǎo)出總熱量變多，因此冷卻劑進出口溫度減小，由于慢化劑溫度效應(yīng)及多普勒效應(yīng)核功率及熱功率升高，平均溫度本應(yīng)升高（系統(tǒng)由于在事故發(fā)生后產(chǎn)生停堆信號加上反饋需要一定的延遲因此沒有顯示）。停堆入口溫度出口溫度和平均溫度下降，出口溫度下降響應(yīng)速度快于入口溫度下降響應(yīng)速度（冷卻劑流向從入口至出口），事故停堆后熱功率下降輸熱能力下降，出口溫度首先響應(yīng)發(fā)生變化。蒸發(fā)器冷熱測給水不同令出口溫度下降速率大于入口溫度下降速圖3.5蒸汽系統(tǒng)卸壓事故參數(shù)變化率。主回路冷卻劑體積變小主回路壓力變小，穩(wěn)壓器壓力下降。停堆控制棒落下中子密度變小使反應(yīng)性變?yōu)樨?fù)數(shù)，破口的反饋令停堆后負(fù)反應(yīng)性不像常停堆一樣即停堆深度變小。核功率降至0左右，熱功率降至65MW。高壓安注啟動后，穩(wěn)壓器壓力下降趨勢稍有減緩后升高。事故開始后蒸汽管道壓力降低，停堆電功率逐漸下降，汽機脫扣降至0，安注啟動注入含硼水堆芯溫度降低。二回路故障蒸發(fā)器主給水流量首先由于蒸汽流量變多而增加停堆之后主給水隔離給水流量減少輔助給水流量增加。一般蒸汽管道破裂事故發(fā)生后蒸發(fā)器的水位回升相比于主蒸汽隔離閥意外關(guān)閉事故蒸發(fā)器水位的回升更加困難（破口持續(xù)向外泄露蒸汽）。圖3.7可看出，事故開始的瞬間，故障安全閥蒸汽排放量最大，之后隨蒸汽排放壓力降低排氣量減少，停堆過程中堆芯熱功率逐漸達到最大值同時逐漸隔離主給水使蒸汽排放量上升，堆芯熱功率下降對破口流量逐漸減小，安注啟動堆芯溫度下降和輔助給水逐漸增多令故障蒸發(fā)器蒸汽壓力下降破口流量下降。最終電動輔助給水泵啟動一段時間后破口壓力與外界壓力平衡破口流量逐漸穩(wěn)定。圖3.6蒸汽系統(tǒng)卸壓事故參數(shù)變化圖3.7蒸汽系統(tǒng)卸壓事故參數(shù)變化3.4主回路壓力異常主給水管道破裂事故3.4.1事故產(chǎn)生及預(yù)防此事故一般是由于主給水系統(tǒng)主給水管道（一般假設(shè)是蒸發(fā)器與高加給水系統(tǒng)間的逆止閥下游）發(fā)生小破口或雙端剪切斷裂使二回路排熱減少的事故，破口流量不同產(chǎn)生后果不同最嚴(yán)重的可導(dǎo)致反應(yīng)堆處于IV類事故工況。管道破裂原因與主蒸汽管道破裂原因部分相同。如由于管材不符合建造核電站管系的標(biāo)準(zhǔn)或在運輸過程中管道產(chǎn)生微小破損后在運行過程中逐漸變大，因為這類原因?qū)е鹿艿榔屏训目赡苄院苄】珊雎?。此外，電給水泵啟動運行時可能會發(fā)生水錘現(xiàn)象使管道出現(xiàn)噪音增加水壓而令管道破裂，可在管道裝配緩閉逆止閥減小沖擊或使用氣動給水泵降低水泵升壓速率。由于蒸發(fā)器給水入口壓力較大并穿過安全殼機械應(yīng)力較為集中，其破裂有可能提高安全殼內(nèi)壓力，采用雙層準(zhǔn)柔性結(jié)構(gòu)的貫穿件。除氧器或凝汽器除氧效果的變差開會使管道發(fā)生腐蝕（尤其是主給水管道），定期對除氧設(shè)備檢修確保將水中不凝結(jié)氣體控制在可接受的的范圍。定期對管道進行檢修防止因為負(fù)荷過大所導(dǎo)致的給水管道破裂。3.4.2事故緩解及故障仿真分析緩解措施：盡快確定破口發(fā)生位置，若發(fā)生在給水管止回閥上游則采取與主給水喪失事故相似的處理方式；若不是則要將破口處完全隔離，減少其泄露的冷卻劑流量；及時啟動安全注射系統(tǒng)，防止穩(wěn)壓器內(nèi)水位過低和一回路壓力過低。給水流量控制系統(tǒng)（ARE）功能簡介：監(jiān)測蒸發(fā)器液位高度反饋給反應(yīng)堆保護系統(tǒng)和控制給水流量。事故仿真及分析：啟動操作員臺雙擊選擇滿功率氙平衡為初態(tài)，出現(xiàn)復(fù)位提示后選擇故障菜單插入ARE系統(tǒng)中SG1給水管破裂，最終值0.4合流量1600t/h，延遲時間設(shè)定30s，觀察參數(shù)變化。一回路參數(shù)如圖3.8及3.9所示。管道破口發(fā)生的后主給水減少蒸發(fā)器水位開始降低，故障蒸發(fā)器冷卻下降帶出熱量減少冷卻劑溫度穩(wěn)壓器壓力應(yīng)升高，但主給水系統(tǒng)自動增給水流量至一定量時不再增加。故可維持一段時間溫度、壓力、功率（包括核功率與熱功率）不變。然而主給水的增加并不能阻止蒸發(fā)器水位降低，故障蒸發(fā)器冷卻下降帶出熱量減少，入口溫度出口溫度和平均溫度都應(yīng)升高（系統(tǒng)延遲響應(yīng)顯示并不明顯），主回路壓力變高。蒸發(fā)器水位過低時停堆，停堆控制棒插入堆芯反應(yīng)性降到零后繼續(xù)下降變負(fù)同時核功率因為中子密度變小降至0附近，熱功率降至趨近于0水平，停堆時核功率比熱功率先降到零附近。由于熱功率的下降溫度也下降。出口溫度下降速率大于入口溫度下降速率。出口溫度下降響應(yīng)速度快于入口溫度下降響應(yīng)速度。主回路壓力由于停堆后溫度的降低而降低進而穩(wěn)壓器壓力下降。停堆汽機脫扣電功率降至0。由于主給水逐漸隔離及輔助給水難以進入破口蒸汽發(fā)生器水逐漸被排干壓力及溫度壓力回升，之前流出的給水令地坑壓力溫度升高安全殼升壓，隨著時變長輔助給水逐漸進入蒸發(fā)器帶走熱量變多主回路壓力計溫度下降而后安注啟動防止反應(yīng)堆重返臨界同時冷卻堆芯使溫度下降同時令穩(wěn)壓器壓力上升。給水管道破口很大時，二回路排熱一般是減少的因為即使蒸發(fā)器二次側(cè)給水向外泄露但冷卻劑帶走的熱量并不足以補償給水減少帶來的排熱量的下降，蒸發(fā)器水位急速下降停堆同時ASG在停堆后進入二次側(cè)的給水也由于蒸發(fā)器破口的存在減小，難以起到帶出衰變熱的作用。CPR1000作為二代加核電站雖然未如華龍一號一樣設(shè)置許多非能動系統(tǒng)，但也針對給水管道破裂事故設(shè)計了一套二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)，此套系統(tǒng)主要由應(yīng)急應(yīng)急補水箱，換熱器組成，設(shè)置在每個蒸發(fā)器出口。事故發(fā)生后補水箱向蒸發(fā)器補水同時蒸發(fā)器產(chǎn)生蒸汽通過換熱器利用自然循環(huán)將余熱排至換熱器的冷卻水箱中，當(dāng)破口太大二次側(cè)水位下降過快時應(yīng)急補水箱由于重力向蒸發(fā)器補水。系統(tǒng)投入令原本升高的一回路壓力下降，有效的緩解了事故。圖3.8主給水管道破裂參數(shù)變化圖3.9主給水管道破裂參數(shù)變化3.5主回路壓力異常主給水喪失事故3.5.1事故起因及預(yù)防主給水喪失事故與給水管道破裂事故的相同點是都發(fā)生于主給水系統(tǒng)中都會令二回路導(dǎo)出熱量減，一回路溫度與壓力升高，但給水喪失一般發(fā)生在蒸發(fā)器逆止閥上游與給水管道破裂事故有一定區(qū)別，這是因為當(dāng)破口位于逆止閥與蒸發(fā)器之間時有一定幾率令蒸發(fā)器中的水或汽流失，輔助給水無法進入蒸發(fā)器，后續(xù)冷卻不足造成燃料元件破損。而給水喪失后，輔助給水能正常發(fā)揮功能，防止元件燒毀。主給水喪失事故屬于ATWS（II類工況），ATWS對于一回路壓力調(diào)節(jié)及保護部分有一定規(guī)定尤其是穩(wěn)壓器PID控制器響應(yīng)時間及波動管的抗熱疲勞能力（ATWS發(fā)生一般伴隨溫度的頻繁改變），發(fā)生此類事故時若處理方式不當(dāng)則有一定幾率產(chǎn)生更嚴(yán)重的事故工況。失去給水的原因有許多例如給水泵、凝結(jié)水泵、循環(huán)水泵中一個或多個失效，給水系統(tǒng)（三回路）的截止閥意外關(guān)閉，凝汽器抽真空失效，除氧器故障等。其中給水泵停轉(zhuǎn)是給水中斷的主要原因，大亞灣核電站使用兩臺氣動泵一臺電動泵備用可防止由于失去電源而導(dǎo)致的給水喪失。3.5.2事故緩解及故障仿真分析事故緩解：事故發(fā)生后，緊急停堆，使輔助給水系統(tǒng)有足夠的能力將余熱排出。由操作人員啟動高壓安注系統(tǒng)向一回路補水來帶走一回路熱量，冷卻一回路；當(dāng)高溫高壓的冷卻劑被排入到安全殼內(nèi)時，可以啟動安全殼噴淋系統(tǒng)來降低安全殼內(nèi)的壓力和溫度。事故仿真分析：啟動操作員臺雙擊選擇滿功率氙平衡為初態(tài)，出現(xiàn)復(fù)位提示后選擇故障菜單插入ARE系統(tǒng)中主給水喪失，延遲時間設(shè)定30s，觀察參數(shù)變化。一回路參數(shù)如圖3.10和3.11所示。失去主給水的瞬間傳熱沒有明顯的變化，給水降低過程中蒸發(fā)器會出現(xiàn)極短的液位升高現(xiàn)象時導(dǎo)熱暫時變多，溫度與壓力極短降低同時由于反饋作用核功率與熱功率上升，主給水流量減少進入汽輪機的蒸汽量增多電功率逐漸升高。而后液位降低導(dǎo)熱減少溫度與壓力升高，核功率與熱功率由于反饋降低。由于蒸發(fā)器水位低而停堆?？刂瓢舨迦攵研痉磻?yīng)性變負(fù)，中子幾乎被完全吸收核功率變?yōu)?，熱功率由于衰變熱不為0，核功率比熱功率先一步到達零。一回路溫度因為熱功率下降劇烈而迅速下降，出口溫度下降速率高于入口溫度下降速率，響應(yīng)時間快于入口溫度響應(yīng)時間。冷卻劑收縮主回路壓力隨之下降，穩(wěn)壓器壓力為補償主回路壓力而下降。汽機解除與電網(wǎng)關(guān)聯(lián)汽機電功率降至0，安注啟動后溫度下降，壓力回升。圖3.10給水喪失參數(shù)變化圖3.11給水喪失參數(shù)變化 3.6主回路壓力異常彈棒事故3.6.1事故起因及預(yù)防彈棒的發(fā)生主要是由于棒位控制系統(tǒng)控制棒承壓殼體（壓力外殼）破裂產(chǎn)生巨大壓差。此事故有可能將控制棒彈出使壓力容器頂蓋出現(xiàn)破口的IV類工況事故。此事故發(fā)生后會可能造成冷卻劑流量的減少同時必定引入正反應(yīng)性，令堆芯局部功率過大的同時導(dǎo)熱能力下降，有較大概率使元件碎裂。對于此類事故要求確保無論發(fā)生多么嚴(yán)重的事故后果對于堆芯也不可影響其長期冷卻能力并在安全分析報告中體現(xiàn)出來。壓力外殼的密閉性的保證和控制棒布置對功率的展平對彈棒事故的預(yù)防及緩解有一定作用?？刂瓢裘芊鈿ぬ撞捎煤附臃绞矫芊馀c管座外螺紋連接部分，有時會出現(xiàn)焊縫造成放射性泄露，如果長期在有裂紋狀態(tài)工作，有可能發(fā)生彈棒。試驗表明堆焊是修復(fù)焊縫的有效手段，從上世紀(jì)80年代年起外國大部分核電維修公司以氬弧焊為基礎(chǔ)形成了一套完整的維修焊縫的流程。隨著秦山核電的建成后我國核電機組越來越多，焊縫的修復(fù)變得尤為重要，國核電站服務(wù)技術(shù)有限公司推出了激光堆焊的焊縫修復(fù)方法。與國外相比使用激光堆焊用料更少、精度更高、自動化程度更大、作用距離更遠。通過在組件內(nèi)輔以組件間布置控制棒,并將組件內(nèi)控制棒布置于堆芯燃料組件內(nèi)功率峰附近,以展平組件的功率分布,提高控制棒的價值。將組件間控制棒布置于相鄰的堆芯燃料組件的間隙內(nèi),以減弱組件間水隙慢化產(chǎn)生的功率峰,同時能更有效利用堆芯空間。3.6.2事故緩解故障仿真分析故障緩解：所以在核電廠中的主控制室的顯示屏上始終都會對控制棒的棒位進行連續(xù)的監(jiān)測。當(dāng)一組控制棒棒位接近極限位置時或者是偏離它所在的位置時，都會觸發(fā)核電廠的安全警報。同時，核電廠內(nèi)還要設(shè)置可以提供視頻監(jiān)測的監(jiān)視器對控制棒的位置進行監(jiān)視。不管是報警系統(tǒng)還是監(jiān)控系統(tǒng)都是為了保證發(fā)生事故時，可以讓事故后果處于預(yù)期情況之中。當(dāng)核電廠內(nèi)發(fā)生彈棒事故時，核電廠內(nèi)的保護系統(tǒng)會根據(jù)事故所發(fā)生的進程觸發(fā)相應(yīng)的安全信號。用以確?？刂瓢艨梢匀康牟迦氲蕉研緝?nèi)部，以保證堆芯的正常停堆。棒位控制系統(tǒng)（RGL）簡介：棒位控制系統(tǒng)通過對控制棒進行控制實現(xiàn)反應(yīng)堆的正常啟停、急停、反應(yīng)性的補償及功率的控制。啟動操作員臺雙擊選擇滿功率氙平衡為初態(tài)，出現(xiàn)復(fù)位提示后選擇故障菜單插入RGL系統(tǒng)中R棒任意一束彈棒，延遲時間設(shè)定30s，觀察參數(shù)變化。一回路參數(shù)如圖3.12和3.13所示。在事故發(fā)生后反應(yīng)堆閉鎖提棒防止人為操作失誤并產(chǎn)生急停信號。事故開始時由于R棒彈出使吸收中子減少，中子密度增加，反應(yīng)性由于中子密度的增加而升高（由于系統(tǒng)的時間延遲顯示并不明顯）同時核功率瞬間升高同時核功率隨熱功率增加而上升，核功率和熱功率逐漸達到他們各自的峰值，核功率的升高滯后于熱功率。在功率升高（核功率和熱功率）這個過程中，冷卻劑入口和出口溫度都升高（系統(tǒng)時有間延遲未顯示）令冷卻劑膨脹壓力逐漸升高至一個峰值。伴隨著閉鎖和緊急停堆信號的出現(xiàn)，棒引入巨大負(fù)反應(yīng)性使彈棒時引入的階躍正反應(yīng)性快速下降，反應(yīng)性變?yōu)樨?fù)值。核功率由于中子的消失極速下降，熱功率由于停堆迅速降低。熱功率由于有衰變產(chǎn)物存在最后趨近于零。停堆作用令冷卻劑入口溫度出口溫度及平均溫度降低，出口溫度降低劇烈程度和響應(yīng)速度都超過入口溫度。這是因為冷卻劑被加熱后先流向出口，停堆時熱功率下降出口溫度減小。入口溫度由于回路的延遲溫度降低的響應(yīng)速度落后于入口。此外，蒸發(fā)器給水大部分給到蒸發(fā)器熱側(cè)因此停堆后下降速率出口溫度大于入口溫度。溫度降低冷卻劑體積減小壓力下降，汽機脫扣電功率降至0。主給水隔離至輔助給水啟動期間，導(dǎo)熱減少壓力與溫度升高，主給水完全隔離輔助給水完全投運后，輔助給水帶出熱量與衰變熱逐漸，主回路壓力與溫度趨于穩(wěn)定。相同條件下若多跟控制棒彈出引入的反應(yīng)性變大，核功率和熱功率的峰值也會變高，主回路的壓力異常也會更