2-2-4反应堆热工水力设计.ppt

第2章 反应堆（热工水力设计） 4 反应堆热工水力设计 反应堆堆芯热工水力设计的任务是提供一组与堆芯功率分布相一致的热传输参数，使之满足设计准则并能充分地导出堆芯热量。因此，热工水力设计应确定： 1.反应堆热工水力特性参数； 2.反应堆额定运行点； 3.为保护系统设计所确定的反应堆运行图； 4.预期瞬态的堆芯热工水力状态。 表2.2-39列出了秦山第二核电厂和大亚湾核电站反应堆的有关热工水力特性参数。 图2.2-53给出了秦山第二核电厂反应堆冷却剂温度与功率的关系。 4.1 设计基准4.1.1 设计准则 提供足够的与堆芯发热分布相适应的输热能力，使得由反应堆冷却剂系统或安注系统带走的热量能确保满足下述性能和安全准则的要求。 1.在正常运行和运行瞬态（工况Ⅰ）或由中等频率事故引起的任何瞬态（工况Ⅱ）中，预计不出现燃料破损。然而,不能排除很少量燃料棒的破损，但这些破损不应超出电厂放射性废物净化系统的处理能力，并符合电厂的设计依据。 2.工况Ⅲ仅有小份额的燃料棒破损。虽然可能发生燃料棒破损，反应堆又不能立即恢复运行,但仍能使反应堆返回安全停堆状态，并能顺利排出堆芯余热。 3.在发生工况Ⅳ所引起的瞬态时，反应堆仍能返回安全停堆状态，并维持次临界；仍具有可接受的传热几何形状和排出堆芯余热的能力。 4.1.2 偏离泡核沸腾（DNB）的设计基准 工况Ⅰ和工况Ⅱ时，燃料棒不发生DNB的概率在95%的置信水平上至少为95%。 这个基准要求满足：对于WRB-1关系式，当燃料棒为新燃料时, 燃料棒的最小DNBR的限值为1.17。棒弯曲的影响需计入DNBR的亏损。4.1.3 燃料温度的设计基准  在I、II类工况下，堆芯具有峰值线功率密度的燃料棒不导致UO2达到熔化温度的概率在95%置信水平上至少为95%。未辐照过的UO2熔化温度为2800℃，燃耗每增加10000 MW?d/tU，其值降低32℃。为了防止中心熔化，并作为超功率系统整定值的基准,设计计算的燃料棒中心温度不得超过2590?C。保守地规定在最大超功率事故(工况II)下，堆芯热点处的最大线功率密度必须小于590 W/cm 。 4.1.4 堆芯流量的设计基准 设计必须保证正常运行工况下，堆芯燃料棒和需冷却的其他构件能得到充分冷却；保证在事故工况下有足够多的冷却剂排出堆芯余热。为此，堆芯热工水力设计应采用热工水力设计流量(最小流量)。堆芯总旁流流量要有一个最大的设计限值，以保证燃料棒的冷却，秦山第二核电厂和大亚湾核电站该设计限值为6.5%。堆芯旁流量包括导向管冷却流量、上封头冷却流量、堆芯围板和吊篮间的旁流、外围空隙旁流及压力容器出口管嘴的泄漏等。4.1.5 水力学稳定性的设计基准 在I、II类工况下，不会导致堆芯水力学不稳定。 4.1.6 其它考虑 除上述设计基准外，反应堆热工水力设计还必须遵守与其有关的电厂系统或部件的安全设计限值，如主冷却剂系统压力限值、堆运行的物理限值等。 这里应着重指出的是堆运行的物理限值，它通过设置超温?T保护通道来保护堆芯在I、II类工况下不发生偏离泡核沸腾。 超温?T保护系统是根据一定的保护函数进行在线保护。这个保护函数是通过对DNB事件敏感的堆芯轴向和径向功率分布研究分析确定的。而堆芯运行控制模式是堆芯功率分布的决定因素。 4.2 堆芯热工水力设计4.2.1临界热流密度关系式 棒包壳表面的温度超过冷却剂的饱和温度，形成泡核沸腾，局部流动状况恶化，棒表面被汽膜所覆盖，传热恶化使棒表面温度急剧上升，产生所谓DNB。 发生DNB时，由于很高的棒表面温度将导致氧化作用和锆-水反应而使包壳破损，甚至造成包壳材料熔化。 发生DNB时的表面热流密度称为临界热流密度。临界热流密度关系式是预计堆芯局部位置发生DNB时热流密度值（即临界热流密度值）的工具，有了这个值才能预计出该位置的DNBR值。 临界热流密度关系式是由实验结果整理出来的经验关系式。 1. WRB-1关系式 WRB-1关系式是美国西屋公司由“R”格架和“L”格架实验数据整理发展而来的，这些试验是在纽约哥伦比亚大学的高压水回路上完成的。为确定AFA型燃料组件DNB特性，法国原子能委员会（CEA）利用格勒诺布尔OMEGA回路进行了一系列试验。试验结果证明WRB-1关系式可以应用于法国的AFA型定位格架。WRB-1关系式： 2. 偏离泡核沸腾比(DNBR)定义 DNBR为非均匀加热临界热流密度与局部热流密度之比。 3.DNBR设计限值