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压水堆核电厂自然循环几个问题的定性讨论

2018-10-27 15:02:24 来源:网络

3)蒸汽发生器二次侧冷却能力过强的问题

其实在上两节中已经从原理上对此问题作了分析,二次侧的冷却能力过强会影响传热管内上升段和下降段冷却剂的平均密度差,但不会影响整个一回路的上升段(热段)和下降段(冷段)中冷却剂的密度差。从点源模型来分析,自然循环能力强弱,也就是自然循环驱动压头的大小,只与两个因素有关:一是热阱与热源相对位置即高度差,二是热段(上升段)与冷段(下降段)内冷却剂的密度差。而对冷却剂在热源内的详细吸热升温过程以及冷却剂在热阱(蒸汽发生器传热管)中的放热降温过程是不考虑的。也就是说冷却剂在堆芯内哪一段吸热多哪一段吸热少,以及在传热管中哪一段放热多,哪一段放热少是不考虑的。只要知道冷却剂经堆芯吸热后,温度升高了,密度减小了;而经过蒸汽发生器被二次侧冷却下来,从传热管出来的冷却剂温度降低了,密度增加了。只要维持着上升段和下降段冷却剂的密度差,加之上节已叙热阱和热源之间的高度差是确定的,这两个因素都存在,则维持自然循环流动的驱动压头就存在,自然循环也就不会中断了。再之,从定性逻辑上分析,二次侧的冷却能力越强,会使经蒸汽发生器传热管出来的冷却剂温度降得更低,密度增加得更大,从而使自然循环流动的驱动压头增加,反而更增强了自然循环的能力,更不可能使自然循环中断了。自然,我们讨论的二次侧冷却能力过强,也是在压水堆电厂实际所达到冷却能力而言的,比如大气释放阀开,加之辅助给水的低温给水的二次侧冷却能力过强情况。

4)蒸汽发生器二次侧冷却能力过强会使反应堆顶盖下出现蒸汽聚积,进而使自然循环中断吗?笔者对此观点是持质疑态度的。从逻辑上分析,二次侧冷却能力过强,首先是使经蒸汽发生器的冷却剂温度降得更多,继而引起一回路平均温度下降,导致一回路压力下降,饱和温度下降。因为是平均温度和一回路压力都在下降,原来回路冷却剂是有一定过冷度的,特别是紧急停堆后,经主泵惰转带走大量热量,堆功率已降至10%FP以下,一回路平均温度下降较多,由于稳压器的作用,回路压力下降并不显著,此时的过冷度更大。此后再两者都同时下降,一回路冷却剂的过冷度并不会有明显的改变。所以在回路中的冷却剂不会达到饱和温度,自然也不会产生蒸汽在顶盖下积累而形成蒸汽空间,更不会因此而导致自然循环中断。笔者认为,在自然循环初期最有可能(只是可能,而不是一定)产生蒸汽的地方有两处:一是堆芯个别热通道内,尽管已经停堆了,功率已经很低了,某些燃料元件表面热通量还相当大,当压力降低时饱和温度降低,这些表面可能产生泡核沸腾,但这些蒸汽泡上升遇到过冷的冷却剂时便会泯灭,如同高功率运行的情况一样,由个别热通道产生的蒸汽泡,上升到堆芯出口会与过冷水混合而湮灭,到压力容器出口时都是过冷水了。这些汽泡也绝不会上升到压力容器顶盖下形成蒸汽空间。二是稳压器内处于饱和状态的水,当一回路压力下降时,这部分水就可能蒸发为蒸汽,原有饱和蒸汽成为过热蒸汽,新增加的蒸汽和原有蒸汽就会要求占驻更大蒸汽空间,达不到更大空间时便会使压力增加,从而阻止压力下降使回路压力达到新的稳定的压力(稳压器的压力变化的缓和效应)。可以认为,这部分蒸汽也绝不会进到压力容器顶盖下形成蒸汽空间,只会填补因平均温度下降而体积收缩的汽空间。
   

5)在全厂失电而进入自然循环时,可能有两种情况发生会使自然循环中断,但导致自然循环中断的原因,均不是因为二次侧冷却能力过强而引起的:

情况一:二次侧的冷却能力不足,堆芯的热量不能被二次侧全部带走,引起二次侧传热管出口的冷却剂温度逐步上升,导致上升段(热段)和下降段(冷段)温度差逐渐减小,也就是密度差逐渐减小,自然循环的驱动压头也就逐渐减小,直至为零,自然循环也就中断了。作为极端情况,二次侧补水接继不上,使二次侧排空,热阱丧失,一次侧的热量完全排不出去,导致上升段的水未经任何冷却降温而进入下降段,上升段与下降段的冷却剂无密度差,自然循环无驱动压头,自然循环很快就中断了。这种情况引发的后果是严重的,反应堆的剩余热量引起冷却剂不断升温,体积不断增加,压力不断升高。当超过稳压器安全阀开启值时,不断地以高温蒸汽排向卸压箱,使一回路水装量不断地减小,最终将会导致堆芯裸露而引发高压熔堆。这种极端严重事故就是压水堆版的福岛事故。

因此在发生全厂失电事故时,不是担心二次侧冷却能力过强,而是必须防止二次侧冷却能力不足,以免自然循环中断导致更严重事故发生。

情况二:全厂失电后进入自然循环阶段时,又发生了一回路失水,例如主泵轴封水丧失而冷却剂从轴封处泄漏。此时一回路压力下降很快而冷却剂的平均温度几乎没有降低,局部高温的冷却剂达到饱和温度蒸发变成蒸汽弥补漏失的空间。水位不断下降,压力也不断下降,大部分冷却剂达到当时压力下的饱和温度,当水位下降至压力容器顶盖时,顶盖下开始积汽,形成所谓双稳压器效应。当水位下降至主管道上管口以下时,所有高于上管口的冷却剂特别是蒸汽发生器传热管内的,都因重力回流,既无进传热管的也无出传热管的冷却剂,自然循环也就中断了。此情况下,只有蒸汽进入传热管冷凝后再回流到上管口以下的冷却剂内,也就是所谓回流冷凝的传热方式将堆芯热量传给二回路。

此情况下若冷却剂仍在不断泄漏,压力仍在不断下降,假如赶在水位下降到堆芯裸露之前,压力已降到中压安注箱注入整定值(一般在42.5bar)以下,安注箱开始注入,这样就可为保护反应堆的安全争取到很多时间了。由于本人对于事故后期的发展及处理措施没有研究,且已不在本文所讨论的自然循环问题的范围内,也就不再继续讨论下去了。当发生全厂失电时不仅保证和维持蒸汽发生器二次侧有较强的冷却能力外,尽快启动LLS系统,保证轴封处一回路冷却剂不泄漏同样是十分重要的。

6)实际上,当我们在处理全厂失电事故,依靠自然循环导出反应堆的剩余热量保护反应堆安全时,是有意地强化二次侧的冷却能力,而不是限制二次侧的冷却能力。强化二次侧冷却能力的措施有二:一是当蒸汽发生器二次侧蒸汽压力过大,让大气释放阀开启,以蒸汽形式将一次侧的热量排向大气。我们知道,蒸汽流量增加对降低一回路冷却剂的温度是十分有效的。但是,开启大气释放阀是有风险的,特别是开启后的大气释放阀因故障不回座,就近乎于主蒸汽管道破裂,造成一回路快速降温,其风险不是造成自然循环中断,而是一回路快速降温引入较大的正反应性,特别是在寿期末,其正反应性的引入可能使停堆后的堆芯重返临界,造成反应性事故。二是向蒸汽发生器二次侧补充低温给水。当全厂失电时,首先汽动泵(或柴油机泵)自动启动,将辅助给水箱(有的厂称为应急给水箱)的水注入蒸汽发生器。我们知道,由主给水泵经高压加热器(一般都有两级)来的给水,水温高达220℃以上,而由辅助给水箱来的给水是30℃—40℃,大大低于主给水的温度,这样可以最大限度地增强二次侧的冷却能力,更快地将经蒸汽发生器的一回路冷却剂温度降下来,加大上升段和下降段的温度差,从而更加增强自然循环的驱动力,但这冷水会给蒸汽发生器带来很大的热冲击。这两种方法的综合应用,就能够使一回路上升段与下降段冷却剂的密度差达到更大,从而使自然循环的驱动压头更高,使自然循环能力更强。

笔者认为,明确对这一问题的认识是重要的。万一当全厂失电事故发生时,运行人员会自觉地执行操作规程,大胆地采取增强二次侧冷却能力一切措施,增强自然循环的能力,确保反应堆处于安全状态。

2.4自然循环流量与反应堆功率成正比,与回路系统的总阻力成反比吗?

回答“压水堆一回路系统的稳态自然循环流量主要与哪些热工参数有关?”的问题时,各核电厂编制的复习题相应的答案中,有代表性的是:“压水堆稳态自然循环流量主要与堆功率成正比,与蒸汽发生器和堆芯之间的高度差成正比,与回路系统的总阻力成反比。”笔者认为,这样的答案是值得商榷的:

1)与蒸汽发生器和堆芯之间的高度差成正比。这里应确切地说是热阱与热源之间的高度差,而不是两大设备之间的高度差。当核电厂的设备和系统建成之后,如前面所叙,该高度差是确定的也是无法改变的,也就无所谓成正比或成反比了。除非是在新设计一回路设备和系统时,对自然循环能力要考虑到热源和热阱之间的高度差。即使如此自然循环流量也不是和高度差成正比。只能是其高度差越大,自然循环流量越大。

2)稳态自然循环流量与反应堆功率之间的关系。我们知道稳态下反应堆功率可以表示为

 

从表达式中可以看出,稳态的自然循环时,增加反应堆功率,同时会改变冷却剂进出口温差和流量,而前者是第一位的,居于主动因素。进出口温差的增加,相应的热段(上升段)和冷段(下降段)冷却剂的密度差也将增大,导致自然循环的驱动压头增加,促使冷却剂流动速度(流量)也就增加。也就是说反应堆热功率的增加,分配到进出口温差的增加及回路内自然循环流量的增加。因此,简单地将稳态自然循环流量与反应堆功率的关系说成是正比的关系是不合适的。

[责任编辑:中国电力工业网]
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