發(fā)布時間：2021-07-13 14:33

　　熔融物堆內滯留-壓力容器外部冷卻（IVR-ERVC）是一種重要的核電廠嚴重事故緩解措施。當前針對IVR有效性評價的方法主要是基于集總參數(shù)模型對下封頭熔池傳熱進行分析。當下封頭熔池達到最終穩(wěn)定熱力狀態(tài)時，壓力容器下封頭壁面的熱負荷會達到最大值。因此對于下封頭穩(wěn)態(tài)熔池熱力特性的研究是評價反應堆壓力容器熱負荷失效的重點。本文主要研究嚴重事故中壓力容器下封頭穩(wěn)態(tài)熔池自然對流傳熱對IVR-ERVC措施有效性的影響，旨在為大功率非能動先進壓水堆應用和完善該技術措施提供建議和理論支持。首先，利用集總參數(shù)分析方法建立穩(wěn)態(tài)熔池計算模型，開發(fā)熔池傳熱計算程序。其次，在選取保守的包絡事故瞬態(tài)工況后，使用MAAP4程序建模計算，為熔池傳熱計算程序提供不確定輸入?yún)?shù)值。再次，考慮到熔池結構的不確定性，對程序基本熔池結構即UCSB-FIBS兩層熔池結構進行修改，建立了四層穩(wěn)態(tài)熔池傳熱計算模型并進行熱力分析和討論。同時，為尋找除輻射傳熱外的新途徑來帶走壓力容器內衰變熱從而減輕其壁面的熱負荷負擔，建立了帶有金屬層上表面水層的兩層穩(wěn)態(tài)熔池傳熱計算模型，并進行計算和熱力特性研究。最后，在上述研究的基礎上，考慮到在大功率先... 

【文章來源】：上海交通大學上海市 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：95 頁

【學位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
ABSTRACT
第一章 緒論
    1.1 研究背景
        1.1.1 IVR策略介紹
        1.1.2 下封頭穩(wěn)態(tài)熔池研究
    1.2 國內外研究現(xiàn)狀
        1.2.1 國外IVR研究現(xiàn)狀
        1.2.2 國內IVR研究現(xiàn)狀
    1.3 論文的研究意義和主要研究內容
        1.3.1 工作意義
        1.3.2 主要研究內容
第二章 集總參數(shù)分析模型研究
    2.1 穩(wěn)態(tài)熔池分層模型
    2.2 熱平衡方程
    2.3 熔池傳熱分層計算
        2.3.1 氧化池
        2.3.2 金屬層
        2.3.3 金屬層上部空間輻射傳熱模型
    2.4 衰變熱模型
    2.5 臨界熱流密度模型
    2.6 物性計算
    2.7 本章小結
第三章 集總參數(shù)分析程序介紹
    3.1 程序簡介
    3.2 程序框架
    3.3 程序模塊結構
        3.3.1 Mopol模塊
        3.3.2 Datas模塊
        3.3.3 Input模塊
        3.3.4 Initial模塊
        3.3.5 Poolcal模塊
        3.3.6 Sample模塊
        3.3.7 Pool模塊
        3.3.8 Pdf模塊
        3.3.9 Output模塊
    3.4 程序數(shù)據(jù)輸入
    3.5 程序數(shù)據(jù)輸出
        3.5.1 Output文件
        3.5.2 Plot文件
        3.5.3 Pdf文件
        3.5.4 Cpd文件
    3.6 AP1000 的基準題試算
    3.7 本章小結
第四章 電廠建模及事故序列選取
    4.1 電廠建模
        4.1.1 MAAP4 計算模型
        4.1.2 穩(wěn)態(tài)計算結果
    4.2 事故序列選取
    4.3 選定事故序列的計算結果
    4.4 本章小結
第五章 四層熔池傳熱模型的研究
    5.1 模型分析
    5.2 四層熔池模型的傳熱計算
        5.2.1 熱平衡方程
        5.2.2 熔池傳熱分層計算
    5.3 選定事故序列的計算結果討論
    5.4 本章小結
第六章 金屬層上表面水層傳熱模型的研究
    6.1 模型分析
    6.2 金屬層上表面水層模型的傳熱計算
    6.3 選定事故序列的計算結果討論
    6.4 本章小結
第七章 大功率先進壓水堆熔池自然對流傳熱的研究
    7.1 氧化池自然對流傳熱模型的研究
    7.2 選定事故序列的計算結果討論
        7.2.1 事故序列選取
        7.2.2 不同氧化池自然對流傳熱模型的影響
        7.2.3 大功率先進堆IVR-ERVC有效性評價
        7.2.4 金屬層熱聚集效應的影響
        7.2.5 金屬層上表面水層傳熱模型的研究
        7.2.6 多層熔池結構模型的研究
    7.3 本章小結
第八章 總結與展望
    8.1 論文總結
    8.2 創(chuàng)新點說明
    8.3 研究展望
參考文獻
致謝
攻讀碩士學位期間已發(fā)表或錄用的論文


【參考文獻】：
期刊論文
[1]福島事故后大型先進壓水堆安全發(fā)展探討[J]. 葉成,鄭明光,王明路,邱忠明,王勇.  核安全. 2014(01)

碩士論文
[1]核電廠IVR評價的嚴重事故序列及堆芯熔融過程研究[D]. 傅孝良.上海交通大學 2010
[2]基于比較和參數(shù)敏感性分析的壓水堆嚴重事故模型評價研究[D]. 吳鵬.上海交通大學 2007



本文編號：3282238