在核電廠中,嚴(yán)重事故的發(fā)生概率很低,但是一旦發(fā)生事故,就會(huì)導(dǎo)致堆芯熔化,堆芯熔融物有可能進(jìn)去壓力容器下封頭。下封頭可能因此被熔穿,威脅安全殼的完整性,導(dǎo)致放射性產(chǎn)物泄漏的嚴(yán)重后果。所以,保持反應(yīng)堆壓力容器的完整性,保持堆芯熔融物在反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)（IVR）是嚴(yán)重事故緩解措施研究重點(diǎn)之一。作為一種重要的IVR保護(hù)手段,堆腔注水嚴(yán)重事故緩解措施已被許多在運(yùn)行小功率核電站采用,為該類核電廠堆型在發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí)提供足夠的冷卻,保證反應(yīng)堆壓力容器的完整性。但是對(duì)于在運(yùn)行的大功率核電廠,能否通過堆腔注水的緩解措施為嚴(yán)重事故下的反應(yīng)堆壓力容器下封頭提供充足的冷卻,以保持壓力容器的完整性,目前國際上并無定論。本論文采用數(shù)值模擬計(jì)算方法和計(jì)算軟件,建立合理的計(jì)算物理模型,設(shè)置合理的邊界條件,對(duì)核電廠堆腔注水系統(tǒng)改進(jìn)后堆腔內(nèi)的氣流溫度場(chǎng)、壓力場(chǎng)、速度場(chǎng)的分布情況進(jìn)行數(shù)值模擬,特別是RPN通道處流量分配及突臺(tái)混凝土壁面溫度的計(jì)算分析。分析結(jié)果表明:突臺(tái)處單個(gè)MK4的散熱量為37W左右,單個(gè)MK2的散熱量為25.9W左右。舊保溫層散熱為23301.1W。新保溫層散熱為34747.39W。雖然新保溫層內(nèi)側(cè)的溫度... 

【文章來源】：電子科技大學(xué)四川省 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：70 頁

【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【部分圖文】：

示例彎管模型草繪1

圖 2-2 示例彎管模型草繪 2基于草繪創(chuàng)建基礎(chǔ)特征，特征在 Pro/Engineer 中是個(gè)非常重型零件都是以特征為起點(diǎn)建立起來的，特征是構(gòu)成零件的基征的方法有拉伸、旋轉(zhuǎn)、掃描、混合等方法。

圖 2-2 示例彎管模型草繪 2基于草繪創(chuàng)建基礎(chǔ)特征，特征在 Pro/Engineer 中是個(gè)非常重型零件都是以特征為起點(diǎn)建立起來的，特征是構(gòu)成零件的基征的方法有拉伸、旋轉(zhuǎn)、掃描、混合等方法。舉例子，因?yàn)榇蟮男螤钍腔⌒�，所以�?chuàng)建掃描特征。生成

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
[1]CPR1000熔融物堆內(nèi)滯留（IVR）技術(shù)有效性評(píng)估[J]. 陳星,張世順,林繼銘.  核動(dòng)力工程. 2011(03)

碩士論文
[1]壓水堆核電站嚴(yán)重事故下注水冷卻措施的研究[D]. 武鈴珺.上海交通大學(xué) 2008



本文編號(hào)：3282009