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船用壓水堆運行安全分析方法

文檔作者：陳玉清蔡琦趙新文文檔來源：海軍工程大學(xué)船舶與動力學(xué)院		點擊數(shù)：	更新時間： 2021年03月09日
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第33卷第1期
2011年1月
艦船科學(xué)技術(shù)
SHIP SC!ENCE AND TECHNOLOGY
V01．33，No．1
Jan．，2011
船用壓水堆運行安全分析方法
陳玉清，蔡琦，趙新文
(海軍工程大學(xué)船舶與動力學(xué)院，湖北武漢430033)
摘要： 通過對船用壓水堆設(shè)計安全限值和運行限值的保守性分析。給出開展運行安全研究的理論依據(jù)．提
出以概率論和確定論相結(jié)合的聯(lián)合模擬分析方法進行船用壓水堆運行安全研究，并以一束控制棒失控抽出事故為例
進行了實例分析。結(jié)果表明，所提出運行安全分析方法可以準(zhǔn)確描述船用壓水堆事故后的動態(tài)響應(yīng)圖景，開展運行
安全研究可以為船用壓水堆事故時的應(yīng)急處置提供依報。
關(guān)鍵詞：船用壓水堆；運行安全；模擬分析
中圖分類號：TL364 文獻標(biāo)識碼：A
文章編號： 1672—7649(2011)Ol一0078一04 DoI：10．3404／j．issn．1672—7649．2011．01．016
Research on operation safety analyzing method of marine PWR
CHEN Yu-qing，CAI Qi，ZHAO Xin-wen
(College of Naval Architecture and Power，Naval University of Engineering，Wuhan 430033，China)
Abstract：The theoretical foundation on carrying out the marine PWR operating safety analysis is
given in this paper through analysis on the conservativeness of designed safety limits and operating limits．
The analyzing method by combining the determinate and probabilistie risk assessment is put forward．The
accident of one bundle control rod uncontrolled draw is adopted as an example which indicates that the
dynamic process after accident can be correctly described by using the analyzing method given in this paper．
Therefore through operating safety analysis，theoretical foundation can be found for the emergency
disposition．
Key words： marine reactor；operating safety；simulation method
0 引言
近年來，隨著核反應(yīng)堆瞬態(tài)模擬分析程序精度的
提高和最佳估算方法的應(yīng)用‘1‘?，核電廠廣泛開展了
基于運行的安全問題研究。相對于保守的安全評價，
運行安全研究主要是以最佳估算分析方法為基礎(chǔ)，側(cè)
重于得到核動力系統(tǒng)瞬變下的真實響應(yīng)，用于指導(dǎo)核
反應(yīng)堆的運行和事故的應(yīng)急處置。目前，核電廠基于
運行安全研究的基本思想，通過采用更為精確的分析
程序?qū)朔磻?yīng)堆設(shè)計基準(zhǔn)事故重新進行分析評價，去
除早期因事故分析模型精度差而引入的保守裕量，在
確保安全的前提下提高了核電廠的運行限值，即反應(yīng)
堆的運行限制條件，取得了巨大的經(jīng)濟效益。
相對于核電廠，船用壓水堆運行安全研究¨1包
含更廣泛的內(nèi)容，因為船用堆運行工況經(jīng)常變換，同
時在異常工況下不允許輕易停堆(停堆可能危及船
體安全、進而威脅反應(yīng)堆安全)，異常情況下總希望
操縱員積極干預(yù)，確保堆芯安全的前提下維持一定的
功率水平，必要時可以切除部分保護參數(shù)突破反應(yīng)堆
的運行限值。因此，開展船用堆運行安全研究，深入
分析核動力系統(tǒng)在異常事故下的動態(tài)響應(yīng)過程及不
同干預(yù)措施下的事故后果，為制定事故最佳處置方案
提供依據(jù)，可以最大限度地挖掘裝置的運行潛力，提
高運行的靈活性，確保堆芯及船體的安全。
收稿日期：2010—03—26；修回日期：2010—06—21
作者簡介：陳玉清(1980一)，男，講師，主要從事船用核反應(yīng)堆安全分析教學(xué)研究工作。
萬方數(shù)據(jù)
第1期陳玉清，等：船用壓水堆運行安全分析方法·79·
1 運行安全研究的理論依據(jù)
相對于安全評審，開展船用壓水堆運行安全研究
具有重要的現(xiàn)實意義，但需要對堆芯設(shè)計安全準(zhǔn)則和
運行限值進行深入分析，找出早期因計算模型精度差
而引入的保守裕量，在確保反應(yīng)堆堆芯安全的前提下
降低反應(yīng)堆的運行限制條件。
1．1 設(shè)計安全限值的保守性分析
為了確保反應(yīng)堆安全，壓水堆設(shè)計時確定了如下
熱工安全設(shè)計準(zhǔn)則：①燃料芯塊中心溫度低于熔
點；②包殼表面不能出現(xiàn)沸騰危機；③堆芯不允許
出現(xiàn)整體飽和沸騰。大多數(shù)動力反應(yīng)堆所用二氧化
鈾陶瓷燃料的熔點是很高的，約為2 800℃，這個溫
度值會隨燃料輻照劑量的增加而減小。但燃料芯塊
溫度在正常運行工況下遠遠低于其熔點，一般在堆芯
燃料元件裸露時傳熱惡化才可能導(dǎo)致超過其熔點，損
壞反應(yīng)堆。壓水堆正常運行工況下，元件包殼的溫度
也遠低于其熔點，但在事故條件下當(dāng)包殼外表面某點
的熱流密度達到臨界熱流密度時，在燃料元件表畫會
形成一層蒸汽膜，換熱系數(shù)將急劇下降。在這一點
處，包殼溫度將劇烈上升好幾百度并導(dǎo)致包殼燒毀。
因此常用堆j占包殼外表面的臨界熱流密度與實際熱
流密度的比值，即燒毀比DNBR作為包殼安全與否
的判別參數(shù)，考慮到分析誤差，常將堆芯最小DNBR
大于1．3作為熱工設(shè)計準(zhǔn)則之一?，F(xiàn)代壓水堆設(shè)計
允許堆芯平均通道出現(xiàn)欠熱沸騰，熱通道出口存在飽
和沸騰，但正常運行時不允許堆芯發(fā)生整體飽和沸
騰，即要求反應(yīng)堆運行冷卻劑溫度低于運行壓力下的
飽和溫度，反應(yīng)堆出口保持一定的過冷度。
為了確保堆芯設(shè)計安全，考慮到材料安全限值的
不確定性，安全管理當(dāng)局在確定安全評審驗收準(zhǔn)則時
常留有一定的安全裕度。早期設(shè)計單位在設(shè)計反應(yīng)
堆時，受分析手段的限制，計算也存在較大的不確定
性，為了確保設(shè)計安全并滿足安全評審的要求，設(shè)計
時還常采用保守分析方法并留有一定的安全評審裕
度，各種安全限值的關(guān)系如圖l所示。近年來隨著分
析計算手段的改進，設(shè)計分析精度的提高，完全可以
去除早期閃事故分析模刪精度差而引入的保守裕最，
提高設(shè)計安全限值上限，降低反應(yīng)堆的運行限制條
件，增強運行的靈活性。
I．2運行限值的保守性分析
堆芯熱工安全設(shè)計準(zhǔn)則給出了明確的堆芯安全
限值．但這些安全限值通常無法直接進行監(jiān)測，只能
定
位
圖1堆芯安全限值關(guān)系圖
Fig．1 The relation among reactor safety limits
根據(jù)其他相關(guān)參數(shù)來判定堆芯的安全特征，并將這些
安全相關(guān)參數(shù)設(shè)為監(jiān)控保護參數(shù)，依此設(shè)計核反應(yīng)堆
保護系統(tǒng)。當(dāng)這些參數(shù)達到保護系統(tǒng)動作的整定值
時，將觸發(fā)保護系統(tǒng)動作，對反應(yīng)堆實施保護，這些保
護參數(shù)的整定值也稱為反應(yīng)堆的運行限值?？紤]到
一定的測量誤差和保護動作的延時效應(yīng)，在確定運行
限值時通常也留有一定的保守裕最，如為了確保堆芯
不出現(xiàn)整體沸騰，目前船用壓水堆要求堆芯冷卻劑出
口溫度與運行壓力下的飽和溫度之差至少大于
35℃。即反應(yīng)堆出口過冷度至少為35℃。但從理論
上講，只要保證出口過冷度大于0℃就可以保證冷卻
劑不會發(fā)生體積沸騰，此項要求主要是從堆芯安全出
發(fā)，留有較大的安全裕量。同時由于部分安全限值影
響岡素的復(fù)雜性，為了確保安全限值不被突破，在設(shè)
置核動力系統(tǒng)運行保護參數(shù)時需要對多個運行參數(shù)
作出限制。如為預(yù)防堆芯內(nèi)最小DNBR的突破限制
需要通過對堆芯冷卻劑流量、運行壓力、核功率、堆芯
內(nèi)功率分布等多個參數(shù)進行限制，這些參數(shù)中的一個
突破保護定值時可能還不足以導(dǎo)致沸騰危機的發(fā)生。
但從保守設(shè)計的角度出發(fā)，反應(yīng)堆運行時當(dāng)這些參數(shù)
中的任一參數(shù)突破運行限值，都會觸發(fā)保護系統(tǒng)動
作，導(dǎo)致停堆或超功率反插，以避免危及堆芯的安全。
從上述分析可知，設(shè)計過程中為了強調(diào)保護系統(tǒng)
的有效性，運行限值的選取也具有一定的保守性，留
有較大的安全裕鼉。如果通過運行安全研究，充分掌
握不同運行工況下堆芯的安全裕最值，緊急條件下。
操縱員就可以選擇切除部分保護參數(shù)，突破運行限值
犧牲反應(yīng)堆一定的安全裕最以換取事故的處置時間。
2運行安全研究的基本方法
開展船用壓水堆異常運行工況下運行安傘研究，
提供應(yīng)急操作的處置依據(jù)，不但要求提供裝置在異常
萬方數(shù)據(jù)
·80· 艦船科學(xué)技術(shù)第33卷
情況下主要安全特征參數(shù)的精確響應(yīng)，還需要提供不
同干預(yù)措施下裝置的動態(tài)響應(yīng)圖景。為了完成上述
目的，本文提出以確定論和概率論分析相結(jié)合方法進
行船用壓水堆運行安全研究，其主要過程包括：
1)采用機理和邏輯2種模型描述系統(tǒng)
完整地描述系統(tǒng)的事故特性，包括系統(tǒng)組成部分
的隨機特性和系統(tǒng)邏輯關(guān)系，把二者分開考慮，則可
以同時采用機理和邏輯2種模型。前者研究故障演
變和后果，后者搜索導(dǎo)致系統(tǒng)故障的事件組合。本質(zhì)
上事故分析是對一個特定的設(shè)計進行的，因此采用機
理模型解決系統(tǒng)的設(shè)計特異問題；而通過邏輯模型解
決系統(tǒng)的時間特異問題。所構(gòu)成的模型為：
Y=A·X。
式中：y為系統(tǒng)輸出m個元素的向量，表征系統(tǒng)狀態(tài)
與功能，據(jù)此可以產(chǎn)生系統(tǒng)成功準(zhǔn)則或故障判據(jù)；x
為系統(tǒng)輸入n個元素的向量，表征有限時間(在此時
間內(nèi)，系統(tǒng)動態(tài)結(jié)構(gòu)不發(fā)生變化，與系統(tǒng)過程離散點
相對應(yīng))內(nèi)各組成單元的狀態(tài)與特性，隱含在相應(yīng)剖
面下系統(tǒng)的使用規(guī)范、使用條件與外界作用；A為系
統(tǒng)狀茶單元邏輯關(guān)系矩陣，礬×廳，實際上就是機理
模型。
2)建立模擬分析平臺，描述系統(tǒng)事故下的響應(yīng)
特性
系統(tǒng)模擬是分析核動力系統(tǒng)事故響應(yīng)的有效途
徑，采用系統(tǒng)模擬描述運行機理，能表征核動力系統(tǒng)
事故響應(yīng)的特點。由于核動力裝置物理原理、結(jié)構(gòu)功
用及控制系統(tǒng)的復(fù)雜性，其瞬態(tài)事件包含了非常復(fù)雜
的相互作用，系統(tǒng)參數(shù)的變化涉及到系統(tǒng)所有相關(guān)部
分；另外，系統(tǒng)的響應(yīng)序列也反映了由控制或安全保
護系統(tǒng)動作所引起的離散事件對過程的影響。在這
種高度交互的環(huán)境中，一個綜合的事故分析必須包括
有系統(tǒng)動力學(xué)、操縱員行為和安全系統(tǒng)的特性，相應(yīng)
的模型化方法必定是建立在模擬分析基礎(chǔ)上，因此運
行安全研究需要建立完整的模擬分析平臺。
3)構(gòu)造事故序列響應(yīng)模型，演繹潛在的系統(tǒng)演
變過程
核動力系統(tǒng)事故情況下的動態(tài)響應(yīng)過程，跟反應(yīng)
堆運行狀態(tài)、事故特征相關(guān)，同時還受安全相關(guān)系統(tǒng)
的動態(tài)響應(yīng)過程和人員干預(yù)的影響，這些影響因素相
互耦合會使結(jié)果更加復(fù)雜，為了準(zhǔn)確描述事故響應(yīng)圖
景，需要借助概率論方法中的事故序列分析技術(shù)，建
立事故后不同干預(yù)措施下的響應(yīng)圖景及可能后果，為
事故應(yīng)急處置提供依據(jù)。
3 應(yīng)用實例分析
針對船用壓水堆，采用所構(gòu)建的核動力系統(tǒng)模擬
分析平臺，模擬分析了功率運行期間發(fā)生一束控制棒
失控抽出事故，實例展示運行安全研究的基本方法。
船用核反應(yīng)堆發(fā)生一束控制棒失控抽出事故，將導(dǎo)致
堆芯功率、溫度、壓力升高，同時還會造成比較大的功
率畸變，事故瞬態(tài)過程中會出現(xiàn)較小的DNBR，堆芯
可能發(fā)生偏離泡核沸騰，造成部分燃料元件燒毀。根
據(jù)事故后主要安全相關(guān)系統(tǒng)狀態(tài)和人員干預(yù)情況，其
事故響應(yīng)序列如圖2所示。
圖2一束控制棒失控抽出事故事件樹
Fig．2 The event tree of one bundle control rod uncontrolled
draw accident
采用運行安全分析平臺對圖2中事故序列①一
③進行了模擬分析。反應(yīng)堆歸一化核功率、燃料芯塊
最高溫度、堆芯熱點因子、最小燒毀比隨時間的響應(yīng)
如圖3一圖6所示。從結(jié)果可以看出，對于事故序列
①ABD，由于功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)投入自動運行狀態(tài)，一束
控制棒失控抽出將導(dǎo)致調(diào)節(jié)棒不斷下插，瞬變過程中
反應(yīng)堆功率、燃料芯塊最高溫度不會發(fā)生較大變化，
保護系統(tǒng)不動作，但堆芯功率分布畸變因子增加會導(dǎo)
致最小燒毀比突破安全限制條件(最小燒毀比不小
于1．3)，危及堆芯安全；對于②ABD，由于調(diào)節(jié)棒組
不自動跟蹤功率的變化，隨著控制棒的不斷抽出，反
應(yīng)堆功率會不斷提高將觸發(fā)功率高保護系統(tǒng)動作，控
制棒反插，最后觸發(fā)反應(yīng)堆出口超溫保護停堆，燃料
胥
智
娶蛙
l
娶
時問，l
圖3歸一化功率變化曲線
Fig．3 Normalized nuclear power variety curve
萬方數(shù)據(jù)
第1期陳玉清，等：船用壓水堆運行安全分析方法·81·
善螽蛹
懈
■
世
1R
霹
蟹
圖4燃料芯塊最高溫度變化曲線
Fig．4 Max-temperature variety curve of fuel
圖5堆芯熱點因子變化曲線
Fig．5 Reactor hot spot factor variety curve
芯塊最高溫度低于安全限值，但隨著功率的提升和堆
芯功率分布畸變因子的加大將導(dǎo)致最小燒毀比低于
安全限值，危及堆芯安全；對于③ABC，由于事故發(fā)
生后及時降低了二回路負荷，反應(yīng)堆的功率隨之下
降，堆芯畸變因子雖然逐漸增加，但仍能在不停堆情
況確保堆芯安全。
圖6最小燒毀比變化曲線
Fig．6 Reactor min·DNBR variety curve
4 結(jié)語
本文根據(jù)船用壓水堆的特點，提出了開展運行安
全研究的理論依據(jù)和基本方法。運行安全研究可以根
據(jù)核動力系統(tǒng)發(fā)生事故時的運行狀態(tài)、事故特征及人
員的干預(yù)情況，給出裝置的響應(yīng)特性。模擬分析結(jié)果
與事故序列分析結(jié)果可以相互印證，建立事故后的動
態(tài)響應(yīng)場景，為操縱員事故后的應(yīng)急處置提供依據(jù)。
參考文獻：
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2002。39(9)：972—985．
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應(yīng)用[J]．海軍工程大學(xué)學(xué)報，2002。14(6)：71—76．
俄羅斯最后一艘“德爾塔”．Ⅳ級核潛艇完成升級改裝
據(jù)俄羅斯海軍網(wǎng)報道。最后一艘667BDRM項目“德爾塔”·Ⅳ級K-407“新莫斯科夫斯克”號彈道導(dǎo)彈棱潛艇經(jīng)過中
期大修和現(xiàn)代化改裝，日前在螢韋蕾多奇卡船廠下水。該潛艇于2007年4月開始維修。計劃于2012年重新進入海軍
服投。
經(jīng)過升級。誼潛艇的聲隱身性能、損譬和棱安全性及探洲敵方潛艇等性能都有大幡提高?？偣灿?00多套系統(tǒng)進
行了現(xiàn)代化改蓑．其中包括導(dǎo)彈武器系統(tǒng)。該艇裝備的是B·29RMU2“輕舟”潛射彈道導(dǎo)彈。
“新莫斯科夫斯克”號飯潛艇隸屬于俄羅斯北方艦隊第三戰(zhàn)略潛艇部隊。這是在螢韋螢多奇卡船廠升級改造的第
6艘“德爾塔”．Ⅳ級校．謦艇。曩新的一艘潛艇于2010年1月底重新進入俄羅斯海軍服役。在“新莫斯科夫斯克”號棱
潛艇交付之后．全部667BDRM項目潛艇的改裝工作將完成。
667BDRM潛艇長167 m．寬12 m．排水量為19 000 t，誼級潛艇能在水下400 m潛航，曩大航速24 kn．裝備16枚彈
道導(dǎo)彈。
[于浩]
萬方數(shù)據(jù)

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