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中國實(shí)驗(yàn)快堆1臺(tái)一回路泵切除試驗(yàn)計(jì)算模擬與分析

2015-03-20 08:19:52張熙司胡文軍李政昕錢鴻濤
原子能科學(xué)技術(shù) 2015年1期
關(guān)鍵詞:系統(tǒng)

張熙司,胡文軍,李政昕,錢鴻濤

(1.中國原子能科學(xué)研究院 快堆研究設(shè)計(jì)所,北京 102413;2.環(huán)境保護(hù)部 核與輻射安全中心,北京 100082)

中國實(shí)驗(yàn)快堆(CEFR)將開展C 階段調(diào)試試驗(yàn),其中包括40%額定功率下1臺(tái)一回路泵切除試驗(yàn)。1臺(tái)一回路主循環(huán)泵故障或切除是CEFR 運(yùn)行壽期內(nèi)可能發(fā)生的事件,它將導(dǎo)致一回路流量減小,造成堆芯冷卻能力下降,傳熱惡化。如不能及時(shí)停堆,可能造成堆芯燃料、包殼及冷卻劑溫度升高,導(dǎo)致嚴(yán)重的事故后果。因此,有必要開展1臺(tái)一回路泵有保護(hù)切除試驗(yàn)。

為確保試驗(yàn)安全,本文利用從法國引進(jìn)的系統(tǒng)分析程序OASIS對(duì)1臺(tái)一回路泵切除試驗(yàn)進(jìn)行模擬分析,以確保按照試驗(yàn)步驟進(jìn)行操作不會(huì)對(duì)反應(yīng)堆安全構(gòu)成嚴(yán)重威脅,并分析試驗(yàn)可能存在的風(fēng)險(xiǎn)。

1 試驗(yàn)介紹

1.1 CEFR簡(jiǎn)介

CEFR 是我國的第一座快堆,其設(shè)計(jì)熱功率為65 MW,試 驗(yàn) 發(fā) 電 功 率 為20 MW[1]。CEFR的主熱傳輸系統(tǒng)共有3 個(gè)回路,包括一回路主冷卻系統(tǒng)、二回路主冷卻系統(tǒng)和蒸汽-電力轉(zhuǎn)換系統(tǒng),其系統(tǒng)布置如圖1 所示。其中,CEFR 的一回路采用池式結(jié)構(gòu),即一體化布置。堆芯、一回路設(shè)備均安裝在主容器內(nèi),反應(yīng)堆以液態(tài)金屬鈉作為一回路冷卻劑和二回路載熱劑。一回路主冷卻系統(tǒng)有兩個(gè)并聯(lián)的環(huán)路,每個(gè)環(huán)路各有1臺(tái)鈉循環(huán)泵、兩臺(tái)中間熱交換器和兩條壓力管道,它們均布置在反應(yīng)堆主容器中。二回路主冷卻系統(tǒng)也有兩個(gè)環(huán)路,每個(gè)環(huán)路各有1臺(tái)鈉循環(huán)泵、兩臺(tái)中間熱交換器和兩條壓力管道,以及1臺(tái)蒸汽發(fā)生器和1臺(tái)過熱器。

圖1 CEFR 系統(tǒng)布置Fig.1 System arrangement of CEFR

1.2 試驗(yàn)步驟

1臺(tái)一回路泵切除試驗(yàn)擬在40%額定功率穩(wěn)定運(yùn)行下進(jìn)行,涉及的系統(tǒng)包括CEFR 保護(hù)系統(tǒng),CEFR 停堆系統(tǒng),主熱傳輸系統(tǒng),一、二回路鈉循環(huán)泵控制系統(tǒng),三回路監(jiān)測(cè)控制系統(tǒng)。

其驗(yàn)收準(zhǔn)則包括確認(rèn)反應(yīng)堆自動(dòng)停堆,確認(rèn)事故環(huán)路自動(dòng)切除,確認(rèn)正常環(huán)路中的一、二次鈉循環(huán)泵分別惰轉(zhuǎn)至150r·min-1和300r·min-1,中間熱交換器一次側(cè)入口溫度穩(wěn)步下降等。

試驗(yàn)的主要步驟如下:1)一回路2#主泵切除,緊急停堆保護(hù)信號(hào)自動(dòng)觸發(fā)反應(yīng)堆保護(hù)停堆,控制棒下插,將反應(yīng)堆引入次臨界狀態(tài)并保持;2)一回路2#主泵切除信號(hào)產(chǎn)生切除事故環(huán)路信號(hào),該信號(hào)自動(dòng)觸發(fā)切除該事故環(huán)路的二回路主泵,則該環(huán)路被切除的一、二回路主泵自然惰轉(zhuǎn)至轉(zhuǎn)速為0r·min-1;3)當(dāng)核功率下降到初始功率的80%以下時(shí),自動(dòng)觸發(fā)完好環(huán)路的一回路主泵轉(zhuǎn)速調(diào)整至150r·min-1,二回路主泵轉(zhuǎn)速調(diào)整至300r·min-1;4)通過蒸汽發(fā)生器給水調(diào)節(jié)系統(tǒng)減小蒸汽發(fā)生器的給水流量,維持完好環(huán)路中蒸汽發(fā)生器出口鈉溫;5)確認(rèn)中間熱交換器一次側(cè)入口溫度穩(wěn)步下降。

2 程序與模型

2.1 程序簡(jiǎn)介

OASIS程序是法國CEA 編制的一個(gè)快堆系統(tǒng)安全分析程序[2],可用于模擬整個(gè)快中子堆核電廠的所有回路質(zhì)量、能量的傳輸,從而分析池式鈉冷快中子反應(yīng)堆的各種一般瞬態(tài)工況及事故工況。

OASIS程序已在法國的超鳳凰堆、鳳凰堆及印度的PEBR 等快堆上得到應(yīng)用。楊紅義等[3-4]用OASIS程序建立了用于模擬CEFR 的動(dòng)態(tài)數(shù)據(jù)系統(tǒng),該系統(tǒng)已應(yīng)用于CEFR 的初步安全分析報(bào)告,并用來對(duì)CEFR 的控制保護(hù)系統(tǒng)進(jìn)行動(dòng)態(tài)仿真研究。

2.2 CEFR模擬系統(tǒng)

根據(jù)OASIS程序中快中子反應(yīng)堆系統(tǒng)模擬環(huán)境的設(shè)置體系,本文模擬的CEFR 系統(tǒng)包括堆芯動(dòng)態(tài)模擬系統(tǒng)、主熱傳輸系統(tǒng)的一回路、主熱傳輸系統(tǒng)的二回路、主熱傳輸系統(tǒng)的三回路、余熱排出系統(tǒng)的中間回路、余熱排出系統(tǒng)的空氣回路、自動(dòng)調(diào)節(jié)和控制保護(hù)系統(tǒng)。

主熱傳輸系統(tǒng)的一回路是唯一的池式結(jié)構(gòu)回路,在程序回路定義中被定義為容器型回路,如圖2所示。整個(gè)一回路采用多個(gè)控制體和部件模型加以描述,包括兩個(gè)環(huán)路,每個(gè)環(huán)路分別包含1臺(tái)主泵、1臺(tái)中間熱交換器以及若干管路與部件模型。

二回路被定義為網(wǎng)絡(luò)型回路,包括兩個(gè)環(huán)路,分別模擬了1 臺(tái)中間熱交換器、1 臺(tái)循環(huán)泵、1個(gè)緩沖罐、1臺(tái)蒸汽發(fā)生器及若干管路,如圖3所示。

圖2 主熱傳輸系統(tǒng)一回路示意圖Fig.2 Scheme of primary loop of main heat transfer system

圖3 主熱傳輸系統(tǒng)二回路系統(tǒng)示意圖Fig.3 Scheme of secondary loop of main heat transfer system

3 試驗(yàn)?zāi)M計(jì)算與分析

3.1 穩(wěn)態(tài)工況

試驗(yàn)初始,反應(yīng)堆系統(tǒng)處于40%額定功率穩(wěn)態(tài)運(yùn)行工況,表1列出穩(wěn)態(tài)工況的主要參數(shù)。

由表1可看出,穩(wěn)態(tài)的模擬結(jié)果與實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)符合較好,說明本文所建模型可用于開展下一步瞬態(tài)模擬計(jì)算。

3.2 試驗(yàn)?zāi)M分析

1臺(tái)一回路泵切除試驗(yàn)的模擬動(dòng)作序列列于表2。假設(shè)在參考時(shí)間t=100s時(shí),手動(dòng)切除一回路2#主泵,這將觸發(fā)一系列連鎖反應(yīng)。首先觸發(fā)了保護(hù)停堆信號(hào),控制棒下插,反應(yīng)堆快速進(jìn)入次臨界狀態(tài)并維持一定停堆深度。同時(shí),自動(dòng)觸發(fā)切除該事故環(huán)路的二回路主泵,二回路主泵自然惰轉(zhuǎn)至轉(zhuǎn)速為0r·min-1。隨后,核功率下降到初始功率的80%以下時(shí),自動(dòng)觸發(fā)完好環(huán)路的一回路主泵轉(zhuǎn)速調(diào)整至150r·min-1,二回路主泵轉(zhuǎn)速調(diào)整至300r·min-1。一、二回路主泵轉(zhuǎn)速的變化如圖4所示。

表1 穩(wěn)態(tài)工況參數(shù)Table 1 Main parameters in steady state

表2 動(dòng)作列表Table 2 Operation list

堆芯出口溫度的變化如圖5所示。反應(yīng)堆停堆后,短時(shí)間內(nèi)堆芯出口溫度會(huì)有非常明顯下降,隨后出口溫度總體呈現(xiàn)穩(wěn)步下降趨勢(shì)。模擬結(jié)果顯示,在切除動(dòng)作50s(參考時(shí)間約為150s)后,堆芯出口溫度會(huì)出現(xiàn)一個(gè)峰值,峰值溫度約為340~350 ℃。這是由于功率下降的速度和堆芯流量損失的速度不一致,產(chǎn)生了一個(gè)功率流量比的峰值,如圖6所示。當(dāng)泵速穩(wěn)定后,功率流量比會(huì)呈現(xiàn)穩(wěn)步下降趨勢(shì)。由于峰值溫度遠(yuǎn)低于堆芯出口溫度的初始值417 ℃,該峰值溫度下,堆芯功率與流量的變化不會(huì)對(duì)反應(yīng)堆堆芯安全構(gòu)成威脅。

圖4 一回路(a)、二回路(b)主泵轉(zhuǎn)速的變化Fig.4 Change of speed of primary loop pump(a)and secondary loop pump(b)

圖5 堆芯出口溫度的變化Fig.5 Change of core outlet temperature

除堆芯出口溫度外,另一個(gè)重要數(shù)據(jù)是1#環(huán)路(完好環(huán)路)中間熱交換器一次側(cè)的入口溫度。中間熱交換器的入口溫度穩(wěn)定下降,意味著一回路熱池的熱量被有效導(dǎo)出,因此這也是該試驗(yàn)的驗(yàn)收準(zhǔn)則之一。1#環(huán)路的中間熱交換器一次側(cè)入口與出口溫度如圖7 所示。由圖7可見,入口溫度在切除動(dòng)作開始后呈現(xiàn)穩(wěn)步下降趨勢(shì),程序模擬結(jié)果顯示熱池溫度穩(wěn)步下降,熱量被成功傳遞出一回路。在試驗(yàn)初期,由于一、二回路的流量變化不一致,可能導(dǎo)致中間熱交換器出口溫度在短時(shí)間內(nèi)出現(xiàn)波動(dòng)。中間熱交換器與蒸汽發(fā)生器的出口鈉溫發(fā)生劇烈波動(dòng)可能會(huì)導(dǎo)致傳熱管熱應(yīng)力過大,甚至危害設(shè)備的完整性。試驗(yàn)開始后,會(huì)切除故障環(huán)路的蒸汽發(fā)生器,短時(shí)間內(nèi)汽水回路的壓力特性發(fā)生較大變化,可能出現(xiàn)二回路流量與三回路流量不匹配的問題,造成蒸汽發(fā)生器出口的鈉溫劇烈變化。因此,需密切注意中間熱交換器一次側(cè)和蒸汽發(fā)生器一次側(cè)的出口鈉溫,一旦溫度出現(xiàn)較大的變化,及時(shí)進(jìn)行人工干預(yù)。

3.3 不同回路隔離時(shí)間的模擬分析

圖6 反應(yīng)堆堆芯功率與流量的變化Fig.6 Change of reactor core power and flow rate

模擬計(jì)算結(jié)果顯示,在二回路的2#環(huán)路泵轉(zhuǎn)速降為0r·min-1后,如果不關(guān)閉2#環(huán)路隔離閥,該環(huán)路仍保持著一定的自然循環(huán)流量,該流量可能會(huì)引起熱量的快速喪失,導(dǎo)致環(huán)路鈉溫快速下降,對(duì)中間熱交換器和蒸汽發(fā)生器及冷熱端管道產(chǎn)生較大的熱應(yīng)力沖擊。因此,需在合適的時(shí)間關(guān)閉該回路的隔離閥,使該回路的流量強(qiáng)制為0。

圖7 中間熱交換器一次側(cè)入口與出口溫度Fig.7 Inlet temperature and outlet temperature of intermediate heat exchanger primary side

本文分別對(duì)1 臺(tái)泵切除動(dòng)作發(fā)生后60、120、180s內(nèi)隔離的方案進(jìn)行了計(jì)算模擬分析,中間熱交換器二次側(cè)出口鈉溫的變化如圖8所示。由圖8可見:在60s內(nèi)隔離的方案中,溫度在短時(shí)間內(nèi)快速下降,與初始溫度相比,約有30 ℃的溫降;在120s內(nèi)隔離的方案中,溫度在短時(shí)間內(nèi)快速下降,與初始溫度相比,約有80 ℃的溫降;在180s內(nèi)隔離的方案中,溫度在短時(shí)間內(nèi)快速下降,與初始溫度相比,約有100 ℃的溫降。

圖8 中間熱交換器二次側(cè)出口溫度Fig.8 Outlet temperature of intermediate heat exchanger secondary side

因此建議在60s內(nèi)完成該環(huán)路的隔離閥關(guān)閉動(dòng)作,以免對(duì)中間熱交換器產(chǎn)生過大的熱沖擊。

4 結(jié)論

從模擬計(jì)算結(jié)果可看出,按照1臺(tái)一回路主循環(huán)泵切除試驗(yàn)步驟進(jìn)行操作不會(huì)對(duì)CEFR的安全構(gòu)成威脅,能夠通過反應(yīng)堆的自動(dòng)保護(hù)聯(lián)鎖動(dòng)作和操縱員的手動(dòng)動(dòng)作進(jìn)入安全的停堆工況。在試驗(yàn)情況下,堆芯不會(huì)出現(xiàn)過熱現(xiàn)象,試驗(yàn)的主要風(fēng)險(xiǎn)來源于主熱傳輸系統(tǒng)間的流量匹配問題,當(dāng)熱交換器的出口溫度發(fā)生劇烈變化時(shí),可能會(huì)對(duì)設(shè)備完整性造成破壞。因此,在試驗(yàn)過程中需重點(diǎn)關(guān)注中間熱交換器和蒸汽發(fā)生器一次側(cè)出口鈉溫,必要時(shí)做出相應(yīng)的人工干預(yù)。同時(shí)需要注意的是,要及時(shí)關(guān)閉二回路2#環(huán)路的隔離閥,推薦試驗(yàn)開始后60s內(nèi)動(dòng)作。

下一步的研究將主要集中在模擬結(jié)果與試驗(yàn)結(jié)果的對(duì)比分析,并進(jìn)一步完善計(jì)算程序與模型。

[1] 田和春,楊福昌,張東輝,等.中國實(shí)驗(yàn)快堆最終安全分析報(bào)告[R].北京:中國原子能科學(xué)研究院,2008.

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[3] 楊紅義.中國實(shí)驗(yàn)快堆動(dòng)態(tài)模擬系統(tǒng)的建立[J].原子能科學(xué)技術(shù),1999,33(1):108-113.YANG Hongyi.Establishment of a dynamic simulation system for China Experimental Fast Reactor[J].Atomic Energy Science and Technology,1999,33(1):108-113(in Chinese).

[4] 楊紅義,徐銤.OASIS程序的開發(fā)與應(yīng)用[J].核科學(xué)與工程,2001,21(4):322-325.YANG Hongyi,XU Mi.Development and application of OASIS code under the CEFR project[J].Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering,2001,21(4):322-325(in Chinese).

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