安全壳是防止裂变产物泄漏的第三道屏障,并提供良好的密封功能.这就需要对设计基准事故以及严重事故后安全壳环境条件进行计算,以使得安全壳设计能够承受由于事故压力温度升高所引起的机械应力和热应力.另外,为了保证事故需要用到”的设备和仪表在发生设计基准事故或严重事故时能够执行所需功能.评价其可用性(壳外设备 更多精彩就在： 51免费论文网|www.jxszl.com 
和仪表受影响相对较小),需要对事故后安全壳内环境条件进行计算剖析.M310+型核电厂是在M310型核电厂的基础上,增加了若干福岛后改进项,提高了严重事故预防能力,如(1)一回路快速卸压系统；(2)堆腔注水冷却系统；(3)非能动氢气复合器消氢系统；(4)安全壳过滤排放系统等.本文计算剖析了M310+型核电厂发生设计基准事故以及严重事故多个事故序列后安全壳内的压力和温度,给出了始发主蒸汽管道破口设计基准和严重事故后的安全壳压力.大气温度和露点温度曲线.1计算程序1.1设计基准事故计算程序设计基准事故后安全壳压力温度计算使用了PAREO程序.PAREO可计算在一回路或二回路管道破裂连续从破口释放出水或蒸汽的情况下,反应堆安全壳内压力和温度随时间的变化.该程序由法国EDF开发,能够描述在发生一回路或二回路管道破裂情况下下出现的与安全壳冷却有关的物理现象.其应用范围包括：计算事故(失水事故和主蒸汽管道破裂事故)前几分钟的安全壳的压力峰值；确定失水事故情况下,安全壳压力.内部大气温度.水温和初始冷构件的温度的长期变化,以便论证设备的经济型.本文计算使用的PAREO划分节点如图1所示.1.2严重事故计算程序严重事故序列计算采用的是一体化事故计算程序MAAP.该程序是反应堆冷却系统和安全壳的一体化仿真工具,耦合了热工水力学计算以及裂变产物释放和迁移计算,可以模拟严重事故的进程现象,从初始事件开始,既可以向安全.稳定.可冷却的反应堆状态发展,也可以向安全壳结构失效最终导致裂变产物向环境释放的事故状态发展.本文计算使用的MAAP划分节点如图2.图3所示.2事故序列选取2.1设计基准事故序列选取对安全壳完整性影响比较大的设计基准事故主要包括反应堆冷却剂系统瞬时双端断裂事故或二回路系统瞬时双端断裂事故.本文计算的设计基准事故工况如下：1)失水事故(LOCA)事故,考虑了热段双端断裂.主泵吸入口双端断裂和冷段双端断裂三种工况.2)主蒸汽管道破裂事故(MSLB)事故,考虑了一列安全壳喷淋系统失效和一个主给水流量控制阀失效两种工况,并为了覆盖电厂所有运行工况,考虑了102%.75%.50%.25%.0%五种初始功率状态.2.2严重事故序列选取在计算严重事故后安全壳内环境条件时,选取了以下始发事故序列进行计算：1)全厂断电(SBO).2)一回路大破口(大LOCA).3)一回路50mm小破口(小LOCA).4)主蒸汽管道大破口(MSLB).对于所有的事故序列,均假设辅助给水失效,安注系统(安注箱除外)失效,堆腔注水系统有效,非能动氢气复合器有效,喷淋在3天后恢复.对于需要一回路快速卸压的序列,均假设在堆芯出口温度超过650℃后立即开启.过滤排放系统假设为在24h内开启压力为0.65MPa,24h后开启压力为0.52MPa.3计算结果与剖析3.1设计基准事故计算计算结果表明,所选取的事故序列中达到安全壳压力峰值(0.5118MPa)的是一只给水控制阀失效.初始功率水平为75%”的工况,图4.图5给出该工况安全壳内的压力.大气温度和露点温度,表1给出一只给水控制阀失效”不同功率水平工况的安全壳压力温度计算结果.发生一只给水控制阀失效.初始功率水平为75%”MSLB设计基准事故后,大量蒸汽从主蒸汽管道破口向安全壳内喷放,反应堆冷却剂系统内的能量被大量带走,系统温度和压力降低；5s时产生主蒸汽隔离信号,隔离完好的蒸汽发生器；安注信号后5s主给水控制阀应关闭,若假设一只给水控制阀失效,则延迟失效给水控制阀的关闭时间.由于主给水未完全关闭,更多的蒸汽从破损蒸汽发生器排出,安全壳压力快速上升,并在事故发生后348s形成一个压力峰值0.5118MPa,相应的露点温度在350s形成一个温度峰值140.1℃,该值低于安全壳设计考虑值.该工况的安全壳大气温度峰值为186.9℃,不过初始功率水平为102%”的工况大气温度峰值更大,为189.8℃.3.2严重事故计算严重事故序列计算进程结果如表2所示.计算结果表明,所选取的事故序列中达到安全壳压力峰值的是MSLB事故,图6.图7给出该事故安全壳内的压力.大气温度和露点温度.MSLB事故诱发的严重事故是假设主蒸汽管道发生大破口,大量蒸汽从破口排入安全壳后形成一个压力峰值,如图6所示峰值1,破口所对应蒸汽发生器二次侧压力和水位迅速下降.图5安全壳压力峰值1小于设计基准事故中(图4)MSLB的压力峰值是因为严重事故计算时未考虑一只给水控制阀失效.由于二次侧排热量的突然增加,一回路冷却剂温度在短时间内迅速降低,慢化剂温度反应性反馈的作用使得堆芯功率有短暂上升的过程,一回路迅速升温升压,一回路高压信号引起反应堆停堆,随后汽轮机脱扣,主给水关闭.假设辅助给水失效,蒸汽发生器排空后丧失带热能力,堆芯衰变热无法有效排出,一回路压力升高使得稳压器安全阀频繁的自动开启关闭,一回路冷却剂丧失的同时向安全壳释放质量和能量,安全壳压力又再次上升.随着堆芯裸露,堆芯出口温度到达650℃后快速卸压阀开启,安全壳压力又继续上升形成一个压力峰值2;堆芯坍塌后,安全壳压力又形成一个压力峰值3.事故发生后24h,安全壳压力达到0.602MPa,大于过滤排放24h后开启压力0.52MPa,过滤排放系统开启,安全壳压力开始下降,安全壳压力.温度得到控制；72h时,随着喷淋系统的开启,安全壳压力温度迅速下降.3.3MSLB事故后安全壳内环境条件以MSLB为始发事件的设计基准事故和严重事故序列,均为计算序列里面安全壳压力最大的工况.对比始发MSLB设计基准事故和严重事故后安全壳内的压力和温度计算如表3所示.从表3中可以看到,严重事故后的压力.温度峰值更高,这是因为随着严重事故发展堆芯逐渐熔化.坍塌,会向安全壳释放更多的质量和能量,这些质能释放再叠加事故开始时由主蒸汽管道破口向安全壳释放的质量和能量使得安全壳压力和温度峰值更高.4结论本文以M310+型核电厂为例,计算剖析了核电厂发生设计基准事故(LOCA事故3种工况.MSLB事故10种工况)以及严重事故(SBO.大LOCA.小LOCA.MSLB)后安全壳内的压力及温度变化,计算结果如下：1)设计基准事故中以MSLB事故为始发事故的安全壳压力峰值最大,MSLB事故中一只给水控制阀失效.初始功率水平为75%名义功率时压力峰值最大,为0.5118MPa,小于安全设计压力0.52MPa;一只给水控制阀失效.初始功率水平为102%名义功率时大气温度峰值最大,为189.8℃.2)严重事故序列计算中以MSLB事故为始发事故的安全壳压力.温度峰值最大,压力峰值为0.602MPa,大气温度峰值为196℃,均在事故发生后24h时达到；24h时过滤排放系统开启以及72h时喷淋系统开启,安全壳压力温度均会下降.参考文献：[1]HAF102-2004,核动力厂设计安全规定[S].[2]朱继洲.核反应堆安全剖析[M].北京：原子能出版社,2004.[3]臧希年.核电厂系统及设备[M].北京：清华大学出版社,2003.[4]陈松,刘鑫,史国宝,等.严重事故下安全壳内环境条件计算剖析[J].核动力工程,2006,1(增刊):14-17.CHENSong,LIUXin,SHIGuobao,etal.ComputationalA-nalysisofEnvironmentConditionInsideContainmentunderSe-vereAccident[J].NuclearPowerEngineering,2006,1(Supp.1):14-17.
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