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快堆中间回路钠水反应事故仿真
作 者: 刘晓宇
导 师: 彭敏俊
学 校: 哈尔滨工程大学
专 业: 核能科学与工程
关键词: CEFR 系统仿真 JTopmeret 钠水反应
分类号: TL364.4
类 型: 硕士论文
年 份: 2012年
下 载: 34次
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内容摘要
中国实验快堆是一座小型池式钠冷快中子增殖反应堆,水与钠之间的换热设备为蒸汽发生器。在蒸汽发生器中,由于传热管腐蚀等原因,常使蒸汽发生器传热管破裂,三回路的水或水蒸气便会冲入钠中,导致钠水反应事故的发生。钠水反应将产生大量的氢气和热量,反应所产生的氢气会严重影响钠的流动,导致蒸汽发生器内的压力急剧上升,高压可以引起蒸汽发生器爆炸。压力可以通过二回路波及到中间热交换器导致其结构失效,一回路中带放射性的钠就会与二回路的钠相混合,使二回路各部分遭到放射性污染。钠水反应事故是钠冷快堆设计和安全分析必须考虑的重要事故,由于该事故的发生会影响整个系统的运行安全,所以本文在建立钠水反应模型的同时也建立了一、二回路主冷却系统模型、蒸汽发生器模型以及相应的事故保护系统的模型。本文使用JTopmeret软件进行系统建模,所生成的程序可用于计算系统任意一点的流量、压力、温度等运行参数。将该仿真模型在稳态工况下的计算值与设计参数进行对比,重要参数的误差小于1%,在瞬态工况下,对快速升降负荷情况进行分析验证,结果证明:本系统程序可以很好的完成仿真分析任务,所添加的控制程序也能保证系统安全、稳定的运行。本文中的钠泄漏程序模块使用Fortran语言编写,采用瞬时钠水反应理论模型,根据温度判断使用不同的化学反应方程式。将编好的钠泄漏模块程序与系统程序在SimExec平台中进行耦合,同时对爆破片等专设安全设施加以控制,形成完整的钠水反应程序。该程序可以计算在不同泄漏率和不同的破口位置发生钠水反应事故时一、二回路系统的动态响应,并能给出系统中任意节点压力的波动以及流线流量的改变。将所得结果与安全分析报告进行对比验证,验证结果表明:本文的钠水反应模型建立正确,计算结果与安全分析报告中的结果相符,本程序可以用于钠水反应事故的分析计算。本文在进一步的计算中研究在不同条件下发生钠水反应事故对系统造成的影响,分析结果显示,在单相汽区发生最大泄漏钠水反应事故是最严重的钠水反应事故,但是即使发生最严重的钠水反应事故,由于保守的设计和贯彻始终的纵深防御原则的安全思想,二回路不会发生设备损坏,一回路边界完好,没有超标放射性物质释放。本文开发的系统和事故程序能够用于小型钠冷快堆发生钠水反应事故的安全分析,对中国实验快堆仿真平台的开发有重要意义,同时也可以将其用于快堆操作员的培训,还可以为未来大型快堆的设计、运行提供参考。
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全文目录
摘要 5-7 Abstract 7-11 第1章 绪论 11-21 1.1 引言 11 1.2 快堆发展现状 11-13 1.3 钠水反应事故研究现状及意义 13-18 1.3.1 钠水反应事故研究意义 13-14 1.3.2 钠水反应事故研究现状 14-18 1.4 本文主要工作 18-21 第2章 系统模型的建立 21-43 2.1 概述 21 2.2 系统建模工具介绍 21-27 2.2.1 建模工具 JTopmeret 21-25 2.2.2 仿真平台 SimExec 25-27 2.3 系统建模 27-41 2.3.1 一回路主冷却系统建模 27-30 2.3.2 二回路主冷却系统建模 30-35 2.3.3 蒸汽发生器事故保护系统建模 35-38 2.3.4 蒸汽发生器建模 38-40 2.3.5 系统建模化简及假设 40-41 2.4 系统联接 41-42 2.5 本章小结 42-43 第3章 系统模型的验证 43-53 3.1 系统稳态计算及验证 43-45 3.2 系统瞬态计算及验证 45-52 3.2.1 系统运行方案 45-46 3.2.2 瞬态工况——负荷从 100%FP 快速降到 75%FP 46-49 3.2.3 瞬态工况——负荷从 75%FP 快速升到 100%FP 49-52 3.3 本章小结 52-53 第4章 钠水反应计算 53-67 4.1 概述 53-54 4.2 钠水反应模型 54-55 4.3 模型在平台上的加载 55-57 4.4 程序验证 57-60 4.4.1 设置初始条件 57 4.4.2 计算结果验证 57-60 4.5 不同条件下发生钠水反应对系统压力的影响 60-65 4.5.1 泄漏量不同 61-62 4.5.2 泄漏点不同 62-63 4.5.3 爆破延迟不同 63-64 4.5.4 爆破片开度不同 64-65 4.6 本章小结 65-67 结论 67-69 参考文献 69-73 攻读学位期间发表的论文和取得的科研成果 73-74 致谢 74
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中图分类: > 工业技术 > 原子能技术 > 核反应堆工程 > 反应堆安全与控制 > 反应堆安全 > 反应堆事故及其分析
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