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壓水堆堆芯動態特性仿真研究

2021-01-17 23:17陳文奇
科學與生活 2021年32期

陳文奇

摘要:核反應堆是一個物理、熱工過程極其復雜的系統。我們利用仿真機模擬各種工況獲得實驗數據。本文以壓水堆為例主要分為兩個部分:第一、建立壓水堆堆芯的數學物理模型并分析其動態特性;第二、簡要做出壓水堆堆芯仿真控制程序。物理模型的建立分為三個部分:中子動力學模塊的建立、熱工傳遞模塊的建立、溫度效應模塊的建立。建立仿真模型,在外部引入反應性擾動的情況下,觀察壓水堆堆芯的動態特性響應。研究結果表明:①不加反饋時,堆芯中子密度會隨著反應性擾動的引入而持續走高; ②加入反饋后,由于溫度的反饋效應產生的負反應性會中和大部分正的反應性擾動,使堆功率維持在一個穩定的狀態。

關鍵詞:壓水堆、溫度反饋、SIMULINK;

1 緒論

為了更好地開發利用核能,利用仿真技術充分模擬堆芯的物理、熱工過程,通過堆芯動態特性分析壓水堆堆芯仿真控制,驗證典型工況下的模型穩態結果與設計參數是否符合動態結果和基礎的物理規律。利用仿真技術能夠對核電站進行評估風險,對異常工況進行仿真,并對仿真結果進行預防性維護,可以大幅度降低不可控意外如嚴重核泄露事故(切爾諾貝利、福島)的發生。同時可以為沒有試驗堆試驗的條件下提供一定參考,驗證參數的合理性及可行性,為工程實際運用提供理論依據。

2反應性控制及動力學分析

根據反應堆堆芯物理點堆動力學,三維二群帶六組緩發中子的點堆動力學模型建立及推導過程已經比較成熟,本文不再單獨論述,直接取用:

3.1.2 封裝子系統—中子動力學

在圖3.1的基礎上,從Simulink庫中添加一個Subsystem模塊,最終如下圖3.2所示:

3.2子系統—中子動力學

3.2 堆芯熱力學模塊

3.2.1 Simulink模塊—熱工傳遞模塊

根據2.5章節堆芯熱力學傳遞函數:

設:輸入為:(1)中子密度的變化

(2)堆芯冷線溫度變化,本文設為0

輸出為:(1)堆芯燃料溫度的變化

(2)冷卻劑平均溫度的變化

為使模塊標識更加直觀,現將熱力學傳遞函數中函數式用字母表示如表3.1所示:

由上式傳遞函數得到堆芯熱力學仿真模塊如圖3.3:

3.2.2 封裝子系統—熱工傳遞模塊

同理中子動力學,因為熱力學部分為多輸入多輸出,對應的in和out分別有兩個,所以生成的子系統也是兩對輸入輸出如圖3.4所示:

3.3 反應性反饋模塊

根據 ,ac:冷卻劑溫度反饋系數,本文仿真驗證圖取ac=0.0002;af:燃料溫度反饋系數,本文仿真驗證圖取af=0.000011

3.4 堆芯仿真模塊

將中子動力學、熱力學、反應性反饋仿真模塊組成壓水堆堆芯仿真模塊如下圖3.6:

3.5 仿真結果分析

3.5.1 堆芯仿真物理參數代入值

1)反應堆初始中子通量密度為N0:=1/cm^3,即堆芯初始只有一個中子

2)根據熱力學模型數據得出熱力學仿真模塊數據:A=529.6109

B=0.7690C=0.9456D=0.0544E=0.8133F=0.0575G=0.9425H=3.9439I=0.5601J=0.5924

3)六組緩發中子動力學模型實驗采用數據如下:緩發中子衰變常數λi(i=1~6)=0.01240.03050.1110.3011.143.01;緩發中子裂變份額βi(i=1~6)=0.0002150.0014240.0012740.0025680.0007480.000273

3.5.2 無反饋時中子動力學仿真結果

設:在0s時引入反應性擾動,n0反應堆中子密度初值取1e8中子/cm^2(中子注量率在反應堆初期大概為1e12中子/m^2*s)。中子代平均時間取1e-4s,仿真數據代入到圖3.1中子動力學仿真模塊中得到結果如下圖3.7、3.8:

結果分析:如圖所示設置反應性出現+0.0001階躍擾動,由于瞬發中子的作用,中子通量密度迅速上升,反應堆周期為T=平均中子壽命/反應性,隨后緩發中子的作用逐漸凸顯起主導作用,中子密度按照指數規律增長,反應堆周期為 。由此可以得出中子動力學模型在發生擾動時會出現功率瞬變不能依靠自身調節回到安全運行功率。

3.5.3 考慮溫度反饋后堆芯系統仿真結果

設:n=1即在初始時刻堆芯中只有一個中子,ρ=±0.001,。

1)加入反饋后總的反應性變化

由圖3.9(圖3.10)可知:0s 時引入1e-3的反應性擾動由于溫度效應負反饋逐漸迅速減小,2s后反應性后趨于0.1e^-3,逐漸穩定達到新的平衡。

2)加入反饋后中子密度的變化:

由圖3.11(圖3.12)可知:0s發生正反應性擾動,中子密度即堆芯功率迅速上升,隨后由于溫度反饋效應降低到一個穩定值。

3)堆芯燃料溫度的變化

由圖3.13(圖3.14)可知,出現+0.001的反應性擾動后,堆功率上升導致了堆芯燃料溫度上升,隨后下降達到穩定。

4)冷卻劑平均溫度的變化:

由圖3.15(圖3.16)可知,冷卻劑平均溫度隨著堆功率的增長而增長,之后稍降保持穩定,變化趨勢和燃料溫度相似。

5)對比:使用demux控件將加入反饋和未加反饋的中子密度(功率)變化接入一個scope示波器觀察,如圖3.17所示:

由圖3.17可知,堆芯具有自穩性,即當堆內、外發生擾動后,反應堆還能維持原功率運行時的動態特性。

結論

模型建立后,外部引入反應性擾動功率升高的情況下,不加反饋的中子動力學是不穩定的,功率會持續走高。加入溫度效應的負反饋,會使功率最終保持在一個稍偏離原值的穩態結果,這個偏離值滿足功率上下波動的誤差范圍,表明在設定工況下的模型穩態結果與設計參數符合動態結果,且符合反應堆的自調性與自穩性規律。

參考文獻

[1]胡斌.基于PCTRAN的壓水堆核電站模擬仿真系統及其改進[D].上海交通大學 2007年2月26.

[2]李淑娜.基于STAR-90的壓水堆核電站一回路建模與仿真研究[D].華北電力大學 ?2009年12月.

[3]孫吉良.秦山300MW核電機組全范圍仿真機反應堆堆芯物理模型[J].核動力工程.1996,(02):112-117.

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