由于小型反應(yīng)堆突出的安全性與多用途性,全球范圍內(nèi)先進小型反應(yīng)堆的研究方興未艾。作為小型熔鹽堆研究中的重要內(nèi)容,安全分析工作受到日益關(guān)注,而現(xiàn)象識別方法與程序開發(fā)可為安全分析提供前期的技術(shù)支撐,分析工具也被國際核工業(yè)界廣泛研究。本文以固態(tài)燃料熔鹽堆一回路系統(tǒng)及其配套的二回路系統(tǒng)為研究對象開展現(xiàn)象識別和安全分析工作。首先,依據(jù)國際現(xiàn)有熔鹽堆包絡(luò)事故分類,對處于概念設(shè)計階段的固態(tài)燃料釷基熔鹽堆開展了現(xiàn)象識別及排序的相關(guān)工作。其次,建立了基于RELAP/SCDAPSIM MOD 4.0軟件的固態(tài)燃料熔鹽堆分析模型,針對已識別出的關(guān)鍵現(xiàn)象進行了進一步定量分析。最后,針對現(xiàn)階段先進小型熔鹽堆配套二回路熱力系統(tǒng)研究資料匱乏的現(xiàn)狀,基于RELAP/SCDAPSIM MOD 4.0軟件對小型熔鹽堆配套二回路熱力系統(tǒng)主要部件主汽輪機、發(fā)電汽輪機、主凝汽器等進行了建模,得到了二回路系統(tǒng)整體分析模型,并針對蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故、甩負荷工況等進行了安全分析。研究結(jié)果表明:固態(tài)燃料熔鹽堆篩選出的高重要性、低知識水平現(xiàn)象包括堆芯冷卻劑旁流、堆芯上腔室流體混合、熔鹽凝固及再熔化;全廠斷電事故下現(xiàn)象識別及排序表中識別出的堆芯上腔室流體混合現(xiàn)象在現(xiàn)階段設(shè)計下是安全的;蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故中,核心設(shè)備參數(shù)波動主要發(fā)生在凝汽器,主凝汽器溫度變動約5%;甩負荷工況下,主凝汽器平衡壓力波動下移約13%并維持穩(wěn)定;各瞬態(tài)工況計算結(jié)果表明二回路熱力系統(tǒng)各主要設(shè)備在瞬態(tài)發(fā)生時均能滿足設(shè)計要求,瞬態(tài)發(fā)展可控。論文的研究成果可為我國先進小型熔鹽堆的設(shè)計研發(fā)工作提供安全分析計算和方法論方面的支持。
【學(xué)位單位】：上海交通大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位年份】：2018
【中圖分類】：TL426
【部分圖文】：

- 7 -圖 2-1 CSAU 方法描述Fig. 2-1 Description of Code Scaling, Applicability and Uncertainty Methedology

圖 2-2 RELAP5 模塊結(jié)構(gòu)Fig. 2-2 Modular structure for RELAP5LAP 建模過程AP 程序擁有幾大類標準水力學(xué)物理模型，包括泵、管道、安注泵、汽水分離器、汽輪機等；除標準模型外還包括控制系統(tǒng)部，以及再淹沒傳熱、兩相回流流動極限模型、流道面積突變模。在使用 RELAP5 對反應(yīng)堆系統(tǒng)進行計算的過程中，首先操作象建立 RELAP5 模型，劃分控制體。在這里需要指出的是，所堆芯內(nèi)不同部位的水容積，并不考慮系統(tǒng)的具體結(jié)構(gòu)與細節(jié)信面與流道體積。如堆芯流道等復(fù)雜水空間主要關(guān)心它的主要幾的精確度并不做過分要求。實踐中已經(jīng)證明，這樣做簡化的建對應(yīng)良好[42]。寫完成輸入卡片后，程序自動調(diào)用輸入卡，將模型的各種幾何相對應(yīng)，執(zhí)行程序會對建立的控制體、接管等部件列出相應(yīng)的量守恒方程、不凝結(jié)氣體質(zhì)量方程以及截面能量平衡方程等，

圖 3-1 TMSR-SF1 物理方案 意圖Fig.3-1 Schematic of the TMSR-SF1圖 3-2 TMSR-SF1 石墨反射層結(jié)構(gòu)Fig. 3-2 Graphite reflector structure of TMSR-SF1TMSR-SF1 依靠位于反射層的 16 根控制棒進行裂變速率控制，可以分為兩組：第一組為功率控制系統(tǒng)共計 13 根，第二套為停堆系統(tǒng)共計 3 根。TMSR-SF1 依靠浮力進球方式裝載燃料，燃料球裝載管由主容器上頂蓋進入堆芯，在側(cè)反射層外側(cè)下降后伸入下反射層底部中心，在冷卻劑流道中心側(cè)面處開口。TMSR-SF1 從堆芯上部伸入燃料球卸載管卸載燃料球，其工作步驟為：排空堆芯冷卻劑，堆芯

【參考文獻】

相關(guān)期刊論文 前3條

1 傅孝良;劉麗芳;于楠;杜爭;梁國興;楊燕華;;COSINE系統(tǒng)分析程序模型評估需求分析[J];核動力工程;2015年01期

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本文編號：2810304