超臨界水堆瞬態(tài)及事故研究
發(fā)布時(shí)間:2021-10-05 01:26
《核安全與放射性污染防治“十三五”規(guī)劃及2025年遠(yuǎn)景目標(biāo)》中指出,到“十三五”末,核電安全保持國(guó)際先進(jìn)水平,放射源輻射事故發(fā)生率進(jìn)一步降低。超臨界水冷反應(yīng)堆(SCWR)作為我國(guó)第四代堆發(fā)展中的備選堆型,具有經(jīng)濟(jì)性、延續(xù)性及可持續(xù)性等諸多綜合優(yōu)勢(shì)。從安全角度看,超臨界水堆裝水量少,瞬態(tài)響應(yīng)快,這種核能系統(tǒng)需要進(jìn)行安全論證,因此針對(duì)超臨界水堆的瞬態(tài)及事故分析具有重要的科學(xué)意義。以CSR1000超臨界水堆為研究對(duì)象,編制了穩(wěn)定性分析程序SAC-CSR1000和瞬態(tài)及事故分析程序SCAC-CSR1000。完成程序驗(yàn)證之后,進(jìn)行了以下計(jì)算和分析:超臨界水堆堆芯系統(tǒng)穩(wěn)定性計(jì)算;超臨界水堆安全控制系統(tǒng)分析;超臨界水堆典型瞬態(tài)計(jì)算;超臨界水堆典型事故計(jì)算;超臨界水堆安全特性及設(shè)計(jì)優(yōu)化。在超臨界水堆堆芯系統(tǒng)穩(wěn)定性計(jì)算方面,進(jìn)行了滿負(fù)荷運(yùn)行瞬態(tài)和全過程啟動(dòng)瞬態(tài)的穩(wěn)定性分析。結(jié)果表明:在滿負(fù)荷運(yùn)行過程中,第一流程和第二流程每個(gè)節(jié)點(diǎn)的最高衰減頻率均低于0.5;在啟動(dòng)瞬態(tài)穩(wěn)定性中,通過相對(duì)穩(wěn)定性分析,發(fā)現(xiàn)汽輪機(jī)啟動(dòng)階段、壓力升高段和溫度升高段的開始階段,均出現(xiàn)了明顯的最高衰減頻率高于0.5的現(xiàn)象。因此,CSR...
【文章來(lái)源】:華北電力大學(xué)(北京)北京市 211工程院校 教育部直屬院校
【文章頁(yè)數(shù)】:203 頁(yè)
【學(xué)位級(jí)別】:博士
【部分圖文】:
燃料組件截面圖
圖 2-5 超臨界水冷熱堆的滑壓?jiǎn)?dòng)曲線Fig.2-5 Sliding pressure curve of SCWR由圖 2-5 可知,針對(duì) CSR1000 超臨界水堆啟動(dòng)不穩(wěn)定性分析過程中,滑壓?jiǎn)?dòng)作為其啟動(dòng)方案。超臨界水堆的啟動(dòng)包括 5 個(gè)階段,分別是:堆芯階段;汽輪機(jī)啟動(dòng)階段;升壓階段;升溫階段和升功率階段。2.3.2 瞬態(tài)分析范圍在 CSR1000 超臨界水堆瞬態(tài)分析范圍中,考慮了流量瞬態(tài)、壓力瞬態(tài)應(yīng)性瞬態(tài)。參考 Ishiwaterri 提出的超臨界水堆安全性準(zhǔn)則[13,136],為了保證燃的完整性,瞬態(tài)工況中,采用兩種判據(jù):最高包殼溫度不能超過 850℃;80以上溫度持續(xù)時(shí)間不超過 491 小時(shí)。燃料芯塊焓值準(zhǔn)則選用 170cal/g。另外高的允許壓力為 26.25MPa。具體如表 2-3 所示。表 2-3 CSR1000 瞬態(tài)分析范圍Table 2-3 Transient analysis scope of CSR1000
第 3 章 計(jì)算模型氣隙導(dǎo)熱率(8000)[159],W / m K ;fsT 是燃料芯塊表面溫度, K ;此方程為二階微分方程的計(jì)算提供料芯塊的導(dǎo)熱。另外一個(gè)邊界條件是由燃料芯塊中心 。化劑熱交換時(shí)無(wú)能量損失,對(duì)冷卻劑和慢化劑之間的導(dǎo)模型,如圖 3-3 所示。 T / r=0
【參考文獻(xiàn)】:
期刊論文
[1]超臨界水堆蒸汽溫度的模糊自適應(yīng)控制[J]. 董化平,魯劍超,陳鵬,孫培偉. 核動(dòng)力工程. 2016(06)
[2]超臨界水堆CSR1000堆芯設(shè)計(jì)優(yōu)化[J]. 王連杰,盧迪,陳炳德,姚棟,趙文博. 核動(dòng)力工程. 2016(05)
[3]超臨界水堆典型事故分析[J]. 劉亮,周濤,陳杰,方曉璐,陳娟,魏曉燕,夏榜樣. 核動(dòng)力工程. 2016(02)
[4]SCWR-FQT回路的熱工物理耦合分析[J]. 汪子迪,曹臻,劉曉晶,程旭. 核科學(xué)與工程. 2016(02)
[5]AP1000機(jī)組小破口失水事故模擬分析[J]. 陳杰,周濤,劉亮,李宇. 華電技術(shù). 2016(01)
[6]適用于最佳估算事故分析方法的不確定性統(tǒng)計(jì)方法比較研究[J]. 王章立,王喆,王國(guó)棟,扈本學(xué),唐國(guó)鋒,張今朝,楊萍,劉鑫. 原子能科學(xué)技術(shù). 2016(01)
[7]超臨界流體的泄壓過程研究[J]. 章靜,田文喜,朱大歡,秋穗正,蘇光輝. 原子能科學(xué)技術(shù). 2015(03)
[8]SCWR-FQT回路的冷卻劑流量喪失事故研究[J]. 周翀,楊燕華. 原子能科學(xué)技術(shù). 2013(12)
[9]基于RMC的超臨界水實(shí)驗(yàn)SCWR-FQT裝置的初步物理分析[J]. 范瀟,王侃,李澤光,張國(guó)輝. 原子能科學(xué)技術(shù). 2013(S2)
[10]不同軸向富集度布置下的超臨界水堆物理熱工耦合穩(wěn)態(tài)特性[J]. 陳娟,周濤,劉亮,程萬(wàn)旭. 中國(guó)電機(jī)工程學(xué)報(bào). 2013(29)
博士論文
[1]SCWR候選包殼材料310S不銹鋼應(yīng)用性能研究[D]. 熊茹.哈爾濱工程大學(xué) 2014
[2]超臨界水堆核熱耦合及系統(tǒng)安全特性研究[D]. 陳娟.華北電力大學(xué) 2013
碩士論文
[1]超臨界快堆電站系統(tǒng)安全分析程序[D]. 王晗丁.華北電力大學(xué) 2012
[2]超臨界水堆MOX燃料物理熱工特性研究[D]. 孫燦輝.華北電力大學(xué) 2012
[3]超臨界水堆物理熱工程序研究[D]. 李臻洋.華北電力大學(xué)(北京) 2011
[4]超臨界水堆堆芯中子特性及核熱耦合作用研究[D]. 劉曉壯.華北電力大學(xué)(北京) 2010
[5]PT-SCWR一維兩相流系統(tǒng)分析程序研究與開發(fā)[D]. 田野.清華大學(xué) 2009
[6]超臨界壓力下豎直上升管傳熱分析與回歸評(píng)價(jià)[D]. 張亞奇.上海交通大學(xué) 2008
本文編號(hào):3418724
【文章來(lái)源】:華北電力大學(xué)(北京)北京市 211工程院校 教育部直屬院校
【文章頁(yè)數(shù)】:203 頁(yè)
【學(xué)位級(jí)別】:博士
【部分圖文】:
燃料組件截面圖
圖 2-5 超臨界水冷熱堆的滑壓?jiǎn)?dòng)曲線Fig.2-5 Sliding pressure curve of SCWR由圖 2-5 可知,針對(duì) CSR1000 超臨界水堆啟動(dòng)不穩(wěn)定性分析過程中,滑壓?jiǎn)?dòng)作為其啟動(dòng)方案。超臨界水堆的啟動(dòng)包括 5 個(gè)階段,分別是:堆芯階段;汽輪機(jī)啟動(dòng)階段;升壓階段;升溫階段和升功率階段。2.3.2 瞬態(tài)分析范圍在 CSR1000 超臨界水堆瞬態(tài)分析范圍中,考慮了流量瞬態(tài)、壓力瞬態(tài)應(yīng)性瞬態(tài)。參考 Ishiwaterri 提出的超臨界水堆安全性準(zhǔn)則[13,136],為了保證燃的完整性,瞬態(tài)工況中,采用兩種判據(jù):最高包殼溫度不能超過 850℃;80以上溫度持續(xù)時(shí)間不超過 491 小時(shí)。燃料芯塊焓值準(zhǔn)則選用 170cal/g。另外高的允許壓力為 26.25MPa。具體如表 2-3 所示。表 2-3 CSR1000 瞬態(tài)分析范圍Table 2-3 Transient analysis scope of CSR1000
第 3 章 計(jì)算模型氣隙導(dǎo)熱率(8000)[159],W / m K ;fsT 是燃料芯塊表面溫度, K ;此方程為二階微分方程的計(jì)算提供料芯塊的導(dǎo)熱。另外一個(gè)邊界條件是由燃料芯塊中心 。化劑熱交換時(shí)無(wú)能量損失,對(duì)冷卻劑和慢化劑之間的導(dǎo)模型,如圖 3-3 所示。 T / r=0
【參考文獻(xiàn)】:
期刊論文
[1]超臨界水堆蒸汽溫度的模糊自適應(yīng)控制[J]. 董化平,魯劍超,陳鵬,孫培偉. 核動(dòng)力工程. 2016(06)
[2]超臨界水堆CSR1000堆芯設(shè)計(jì)優(yōu)化[J]. 王連杰,盧迪,陳炳德,姚棟,趙文博. 核動(dòng)力工程. 2016(05)
[3]超臨界水堆典型事故分析[J]. 劉亮,周濤,陳杰,方曉璐,陳娟,魏曉燕,夏榜樣. 核動(dòng)力工程. 2016(02)
[4]SCWR-FQT回路的熱工物理耦合分析[J]. 汪子迪,曹臻,劉曉晶,程旭. 核科學(xué)與工程. 2016(02)
[5]AP1000機(jī)組小破口失水事故模擬分析[J]. 陳杰,周濤,劉亮,李宇. 華電技術(shù). 2016(01)
[6]適用于最佳估算事故分析方法的不確定性統(tǒng)計(jì)方法比較研究[J]. 王章立,王喆,王國(guó)棟,扈本學(xué),唐國(guó)鋒,張今朝,楊萍,劉鑫. 原子能科學(xué)技術(shù). 2016(01)
[7]超臨界流體的泄壓過程研究[J]. 章靜,田文喜,朱大歡,秋穗正,蘇光輝. 原子能科學(xué)技術(shù). 2015(03)
[8]SCWR-FQT回路的冷卻劑流量喪失事故研究[J]. 周翀,楊燕華. 原子能科學(xué)技術(shù). 2013(12)
[9]基于RMC的超臨界水實(shí)驗(yàn)SCWR-FQT裝置的初步物理分析[J]. 范瀟,王侃,李澤光,張國(guó)輝. 原子能科學(xué)技術(shù). 2013(S2)
[10]不同軸向富集度布置下的超臨界水堆物理熱工耦合穩(wěn)態(tài)特性[J]. 陳娟,周濤,劉亮,程萬(wàn)旭. 中國(guó)電機(jī)工程學(xué)報(bào). 2013(29)
博士論文
[1]SCWR候選包殼材料310S不銹鋼應(yīng)用性能研究[D]. 熊茹.哈爾濱工程大學(xué) 2014
[2]超臨界水堆核熱耦合及系統(tǒng)安全特性研究[D]. 陳娟.華北電力大學(xué) 2013
碩士論文
[1]超臨界快堆電站系統(tǒng)安全分析程序[D]. 王晗丁.華北電力大學(xué) 2012
[2]超臨界水堆MOX燃料物理熱工特性研究[D]. 孫燦輝.華北電力大學(xué) 2012
[3]超臨界水堆物理熱工程序研究[D]. 李臻洋.華北電力大學(xué)(北京) 2011
[4]超臨界水堆堆芯中子特性及核熱耦合作用研究[D]. 劉曉壯.華北電力大學(xué)(北京) 2010
[5]PT-SCWR一維兩相流系統(tǒng)分析程序研究與開發(fā)[D]. 田野.清華大學(xué) 2009
[6]超臨界壓力下豎直上升管傳熱分析與回歸評(píng)價(jià)[D]. 張亞奇.上海交通大學(xué) 2008
本文編號(hào):3418724
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