核工程压水堆冷停堆实验报告

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1、核工程与核技术专业 实验报告核工程概论及实践姓名班级学号日期节次成绩教师签字一、实验目的通过手动调节使反应堆从热备用-50KW-1600ppm状态过渡到冷停堆状态。二、实验平台图1 所示为实验系统主界面，界面包含完整的一回路和二回路系统；共有四台蒸汽发生器 和主泵装置，图1 中仅显示一条支路。图 1 实验系统操作主界面 系统主界面左下角有化容系统、蒸汽发生器以及稳压器等实现冷停堆的装置操作工具条。 图2 为堆芯温度-压力图，压力为纵轴，温度为横轴。实验过程中主要通过观察堆芯温度-压力 图来判断下一步操作内容，防止堆芯内部温度或压力超过允许边界，造成事故。图 2 冷停堆过程中压力 -压力变化三、

2、实验内容（1）稳压器喷淋事故第一次实验：将稳压器喷淋系统打开70%，发现前期压力缓慢下降，温度基本稳定；之后 压力继续缓慢下降，温度略有上升，温度-压力变化情况如图 3。发现堆芯温度异常后，关闭稳压器喷淋系统，打开稳压器加热系统，堆芯压力逐步回升， 温度基本保持不变。第一次实验仅调节稳压器喷淋与加热系统，起到了降低压力的预期效果， 但温度一直维持在原有水平，造成试验系统一直处于报警状态。实验表明仅由稳压器调控堆芯 实现冷停堆不可行。图 3 稳压器喷淋事故下温度 -压力图2）蒸汽发生器失水事故处理第二次实验：增大蒸汽发生器给水强度，并将蒸汽发生器旁路放气阀打开 10%，同时关闭 稳压器喷淋系统。

3、前期温度不变，压力较快下降；很短时间后温度、压力都缓慢下降，且呈线 性下降关系，停堆较为稳定。当堆芯温度降至200C、压力降至8090bar时，关闭稳压器加热系统，打开喷淋系统。 发现堆芯压力按预期加速下降，系统状态波动幅度减弱；如图 4。下一步压力进一步下降到50bar时，发现堆芯温度迅速的升高并突破允许边界，同时堆芯 压力也略有回升；如图 4。经过排查，发现蒸汽发生器发生失水事故，水量耗尽，与参考值想 去甚远。此时迅速关闭蒸汽发生器旁路放气阀，并通过ASG系统以及蒸汽发生器高压给水泵图 4 蒸汽发生器失水事故情况下堆芯温度突变图5蒸汽发生器失水事故恒压降温阶段：前期温度高于140C时，堆芯

4、温度、压力下降缓慢、平稳；温度低于130C 后，由于工质显热释放，压力有所波动，调节稳压器阻止了压力超出边界，但由于调节幅度过 大，造成堆芯压力持续波动，且波动频率增大；如图 6。4再bar-足沪压力余热爲统麗高洞段余驚14出系蜿连携一回踣母绘工貞片力旅丛排出薪统卸匹因伍尢I毀左仙图 6 恒压降温阶段压力波动情况3）总结本次试验初步认识了反应堆控制系统并进行了两次从热停堆备用状态到冷停堆的实验操 作。第一次实验由于调节方式单一，没能实现对温度的有效控制；最终没能实现冷停堆。第二 次实验中堆芯温度、压力变化情况先后出现了稳态下降、温度急升以及压力周期波动等冷停堆 过程中的典型状态或事故；其中通过排查温度急升原因及时发现事故是由蒸汽发生器失水造成 之后成功通过向蒸汽发生器注水和调控稳压器将堆芯温度下降到安全水平。同组人员：包凤祥、陈文轩、苏策、吴尧、王志浩）