小破口失水事故作為壓水堆核電站典型的設(shè)計基準(zhǔn)事故,小破口失水事故的后果包括反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)由于冷卻劑減少引起的壓力下降、堆芯冷卻惡化、冷卻劑泄漏到安全殼中和潛在的放射性向工廠外泄漏。通常對于小破口失水事故利用系統(tǒng)分析程序RELAP5進行建模分析,但由于該程序在堆芯建模部分只能采用點堆中子動力學(xué)模型,在破口事故發(fā)生之后不能很好地將局部產(chǎn)生的空泡效應(yīng)反應(yīng)到臨近的燃料反應(yīng)截面上,因此包殼峰值溫度的最終計算結(jié)果并不能很好地反應(yīng)真實情況。本文利用RELAP5-3D程序?qū)π∑瓶谑鹿蔬M行建模分析,堆芯建模部分采用節(jié)塊中子動力學(xué)模型,其中對于空泡效應(yīng)的模擬通過反應(yīng)截面關(guān)于空泡份額的二次多項式實現(xiàn),從而將局部產(chǎn)生的空泡及時反饋到燃料的反應(yīng)截面上。在空泡范圍變化較大情況下,當(dāng)空泡份額超過二次多項式的擬合范圍時,該多項式就不再適用,因此本文對空泡效應(yīng)進行分段擬合,在不同的空泡份額條件下利用不同的二次多項式模擬空泡效應(yīng),從而實現(xiàn)對整個空泡范圍的模擬,并對不同的分段方案進行敏感性分析,篩選出合適的分段方案。通過分段擬合方式實現(xiàn)基于堆芯三維節(jié)塊中子動力學(xué)模型的小破口失水事故模型建立,利用該模型繼續(xù)對小破口失水事... 

【文章來源】：哈爾濱工程大學(xué)黑龍江省 211工程院校

【文章頁數(shù)】：73 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【部分圖文】：

LOFT實驗裝置示意圖

圖 1.4 PMK-NVH 裝置示意圖發(fā)展失水事故的數(shù)值模擬分析中，之前一直采用較為以 NOTRUMP 和 SB-LOCA 計算機程序為基礎(chǔ)的司以 FRACAS 和 ACONDA 計算機程序為基礎(chǔ)的展，在追求核電安全性的同時，對核電經(jīng)濟性也提分析方法就不再能夠滿足要求。近年來，一些核電，如美國的 RELAP5、法國的 CATHARE 程序等核安全局要求的現(xiàn)實估算方法。在大亞灣 18 個月線[FQ(Z)包絡(luò)線]、驗證中小破口失水事故下核電站 個月?lián)Q料堆芯功率能力，針對中小破口事故就運用序為基礎(chǔ)的最佳估算分析方法。有完全屬于自主開發(fā)的大型熱工水力系統(tǒng)分析程序

損失系數(shù)等參數(shù)進行敏感性分析。由于破口統(tǒng)從地坑中吸水時，碎片容易在吸水口的過該文中還對破口碎片的安注系統(tǒng)的影響進aghetto、Timothy Crook 利用 RELAP5-3D 全殼的地坑中，事故后安注系統(tǒng)向壓力容器殼地坑中吸水再注入壓力容器內(nèi)，若吸收口時破口碎片將有可能伴隨安注流量進入堆芯成小破口碎片對堆芯冷卻的影響分析以及堆模部分均使用點堆動力學(xué)模型[23]。 MohsenSalehi,GholamrezaJahanfarnia 等人冷卻系統(tǒng)失效事故利用 RELAP5_SCDAP 加應(yīng)急冷卻系統(tǒng)失效的事故工況下，事故后下封頭開始失效，在下封頭失效之前，電續(xù)事故的發(fā)生[24]，電廠示意圖如圖 1.5 所示


本文編號：2990671