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船用压水堆运行安全分析方法

文档作者：陈玉清蔡琦赵新文文档来源：海军工程大学船舶与动力学院		点击数：	更新时间： 2021年03月09日
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第33卷第1期
2011年1月
舰船科学技术
SHIP SC!ENCE AND TECHNOLOGY
V01．33，No．1
Jan．，2011
船用压水堆运行安全分析方法
陈玉清，蔡琦，赵新文
(海军工程大学船舶与动力学院，湖北武汉430033)
摘要： 通过对船用压水堆设计安全限值和运行限值的保守性分析。给出开展运行安全研究的理论依据．提
出以概率论和确定论相结合的联合模拟分析方法进行船用压水堆运行安全研究，并以一束控制棒失控抽出事故为例
进行了实例分析。结果表明，所提出运行安全分析方法可以准确描述船用压水堆事故后的动态响应图景，开展运行
安全研究可以为船用压水堆事故时的应急处置提供依报。
关键词：船用压水堆；运行安全；模拟分析
中图分类号：TL364 文献标识码：A
文章编号： 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
近年来，随着核反应堆瞬态模拟分析程序精度的
提高和最佳估算方法的应用‘1‘⋯，核电厂广泛开展了
基于运行的安全问题研究。相对于保守的安全评价，
运行安全研究主要是以最佳估算分析方法为基础，侧
重于得到核动力系统瞬变下的真实响应，用于指导核
反应堆的运行和事故的应急处置。目前，核电厂基于
运行安全研究的基本思想，通过采用更为精确的分析
程序对核反应堆设计基准事故重新进行分析评价，去
除早期因事故分析模型精度差而引入的保守裕量，在
确保安全的前提下提高了核电厂的运行限值，即反应
堆的运行限制条件，取得了巨大的经济效益。
相对于核电厂，船用压水堆运行安全研究¨1包
含更广泛的内容，因为船用堆运行工况经常变换，同
时在异常工况下不允许轻易停堆(停堆可能危及船
体安全、进而威胁反应堆安全)，异常情况下总希望
操纵员积极干预，确保堆芯安全的前提下维持一定的
功率水平，必要时可以切除部分保护参数突破反应堆
的运行限值。因此，开展船用堆运行安全研究，深入
分析核动力系统在异常事故下的动态响应过程及不
同干预措施下的事故后果，为制定事故最佳处置方案
提供依据，可以最大限度地挖掘装置的运行潜力，提
高运行的灵活性，确保堆芯及船体的安全。
收稿日期：2010—03—26；修回日期：2010—06—21
作者简介：陈玉清(1980一)，男，讲师，主要从事船用核反应堆安全分析教学研究工作。
万方数据
第1期陈玉清，等：船用压水堆运行安全分析方法·79·
1 运行安全研究的理论依据
相对于安全评审，开展船用压水堆运行安全研究
具有重要的现实意义，但需要对堆芯设计安全准则和
运行限值进行深入分析，找出早期因计算模型精度差
而引入的保守裕量，在确保反应堆堆芯安全的前提下
降低反应堆的运行限制条件。
1．1 设计安全限值的保守性分析
为了确保反应堆安全，压水堆设计时确定了如下
热工安全设计准则：①燃料芯块中心温度低于熔
点；②包壳表面不能出现沸腾危机；③堆芯不允许
出现整体饱和沸腾。大多数动力反应堆所用二氧化
铀陶瓷燃料的熔点是很高的，约为2 800℃，这个温
度值会随燃料辐照剂量的增加而减小。但燃料芯块
温度在正常运行工况下远远低于其熔点，一般在堆芯
燃料元件裸露时传热恶化才可能导致超过其熔点，损
坏反应堆。压水堆正常运行工况下，元件包壳的温度
也远低于其熔点，但在事故条件下当包壳外表面某点
的热流密度达到临界热流密度时，在燃料元件表画会
形成一层蒸汽膜，换热系数将急剧下降。在这一点
处，包壳温度将剧烈上升好几百度并导致包壳烧毁。
因此常用堆j占包壳外表面的临界热流密度与实际热
流密度的比值，即烧毁比DNBR作为包壳安全与否
的判别参数，考虑到分析误差，常将堆芯最小DNBR
大于1．3作为热工设计准则之一。现代压水堆设计
允许堆芯平均通道出现欠热沸腾，热通道出口存在饱
和沸腾，但正常运行时不允许堆芯发生整体饱和沸
腾，即要求反应堆运行冷却剂温度低于运行压力下的
饱和温度，反应堆出口保持一定的过冷度。
为了确保堆芯设计安全，考虑到材料安全限值的
不确定性，安全管理当局在确定安全评审验收准则时
常留有一定的安全裕度。早期设计单位在设计反应
堆时，受分析手段的限制，计算也存在较大的不确定
性，为了确保设计安全并满足安全评审的要求，设计
时还常采用保守分析方法并留有一定的安全评审裕
度，各种安全限值的关系如图l所示。近年来随着分
析计算手段的改进，设计分析精度的提高，完全可以
去除早期闪事故分析模删精度差而引入的保守裕最，
提高设计安全限值上限，降低反应堆的运行限制条
件，增强运行的灵活性。
I．2运行限值的保守性分析
堆芯热工安全设计准则给出了明确的堆芯安全
限值．但这些安全限值通常无法直接进行监测，只能
定
位
图1堆芯安全限值关系图
Fig．1 The relation among reactor safety limits
根据其他相关参数来判定堆芯的安全特征，并将这些
安全相关参数设为监控保护参数，依此设计核反应堆
保护系统。当这些参数达到保护系统动作的整定值
时，将触发保护系统动作，对反应堆实施保护，这些保
护参数的整定值也称为反应堆的运行限值。考虑到
一定的测量误差和保护动作的延时效应，在确定运行
限值时通常也留有一定的保守裕最，如为了确保堆芯
不出现整体沸腾，目前船用压水堆要求堆芯冷却剂出
口温度与运行压力下的饱和温度之差至少大于
35℃。即反应堆出口过冷度至少为35℃。但从理论
上讲，只要保证出口过冷度大于0℃就可以保证冷却
剂不会发生体积沸腾，此项要求主要是从堆芯安全出
发，留有较大的安全裕量。同时由于部分安全限值影
响冈素的复杂性，为了确保安全限值不被突破，在设
置核动力系统运行保护参数时需要对多个运行参数
作出限制。如为预防堆芯内最小DNBR的突破限制
需要通过对堆芯冷却剂流量、运行压力、核功率、堆芯
内功率分布等多个参数进行限制，这些参数中的一个
突破保护定值时可能还不足以导致沸腾危机的发生。
但从保守设计的角度出发，反应堆运行时当这些参数
中的任一参数突破运行限值，都会触发保护系统动
作，导致停堆或超功率反插，以避免危及堆芯的安全。
从上述分析可知，设计过程中为了强调保护系统
的有效性，运行限值的选取也具有一定的保守性，留
有较大的安全裕鼍。如果通过运行安全研究，充分掌
握不同运行工况下堆芯的安全裕最值，紧急条件下。
操纵员就可以选择切除部分保护参数，突破运行限值
牺牲反应堆一定的安全裕最以换取事故的处置时间。
2运行安全研究的基本方法
开展船用压水堆异常运行工况下运行安伞研究，
提供应急操作的处置依据，不但要求提供装置在异常
万方数据
·80· 舰船科学技术第33卷
情况下主要安全特征参数的精确响应，还需要提供不
同干预措施下装置的动态响应图景。为了完成上述
目的，本文提出以确定论和概率论分析相结合方法进
行船用压水堆运行安全研究，其主要过程包括：
1)采用机理和逻辑2种模型描述系统
完整地描述系统的事故特性，包括系统组成部分
的随机特性和系统逻辑关系，把二者分开考虑，则可
以同时采用机理和逻辑2种模型。前者研究故障演
变和后果，后者搜索导致系统故障的事件组合。本质
上事故分析是对一个特定的设计进行的，因此采用机
理模型解决系统的设计特异问题；而通过逻辑模型解
决系统的时间特异问题。所构成的模型为：
Y=A·X。
式中：y为系统输出m个元素的向量，表征系统状态
与功能，据此可以产生系统成功准则或故障判据；x
为系统输入n个元素的向量，表征有限时间(在此时
间内，系统动态结构不发生变化，与系统过程离散点
相对应)内各组成单元的状态与特性，隐含在相应剖
面下系统的使用规范、使用条件与外界作用；A为系
统状茶单元逻辑关系矩阵，矾×厅，实际上就是机理
模型。
2)建立模拟分析平台，描述系统事故下的响应
特性
系统模拟是分析核动力系统事故响应的有效途
径，采用系统模拟描述运行机理，能表征核动力系统
事故响应的特点。由于核动力装置物理原理、结构功
用及控制系统的复杂性，其瞬态事件包含了非常复杂
的相互作用，系统参数的变化涉及到系统所有相关部
分；另外，系统的响应序列也反映了由控制或安全保
护系统动作所引起的离散事件对过程的影响。在这
种高度交互的环境中，一个综合的事故分析必须包括
有系统动力学、操纵员行为和安全系统的特性，相应
的模型化方法必定是建立在模拟分析基础上，因此运
行安全研究需要建立完整的模拟分析平台。
3)构造事故序列响应模型，演绎潜在的系统演
变过程
核动力系统事故情况下的动态响应过程，跟反应
堆运行状态、事故特征相关，同时还受安全相关系统
的动态响应过程和人员干预的影响，这些影响因素相
互耦合会使结果更加复杂，为了准确描述事故响应图
景，需要借助概率论方法中的事故序列分析技术，建
立事故后不同干预措施下的响应图景及可能后果，为
事故应急处置提供依据。
3 应用实例分析
针对船用压水堆，采用所构建的核动力系统模拟
分析平台，模拟分析了功率运行期间发生一束控制棒
失控抽出事故，实例展示运行安全研究的基本方法。
船用核反应堆发生一束控制棒失控抽出事故，将导致
堆芯功率、温度、压力升高，同时还会造成比较大的功
率畸变，事故瞬态过程中会出现较小的DNBR，堆芯
可能发生偏离泡核沸腾，造成部分燃料元件烧毁。根
据事故后主要安全相关系统状态和人员干预情况，其
事故响应序列如图2所示。
图2一束控制棒失控抽出事故事件树
Fig．2 The event tree of one bundle control rod uncontrolled
draw accident
采用运行安全分析平台对图2中事故序列①一
③进行了模拟分析。反应堆归一化核功率、燃料芯块
最高温度、堆芯热点因子、最小烧毁比随时间的响应
如图3一图6所示。从结果可以看出，对于事故序列
①ABD，由于功率调节系统投入自动运行状态，一束
控制棒失控抽出将导致调节棒不断下插，瞬变过程中
反应堆功率、燃料芯块最高温度不会发生较大变化，
保护系统不动作，但堆芯功率分布畸变因子增加会导
致最小烧毁比突破安全限制条件(最小烧毁比不小
于1．3)，危及堆芯安全；对于②ABD，由于调节棒组
不自动跟踪功率的变化，随着控制棒的不断抽出，反
应堆功率会不断提高将触发功率高保护系统动作，控
制棒反插，最后触发反应堆出口超温保护停堆，燃料
胥
智
娶蛙
l
娶
时问，l
图3归一化功率变化曲线
Fig．3 Normalized nuclear power variety curve
万方数据
第1期陈玉清，等：船用压水堆运行安全分析方法·81·
善螽蛹
懈
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世
1R
霹
蟹
图4燃料芯块最高温度变化曲线
Fig．4 Max-temperature variety curve of fuel
图5堆芯热点因子变化曲线
Fig．5 Reactor hot spot factor variety curve
芯块最高温度低于安全限值，但随着功率的提升和堆
芯功率分布畸变因子的加大将导致最小烧毁比低于
安全限值，危及堆芯安全；对于③ABC，由于事故发
生后及时降低了二回路负荷，反应堆的功率随之下
降，堆芯畸变因子虽然逐渐增加，但仍能在不停堆情
况确保堆芯安全。
图6最小烧毁比变化曲线
Fig．6 Reactor min·DNBR variety curve
4 结语
本文根据船用压水堆的特点，提出了开展运行安
全研究的理论依据和基本方法。运行安全研究可以根
据核动力系统发生事故时的运行状态、事故特征及人
员的干预情况，给出装置的响应特性。模拟分析结果
与事故序列分析结果可以相互印证，建立事故后的动
态响应场景，为操纵员事故后的应急处置提供依据。
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俄罗斯最后一艘“德尔塔”．Ⅳ级核潜艇完成升级改装
据俄罗斯海军网报道。最后一艘667BDRM项目“德尔塔”·Ⅳ级K-407“新莫斯科夫斯克”号弹道导弹棱潜艇经过中
期大修和现代化改装，日前在萤韦蕾多奇卡船厂下水。该潜艇于2007年4月开始维修。计划于2012年重新进入海军
服投。
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667BDRM潜艇长167 m．宽12 m．排水量为19 000 t，谊级潜艇能在水下400 m潜航，曩大航速24 kn．装备16枚弹
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[于浩]
万方数据

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