【摘要】：核電,以高效清潔著稱,在環(huán)保以及經(jīng)濟性方面具有其他化石能源所不具備的優(yōu)勢。但自核電正式商用以來,三次重大的核事故使核電的發(fā)展受到了嚴重的影響,探究核電機組的安全運行是目前核電發(fā)展的重要問題。本文根據(jù)AP1000設計數(shù)據(jù)與常規(guī)二代核電機組設計及運行數(shù)據(jù)構建計算模型并搭建實驗平臺,對兩種壓水堆堆芯的CHF特性及冷卻劑失流工況下的傳熱惡化現(xiàn)象進行了研究。本文首先利用CFD計算軟件對AP1000及常規(guī)壓水堆核電機組堆芯傳熱進行數(shù)值模擬,分別進行了3×3棒束、燃料組件以及反應堆整體模擬計算。計算結果表明:正常運行工況下,反應堆冷卻劑溫升趨勢為先緩慢增長然后增速加快最后緩慢增長,在堆芯出口處溫度達到最大值。核功率較大的堆芯局部區(qū)域會發(fā)生輕微的泡核沸騰,并且受冷卻劑進口溫度影響。單環(huán)路完全失流事故工況下,兩種機組堆芯內(nèi)部溫度場及流場分布均呈現(xiàn)嚴重的不均勻性,此時堆芯內(nèi)局部冷卻劑溫度急劇上升,冷卻劑出口溫度遠高于系統(tǒng)壓力下的設計溫度,容易發(fā)生傳熱惡化。單環(huán)路部分失流工況下,AP1000壓水堆冷卻劑進口溫度低于常規(guī)核電機組,相比于傳統(tǒng)壓水堆不容易發(fā)生傳熱惡化,安全裕度更高。通過MATLAB軟件編寫了AP1000及常規(guī)核電機組堆芯傳熱計算程序,各類工況下計算結果表明:DNBR(偏離泡核沸騰比)隨軸向距離的增大呈先減小后增大的趨勢,計算得到的CHF(臨界熱流密度)值隨燃料棒高度的增加而減小。AP1000堆芯傳熱通道各處的CHF值、DNBR值以及實際熱流密度均有所增大。搭建熱工水力實驗平臺并進行了棒束流動傳熱特性實驗。實驗溫升與理論值相對誤差在4%以內(nèi),CHF相對誤差不大于5%。實驗結果與模擬及計算所得結果吻合度較高,充分驗證了數(shù)值模擬及熱工計算的準確性,同時發(fā)現(xiàn)流動通道內(nèi)CHF的變化受進口冷卻劑欠熱度影響較大。
【學位授予單位】：上海電力學院
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2018
【分類號】：TM623.2
【圖文】：

上海電力學院碩士學位論文準化、系列化的大型商用核電站。但是，1979 年以及 1986 年相繼發(fā)生的三哩島核事和切爾諾貝利核事故使得核電的發(fā)展止步不前，人們開始重新評估核電的安全性和濟性，從而促進了核電技術從“第二代”到“第三代”轉化。圖 1-1 來源于環(huán)境政專家馬克爾施耐德等撰寫的《2015 世界核工業(yè)現(xiàn)狀報告》，從圖中可得知，20 世紀年代末期至 21 世紀除，全球范圍內(nèi)反應堆數(shù)量及裝機容量基本維持不變；而在 20年日本福島核電站發(fā)生核泄漏后，數(shù)量明顯下降。因此，在世界核電發(fā)展大環(huán)境相惡劣與我國未來數(shù)十年對于核電安全高效發(fā)展要求的復雜背景下，對于 第三代‖核機組的運行安全性的探究顯得尤為重要。

如圖2-1 所示。在一回路中，冷卻劑沿箭頭所示方向流動，在反應堆中吸收堆芯核裂變所產(chǎn)生的熱量，然后沿一回路熱管段進入蒸汽發(fā)生器的 U 型管內(nèi)，將熱量傳遞給 U 型管外側的二回路系統(tǒng)的給水，將其加熱成蒸汽；同時，U 型管中被冷卻后的冷卻劑流向主泵，由主泵提供動力，流經(jīng)冷管段，重新回到反應堆內(nèi)再次加熱。功能上，一回路系統(tǒng)可以使冷卻劑循環(huán)工作，將堆芯所釋放的能量傳遞給蒸汽發(fā)生器；同時，及時帶走熱量以冷卻堆芯，防止燃料元件因熱流密度過高而燒毀或損壞。除此之外

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本文編號：2742039