發(fā)布時(shí)間：2020-07-20 12:23

【摘要】：安全殼作為核電廠反應(yīng)堆最后一道安全屏障,其完整性對(duì)于核安全有非常重要的作用。安全殼冷卻系統(tǒng)則是維護(hù)安全殼完整性的一個(gè)重要組成部分。非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(PCCS)因?yàn)槠溥\(yùn)行不需要外加動(dòng)力,可以在全廠停電事故下保證安全殼的完全。本文以非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)為對(duì)象,通過(guò)數(shù)值模擬對(duì)PCCS的瞬態(tài)特性和參數(shù)影響因素進(jìn)行了數(shù)值研究及理論分析。為應(yīng)對(duì)反應(yīng)堆核事故,以有效地帶走堆芯的衰變熱,本文設(shè)計(jì)了一個(gè)新型的分離式熱管非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)。首先通過(guò)穩(wěn)態(tài)計(jì)算得到了非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的相關(guān)設(shè)計(jì)參數(shù),并綜合文獻(xiàn),對(duì)非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)進(jìn)行了數(shù)學(xué)建模和系統(tǒng)建模,最后利用文獻(xiàn)中的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)與模擬結(jié)果進(jìn)行了比較分析,保證了非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)的適用性和準(zhǔn)確性。利用熱工水力程序模擬分析了非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)啟動(dòng)特性和瞬態(tài)流動(dòng)特性。當(dāng)核電站發(fā)生核反應(yīng)堆冷管段雙端斷裂破口事故發(fā)生時(shí),非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)投入使用后,能在很短的時(shí)間內(nèi)建立起自然循環(huán),系統(tǒng)前期有很大的循環(huán)流量,可以帶走安全殼內(nèi)大量的熱量。在整個(gè)事故期間,非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)能夠很好地帶走堆芯衰變熱,該循環(huán)系統(tǒng)具有極好的啟動(dòng)特性以及帶走安全殼內(nèi)的熱量的能力。對(duì)系統(tǒng)影響因素的研究采用控制單一變量的方法,分別對(duì)系統(tǒng)冷熱芯高度差、熱源功率、冷卻水池初始水溫以及非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)工作壓力進(jìn)行了研究。冷熱芯高度差對(duì)循環(huán)流量和帶走熱量的能力影響很大,這主要是由于系統(tǒng)上水平段飽和溫度不同造成的;熱源功率會(huì)直接影響系統(tǒng)工質(zhì)工作溫度,從而對(duì)自然循環(huán)的流動(dòng)不穩(wěn)定性和循環(huán)流量造成較大影響;冷卻水池初始溫度會(huì)影響冷熱源溫差,而對(duì)循環(huán)系統(tǒng)的流量、流動(dòng)不穩(wěn)定性以及帶走熱量的能力造成影響;非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)工作壓力同樣會(huì)影響系統(tǒng)上水平管飽和溫度,以致對(duì)循環(huán)系統(tǒng)的流量、流動(dòng)不穩(wěn)定性以及帶走熱量的能力造成影響。
【學(xué)位授予單位】：重慶大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2018
【分類號(hào)】：TL364.3
【圖文】：

重慶大學(xué)碩士學(xué)位論文的設(shè)計(jì)理念就是為了冷卻安全殼外壁表面，通過(guò)冷卻水池向下水流和向上的空氣形成自然對(duì)流，使得水受熱蒸發(fā)帶走壁面熱量，最終熱量通過(guò)穹頂釋放到大氣環(huán)境，PCCS 持續(xù)運(yùn)行可以源源不斷的帶走安全殼內(nèi)的熱量，從而可以確保安全殼的完整性。濕潤(rùn)安全殼的水來(lái)自建立于混凝土安全殼頂部的冷卻水池，由重力形成的水流，通過(guò)打開(kāi)的氣動(dòng)閥，非能動(dòng)地注入鋼制安全殼頂部。自然對(duì)流的空氣通過(guò)雙層安全殼和之間擋板限定的流動(dòng)路徑流動(dòng)。同樣的設(shè)計(jì)理念被應(yīng)用于日本功率更大的壓水堆[19]、中國(guó)的新一代壓水堆核電站 AC600[20-24]。據(jù)評(píng)估，在美國(guó)三代半堆 AP1000[25-27]中，該技術(shù)是可行的，但仍需要在地震和經(jīng)濟(jì)方面進(jìn)一步考慮

重慶大學(xué)碩士學(xué)位論文的設(shè)計(jì)理念就是為了冷卻安全殼外壁表面，通過(guò)冷卻水池向下水流和向上的空氣形成自然對(duì)流，使得水受熱蒸發(fā)帶走壁面熱量，最終熱量通過(guò)穹頂釋放到大氣環(huán)境，PCCS 持續(xù)運(yùn)行可以源源不斷的帶走安全殼內(nèi)的熱量，從而可以確保安全殼的完整性。濕潤(rùn)安全殼的水來(lái)自建立于混凝土安全殼頂部的冷卻水池，由重力形成的水流，通過(guò)打開(kāi)的氣動(dòng)閥，非能動(dòng)地注入鋼制安全殼頂部。自然對(duì)流的空氣通過(guò)雙層安全殼和之間擋板限定的流動(dòng)路徑流動(dòng)。同樣的設(shè)計(jì)理念被應(yīng)用于日本功率更大的壓水堆[19]、中國(guó)的新一代壓水堆核電站 AC600[20-24]。據(jù)評(píng)估，在美國(guó)三代半堆 AP1000[25-27]中，該技術(shù)是可行的，但仍需要在地震和經(jīng)濟(jì)方面進(jìn)一步考慮

圖 1.4 安全殼水平水箱噴淋系統(tǒng)圖 圖 1.5 空冷安全殼冷卻系統(tǒng)圖Figure 1.4 Passive spray from a ground-revel tank Figure 1.5 Air cooling for the compositcontainment system在不借助冷卻水濕潤(rùn)鋼制安全殼外表面的情況下，已有相當(dāng)多的學(xué)者對(duì)空冷PCCS 的可行性進(jìn)行了大量的研究性工作。其中，以 Cheng[30]等提出的空冷 PCCS為代表。如圖 1.5，PCCS 主要通過(guò)自然空氣對(duì)流和鋼制安全殼壁面熱輻射耦合的方式非能動(dòng)帶走安全殼熱量 。安全殼系統(tǒng)由一內(nèi)部鋼制安全殼和一外部的鋼筋混凝土安全殼組成，雙層安全殼間環(huán)隙為 80 厘米，之間用縱向支撐肋橋接。這種復(fù)合結(jié)構(gòu)可以允許較高的安全殼設(shè)計(jì)壓力和溫度，從而使自然空氣對(duì)流和熱輻射傳熱更加有效。研究表明：這種設(shè)計(jì)可以帶走 1300 MW 核反應(yīng)堆釋放的衰變熱。綜上所述，對(duì)于鋼制安全殼的 PCCS 研究大多集中在 20 世紀(jì) 80 至 20 世紀(jì)末期，至今已相當(dāng)成熟,技術(shù)也幾乎已經(jīng)定型，并在三代核反應(yīng)堆（如 AP1000,AP600）成功安裝，建立和運(yùn)行，大大提高了核電站的安全系數(shù)。1.2.2 混凝土安全殼 PCCS 研究概況

【參考文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：2763437