CN109473185A - 一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法。本发明包括反应堆压力容器，与反应堆压力容器的进出口连接形成循环回路的一回路系统；设置在反应堆压力容器进出口上的压力计和温度计；所述一回路系统包括顺次连接的硼酸消除装置、蒸汽发生器、主冷却剂泵和流量计；所述反应堆压力容器的进出口为两组以上，一回路系统的数量与反应堆压力容器的进出口数量相同，其中一个一回路系统用于连接非能动自动化学停堆系统，其中一个一回路系统上连接有稳压器；所述反应堆压力容器的堆芯采用电加热元件棒模拟核燃料棒。本发明获得的研究结果可用于核反应堆自动化学停堆系统的验证和优化，提高核反应堆的固有安全性能。

Description

一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法

技术领域

本发明涉及核反应堆安全领域，具体涉及一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法。

背景技术

未能紧急停堆的预期瞬态ATWS是指事故时虽然核反应堆一回路或二回路的温度和压力等热工参数超过了保护阈值，但是控制棒组件由于卡棒等原因没有下落，反应堆没有紧急停堆的预期瞬态。

自动化学停堆系统在反应堆发生ATWS事故时，采用非能动的方式往堆芯注入浓硼水来实现紧急停堆，保护反应堆安全。因此，自动化学停堆系统的设计、试验验证、优化及工程应用对核反应堆固有安全性的提高具有重要意义。

发明内容

本发明的目的在于提供一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法，其获得的研究结果可用于核反应堆自动化学停堆系统的验证和优化，提高核反应堆的固有安全性能。

本发明通过下述技术方案实现：

一种自动化学停堆系统的测试装置，包括反应堆压力容器，与反应堆压力容器的进出口连接形成循环回路的一回路系统；设置在反应堆压力容器进出口上的压力计和温度计；

所述一回路系统包括顺次连接的硼酸消除装置、蒸汽发生器、主冷却剂泵和流量计；所述流量计与反应堆压力容器的进口连通，所述硼酸消除装置与反应堆压力容器的出口连通；

所述反应堆压力容器的进出口为两组以上，一回路系统的数量与反应堆压力容器的进出口数量相同，其中一个一回路系统用于连接非能动自动化学停堆系统，其中一个一回路系统上连接有稳压器；

所述非能动自动化学停堆系统连接在流量计与反应堆压力容器的进口之间，所述稳压器连接在硼酸消除装置与反应堆压力容器的出口之间；所述非能动自动化学停堆系统包括非能动注硼箱和设置在非能动注硼箱的出口上的快开阀；

所述反应堆压力容器的堆芯采用电加热元件棒模拟核燃料棒。

通过上述装置接口有效检测出非能动自动化学停堆系统的效能，验证和优化非能动自动化学停堆系统的设计方案，该装置的检测验证方法如下：

步骤一、建立核反应堆系统的稳态运行工况，主冷却剂泵按照额定的转速运行，反应堆压力容器的堆芯的电加热元件棒功率投入，通过调节蒸汽发生器的给水流量使得堆芯进出口温度与原型核反应堆运行工况一致；启动稳压器对一回路系统进行升压，直到反应堆压力容器与原型核反应堆一致；

步骤二、启动蒸汽发生器主给水丧失的ATWS事故模拟信号，其中一台蒸汽发生器的主给水丧失，此时，整个一回路系统的冷却剂平均温度上升，流体受热膨胀，压力开始上升；

步骤三、当稳压器压力达到安全值时，非能动注硼箱注入管线上的快开阀开启，浓硼以非能动方式注入一回路系统的冷却剂中；

步骤四、浓硼随着一回路系统的冷却剂注入到反应堆压力容器中，经反应堆压力容器的下降环腔和下封头进入堆芯；

步骤五、根据硼酸浓度计算燃料棒的发热功率，根据计算的发热功率控制电加热元件棒的发热功率与燃料棒相同；

步骤六、持续监测稳压器压力，如果一回路系统的流体温度以及压力下降，认为非能动自动化学停堆系统可以保护安全；如果一回路系统的流体温度和压力仍然呈上升趋势，则认为非能动自动化学停堆系统无法满足保护反应堆的要求。

通过上述装置和方法的设计可知，本发明对核反应堆稳态运行和ATWS事故过程进行了模拟，即，本发明通过实时监测一回路系统冷却剂的温度、压力等参数，根据这些参数评判自动化学停堆系统对ATWS事故下堆芯的保护效应，验证和优化自动化学停堆系统的设计方案，该验证是有效且可行的，具有突出的实质的优点和显著的进步。

进一步，所述电加热元件棒之间设置有硼酸探测器；所述电加热元件棒通过加热元件控制系统控制其加热功率，所述硼酸探测器与加热元件控制系统连接。本发明具体过程为：通过堆芯内的硼酸探测器对各通道的硼酸浓度进行实时准确测量，测量的结果反馈至加热元件控制系统，根据测量及计算结果调节各个电加热元件棒的加热功率。

具体的，电加热元件棒之间都布置了浓硼探测器，根据电加热元件棒周围的硼酸浓度计算核功率。对于燃料组件中心的电加热元件棒而言，以该棒四周的四个浓硼探测器的硼酸浓度计算核功率；燃料组件边缘的电加热元件棒的核功率根据周围的两个浓硼探测器的硼酸浓度来计算；而燃料组件四个角的电加热元件棒的核功率则由周围的单个浓硼探测器的硼酸浓度决定。计算的核功率传输到电加热元件功率控制系统，实现浓硼触发堆芯功率下降的模拟。

进一步，所述流量计为文丘里流量计、V锥流量计、孔板流量计、质量流量计或超声波流量计。

作为一种优选地设置方式，所述反应堆压力容器上的进出口为两组，所述一回路系统的数量也为两个，其中一个一回路系统上设置非能动注硼箱，另一个一回路系统上设置稳压器。

本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

1、本发明通过检测反应堆一回路的流体温度和压力评判非能动自动化学停堆系统的效能，验证和优化非能动自动化学停堆系统的设计方案，该方案有效且可行，具有突出的实质的优点和显著的进步；

2、本发明对流出反应堆压力容器的流体进行了消去硼酸处理，有效避免了硼酸再次流回堆芯，影响自动化学停堆系统的功效评判。

附图说明

此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：

图1为本发明的整体结构示意图。

图2为本发明中堆芯的结构示意图。

附图中标记及对应的零部件名称：

1-反应堆压力容器、2-反应堆压力容器、3-蒸汽发生器、4-主冷却剂泵、5-流量计、6-非能动注硼箱、7-快开阀、8-稳压器、9-电加热元件棒、10-硼酸探测器。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。

实施例1

一种自动化学停堆系统的测试装置，包括反应堆压力容器1，与反应堆压力容器1的进出口连接形成循环回路的一回路系统，设置在反应堆压力容器1进出口上的压力计和温度计，设置在一回路系统上需要进行检测的非能动自动化学停堆系统，以及稳压器8。

本实施例的结构的具体设置如下：

一回路系统包括顺次连接的硼酸消除装置2、蒸汽发生器3、主冷却剂泵4和流量计5；所述流量计5与反应堆压力容器1的进口连通，所述硼酸消除装置2与反应堆压力容器1的出口连通。

反应堆压力容器1的筒体上设计了进出口两组四个接管。上部为出口管道接管，下部为进口管道接管。一回路系统的数量也为两个，分别与反应堆压力容器1的两组进出口分别连通。

其中一个一回路系统用于连接非能动自动化学停堆系统，另一个一回路系统上连接稳压器8；非能动自动化学停堆系统连接在流量计5与反应堆压力容器1的进口之间，所述稳压器8连接在硼酸消除装置2与反应堆压力容器1的出口之间。上述非能动自动化学停堆系统包括非能动注硼箱6和设置在非能动注硼箱6的出口上的快开阀7，如图1所示。

反应堆压力容器1包括堆芯、吊篮、上封头、下封头等部件。所述反应堆压力容器1的堆芯采用电加热元件棒9模拟核燃料棒，通过控制电加热元件棒9的电流模拟不同功率水平的核释热。

流体从进口管道进入反应堆压力容器1，沿筒体的内壁面向下流动。进入下封头后，流动方向发生反转，向上流入堆芯。流体在堆芯中被加热成热流体，加热后的流体在堆芯上部沿出口管道流出反应堆压力容器1。

核反应堆中，浓硼注入堆芯后，核燃料棒周围的中子被硼酸吸收。中子通量密度减小引起核反应率的下降，从而降低核反应堆功率。本发明中通过硼酸浓度计算燃料棒的发热功率，根据计算的发热功率控制电加热元件棒9的发热功率与燃料棒相同，进而模拟核释热。

含硼酸的流体经堆芯加热后从顶部沿两条出口管道流出反应堆压力容器1。反应堆压力容器1的两条出口管道上都布置了硼酸消除装置2，含硼酸的流体进入硼酸消除装置2，烧碱会注入流体中，酸碱中和反应消除流体的硼酸浓度，这样可以防止已经参与降功率的硼酸继续流入堆芯，消除硼酸的流体在蒸汽发生器3中冷却后再次进入到反应堆压力容器1中。

为了达到消除流体的硼酸浓度的影响，在硼酸消除装置2的上游设置浓硼探测器，通过浓硼探测器探测的硼浓度，加入相应的烧碱中和流体中的硼酸，更好地保证反应堆压力容器1中浓硼探测器检测的值与实际值相符合，提高准确度。

本实施例的具体检测方法如下：

步骤一、建立核反应堆系统的稳态运行工况，主冷却剂泵4按照额定的转速运行，反应堆压力容器1的堆芯的电加热元件棒9功率投入，通过调节蒸汽发生器3的给水流量使得堆芯进出口温度与原型核反应堆运行工况一致；启动稳压器8对一回路系统进行升压，直到反应堆压力容器1与原型核反应堆一致；

步骤二、启动蒸汽发生器3主给水丧失的ATWS事故模拟信号，其中一台蒸汽发生器3的主给水丧失，此时，整个一回路系统的冷却剂平均温度上升，流体受热膨胀，压力开始上升；

步骤三、当稳压器8压力达到安全值时，非能动注硼箱6注入管线上的快开阀7开启，浓硼以非能动方式注入一回路系统的冷却剂中；

步骤四、浓硼随着一回路系统的冷却剂注入到反应堆压力容器1中，经反应堆压力容器1的下降环腔和下封头进入堆芯；

步骤五、根据硼酸浓度计算燃料棒的发热功率，根据计算的发热功率控制电加热元件棒9的发热功率与燃料棒相同；

步骤六、持续监测稳压器压力，如果一回路系统的流体温度以及压力下降，认为非能动自动化学停堆系统可以保护安全；如果一回路系统的流体温度和压力仍然呈上升趋势，则认为非能动自动化学停堆系统无法满足保护反应堆的要求。

实施例2

本实施例在实施例1的基础上进一步优化了反应堆压力容器1中浓硼探测器10的设置方式，如图2所示，其具体设置如下：

所述电加热元件棒9之间设置有硼酸探测器10；所述电加热元件棒9通过加热元件控制系统控制其加热功率，所述硼酸探测器10与加热元件控制系统连接。所述非能动注硼箱6往一回路系统中注入硼酸，堆芯内的硼酸探测器10对进入到堆芯内各通道的硼酸浓度进行实时准确测量，测量的结果反馈至加热元件控制系统，根据测量及计算结果调节各个电加热元件棒9的加热功率。

本实施例在堆芯中布置了多个硼酸探测器10，布置位置如图2所示。电加热元件棒9之间都布置了浓硼探测器，根据电加热元件棒9之间周围的硼酸浓度计算核功率。对于燃料组件中心的棒而言，以该棒四周的四个浓硼探测器的硼酸浓度计算核功率；燃料组件边缘的棒的核功率根据周围的两个浓硼探测器的硼酸浓度来计算；而燃料组件四个角的棒的核功率则由周围的单个浓硼探测器的硼酸浓度决定。

核反应堆发生ATWS事故下，非能动自动化学停堆系统的特性的具体实验研究方法如下：

(一)、建立核反应堆系统的稳态运行工况，主冷却剂泵4按照额定的转速运行，反应堆压力容器(1)的堆芯电加热元件功率投入，通过调节蒸汽发生器3的给水流量使得实验装置的堆芯进出口温度与原型核反应堆运行工况一致；启动稳压器8)中的加热元件对回路进行升压，直到反应堆压力容器1与原型反应堆一致；

(二)、启动蒸汽发生器主给水丧失的ATWS事故模拟信号，核反应堆中的ATWS事故以蒸汽发生器主给水丧失最有代表性。一台蒸汽发生器3的主给水丧失后，从反应堆压力容器1流入这条回路的冷却剂不能被冷却，经主冷却剂泵4后的热流体流回反应堆压力容器1。整个一回路系统的冷却剂平均温度上升，流体受热膨胀，压力开始上升。

(三)、核反应堆正常发生蒸汽发生器主给水丧失的情况下，当稳压器压力达到安全值时，控制棒下落，反应堆紧急停堆。ATWS事故下，反应堆不能紧急停堆，非能动注硼箱6注入管线上的快开阀7开启，浓硼以非能动方式注入主回路管道中。

(四)、含硼酸的冷却剂注入反应堆压力容器1后，经反应堆压力容器1的下降环腔和下封头进入堆芯。堆芯中的浓硼探测器测量堆芯各个燃料棒处的硼酸浓度。

(五)、根据各燃料棒处的硼酸浓度依次计算各燃料棒的发热功率，电加热元件控制系统根据计算的发热功率对每个电加热元件棒9的发热功率进行单独控制。堆芯电加热功率的下降可以降低一回路系统的冷却剂平均温度。

(六)、经堆芯加热后的流体从反应堆压力容器1的两条出口管道进入一回路系统的管道。经一回路系统的管道上的硼酸消除装置2消除硼酸后，进入两台蒸汽发生器3。主给水丧失的那台蒸汽发生器3失去冷却功能，另一台蒸汽发生器3仍然可以对一回路的流体进行冷却。流经两台蒸汽发生器3的流体流入主冷却剂泵4进行增压。增压后的流体流入流量计5进行流量测量。不含非能动注硼箱6的一回路管道流体从流量计5流出的流体沿一回路管道流入反应堆压力容器1。含非能动注硼箱6的一回路管道中的流体从流量计5流出后流经非能动注硼箱6的接管处，非能动注硼箱6内的含硼酸水汇入其中一起流入反应堆压力容器1。非能动注硼箱6的安注、一回路系统的流体流动、堆芯硼酸监测、燃料元件棒功率调节、消硼等过程持续进行，直到非能动注硼箱6的硼酸安注完毕。

(七)、一回路系统的流体平均温度升高，流体受热膨胀，一回路系统的压力上涨，反之一回路系统的流体平均温度下降，流体冷却缩索，一回路系统的压力回落。

整个ATWS事故下非能动自动化学停堆特性实验过程中，持续监测稳压器压力，若事故发生后浓硼注入可以降低堆芯功率，一回路系统流体冷却以及压力下降，认为非能动自动化学停堆系统可以保护安全。如果非能动自动化学停堆系统投入后，堆芯功率虽然有些下降，但是一回路系统流体温度和压力仍然呈上升趋势，那么认为非能动自动化学停堆系统无法满足保护反应堆的要求，需要优化非能动自动化学停堆系统的设计方案再开展实验直到满足保护反应堆的要求。

实施例3

本实施例与实施例1或实施例2的区别在于，本实施例中所述流量计5优选为文丘里流量计、V锥流量计、孔板流量计、质量流量计或超声波流量计。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (6)

1.一种自动化学停堆系统的测试装置，其特征在于，包括反应堆压力容器(1)，与反应堆压力容器(1)的进出口连接形成循环回路的一回路系统；设置在反应堆压力容器(1)进出口上的压力计和温度计；

所述一回路系统包括顺次连接的硼酸消除装置(2)、蒸汽发生器(3)、主冷却剂泵(4)和流量计(5)；所述流量计(5)与反应堆压力容器(1)的进口连通，所述硼酸消除装置(2)与反应堆压力容器(1)的出口连通；

所述反应堆压力容器(1)的进出口为两组以上，一回路系统的数量与反应堆压力容器(1)的进出口数量相同，其中一个一回路系统用于连接非能动自动化学停堆系统，其中一个一回路系统上连接有稳压器(8)；

所述非能动自动化学停堆系统连接在流量计(5)与反应堆压力容器(1)的进口之间，所述稳压器(8)连接在硼酸消除装置(2)与反应堆压力容器(1)的出口之间；所述非能动自动化学停堆系统包括非能动注硼箱(6)和设置在非能动注硼箱(6)的出口上的快开阀(7)；

所述反应堆压力容器(1)的堆芯采用电加热元件棒(9)模拟核燃料棒。

2.根据权利要求1所述的一种自动化学停堆系统的测试装置，其特征在于，所述电加热元件棒(9)之间设置有硼酸探测器(10)；所述电加热元件棒(9)通过加热元件控制系统控制其加热功率，所述硼酸探测器(10)与加热元件控制系统连接。

3.根据权利要求1所述的一种自动化学停堆系统的测试装置，其特征在于，所述流量计(5)为文丘里流量计、V锥流量计、孔板流量计、质量流量计或超声波流量计。

4.根据权利要求1所述的一种自动化学停堆系统的测试装置，其特征在于，所述反应堆压力容器(1)上的进出口为两组，所述一回路系统的数量也为两个，其中一个一回路系统上设置非能动注硼箱(6)，另一个一回路系统上设置稳压器(8)。

5.根据权利要求1～4任一项所述的一种非能动自动化学停堆的测试方法，其特征在于，包括：

步骤一、建立核反应堆系统的稳态运行工况，主冷却剂泵(4)按照额定的转速运行，反应堆压力容器(1)的堆芯的电加热元件棒(9)功率投入，通过调节蒸汽发生器(3)的给水流量使得堆芯进出口温度与原型核反应堆运行工况一致；启动稳压器(8)对一回路系统进行升压，直到反应堆压力容器(1)与原型核反应堆一致；

步骤二、启动蒸汽发生器(3)主给水丧失的ATWS事故模拟信号，其中一台蒸汽发生器(3)的主给水丧失，此时，整个一回路系统的冷却剂平均温度上升，流体受热膨胀，压力开始上升；

步骤三、当稳压器(8)压力达到安全值时，非能动注硼箱(6)注入管线上的快开阀(7)开启，浓硼以非能动方式注入一回路系统的冷却剂中；

步骤四、浓硼随着一回路系统的冷却剂注入到反应堆压力容器(1)中，经反应堆压力容器(1)的下降环腔和下封头进入堆芯；

步骤五、根据硼酸浓度计算燃料棒的发热功率，根据计算的发热功率控制电加热元件棒(9)的发热功率与燃料棒相同；

步骤六、持续监测稳压器压力，如果一回路系统的流体温度以及压力下降，认为非能动自动化学停堆系统可以保护安全；如果一回路系统的流体温度和压力仍然呈上升趋势，则认为非能动自动化学停堆系统无法满足保护反应堆的要求。

6.根据权利要求5所述的一种非能动自动化学停堆的测试方法，其特征在于，所述非能动注硼箱(6)往一回路系统中注入硼酸，堆芯内的硼酸探测器(10)对进入到堆芯内各通道的硼酸浓度进行实时准确测量，测量的结果反馈至加热元件控制系统，根据测量及计算结果调节各个电加热元件棒(9)的加热功率。