中國實驗快堆失去廠外電后單臺主泵停運的一回路瞬態特性分析

任麗霞,王 晉,胡文軍

中國實驗快堆失去廠外電后單臺主泵停運的一回路瞬態特性分析

任麗霞,王 晉,胡文軍

(中國原子能科學研究院快堆工程部,北京102413)

失去廠外電源是在中國實驗快堆(CEFR)運行壽期內可能多次發生的預計運行事件。本文基于自主研發的系統瞬態分析程序FASYS分析了CEFR失去廠外電源后單臺主泵停運的事件,并將事件過程中的關鍵參數與試驗結果進行了對比。通過試驗和模擬分析,得到了中國實驗快堆失去廠外電源后單臺主泵停運的一回路瞬態特性。

中國實驗快堆;失去廠外電;FASYS

1 引言

失去廠外電源是在中國實驗快堆(CEFR)運行壽期內可能多次發生的預計運行事件。失去廠外電源事件發生后,“失去廠外電”緊急停堆保護信號觸發反應堆緊急停堆,一、二回路主循環泵和三回路給水泵失去正常供電自然惰轉,兩路應急柴油發電機啟動分別帶載兩臺一回路主循環泵使其保持在低轉速運行,二回路主循環泵和三回路給水泵停運,事故余熱排出系統觸發投入工作工況以排出事故后余熱。本文主要討論在中國實驗快堆發生失去廠外電源事件,假設出現一路應急柴油發電機無法帶載的單一故障,應用快堆系統分析程序FASYS研究這種意外事件下的CEFR一回路瞬態特性,并將分析結果與相關的試驗結果進行比較,有助于更為深入地理解和驗證CEFR喪失主熱傳輸系統熱阱的不對稱停堆工況下的一回路瞬態特性,可以為CEFR的安全運行提供支持。

2 中國實驗快堆一回路設計特征

CEFR是一座鈉冷池式快堆,主熱傳輸系統由Na-Na-水、蒸汽三回路組成。一回路主冷卻系統有兩個并聯的環路。每個環路有一臺鈉循環泵、兩臺中間熱交換器和兩條壓力管道,它們均布置在反應堆主容器中,成為一體化池型結構。在主鈉池內,一回路主冷卻系統分為兩類流道系統:一類為冷卻堆芯的主冷卻流道系統;另一類為冷卻反應堆主容器、一回路鈉循環泵支承和堆內電離室設備構件等輔助流道。冷卻堆芯的主冷卻流道的流程為:鈉循環泵從主鈉池的冷鈉腔吸鈉,經一回路壓力管道將鈉送入柵板聯箱,冷卻燃料組件后流出堆芯進入熱鈉腔。熱鈉從中間熱交換器上方進口經管間向下流動,從下部出口流入冷鈉腔,然后由冷鈉腔被吸入泵進口。CEFR主要的設計參數如表1所示。

表1 CEFR的主要設計參數Table1 Main design features of CEFR

續表

3 FASYS模型介紹

3.1 程序介紹

FASYS程序是中國原子能科學研究院自主開發的一款鈉冷池式快堆系統分析程序。FASYS程序的主要計算模塊有:回路熱工水力模塊、堆芯分析模塊和反應堆控制調節系統模塊。FASYS程序中的主要計算模型有:一維管道模型、泵模型、中間熱交換器模型、鈉池模型、點堆動力學模型、反應性反饋模型和多通道的堆芯熱工水力模型等。FASYS程序對CEFR的超功率事故、失流事故等進行過事故分析,將其計算結果與俄羅斯快堆系統分析程序DINROS程序計算結果進行了對比,均符合較好,說明了FASYS程序的合理性及分析瞬態的能力。

3.2 節點劃分

采用FASYS程序對CEFR主熱傳輸系統進行了建模,事故余熱排出系統采用邊界條件進行模擬,同時模擬了部分控制調節系統和反應堆保護系統。圖2是FASYS中對CEFR一回路的節點劃分情況。

為了更好地模擬CEFR一回路的瞬態情況,一回路模型中共劃分了29個控制體;

為了更好地模擬不對稱工況,分別模擬了兩個獨立冷池;

堆芯模型共有7個平均通道,包括4個燃料組件通道、1個反射層組件通道、1個控制棒組件通道和1個其他組件通道。

圖1 CEFR一回路節點劃分Fig.1 CEFR nodalisation of primary circuit

4 事件分析及驗證

4.1 試驗描述

中國實驗快堆在發生失去廠外電后,一臺一回路主泵停運的事件具有如表2所示的進程。在模擬計算時,反應堆從0時刻開始停堆,所有泵開始惰轉,事故余熱排出系統風門打開,由事故余熱排出系統排出余熱。二回路泵自然惰轉到轉速為0后,二回路還有一部分自然循環流量。一回路一環路主泵自然惰轉到轉速為0,一回路、二環路主泵自然惰轉到轉速為150 r/min后保持在這個轉速。

表2 CEFR失去廠外電進程Table2 Process of loss of off-site power of CEFR

考慮到中國實驗快堆目前的進度情況,本文采用40%功率來進行中國實驗快堆失去廠外電后單臺主泵停運的一回路瞬態特性分析。

4.2 結果和分析

采用FASYS程序對試驗開始后3 600 s內的瞬態進行計算分析。其中,為了對一回路進行更好的模擬,將試驗數據中的二回路流量和中間熱交換器二次側進口溫度作為程序計算的輸入條件。

圖2對比了堆芯功率的試驗值和計算值,可以看出計算值和試驗值符合較好。約800 s后堆芯功率變得很小,相對功率約為0.02%。由于功率測點精度有限,800 s之后功率試驗值幾乎不變,而功率計算值持續變小,符合實際情況。

圖3對比了主泵轉速的試驗值和計算值。約40 s后二回路主泵惰轉到150 r/min并一直維持,約80 s后一回路主泵轉速惰轉到0。可以看出主泵轉速計算值與試驗值符合較好。

圖4對比了主泵流量計支路的流量的試驗值與計算值。主泵流量計支路是一條與主泵并聯的流道,當主泵正常工作時,其流量可以作為推算主泵流量的依據。可以看出,主泵流量計支路的流量的計算值與試驗值符合較好。

圖2 堆芯功率Fig.2 Core power(0～3 600 s)

圖3 一回路泵速Fig.3 Primary pump speed

圖4 泵旁通流量計流量Fig.4 Flow rate of primary pump by-pass flow meter

CEFR堆為池式結構,堆內并沒有可以直接測量堆芯流量和中間熱交換器流量的手段。圖5展示了堆芯流量、一回路中間熱交換器一次側流量、二回路中間熱交換器一次側流量的計算值。可以看出,50 s之后流量已基本穩定,堆芯流量約為43 kg/s,一回路中間熱交換器一次側流量約為25 kg/s、二回路中間熱交換器一次側有反流,流量約為－3 kg/s。

圖5 中間熱交換器和堆芯流量Fig.5 Flow rate of core and IHX

圖6 對比了堆芯進口溫度和堆芯出口溫度的試驗值和計算值。可以看出堆芯進口溫度計算值與試驗值符合良好。由于堆芯出口溫度測點位于堆芯出口上方約500 mm處的熱池中,受到測點附近熱池鈉的影響,在堆芯流量較低的情況下,該溫度測點難以準確反映真實的堆芯出口溫度。可以看出,在2 000 s之前堆芯出口溫度的計算值比試驗值偏小。隨著熱池溫度的下降,堆芯出口溫度測點值與計算值趨于一致。

圖6 堆芯進/出口鈉溫Fig.6 Core inlet/outlet sodium temperature

圖7 一回路中間熱交換器一次側進/出口溫度Fig.7 The inlet/outlet sodium temperature at the primary side of IHX in Loop 1

圖7 分別對比了一回路和二回路中間熱交換器一次側進出口溫度的試驗值和計算值。由圖5展示的中間熱交換器一次側流量計算值可以看出,約50 s之后一回路中間熱交換器一次側流量值為負。分析圖7中計算值可以看出,50 s左右在一回路中間熱交換器一次側流量從正值變成負值過程中,其入口處鈉溫計算值很快上升后又持續下降,100 s之后入口處鈉溫計算值低于出口處鈉溫計算值。分析圖7中試驗值可以看出,同樣在50 s左右時一回路中間熱交換器一次側入口鈉溫開始下降,但下降趨勢明顯比計算值緩和。通過以上對圖5、圖7的分析,可以看出50 s之后一回路確實存在反向流量,而50 s之后一回路中間熱交換器一次側入口鈉溫試驗值比計算值下降緩慢的原因可能是該反向流量很小,入口處鈉溫測點同時受到熱池中熱鈉和反向流動的鈉的影響。從圖8可以看出二回路中間熱交換器一次側進出口溫度的計算值和試驗值符合較好。

圖8 二回路中間熱交換器一次側進/出口溫度Fig.8 The inlet/outlet sodium temperature at the primary side of IHX in Loop 2

圖9 DHRS中間回路的鈉流量Fig.9 The sodium flow rate of intermediate circuit of DHRS

圖9 和圖10分別展示了獨立熱交換器二次側進出口鈉溫和事故余熱排出系統中間回路鈉流量的試驗值。

圖10 DHX二次側進/出口鈉溫Fig.10 The inlet/outlet sodium temperature at the secondary side of DHX(0～3 600 s)

圖11 展示了堆芯出口鈉溫的試驗值。可以看出約2 000 s之后,堆芯出口鈉溫持續下降,說明事故余熱排出系統可以排出堆芯余熱。

圖11 堆芯出口鈉溫Fig.11 Sodium temperature at core outlet

5 結論

本文采用中國原子能科學研究院自主開發的鈉冷池式快堆系統分析程序FASYS程序研究了CEFR失去廠外電源后單臺主泵停運的一回路瞬態特性,并跟相關試驗結果進行了對比分析,基于分析結果和試驗對比,對于CEFR喪失主熱傳輸系統熱阱的不對稱停堆工況下的一回路瞬態特性可以得出如下初步認識:

1)在CEFR中,當一回路一臺主循環泵停止工作,另一臺主循環泵在低轉速下工作時,有一股很小的反向流量經過停止工作的主循環泵;

2)在喪失主熱傳輸系統熱阱的不對稱停堆工況下,堆芯余熱可以通過事故余熱排出系統的最終熱阱——空氣排出。

國原子能科學研究院,2008.

[2］ Wang Jin,Zhang Donghui,Hu Wenjun,et al.A Study and Development of Primary Circuit Simulation Code for China Experimental Fast Reactor[C］．International Conference on Nuclear Engineering Chengdu,China, Jnly 29-August2-2013．

[3］ 王晉．鈉冷池式快堆系統分析程序研發[D］．北京:中國原子能科學研究院,2014.

[1］ 田和春,等.中國實驗快堆安全分析報告[R］．北京:中

Study for CEFR Primary Circuit Transient Performance in Case of One Primary Pump Trip during Loss of Off-site Power

REN Li-xia,WANG Jin,HU Wen-jun

(China Institute of Atomic Energy,Beijing 102413,China)

Loss of off-site power test is one of anticipated operational occurrences of China Experimental Fast Reactor.In the paper,the transient was simulated and analysed by FASYS code,which was developed by ourselves,and comparison between the test and theoretic results was carried out.The paper illustrated the transient performance of CEFR primary circuit in case of primary pump trip during loss of off-site power.

fast reactor;loss of off-site power;FASYS

TL364

A

0258-0918(2016)01-0035-07

2015-07-21

任麗霞(1978—),女,山西運城人,副研究員,反應堆工程專業