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沸水堆核電站系統(tǒng)建模與動態(tài)特性分析

發(fā)布時間:2021-11-23 14:08
  核電作為一種清潔能源,技術發(fā)展已經相對成熟,供應能力較強,安全可靠性也得到了實踐驗證,已成為國家能源電力戰(zhàn)略的重要組成部分。核電機組的陸續(xù)建設和運行緩解了當今世界的能源需求,但是核電站的運行也可能會帶來一定的安全隱患。尤其是日本福島核電事故發(fā)生后,人們對沸水堆核電站的安全問題關注度越來越高。沸水堆內允許冷卻劑飽和沸騰,因此兩相流動穩(wěn)定性問題是沸水堆重點關注的問題,對核動力系統(tǒng)的安全和事故分析具有重要意義。由于核電站系統(tǒng)的復雜性和重要性決定了研究者不能直接對其進行測試。因此,建立一個準確完整的沸水堆核電站機理模型,對研究沸水堆特性以及兩相流不穩(wěn)定性問題有著重要的意義。因此,本文利用美國Idaho國家工程實驗室開發(fā)的輕水反應堆瞬態(tài)分析程序RELAP5,以某沸水堆核電站為對象,建立了沸水堆反應堆冷卻系統(tǒng)和主給水系統(tǒng)的完整機理模型和控制系統(tǒng)設計,在此基礎上對沸水堆中兩相流系統(tǒng)不穩(wěn)定性現(xiàn)象進行了模擬和分析。本文的主要內容和成果如下:1沸水堆核電站的模型建立:以某實際運行的沸水堆核電站為對象,建立沸水堆核電站的計算節(jié)點圖和編寫RELAP5輸入卡,完成沸水堆核電站堆芯冷卻系統(tǒng)和主給水回路系統(tǒng)的建模。... 

【文章來源】:浙江大學浙江省 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】:103 頁

【學位級別】:碩士

【文章目錄】:
致謝
摘要
Abstract
目錄
第一章 緒論
    1.1 前言
    1.2 研究背景及意義
    1.3 國內外研究現(xiàn)狀
    1.4 本文研究內容及結構
第二章 沸水堆模型建立與驗證
    2.1 引言
    2.2 RELAP5程序特點與應用
        2.2.1 RELAP5程序結構
        2.2.2 RELAP5基本模型方程
        2.2.3 RELAP5建模方法
    2.3 沸水堆模型簡介
    2.4 沸水堆模型建模
        2.4.1 系統(tǒng)建模方法
        2.4.2 反應堆冷卻劑系統(tǒng)建模
        2.4.3 主給水回路系統(tǒng)建模
        2.4.4 沸水堆模型驗證
    2.5 本章小結
第三章 沸水堆控制系統(tǒng)建立與仿真
    3.1 引言
    3.2 主要控制系統(tǒng)設計
        3.2.1 沸水堆核電站控制系統(tǒng)功能
        3.2.2 沸水堆核電站系統(tǒng)動態(tài)特性分析
        3.2.3 沸水堆控制系統(tǒng)建模
    3.3 沸水堆變工況仿真分析
        3.3.1 降功率仿真分析
        3.3.2 升功率仿真分析
    3.4 沸水堆故障工況仿真分析
        3.4.1 主給水泵故障仿真
        3.4.2 單循環(huán)泵故障仿真
        3.4.3 雙循環(huán)泵故障仿真
    3.5 本章小結
第四章 沸水堆不穩(wěn)定性模擬分析
    4.1 引言
    4.2 兩相流不穩(wěn)定性現(xiàn)象機理
        4.2.1 強制循環(huán)與自然循環(huán)
        4.2.2 自然循環(huán)密度波不穩(wěn)定性
        4.2.3 BWR自然循環(huán)不穩(wěn)定性
    4.3 純熱工水力密度波不穩(wěn)定性分析
        4.3.1 單通道自然循環(huán)流動不穩(wěn)定性分析
        4.3.2 并聯(lián)通道自然循環(huán)流動不穩(wěn)定性分析
    4.4 BWR自然循環(huán)不穩(wěn)定性建模
        4.4.1 模型節(jié)點劃分
        4.4.2 仿真結果及分析
    4.5 沸水堆系統(tǒng)不穩(wěn)定性分析結論
    4.6 本章小結
第五章 總結與展望
    5.1 本文研究總結
    5.2 未來展望
參考文獻
作者攻讀碩士學位期間取得的成果


【參考文獻】:
期刊論文
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碩士論文
[1]嶺澳二期核電站常規(guī)島熱力系統(tǒng)建模分析與研究[D]. 蘇耿.上海交通大學 2009
[2]核電廠主要儀控系統(tǒng)建模研究及應用[D]. 林樺.上海交通大學 2009
[3]一體化核動力裝置廣義預測控制方法研究[D]. 王明星.哈爾濱工程大學 2009
[4]基于RELAP5的核動力裝置故障診斷數(shù)據平臺研究[D]. 沈季.哈爾濱工程大學 2008
[5]鉛冷反應堆系統(tǒng)安全分析程序的開發(fā)[D]. 李石磊.中國原子能科學研究院 2007
[6]CARR高溫高壓試驗回路事故分析[D]. 張毅.中國原子能科學研究院 2007
[7]壓水堆核電站熱力系統(tǒng)建模分析與研究[D]. 高蕊.上海交通大學 2007
[8]核動力非能動安全特性研究[D]. 廖永達.哈爾濱工程大學 2003
[9]壓水堆堆芯系統(tǒng)建模及其控制系統(tǒng)仿真研究[D]. 段新會.華北電力大學 2001



本文編號:3514040

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