[发明专利]核反应堆断电模拟系统及其方法

说明书

技术领域

本发明涉及的是一种核工业技术领域的装置及方法，具体是一种用于在实验回路中模拟核电厂全厂断电工况下加热功率与流量变化情况的核反应堆断电模拟系统及其方法。

背景技术

随着人类社会的不断发展，对能源的需求越来越大。由于传统的化石燃料带来了巨大的环境污染问题，近年来对能源清洁性的要求越来越高。由于核能的温室气体排放几乎为零，并具有能量密度高、能量输出稳定、技术日益成熟且已得到大规模应用等优点。因此，核能成为了除传统化石能源外的重要能源来源选择之一。在核能利用中，由于其特殊性，安全问题是首先予以考虑的。其中核电厂全场断电事故对核反应堆的安全性有重大威胁。核电厂在发生全场断电事故后，主泵失去动力，开始在转子飞轮的惯性驱动下惰转，反应堆停堆，随后汽轮机脱扣，主给水关闭。虽然短时间稳压器压力会快速下降，但是主给水关闭后，若辅助给水同时失效，主系统热量无法有效导出，一回路压力会迅速上升。因安注系统无法启动，压力容器水位下降导致堆芯裸露并熔化；压力容器下封头因熔融物的加热发生蠕变失效，引起安全壳内的压力和温度大幅上升并最终导致安全壳失效，造成大规模放射性物质泄漏，危害公众的安全。因此，研究核电厂在发生全场断电事故初期反应堆主系统内热工水力现象有着重要的意义，该工况下反应堆主系统最主要的特点有两点，一是堆芯衰变热作为系统的热源在不断衰减，但仍对系统有显著的加热效果；二是主泵作为系统内流体流动的动力源，虽然失去了直接动力，但在一定时间内发生惰转现象，可以继续提供一定的流量。因此，合理的模拟全场断电事故初期主系统内的加热功率和流量的联动变化情况是研究该工况下反应堆热工水利特性的基础。

目前，许多研究者利用软件程序模拟堆芯衰变和主泵惰转的现象，取得了一定的成果，但是因程序自身编程与计算上的缺陷，无法真实反映核反应堆中真正的热工水力变化情况；国内外建立了一些大型试验装置，模拟核反应堆主系统，但主要用来模拟破口事故中或自然循环工况下反应堆的热工水力特性，缺少对全厂断电事故的研究。

经过对现有技术的检索发现，“原子能科学技术”2011年10月第45卷第10期公开了“AP1000主回路系统热工水力瞬态计算程序RETAC的开发”，该技术计算了全部屏蔽泵同时失电惰转并触发停堆后反应堆中热工水力参数的变化情况。研究发现在无控制系统、非能动安全系统和启动给水系统投入的情况下，燃料中心最高温度和MDNBR未超过规定限值，满足安全准则要求。但该方案缺乏实验数据。

另外，“Nuclear Engineering and Design”215期(2002年)中公开了“Restart of natural circulation in a PWR-PKL test results and S-RELAP5calculations”，该技术利用PKL实验装置研究小破口事故后的热工水力现象，并最终成功建立自然循环；但该实验装置并未模拟核电厂全场断电事故下核反应堆热工水力现象，无法揭示反应堆在事故初期的主系统状态。

发明内容

本发明针对现有技术存在的上述不足，提供一种核反应堆断电模拟系统及其方法，模拟核反应堆堆芯停堆后一定时间内持续释放衰变热的现象以及核主泵失去外来电源后一定时间内发生惰转的现象。从而为研究核反应堆全厂断电事故提供可行的实验工况，为核反应堆自主化设计与建设提供技术支持。

本发明是通过以下技术方案实现的：

本发明涉及一种核反应堆断电模拟系统及其方法，包括：提供系统热量的热源、提供系统压力的稳压容器、用于系统冷却的冷源、提供系统介质循环动力的驱动装置、用于控制热源功率变化的加热功率控制模块、用于系统数据采集和控制的数据控制器、用于控制驱动装置频率变化以调节管路流量的频率控制模块、用于调节主回路流量的第一电动调节阀和用于保护驱动装置的第二电动调节阀，其中：

稳压容器分别与热源的第一端口、冷源的第一端口相连形成主回路热段；第一电动调节阀的两端分别与热源的第二端口和驱动装置的输出端相连，冷源的第二端口与驱动装置的输入端相连，第二电动调节阀的两端分别与驱动装置的输入端、输出端相连，形成主回路旁路，这是由于驱动装置不能在很低的流量参数下运行，但是主回路主路的需求在逐渐减少至0，设置旁路分担驱动装置提供的流量，避免驱动装置流量过低。

所述的数据控制器接收外接计算机的指令并同时控制加热功率控制模块和频率控制模块，或者数据控制器控制加热功率控制模块，同时根据设定的目标开度值与时间的对应关系，控制第一电动调节阀的开度，从而实现热量衰减与流量衰减的联动控制。