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铅铋堆全厂断电事故下二次侧非能动余热排出系统特性研究

钱雅兰 林千 杨子江 陈康 詹文辉 汤春桃 杨波

钱雅兰, 林千, 杨子江, 陈康, 詹文辉, 汤春桃, 杨波. 铅铋堆全厂断电事故下二次侧非能动余热排出系统特性研究[J]. 核动力工程, 2024, 45(4): 32-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0032
引用本文: 钱雅兰, 林千, 杨子江, 陈康, 詹文辉, 汤春桃, 杨波. 铅铋堆全厂断电事故下二次侧非能动余热排出系统特性研究[J]. 核动力工程, 2024, 45(4): 32-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0032
Qian Yalan, Lin Qian, Yang Zijiang, Chen Kang, Zhan Wenhui, Tang Chuntao, Yang Bo. Research on Characteristics of Secondary Side Passive Residual Heat Removal System of Lead-bismuth Reactor under SBO[J]. Nuclear Power Engineering, 2024, 45(4): 32-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0032
Citation: Qian Yalan, Lin Qian, Yang Zijiang, Chen Kang, Zhan Wenhui, Tang Chuntao, Yang Bo. Research on Characteristics of Secondary Side Passive Residual Heat Removal System of Lead-bismuth Reactor under SBO[J]. Nuclear Power Engineering, 2024, 45(4): 32-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0032

铅铋堆全厂断电事故下二次侧非能动余热排出系统特性研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0032
详细信息
    作者简介:

    钱雅兰(1991—),女,高级工程师,现主要从事热工水力与安全分析方面研究,E-mail: qylan0712@126.com

  • 中图分类号: TL333

Research on Characteristics of Secondary Side Passive Residual Heat Removal System of Lead-bismuth Reactor under SBO

  • 摘要: 以俄罗斯SVBR-100铅铋堆二次侧非能动余热排出系统(PRHRS)为研究对象,采用RELAP5/MOD4.0程序建模开展全厂断电(SBO)事故下PRHRS的余热排出能力评价和参数敏感性分析。研究结果表明,在整个SBO事故中,关键参数燃料包壳峰值温度最高为816.35 K,未超过安全限值,PRHRS能够及时导出堆芯余热;通过增大PRHRS水箱内置冷凝换热器换热面积可以增强PRHRS的余热排出能力。本研究建立的铅铋堆二次侧PRHRS安全分析模型和评价方法,可为我国铅铋堆PRHRS的设计和应用提供技术参考。

     

  • 图  1  SVBR-100 铅铋堆主要系统示意图

    Figure  1.  Sketch Map of Main Systems of SVBR-100 Lead-Bismuth Reactor

    图  2  铅铋堆二次侧PRHRS节点示意图

    Figure  2.  Node Graph of Second Side PRHRS of Lead-Bismuth Cooled Reactor

    图  3  燃料棒包壳峰值温度

    Figure  3.  Peak Temperature of Fuel Rod Cladding

    图  4  PRHRS进口和出口流体温度

    Figure  4.  Inlet and Outlet Fluid Temperature of PRHRS

    图  5  非能动余热排出系统水箱液位

    Figure  5.  Water Level of PRHRS Tank

    图  6  不同换热面积下燃料包壳峰值温度

    Figure  6.  Peak Temperature of Cladding under Different Exchange Area of PRHRS

    表  1  SBO事故后初始及假设条件

    Table  1.   Initial and Assumed Conditions after SBO Accident

    编号 初始及假设条件
    1  反应堆初始热功率取额定功率280 MW
    2  一回路冷却剂流量取13590 kg/s
    3  一回路堆芯冷却剂进口温度取609 K、出口温度取752 K
    4  二回路蒸汽出口温度取560 K,绝对压力取7.0 MPa
    5  假定事故后0 s时刻,触发反应堆停堆,同时主泵惰转,主给水及设备冷却水流量下降,主蒸汽隔离阀关闭
    6  考虑停堆信号的延迟,假定延迟时间为1.0 s
    7  二回路汽水分离器压力高于11 MPa时,安全释放阀打开
    8  PRHRS水箱初始温度取313.15 K
    9  假设汽水分离器中的压力超过1.2 MPa时,执行PRHRS投入使用的出口调节阀打开
    下载: 导出CSV

    表  2  SBO事故发生的时间序列

    Table  2.   Sequence of SBO Accident

    事件 时间/s
    全厂断电发生 0
    一回路冷却剂主泵开始惰转 0
    二回路主给水开始下降 0
    二回路主蒸汽阀隔离 0
    安全棒开始下落 1
    二回路给水完全丧失 5
    PRHRS阀门打开 6
    安全棒完全下落 9
    安全阀释放阀打开 12
    PRHRS阀门完全打开 26
    下载: 导出CSV
  • [1] 吴宜灿,王明煌,黄群英,等. 铅基反应堆研究现状与发展前景[J]. 核科学与工程,2015, 35(2): 213-221.
    [2] 刘玉康,文青龙,乔鹏瑞,等. 全厂断电事故工况下小型铅铋快堆余热排出能力评价[J]. 原子能科学技术,2021, 55(11): 2028-2035.
    [3] 陈学锋. 核电厂全厂断电事故分析[J]. 中国核电,2011, 4(1): 46-51.
    [4] 盛美玲,金鸣,柏云清,等. 中国铅合金冷却研究堆事故余热排出系统概念设计与分析[J]. 核科学与工程,2014, 34(1): 91-96.
    [5] 夏少雄,王家群,潘晓磊,等. 中国铅基研究堆非能动余热排出系统可靠性分析[J]. 核技术,2015, 38(2): 020605.
    [6] International Atomic Energy Agency. Advances in small modular reactor technology developments: 20-02510E[R]. Vienna: IAEA, 2020.
    [7] 吴国伟. 铅基堆非能动余热排出系统的设计研究[D]. 合肥: 中国科学技术大学,2017.
    [8] European Seventh Framework Programme. Conceptual design of the DHR system of the ETDR (ALFRED): FP7-249668[R]. European Union, 2012.
    [9] GOLOVIN A O, SIVAK Z V, LEONCHUK M P. Analysis of safety aspects of the svbr-75/100 power installation as applied to regional nuclear cogeneration plant[J]. Dysnai, 2003: 101.
    [10] PETROCHENKO V, TOSHINSKY G, KOMLEV O. SVBR-100 nuclear technology as a possible option for developing countries[J]. World Journal of Nuclear Science and Technology, 2015, 5(3): 221-232. doi: 10.4236/wjnst.2015.53022
    [11] International Atomic Energy Agency. Liquid metal coolants for fast reactors cooled by sodium, lead, and lead-bismuth eutectic: NP-T-1.6[R]. Vienna: IAEA, 2012.
    [12] MELONI P, WAGNER A D, CASTIGLIA F, et al. Investigation of Relap capability to simulate the LBE cooling system thermal-hydraulic[J]. Centro Ricerche Bologna, 2004, 1: 637-647.
    [13] 薛冰,刘晓晶,何兆忠. 10MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故安全分析[J]. 核科学与工程,2019, 39(6): 966-974.
    [14] 卢永刚. 铅铋冷却快堆主循环泵优化设计与可靠性分析[D]. 镇江: 江苏大学,2019.
    [15] 石康丽. 铅冷快堆始发事件及瞬态安全特性初步研究[D]. 合肥: 中国科学技术大学,2017.
    [16] TOSHINSKII G. Lead-bismuth cooled fast reactors[M]. Riga: LAMBERT Academic Publishing, 2017.
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出版历程
  • 收稿日期:  2023-10-17
  • 修回日期:  2024-01-27
  • 刊出日期:  2024-08-12

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