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基于RELAP5-3D的反應性引入事故研究

發(fā)布時間:2020-12-04 15:56
  反應性引入事故分析涉及到事故過程中反應堆功率、燃料溫度、冷卻劑溫度等參數(shù)的變化。除了瞬態(tài)過程中流體的變化,也要考慮事故過程中反應堆功率分布的變化以及事故過程中反饋給反應堆功率帶來的影響。因此,研究瞬態(tài)三維熱工物理耦合程序在反應性引入事故中的應用具有重要的意義。本文使用三維瞬態(tài)物理熱工耦合程序RELAP5-3D進行反應性引入事故的分析,包括彈棒事故和控制棒失控抽出事故。共選取了兩種幾何形狀的反應堆作為研究對象,分別是四邊形秦山二期核反應堆和六角形WWER-1000型核反應堆。秦山二期核電廠的反應性引入事故分析采用壓力容器建模和全回路建模兩種方案,而1000MW六角形反應堆的事故分析根據(jù)秦山二期核電廠的事故分析結(jié)果僅采取壓力容器建模一種方案。事故分析中,彈棒事故分析分為零功率工況和滿功率工況兩種情況,控制棒失控抽出主要分析滿功率工況。分析結(jié)果表明,RELAP5-3D分析彈棒事故時,采用壓力容器建模方案和全回路建模方案的結(jié)果無明顯差別,因此,進行彈棒事故事故分析時,可以采用壓力容器建模方案,節(jié)省計算時間和內(nèi)存。另外,彈棒事故過程中,反應堆功率分布會發(fā)生很大畸變,因此,分析彈棒事故時有必要考慮... 

【文章來源】:哈爾濱工程大學黑龍江省 211工程院校

【文章頁數(shù)】:76 頁

【學位級別】:碩士

【文章目錄】:
摘要
abstract
第1章 緒論
    1.1 研究背景
    1.2 國內(nèi)外本課題研究動態(tài)
        1.2.1 彈棒事故研究狀況
        1.2.2 控制棒失控抽出事故研究動態(tài)
        1.2.3 RELAP5-3D程序在反應性引入事故中的應用
    1.3 研究內(nèi)容和主要工作
第2章 基于RELAP5-3D的秦山二期核反應堆建模
    2.1 秦山二期核反應堆建模
        2.1.1 壓力容器建模方案
        2.1.2 全回路建模方案
    2.2 反饋模型介紹
    2.3 穩(wěn)態(tài)計算及模型驗證
        2.3.1 反饋系數(shù)擬合及驗證
        2.3.2 穩(wěn)態(tài)參數(shù)驗證
    2.4 本章小結(jié)
第3章 秦山二期核反應堆反應性引入事故分析
    3.1 彈棒事故分析
        3.1.1 初始條件和主要假設(shè)
        3.1.2 零功率工況彈棒事故分析結(jié)果
        3.1.3 滿功率工況彈棒事故分析結(jié)果
    3.2 控制棒失控抽出事故分析
        3.2.1 初始條件和基本假設(shè)
        3.2.2 事故分析結(jié)果
    3.3 控制棒尖齒效應分析
    3.4 本章小結(jié)
第4章 1000MW六角形反應堆反應性引入事故分析
    4.1 1000MW六角形反應堆建模
        4.1.1 堆芯描述
        4.1.2 組件計算
        4.1.3 1000MW六角形反應堆建模方案
    4.2 彈棒事故分析
        4.2.1 初始條件和基本假設(shè)
        4.2.2 零功率工況事故分析結(jié)果
        4.2.3 滿功率工況事故分析結(jié)果
    4.3 控制棒失控抽出事故分析
        4.3.1 初始條件和基本假設(shè)
        4.3.2 事故分析結(jié)果
    4.4 本章小結(jié)
結(jié)論
參考文獻
攻讀碩士學位期間發(fā)表的論文和取得的科研成果
致謝


【參考文獻】:
期刊論文
[1]基于六角形節(jié)塊法程序的三維時空動力學程序開發(fā)[J]. 徐李,馬大園,喻宏,施工.  核科學與工程. 2012(03)
[2]船用堆控制棒失控抽出事故時堆芯安全特性研究[J]. 王喬,陳文振,張帆.  原子能科學技術(shù). 2010(10)
[3]非均勻硼稀釋瞬態(tài)三維流場計算[J]. 周欣,朱麗兵.  核技術(shù). 2010(02)
[4]壓水堆核電廠硼稀釋事故及預防改進措施[J]. 張春明,張和林.  核安全. 2004(02)
[5]六角形組件均勻化參數(shù)計算程序TPFAP-HEX的驗證及其對WWER反應堆的應用[J]. 王濤,張穎,張少泓,謝仲生,程和平.  核科學與工程. 2004(01)
[6]秦山核電二期工程瞬態(tài)事故分析[J]. 吳清,盧毅力.  核動力工程. 2003(S1)
[7]壓水堆核電站停堆工況硼失控稀釋事故風險研究[J]. 柯國土,許漢銘.  中國核科技報告. 1999(S4)
[8]核電廠停堆工況下事故及其處置研究[J]. 杜春,李吉根.  中國原子能科學研究院年報. 1998(00)
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[10]秦山核電廠各種控制棒彈棒事故的審核計算[J]. 楊順海.  原子能科學技術(shù). 1993(04)

碩士論文
[1]反應堆物理啟動中子注量率探測器研究[D]. 李文杰.哈爾濱工程大學 2012
[2]秦山二期維修冷停堆下硼誤稀釋事件的安全分析[D]. 尚憲和.上海交通大學 2008



本文編號:2897872

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