CN110826217B - 一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法 - Google Patents

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Abstract

一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法，主要步骤如下：1、利用核反应堆热工水力系统分析程序建立热工水力模型；2、通过反应堆标准运行工况验证模型可靠性；若不可靠，则返回步骤1，重新调整模型；3、确定反应堆允许运行压力范围；4、设置冷超压瞬态工况并假定一个阀门初始启闭值；5、判断反应堆压力容器最危险部位并获得该部位瞬态P‑T曲线；6、不断调节阀门启闭压力，将瞬态P‑T曲线与步骤3中反应堆允许运行压力范围对比，直至找到阀门最大关闭压力和最小开启压力，获得合理的阀门阈值；本发明提供了一种冷超压阀门阈值计算方法，全面考虑了冷超压事故下各种关键因素的影响，更加保守有效地计算阀门阈值，为反应堆安全设计提供依据。

Description

一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法
技术领域
本发明涉及核反应堆设计计算领域，具体涉及一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法。
背景技术
压力容器作为一回路最大的部件，可能伴有一些临界尺寸的裂纹，这种裂纹在低温下一旦处于足够大的压力或者受到较大的冲击力就会发生脆性断裂。当压力容器产生破口就不再能够给堆芯提供充足的冷却剂进行冷却，最终导致燃料元件损坏甚至发生堆芯熔化事故，后果不堪设想。因此这个问题影响着所有核电站的设计和运行。
反应堆正常停堆时一回路的冷却降压过程分为两个阶段，第一阶段：稳压器处于汽水两相阶段，压力通过稳压器调节；第二阶段：稳压器处于单相水实体阶段，压力由化容系统的泄压阀来调节。在第二阶段余热排出系统已经投入运行，如果在单相水实体状态下一回路发生了质量或者能量引入事件将会导致一回路压力迅速上升，即发生了低温超压现象，正常情况下余热排出系统的泄压阀起跳提供冷态的超压保护。倘若此时余热排出系统泄压阀不起作用，发生事故隔离或者误隔离，压力容器就有可能发生脆断从而引起冷超压事故。
针对国内现役压水堆，学者们仅对余热排出系统泄压阀的低温超压保护能力进行过分析，鉴于国内大部分压水堆并没有考虑到余热排出系统泄压阀被隔离的情况，在役核电站仍存在发生冷超压事故的潜在危险。目前，为解决上述问题，现有方案都是通过稳压器安全阀提供超压保护。为了保守有效地确定稳压器安全阀在冷超压工况下的阈值，有必要提出一种冷超压阀门阈值计算方法。
发明内容
本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术反应堆冷超压阀门阈值计算方法较为缺乏，国内电站在冷超压这一领域存在一定空白，无法正确得到稳压器安全阀在低温工况下的整定值，影响反应堆安全。为了克服上述现有技术存在的问题，本发明提供了一种冷超压阀门阈值计算方法，全面考虑了冷超压事故下各种关键因素的影响，从而更加保守准确有效地计算稳压器安全阀阈值，为反应堆安全设计提供依据。
为了实现上述目的，本发明采取了以下技术方案予以实施：
一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法，步骤如下：
步骤1：获取冷超压事故所涉及的反应堆一回路系统及其相关辅助系统初始参数和边界条件，划分控制体并制作节点图，利用核反应堆热工水力系统分析程序建立反应堆热工水力计算模型；
步骤2：通过反应堆标准运行稳态及瞬态工况验证所述反应堆热工水力模型是否满足计算精度，稳态工况下，各主要系统或设备中工质的主参数以及主要控制对象的参数误差不超过2％，瞬态工况误差不超过5％；若不满足，则返回步骤1，重新检查初始参数和边界条件的设置，调整计算模型；
步骤3：为了判断冷超压事故瞬态中反应堆是否满足超压保护的要求，需要给定反应堆允许的运行压力范围，所述允许的运行压力范围包括压力上限和压力下限两个部分；
步骤4：冷超压事故分为两类，包括质量引入瞬态和能量引入瞬态，为了使计算的结果足够保守，所述两种瞬态的初始条件和始发事件均为最极端的情况，即极限质量引入瞬态和能量引入瞬态，分别设置所述极限质量引入瞬态和能量引入瞬态的初始工况、始发事件和事故序列，并假定一个稳压器安全阀初始启闭压力设定值，开展核反应堆热工水力系统分析程序瞬态计算；
步骤5：通过核反应堆热工水力系统分析程序瞬态计算结果，找出反应堆压力容器最容易发生脆断的部位，即瞬态过程中温度最低压力最高的部位；通过核反应堆热工水力系统分析程序输出该部位瞬态压力和温度随时间变化的曲线，并将这两条曲线整合成事故瞬态P-T曲线；
步骤6：将所述事故瞬态P-T曲线与步骤3中反应堆允许的运行压力范围对比；首先确定安全阀最大关闭压力值，将事故瞬态P-T曲线与压力上限对比，若其高于或远低于压力上限，重新设置安全阀关闭压力，并返回步骤5，直至找到一个合适的关闭压力使得事故瞬态P-T曲线无限接近并低于压力上限，且整个P-T曲线位于允许的运行压力范围内，记录该最大关闭压力值；其次确定安全阀最小开启压力值，将事故瞬态P-T曲线与压力下限对比，若其低于或远高于压力下限，重新设置阀门开启压力，并返回步骤5，直至找到一个合适的开启压力使得事故瞬态P-T曲线无限接近并高于压力下限，且整个P-T曲线位于允许的运行压力范围内，记录该最小开启压力值；所述最大关闭压力值和最小开启压力值即为冷超压情况下稳压器安全阀阈值。
所述反应堆一回路系统为冷却剂系统，相关辅助系统包括化学与容积控制系统，安全注入系统，余热排出系统三个部分。
所述反应堆热工水力计算模型需通过网格无关性验证，即在现有网格划分基础上增加网格量不再影响计算结果。
所述压力上限包括反应堆实际有效运行堆年下的压力容器P-T稳态曲线和稳压器安全阀管道力学极限；所述压力容器P-T稳态曲线用于防止压力容器发生脆性断裂；所述安全阀管道力学极限用于保证冷超压情况下管道上的负载不会影响阀门相关管道和阀门接头的完整性。
所述压力下限为主泵运行最低压力限制线，用于防止一号轴封的动环与静环接触损坏发生过量泄漏。
所述压力上限和压力下限之间的范围小，无论如何改变安全阀设定值，反应堆允许的运行压力范围不能完全包含事故瞬态P-T曲线，该情况则优先和压力上限对比，确定阀门最大关闭压力值即可。
和现有技术相比较，本发明具备如下优点：
本发明的计算方法能对核反应堆冷超压事故下的安全阀阈值进行判断，并结合极端事故工况和影响超压保护的关键参数对反应堆压力容器、阀门管道的结构完整性进行分析，过程严谨方便易行，从而更加全面、保守、准确有效地计算冷超压稳压器泄压阀阈值，为反应堆的安全设计提供依据。
附图说明
图1是反应堆冷超压阀门阈值计算方法的流程图。
图2是反应堆允许的运行压力范围示意图。
具体实施方式
下面结合附图具体实施方式对本发明方法作进一步详细说明：
如图1所示，本发明提供了一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法，包括如下步骤：
步骤1：对冷超压事故进行分析，获取冷超压事故所涉及的反应堆一回路系统及其相关辅助系统初始参数和边界条件，划分控制体并制作节点图，利用核反应堆热工水力系统分析程序(例如：RELAP5、CATHARE、TRACE等)建立反应堆热工水力计算模型；
步骤2：通过反应堆标准运行稳态及瞬态工况验证所述反应堆热工水力模型是否满足计算精度，稳态工况下，各主要系统或设备中工质的主参数以及主要控制对象的参数误差不超过2％，瞬态工况误差不超过5％；若不满足，则返回步骤1，重新检查初始参数和边界条件的设置，调整计算模型。为反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算奠定基础；
步骤3：为了判断冷超压事故瞬态中反应堆是否满足超压保护的要求，需要给定反应堆允许的运行压力范围，所述允许的运行压力范围包括压力上限和压力下限两个部分。图2为反应堆允许的运行压力范围示意图，其中压力容器P-T曲线和安全阀管道限值为压力上限，主泵限值为压力下限，阴影区域为反应堆允许的运行范围。
步骤4：冷超压事故分为两类，包括质量引入瞬态和能量引入瞬态，为了使计算的结果足够保守，所述两种瞬态的初始条件和始发事件均为最极端的情况，即极限质量引入瞬态和能量引入瞬态，分别设置所述极限质量引入瞬态和能量引入瞬态的初始工况、始发事件和事故序列，并假定一个稳压器安全阀初始启闭压力设定值，开展核反应堆热工水力系统分析程序瞬态计算；
步骤5：通过核反应堆热工水力系统分析程序瞬态计算结果，找出反应堆压力容器最容易发生脆断的部位，即瞬态过程中温度最低压力最高的部位；通过核反应堆热工水力系统分析程序输出该部位瞬态压力和温度随时间变化的曲线，并将这两条曲线整合成事故瞬态P-T曲线，之后计算的主要关注对象均是该部位；
步骤6：将所述事故瞬态P-T曲线与步骤3中反应堆允许的运行压力范围对比；首先确定安全阀最大关闭压力值，将事故瞬态P-T曲线与压力上限对比，若其高于或远低于压力上限，重新设置安全阀关闭压力，并返回步骤5得到新的最容易发生脆断部位的事故瞬态P-T曲线，直至找到一个合适的关闭压力使得事故瞬态P-T曲线无限接近并低于压力上限，且整个P-T曲线位于允许的运行压力范围内，记录该最大关闭压力值；其次确定安全阀最小开启压力值，将事故瞬态P-T曲线与压力下限对比，若其低于或远高于压力下限，重新设置阀门开启压力，并返回步骤5得到新的最容易发生脆断部位的事故瞬态P-T曲线，直至找到一个合适的开启压力使得事故瞬态P-T曲线无限接近并高于压力下限，且整个P-T曲线位于允许的运行压力范围内，记录该最小开启压力值；所述最大关闭压力值和最小开启压力值即为冷超压情况下稳压器安全阀阈值。
所述反应堆一回路系统为冷却剂系统，相关辅助系统包括化学与容积控制系统，安全注入系统，余热排出系统三个部分。
所述反应堆热工水力计算模型需通过网格无关性验证，即在现有网格划分基础上增加网格量不再影响计算结果。
所述压力上限包括反应堆实际有效运行堆年下的压力容器P-T稳态曲线和稳压器安全阀管道力学极限；所述压力容器P-T稳态曲线用于防止压力容器发生脆性断裂；所述安全阀管道力学极限用于保证冷超压情况下管道上的负载不会影响阀门相关管道和阀门接头的完整性。
所述压力下限为主泵运行最低压力限制线，用于防止一号轴封的动环与静环接触损坏发生过量泄漏。
所述压力上限和压力下限之间的范围小，无论如何改变安全阀设定值，反应堆允许的运行压力范围不能完全包含事故瞬态P-T曲线，该情况则优先和压力上限对比，确定阀门最大关闭压力值即可。
本发明基于成熟的核反应堆热工水力系统分析程序为反应堆冷超压阀门阈值选取提供完整计算思路，可方便灵活地针对各种类型压水堆进行冷超压保护设计，通过假设极端工况采用反复迭代的方法得到更加安全保守的阀门阈值计算结果，可用于优化压水反应堆系统的低温超压保护。
以上内容仅用来说明本发明，不能认定本发明的具体实施方式仅限于此，对于本技术领域中的普通技术人员来说，只要在本发明的实质精神范围之内，对以上所述实施例的变化和变型都应当视为在本发明的权利要求书范围内。

Claims (6)

1.一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法，其特征在于步骤如下：
步骤1：获取冷超压事故所涉及的反应堆一回路系统及其相关辅助系统初始参数和边界条件，划分控制体并制作节点图，利用核反应堆热工水力系统分析程序建立反应堆热工水力计算模型；
步骤2：通过反应堆标准运行稳态及瞬态工况验证所述反应堆热工水力模型是否满足计算精度，稳态工况下，各主要系统或设备中工质的主参数以及主要控制对象的参数误差不超过2％，瞬态工况误差不超过5％；若不满足，则返回步骤1，重新检查初始参数和边界条件的设置，调整计算模型；
步骤3：为了判断冷超压事故瞬态中反应堆是否满足超压保护的要求，需要给定反应堆允许的运行压力范围，所述允许的运行压力范围包括压力上限和压力下限两个部分；
步骤4：冷超压事故分为两类，包括质量引入瞬态和能量引入瞬态，为了使计算的结果足够保守，所述两种瞬态的初始条件和始发事件均为最极端的情况，即极限质量引入瞬态和能量引入瞬态，分别设置所述极限质量引入瞬态和能量引入瞬态的初始工况、始发事件和事故序列，并假定一个稳压器安全阀初始启闭压力设定值，开展核反应堆热工水力系统分析程序瞬态计算；
步骤5：通过核反应堆热工水力系统分析程序瞬态计算结果，找出反应堆压力容器最容易发生脆断的部位，即瞬态过程中温度最低压力最高的部位；通过核反应堆热工水力系统分析程序输出该部位瞬态压力和温度随时间变化的曲线，并将这两条曲线整合成事故瞬态P-T曲线；
步骤6：将所述事故瞬态P-T曲线与步骤3中反应堆允许的运行压力范围对比；首先确定安全阀最大关闭压力值，将事故瞬态P-T曲线与压力上限对比，若其高于或远低于压力上限，重新设置安全阀关闭压力，并返回步骤5，直至找到一个合适的关闭压力使得事故瞬态P-T曲线无限接近并低于压力上限，且整个P-T曲线位于允许的运行压力范围内，记录该最大关闭压力值；其次确定安全阀最小开启压力值，将事故瞬态P-T曲线与压力下限对比，若其低于或远高于压力下限，重新设置阀门开启压力，并返回步骤5，直至找到一个合适的开启压力使得事故瞬态P-T曲线无限接近并高于压力下限，且整个P-T曲线位于允许的运行压力范围内，记录该最小开启压力值；所述最大关闭压力值和最小开启压力值即为冷超压情况下稳压器安全阀阈值。
2.根据权利要求1所述的一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法，其特征在于：所述反应堆一回路系统为冷却剂系统，相关辅助系统包括化学与容积控制系统，安全注入系统，余热排出系统三个部分。
3.根据权利要求1所述的一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法，其特征在于：所述反应堆热工水力计算模型需通过网格无关性验证，即在现有网格划分基础上增加网格量不再影响计算结果。
4.根据权利要求1所述的反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法，其特征在于：所述压力上限包括反应堆实际有效运行堆年下的压力容器P-T稳态曲线和稳压器安全阀管道力学极限；所述压力容器P-T稳态曲线用于防止压力容器发生脆性断裂；所述安全阀管道力学极限用于保证冷超压情况下管道上的负载不会影响阀门相关管道和阀门接头的完整性。
5.根据权利要求1所述的一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法，其特征在于：所述压力下限为主泵运行最低压力限制线，用于防止一号轴封的动环与静环接触损坏发生过量泄漏。
6.根据权利要求1所述的一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法，其特征在于：所述压力上限和压力下限之间的范围小，无论如何改变安全阀设定值，反应堆允许的运行压力范围不能完全包含事故瞬态P-T曲线，该情况则优先和压力上限对比，确定阀门最大关闭压力值即可。
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