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核电站非能动安全注入系统仿真研究
作 者: 陈士强
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: 非能动安全 实时仿真 失水事故 堆芯补水箱
分类号: TM623
类 型: 硕士论文
年 份: 2008年
下 载: 230次
引 用: 2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。论文利用美国GSE公司开发的实时热工水力工程分析工具THEATRe和两相流体建模工具JTOPMERET作为非能动安全研究的工具,在高级实时仿真平台SimExec上进行仿真计算,同时本文对两套程序的模型及其使用进行了详细的介绍。本文使用THEATRe和JTOPMERET程序对非能动压水堆AP1000主冷却剂系统和具有非能动安全补水功能的堆芯补水箱分系统建立了仿真模型,对失水事故进行了仿真计算,通过考察事故后的堆芯补水箱排放管流量、压力容器水位及燃料包壳壁面温度等参数的变化趋势,验证了堆芯补水箱非能动运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。计算表明:在小破口失水事故的工况下,堆芯补水箱能够以非能动形式实现向反应堆冷却剂系统提供应急补水的功能,确保了堆芯的有效冷却,防止了堆芯发生损毁。
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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)
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