本文關(guān)鍵詞：IRIS反應(yīng)堆嚴(yán)重事故分析，由筆耕文化傳播整理發(fā)布。

【摘要】：國內(nèi)外對一體化小型反應(yīng)堆開展了大量研究,但是關(guān)于小型堆嚴(yán)重事故方面的研究比較少,由于一體化的小堆在結(jié)構(gòu)上和傳統(tǒng)反應(yīng)堆差異較大,對一體化小型反應(yīng)堆進(jìn)行嚴(yán)重事故研究對于認(rèn)識其在嚴(yán)重事故下的特性,幫助制定嚴(yán)重事故緩解措施和降低堆芯損壞頻率有著重要意義。 本文以IRIS反應(yīng)堆為研究對象,調(diào)研IRIS反應(yīng)堆研究進(jìn)展和相關(guān)參數(shù),建立了IRIS反應(yīng)堆的RELAP5/SCDAP分析模型。所建模型包括反應(yīng)堆一回路,二回路(詳細(xì)模擬了8個蒸汽發(fā)生器)和4路應(yīng)急余熱排出系統(tǒng),堆芯的SCDAP模型和下封頭的COUPLE模型。并采用Contempt程序建立了IRIS反應(yīng)堆的安全殼模型。本文所建模型計算的穩(wěn)態(tài)值與目標(biāo)值基本一致,在汽輪機(jī)停機(jī)導(dǎo)致的瞬態(tài)事故中,控制棒插入堆芯后功率迅速降低,余熱排出系統(tǒng)投入運(yùn)行后穩(wěn)壓器壓力和一回路溫度開始下降,符合事故預(yù)期進(jìn)程,同時主要參數(shù)與參考文獻(xiàn)中的變化趨勢一致,這也驗(yàn)證了本文所建模型的正確合理。 對汽輪機(jī)停機(jī)事故分析結(jié)果表明：由于IRIS反應(yīng)堆低功率,大壓力容器設(shè)計可以有效推遲堆芯裸露時間,事故發(fā)生7小時后堆芯開始裸露,12小時后堆芯開始損壞。對于不采取任何緩解措施的情況,壓力容器最終會干涸,堆內(nèi)出現(xiàn)蒸汽自然循環(huán)流動,控制棒熔化后掉入下腔室導(dǎo)致下封頭失效；在不卸壓的情況下,一個上充泵的安注就能夠緩解事故；在卸壓的情況下,堆內(nèi)冷卻劑快速閃蒸,堆芯迅速裸露,兩個上充泵的安注流量不能緩解事故,安注流量增大到35kg/s時能夠緩解事故。 DVI破口事故下反應(yīng)堆將喪失更多的冷卻劑,2.6小時后堆芯開始損壞。相較于CVCS破口事故,事故進(jìn)程更快,堆芯開始損壞的時間要早5.4小時。對于CVCS破口事故,兩個上充泵的安注流量能緩解事故。對于DVI破口事故,一個上充泵安注流量能夠緩解事故。綜合分析汽輪機(jī)停機(jī)和破口事故引起的嚴(yán)重事故,確定堆芯出口溫度到達(dá)703K時為IRIS堆嚴(yán)重事故的入口條件。
【關(guān)鍵詞】：一體化小型壓水堆 熱工水力設(shè)計 嚴(yán)重事故分析 RELAP5/SCDAP
【學(xué)位授予單位】：中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2015
【分類號】：TL364.4
【目錄】：

• 摘要5-6
• ABSTRACT6-7
• 目錄7-10
• 第1章 緒論10-19
• 1.1 研究背景10-11
• 1.2 國內(nèi)外研究綜述11-18
• 1.2.1 小型堆的研究現(xiàn)狀11-17
• 1.2.2 小型堆嚴(yán)重事故研究現(xiàn)狀17-18
• 1.3 本文研究意義與內(nèi)容18-19
• 第2章 IRIS反應(yīng)堆及分析工具簡介19-24
• 2.1 IRIS反應(yīng)堆簡介19-22
• 2.1.1 IRIS反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)19-20
• 2.1.2 IRIS堆的安全特點(diǎn)20-22
• 2.2 分析工具簡介22-23
• 2.2.1 RELAP5/SCDAP程序簡介22
• 2.2.2 Contempt-lt/028程序簡介22-23
• 2.3 本章小結(jié)23-24
• 第3章 IRIS反應(yīng)堆分析模型建立24-39
• 3.1 反應(yīng)堆堆芯部分建模24-27
• 3.1.1 堆芯區(qū)域劃分24-25
• 3.1.2 堆芯功率分布25
• 3.1.3 點(diǎn)堆動力學(xué)模型25-27
• 3.2 穩(wěn)壓器建模27-28
• 3.3 螺旋盤管蒸汽發(fā)生器建模28-33
• 3.3.1 螺旋管內(nèi)流體的流動和換熱特性28-29
• 3.3.2 螺旋盤管蒸汽發(fā)生器參數(shù)計算29-33
• 3.4 軸流式冷卻劑泵33-34
• 3.5 安全殼建模34-35
• 3.6 調(diào)穩(wěn)態(tài)結(jié)果35-38
• 3.7 本章小結(jié)38-39
• 第4章 汽輪機(jī)停機(jī)事故分析39-49
• 4.1 事故概述39
• 4.2 分析方法39
• 4.3 汽輪機(jī)停機(jī)事故對比39-43
• 4.4 汽輪機(jī)停機(jī)事故長期冷卻分析43-48
• 4.5 本章小結(jié)48-49
• 第5章 嚴(yán)重事故分析49-65
• 5.1 汽輪機(jī)停機(jī)引起的嚴(yán)重事故49-54
• 5.1.1 事故簡介49
• 5.1.2 不采取緩解措施的計算結(jié)果49-50
• 5.1.3 壓力容器內(nèi)自然循環(huán)50-52
• 5.1.4 控制棒熔化導(dǎo)致的下封頭失效52-53
• 5.1.5 嚴(yán)重事故入口條件及緩解措施研究53-54
• 5.2 CVCS管道破口引起的嚴(yán)重事故54-58
• 5.2.1 事故簡介54-55
• 5.2.2 CVCS管道破口流量55-56
• 5.2.3 不采取緩解措施的結(jié)果56-57
• 5.2.4 嚴(yán)重事故入口條件及緩解措施研究57-58
• 5.3 DVI管道破口引起的嚴(yán)重事故58-62
• 5.3.1 事故簡介58
• 5.3.2 DVI管道破口流量58-59
• 5.3.3 安全殼高壓觸發(fā)停堆時間分析59-61
• 5.3.4 嚴(yán)重事故入口條件及緩解措施研究61-62
• 5.4 IRIS堆嚴(yán)重事故入口條件分析62-63
• 5.5 本章小結(jié)63-65
• 第6章 總結(jié)與展望65-67
• 6.1 總結(jié)65
• 6.2 展望65-67
• 參考文獻(xiàn)67-70
• 致謝70-71
• 在讀期間發(fā)表的學(xué)術(shù)論文與取得的其他研究成果71

【參考文獻(xiàn)】

中國期刊全文數(shù)據(jù)庫 前5條

1 許以全,蘇云,曹學(xué)武;秦山一期核電站SGTR導(dǎo)致堆芯熔化進(jìn)程及事故緩解措施的研究[J];核動力工程;2004年03期

2 許以全,車濟(jì)堯,蘇云,曹學(xué)武;秦山一期核電站小破口冷卻劑喪失初因嚴(yán)重事故以及緩解措施的研究[J];核動力工程;2004年06期

3 車濟(jì)堯,曹學(xué)武;秦山一期核電站未能緊急停堆的預(yù)期瞬變導(dǎo)致堆芯熔化的進(jìn)程及事故緩解措施研究[J];核動力工程;2005年03期

4 張龍飛;舒禮偉;陸古兵;;小型壓水堆完全喪失電源引發(fā)的嚴(yán)重事故研究[J];原子能科學(xué)技術(shù);2012年05期

5 楊玨;孫吉良;楊偉國;舒睿;王飛;;多用途小型堆ACPR100概念設(shè)計[J];原子能科學(xué)技術(shù);2014年10期

  本文關(guān)鍵詞：IRIS反應(yīng)堆嚴(yán)重事故分析，，由筆耕文化傳播整理發(fā)布。

本文編號：462818