本文關(guān)鍵詞：基于RELAP5的某三代核電機(jī)組一回路主系統(tǒng)建模與事故模擬，，由筆耕文化傳播整理發(fā)布。

【摘要】：當(dāng)前,中國核電已進(jìn)入加速建設(shè)時(shí)期。在建和規(guī)劃中的核電機(jī)組多為三代壓水堆機(jī)組。在社會(huì)各界對(duì)核電廠安全問題提出更高要求和期望的背景下,搭建一個(gè)可信的一回路熱力系統(tǒng)模型,模擬并分析一回路的熱工水力狀態(tài)對(duì)各類事故的瞬態(tài)響應(yīng),是三代核電機(jī)組建設(shè)和運(yùn)行過程中至關(guān)重要的課題。本研究的主要內(nèi)容有兩部分:(1)以我國目前唯一具有完整自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的三代核電機(jī)組“華龍一號(hào)”為研究對(duì)象,以RELAP5為建模工具,采用模塊化建模的方法,通過參數(shù)分析計(jì)算、模型簡化和等效,建立了一回路主系統(tǒng)四大設(shè)備(壓力容器、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主泵)的模型。最后將各模塊整合成一回路主系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)模型。驗(yàn)證得出穩(wěn)態(tài)計(jì)算結(jié)果與“華龍一號(hào)”設(shè)計(jì)參數(shù)的誤差均在0.5%以內(nèi),證明了該模型的可靠性。(2)在穩(wěn)態(tài)模型的基礎(chǔ)上,建立了蓄壓安注系統(tǒng)、反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)、穩(wěn)壓器超壓保護(hù)系統(tǒng)的模型。用RELAP5模擬失水事故、失熱阱事故、失流事故這三種典型事故。事故模擬采用確定論安全分析的基本假設(shè)。事故結(jié)果用壓水堆安全驗(yàn)收準(zhǔn)則進(jìn)行了評(píng)價(jià)�；谀M結(jié)果圖,分析了事故進(jìn)程中,各個(gè)階段的一回路溫度、壓力、流量、堆芯空泡份額、燃料包殼溫度等參數(shù)的變化情況和變化原因。較為全面地反映三種事故下一回路的熱工水力狀態(tài)。從事故進(jìn)程的分析得出:小破口失水事故中,高壓下的冷卻手段、長期有效的補(bǔ)水措施必不可少;失流事故中,事故的過程由冷卻劑流量下降和堆芯功率下降兩方面因素共同決定;部分失流事故的后果相較于全部失流事故的后果可能更加嚴(yán)重;失熱阱事故中,在汽輪機(jī)跳閘情況下,“華龍一號(hào)”一回路主系統(tǒng)能夠在無操縱員干預(yù)下進(jìn)入安全狀態(tài),堆芯結(jié)構(gòu)能夠維持可接受的冷卻特性。本研究建立的穩(wěn)態(tài)模型和事故模型表明了以RELAP5為工具的三代核電機(jī)組一回路熱力系統(tǒng)數(shù)值模擬是可行的。同時(shí)也為進(jìn)一步的“華龍一號(hào)”核電系統(tǒng)全范圍建模和安全分析提供了研究的基礎(chǔ)。
【關(guān)鍵詞】：華龍一號(hào) RELAP5 一回路主系統(tǒng) 穩(wěn)態(tài)模型 事故模擬
【學(xué)位授予單位】：東華理工大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2016
【分類號(hào)】：TM623
【目錄】：

• 摘要4-5
• Abstract5-12
• 1 引言12-16
• 1.1 選題目的與意義12-13
• 1.2 國內(nèi)外研究現(xiàn)狀13-14
• 1.2.1 國外研究現(xiàn)狀13
• 1.2.2 國內(nèi)研究現(xiàn)狀13-14
• 1.3 論文的研究內(nèi)容14-16
• 2 華龍一號(hào)概述及建模方法與思路16-24
• 2.1 華龍一號(hào)概況16-18
• 2.1.1 發(fā)展歷程16
• 2.1.2 華龍一號(hào)技術(shù)特點(diǎn)介紹16-18
• 2.2 RELAP5分析工具簡介18-21
• 2.2.1 RELAP5簡介18-19
• 2.2.2 RELAP5基本模型19-20
• 2.2.3 RELAP5建�；静襟E20-21
• 2.3 一回路熱力系統(tǒng)建模與驗(yàn)證思路21-24
• 3 一回路熱力系統(tǒng)的建模與檢驗(yàn)24-44
• 3.1 反應(yīng)堆壓力容器模型24-31
• 3.1.1 結(jié)構(gòu)描述與節(jié)點(diǎn)劃分24-26
• 3.1.2 設(shè)計(jì)參數(shù)分析與計(jì)算26-28
• 3.1.3 模型建立與檢驗(yàn)28-31
• 3.2 蒸汽發(fā)生器模型31-34
• 3.2.1 結(jié)構(gòu)描述與節(jié)點(diǎn)劃分31-32
• 3.2.2 設(shè)計(jì)參數(shù)分析與計(jì)算32-33
• 3.2.3 模型建立與檢驗(yàn)33-34
• 3.3 穩(wěn)壓器模型34-36
• 3.3.1 結(jié)構(gòu)描述與節(jié)點(diǎn)劃分34-35
• 3.3.2 設(shè)計(jì)參數(shù)分析與計(jì)算35
• 3.3.3 模型建立與檢驗(yàn)35-36
• 3.4 反應(yīng)堆冷卻劑泵模型36-38
• 3.4.1 結(jié)構(gòu)描述與節(jié)點(diǎn)劃分36-37
• 3.4.2 設(shè)計(jì)參數(shù)分析37
• 3.4.3 模型建立與檢驗(yàn)37-38
• 3.5 一回路熱力系統(tǒng)模型38-43
• 3.5.1 管道設(shè)計(jì)參數(shù)及各模型整合38-41
• 3.5.2 一回路熱力系統(tǒng)模型調(diào)試結(jié)果41-43
• 3.6 本章小結(jié)43-44
• 4 三種典型始發(fā)事故的瞬態(tài)模擬研究44-60
• 4.1 冷卻劑喪失事故模擬44-51
• 4.1.1 冷卻劑喪失事故簡介44-45
• 4.1.2 模擬方法45-48
• 4.1.3 模擬結(jié)果與分析48-51
• 4.2 失流事故模擬51-55
• 4.2.1 失流事故簡介51
• 4.2.2 模擬方法51-52
• 4.2.3 模擬結(jié)果與分析52-55
• 4.3 失去熱阱事故模擬55-58
• 4.3.1 失去熱阱事故簡介55
• 4.3.2 模擬方法55-56
• 4.3.3 模擬結(jié)果與分析56-58
• 4.4 本章小結(jié)58-60
• 5 總結(jié)與展望60-62
• 5.1 總結(jié)60
• 5.2 展望60-62
• 致謝62-64
• 參考文獻(xiàn)64-65

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  本文關(guān)鍵詞：基于RELAP5的某三代核電機(jī)組一回路主系統(tǒng)建模與事故模擬，由筆耕文化傳播整理發(fā)布。

本文編號(hào)：258579