本文關(guān)鍵詞： 鉛基反應(yīng)堆 無保護(hù)瞬態(tài) 固有安全特性 蒸汽遷移　出處：《中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué)》2017年博士論文　論文類型：學(xué)位論文

【摘要】：革新型核能系統(tǒng)是未來核能之路。鉛基反應(yīng)堆是最具潛力堆型之一。不少國(guó)家、機(jī)構(gòu)均制定了龐大的鉛基堆發(fā)展規(guī)劃,中國(guó)在最近幾年來開始加大對(duì)鉛基反應(yīng)堆的投入,作為國(guó)內(nèi)鉛基反應(yīng)堆的主要推動(dòng)者,中科院核能安全技術(shù)研究所FDS團(tuán)隊(duì)目前已完成中國(guó)鉛基研究實(shí)驗(yàn)堆詳細(xì)方案設(shè)計(jì)。反應(yīng)堆無保護(hù)瞬態(tài)分析是評(píng)估其固有安全特性的有效手段,也是檢驗(yàn)、指導(dǎo)其設(shè)計(jì)的重要途徑。鑒于此,本文采用NTC-2D對(duì)上述鉛基研究實(shí)驗(yàn)堆開展了系統(tǒng)、深入的無保護(hù)瞬態(tài)安全特性分析。本文分析工具是NTC-2D程序,該程序是由FDS團(tuán)隊(duì)自主開發(fā)的中子-熱工耦合安全分析程序,已開展大量驗(yàn)證工作。在此基礎(chǔ)上,本文開展了基于"PDS-XADS安全分析例題"的程序?qū)Ρ闰?yàn)證,以驗(yàn)證其整體性功能;同時(shí)開展了基于"JAEA水注入鉛鉍實(shí)驗(yàn)"的實(shí)驗(yàn)對(duì)比驗(yàn)證,以驗(yàn)證其"鉛鉍與水相互作用"模型。對(duì)比發(fā)現(xiàn),NTC-2D與成熟商業(yè)軟件及實(shí)驗(yàn)結(jié)果均吻合較好。首先,根據(jù)國(guó)內(nèi)外無保護(hù)瞬態(tài)安全分析的經(jīng)驗(yàn),同時(shí)考慮該鉛基研究實(shí)驗(yàn)堆自身設(shè)計(jì)特點(diǎn),最終確定了本文無保護(hù)瞬態(tài)安全分析的具體內(nèi)容。即:無保護(hù)超功率瞬態(tài)、無保護(hù)失流瞬態(tài)、無保護(hù)失熱阱瞬態(tài)、無保護(hù)失流合并失熱阱瞬態(tài)、無保護(hù)主換熱器破口瞬態(tài)�；贜TC-2D對(duì)以上五種工況進(jìn)行瞬態(tài)模擬,分析各種工況下的具體瞬態(tài)響應(yīng)過程及機(jī)理,最終完成對(duì)其無保護(hù)瞬態(tài)安全特性的分析,具體分析結(jié)果如下:前四種瞬態(tài)工況,該反應(yīng)堆展現(xiàn)出良好的固有安全特性,主要體現(xiàn)在以下三個(gè)方面:(1)該反應(yīng)堆具有良好的負(fù)反饋特性:超功率工況下它阻止了功率的持續(xù)上升,在失流、失熱阱及失流合并失熱阱工況下,它自動(dòng)降低反應(yīng)堆功率,甚至停堆以保障反應(yīng)堆安全;(2)主回路熱容量很大,熱惰性強(qiáng),大大減緩了失熱阱,失流合并失熱阱工況下堆芯溫度增長(zhǎng)速率,大大緩解了事故后果;(3)主回路擁有良好的自然循環(huán)特性:反應(yīng)堆在失流工況下依靠自然循環(huán)自動(dòng)達(dá)到穩(wěn)定狀態(tài),在失流合并失熱阱工況下,反應(yīng)堆僅靠自然循環(huán)進(jìn)行堆芯冷卻,大大緩解了事故后果。主換熱器破口模擬揭示了 "鉛鉍與水相互作用"的相關(guān)現(xiàn)象與機(jī)理,重點(diǎn)揭示了水蒸汽在主容器內(nèi)的遷移規(guī)律:(1)下封頭斷裂工況下,部分水蒸汽向下遷移,發(fā)現(xiàn)水蒸汽進(jìn)入堆芯;(2)上封頭斷裂工況下,幾乎所有水蒸汽向上遷移,未發(fā)現(xiàn)水蒸汽進(jìn)入堆芯。本文研究意義:(1)可以為該鉛基研究實(shí)驗(yàn)堆安全評(píng)價(jià)工作(初步安全分析報(bào)告撰寫等)提供一定借鑒意義;(2)可以為該鉛基研究實(shí)驗(yàn)堆設(shè)計(jì)優(yōu)化提供初步依據(jù),進(jìn)而實(shí)現(xiàn)設(shè)計(jì)的"built in"而不是"added on";(3)可以為未來商業(yè)鉛基反應(yīng)堆發(fā)展提供一定參考價(jià)值。
[Abstract]:The innovative nuclear energy system is the road of nuclear energy in the future. Lead based reactor is one of the most potential reactor types. Many countries and institutions have formulated a huge lead based reactor development plan. In recent years, China has begun to increase its investment in lead-based reactors as the main promoter of domestic lead-based reactors. At present, the FDS team of the Institute of Nuclear Safety Technology of the Chinese Academy of Sciences has completed the detailed scheme design of the lead based experimental reactor in China. Unprotected transient analysis of the reactor is an effective means to evaluate its inherent safety characteristics and is also a test. In view of this, NTC-2D is used to carry out the system of the lead-based experimental reactor mentioned above. The NTC-2D program, which is developed by the FDS team, is a neutron thermal coupled safety analysis program. A lot of verification work has been carried out. On this basis, the program comparison and verification based on "PDS-XADS Security Analysis example" is carried out to verify its integrity function. At the same time, based on the "JAEA water injection lead bismuth experiment" experimental verification, to verify its "lead-bismuth and water interaction" model. NTC-2D is in good agreement with commercial software and experimental results. Firstly, based on the experience of unprotected transient safety analysis at home and abroad, the design characteristics of the lead based research reactor are considered. Finally, the specific content of the unprotected transient safety analysis is determined, that is, the unprotected superpower transient, the unprotected out-of-current transient, the unprotected heat-sink transient, the unprotected de-current combined with the heat-trap transient. Based on the transient simulation of the above five working conditions, the transient response process and mechanism of the unprotected main heat exchanger are analyzed based on NTC-2D. The results are as follows: the first four transient conditions, the reactor shows good inherent safety characteristics. The reactor has good negative feedback characteristics in the following three aspects: it prevents the power from rising continuously under the condition of overpower, under the condition of loss of current, heat trap and combined loss of current and heat trap. It automatically reduces the power of the reactor and even stops the reactor to ensure the safety of the reactor; 2) the thermal capacity of the main loop is very large and the thermal inertia is strong, which greatly slows down the loss of heat trap, and the temperature growth rate of the core under the condition of the lost current combined with the lost heat trap greatly alleviates the consequence of the accident; (3) the main loop has good natural circulation characteristics: the reactor can be stabilized automatically by natural circulation under the condition of loss of flow, and the core is cooled only by natural circulation under the condition of combined loss of flow and heat trap. The accident consequence was greatly alleviated. The main heat exchanger break simulation revealed the related phenomena and mechanism of the "lead bismuth and water interaction". The migration rule of water vapor in the main vessel is revealed emphatically. Under the condition of head fracture, part of the water vapor migrates downward, and the steam enters the core of the reactor. (2) almost all the water vapor migrates upward under the condition of the fracture of the head of the seal. Water vapor has not been found to enter the core of the reactor. The significance of this paper is: 1) it can be used for reference for the safety evaluation of the lead based experimental reactor (preliminary safety analysis report, etc.); 2) it can provide a preliminary basis for the design optimization of the lead based research reactor, and then realize the design of "built in" instead of "added on". It can provide some reference value for the future development of commercial lead-based reactors.
【學(xué)位授予單位】：中國(guó)科學(xué)技術(shù)大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：博士
【學(xué)位授予年份】：2017
【分類號(hào)】：TL411

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本文編號(hào)：1480880