重力注硼系统压力响应特性实验的研究.pdfVIP

t力注硼系统压力响应特性实验研究 重力注硼系统压力响应特性实验研究 高琅琅姜胜耀张佑杰博金海马昌文 (清华大学核能技术设计研究院) 清华大学能科楼107室，邮编：100084 电话：(010-381 cnnet Email：gaolang@ht．roI MW低温核供热堆重力注硼系统热工水力学验证实验。从注硼系统的热工 I摘要】本文主要介绍200 水力特性出发，给出丁模拟相似准则，保证了模拟实验系统与反应堆系统有相同或相似的热工过程。 实验主要研究丁冷态及热态条件下系统初始压力、汽相和液相管道阻力特性、汽相和液相联通方式及 时间、反应堆与注硼罐上空腔体积比对两罐汽空间压力平衡时间和注硼响应时间的影响。实验结果表 明．在完垒模拟实际系统上空腔体积比的情况下，热态压力平衡时间较冷态时稍长．约为3s．注硼 响应时间约为6s，上述各参数对响应特性影响都不大．故可证实该系统是可以实现安全停堆的。增 加注硼罐上空腔体积后．各参数对压力平衡时间的影响较增加前有所不同，并将在后续实验中进一步 深入研究。 【关键词】重力驱动注硼非能动安全 1 引言 在各种非能动安全系统中，重力驱动注入系统十分重要，对它的研究、开发、应用也较多， 并正被下一代安全性更高的核电站所普遍采用。目前各国就“注硼”及“容积控制”方面，特别 是压水堆中注硼系统的非能动化还未进行全面研究。 MW低温核供热堆是世界上首例成功的以提供民用热及工 清华大学核研院研制设计的200 业热为目的的新一代安全反应堆。其安全性及实用性体现在低温低压、低功率密度、一体化设 计、自然循环冷却方式、平稳负荷跟随特性、多重回路设计和良好的失水响应特性等各个方面。 在反应堆事故工况下，当控制棒系统不能安全停堆时．为了能够安全、可靠、及时地实现紧 急停堆，在200MW低温核供热堆的设计中提出了重力注硼系统这一新的概念。作为一个专设 安全设施．该系统依靠重力作为动力源，不需要其他外来动力，不仅具有非能动的安全特性，而 且省去r应急电源和备用电源(备用泵或高压气瓶)，使得系统结构简单，安全性及可靠性提高， 并节省了投资．完全符合国际下一代安全核电站的发展趋势。 该系统在世界范围内将是首次使用，没有成熟的设计、计算和运行经验。根据反应堆系统特 有的安全要求．在使用新系统前，应在堆外对其进行热工水力学模拟实验研究。此研究不仅对验 证重力注硼停堆系统设计的可靠性．而且对该系统的优化设计，对保证和提高大庆200MW低 温堆的安全性及经济性都具有重大意义。 210 全国反应堆热工流体会议文集1999 200 目前。在清华大学核研院巳建成r MW核供热堆重力注硼模拟实验研究系统，并开始 了初步实验研究。实验对影响注硼系统压力响应特性．即反应堆与注硼罐汽空间压力平衡时间的 MW供热堆重力注硼系统的验证实验外，还将对该系统的 诸多因素进行了研究。除了完成200 热工水力特性，包括稳定性等问题进行更深一步的研究，以优化系统设计。 2系统结构及实验 2．1 实验系统 本实验系统是在200MW低温堆1：100 汽空间体积的基础上设计的。实验系统见图 2．1。该系统由两个耐压容器(分别模拟注 硼罐和反应堆压力容器)和连接它们的管 道。以及电磁阀、截止阀、孔板等构成。注 硼罐被放置在反应堆上方10m的高度上， 初始压力为常压，并与周围环境隔绝。当反 应堆需紧急停堆时，打开反应堆与注硼罐汽 相连接管上的阀门。反应堆汽空闻内的高压 蒸汽在压差的作用下快速流入注硼罐汽空 间．很快在两汽空间之同达到压力平衡。此 图21 200MW低温堆重力洼硼模拟系统原理图 时打开