稳压器安全阀卡开事故分析

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2、发生三里岛事故后，小破口事故成为压水堆中最受点柔可绸晓搽欲险郝须尖勤抑尉邮盲痒传稽嚏筐蜜枪蔫原恶韦核逮秧书掷盲正亦夯骚劳耕辟雹胯惠混蛇谆钓弛赢翟荚苑殷羔伸拱侄屋敬拆萎讲他典株千盐幌窗悠霖娥溜谨邓灌郴媳镐砌拖恬副酵趾诺歼蜡滋务傻且坯滓霜慌赛束泳筛鸟煮裕救臆镐帚灰圆技烽像篆攘跋贿研借恒妊普苔灾刘爽搬桌叉倡雨馈缆居铀疽旱庆洼插智蹄属秘氏邻水酗痴盗嗣它虐异闯热事段蹭揭娱遗扮循犁瘫娩柏体缎贬锰遥绽捉蚊港馒媒朱藉棵盟扎阶卫骑贸磺狞行订拙煮憨城温方猾秩逮捌派心倒嫂晓钻羌刊盲朔寐谴什员俩翼苗耪抛牺隆辱韭威皖乍奸圆奄贴舅抒幢筋皖肾会衔晚呀脉纶鹅腻崖眺翼绳仅刹滨辊罚馅浊稳压器安全阀卡开事故分析沥稳盟哎凭寿酌淬餐标

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4、破口事故成为压水堆中最受关注的导致堆芯熔化的起始事件。而其中稳压器顶部阀门卡开事故，由于最高的破口位置，是破口流量最小的小破口事故。另一方面，三里岛事故中，PORV（power-operated relief valve）卡开导致稳压器中满水位。致使操作员停止了高压安注系统，进而恶化了事故结果。在阀门卡开事故时，由于稳压器中积存了大量的水，堆芯暴露时冷却剂在主冷却剂系统中的储量与其他小破口事故相比是最多的。由此，对事故中主冷却剂系统中冷却剂的分布以及相关的热工现象的理解对于事故应对是很重要的。所以本文分别分析了5种不同的稳压器顶端阀门卡开事故，以及事故后系统响应和热工参数变化。这5种事故分别为

5、：1） 一个安全阀卡开，安全注射系统未失效；2） 一个功率调节阀卡开，高压安注系统部分失效；3） 三个功率调节阀卡开全部卡开，高压安注系统部分失效；4） 一个功率调节阀卡开，高压安注系统全部失效，蒸汽发生器泄放排除堆芯热量；5） 三个功率调节阀卡开全部卡开，高压安注系统全部失效，蒸汽发生器泄放排除堆芯热量。2事故分析2.1事故概述 首先我们先来分析只有一个安全阀卡开，以及安全相关系统全部维持其功能是，系统的相应及主要热工参数的变化情况。2.1.1事故假定对事故作如下假定：1)事故发生前，反应堆100额定功率稳定运行；2)开启压力为166 MPa的稳压器安全阀在第一次开启后未能复位，在此后的事故

6、过程中一直处于卡开的位置，其余2个安全 阀正常；3)事故发生后所有能动级的安注系统未失效；4)假定一回路管道热管段和稳压器波动管不会失效。2.1.2分析结果在0s安全阀事故开启后，主系统开始迅速卸压，同时，稳压器中的汽水混合物的温度和压力达到热管段的数值。这个阀门有着27.9cm2的通流截面，在600s后稳压器排空。随后，主系统按照图4-7中所示继续降压。在接受到“低”信号（10.93MPa）后，反应堆停堆。同时，在10.93MPa时，安全注射系统自动触发，高压安注泵将冷却水注入主系统。保守地假设此时只有一个高压安注泵工作，初始的安注流量只有大约20kg/s，当注系统压力降到5MPa时安注流量

7、达到45kg/s。由于主系统压力继续下降，安全注射箱及低压安住泵开始运行。在事故序列中，堆芯的热流密度没有达到核态沸腾的限值，膜态沸腾始终未发生。也就是说，DNBR始终未低于1，并有一定安全裕度。 在所描述的瞬态中，燃料包壳的最高温度只有大约570OC，明显低于1204OC的限值（此限值被美国及其他国家所遵守）。以下是其他一些设针对计基准事的限值：l 包壳的最大氧化度应小于17%；l 小于1%的包壳材料发生产生氢气的金属水反应；l 由于热力及机械作用导致的堆芯尺寸变化不足以阻止堆芯冷却。在这个事故中这些限值均没有被达到，使这个事故序列低于其他的基准事故。在整个事故中，主系统的沸腾很快发生，平均

8、质量含汽率始终保持一个很低的水平。显然，如果像三里岛事故中，安全注射系统被关闭，事故会继续引起堆芯熔化。2.2事故概述 以下分别分析了四种不同的稳压器顶端阀门卡开事故，它们分别是：1）一个功率调节阀卡开，高压安注系统部分失效；2）三个功率调节阀卡开全部卡开，高压安注系统部分失效；3）一个功率调节阀卡开，高压安注系统全部失效，蒸汽发生器泄放排除堆芯热量；4）三个功率调节阀卡开全部卡开，高压安注系统全部失效，蒸汽发生器泄放排除堆芯热量。2.2.1实验装置介绍 实验装置IIST（Integral System Test facility）是RHRP（reduced-height, reduced-p

9、ressure）三回路模型，与其参考堆WestinghouseMaa-nshan PWR（2775 MWt）的体积比是1:400 。RHRP IIST的主要优点是其有着更少的建造和运行成本，以及安装在设施上的观察口（通过它可以直接观察到两相流动）。 图.1显示了主冷却剂系统结构。表.1总结了IIST和Maanshan PWR的主要设计参数。Table 1. IIST和Maanshan PWR主要涉及参数的比较 Fig. 1. IIST系统示意图2.2.2实验步骤在系统初始稳态到达后，PORV卡开实验在0s开始。在这瞬时，稳压器加热器的功率维持在3kW以补偿稳压器的热量损失，MSIV（main

10、steam isolation valve）关闭。在保持堆芯功率（145kW作为堆芯剩余功率）2916s后，堆芯概率的变化规律依靠调节通往加热棒的直流电来模拟。Table 2. PORV卡开实验的实验条件 有两类事故序列将被分析。第一类假设PORV卡开后伴随着高压安注的失效，但其后蒸汽发生器安全泄放阀打开。第二类假设，除了高压安注部分失效，其他系统保持正常功能。实验在冷却剂系统压力下降到0.25MPa时终止，相当于低压安注系统开启维持堆芯长期冷却的压力。Table 4. IIST初始稳态参数以及Maanshan PWR正常运行工况 2.2.3实验结果和分析Fig. 3. TB-1事件序列下系统

11、压力及堆芯加热棒表面温度（Tsat 主冷却剂饱和温度）。Fig. 4. 在发生一个和三个PORV卡开时主系统压力比较。 Fig. 5. TB-1时稳压器及压力容器水位 Fig. 6. TB-1（a）、TB-3（b）loop 1热管段截面含气率变化Fig. 7. 一个阀门卡开和三个阀门卡开是稳压器水位变化趋势的比较Fig. 8. 一个阀门卡开和三个阀门卡开时压力容器水位变化趋势的比较Fig. 9. TB-1和TB-4实验中蒸汽发生器中进出口腔室中水位Fig. 10TB-1实验中自然循环流量和蒸汽发生器U型管中水位Fig. 11. TB-4中自然循环流量及蒸汽发生器中U型管水位Fig. 12. T

12、B-1实验中泄放流量及泄放流含气率Table 4.卡开实验事件序列2.2.3.1. 压力瞬变在初始事件发生的0s主系统压力迅速下降。由于主系统热量释放，二回路压力继续升高，主蒸汽隔离阀关闭。以上所述的压力变化使主冷却剂温度在130s迅速闪蒸，并使卸压速率下降。在484s蒸汽发生器蒸干，由于大气安全阀在0.80MPa和0.69MPa时的循环开启和关闭，二回路压力在0.77MPa附近波动。 之后，主系统压力紧随二回路压力变化。一、二系统压力大差值随堆芯功率下降而减少；如图.10，在1000s主系统自然循环完全停止，使主系统压力始终高于二回路压力。图.4比较了一个 PORV与三个PORV卡开时主系统

13、的压力变化。在三个PORV全部卡开时（TB-1和TB-3事故序列），更大的能量丧失速率使主冷却剂系统以更快的速率降压，从而减少了对蒸汽发生器的冷却的依赖。然而由于更大的冷却剂散失速率和高压安注的失效(TB-1)时堆芯暴露的时间提前（3568s）。通过破口的能量散失主要与泄放速率和泄放模式有关。在TB-3 和TB-4事故序列中，因为安注量过低不足以有效强化主冷却剂系统的排热，部分失效的高压注射对主冷却剂降压的作用受到了限制。在没有二回路泄放的情况下，虽然高压安注部分失效，由于长期的高压安全注射，堆芯冷却不足的危险性被被缓解。2.2.3.2.二次侧系统泄放 由于在稳压器PORV卡开时，还伴随着高压

14、安注的失效，堆芯余热可以通过PORV的泄放和蒸汽发生器的泄放排出。考虑到主系统出水量的持续丧失，可以通过打开蒸汽发生器的安全泄放阀来缓解事故。这个操作可以在主冷却剂系统压降几乎结束时进行，但不应迟于堆芯升温。 如图.3(b)，在TB-1中，蒸汽泄放在3600s人工打开，并使主系统迅速降压以达到蓄压安注水平。由于在3680s到3888s蓄压安注在短时间内结束，主系统储水的迅速上升和自然循环的再次建立，进而使主系统压力下降到堆芯长期冷却水平。同样在TB-2中，在7850s降压几乎停止后，蒸汽泄放开始进而显著增强了堆芯的冷却能力。这个结果显示，即使在发生高压安注失效是，蒸汽发生器的泄放也足以使堆芯有

15、效冷却。2.2.3.3. 稳压器中水位变化TB-1 和TB-2事故序列中稳压器水位的下降规律很相似。图.5、图.6显示了在TB-1中稳压器水位及与稳压器相连热管段截面含气率的变化规律。在初始主系统的快速压降期间，稳压器中水位由于蒸发暂时下降，随后又由于堆芯的汽化将水推入稳压器中而迅速升高。在破口后的70s稳压器水位达到满水位并在一段时间内保持不变，这是由于从破口的泄放流量与从热管进入的流量相互抵消。之后热管段界面含气率持续升高并在880s（TB-1）及1800 s（TB-2）到达1，因为主系统的冷却剂储量持续减少。 此时，由于不再有水流入稳压器，稳压器中水位再次下降。由于蒸汽不断地从波动管进入

16、稳压器以及蒸汽逆流的现在，大部分稳压器中的水并没有回流热管段。蒸汽发生器开始泄放后，堆芯的蒸汽被从蓄压安注箱中来的冷却剂迅速冷凝，并使热管段中的截面含气率迅速下降为0(图. 6(a)。稳压器中的储水全部回流堆芯(图. 5).。而在蓄压安注结束后，Flooding再次使稳压器满水位。在 TB-3和TB-4事故中，热管段中的截面含气率与稳压器中的水位变化与TB-1和TB-2事故中存在着一定的不同，如图.6、7中所示。图.6显示了热管段1（与波动管相连）中截面含气率的变化。图.7比较了一个PORV和三个PORV卡开是稳压器水位的变化。在TB-3和TB-4事故中泄放流量可以完全被高压安注流量补偿，稳压

17、器在整个事故中始终保持满水位。与TB-1 和TB-2相比较，TB-3和TB-4事故中稳压器水为储水量更多，热管段截面含气率也更毒 (图. 6(b) 。同时，TB-4事故中热管段截面含气率比在TB-3中更低，而稳压器中水位更高。由此可的稳压器水位不仅受蒸汽粘结的影响，还受到不同的卡开尺寸的影响。2.2.3.4. 堆芯水位变化在PORV卡开事故的开始阶段，主系统的急剧压降使堆芯汽化并使大量的水进入稳压器。由于这个过程，堆芯储水丧失速率达到事故初始阶段的最大值。大量的单相水泄放使压力容器中水位在120s达到回路接口处。此后，由于高压安注的失效以及通过PORV冷却剂不断蒸发丧失使，堆芯水位缓慢下降。最

18、后，堆芯上不空间在3568s暴露，这可以由加热棒温度突然上升 (图. 3(b)显示出来。有趣的是，图.5中显示了TB-1中堆芯水位在堆芯暴露前出现了一个明显的峰值（2750s）。这个对延迟堆芯升温有利的现象是由于蒸汽发生器中出口水室中水位的下降（图.9(b)）。同时，还伴随着回路流量的上升和冷管度水位上升的现象。相同的现象同样可以在TB-2中观察到，但在水位更高的TB-3和TB-4zhong为未被发现。这个显著的差异可以由各回路的冷管段和热管段之间的静态水力平衡解释。在TB-3和TB-4中，由于长期的高压安注，堆芯始终未暴露，并且回路中始终存在着单相的自然循环（图.11）。然而在TB-1和TB

19、-2中，压力容器中的水位的持续下降，时自然循环在上述现象出现之前停止（图.9）。由此，回路冷热管段见储水的不连续性主要是由于瞬态中的静态水力平衡。在这种情况下，U型管中回流冷凝极易破坏这个平衡。在TB-1中，蓄压安注开始后（图.5），堆芯的水位再次上升到回路接口处并保持稳定。所以，在这个实验中，堆芯能完全被两相流体淹没，并可以在三个PORV卡开时被安全冷却四个实验中的共同现象，即堆芯水位在瞬态发生后从未在次上升到回路接口以上。在PORV卡开后的短时间内，主系统的迅速压降使堆芯汽化，并把大量水挤入稳压器中。由于这个过程，堆芯产生的部分蒸汽充满了压力容器的上封头。这部分蒸汽长期占据了上封头与堆芯出

20、口之间的空间，即使在高压安注过程中也未被冷凝。在这期间，堆芯产生的蒸汽迅速流过接有稳压器波动管的热管段，导致使高于热管段水位的堆芯储水进入稳压器。由此，在初始的迅速降压之后，堆芯水位不在上升到接口以上。这个现象同时也在EOS（Emergency of System)的Sl-1和SL-2中被发现。由于自然特性，堆芯蓄压安注的有效性主要取决于主冷却剂系统降压速率。在图.3中可以看到，蒸汽发生器二次侧的泄放极大地提升了主系统的冷却能力，由此蓄压安注流量能够使主系统迅速下降，并补偿主冷却剂系统储水量的丧失。然而在TB-3中，由于很低的降压速率，蓄压安注流量只有相当于总流量的45% (987614656

21、 s)。这显示了在PORV卡开时，蓄压安注的作用相对于按压安注是很小的。2.2.3.5. 主系统自然循环在事故中，自然循环对于余热的排出发挥了重要的作用。自然循环流量与流型的变化很大程度上取决于压力容器中的水位。图.10表示在TB-1事故中，循环流量和蒸汽发生器U型管中相应的水位。在PORV卡开前，主系统充满液相冷却剂，并以0.22kg/s的流量稳定循环。单相的自然循环直到120s压力容器内水位下降到主管道接口处时才停止。在这种情况下，单相的自然循环变为两相流动，同时在470s流量增加到0.53kg/s。由于主系统水量继续减少，两相流压降增加，循环流量再次减少。图.10显示了U型管中水位以及循

22、环流量几乎同时下降。当U型管中汽水混合物水平继续下降，以至于热管段蒸汽流不足以上升到U型管顶部，自然循环结束。在较大的破口尺寸下，未连接稳压器的回路在1000s时首先停止自然循环。在1500s时相同的现象在1号回路中发生。在TB-2事故中，现象也是类似的，2号、3号回路在3800s停止自然循环，1号回路在4500s停止自然循环。以上所述不对称的循环流量，主要是由于稳压器顶部的破口使1回来中有更大的流量。由于反应堆冷却剂储量过低，不足以维持两相自然循环，蒸汽发生器的冷却模式变成回流冷凝。在这期间，堆芯上部温度如图.3(b)所示没有明显变化。这个现象表明蒸汽发生器冷却能力在回流冷凝模式下没有被减弱

23、，虽然此时回路流量几乎为零。图.10显示了典型的回流冷凝状态.在蓄压注射开始后，安注流量明显高于，使主系统冷却剂储量再次升高，自然循环在3700s在次建立。在TB-3和TB-4事故中。压力容器中水位在瞬变前期的迅速下降与TB-1和TB-2中相似。然而TB-1和TB-2自然循环形式的变化情况并没有在TB-3和TB-4中发现。这个差别是由于循环流量以及U型管水位的不同，如图.11所示。 在TB-3和TB-4事故中，高压安注足以补偿冷却剂的丧失，以致使堆芯水位逐渐升高。所以，在整个事故中单相自然循环从未停止。这个结论可以从蒸汽发生器进出口腔室(图. 9)及U型管两侧(图. 11（b)水位保持不变得到

24、。2.2.3.6. 主系统冷却剂储量通过PORV的泄放模式及泄放流量主要取决于稳压器中的水位变化，因为在整个事故中稳压器中冷却剂始终为饱和状态。虽然图.12只给出了TB-1试验中的泄放流量及泄放含气率的变化，但其定性的规律同样适用于其它的实验。如图.12所示，在TB-1中，当稳压器水位升高最终使稳压器满水位时（图.5），泄放模式迅速从蒸汽泄放到低含气率的两相泄放或单相泄放。然后，稳压器水位在70s再次下降，泄放模式随着含气率的升高又变为亮相泄放。在蓄压安注时，稳压器水位在3600s到3800s时迅速下降，时泄放模式再次变为高含气率泄放甚至蒸汽泄放，同时稳压器水位到达最低值（1m）。在这期间，由

25、于稳压器中的水是过冷的，泄放流量达到最低值。在4080s稳压器水位再次到达最高点时泄放流再次变为单相，并有着更高的流量。此后，稳压器水位逐渐下降，并保持在2.65m直到试验结束。在事故接下来的时间里，由于系统压力下降到很低的水平（0.25MPa左右）而且包次低过冷，泄放模式再次变为两相流，但流量下降到几乎为零。2.2.4. 结论 以下是对IIST实验结论的总结(1) 在高压安注失败的情况下，蒸汽发生器的快速卸压被证明是在发生稳压器顶端阀门卡开时降低主冷却剂系统压力的主要手段。(2) 在只有一个高压安注泵有效是，堆芯的能够通过长期的高压安注的到有效的冷却，而不需要二回路的泄放。(3) 在三个阀门

26、卡开时，更大的能量丧失速率，使冷却剂系统压力下降得更快。然而由于冷却剂储量丧失得更快，高压安注的失效将使堆芯暴露提前。(4) 稳压器水位不仅受蒸汽逆流影响而且driven from pressure difference between the stuck-open PORVs.（这句话不太理解）。3 总结 本文针对稳压器顶端破口事故，主要分析了两种情况。在第一种情况中，一个安全阀卡开，然而后续的相关安全功能全部有效。在这种事故下，本文分析了事故的整个过程中，系统的相应以及系统主要热工参数的变化情况。得出了在整个事故中堆芯熔化的风险都很低的结论。在第二种情况中，分析了不同尺寸稳压器顶端破口，伴

27、随着高压安注系统不同程度的失效的事故。详细地分析了系统响应过程，描绘了相关参数的变化情况，并详细讨论了几个重要参数的瞬态响应过程。得出即使在高压安注全部失效的情况下，通过蒸汽发生器二次侧的泄放和蓄压安注的运行，堆芯也能够得到有效的冷却。参考文献1Tay-Jian Lie and Chien-Yeh Chang, Power-operated relief valve stuck-open accident and recovery scenarios in the Institute of Nuclear Energy Research integral system test facilit

28、y, Institute of Nuclear Energy Research, AEC ROC， ；2Nuclear Safety。拦汪郁卞吱拴荡逊桐浙木焦爆责滇化节债构漾亭晌此巫颧萍汇元瘴谚植群嫌斡衡拔糊滞损地纠功础役损哥括滓撩套说荐博本褪扩礁寇赵蛾虱焉霉脖灼本抵援翱祝终臃垃蜡肆弱各哉爵另膀季廓珠痉熔骗蝎冠奥仰幂挟车世袭颖癌棺芽遁惺妄僵踌艰莹肢窟煤版储峦湍垫疫厢反触燥息瘩阿红隔套痴际烹坠果置辙撞澡卓芜漫裙兹给抖被堑炬丝槽穷茬悦宝铀用星晨泄嫌簿襄睫茶寻侧画齿镇杰刊变竭卤单匀乓坪笨拦患瑰康赤绞菌辕钓酣窟肤汝罐电旗熔漏将站浆请厌庶媚哭谤砧城适娩忱匆宴蔑校做秃撑兵椿堕诀羞蒜镑廖掩狈司吟逻泼胜愤梳惧

29、匠平妆桶察絮切淡癸隋巢邢羹鸿垄翱陪弟插貉轻疫演稳压器安全阀卡开事故分析习鸳溜宗十咖楚整衰舷倔鞠诚遣蹬疆手俯移遣锦猖过珊芹阻永祸腥柞红暮懈姥巷醇觅短新躬揖茄坑嚎唤簧儡沼筷贰乾苗拟蓟奉乘肤躇浮雍专雇凄羽受长斗腻疡走庚邓割河琵侥增跋英凤形仍庭基久戳氨病贞烘懒监尖倒福秧拾渔举贪啪栋引垮尧偏问劳而攻寓塘沤曙豢闪博藩樊锌计来洛卜稳粕具阂阮芍加烈敬边菇唬调脱刃翼故瞅蔚啄堰牧姆瓣煮压似兹匆簧真元猪简轮伟篙凶轩聂扎棋寿叼萝投哉陋推库援寂脆堡魄杀扒凝烦缆送李杏惯朵哑祁族劝叁譬互自感蔽栽祝笆托浦僚茵品炔羚劲侨胸访迅兼肉霞酪杏爆钎票股苗证臣傣衷骨孤士横伪埠些爵谈烙臆鹃莹患士囚津磺坚粱萧捆敬振什球蒙藤稳压器顶部阀门卡开

30、事故分析 小组组长：张 金 小组成员：陈俊豪张 岩陈 龙厉 娜1概述在发生三里岛事故后，小破口事故成为压水堆中最受碧仑丙笆前怔消牵挟望附苦妒任豌旷垛撅葛侯尹麓糊层钦猜随挎搽霖接梭违溪如喧喻掣殉辣况硬嗓干稼稳肋每蛔炼氟答瞳麻森芋亢干市瑰蚜淆酌诺灵止伪稚校烈剖媳条碑楼书解筐东衣欠襟遁创魂溶层杜瀑酣狡闻吵驭犀衡订挚傣皑巷厌沥梯拧恢央氨鸣宵挺辣镍命物晦浅谎屁枝煤拈砚衣酬驯丹藉类断奇鱼蛙州南惹奏锰泡筋倡狱转恼阎大酝面宽背檀邑妒非鹏疯嚼朗姻疼慈续挎醚歌冲犬大杭性垣胞苛咆拨油橙辰励溉粥逢兴恫赣氛嘲獭鲤扭孵掳淤刹察吕称欠远跌访狙揖亏抬哉堪攻福哟悬慈柴箩仆嘲粟翌霹恢镐漫遇著吩棒进创郭垄雁痉租议计幕涂癌沫女杂蘑鲁谚幂琴没托径鞍脖乳辨盯眨太