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CPR1000機組滿功率運行發(fā)生嚴重事故后緩解舉措有效性研究

2020-03-11 05:45吳鵬劉宇生王冠一賈偉
應(yīng)用科技 2020年6期
關(guān)鍵詞:穩(wěn)壓器安全殼導(dǎo)則

吳鵬,劉宇生,王冠一,賈偉

生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心,北京100082

日本福島核電站核事故發(fā)生后,監(jiān)管部門對SAMG的編寫和實施提出了要求[1]。當(dāng)前,各核電站針對嚴重事故預(yù)防與緩解進行了大量的研究,并在逐步改進。但是由于嚴重事故探究的復(fù)雜多變和嚴重事故后緩解舉措實驗方法的有限性,需要做進一步的研究,以提高設(shè)計的有效性[2-3]。國內(nèi)外同行在掌握嚴重事故進程的基礎(chǔ)上,都在積極開展SAMG研究、培訓(xùn)和演習(xí)的同時,也都在積極開發(fā)建造嚴重事故模擬機,以對SAMG 的有效性、應(yīng)急演習(xí)場景的數(shù)據(jù)進行驗證。根據(jù)研究需求,本文分別對中核集團、中廣核集團各核電站[4]、各研究院所的SAMG編寫流程、嚴重事故模擬機的建設(shè)情況、人員培訓(xùn)情況以及SAMG 的驗證進展進行了調(diào)研。

當(dāng)前,我國在運核電機組的SAMG大都編寫完成并用于實踐,但SAMG 的驗證大多基于開發(fā)過程中的嚴重事故分析、計算,以及有限的第三方驗證,大多不夠完善,未經(jīng)過詳細的分析驗證。本文旨在調(diào)研其他核電站嚴重事故后SAMG的基礎(chǔ)上,驗證現(xiàn)有SAMG 在CPR1000 核電機組嚴重事故發(fā)生后的有效性,為CPR1000核電廠SAMG的改進提供一定的借鑒[5]。

1 SAMG 及VVS系統(tǒng)

1.1 SAMG 導(dǎo)則及實施流程

嚴重事故發(fā)生時,主控室操作人員將使用SAMG,主要用于保護裂變產(chǎn)物邊界、盡可能緩解裂變產(chǎn)物的不受控釋放、緩解事故后果以及使其恢復(fù)到人為可控的工況。目前,CPR1000核電機組的SAMG 主要由中科華研究院負責(zé),包括嚴重事故導(dǎo)則(severe accident guidelines,SAG)和嚴重威脅導(dǎo)則(severe club guidelines,SCG)。SAMG 的使用人員為技術(shù)支持中心人員(technical support center,TSC)和主控室操作員(main control room operator,MCR)。

根據(jù)SAMG,TSC將給出行動建議,MCR 則執(zhí)行通過批準的行動,對嚴重事故進程進行干預(yù)。嚴重事故模塊能模擬SAMG中涉及的主要干預(yù)動作,嚴重事故模擬程序?qū)⒏鶕?jù)輸入指令連續(xù)運行,直至模擬停止。如果SAMG 能夠?qū)崿F(xiàn)全部電子化,可實現(xiàn)實時在線監(jiān)測堆內(nèi)外重要參數(shù),并自動判斷反應(yīng)堆的狀態(tài),給出診斷流程圖(diagnostic flow chart,DFC)需要執(zhí)行導(dǎo)則的建議,并給出事故后果預(yù)測。技術(shù)支持組的最終決策將通過專家支持系統(tǒng)以電子操作單的方式發(fā)送到主控室中,由操做員執(zhí)行完成。

如圖1所示,倘若滿足嚴重事故的入口條件,在技術(shù)支持人員組未到位時,將首先進入主控室的嚴重事故狀態(tài)下初始響應(yīng)管理導(dǎo)則SACRG-1,按程序執(zhí)行相應(yīng)的檢查與操作;技術(shù)支持組到位后,主控室將進入TSC投入后主控室的嚴重事故狀態(tài)下管理導(dǎo)則SACRG-2,此時決策功能轉(zhuǎn)移給TSC;TSC 將通過DFC和嚴重事故威脅狀態(tài)樹(severe incident club state tree,SCST)給出需要執(zhí)行的建議;利用輔助計算CA 曲線自動判斷,決策執(zhí)行SAG 或SCG,二者可同時執(zhí)行;此時,TSC將給出行動建議,MCR 則執(zhí)行通過批準的行動,對嚴重事故進程進行干預(yù),如此往復(fù);同時,技術(shù)支持中心長期監(jiān)督SAEG-1將長期監(jiān)視事故狀態(tài);最后,如果滿足SAMG 終止條件,將終止SAMG 的執(zhí)行。

圖1 SAMG 實施流程

1.2 VVS系統(tǒng)

生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心(以下簡稱“中心”)全范圍驗證仿真模擬機系統(tǒng)(VVS),可進行嚴重事故工況模擬,除此之外還可進行正常運行工況、事故工況、停堆工況的仿真模擬。因此,中心VVS系統(tǒng)能夠在模擬嚴重事故過程中,與正常運行工況平滑對接,模擬機操作人員還可根據(jù)SAMG實時干預(yù)事故進程。堆芯的出口溫度符合進入嚴重事故限值時(出口溫度大于650℃),VVS仿真系統(tǒng)應(yīng)用MELCOR 軟件建立主系統(tǒng)及對應(yīng)輔助系統(tǒng)的數(shù)學(xué)模型,保證MELCOR 軟件建立數(shù)學(xué)模型的外部數(shù)據(jù)接口與RELAP-3D軟件的有效對接。

國內(nèi)外同行在開展SAMG研究、培訓(xùn)和演習(xí)的同時,也都在積極開發(fā)建造嚴重事故模擬機。中心的VVS系統(tǒng)能夠?qū)崿F(xiàn)全工況模擬,提供反應(yīng)堆等狀態(tài)的二維動態(tài)顯示功能(如圖2、3 所示),進行綜合應(yīng)急演習(xí),進行設(shè)計和運行驗證以及人員培訓(xùn),有助于對嚴重事故機理、嚴重事故進程以及嚴重事故緩解舉措有全面的認識。

圖2 堆芯CORE 溫度

圖3 堆芯坍塌示意

2 仿真模擬及結(jié)果分析

在大量調(diào)研國內(nèi)同行研究最新進展的基礎(chǔ)之上,本文先著重分析相關(guān)嚴重事故的事故譜,遴選最重要的嚴重事故發(fā)展序列;其次,利用中心VVS系統(tǒng)3keymaster 實時仿真平臺內(nèi)嵌的MELCOR工程分析程序,設(shè)置嚴重事故發(fā)展場景,并逐漸手動干預(yù)恢復(fù)前期設(shè)置的故障,模擬嚴重事故的發(fā)展,實時記錄重要的狀態(tài)參數(shù)。最后,通過對比分析采取緩解舉措與未采取緩解舉措事故發(fā)展過程的不同,并參考文獻[6]中EPR 嚴重事故的緩解舉措與CPR1000嚴重事故緩解舉措的異同點,探究CPR1000機組在現(xiàn)有SAMG 導(dǎo)則下緩解舉措(穩(wěn)壓器卸壓能力的延伸、安全殼降壓過濾排放功能系統(tǒng)以及非能動氫氣復(fù)合器[7])的有效性。

2.1 嚴重事故重要序列選取

本文重點研究了CPR1000機組嚴重事故發(fā)生后最重要事故發(fā)展序列的遴選,通過事故譜分析,最終選取冷卻劑主管道冷段的雙端剪切斷裂疊加事故后應(yīng)急堆芯喪失冷卻、二回路主蒸汽管道破口疊加失去噴淋、ATWS作為嚴重事故最重要序列,如表1所示。上述嚴重事故重要序列幾乎涵蓋了最可能發(fā)生的嚴重事故[8-10]。

表1 嚴重事故重要事件狀態(tài)

2.2 嚴重事故場景設(shè)置

結(jié)合對國內(nèi)SAMG 的調(diào)研,了解了嚴重事故的緩解舉措(主要包含:穩(wěn)壓器內(nèi)卸壓功能的延伸、非能動氫氣復(fù)合器以及安全殼通過卸壓過濾排放方式不斷泄壓)及嚴重事故發(fā)生時SAMG的執(zhí)行方式。首先,利用VVS仿真平臺插入嚴重事故(見表2),模擬嚴重事故重要序列的發(fā)生;然后,假設(shè)SAMG自動緩解舉措不能有效執(zhí)行,并實時記錄嚴重事故的發(fā)展過程;最后,在假設(shè)部分故障被排除的基礎(chǔ)上,利用VVS仿真平臺模擬執(zhí)行SAMG,觀測并記錄嚴重事故發(fā)展過程,并分析比對有效執(zhí)行SAMG 與未執(zhí)行SAMG 情況下嚴重事故的發(fā)展程度,研究現(xiàn)有SAMG 的緩解舉措有效執(zhí)行情況下是否仍然存在不足。

2.3 結(jié)果分析

按照事故模擬進程,場景設(shè)置完成后,VVS系統(tǒng)將實時仿真嚴重事故的進程,在不實施SAMG的時候,事故發(fā)展序列圖4所示。事故發(fā)生以后,堆芯剩余熱量無法及時導(dǎo)出,以致堆芯出口處溫度大于650℃,最終進入嚴重事故;在不執(zhí)行SAMG情況下,安全殼內(nèi)氫氣的濃度將達到限值,嚴重威脅安全殼的安全;同時,由于堆芯余熱不能及時排出,最終導(dǎo)致堆芯熔毀[11-12]。該事故進程序列圖很好地反映了在不采取任何緩解舉措情況下嚴重事故的發(fā)展,為后續(xù)仿真比對提供參考。

表2 CPR1000機組嚴重事故場景模擬

圖4 嚴重事故發(fā)展序列(不執(zhí)行SAMG)

2.3.1一回路冷端大破口+堆芯失去應(yīng)急冷卻事件

由圖5、6可知,在不執(zhí)行SAMG 的情況下,不同位置燃料的表面溫度會逐步升高,直至堆芯完全熔毀;堆芯的水位會不斷降低,直至堆芯裸露。正是因為失去堆芯應(yīng)急冷卻水,將導(dǎo)致事故后果逐步惡化[13]。由于堆芯未能采取有效舉措進行補水,導(dǎo)致堆芯水位不斷下降,堆芯失去冷卻直至熔毀。由此可知,嚴重事故發(fā)生后如果不能及時采取高效的緩解舉措,事故發(fā)展將不受控制,對反應(yīng)堆安全極為不利。

圖5 環(huán)路燃料溫度隨時間變化趨勢

圖6 堆芯水位隨時間變化趨勢

從圖7可知,啟用環(huán)路穩(wěn)壓器手動安全泄壓后,環(huán)路穩(wěn)壓器內(nèi)壓力逐漸降低,有效避免反應(yīng)堆熔毀。圖8~11中,正是由于人為設(shè)定了安注功能的及時恢復(fù),才引起燃料環(huán)路溫度、安全殼壓力、穩(wěn)壓器內(nèi)壓力的下降以及反應(yīng)堆堆芯的再次淹沒;由圖9、12可知,當(dāng)安全殼殼內(nèi)過濾排放系統(tǒng)啟動后,殼內(nèi)壓力將會跟隨氣體的排出逐步降低,防止安全殼由于超壓而損壞。由此可見,在嚴重事故發(fā)生后,如能及時采取有效的緩解舉措,恢復(fù)相關(guān)安注、泄壓等系統(tǒng)(或設(shè)施)功能,可以極大地緩解事故后果,避免事故發(fā)展不受控制。

圖7 穩(wěn)壓器壓力隨時間變化趨勢

圖8 安全投入后環(huán)路燃料溫度隨時間變化趨勢

2.3.2 ATWS+失去堆芯應(yīng)急冷卻事件

由圖13、14可知,正是由于假設(shè)了安注功能及時恢復(fù),才引起燃料環(huán)路溫度的下降以及堆芯再淹沒的實現(xiàn),避免了堆芯熔毀[14-15]。在安注功能未恢復(fù)時,堆芯失水導(dǎo)致堆芯水位不斷下降,堆芯失去冷卻導(dǎo)致環(huán)路燃料溫度急劇上升,如不能進一步采取有效緩解舉措,事故發(fā)展將不受控制。此時,模擬假設(shè)安注功能及時恢復(fù),堆芯水位逐步建立,堆芯冷卻功能建立,環(huán)路燃料溫度逐步下降,此舉可以極大地緩解事故后果,避免事故發(fā)展不受控制。

圖9 安全殼過濾排放及安注投入后安全殼壓力隨時間變化趨勢

圖10 安注投入后堆芯水位隨時間變化趨勢

圖11 安注投入后穩(wěn)壓器壓力隨時間變化趨勢

圖12 安全殼過濾排放后安全殼壓力隨時間變化趨勢

圖13 安注投入后環(huán)路燃料溫度隨時間變化趨勢

圖14 安注投入后堆芯水位隨時間變化趨勢

2.3.3 SGTR+失去安噴事件

由圖15可知,二回路主蒸汽壓力管道破裂疊加失去安噴時,當(dāng)假設(shè)啟用安全殼殼內(nèi)過濾排放系統(tǒng),殼內(nèi)壓力會伴隨殼內(nèi)氣體的逐漸排出而趨于穩(wěn)定,避免了安全殼超壓損壞;圖16中,正是由于假設(shè)了安注功能及時恢復(fù),才引起燃料環(huán)路溫度的下降,避免了堆芯熔毀。在安注功能未恢復(fù)時,堆芯失水導(dǎo)致堆芯水位不斷下降,堆芯失去冷卻導(dǎo)致環(huán)路燃料溫度急劇上升,安注功能及時恢復(fù)后,堆芯冷卻功能建立,環(huán)路燃料溫度逐步下降。同理,安全殼殼內(nèi)的過濾排放系統(tǒng)啟用時,殼內(nèi)壓力將不再上升,有效確保了安全殼的完整。嚴重事故發(fā)生后,如能及時采取有效的緩解舉措,恢復(fù)相關(guān)安注、泄壓等系統(tǒng)(或設(shè)施)功能,可以極大地緩解事故發(fā)展后果,有效避免事故發(fā)展不受控制。

圖15 安全殼壓力隨時間變化趨勢

圖16 安注投入后環(huán)路溫度隨時間變化趨勢

3 結(jié)論

本文基于CPR1000核電站機組,分析比對了采取和未采取SAMG緩解舉措情況下嚴重事故的發(fā)展程度,分析比較了堆芯和安全殼的事故后進展,以及EPR 嚴重事故的緩解舉措與CPR1000嚴重事故緩解舉措的異同點,為CPR1000嚴重事故后緩解舉措提供一定的借鑒,得到結(jié)論和建議如下:

1)通過CPR1000機組SAMG 的執(zhí)行,可以有效地抑制嚴重事故進程的進一步惡化,防止出現(xiàn)高壓熔堆,使殼內(nèi)的壓力及氫氣濃度逐步降低,保障了安全殼的完整。

2)CPR1000機組在二回路系統(tǒng)主蒸汽壓力管道破裂時,殼內(nèi)的壓力急劇上升,有可能超越安全殼的允許壓力,不利于安全殼的安全運行和包容放射性物質(zhì),建議適當(dāng)提高CPR1000安全殼的允許壓力。

3)嚴重事故發(fā)生后,在安全殼內(nèi),CPR1000機組僅能依靠安殼內(nèi)噴淋導(dǎo)出熱量,而EPR 機組則利用EVU 專用的中間冷卻水系統(tǒng)將殼內(nèi)熱量導(dǎo)出,后續(xù)CPR1000機組優(yōu)化可以考慮增加安全殼內(nèi)熱量的實時導(dǎo)出系統(tǒng)。

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