非能動余熱排出系統(tǒng)不依靠任何外部動力，通過系統(tǒng)自身冷熱位差或者介質(zhì)密度差形成的驅(qū)動壓頭帶動冷卻劑導(dǎo)出堆芯衰變熱，實現(xiàn)對堆芯的應(yīng)急冷卻。這種不依賴外部動力的非能動系統(tǒng)不僅簡化安全系統(tǒng)，還可以避免由于操作員誤操作帶來的危害，大大提高核電站的固有安全性。因此，在反應(yīng)堆事故停堆后，為了應(yīng)對能動安全系統(tǒng)可能出現(xiàn)的失效問題，研究非能動余熱排出系統(tǒng)熱工特性對提高核電站的安全性和可靠性具有重要的理論和實際意義。本文采用熱工水力系統(tǒng)分析程序RELAP5對百萬千瓦級壓水堆核電站蒸汽發(fā)生器二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)進行設(shè)計及熱工計算。首先，本文基于熱工水力程序RELAP5/MOD3.3對蒸汽發(fā)生器二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)冷凝換熱器進行熱工設(shè)計，確定了適用于CPR1000核電站二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)冷凝換熱器的設(shè)計方案。其次，本文采用RELAP5程序?qū)PR1000核電站一、二回路系統(tǒng)和非能動余熱排出系統(tǒng)建立了RELAP5穩(wěn)態(tài)系統(tǒng)模型，并把系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)計算值與實際核電站的穩(wěn)態(tài)運行參數(shù)進行對比,驗證了穩(wěn)態(tài)系統(tǒng)模型的可靠性。最后，在穩(wěn)態(tài)系統(tǒng)模型的基礎(chǔ)上，研究全廠斷電事故、主給水管道破裂事故工況下,非能動余熱排出系統(tǒng)的... 

【文章來源】：華南理工大學(xué)廣東省 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：83 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【部分圖文】：

AP1000非能動余熱排除系統(tǒng)示意圖

圖 1-1 AP1000 非能動余熱排除系統(tǒng)示意圖 的非能動余熱排出系統(tǒng)[2]子公司在 1987 年與其他幾家核電研究公司共同合作US(Process Inherent Ultimate Safety)-600 型核電站是設(shè)計的輸出熱功率為 2000MW，額定輸出電功率為比，其堆芯平均線功率、冷卻劑流量、溫度和其他裝載可燃吸收體來補償燃耗損失的反應(yīng)性。該反應(yīng)部，水池中裝有大量的高濃度含硼水，蒸汽發(fā)生器。反應(yīng)堆堆芯中不設(shè)置功率調(diào)整控制棒，而是通過應(yīng)堆的反應(yīng)性。PIUS 系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)示意圖如 1-2 所示

而上部密度鎖是通過控制一回路的冷卻劑堆正常運行時，兩個密度鎖上部冷熱界面之間為了防止在系統(tǒng)運行過程中由于很小的運行擾，反應(yīng)堆系統(tǒng)一旦發(fā)生惡性的瞬變事故，上下池中的含硼水依靠自然循環(huán)流經(jīng)堆芯，迫使反余熱排出系統(tǒng)[3]ssive Safety Reactor)是由日本原子能研究所設(shè)結(jié)構(gòu)如圖 1-3 所示。該反應(yīng)堆系統(tǒng)由兩個環(huán)路 630MW，系統(tǒng)的運行壓力為 15.7MPa。該反氣冷卻的自然循環(huán)系統(tǒng)，停堆后不需要任何輔

【參考文獻】：
期刊論文
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碩士論文
[1]先進反應(yīng)堆非能動余熱排出系統(tǒng)特性研究[D]. 張往鎖.哈爾濱工程大學(xué) 2012
[2]IPWRs非能動余熱排出系統(tǒng)熱工水力特性分析[D]. 代守寶.哈爾濱工程大學(xué) 2009
[3]核動力裝置非能動余熱排出方法研究[D]. 岳芷廷.哈爾濱工程大學(xué) 2008



本文編號：3209939