【摘要】：在海洋條件下核動力裝置的運行工況改變頻繁,運行過程中很可能會出現(xiàn)各種異常工況,異常工況下的運行對反應(yīng)堆中子動力學(xué)行為和熱工安全有很大影響。為了確保船用核動力裝置的生命力及人員的安全,在一定的措施和條件下,維持核動力裝置在異常工況下的運行顯得極為重要。因此,需要對船用核反應(yīng)堆在異常工況下的運行問題開展相關(guān)的研究工作。本文對小型核反應(yīng)堆異常工況下的運行特性進行了熱工水力計算和數(shù)值模擬研究。利用RELAP5程序分析了反應(yīng)堆兩環(huán)路流量、溫度不對稱以及單環(huán)路運行時主回路及二回路系統(tǒng)的運行情況。結(jié)果表明兩環(huán)路流量相差越多,系統(tǒng)或設(shè)備的運行狀態(tài)出現(xiàn)的波動越強烈。給水減少時還可能會引起蒸汽發(fā)生器的循環(huán)流量出現(xiàn)周期性波動,影響到反應(yīng)堆的安全運行。對被隔離環(huán)路的狀態(tài)應(yīng)該密切關(guān)注,防止其壓力超壓對設(shè)備造成損壞。總之,對于非對稱條件下的運行,要注意反應(yīng)堆功率的調(diào)節(jié)、穩(wěn)壓器電加熱元件的投入以及蒸汽發(fā)生器水位、壓力的變化等。對于非對稱運行工況時反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)流場、溫度場的模擬,CFX的計算結(jié)果表明非對稱條件對壓力容器內(nèi)冷卻劑的交混、堆芯入口處流量及溫度的分布影響較大。正常工況時堆芯入口流量分配的不均勻性在±5%以內(nèi),而當兩主冷卻劑泵速度相差50%或75%時則達到了±8%。壓力容器入口的流量相差越多,堆芯各通道的流量值偏離平均流量的程度越嚴重。壓力容器入口溫度非對稱時主冷卻劑在下腔室內(nèi)的交混不夠充分,堆芯入口處溫度的分布不均勻且局部溫差較大。受冷卻劑溫差影響,堆芯入口處流量分配的不均勻性在±6%以內(nèi)。單環(huán)路運行工況下堆芯入口處流量分配的不均勻性進一步加劇,達到了±9%。
【學(xué)位授予單位】：哈爾濱工程大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2014
【分類號】：TL329
【圖文】：

器逡逑用的蒸汽發(fā)生器為典型的立式Ｕ形自然循環(huán)蒸汽熱管管板、倒Ｕ形傳熱管束、多級汽水分離器及筒汽發(fā)生器的主要參數(shù)。逡逑表２．２蒸汽發(fā)生器主要參數(shù)數(shù)名稱邐設(shè)計值逡逑積，ｍ３邐４．１２逡逑量，ｋｇ邐１３５８逡逑度，ｍ邐５．１５逡逑常水位，ｍ邐３．４１逡逑壓力，ＭＰａ邐４．０５３（１００％邐ｏｕｔｐｕｔ邋ｐｏｗｅｒ）邋６汽溫度，Ｋ邐５２３．７５（１００％邐ｏｕｔｐｕｔ邋ｐｏｗｅｒ）邋５流量，ｔ／ｈ／ＳＧ邐３０．６逡逑蒸汽干度邐９９．７５％流量，ｔ／ｈ／ＳＧ邐３０．９逡逑水溫度，Ｋ邐４３３．１５逡逑３

邐第２章計算方法與計算模型２．２．３穩(wěn)壓器逡逑電加熱式穩(wěn)壓器通常為立式、帶上下半球形封頭的圓筒形壓力容器，由容器殼電加熱器、噴淋管及波動管等部分構(gòu)成。穩(wěn)壓器內(nèi)部分為上部蒸汽空間和下部水空工質(zhì)分別為飽和蒸汽和飽和水，處于兩相平衡狀態(tài)。其中，穩(wěn)壓器蒸汽空間的壓力表征反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)的運行壓力。逡逑圖２．３為“陸奧”號的電加熱式穩(wěn)壓器的ＲＥＬＡＰ５計算節(jié)點圖，其主要參數(shù)如所示。穩(wěn)壓器４００Ｐ底部通過波動管４０２Ｐ與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的熱管段相連，通過管４０８Ｐ與反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的冷管段相連。穩(wěn)壓器上有兩個釋放閥，計算模型中為一個釋放閥４０７Ｖ，其觸發(fā)壓力為１２．６６５ＭＰａ，回座壓力為１２．３６１ＭＰａ；以及兩個閥４０３Ｖ和４０５Ｖ，其觸發(fā)壓力分別為丨３．６７８ＭＰａ和１３．９８３ＭＰａ。逡逑

邐表２．５系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)計算值對比邐逡逑參數(shù)邐運行值邐計算值逡逑功率，Ｗ邐３．６Ｅ＋０７邐３．５９１２６Ｅ＋０７逡逑反應(yīng)堆入口溫度，Ｋ邐５４４．１５邐５４４．４３６逡逑反應(yīng)堆出口溫度，Ｋ邐５５８．１５邐５５８．４０７逡逑—次側(cè)出邋口溫度，Ｋ邐５４４．１５邐５４４．３３３逡逑環(huán)路邋Ａ／Ｂ邋流量，ｋｇ／ｓ邐２５０．０邐２４９．９４逡逑上封頭旁流，ｋｇ／ｓ邐５２．５邐５２．５０５逡逑堆芯流量，ｋｇ／ｓ邐４２９．６邐４２９．５１逡逑堆芯旁流，ｋｇ／ｓ邐１７．９邐１７．９０１逡逑蒸汽溫度，Ｋ邐５２３．７５邐５２３．３２９逡逑蒸汽總流量，ｋｇ／ｓ邐１７．０邐１７．０２０逡逑下降通道流量，ｋｇ／ｓ邐４４．１１５邐４４．２７４逡逑循環(huán)倍率邐５．１９邐５．２０逡逑蒸汽發(fā)生器水位，ｍ邐３．４１２邐３．４２５逡逑穩(wěn)壓器水位，ｍ邐１．２２５邐１．２２５逡逑穩(wěn)壓器壓力，ＭＰａ邐１０．８－１１．１邐１１．０８２９邐逡逑

【參考文獻】

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1 朱磊;陳立新;趙柱民;江新標;屠荊;;西安脈沖反應(yīng)堆超設(shè)計基準事故動態(tài)特性分析[J];原子能科學(xué)技術(shù);2012年S2期

2 劉立欣;鄭利民;周全福;;AP1000核電廠典型的運行瞬態(tài)分析[J];核技術(shù);2012年11期

3 蔣立國;彭敏俊;郭峗;劉建閣;;直流蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故分析[J];原子能科學(xué)技術(shù);2012年09期

4 楊磊;陳文振;趙新文;祁杰;;船用堆中破口失水加全部電源喪失事故分析[J];原子能科學(xué)技術(shù);2012年S1期

5 李延凱;林萌;侯東;李美琳;楊燕華;;AP1000給水喪失事故定性分析[J];原子能科學(xué)技術(shù);2012年S1期

6 張龍飛;房保國;李鳳宇;;全廠斷電引發(fā)的嚴重事故中反應(yīng)堆壓力容器失效機理研究[J];原子能科學(xué)技術(shù);2012年S1期

7 熊義強;林萌;劉鵬飛;楊燕華;;CPR1000型核電站給水泵事故瞬態(tài)分析[J];原子能科學(xué)技術(shù);2012年07期

8 彭軍;于雷;;艦船核動力裝置非能動余熱排出系統(tǒng)運行特性[J];艦船科學(xué)技術(shù);2012年07期

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

10 張曙明;李華奇;趙民富;陳玉宙;楊夷;衛(wèi)光仁;;秦山核電站二期反應(yīng)堆堆芯流量分配數(shù)值分析[J];核科學(xué)與工程;2010年04期

本文編號：2756155