CN103246205A - 核反应堆断电模拟系统及其方法 - Google Patents

Abstract

一种核工业技术领域的核反应堆断电模拟系统及其方法，该系统包括：提供系统热量的热源、提供系统压力的稳压容器、用于系统冷却的冷源、提供系统介质循环动力的驱动装置、用于控制热源功率变化的加热功率控制模块、用于系统数据采集和控制的数据控制器、用于控制驱动装置频率变化以调节管路流量的频率控制模块、第一电动调节阀和第二电动调节阀。本发明模拟核反应堆堆芯停堆后一定时间内持续释放衰变热的现象以及核主泵失去外来电源后一定时间内发生惰转的现象。从而为研究核反应堆全厂断电事故提供可行的实验工况，为核反应堆自主化设计与建设提供技术支持。

Description

核反应堆断电模拟系统及其方法

技术领域

本发明涉及的是一种核工业技术领域的装置及方法，具体是一种用于在实验回路中模拟核电厂全厂断电工况下加热功率与流量变化情况的核反应堆断电模拟系统及其方法。

背景技术

随着人类社会的不断发展，对能源的需求越来越大。由于传统的化石燃料带来了巨大的环境污染问题，近年来对能源清洁性的要求越来越高。由于核能的温室气体排放几乎为零，并具有能量密度高、能量输出稳定、技术日益成熟且已得到大规模应用等优点。因此，核能成为了除传统化石能源外的重要能源来源选择之一。在核能利用中，由于其特殊性，安全问题是首先予以考虑的。其中核电厂全场断电事故对核反应堆的安全性有重大威胁。核电厂在发生全场断电事故后，主泵失去动力，开始在转子飞轮的惯性驱动下惰转，反应堆停堆，随后汽轮机脱扣，主给水关闭。虽然短时间稳压器压力会快速下降，但是主给水关闭后，若辅助给水同时失效，主系统热量无法有效导出，一回路压力会迅速上升。因安注系统无法启动，压力容器水位下降导致堆芯裸露并熔化；压力容器下封头因熔融物的加热发生蠕变失效，引起安全壳内的压力和温度大幅上升并最终导致安全壳失效，造成大规模放射性物质泄漏，危害公众的安全。因此，研究核电厂在发生全场断电事故初期反应堆主系统内热工水力现象有着重要的意义，该工况下反应堆主系统最主要的特点有两点，一是堆芯衰变热作为系统的热源在不断衰减，但仍对系统有显著的加热效果；二是主泵作为系统内流体流动的动力源，虽然失去了直接动力，但在一定时间内发生惰转现象，可以继续提供一定的流量。因此，合理的模拟全场断电事故初期主系统内的加热功率和流量的联动变化情况是研究该工况下反应堆热工水利特性的基础。

目前，许多研究者利用软件程序模拟堆芯衰变和主泵惰转的现象，取得了一定的成果，但是因程序自身编程与计算上的缺陷，无法真实反映核反应堆中真正的热工水力变化情况；国内外建立了一些大型试验装置，模拟核反应堆主系统，但主要用来模拟破口事故中或自然循环工况下反应堆的热工水力特性，缺少对全厂断电事故的研究。

经过对现有技术的检索发现，“原子能科学技术”2011年10月第45卷第10期公开了“AP1000主回路系统热工水力瞬态计算程序RETAC的开发”，该技术计算了全部屏蔽泵同时失电惰转并触发停堆后反应堆中热工水力参数的变化情况。研究发现在无控制系统、非能动安全系统和启动给水系统投入的情况下，燃料中心最高温度和MDNBR未超过规定限值，满足安全准则要求。但该方案缺乏实验数据。

另外，“Nuclear Engineering and Design”215期(2002年)中公开了“Restart of naturalcirculation in a PWR-PKL test results and S-RELAP5calculations”，该技术利用PKL实验装置研究小破口事故后的热工水力现象，并最终成功建立自然循环；但该实验装置并未模拟核电厂全场断电事故下核反应堆热工水力现象，无法揭示反应堆在事故初期的主系统状态。

发明内容

本发明针对现有技术存在的上述不足，提供一种核反应堆断电模拟系统及其方法，模拟核反应堆堆芯停堆后一定时间内持续释放衰变热的现象以及核主泵失去外来电源后一定时间内发生惰转的现象。从而为研究核反应堆全厂断电事故提供可行的实验工况，为核反应堆自主化设计与建设提供技术支持。

本发明是通过以下技术方案实现的：

本发明涉及一种核反应堆断电模拟系统及其方法，包括：提供系统热量的热源、提供系统压力的稳压容器、用于系统冷却的冷源、提供系统介质循环动力的驱动装置、用于控制热源功率变化的加热功率控制模块、用于系统数据采集和控制的数据控制器、用于控制驱动装置频率变化以调节管路流量的频率控制模块、用于调节主回路流量的第一电动调节阀和用于保护驱动装置的第二电动调节阀，其中：

稳压容器分别与热源的第一端口、冷源的第一端口相连形成主回路热段；第一电动调节阀的两端分别与热源的第二端口和驱动装置的输出端相连，冷源的第二端口与驱动装置的输入端相连，第二电动调节阀的两端分别与驱动装置的输入端、输出端相连，形成主回路旁路，这是由于驱动装置不能在很低的流量参数下运行，但是主回路主路的需求在逐渐减少至0，设置旁路分担驱动装置提供的流量，避免驱动装置流量过低。

所述的数据控制器接收外接计算机的指令并同时控制加热功率控制模块和频率控制模块，或者数据控制器控制加热功率控制模块，同时根据设定的目标开度值与时间的对应关系，控制第一电动调节阀的开度，从而实现热量衰减与流量衰减的联动控制。

所述的第一电动调节阀的输入端设置第一压力变送器以记录调节前压力读书P₁，设置第一流量计以记录流量数据q，输出端设置第二压力变送器以记录调节后压力读数P₂。

所述的数据控制器收集驱动装置的输入端流量数据，与驱动装置最小运行流量进行比较，通过流量反馈控制第二电动调节阀的开度，避免驱动装置流量过低。

所述的驱动装置的输入端设置第二流量计以记录该端口流量数据。

所述的加热功率控制模块包括：功率PLC控制模块和可控硅组件，其中：功率PLC控制模块与数据控制器相连并发送变电压信号至可控硅组件，可控硅组件调整热源的电压以实现对功率的控制。

所述的频率控制模块包括：频率PLC控制模块和变频器，其中：频率PLC控制模块与数据控制器相连并发送变频率信号至变频器，变频器调整驱动装置的频率以改变其转速，实现对流量的控制。

所述的热源为电压控制的电加热器。

所述的稳压容器为一个顶部充有提供回路压力的气体、底部装有系统循环介质的压力容器。

所述的驱动装置为屏蔽泵，该屏蔽泵为系统管路给水，根据给定频率调整泵转速，继而实现流量调节。

本发明涉及一种基于上述系统的模拟方法，包括以下步骤：

步骤一、得到初始数据：使用实际核反应堆停堆后热源的功率随时间变化的数据，得到时间点与热源功率值的对应关系表格；使用实际核反应堆主泵失去电源后惰转流量随时间变化的数据，得到各时间点与流量值的对应关系；

步骤二、使用步骤一所得的两组对应关系，于外接计算机中形成热量衰减与流量衰减的联动控制模式；

步骤三、进行模拟实验：使用步骤二的联动控制模式启动数据控制器，采集功率数据与流量数据绘制衰减曲线，分别得到加热功率曲线和流量曲线；

步骤四、数据比对：将步骤三得到的加热功率曲线与步骤一得到的时间点与热源功率值的对应关系表格相比较，对发生偏差的数据点进行调整，得到平滑的加热功率曲线；将步骤三得到的流量曲线与步骤一中的时间点与流量值的对应关系相比较，对发生偏差的数据点进行调整，得到平滑的流量曲线。

所述的步骤一中的时间点与热源功率值的对应关系表格、时间点与流量值的对应关系均是使用插值法进行离散处理得到的。

所述的联动控制模式的具体设定方法为：将时间点与流量值的对应关系进行归一化处理，从而得到驱动装置所需达到的归一化目标流量与时间的对应关系，再将目标流量换算成对应的频率值，从而得到驱动装置的目标频率与时间点的对应关系表格；然后将上述对应关系表格与时间点与热源功率值的对应关系表格一同输入外接计算机形成联动控制模式；

或者，将时间点与流量值的对应关系根据阀门开度的计算公式将流量值换算成对应的阀门开度值，从而得到第一电动调节阀的目标开度与时间点的对应关系表格；然后将上述对应关系表格与时间点与热源功率值的对应关系表格一同输入外接计算机形成联动控制模式。

所述的步骤三中的数据控制器同时控制加热功率控制模块和频率控制模块，或者同时控制热功率控制模块和第一电动调节阀。

所述的步骤四中，加热功率曲线的偏差调整是通过调整插值密度实现；流量曲线的偏差调整是通过调整插值密度实现，或者调整第一电动调节阀的目标开度实现。

由于系统误差的存在，实际阀门开度与流量的对应关系与计算值存在偏差，需要在设备运行时进行校准，优选的方案是：将第一电动调节阀的阀门开启至目标开度计算值，在回路中建立稳态流动并测量流量，根据测量流量与目标流量的偏差，调整阀门开度，直至测量流量与目标流量的偏差低于5%，记录此时的阀门开度作为校准后的目标开度，形成校准后目标开度与时间点的对应关系表格。

作为优选的方案，进行模拟实验时，于流量计读数和功率读数稳定30秒后的读数作为测量数据。

作为优选的方案，偏离曲线相对误差高于10%的数据点视为发生偏差的数据点。

所述的阀门开度的计算公式，即计算阀门开度百分比H%：

$\left\{\begin{array}{c}\mathrm{\ΔP}=P_1-P_2\\ \mathrm{KV}=q*{(1/\mathrm{\ΔP})}^{\left(\frac{1}{2}\right)}\\ H\%=1-\log M/\log R\\ M={\mathrm{KV}}_{\max }/\mathrm{KV}\end{array}\right.,$ 其中：ΔP为第一电动调节阀的压降损失；P₁为第一电动调节阀的调节前压力；P₂为第一电动调节阀的调节后压力；KV为流量参数，是指单位时间内、在测试条件中管道保持恒定的压力时，系统介质流经阀门的体积流量、或是质量流量；q为对应时间点流量；M为一无量纲的比例系数；R为第一电动调节阀的阀门特性参数；KV_max为第一电动调节阀的阀门最大流通能力，所有参数的单位均采用国际单位制。

所述的第一电动调节阀的阀门特性参数R值为50:1，最大流通能力KV_max＝4.0。

本发明模拟核反应堆堆芯停堆后一定时间内持续释放衰变热的现象以及核主泵失去外来电源后一定时间内发生惰转的现象。从而为研究核反应堆全厂断电事故提供可行的实验工况，为核反应堆自主化设计与建设提供技术支持。

附图说明

图1为本发明模拟系统示意图；

图2为实施例2中应用本发明得到的实验回路归一化功率衰减和归一化流量衰减联动变化曲线。

具体实施方式

下面对本发明的实施例作详细说明，本实施例在以本发明技术方案为前提下进行实施，给出了详细的实施方式和具体的操作过程，但本发明的保护范围不限于下述的实施例。

实施例1

如图1所示，本实施例包括：提供系统热量的热源1、提供系统压力的稳压容器2、用于系统冷却的冷源3、提供系统介质循环动力的驱动装置4、用于控制热源1功率变化的加热功率控制模块5、用于系统数据采集和控制的数据控制器6、用于控制驱动装置4频率变化以调节管路流量的频率控制模块7、第一电动调节阀9和第二电动调节阀10，其中：

稳压容器2分别与热源1的第一端口、冷源3的第一端口相连形成主回路热段A；第一电动调节阀9的两端分别与热源1的第二端口和驱动装置4的输出端相连，冷源3的第二端口与驱动装置4的输入端相连，第二电动调节阀10的两端分别与驱动装置4的输入端、输出端相连，形成主回路旁路B；

数据控制器6接收外接计算机8的指令，同时输出信号至加热功率控制模块5和频率控制模块7，实现热量衰减与流量衰减的联动控制；数据控制器6根据设定的目标开度值与时间的对应关系，控制第一电动调节阀9的开度。

所述的第一电动调节阀9的输入端设置第一压力变送器11以记录调节前压力读书P₁，设置第一流量计12以记录流量数据q，输出端设置第二压力变送器13以记录调节后压力读数P₂。

所述的数据控制器6收集驱动装置4的输入端流量数据，进而控制第二电动调节阀10的开度。

所述的驱动装置4的输入端设置第二流量计14以记录该端口流量数据。

通过驱动装置4的流量不能接近于0，因此当第二流量计14检测到的流量很小时，数据控制器6中的会发出模拟信号令第二电动调节阀10开启；此时，第二流量计14连续对数据控制器6进行反馈，数据控制器6连续调整第二电动调节阀10的开度，确保第二流量计14的读数稳定在第二电动调节阀10开启时的流量值。对于本设计的驱动装置，最小流量为1.2m³/h。

所述的加热功率控制模块5包括：功率PLC控制模块和可控硅组件，其中：功率PLC控制模块与数据控制器6相连并发送变电压信号至可控硅组件，可控硅组件调整热源1的电压以实现对功率的控制。

功率连续变化实现步骤如下：将核反应堆停堆后各个时间点的功率数据拟合成多段函数曲线，并按照一定的时间步长选出数据点。将数据点编成程序写入功率PLC模块后进行模拟运行。打开热源1进行升功率加热，之后检查功率读数是否达到峰值并稳定在峰值至少30秒，功率稳定后打开功率衰减按钮，热源1的功率开始下降。加热功率控制模块5将采集到的功率发送到外接计算机中保存。将储存的功率点绘制在功率-时间坐标系中，画出功率衰减曲线与核反应堆实际曲线进行比较，找出偏离曲线相对误差高于10%的数据点，在这些变化迅速的时间段减小插值时间步长，重复上述步骤直至该测量得到的衰减曲线较好吻合实际曲线，各点偏差均小于10%。本步骤中功率的连续变化可以直接受加热功率控制模块5控制，得到只有功率变化的热工水力参数；也可以令模块5接受数据控制器6的信息为热源1功率衰减与驱动装置4流量衰减的提供前提条件。

所述的频率控制模块7包括：频率PLC控制模块和变频器，其中：频率PLC控制模块与数据控制器6相连并发送变频率信号至变频器，变频器调整驱动装置4的频率以改变其转速，实现对流量的控制。

流量连续变化实现步骤如下：将核主泵各个时间点的功率数据拟合成多段函数曲线，并按照一定的时间步长选出数据点。将数据点编成程序写入频率PLC模块后进行模拟运行。设定驱动装置4的工作频率并开启，当流量计读数稳定至少30秒后打开频率衰减按钮，驱动装置4的工作频率开始下降，流量随之慢慢减小。流量计13将采集到的流量值发送到外接计算机中保存。将储存的流量数据绘制在流量-时间坐标系中，画出流量衰减曲线与核反应堆实际曲线进行比较，找出偏离曲线相对误差高于10%的数据点，在这些变化迅速的时间段减小插值时间步长，重复上述步骤直至该测量得到的衰减曲线较好吻合实际曲线，各点偏差均小于10%。本步骤中流量的连续变化可以直接受频率控制模块7控制，得到只有流量变化的热工水力参数；也可以令模块7接受数据控制器6的信息为热源1功率衰减与驱动装置4流量衰减的提供前提条件。

所述的热源1为电压控制的电加热器。

所述的稳压容器2为一个顶部充有提供回路压力的气体、底部装有系统循环介质的压力容器。

所述的驱动装置4为屏蔽泵，该屏蔽泵为系统管路给水，根据给定频率调整泵转速，继而实现流量调节。

实施例2

本实施使用实施例1的装置进行模拟方法，包括以下步骤：

步骤一、使用实际核反应堆停堆后热源的功率随时间变化的数据，得到时间点与热源功率值的对应关系表格。再使用实际核反应堆主泵失去电源后惰转流量随时间变化的数据，得到各时间点与流量值的对应关系，再根据阀门开度的计算公式将目标流量换算成对应的阀门开度值，从而得到电动调节阀的目标开度与时间点的对应关系表格。由于系统误差的存在，实际阀门开度与流量的对应关系与计算值存在偏差，需要在设备运行时进行校准；具体方法为将阀门开启至目标开度计算值，在回路中建立稳态流动并测量流量，根据测量流量与目标流量值的偏差，调整阀门开度，直至测量流量与目标流量的偏差低于5%，记录此时的阀门开度作为校准后的目标开度，形成校准后目标开度与时间点的对应关系表格。最后将两个对应关系表格输入外接计算机形成联动控制模式。

步骤二、测量回路流量即时反映回路流量衰减情况；测量热源功率即时反映热量衰减情况；测量回路温度即时反映功率衰减后热工水力变化情况。

步骤三、外接计算机使用步骤一得到的联动控制模式启动数据控制器，进而控制加热功率控制模块、第一电动调节阀9，实现热量衰减与流量衰减的联动控制，采集功率数据与流量数据绘制衰减曲线，并与设定曲线进行比较。对于功率曲线发生的偏差，调整功率曲线插值密度；对于流量曲线发生的偏差，调整流目标开度；并重新进行步骤三，直至获得较为平滑曲线。

所述的步骤一中的阀门开度百分比H%公式为：

$\left\{\begin{array}{c}\mathrm{\ΔP}=P_1-P_2\\ \mathrm{KV}=q*{(1/\mathrm{\ΔP})}^{\left(\frac{1}{2}\right)}\\ H\%=1-\log M/\log R\\ M={\mathrm{KV}}_{\max }/\mathrm{KV}\end{array}\right.,$ 其中：ΔP为第一电动调节阀9的压降损失；P₁为第一电动调节阀9的调节前压力；P₂为第一电动调节阀9的调节后压力；KV为流量参数，是指单位时间内、在测试条件中管道保持恒定的压力时，系统介质流经阀门的体积流量、或是质量流量；q为对应时间点流量；M为一无量纲的比例系数；R为第一电动调节阀9的阀门特性参数；KV_max为第一电动调节阀9的阀门最大流通能力，所有参数的单位均采用国际单位制。

所述的第一电动调节阀9的阀门特性参数R值为50:1，最大流通能力KV_max＝4.0。根据实施例2中的步骤进行实验，得到如图2所示的实验回路归一化功率衰减和归一化流量衰减联动变化曲线。

Claims (9)

1.一种核反应堆断电模拟系统，其特征在于，包括：提供系统热量的热源、提供系统压力的稳压容器、用于系统冷却的冷源、提供系统介质循环动力的驱动装置、用于控制热源功率变化的加热功率控制模块、用于系统数据采集和控制的数据控制器、用于控制驱动装置频率变化以调节管路流量的频率控制模块、第一电动调节阀和第二电动调节阀，其中：

稳压容器分别与热源的第一端口、冷源的第一端口相连形成主回路热段；第一电动调节阀的两端分别与热源的第二端口和驱动装置的输出端相连，冷源的第二端口与驱动装置的输入端相连，第二电动调节阀的两端分别与驱动装置的输入端、输出端相连，形成主回路旁路；

所述的数据控制器接收外接计算机的指令并同时控制加热功率控制模块和频率控制模块，或者数据控制器控制加热功率控制模块，同时根据设定的目标开度值与时间的对应关系，控制第一电动调节阀的开度，从而实现热量衰减与流量衰减的联动控制。

2.根据权利要求1所述的系统，其特征是，所述的第一电动调节阀的输入端设置第一压力变送器以记录调节前压力读书P₁，设置第一流量计以记录流量数据q，输出端设置第二压力变送器以记录调节后压力读数P₂。

3.根据权利要求1所述的系统，其特征是，所述的驱动装置的输入端设置第二流量计以记录该端口流量数据。

4.根据权利要求1所述的系统，其特征是，所述的加热功率控制模块包括：功率PLC控制模块和可控硅组件，其中：功率PLC控制模块与数据控制器相连并发送变电压信号至可控硅组件，可控硅组件调整热源的电压以实现对功率的控制。

5.根据权利要求1所述的系统，其特征是，所述的频率控制模块包括：频率PLC控制模块和变频器，其中：频率PLC控制模块与数据控制器相连并发送变频率信号至变频器，变频器调整驱动装置的频率以改变其转速，实现对流量的控制。

6.一种基于上述任一项权利要求所述系统的模拟方法，包括以下步骤：

步骤一、得到初始数据：使用实际核反应堆停堆后热源的功率随时间变化的数据，得到时间点与热源功率值的对应关系表格；使用实际核反应堆主泵失去电源后惰转流量随时间变化的数据，得到各时间点与流量值的对应关系；

步骤二、使用步骤一所得的两组对应关系，于外接计算机中形成热量衰减与流量衰减的联动控制模式；

步骤三、进行模拟实验：使用步骤二的联动控制模式启动数据控制器，采集功率数据与流量数据绘制衰减曲线，分别得到加热功率曲线和流量曲线；

步骤四、数据比对：将步骤三得到的加热功率曲线与步骤一得到的时间点与热源功率值的对应关系表格相比较，对发生偏差的数据点进行调整，得到平滑的加热功率曲线；将步骤三得到的流量曲线与步骤一中的时间点与流量值的对应关系相比较，对发生偏差的数据点进行调整，得到平滑的流量曲线；

所述的步骤一中的时间点与热源功率值的对应关系表格、时间点与流量值的对应关系均是使用插值法进行离散处理得到的。

7.根据权利要求6所述的方法，其特征是，所述的联动控制模式的具体设定方法为：将时间点与流量值的对应关系进行归一化处理，从而得到驱动装置所需达到的归一化目标流量与时间的对应关系，再将目标流量换算成对应的频率值，从而得到驱动装置的目标频率与时间点的对应关系表格；然后将上述对应关系表格与时间点与热源功率值的对应关系表格一同输入外接计算机形成联动控制模式；

或者，将时间点与流量值的对应关系根据阀门开度的计算公式将流量值换算成对应的阀门开度值，从而得到第一电动调节阀的目标开度与时间点的对应关系表格；然后将上述对应关系表格与时间点与热源功率值的对应关系表格一同输入外接计算机形成联动控制模式。

8.根据权利要求7所述的方法，其特征是，所述的步骤四中，加热功率曲线的偏差调整是通过调整插值密度实现；流量曲线的偏差调整是通过调整插值密度实现，或者调整第一电动调节阀的目标开度实现。

9.根据权利要求7或8所述的方法，其特征是，所述的阀门开度的计算公式，即计算阀门开度百分比H%：

$\left\{\begin{array}{c}\mathrm{\ΔP}=P_1-P_2\\ \mathrm{KV}=q*{(1/\mathrm{\ΔP})}^{\left(\frac{1}{2}\right)}\\ H\%=1-\log M/\log R\\ M={\mathrm{KV}}_{\max }/\mathrm{KV}\end{array}\right.,$ 其中：ΔP为第一电动调节阀的压降损失；P₁为第一电动调节阀的调节前压力；P₂为第一电动调节阀的调节后压力；KV为流量参数，是指单位时间内、在测试条件中管道保持恒定的压力时，系统介质流经阀门的体积流量、或是质量流量；q为对应时间点流量；M为一无量纲的比例系数；R为第一电动调节阀的阀门特性参数；KV_max为第一电动调节阀的阀门最大流通能力，所有参数的单位均采用国际单位制。

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