[發明專利]一種反應堆冷超壓穩壓器安全閥閾值計算方法

有效

• 申請號: 201911059320.3
• 申請日: 2019-11-01
• 公開（公告）號: CN110826217B
• 公開（公告）日: 2021-08-13
• 發明（設計）人: 王明軍;梁禹;秋穗正;田文喜;蘇光輝
• 申請（專利權）人: 西安交通大學
• 主分類號: G06F30/20
• 分類號: G06F30/20;G21C15/12;G06F119/14;G06F111/10
• 代理公司: 西安智大知識產權代理事務所 61215
• 代理人: 何會俠

一種反應堆冷超壓穩壓器安全閥閾值計算方法，主要步驟如下：1、利用核反應堆熱工水力系統分析程序建立熱工水力模型；2、通過反應堆標準運行工況驗證模型可靠性；若不可靠，則返回步驟1，重新調整模型；3、確定反應堆允許運行壓力范圍；4、設置冷超壓瞬態工況并假定一個閥門初始啟閉值；5、判斷反應堆壓力容器最危險部位并獲得該部位瞬態P?T曲線；6、不斷調節閥門啟閉壓力，將瞬態P?T曲線與步驟3中反應堆允許運行壓力范圍對比，直至找到閥門最大關閉壓力和最小開啟壓力，獲得合理的閥門閾值；本發明提供了一種冷超壓閥門閾值計算方法，全面考慮了冷超壓事故下各種關鍵因素的影響，更加保守有效地計算閥門閾值，為反應堆安全設計提供依據。

技術領域

本發明涉及核反應堆設計計算領域，具體涉及一種反應堆冷超壓穩壓器安全閥閾值計算方法。

背景技術

壓力容器作為一回路最大的部件，可能伴有一些臨界尺寸的裂紋，這種裂紋在低溫下一旦處于足夠大的壓力或者受到較大的沖擊力就會發生脆性斷裂。當壓力容器產生破口就不再能夠給堆芯提供充足的冷卻劑進行冷卻，最終導致燃料元件損壞甚至發生堆芯熔化事故，后果不堪設想。因此這個問題影響著所有核電站的設計和運行。

反應堆正常停堆時一回路的冷卻降壓過程分為兩個階段，第一階段：穩壓器處于汽水兩相階段，壓力通過穩壓器調節；第二階段：穩壓器處于單相水實體階段，壓力由化容系統的泄壓閥來調節。在第二階段余熱排出系統已經投入運行，如果在單相水實體狀態下一回路發生了質量或者能量引入事件將會導致一回路壓力迅速上升，即發生了低溫超壓現象，正常情況下余熱排出系統的泄壓閥起跳提供冷態的超壓保護。倘若此時余熱排出系統泄壓閥不起作用，發生事故隔離或者誤隔離，壓力容器就有可能發生脆斷從而引起冷超壓事故。

針對國內現役壓水堆，學者們僅對余熱排出系統泄壓閥的低溫超壓保護能力進行過分析，鑒于國內大部分壓水堆并沒有考慮到余熱排出系統泄壓閥被隔離的情況，在役核電站仍存在發生冷超壓事故的潛在危險。目前，為解決上述問題，現有方案都是通過穩壓器安全閥提供超壓保護。為了保守有效地確定穩壓器安全閥在冷超壓工況下的閾值，有必要提出一種冷超壓閥門閾值計算方法。

發明內容

本發明要解決的技術問題在于，針對現有技術反應堆冷超壓閥門閾值計算方法較為缺乏，國內電站在冷超壓這一領域存在一定空白，無法正確得到穩壓器安全閥在低溫工況下的整定值，影響反應堆安全。為了克服上述現有技術存在的問題，本發明提供了一種冷超壓閥門閾值計算方法，全面考慮了冷超壓事故下各種關鍵因素的影響，從而更加保守準確有效地計算穩壓器安全閥閾值，為反應堆安全設計提供依據。

為了實現上述目的，本發明采取了以下技術方案予以實施：

一種反應堆冷超壓穩壓器安全閥閾值計算方法，步驟如下：

步驟1：獲取冷超壓事故所涉及的反應堆一回路系統及其相關輔助系統初始參數和邊界條件，劃分控制體并制作節點圖，利用核反應堆熱工水力系統分析程序建立反應堆熱工水力計算模型；

步驟2：通過反應堆標準運行穩態及瞬態工況驗證所述反應堆熱工水力模型是否滿足計算精度，穩態工況下，各主要系統或設備中工質的主參數以及主要控制對象的參數誤差不超過2％，瞬態工況誤差不超過5％；若不滿足，則返回步驟1，重新檢查初始參數和邊界條件的設置，調整計算模型；

步驟3：為了判斷冷超壓事故瞬態中反應堆是否滿足超壓保護的要求，需要給定反應堆允許的運行壓力范圍，所述允許的運行壓力范圍包括壓力上限和壓力下限兩個部分；

步驟4：冷超壓事故分為兩類，包括質量引入瞬態和能量引入瞬態，為了使計算的結果足夠保守，所述兩種瞬態的初始條件和始發事件均為最極端的情況，即極限質量引入瞬態和能量引入瞬態，分別設置所述極限質量引入瞬態和能量引入瞬態的初始工況、始發事件和事故序列，并假定一個穩壓器安全閥初始啟閉壓力設定值，開展核反應堆熱工水力系統分析程序瞬態計算；