大型压水堆核电厂事故暂态运行特性研究

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压水堆核电站堆芯物理／热工水力耦合特性研究

压水堆核电站堆芯物理/热工水力耦合特性研究郑勇，彭敏俊*，夏庚磊，刘新凯【摘要】摘要：采用RELAP5-HD作为堆芯耦合计算程序，以秦山核电二期工程反应堆堆芯为研究对象，建立堆芯活性区的物理/热工水力耦合模型，在此基础上进行了稳态计算和掉棒事故仿真研究。

结果表明，使用RELAP5-HD计算得到的结果与电厂实测值符合较好，获得的掉棒事故参数曲线能准确反映事故工况下的参数变化趋势。

稳态和事故工况的计算结果均符合堆芯物理/热工水力反馈效应的理论分析，证实了所建立的堆芯耦合模型的准确性，为下一步进行核电站系统的仿真分析提供基础。

【期刊名称】原子能科学技术【年(卷),期】2014(000)012【总页数】6【关键词】RELAP5-HD程序；秦山核电二期堆芯；物理/热工水力耦合；掉棒事故反应堆堆芯是一涉及反应堆物理、热工水力等诸多方面的复杂系统。

一方面，堆芯内裂变功率的分布很大程度上决定了热工水力参数的变化。

同时，热工水力参数的分布又会通过慢化剂温度效应和燃料多普勒效应来影响反应性的变化。

RELAP5是研究反应堆热工水力现象的最佳估计系统程序，其早期版本的中子物理计算采用点堆模型，因此为了研究堆芯的某些不对称现象或局部具有强烈物理/热工水力反馈作用[1-3]时，国外学者将RELAP5程序作为热工水力程序通过耦合接口与其他物理程序进行耦合计算来研究反应堆堆芯多物理场耦合现象[4-6]。

RELAP5-3D是RELAP5系列程序的最新版本，取得的最主要进展是引入了三维物理计算程序Nestle和三维水力学部件，具备对堆芯进行三维物理/热工水力耦合计算的能力。

RELAP5-3D程序经美国GSE公司改造，实现了在仿真平台SimExec上运行的目的，最终形成了RELAP5-HD程序。

本文针对秦山核电二期工程堆芯部分进行仿真研究，基于两步法首先利用RELAP5-HD程序建立堆芯活性区的物理/热工水力耦合模型；其次由组件程序HELIOS计算出各类组件在大量工况下的少群截面参数，进行拟合处理后作为RELAP5-HD程序的输入值；最后进行稳态计算和事故工况仿真研究，以验证所建立的耦合模型的准确性。

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究佟立丽;曹学武;袁凯;黄高峰【摘要】采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型.该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等.针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟.同时,对重要时间进程与ISAAC2 0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合.分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2010(044)011【总页数】5页(P1361-1365)【关键词】CANDU堆;严重事故;全厂断电;事故进程【作者】佟立丽;曹学武;袁凯;黄高峰【作者单位】上海交通大学,机械与动力工程学院,上海,200240;上海交通大学,机械与动力工程学院,上海,200240;上海交通大学,机械与动力工程学院,上海,200240;上海交通大学,机械与动力工程学院,上海,200240【正文语种】中文【中图分类】TL364.4对于堆芯未损坏或严重损坏的反应堆事故进程以及可能的堆芯解体与反应堆设计特点密切相关。

对于重水堆而言，其设计提供了非能动热阱的能力，在很多事故序列下，可为事故进展提供重要的延迟时间。

另一个对事故进程有较大影响的是重水堆压力管式的堆芯设计，燃料升温一旦发生，可能先导致众多压力管中的1个破裂，致使主系统卸压并向慢化剂喷放，避免像压水堆那样可能先导致蒸汽发生器传热管失效而产生高压熔喷事故。

重水堆的固有特性虽然提供了较大的事故安全裕度，但一旦发生多重故障，也可能在短时间内导致重水堆堆芯的严重损坏，并引起严重的后果。

CANDU堆核电厂严重事故研究始于20世纪70年代末和80年代初，是与国际上同时开始的，即始于美国三哩岛核电厂事故后。

加拿大在CANDU6严重事故研究方面开展了一些堆芯熔化相关的机理研究，并开发了相应的机理性分析程序。

5--第五章核电厂的严重事故

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此时，堆芯内蒸汽产生量对堆芯材料的氧化速度起决定性的作用。随着Zr液化和重新定位，堆积的燃料芯块得不到支撑而可能塌落，并在堆芯较低的部位形成一个碎片床。 UO2芯块可能破碎，并倒塌进入早先重新定位的碎片层，形成多孔碎片床
22
5.3压力容器内的现象
当堆芯熔化发展到一定程度，堆芯熔融物将落入压力容器的下腔室，此过程中也可能发生倒塌现象，固态的物质将直接落入下腔室堆芯熔融物在下落的过程中，若堆芯熔化速率较慢，首先形成碎片坑，然后以喷射状下落（三哩岛事故）
6
5.1 严重事故过程和现象
核电站严重事故事故系列及进展
I．堆内事故过程
①
正常热工水力 ② 事故堆芯传热 ③ 包壳氧化产生氢气 ④ 堆芯熔化进展 ⑤ 裂变产物释放 ⑥ 裂变产物传递和沉淀 ⑦ 堆内水蒸汽爆炸 ⑧ 压力容器破损
始发事故
芯块可能破碎并倒塌进入早先重新定位的碎片层形成多孔碎片床堆芯加热熔融进展相关现象总结2353压力容器内的现象当堆芯熔化发展到一定程度堆芯熔融物将落入压力容器的下腔室此过程中也可能发生倒塌现象固态的物质将直接落入下腔室堆芯熔融物在下落的过程中若堆芯熔化速率较慢首先形成碎片坑然后以喷射状下落三哩岛事故堆芯熔融物与下腔室中的水或压力容器内壁接触的部位较为单一且热容量较大事故发展的激烈程度和后果较大若堆芯熔化速率较快堆芯熔融物可能以雨状下落2453压力容器内的现象后果若压力容器的下腔室留存有一定的水堆芯熔融物下降过程中可能发生蒸汽爆炸若堆芯熔融物下降过程中首先直接接触压力容器内壁将发生消融现象对压力容器完整性构成极大威胁一旦堆芯的熔融物大部分或全部落入堆芯压力容器的下腔室中可能存在的水将很快被蒸干堆芯熔融物与压力容器的相互作用是非常复杂的传质传热过程是否能有效冷却下腔室中堆芯熔融物将直接影响到压力容器完整性531堆芯碎片在压力容器下腔室重新定位532蒸汽爆炸的原理与子过程533下封头损坏模型534自然循环25531堆芯碎片的重新定位由于裂变产物衰变产生的功率和基体上由重新定位物氧化产生的化学能堆芯碎片将会继续升温直到结块的内部部分熔化形成一种熔化物坑

核电厂事故工况源项中碘的形态调研报告

核电厂事故工况源项中碘的形态调研报告一、概述在核电厂的正常运行过程中，气态流出物中放射性碘的浓度很低，只有在事故工况下才可能大量排放放射性碘。

人体甲状腺对放射性碘有很高的吸收能力，导致核设施释放的放射性碘对人体的健康危害很大。

因此，在流出物监测领域中，碘的监测及取样一直是一个非常重要的问题。

目前国际上共发生过三次影响比较深远的核电厂严重事故，即切尔诺贝利核事故、三哩岛核事故以及福岛核事故，每次核事故发生都对核电的发展带来了重大的影响，同时也促使国内外对事故中放射性源项的释放开展了大量的研究工作。

而放射性碘，特别是I-131在事故影响中是十分重要的一种核素，在核电厂安全分析、环境影响评价以及应急预案等执照申请文件中，均需对事故的影响进行评价，其中的一项重要工作即为确定事故工况下释放到环境中的碘的含量，并明确其可能的化学形态。

我国尚未开展过压水堆核电厂源项中碘的形态试验，然而自核电发展以来，事故工况下放射性碘的重要性一直受到广泛的关注，因此针对事故工况下碘释放及其形态研究的资料也较为丰富。

本报告将对目前国内外已开展的相关研究资料进行收集整理，形成调研报告。

二、放射性碘的一般特性碘核素可分为放射性碘核素和非放射性或稳定性碘核素两大类。

目前已知，存在于自然界中或由人工生产的碘核素共有27种，一般实际中应用的和文献中经常引用的碘核素有26种，它们的质量数从117～140不等，其中除I-127是自然产生的稳定碘核素外，皆为放射性碘核素。

稳定性碘主要存在于海水和智利硝石中，其次是土壤中。

辐射对人体的影响可分近期效应和远期效应两种类型。

在辐射防护和环境保护工作中，通常照射均是小剂量的慢性照射，一般来说，小剂量慢性照射对人体的影响主要是远期效应。

放射性碘会在人体内蓄积，尤其是I-131，是β、γ混合辐射体，其半衰期约为8天。

当人体吸入或摄入放射性碘时，放射性碘会主要集中到甲状腺中，并在该器官中蓄积，形成高浓度的放射性碘，高浓度放射性碘将会增加甲状腺癌发生的风险。

压水堆燃料组件在事故工况下横向响应的格架模型和强度准则

压水堆燃料组件在事故工况下横向响应的格架模型和强度准则下载提示：该文档是本店铺精心编制而成的，希望大家下载后，能够帮助大家解决实际问题。

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AP1000消防水系统在机组事故工况下的运行特点分析杨润

AP1000消防水系统在机组事故工况下的运行特点分析杨润摘要：AP1000消防水系统在组成与运行上与国内的核电站有很大不同，除了支持消防外还承担缓解机组事故功能，本文对AP1000消防水系统在各种事故工况下的运行特点和运行中需关注的问题进行了分析和探讨。

关键词：消防水系统；事故运行；运行特点与对应思考1.概述AP1000采用第三代压水堆技术，采用了大量的非能动设施和水源，AP1000机组消防水系统在设计和运行上也与传统压水堆的消防系统有很大不同，AP1000消防水系统不仅在火灾事故中承担消防作用，并且在可在机组其他事故工况下提供SFP补水、RNS冷却、安全壳喷淋等缓解严重事故的能力，起到缓解事故的作用，本文对AP1000消防水系统的设计和运行特点，特别是事故情况下的运行特点进行分析。

2.AP1000消防水系统系统组成2.1能动的消防供水系统能动消防水源采用两个主副消防水箱，实际消防水容量为1390m3的消防水箱、一台电动消防泵、一台柴油机消防泵、二台消防稳压泵、消防管网及管网末端的自动喷淋灭火装置和手动灭火装置等组成。

自动灭火装置包括干管、湿管、预作用阀、水喷雾阀；手动灭火装置包括消火栓和立管。

水源）补水。

系统流程如图1：图1能动消防水系统2.2非能动的消防供水系统其设计上用于保护SSE下安全停堆设备执行其安全停堆功能，免受火灾影响。

其保护的安全相关设备安全壳内的有PXS、RCS、SGS、安全壳隔离阀，安全壳外的有PMS、1E级IDS和反应堆安全壳隔离阀。

该系统的消防水储存于抗SSE的PCCWST中，容量为68.1m3，储水量足够供应两个消火栓，每一个消火栓流量为17.03m3/h,同时使用2小时，该系统由PCCWST的静水头维持系统压力。

安全壳冷却辅助水箱（PCCAWST）内也有消防专用水，由PCS系统的辅助水泵向消防系统供水，具有同样的流量。

3.消防水系统在机组事故工况下的运行3.1火灾情况下系统反应3.1.1非SSE火灾情况火灾发生后，火灾探测器动作，在主控室MFPP和LFACP就地消防盘产生火灾报警，并联动相应的自动喷淋设备，包括干式喷头，湿式喷头，预作用喷淋阀，雨淋阀或水喷雾阀；没有自动灭火系统的区域通过手动灭火系统，包括消火栓和消防立管，由人工进行喷淋灭火。

压水堆核电厂运行瞬态自动分类算法研究

"第J K卷第33期原子能科学技术a"';J K!=";33 "7L78年33月)*"+01@%/$I R210/%1/&%EM/1.%"'"I R="D;7L78压水堆核电厂运行瞬态自动分类算法研究白晓明3 于新洋3 曹国畅7 李"政3 曹洪胜7 崔怀明3 艾红雷3 熊夫睿3 姜"赫7 "3;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室!四川成都"63L738(7;中核核电运行管理有限公司!浙江海盐"8358L L#摘要瞬态统计与核电厂运行状态监测和延寿许可申请密切相关!是核电厂中的一项重要工作)瞬态分类是将运行瞬态归为设计瞬态的过程!是瞬态统计工作中的关键环节)目前国内外已有的自动分类算法存在识别正确率低*训练数据多的问题!因此大部分核电厂仍采用人工瞬态分类的方式)本文从设计瞬态物理意义及各参数影响关系出发!建立了一种将基于规则和基于数据算法融合的瞬态分类算法!研究了瞬态参数权重*信号信噪比对算法的影响!测试了算法的并行计算效率)采用核电厂运行数据对该算法验证的结果显示!该算法对运行瞬态能够有效识别)该算法解决了传统瞬态分类算法中需要大量训练数据的问题!实现了在少样本条件下的瞬态分类)关键词瞬态统计(瞬态分类(核电厂(基于规则(基于数据中图分类号 M C863(MA678"""文献标志码 )"""文章编号 3L L L96483"7L78#33977L39L4!"# 3L;K J8:+R`T;7L78;R"#[0&%;L J68$&6%2'#<*'#"&"(=5'"3*'#)C,*&2#%&'I9*22#(#)*'#"&0%'1"!(",:,%225,#W%!+*'%,/%*)'",J5)9%*,:"@%,:9*&'Z)O]0&"+0%I3!^Q]0%R&%I3!H)P N#"1.&%I7!C O>./%I3!H)P B"%I,./%I7!H Q OB#&0+0%I3!)OB"%I'/03!]O P=NY#$#03!!O)=N B/7"3!"#4+0#+)01:+#$0%&%69%0-+)#*%,"9.*+5U+.460:+#$0%&%69>)?%,)*%,9!;/#&+),G%L+,F0.*4*/*+%'7$40)!7$+061/63L738!7$40)(7!7;;7;/#&+),G%L+,Q 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Y<J5%3&中指出延寿阶段需要开展疲劳分析!=Q<@N93:L3%7&指南中要求在延寿申请中需要提供导致明显疲劳使用系数改变的瞬态发生次数)我国相关核安全监管政策中也将瞬态波动引起的金属疲劳作为运行许可证延续安全评估的重要内容!可见瞬态统计在核电厂运行和延寿阶段均具有重要的意义%8&)瞬态统计过程中的核心工作是将运行瞬态分类为设计瞬态)运行瞬态指核电厂运行过程中偏离稳态发生温度*压力波动的状态)设计瞬态是瞬态分类过程中的参考值!通常在核电厂设计阶段由事故假设和热工计算等方式确定)为了保证核电厂运行的安全性!设计瞬态通常要比运行瞬态更为严苛)设计瞬态由两部分数据构成$第3部分为温度*压力等参数随时间变化的曲线(第7部分为瞬态在寿期内发生次数的上限)在设计过程中!会基于这些瞬态数据对设备和管道进行疲劳分析!进而确保其在寿期内不会发生疲劳失效)目前核电厂瞬态分析过程中通常采用人工瞬态分类的方式)由于核电厂是一个极其复杂的系统!任何设备或系统参数变化都会影响系统瞬态的数据!在核电厂运行过程中发生的瞬态"简称运行瞬态#与设计瞬态通常存在较大的差异$一方面!大部分运行瞬态发生时温度*压力变化的幅度小于设计瞬态!并且发生的次数少于设计瞬态限定的次数(另一方面!由于电力7L77原子能科学技术""第J K卷市场的调控*二回路检修等因素!会出现部分运行瞬态的温度*压力曲线无法被设计瞬态包络的情况)在以上因素的影响下!现阶段的人工分类的方式主要存在以下不足$3#人工分类方式需要经验丰富的技术人员对大量核电厂数据进行综合分析!该过程耗时耗力!且容易出现人因差错(7#人工分类方式无法有效接入电厂的信息化平台或智能化系统)此外!随着新型无人值守反应堆的发展!瞬态分类将不仅用于设备疲劳状态监测!还将为自动控制系统提供反应堆状态等必要的运行信息)综上可见!在核电厂数字化*智能化大幅提高的环境下!迫切需要开发瞬态自动分类算法以实现对系统及设备疲劳状态的智能监控(在反应堆运维少人化*无人化的发展趋势下!瞬态自动分类技术将对自动控制系统的完善发挥积极的作用)因此国内外大量学者均针对核电厂运行瞬态的自动分类方法开展了研究工作)本文建立一种将基于规则和基于数据算法融合的瞬态分类算法!并测试该算法的并行计算效率!解决传统瞬态分类算法中需要大量训练数据的问题!实现在少样本条件下的瞬态分类)A"瞬态分类算法简介瞬态统计的核心算法是瞬态分类!即如何将运行瞬态准确地分类为对应的设计瞬态!国内外对瞬态分类的研究较多%8935&!但目前尚无权威的方法!当前主要有8类方法!分别为基于规则的方法*基于模型的方法和基于数据的方法)A B A"基于规则的方法基于规则的方法又称为启发式方法!在基于规则的方法中!需要根据一些固定的规则将核电厂运行中一些定量的数值与设计规定的值进行比较!从而实现对瞬态的分类)虽然这种方法在发展自动瞬态分类的过程中起到了一定的作用!但是该方法的缺点十分明显$3#真实的运行瞬态与设计瞬态存在较大偏差!基于规则的方法很难适应具有较大偏差的运行瞬态!从而导致分类正确率较低(7#这种方法不具备通用性!需要针对不同电厂的不同瞬态建立相应的划分规则)A B F"基于模型的方法基于模型的方法是对基于规则的方法的发展!在该方法中!每条瞬态对应一个特定的数学模型)虽然这种数学化的思想能够简化规则的建立!但在实际使用中这种方法与基于规则的方法具有同样的缺点!即这种方法很难通过数学模型统一差异较大的运行瞬态和设计瞬态!同时该方法的通用性较差)A B G"基于数据的方法基于数据的方法又称为基于模式识别的方法)模式识别是一种通过计算机用数学技术研究模式的自动处理和判断的方法!被广泛应用于字符识别*语音识别等领域)近年来!模式识别方法发展较快!并吸引了大量研究者进行相关的研究%J93J&!这些方法均源于机器学习领域!在分类算法的构造中并未考虑设计瞬态构造过程中的物理意义及各参数之间的逻辑关系!因此均需要大量的运行瞬态作为训练数据才能获得较好的分类模型)然而根据在役核电厂的反馈!部分瞬态发生次数极少!数量上无法达到训练数据的要求!对于无运行数据的新建核电厂!以上算法更是无法适用)为解决以上问题!本文提出了采用基于规则与基于数据的混合分类算法!在充分理解设计瞬态物理意义与各参数逻辑关系的基础上!优先采用基于规则的算法进行初步分类!然后建立仅以设计瞬态数据为训练集的数据分类算法进行最终分类)该算法兼顾了基于规则和基于数据分类的优点!有效解决了传统基于数据的方法中需要大量训练数据的问题!已应用于华龙一号疲劳监测和瞬态统计系统)F"运行瞬态分类算法研究在核电厂设计过程中会根据可能发生的情况建立瞬态清单!并采用热工计算的方式确定不同瞬态发生时系统中温度*压力等参数变化情况)瞬态分类!又称瞬态识别!其目的是将核电厂投运后发生的运行瞬态分类为对应的设计瞬态!是一个典型的数据分类过程)在无运行数据的条件下!瞬态分类算法中仅有的训练数据为设计瞬态中理论计算的温度*压力等时序数据)作为分类算法的训练集!这些数据具有以下不足$3#训练数据质量不8L77第33期""白晓明等$压水堆核电厂运行瞬态自动分类算法研究佳!设计瞬态在计算过程中采用了更为保守的假设条件!导致部分设计瞬态的变化趋势与运行瞬态存在一定的差异(7#训练数据数量不足!每条设计瞬态仅有3组参数数据作为训练数据!导致分类算法泛化能力较弱)虽然分类算法在图像识别*语音识别等领域具有广泛的应用基础!但其采用的算法通常需要大量的训练数据%36&!而瞬态分类与其他领域不同!核电厂运行中发生的瞬态次数极少!特别是对于新建的核电厂!在无运行数据的条件下!如何将运行瞬态准确分类为设计瞬态!是一项极其困难的工作)为建立适用于小样本训练集的分类算法!本文建立了基于规则和基于数据的混合分类算法!如图3所示)由图3可见$在基于规则的算法中!为了降低设计瞬态与运行瞬态的偏差对分类结果的影响!建立基于功率变化的分类规则!与传统基于规则的算法相比!忽略了温度*压力等扰动较大的参数!以提升分类的准确性(在基于数据的算法中!以设计瞬态中的时序数据为训练样本集!采用动态时间弯曲"V M?#算法对运行瞬态数据进行距离测量并分类)图3"瞬态分类算法示意图Y 0I ;3"21./+&*01"(*$&%,0/%*1'&,,0(01&*0"%&'I"$0*.+由于瞬态对应的功率变化具有显著的物理意义!且为核电厂操作人员调整运行状态的主要控制参数!因此运行瞬态与设计瞬态之间的功率水平差异更小!且受其他因素影响较少)在基于规则的分类算法中!根据设计瞬态"共;条#中功率变化情况"图7#!确定第0条设计瞬态:0]开始及结束时的功率水平%D 3!D 7&)以设计瞬态为参考采用U 9最近邻分类"U ==#算法对运行瞬态:^对应的功率状态%D q 3!D q 7&进行分类)虽然基于规则的方法能够准确确定与功率变化直接相关的瞬态"如图7中负荷增加等瞬态#!但仍无法处理具有相同开始和结束功率的瞬态)如图7所示!共有8组瞬态具有相同的功率水平!分别为$3#开始状态为3L L f 功率!结束状态为L f 功率的瞬态!共:条(7#开始状态为3L L f 功率!结束状态为3L L f 功率的瞬态!共5条(8#开始状态为L f 功率!结束状态为L f 功率的瞬态!共3L 条"包括热停堆期间K 条!水密实期间8条#)可见无法根据功率水平进行基于规则分类的瞬态占全部瞬态数量的6L f 以上!因此需要进一步采用基于数据的方法进行第7次分类)图7"设计瞬态功率变化示意图Y 0I ;7"21./+&*01"(E /,0I%*$&%,0/%*X 0*.-"X /$1.&%I/在基于数据的方法中!本文借鉴了早期语音识别领域采用的V M?算法%3K &对运行瞬态和设计瞬态之间的距离进行计算)相比于数学中常用的欧氏距离测量方法!V M?算法更适用于瞬态数据距离的测量)欧氏距离与V M?算法比较示意图如图8所示!某运行瞬态的持续时间和变化幅度与设计瞬态均不相同!若采用欧氏距离计算!两条曲线的距离非常大!但实5L 77原子能科学技术""第J K 卷际上两个瞬态为十分相似的瞬态)V M?算法基于动态规划的思想!其基本原理是通过构建3个紧接矩阵!寻找两条曲线中各节点的最优路径和!能够有效地解决上述问题)此外!V M ?算法具有需要训练数据少的特点!这使其更适用于瞬态分类领域)图8"欧氏距离与V M?算法示意图Y 0I;8"21./+&*01"(@#1'0E /&%E 0,*&%1/&%EV M?&'I"$0*.+在基于数据的方法中!设计瞬态:0]作为分类算法的参考集!其中上标0代表瞬态的类型!每个:0]中均包含温度*压力等参数相关的时序数据!用5H 604表示!其中4代表第4项时序数据!时序数据的总数为F )运行瞬态由:^表示!与设计瞬态相似!由包含温度*压力等时序数据5964构成!分类算法的目标即将:^分类为;类设计瞬态中)首先分别利用V M?算法计算:^与各条设计瞬态:0]中时序数据的等效距离!并取加权平均!获得等效平均距离$10A$F4A 3'4V M?"5H 604!5964#式中$1为当前运行瞬态与第0条设计瞬态间的等效距离('4为第4个时序数据的权重因子!需要满足$F4A 3'4A 3)需要注意的是!当前计算的等效距离10与时序数据的长度相关)本文参考逻辑回归函数思想!构造相似度函数!将当前瞬态与第0条设计瞬态间的等效距离转化为瞬态相似度$"0A ""10#A /[-"B "10#式中$"0为当前瞬态与第0条设计瞬态的相似度("为相似度函数!L %".3("为相似度函数调整系数!在本文与华龙一号实际使用中均取3b L )"可根据核电厂运行瞬态的实际情况进行调整!当出现大量瞬态相似度过低无法进行分类时!则需要降低"值(当出现大量瞬态相似度过高而出现误分类时!则需要提高"值)在自动分类算法中!对当前瞬态与;条设计瞬态之间的全部相似度进行排序!若最大相似度出现于第5条设计瞬态!且大于等于J L f !即满足+&[""3!"7!7!";#A "5/L b J !则将当前瞬态分类为第5条设计瞬态)若最大相似度值"5%L b J !则需要根据瞬态数据进行人工辅助判断)G "瞬态分类算法验证G B A "测试瞬态的构建为分析瞬态分类算法的准确性*可靠性和计算效率!采用华龙一号设计瞬态作为参考集:0])同时在设计瞬态:0]的基础上通过节点摄动和添加噪声等方式构建测试瞬态J L L 条!其中节点摄动的范围根据核电厂运行瞬态与设计瞬态之间的偏差确定!通过对摄动比例放大J f 以考虑保守量)噪声添加选取了传感器中常见的高斯噪声进行测试!同时V M?算法对其他噪声也有较强的适应能力)具体方法如下$3#对设计瞬态中的折线点在H 轴"时间轴#上进行摄动!摄动范围为设计瞬态的k J L f !如某设计瞬态中两个折线点之间的时间间隔为3L L,!摄动后其时间间隔为J L #3J L,之间的随机数(7#对设计瞬态中的折线点在9轴"参数轴#上进行摄动!摄动范围为设计瞬态的k 7J f !如某设计瞬态中两个折线点之间的温差为3L L g !摄动后其温差为K J #37J g 之间的随机数(8#对摄动之后的折线添加不同程度高斯白噪声!模拟传感器采集过程中的噪声影响)根据上述方法构建的测试瞬态与设计瞬态对比如图5所示)由图5可见!测试瞬态与设计瞬态在形态上有了较大差别!同时包含了一定的噪声成分!能够起到验证算法的作用)需要说明的是!本文构建的测试瞬态并未参与分类算法的训练!仅用于测试瞬态分类算法中权重因子*数据信噪比对分类正确率的影响!以及算法的并行效率)G B F "权重因子对瞬态分类的影响为综合考虑各类参数的影响!在计算等效平均距离1时引入了各参数的权重因子)权重因子'需要根据实际核电厂瞬态的情况进行标定!以确保后续使用的瞬态分类精度)对于JL 77第33期""白晓明等$压水堆核电厂运行瞬态自动分类算法研究华龙一号等的压水堆!对瞬态分类起主导作用的参数主要为温度和压力!其中大部分瞬态中温度的波动范围更大!因此本文针对温度权重因子'3和压力权重因子'7对瞬态分类结果的影响进行研究)取不同权重因子的比值!并分别对测试瞬态进行瞬态分类!不同权重因子比值对应的分类正确率示于图J )由图J 可见$在'7+'3hL !即不考虑压力影响时!瞬态分类正确率较低(在考虑压力影响后!'7+'3在L b 7J #3之间均能获得4L f 左右的分类正确率!其中'7+'3在L b J 左右时正确率最高)因此!本文后续采用'3h 7+8*'7h3+8进行计算)图5"设计瞬态与测试瞬态对比Y 0I ;5"H "+-&$0,"%"(E /,0I%*$&%,0/%*&%E */,**$&%,0/%*图J "权重因子对瞬态分类正确率的影响Y 0I ;J "@((/1*"(X /0I .*(&1*"$"%&11#$&1R"(*$&%,0/%*1'&,,0(01&*0"%G B G "数据信噪比对瞬态分类的影响为进一步考虑核电厂数据噪声的影响!本文研究不同信噪比对瞬态分类正确率的影响)信噪比是指传感器系统中信号和噪声的比值!信噪比越高信号质量越好)本文以摄动后的瞬态数据为基础!通过添加高斯白噪声的方法!分别获取信噪比在3L #4LE Z 之间的J 组数据!并进行瞬态分类!其结果如图6所示)由图6可见!信噪比大于8LE Z 后分类正确率稳定在4L f 左右!而大部分核电厂信号的信噪比均远高于J LE Z !因此该算法在处理含噪声信号时具有较高的可靠性)图6"数据信噪比对瞬态分类正确率的影响Y 0I ;6"@((/1*"(E &*&,0I %&'9*"9%"0,/$&*0""%&11#$&1R "(*$&%,0/%*1'&,,0(01&*0"%图K "H F Q 核数对运行时间的影响Y 0I ;K "@((/1*"(H F Q1"$/%#+S /$"%$#%%0%I *0+/G B H "并行计算效率研究由于瞬态分类算法需要的数据量较大!为提高算法效率!通常需要借助并行计算手段)由于本文分类算法采用了多组时序数据分别计算等效距离再取加权平均的方式!具有较好的并行特点)采用不同H F Q 核数对同一组含J L L 条瞬态的测试数据进行分类!并统计算法运行时间!如图K 所示)由图K 可见!该算法具6L 77原子能科学技术""第J K 卷有较好的并行效率!计算耗时随H F Q核数的增加呈幂函数趋势减少!H F Q核数在:核之前加速效果较为明显)H"实例分析为进一步验证当前瞬态分类算法的适用性和稳定性!在某运行核电厂中提取7个月的运行瞬态中的各回路热锻温度*冷锻温度*稳压器压力*核功率作为分类参数!采用设计瞬态作为参考集进行自动分类)全部瞬态分类情况及相似度列于表3)运行瞬态与设计瞬态对比如图:所示)需要说明的是!由于影响瞬态的因素较多!运行瞬态通常与设计瞬态存在一定的差异!按核电厂瞬态统计规程!需要将运行瞬态分类为相对严苛的设计瞬态以确保瞬态统计工作的保守性!如在图:&中虽然功率*温度*压力的波动情况均相对设计瞬态更为缓和!但在瞬态分类时需要将其归为-负荷降低"3L L f#3J f#.瞬态)同时!本文提出的基于V M?算法的等效相似度计算方法能根据曲线变化的趋势度量相似程度!如在图:S中!虽然当前瞬态温度与设计瞬态温度间的欧氏距离较大!但在曲线变化形式上具有相似的特点!因此通过本文算法计算的相似度在4L f以上)由图:可见!虽然大部分运行瞬态的变化趋势相对设计瞬态更为平缓!但是当前算法能够准确识别并有效地将其分类为设计瞬态!这一分类结果与表3中人工分类的结果相吻合!进一步验证了当前算法的有效性)表A"某核电厂运行瞬态分类结果C*>9%A"N D%,*'#"&*9',*&2#%&')9*22#(#)*'#"&,%259'2"(*&5)9%*,D"@%,D9*&'序号瞬态名称相似度+f 是否记录3负荷降低"3L L f#3J f#64b68是7负荷增加"3J f#3L L f#43b83是8负荷阶跃上升"e3L f#47b K3是5功率运行波动"4L f#3L L f#48b:K否J负荷降低"3L L f#3J f#L f#J4b L8是6反应堆冷却38b K8是""表3中的功率运行波动瞬态"序号5#由于温度等参数变化幅度较小!一方面识别难度较大!另一方面对结构疲劳影响较小!因此在人工分类中通常被忽略!而通过本文算法能够有效将其捕获并准确分类)可见!当前瞬态分类算法不仅能通过基于规则的方法有效地对功率变化的瞬态进行分类!还能通过基于数据的方法完成对波动较小的瞬态进行分类)针对表3中第6条瞬态的相似度仅为38b K8f的情况!是由于其温度数据在瞬态开始7b J.后持续稳定在7K J b7g!无任何波动!结合对应的压力变化曲线!可判断此后的温度数据出现异常)根据图7中基于规则的方法可知!功率为L f的情况下可能发生3L 余种瞬态!当前分类算法在部分数据缺失的情况下仍能进行瞬态分类!并以相似度的形式给出有效的分类建议!为后续人工判断提供了数据支撑)在实际工程中!若发生传感器数据异常的情况!可采用其他位置的传感器进行相互校验!在获得有效数据后进行瞬态分类!能够进一步提升瞬态自动分类的正确性)K"结论本文建立了一种将基于规则和基于数据方法融合的瞬态分类算法!解决了传统瞬态分类算法中需要大量训练数据的问题!实现了在少样本条件下的瞬态分类)当前算法利用功率变化规律建立基于规则的分类模块!然后利用V M?算法对温度*压力等系统参数的时序数据与设计瞬态之间的等效距离进行测量!并通过构造转化函数计算相似度!实现基于数据的二次分类)算法测试结果显示!该算法具有较高的并行计算效率!在信号的信噪比高于8LE Z时该算法具有较高的识别正确率)采用核电厂运行数据对该算法验证的结果显示!该算法不仅能准确识别常规的运行瞬态!还能准确捕获波动较小的瞬态并对其进行准确分类!同时在数据异常的情况下能够基于现有数据的比较分析!并以相似度的形式给出有效的分类建议!为后续人工判断提供了数据支撑)KL77第33期""白晓明等$压水堆核电厂运行瞬态自动分类算法研究&'''负荷降低瞬态!相似度64b68f(S'''负荷增加瞬态!相似度43b83f(1'''负荷阶跃上升瞬态!相似度47b K3f(E'''功率运行波动瞬态!相似度48b:K f(/'''降负荷至热停堆瞬态!相似度J4b L8f(('''反应堆冷却瞬态!相似度38b K8f图:"运行瞬态与设计瞬态对比Y0I;:"H"+-&$0,"%S/*X//%"-/$&*0"%&'*$&%,0/%*&%EE/,0I%*$&%,0/%*参考文献%3&"Q2=<H;</c#0$/+/%*,("$$/%/X&'"("-/$&*0%I '01/%,/,("$%#1'/&$-"X/$-'&%*,$M0*'/3L!1"E/"((/E/$&'$/I#'&*0"%,$F&$*J5%<&;Q2$=#1'/&$</I#'&*"$R H"++0,,0"%!7L35;%7&"Q2=<H;N/%/$01&I0%I'/,,"%,'/&$%/E"N)C C# $/-"$*!</D0,0"%7!=Q<@N93:L3%<&;Q2$=#91'/&$</I#'&*"$R H"++0,,0"%!7L3L;%8&"姜赫!石文翔!曹国畅!等;瞬态监督和处理方法在核电厂运行许可证延续中的应用%!&;核动力工程!7L77!58"23#$5L958;!O)=N B/!2B O?/%[0&%I!H)P N#"1.&%I!/*&';)--'01&*0"%"(*$&%,0/%*,#-/$D0,0"%&%E-$"91/,,0%I+/*."E0%%#1'/&$-"X/$-'&%*"-/$&*0"%'01/%,//[*/%,0"%%!&;=#1'/&$F"X/$@%I0%//$9 0%I!7L77!58"23#$5L958"0%H.0%/,/#;%5&"白晓明!王新军!艾红雷!等;基于动态时间弯曲算法的核电厂瞬态识别方法研究%!&;装备环境工程!7L34!36"7#$:79:J;Z)O]0&"+0%I!?)=N]0%W#%!)OB"%I'/0!/*&';)E R%&+01*0+/X&$-0%I&'I"$0*.+S&,/E*$&%,0/%*0E/%*0(01&*0"%+/*."E0%%#1'/&$-"X/$-'&%*,%!&;@c#0-+/%*@%D0$"%+/%*&'@%I0%//$9 0%I!7L34!36"7#$:79:J"0%H.0%/,/#;%J&"AP U!C@@2!!2@P=NF B;)E R%&+01%/#9 $&'%/*X"$T&I I$/I&*0"%+"E/'("$*$&%,0/%*E0&I9%",0,0%%#1'/&$-"X/$-'&%*,%!&;F$"I$/,,0%=#1'/&$@%/$I R!7L L K!54$76797K7;%6&"AP C)H)!A)<M O=@>)2!2H B O<<Q<;)%/#$&'+"E/'("$*$&%,0/%*0E/%*0(01&*0"%0%E R%&+01-$"1/,,/,X0*.-E"%1*T%"X.$/,-"%,/%!&;)%%&',"(=#1'/&$@%/$I R!7L L8!8L$:L77原子能科学技术""第J K卷。

压水堆电厂运行(1章)

压水堆核电厂运行在基础理论学习基础上，运行课程是综合运用。

掌握核电厂运行的基本原理、概念；了解核电厂运行的一般基础性(共性) 问题。

为从事核电厂工作或进一步操纵员培训打下基础。

教学中对过去课程是复习、开拓和深化，几乎涉及到学习过的每一门课程。

教材：郑福裕，邵向业编，压水堆核电厂运行，核工业研究生部，核电培训系列教材。

内容：结合西屋公司设计(Sequoyah，Shearon Harris Nuit1核电厂)及部分大亚湾核电厂内容。

压水堆核电厂运行第1章绪论(2)第2章技术规格书(4)第3章正常运行(12)第4章异常运行(6)第5章事故(8)机动：2考试：21 1 核电厂运行特点压水堆核电厂生产流程火电厂的生产流程1.1.1 核电厂与火电厂的比较核电厂：利用核裂变能来生产推动汽轮发电机旋转的蒸汽。

火电厂：又称化石燃料(Fossil Fuel 煤、石油、天然气)电厂，靠燃烧放出的热能来生产蒸汽推动汽轮机发电机组旋转。

主要不同是生产蒸汽的装置不同，而二回路热力循环大致一样。

核电厂(以压水堆核电厂为例)，生产蒸汽的系统又叫核蒸汽供应系统(Nuclear Steam Supply System);在压水堆核电厂就是一回路系统。

火电厂由锅炉生产蒸汽。

1定期停堆换料，新堆或刚换料后的堆，有较大的剩余反应性，用来补偿冷态到热态、功率亏损、平衡氙毒、燃耗和裂变产物积累所带来的反应性损失，使反应堆能运行足够长的期限。

因此有可能发生比设计功率高得多的超功率事故。

反应堆若具有正的温度反应性条件，功率会失控增加。

例：切尔诺贝利事故RBMK堆，在20％额定功率以下，功率反应性系数是正的；固有安全性差。

1. 1.1核电厂安全性特征1. 1.1核电厂安全性特征2 强放射性1W热功率-----------燃耗末期放射性活度3.7×1010Bq （1Ci）热功率3000MW核电厂-----裂变产物放射性1020Bq （3×109Ci）环保容许水的放射性活度的量级----1×10-10Ci/m3 （1Bq/升）核反应堆的放射性物质98%保留在芯块中，2%扩散在包壳与芯块的间隙内芯块不熔，包壳不漏，放射性物质不逸出.3 剩余发热定义：反应堆停闭后，堆芯释出的热量。

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故的严重程度及核电厂暂态运行特性，研究事故对　核电厂安全运行的影响。　

１核电厂仿真系统　ＰＣＴＲＡＮ／ＷＷＥＲ１０００主控界面如图１所示　ＰＣＴＲＡＮ的主要数学模块包括堆芯动力学模块、反　应堆冷却剂系统模块、蒸汽发生器模块、核燃料和　分级堆芯模块、辐射剂量泄漏计算模块［８１。主控制系　统模块功能主要包括反应堆功率控制、稳压器压力　控制、稳压器水位控制、ＳＧ压力控制、ＳＧ水位控制　及反应堆保护和应急堆芯冷却控制。　ＷＷＥＲ１０００核电机组是从俄罗斯引进的电功　率为１　０６０　ＭＷ的４环路压水堆，反应堆热功率为　３　０００　ＭＷｔ。本文研究其事故下核电厂的暂态运行　特性，采用的参数如表１所示。　

表１　ＰＣＴＲＡＮ／ＷＷＥＲ　１　０００的初始参数　参数　初始数值　ＳＧ压力，ＭＰａ　ＲＣＳ压力／ＭＰａ　安全壳压力／ＭＰａ　ＲＣＳ平均温度，。Ｃ　燃料平均温度／。ｃ　ｓＧ蒸汽流速／（ｔ・ｈ　）　稳压器水位，瑚　堆芯水位／ｍ　ＳＧ水位，ｍ　

２核电厂失水事故　核电厂发生失水事故时，一回路压力边界出现　了较大的破口，冷却剂从破口流失，当一回路的补　水能力不足以弥补冷却剂的泄露时，使堆芯逐渐失　去冷却，导致燃料棒烧毁。利用ＰＣＴＲＡＮ可计算得　到在满功率运行下，冷管段出现小破口ｆ８　ｃｍ２）、中破　口（５００　ｃｍ２）及大破口（４　０００　ｃｍ２）失水事故时核电厂　的暂态运行特性（见图２）。由图２可知：　（１）当冷管段出现破口时，大量冷却剂迅速从　破口流出，破１３面积越大，冷却剂泄露流量越大。一　旦出现破口，一回路压力迅速下降，压力一直降到　一回路最热区域的饱和压力，相应区域会出现整体　沸腾，一回路中产生大量蒸汽，使得压力下降速率　变慢，冷却剂破口流量跟随压力变化。　（２）降压过程中，冷却剂压力不断下降，安全壳　

６０　０００　４０　０００　２０　０００　Ｏ　

室　Ｒ　

Ｏ　５　

０　３　０　１　

２　０００　１　５００　１　０００　５００　Ｏ　

０　１００　２００　３００　４００　５００　６００　ｓ　ｆａ）冷却剂泄露流量　

０　１００　２００　３００　４００　５００　６００　ｓ　

０　１００　２００　３００　４００　５００　６００　ｔ｛ｓ　（ｃ）安全壳压力　

０　１Ｏ０　２００　３００　４００　５００　６００　ｆ／ｓ　（ｄ）大破Ｉ　Ｉ安全注射流量　

ｌ２Ｏ　重　：　

。　

卑　ｅ　蝌　

０　１００　２００　３００　４００　５００　６００　ｔ／ｓ　

（ｆ）最￣］，ＤＮＢＲ值　破Ｉｌ　积的关系　ｔ｜Ｓ　（ｇ）大破［＝＝】　子通量与汽轮机功率　

图１　ＰＣＴＲＡＮ／ＷＷＥＲ１０００主控界面　

压力不断上升，随着安全壳喷淋系统的投入，安全　壳的压力逐渐趋于稳定，稳压器压力下降速率与安　全壳压力上升速率随着破口面积的增大而变快．且　大破Ｅｌ失水的安全壳压力最大值超过了安全限值　０．５　ＭＰａ，安全壳将承受最大应力，如果事故后有过　

８　４　Ｏ　∞ｄＩ∈　新能　源　一×一ｚ　ｚｍｚ。、，ｃ》ｚ　埘　珊　加　ｐ　赠　

ｔ／ｓ　（ｃ）燃料平均温度　

图２失水事故时核电厂暂态特性　

多氢气排放到安全壳内，安全壳存在爆炸危险。　（３）出现大破口失水事故时，当稳压器压力下　降至相应的启动值，则高压、蓄压和低压注射系统　相继启动，为堆芯提供长期冷却；出现小破口失水　事故时，只有高压安全注射时为堆芯提供长期冷却。　（４）在大破口失水事故的降压阶段．由ＰＣＴＲＡＮ　计算得偏离泡核沸腾比ｆＤＮＢＲ）最小值为１．０５８，小　于安全限制１．２２，堆芯会出现偏离泡核沸腾（ＤＮＢ）　现象。反应堆紧急停堆后，随着燃料温度的急剧下　降，燃料包壳热流密度也跟随下降，所以ＤＮＢＲ值　在紧急停堆后迅速上升。ＤＮＢ的出现与破口大小有　关．破口面积越大，出现ＤＮＢ的概率越高。　（５）大破口失水时ＤＮＢ的出现，使冷却剂与燃　料包壳之间的传热系数大大降低，造成燃料平均温　度明显上升，紧急停堆后，燃料平均温度迅速下降，　同时由于安全注射系统的启动使得温度下降更迅　速，在２８．５　Ｓ时，出现了堆芯裸露，燃料内部贮存有　大量余热和裂变产物衰变热，使得燃料平均温度有　所上升，安全注射系统能够为堆芯提供长期冷却，　到大约２００　ｓ后，燃料平均温度也逐渐下降到稳定值。　（６）发生大破口失水事故时，一回路冷却剂的　大量泄漏使得堆芯水位逐渐下降．当水位下降至０　时出现了堆芯裸露．由于安注系统不断向堆芯注射　冷却硼水。堆芯水位逐渐上升，堆芯被再淹没。中小　破口失水事故时不会出现堆芯裸露现象，且堆芯应　急冷却系统能够保证堆芯的再淹没和长期冷却的　要求。　

（７）大破口失水事故时堆芯中子通量产生了畸　变，最大值高达１８８．０９％，堆芯热功率跟着上升到最　大值１２８．４１％，稳压器压力的进一步下降导致反应　堆紧急停堆，堆芯功率快速下降至２％尸ｎ左右，汽轮　机功率迅速降为０。破口面积越大，功率峰值越大．　则紧急停堆的可能性越大。核电机组停机后，电网　失去核电机组的大容量功率支持，产生较大功率缺　额，会引起电网频率降低。　（８）当电网频率降低时，会引起冷却剂泵的转　速降低，冷却剂流量下降，堆芯内部积聚的大量余　热和裂变产物衰变热导致堆芯燃料温度和包壳温　度不断上升，严重时可导致燃料烧毁、堆芯融化。因　此，大型核电机组与电网的相互影响不容忽视。　

３核电厂蒸汽管道破裂事故　核电厂发生蒸汽管道破裂事故是指蒸汽回路　的管道出现破裂或者蒸汽回路上的阀门意外打开　所导致的事故。利用ＰＣＴＲＡＮ可计算得到在满功率　运行下，安全壳内蒸汽管道出现不同破口的蒸汽管　道破裂事故时核电厂暂态运行特性（见图３）。由图　３可知：　（１）核电厂第１０　Ｓ出现蒸汽管道破裂事故，事　故ＳＧ的蒸汽流量迅猛增加，反应堆功率也迅速上　升以补偿二回路负荷的虚假增长，结果将导致反应　堆超功率紧急停堆，汽轮机组脱扣停机。　（２）停机、停堆后，在主蒸汽管道隔离之前，蒸　汽继续从破口流失，一回路冷却剂压力和平均温度　不断下降．且冷却剂压力和温度下降趋势相近，当　破口面积大于某一值．不同破口的冷却剂压力和平　均温度变化趋势基本相近。　（３）由于压水堆具有负温度效应的内在特性，　所以冷却剂温度的持续下降会不断引入正反应性，　在ＰＣＴＲＡＮ计算过程中，紧急停堆后。控制棒组件　全部插入，控制棒引入的负反应性大于慢化剂温度　效应引入的正反应性．所以反应堆会稳定在安全停　堆状态。不会重返临界，且慢化剂温度效应引入的　反应性与破口大小有关。　（４）蒸汽管道破裂事故发生在安全壳内，高能　量蒸汽向安全壳释放。引起安全壳内的压力升高，　且安全壳最大压力与蒸汽管道破口大小正相关。　（５）出现蒸汽管道破裂事故，事故ＳＧ蒸汽流量　迅速上升，所以事故ＳＧ释放的热功率也迅速上升：　紧急停堆后，事故ＳＧ释放的热功率迅速下降，逐渐　

５５　新能　源　一×一ｚ　ｚｍｚ。、，ｃ，　避　

●　ｊ　

嚣　

３００　釜　２６ｏ　

赠２２０　

１８Ｏ　

２　５００　＆１　５００　毯　５００　

．５００　

室　幽　

０　３　

０　２　Ｏ　ｌ　

（ｃ）稳压器压力　０　１００　２００　３００　ｄ００　５００　６００　ｄｓ　（ｄ１冷却剂平均温度　

０　１００　２００　３００　４００　５００　６００　ｔ｝ｓ　ｆｅ１慢化荆温度反应栏　

０　１００　２００　３００　４００　５００　６００　ｔ／ｓ　ｍ安全壳压力　

ｓ　（　事故ｓＧ除去的热功率　

０　１Ｏ０　２００　５００　４００　５００　６００　ｔ　ｆｈ）事故ＳＧ压力　

图３蒸汽管道破裂事故时核电厂暂态特性　

趋于稳定。蒸汽管道破口越大，事故ＳＧ释放的热功　率速率越快且除去的热功率峰值也越大。　

（６）事故ＳＧ压力随着蒸汽从破口的不断流失　而逐渐下降，蒸汽管道破口越大，事故ＳＧ压力下降　速率越快。　

４核电厂ＳＧ传热管断裂事故　ＳＧ传热管断裂事故是１个比较特殊的失水事　故．它包括１根或多根传热管断裂，或传热管有裂　缝导致轻微连续泄漏。该事故将导致一回路与二回　路连通，使一回路压力边界失去完整性。利用　ＰＣＴＲＡＮ可计算得到在满功率运行下，ＳＧ单根Ｕ　型传热管道完全断裂和多根Ｕ型传热管道完全断　裂事故时核电厂暂态运行特性（见图４）。由图４可知：　（１）出现ＳＧ传热管道断裂事故时，ＳＧ管道泄　漏流量迅猛增加，泄露流量大小取决于一回路与二　回路之间的压力差；在事故发生瞬间，一回路与二　回路压力差最大，所以泄露流量最大，随着一回路　与二回路的压力差逐渐减小，破口泄露流量也逐渐　下降。　（２）随着一回路冷却剂不断流到二回路，稳压　器的水位迅速下降为０。破口出现后，一回路压力迅　速下降，当压力下降到１３。２２　ＭＰａ，反应堆因稳压器　低压保护而紧急停堆，当稳压器压力继续下降至　ｌ２．９７　ＭＰａ，高压注射泵启动。传热管道断裂数目越　多，一回路压力下降越快。　（３）停堆后的余热由连续供应的辅助给水和安　全注射硼水流量所形成的冷源带走。安全注射的投　入最终能使稳压器的压力稳定。　（４）事故发生后，由于ＳＧ的自动调节特性，各　ＳＧ压力骤然升高。且多根传热管道断裂时ＳＧ压力　的上升速率远高于单根传热管道断裂时的上升速　率．最终～回路与二回路连通，一回路与二回路压　力稳定在相同的压力值。　（５）紧急停堆后，由于蒸汽流量快速降为０，将　引起所有ＳＧ水位迅速下降，而由于ＳＧ辅助给水系　统ｆＡｕｘｉｌｉａｒｙ　Ｆｅｅｄｗａｔｅｒ　Ｓｙｓｔｅｍ，ＡＳＧ）和安全注射系　统的投入，使得ＳＧ水位回升，且事故ＳＧ水位增长　快很多，一回路冷却剂经破口进入二回路，与ＡＳＧ　注入到ＳＧ中的水相叠加，故障ＳＧ有被灌满的可能　性。多根传热管道断裂事故时ＳＧ水位上升速率高　于单根传热管道断裂时的上升速率，所以发生多根　传热管道断裂事故时，核电厂蒸发器满溢的概率很　高，需要操作人员干预，尽快隔离事故蒸发器。　（６）核电厂发生ＳＧ传热管道断裂事故时，一回　

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