CN101546612A - 钠冷快堆核电站冷却剂系统和部件的设计瞬态确定方法 - Google Patents
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Abstract
本发明属于快裂变反应堆技术领域，它公开了一种钠冷快堆核电站却剂系统和部件的设计瞬态确定方法。该方法包括三个步骤，分别是明确冷却剂系统和部件所采用的设计规范，确定设计瞬态的分类原则，确定设计瞬态工况及其循环次数。其中，所采用的设计规范是美国机械工程锅炉与压力容器规范(简称ASME)和法国的RCC－M规范。钠冷快堆的设计瞬态工况分为五类，分别是正常运行工况、中等频率事故工况、稀有事故工况、极限事故工况、试验工况。确定某一个工况在反应堆寿期内的循环次数是一个冷却剂系统和部件在反应堆寿期内预期所经受的瞬态冲击的目标值。本方法满足钠冷快堆总体设计需要。
Description
技术领域
本发明属于快裂变反应堆技术领域，具体涉及一种钠冷快堆核电站却剂系统和部件的设计瞬态确定方法。
背景技术
设计是核电站建设所有工作的龙头，而在电站设计工作中，总体设计是设计工作的核心内容。设计瞬态指核电站冷却剂系统和部件在设计寿期内经受的各种瞬态情况，设计瞬态工况是设计瞬态按一定规则的分类，往往与冷却剂系统和部件的力学评定规范有关，确定设计瞬态工况是反应堆总体设计的主要工作。
总体设计思路和方案随着所设计核电站的反应堆堆型不同而不同，压水堆核电站是目前世界上的主流核电站，其设计瞬态的确定方法和结果已经基本成熟，并在美国等有关法规和设计标准中固化下来，而钠冷快堆的情况则不同。从上世纪四、五十年代开始到现在，全世界建成了21座钠冷快堆，其中18座为钠冷快堆，而且这些快堆中具有发电功能的有13座。但是由于这些快堆设计几乎都在上世纪80年代之前完成，当时的核安全法规和规范还没有对电站的系统和设备的可靠性设计提出更高的管理要求。因此，已经建成的13座具有发电功能的钠冷快堆，对于是否需要确定设计瞬态以及如何确定设计瞬态还没有涉及到。目前，由于我国还没有针对快堆的核安全规范和导则，只能参考压水堆适用的相关导则。但是，由于反应堆原理和冷却剂的不同，压水堆电站的设计瞬态确定方法和结果对钠冷快堆显然是不适合的。
发明内容
(一)发明目的
针对现有技术的缺陷，本发明旨在提供一种钠冷快堆核电站冷却剂系统和部件的设计瞬态确定方法。
(二)技术方案
为实现上述目的，本发明提供如下技术方案。
一种钠冷快堆核电站冷却剂系统和部件的设计瞬态确定方法，包括三个步骤，分别是明确冷却剂系统和部件所采用的设计规范，确定设计瞬态的分类原则，确定设计瞬态工况及其循环次数，其中，所采用的设计规范是美国机械工程锅炉与压力容器规范(简称ASME)和法国的RCC-M规范，关键在于，钠冷快堆的设计瞬态工况分为五类，分别是正常运行工况、中等频率事故工况、稀有事故工况、极限事故工况、试验工况。所述的确定某一个工况在反应堆寿期内的循环次数是一个冷却剂系统和部件在反应堆寿期内预期所经受的瞬态冲击的目标值。
(三)发明效果
本发明给出了给出了确定钠冷快堆设计瞬态工况的方法以及钠冷快堆设计瞬态工况在分析时需考虑的初始假设，满足钠冷快堆总体设计需要。
实施方式
下面通过具体实施例，对本发明的技术方案作进一步阐述。
热功率65MWt、试验发电功率20Mwe池式钠冷快堆，通过三个步骤确定其设计瞬态的方法并得到普遍可用的设计瞬态工况。具体步骤如下：
步骤1，明确冷却剂系统和部件所采用的设计规范
设计瞬态强烈地倚赖于所分析电站对冷却剂系统和部件所采用设计规范。世界上最普遍的用于钠冷快堆的规范是美国机械工程锅炉与压力容器规范(简称ASME)和法国的RCC-M规范。
以ASME规范为例，其对机械设备和系统的失效模式划分了若干极限许可准则，不同类别的分析结果通过对比是否满足相应的极限许可准则而确定其设计是否满足规范。这种分类进行结构完整性评价的许可准则就是确定设计瞬态的依据。
步骤2，确定设计瞬态的分类原则
基于通用的ASME规范，钠冷快堆的设计瞬态可划分为五类，起定义和分类原则如下：
a.正常运行工况(A类工况)
如：电厂启动，功率运行，热态零功率，热停堆，冷停堆，换料，维修，运行试验等。设计要求反应堆处于本工况时，各项参数与保护定值之间应留有适当裕量。
b.中等频率事故工况(B类工况)
每年可能发生一次或几次偏离正常运行工况的一般事故，如：操作或控制失误、设备故障、甩负荷、失去厂外电源等。设计要求发生这种瞬态时最多只引起紧急停堆，采取校正措施后即可恢复运行，燃料棒不会额外破损，阻止放射性物质泄漏的任何屏障不应失效。
c.稀有事故工况(C类工况)
在电厂设计的寿命期内可能发生的大事故，如：二回路管道泄漏、大型钠水反应、反应堆冷却剂系统全部失流等。设计要求发生这种瞬态时，燃料元件的额外破损只是少量的，对环境造成的放射性后果不应大到妨碍或限制居民使用禁止居住区以外的区域。
d.极限事故工况(D类工况)
极限事故是预期在寿期内不会发生，但设计中假想的重大事故，如：主管道破裂、主蒸汽管道破裂、给水管道破裂、主泵转子卡住等。设计要求发生这种瞬态时，专设安全设施和有关的安全保护系统不能丧失功能，并能确保冷停堆，计算的对环境造成的放射性后果不得规定限值。
e.试验工况
试验瞬态是指系统、设备按设计规定进行的水压试验、气压试验、检漏试验和汽轮机初始转动试验等。
步骤3，确定设计瞬态工况及其循环次数
确定了设计瞬态的分类及其原则后，就可根据电站的常见设计瞬态工况确定每一类设计瞬态所包括的工况及其循环次数。
确定某一个工况属于哪一个设计瞬态类别的主要方法是根据步骤2给出的分类原则并考虑该工况发展过程中反应堆的动态情况。
确定某一个工况在反应堆寿期内的循环次数的主要方法是过去同类电站的经验和对于本电站的工程判断。实际上这是一个对冷却剂系统和机械设备在反应堆寿期内预期所经受的瞬态冲击的确定一个设计目标值。最终，这个瞬态次数要写入电站的运行技术规格书中得到国家核安全监管部门的监管。
同时，对各类瞬态进行分析时，应考虑一定的保守假设。一般情况下，这些保守假设与事故分析用的保守假设是不同的，事故分析假设的着重点在于三道屏障的完整性，特别是燃料元件包壳的完整性和放射性物质向环境的释放，而设计瞬态的假设是以能造成反应堆冷却剂系统或部件的最大应力状态为重点。
为钠冷快堆冷却剂系统和部件设计瞬态所做的基本假设涉及如下方面：
■控制系统运行；
■反应堆保护系统运行；
■专设安全设施运行；
■操纵员动作。
几类主要工况的基本假设如下：
1)正常运行工况
●控制系统起作用；
●不需要保护系统动作；
●不需要专设安全设施动作；
●考虑操纵员的可能动作。
2)中等频率事故工况
●大量反应堆控制系统未起作用或它们的动作被认为相当保守；
●反应堆保护系统正确地起作用；
●专设安全设施可能启用。
3)稀有事故工况和极限事故工况
●事故出现的短期内不考虑调节系统，除非这些系统的功能会加剧瞬态过程。如果控制系统的功能对改变反应堆冷却剂温度和压力参数极为重要，则在长期中要考虑其作用；
●保护装置运行。分析中所取的保护定值应偏保守地区别于其标称值两者的偏差代表测量通道的误差以及整定值的校正误差。对通道的滞后时间也应保守地取值，使瞬态偏于恶化。
●应考虑厂外电源丧失，此时所考虑的柴油发电机组启动时间应使瞬态偏于恶化。
在对不同的系统或部件进行瞬态工况分析时，还可根据部件在瞬态过程中的状态，增加必要的补充假设条件，这些假设条件应详细地列在各系统和部件的反应堆设计瞬态计算书中。
依据以上方法，确定的该钠冷快堆的设计瞬态工况如下：
Claims (5)
1.一种钠冷快堆核电站冷却剂系统和部件的设计瞬态确定方法，包括三个步骤，分别是明确冷却剂系统和部件所采用的设计规范，确定设计瞬态的分类原则，确定设计瞬态工况及其循环次数，其中，所采用的设计规范是ASME规范和RCC-M规范，其特征在于：所述钠冷快堆的设计瞬态工况分为五类，分别是正常运行工况、中等频率事故工况、稀有事故工况、极限事故工况、试验工况；所述的循环次数是冷却剂系统和部件在反应堆寿期内预期所经受的瞬态冲击的目标值。
2.根据权利要求1所述的钠冷快堆核电站冷却剂系统和部件的设计瞬态确定方法，其特征在于：分析设计瞬态工况的基本假设涉及控制系统运行、反应堆保护系统运行、专设安全设施运行、操纵员动作等方面。
3.根据权利要求2所述的钠冷快堆核电站冷却剂系统和部件的设计瞬态确定方法，其特征在于：所述的正常运行工况基本假设为，
控制系统起作用；不需要保护系统动作；不需要专设安全设施动作；考虑操纵员的可能动作。
4.根据权利要求2所述的钠冷快堆核电站冷却剂系统和部件的设计瞬态确定方法，其特征在于：所述的中等频率事故工况基本假设为，
大量反应堆控制系统未起作用或它们的动作被认为相当保守；反应堆保护系统正确地起作用；专设安全设施可能启用。
5.根据权利要求2所述的钠冷快堆核电站冷却剂系统和部件的设计瞬态确定方法，其特征在于：所述的稀有事故工况和极限事故工况基本假设为，
事故出现的短期内不考虑调节系统，除非这些系统的功能会加剧瞬态过程，如果控制系统的功能对改变反应堆冷却剂温度和压力参数极为重要，则在长期中要考虑其作用；
保护装置运行，分析中所取的保护定值应偏保守地区别于其标称值，两者的偏差代表测量通道的误差以及整定值的校正误差，对通道的滞后时间也应保守地取值，使瞬态偏于恶化；
应考虑厂外电源丧失，此时所考虑的柴油发电机组启动时间应使瞬态偏于恶化。
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