核工程压水堆冷停堆实验报告.doc

核工程与核技术专业 实验报告
核工程概论及实践
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一、实验目的
通过手动调节使反应堆从热备用-50KW-1600ppm状态过渡到冷停堆状态。
二、实验平台
图1所示为实验系统主界面，界面包含完整的一回路和二回路系统；共有四台蒸汽发生器和主泵装置，图1中仅显示一条支路。
图 1 实验系统操作主界面
系统主界面左下角有化容系统、蒸汽发生器以及稳压器等实现冷停堆的装置操作工具条。图2为堆芯温度-压力图，压力为纵轴，温度为横轴。实验过程中主要通过观察堆芯温度-压力图来判断下一步操作内容，防止堆芯内部温度或压力超过允许边界，造成事故。
图 2 冷停堆过程中压力-压力变化
三、实验内容
（1）稳压器喷淋事故
第一次实验：将稳压器喷淋系统打开70%，发现前期压力缓慢下降，温度基本稳定；之后压力继续缓慢下降，温度略有上升，温度-压力变化情况如图3。
发现堆芯温度异常后，关闭稳压器喷淋系统，打开稳压器加热系统，堆芯压力逐步回升，温度基本保持不变。第一次实验仅调节稳压器喷淋与加热系统，起到了降低压力的预期效果，但温度一直维持在原有水平，造成试验系统一直处于报警状态。实验表明仅由稳压器调控堆芯实现冷停堆不可行。
图 3 稳压器喷淋事故下温度-压力图
（2）蒸汽发生器失水事故处理
第二次实验：增大蒸汽发生器给水强度，并将蒸汽发生器旁路放气阀打开10%，同时关闭稳压器喷淋系统。前期温度不变，压力较快下降；很短时间后温度、压力都缓慢下降，且呈线性下降关系，停堆较为稳定。
当堆芯温度降至200℃、压力降至80—90bar时，关闭稳压器加热系统，打开喷淋系统。发现堆芯压力按预期加速下降，系统状态波动幅度减弱；如图4。
下一步压力进一步下降到50bar时，发现堆芯温度迅速的升高并突破允许边界，同时堆芯压力也略有回升；如图4。经过排查，发现蒸汽发生器发生失水事故，水量耗尽，与参考值想去甚远。此时迅速关闭蒸汽发生器旁路放气阀，并通过ASG系统以及蒸汽发生器高压给水泵向蒸汽发生器内补水。经过调控，堆芯温度迅速下降，恢复到安全范围内。
图 4 蒸汽发生器