学位论文 > 优秀研究生学位论文题录展示

核电站非能动余热排出过程仿真研究

作　者: 李明岩
导　师: 张志俭
学　校: 哈尔滨工程大学
专　业: 核能科学与工程
关键词: 非能动安全 AP1000 主给水丧失事故 PRHR误开事故
分类号: TM623
类　型: 硕士论文
年　份: 2009年
下　载: 103次
引　用: 0次
阅　读: 论文下载
 

内容摘要


非能动安全系统减少了对运行人员干预和外部能源的依赖,是提高核电站安全性、可靠性和经济性的重要方式,在国内外新一代核电站的设计中得到了广泛应用。AP1000作为先进的第三代非能动压水堆,以非能动安全作为主要技术特点,成为我国第三代核电自主化依托项目所选择的技术路线。目前我国浙江三门、山东海阳已决定使用AP1000核电机组。本文利用实时热工水力工程分析工具THEATRe和两相流体建模工具JTopmeret作为AP1000非能动安全研究的工具,在实时仿真平台SimExec上进行仿真计算。论文分别就主给水丧失事故及非能动余热排出系统(PRHR)误开事故进行仿真。仿真结果表明：在主给水丧失事故下,非能动余热排出系统、堆芯补水箱系统(CMT)能够及时的排出堆芯衰变热,保证堆芯的安全。在非能动余热排出系统误开事故下,对于非能动余热排出系统误开事故是一个功率瞬变事件,在事件的发展进程中,反应堆达到一个新的高功率水平的平衡条件下,安全运行。本论文的仿真结果与美国西屋公司的仿真结果基本相同,说明在事故条件下,AP1000非能动堆芯冷却系统能够满足堆芯安全的要求,同时也说明THEARe和JTopmeret仿真软件适合于AP1000此类反应堆的仿真分析。在论文的研究工作中还应用SimExec平台建立AP1000非能动堆芯冷却系统人机界面。通过人机界面对事故进行仿真,有助于对各系统运行特性的分析。在国内,目前还没有关于AP1000非能动堆芯冷却系统的相关研究。论文结果对于AP1000设计特点的应用研究及技术消化吸收有所帮助、对AP1000电站在我国的实际运行将有一定的参考价值。

全文目录


摘要  5-6
ABSTRACT  6-10
第1章 绪论  10-18
  1.1 研究背景及意义  10-11
  1.2 非能动安全技术的提出  11-13
  1.3 非能动余热排出系统研究现状  13-16
    1.3.1 三回路非能动余热排出系统  13-14
    1.3.2 JPRS非能动安全系统  14-15
    1.3.3 AC-600非能动余热排出系统  15-16
  1.4 本文主要工作  16-17
  1.5 本章小结  17-18
第2章 AP1000非能动堆芯冷却系统  18-32
  2.1 概述  18-19
  2.2 非能动余热排出系统  19-22
    2.2.1 运行原理  19-20
    2.2.2 应用分析  20-21
    2.2.3 仿真目的  21-22
    2.2.4 仿真假定条件  22
  2.3 堆芯补水箱系统  22-26
    2.3.1 运行原理  22-24
    2.3.2 应用分析  24-25
    2.3.3 仿真目的  25-26
    2.3.4 仿真假定条件  26
  2.4 安注箱系统  26-27
  2.5 安全壳内置换料水箱系统  27-29
  2.6 自动泄压系统  29
  2.7 PH值调节篮  29-30
  2.8 非能动专设安全系统  30-31
  2.9 本章小结  31-32
第3章 仿真模型的建立  32-44
  3.1 概述  32
  3.2 SIMEXEC实时仿真平台  32-33
  3.3 THEARE程序建模方法仿真模型的建立  33-38
    3.3.1 主回路仿真模型  35-37
    3.3.2 蒸汽发生器二次侧仿真模型  37-38
  3.4 JTOPMERET程序建模方法仿真模型的建立  38-41
    3.4.1 非能动余热排出系统仿真模型  39-40
    3.4.2 堆芯补水箱系统仿真模型  40-41
  3.5 非能动堆芯冷却系统人机界面  41-43
  3.6 本章小结  43-44
第4章 仿真结果及分析  44-59
  4.1 概述  44
  4.2 主给水丧失事故  44-54
    4.2.1 仿真计算的任务及假定条件  44-45
    4.2.2 仿真过程描述  45-46
    4.2.3 仿真结果分析  46-54
  4.3 非能动余热排出系统误开事故  54-58
    4.3.1 仿真计算的任务及假定条件  54-55
    4.3.2 仿真过程描述  55
    4.3.3 仿真结果及分析  55-58
  4.4 本章小结  58-59
结论  59-61
参考文献  61-64
攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果  64-65
致谢  65-66
附录  66-69

相似论文

  1. AP1000先进核电厂大破口RELAP5建模及特性分析,TM623
  2. 基于OVATION的AP1000核电站稳压器控制方法研究,TL362
  3. 核动力装置非能动余热排出方法研究,TM623
  4. 核电站非能动安全注入系统仿真研究,TM623
  5. 密度锁内流体分层特性的实验研究,TK124
  6. 核动力非能动安全特性研究,TL364
  7. AP1000核电站RCS数字化仪控系统与停堆保护逻辑的设计,TM623
  8. 核电厂抗震设计谱研究,TU352.11
  9. 改进型AP1000失水事故的仿真模拟,TM623
  10. AP1000主冷却剂管道安装与焊接技术研究项目成本管理,F406.72
  11. AP1000核电蒸汽发生器管子与管板胀/焊过程模拟与接头性能研究,TL353.13
  12. AP1000核电安全端异种金属焊接接头缺陷评定方法研究,TG407
  13. 核主泵过流部件水力设计与内部流场数值模拟,TL334
  14. AP1000核电厂大破口失水事故最佳估算分析建模与不确定性研究,TM623
  15. 基于本体的AP1000知识管理技术研究与系统开发,TP311.52
  16. AP1000先进核电厂大破口RELAP5建模及特性分析,TM623
  17. 大亚湾和岭澳核电站增建附加柴油机组可行性研究,TM623
  18. 600MW核电机组全范围模拟机系统模型软件的设计与实现,TM623.3
  19. 基于可靠性的核电站设备维修和寿期管理研究,TM623.7
  20. 大亚湾核电站抽汽疏水管道断裂失效原因和改造,TM623.7
  21. 核电厂半环运行工况下热工水力及事件树分析,TM623

中图分类: > 工业技术 > 电工技术 > 发电、发电厂 > 发电厂 > 核电厂（核电站）
© 2012 www.xueweilunwen.com