中国实验快堆失去厂外电后单台主泵停运的一回路瞬态特性分析

任丽霞,王 晋,胡文军

中国实验快堆失去厂外电后单台主泵停运的一回路瞬态特性分析

任丽霞,王 晋,胡文军

(中国原子能科学研究院快堆工程部,北京102413)

失去厂外电源是在中国实验快堆(CEFR)运行寿期内可能多次发生的预计运行事件。本文基于自主研发的系统瞬态分析程序FASYS分析了CEFR失去厂外电源后单台主泵停运的事件,并将事件过程中的关键参数与试验结果进行了对比。通过试验和模拟分析,得到了中国实验快堆失去厂外电源后单台主泵停运的一回路瞬态特性。

中国实验快堆;失去厂外电;FASYS

1 引言

失去厂外电源是在中国实验快堆(CEFR)运行寿期内可能多次发生的预计运行事件。失去厂外电源事件发生后,“失去厂外电”紧急停堆保护信号触发反应堆紧急停堆,一、二回路主循环泵和三回路给水泵失去正常供电自然惰转,两路应急柴油发电机启动分别带载两台一回路主循环泵使其保持在低转速运行,二回路主循环泵和三回路给水泵停运,事故余热排出系统触发投入工作工况以排出事故后余热。本文主要讨论在中国实验快堆发生失去厂外电源事件,假设出现一路应急柴油发电机无法带载的单一故障,应用快堆系统分析程序FASYS研究这种意外事件下的CEFR一回路瞬态特性,并将分析结果与相关的试验结果进行比较,有助于更为深入地理解和验证CEFR丧失主热传输系统热阱的不对称停堆工况下的一回路瞬态特性,可以为CEFR的安全运行提供支持。

2 中国实验快堆一回路设计特征

CEFR是一座钠冷池式快堆,主热传输系统由Na-Na-水、蒸汽三回路组成。一回路主冷却系统有两个并联的环路。每个环路有一台钠循环泵、两台中间热交换器和两条压力管道,它们均布置在反应堆主容器中,成为一体化池型结构。在主钠池内,一回路主冷却系统分为两类流道系统:一类为冷却堆芯的主冷却流道系统;另一类为冷却反应堆主容器、一回路钠循环泵支承和堆内电离室设备构件等辅助流道。冷却堆芯的主冷却流道的流程为:钠循环泵从主钠池的冷钠腔吸钠,经一回路压力管道将钠送入栅板联箱,冷却燃料组件后流出堆芯进入热钠腔。热钠从中间热交换器上方进口经管间向下流动,从下部出口流入冷钠腔,然后由冷钠腔被吸入泵进口。CEFR主要的设计参数如表1所示。

表1 CEFR的主要设计参数Table1 Main design features of CEFR

续表

3 FASYS模型介绍

3.1 程序介绍

FASYS程序是中国原子能科学研究院自主开发的一款钠冷池式快堆系统分析程序。FASYS程序的主要计算模块有:回路热工水力模块、堆芯分析模块和反应堆控制调节系统模块。FASYS程序中的主要计算模型有:一维管道模型、泵模型、中间热交换器模型、钠池模型、点堆动力学模型、反应性反馈模型和多通道的堆芯热工水力模型等。FASYS程序对CEFR的超功率事故、失流事故等进行过事故分析,将其计算结果与俄罗斯快堆系统分析程序DINROS程序计算结果进行了对比,均符合较好,说明了FASYS程序的合理性及分析瞬态的能力。

3.2 节点划分

采用FASYS程序对CEFR主热传输系统进行了建模,事故余热排出系统采用边界条件进行模拟,同时模拟了部分控制调节系统和反应堆保护系统。图2是FASYS中对CEFR一回路的节点划分情况。

为了更好地模拟CEFR一回路的瞬态情况,一回路模型中共划分了29个控制体;

为了更好地模拟不对称工况,分别模拟了两个独立冷池;

堆芯模型共有7个平均通道,包括4个燃料组件通道、1个反射层组件通道、1个控制棒组件通道和1个其他组件通道。

图1 CEFR一回路节点划分Fig.1 CEFR nodalisation of primary circuit

4 事件分析及验证

4.1 试验描述

中国实验快堆在发生失去厂外电后,一台一回路主泵停运的事件具有如表2所示的进程。在模拟计算时,反应堆从0时刻开始停堆,所有泵开始惰转,事故余热排出系统风门打开,由事故余热排出系统排出余热。二回路泵自然惰转到转速为0后,二回路还有一部分自然循环流量。一回路一环路主泵自然惰转到转速为0,一回路、二环路主泵自然惰转到转速为150 r/min后保持在这个转速。

表2 CEFR失去厂外电进程Table2 Process of loss of off-site power of CEFR

考虑到中国实验快堆目前的进度情况,本文采用40%功率来进行中国实验快堆失去厂外电后单台主泵停运的一回路瞬态特性分析。

4.2 结果和分析

采用FASYS程序对试验开始后3 600 s内的瞬态进行计算分析。其中,为了对一回路进行更好的模拟,将试验数据中的二回路流量和中间热交换器二次侧进口温度作为程序计算的输入条件。

图2对比了堆芯功率的试验值和计算值,可以看出计算值和试验值符合较好。约800 s后堆芯功率变得很小,相对功率约为0.02%。由于功率测点精度有限,800 s之后功率试验值几乎不变,而功率计算值持续变小,符合实际情况。

图3对比了主泵转速的试验值和计算值。约40 s后二回路主泵惰转到150 r/min并一直维持,约80 s后一回路主泵转速惰转到0。可以看出主泵转速计算值与试验值符合较好。

图4对比了主泵流量计支路的流量的试验值与计算值。主泵流量计支路是一条与主泵并联的流道,当主泵正常工作时,其流量可以作为推算主泵流量的依据。可以看出,主泵流量计支路的流量的计算值与试验值符合较好。

图2 堆芯功率Fig.2 Core power(0～3 600 s)

图3 一回路泵速Fig.3 Primary pump speed

图4 泵旁通流量计流量Fig.4 Flow rate of primary pump by-pass flow meter

CEFR堆为池式结构,堆内并没有可以直接测量堆芯流量和中间热交换器流量的手段。图5展示了堆芯流量、一回路中间热交换器一次侧流量、二回路中间热交换器一次侧流量的计算值。可以看出,50 s之后流量已基本稳定,堆芯流量约为43 kg/s,一回路中间热交换器一次侧流量约为25 kg/s、二回路中间热交换器一次侧有反流,流量约为－3 kg/s。

图5 中间热交换器和堆芯流量Fig.5 Flow rate of core and IHX

图6 对比了堆芯进口温度和堆芯出口温度的试验值和计算值。可以看出堆芯进口温度计算值与试验值符合良好。由于堆芯出口温度测点位于堆芯出口上方约500 mm处的热池中,受到测点附近热池钠的影响,在堆芯流量较低的情况下,该温度测点难以准确反映真实的堆芯出口温度。可以看出,在2 000 s之前堆芯出口温度的计算值比试验值偏小。随着热池温度的下降,堆芯出口温度测点值与计算值趋于一致。

图6 堆芯进/出口钠温Fig.6 Core inlet/outlet sodium temperature

图7 一回路中间热交换器一次侧进/出口温度Fig.7 The inlet/outlet sodium temperature at the primary side of IHX in Loop 1

图7 分别对比了一回路和二回路中间热交换器一次侧进出口温度的试验值和计算值。由图5展示的中间热交换器一次侧流量计算值可以看出,约50 s之后一回路中间热交换器一次侧流量值为负。分析图7中计算值可以看出,50 s左右在一回路中间热交换器一次侧流量从正值变成负值过程中,其入口处钠温计算值很快上升后又持续下降,100 s之后入口处钠温计算值低于出口处钠温计算值。分析图7中试验值可以看出,同样在50 s左右时一回路中间热交换器一次侧入口钠温开始下降,但下降趋势明显比计算值缓和。通过以上对图5、图7的分析,可以看出50 s之后一回路确实存在反向流量,而50 s之后一回路中间热交换器一次侧入口钠温试验值比计算值下降缓慢的原因可能是该反向流量很小,入口处钠温测点同时受到热池中热钠和反向流动的钠的影响。从图8可以看出二回路中间热交换器一次侧进出口温度的计算值和试验值符合较好。

图8 二回路中间热交换器一次侧进/出口温度Fig.8 The inlet/outlet sodium temperature at the primary side of IHX in Loop 2

图9 DHRS中间回路的钠流量Fig.9 The sodium flow rate of intermediate circuit of DHRS

图9 和图10分别展示了独立热交换器二次侧进出口钠温和事故余热排出系统中间回路钠流量的试验值。

图10 DHX二次侧进/出口钠温Fig.10 The inlet/outlet sodium temperature at the secondary side of DHX(0～3 600 s)

图11 展示了堆芯出口钠温的试验值。可以看出约2 000 s之后,堆芯出口钠温持续下降,说明事故余热排出系统可以排出堆芯余热。

图11 堆芯出口钠温Fig.11 Sodium temperature at core outlet

5 结论

本文采用中国原子能科学研究院自主开发的钠冷池式快堆系统分析程序FASYS程序研究了CEFR失去厂外电源后单台主泵停运的一回路瞬态特性,并跟相关试验结果进行了对比分析,基于分析结果和试验对比,对于CEFR丧失主热传输系统热阱的不对称停堆工况下的一回路瞬态特性可以得出如下初步认识:

1)在CEFR中,当一回路一台主循环泵停止工作,另一台主循环泵在低转速下工作时,有一股很小的反向流量经过停止工作的主循环泵;

2)在丧失主热传输系统热阱的不对称停堆工况下,堆芯余热可以通过事故余热排出系统的最终热阱——空气排出。

国原子能科学研究院,2008.

[2］ Wang Jin,Zhang Donghui,Hu Wenjun,et al.A Study and Development of Primary Circuit Simulation Code for China Experimental Fast Reactor[C］．International Conference on Nuclear Engineering Chengdu,China, Jnly 29-August2-2013．

[3］ 王晋．钠冷池式快堆系统分析程序研发[D］．北京:中国原子能科学研究院,2014.

[1］ 田和春,等.中国实验快堆安全分析报告[R］．北京:中

Study for CEFR Primary Circuit Transient Performance in Case of One Primary Pump Trip during Loss of Off-site Power

REN Li-xia,WANG Jin,HU Wen-jun

(China Institute of Atomic Energy,Beijing 102413,China)

Loss of off-site power test is one of anticipated operational occurrences of China Experimental Fast Reactor.In the paper,the transient was simulated and analysed by FASYS code,which was developed by ourselves,and comparison between the test and theoretic results was carried out.The paper illustrated the transient performance of CEFR primary circuit in case of primary pump trip during loss of off-site power.

fast reactor;loss of off-site power;FASYS

TL364

A

0258-0918(2016)01-0035-07

2015-07-21

任丽霞(1978—),女,山西运城人,副研究员,反应堆工程专业