核电站辅助给水系统设计VIP免费

©1994-2010ChinaAcademicJournalElectronicPublishingHouse.Allrightsreserved.http://www.cnki.net核动力工程NuclearPowerEngineering第19卷1998第3期年6月Vol.19.No.3Jun.1998核电站辅助给水系统设计阚强生黄灿华(上海核工程研究设计院,200233)摘要介绍了300MW核电站典型辅助给水系统的优化设计,提出了系统在功能、工况限制、容量和水源等方面的总体设计要求,就秦山核电站工程一期设计过程中辅助给水系统设计的不足及改进内容进行了论述,对恰希玛项目辅助给水系统主要参数的选择进行了计算分析。关键词核电站辅助给水系统优化设计1概述辅助给水系统作为主给水系统的备用,向蒸汽发生器二次侧供应给水,是核电站十分重要的安全系统。该系统的主要特点是:在电站正常启动和停堆过程中可代替主给水系统传递一回路热量;在电站事故工况下,作为安全设施之一,为反应堆建立起二次热阱,导出堆芯衰变热,并将主回路系统冷却到余热排出可以投运或更低的温度水平。随着人们对严重事故认识的不断深入,辅助给水系统作为事故缓解设施,是保障核电安全的重要手段,其设计也已成为核电站安全评审的主要内容之一,因此对系统优化改进设计的探讨也具有十分重要的意义。2辅助给水系统的设计要求根据国内外核电设计的有关标准和规范,结合我国自行设计的秦山300MW核电站和恰希玛两座核电站辅助给水系统设计经验,300MW电站辅助给水系统设计主要具有下列要求:2.1功能要求辅助给水系统的功能应侧重于事故应急处理能力,作为辅助功能的正常启停堆给水不应干扰和影响其主要功能,即确保电站在事故工况下,考虑系统内部发生一个极端单一能动或被动故障,并假设伴随着失电(包括失去全厂交流电源)和卡棒的影响,辅助给水应在规定的时间(1分钟)向蒸汽发生器提供足够流量的给水,去除堆芯全部停堆后衰变热,维持电站零功率热备用工况至少4h决策时间及随后不小于4h的冷却时间。因此,辅助给水系统的设计应为安全三级、抗震SSE和质量等级C组。2.2工况限制要求辅助给水系统的设计不但要求对电站设计基准事故(DBA)作出迅速反应,同时在超设计基准事故时也应有能力最大限度地提供堆芯冷却,减少堆芯熔化概率。根据文献[1]和[2]的1997年10月6日收到初稿,1997年12月2日收到修改稿。©1994-2010ChinaAcademicJournalElectronicPublishingHouse.Allrightsreserved.http://www.cnki.net阚强生等:核电站辅助给水系统设计209要求,辅助给水系统设计时,需考虑的DBA工况有:丧失主给水伴随厂外电有(Ⅱ)类;丧失主给水伴随厂外电丧失(Ⅱ类);主给水管道断裂(Ⅳ类);主蒸汽管道破裂(Ⅳ类);失水事故(Ⅳ类,包括蒸汽发生器传热管破裂事故)。另外一系列超DBA工况也逐步引入辅助给水系统的设计,如主控制室撤离;全厂丧失交流电源和严重事故等。针对DBAⅡ类工况,辅助给水系统必须能够迅速建立起二次热阱,维持主回路的自然循环,其触发信号必须考虑到主给水丧失后的现象,如蒸汽发生器低液位、主给水泵脱扣等。另外辅助给水系统必须考虑有应急电源的支持。对于DBAⅣ类工况,特别是主给水管道破裂和蒸汽发生器传热管破裂事件,辅助给水系统既要满足向完好的蒸汽发生器供应额定流量的给水(对一回路进行降温降压),又要有能力在三十分钟之内隔离破损回路的辅助给水,终止破管处给水的流失,以及防止蒸汽发生器的满溢。对于超设计基准事件,辅助给水系统必须考虑动力源、水源、启动信号源的多样性和多重性,依靠二回路的充排水运行,建立起事故后长期冷却的手段。2.3系统容量要求辅助给水系统的设计流量在不同的事故条件下有最大和最小流量的制约,即应具有一个最佳流量范围。根据文献[3],辅助给水的最小流量指任何事故或瞬态下,为维持电站热备用和冷却所需的最低蒸汽发生器给水量,为此,必须考虑下列因素的影响:①主给水管破裂后,手动隔离破损回路前30分钟内破口流失水量;②失电或单一故障造成的辅助给水系统流量的失效;③辅助给水最高设计温度、蒸汽发生器安全阀最低整定压力工况下的给水量;④带出堆芯最大功率下的停堆衰变热、全部冷却剂系统(包括冷却剂及金属结构)的热容量和全部主泵运行的发热量;⑤辅助给水泵再循环流量、蒸汽发生器最小初始水装量以及辅助给水延迟时间对给...