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IPWRs非能动余热排出系统热工水力特性分析

作　者: 代守宝
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: 一体化压水堆非能动余热排出系统自然循环
分类号: TL333
类　型: 硕士论文
年　份: 2009年
下　载: 69次
引　用: 1次
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内容摘要

由于一体化压水堆体积小而重量轻,设备布置紧凑,从设计上消除了大破口失水事故发生的可能性,大大提高了系统的固有安全性,所以采用非能动安全技术的一体化压水堆在经济和技术方面特别适合中小规模核电站和舰船用核动力装置,同时能满足先进压水堆非能动和固有安全的要求。舰船用核动力装置的运行环境和条件与核电站相比要恶劣的多,潜在危险性也比核电站要大,其非能动安全系统的运行特性有别于陆地用核电站的非能动安全系统。因此,为了确保船用一体化压水堆的安全运行,开展船用一体化核动力装置及其非能动安全系统运行特性的研究是十分必要的。本论文主要是对一体化压水堆概念设计方案的非能动余热排出系统进行设计和运行特性分析。该系统利用3个回路的自然循环(即在反应堆压力容器内一次侧冷却剂的自然循环；二回路工质在蒸汽发生器与换热器之间的自然循环；最终热阱与换热器的自然对流)将事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。用RELAP5/MOD3.4程序对该系统进行运行特性分析。结果表明：反应堆事故工况下停堆,非能动余热排出系统能够迅速投入运行,成功将堆芯冷却到热停堆状态,一、二回路压力和堆芯温度都不超过设计值,保证堆芯安全,最后利用能动的停堆冷却系统将堆芯继续冷却到冷停堆状态。然后通过不同换热器设计参数下系统运行特性的比较来分析影响因素：分别分析了余热换热器换热面积、冷热芯位差、主蒸汽阀门关闭的延迟时间以及与余热换热器并联补水箱对系统运行特性的影响。分析结果表明：换热面积越大,冷热芯位差越大,有利于自然循环的建立,但同时二回路压力峰值也越大。通过合理延长主蒸汽阀门关闭的延迟时间,在余热换热器上并联补水箱这两种方法能在不影响自然循环能力的前提下解决压力峰值过大的问题。本论文设计的非能动余热排出系统能够在事故工况下排出堆芯余热,保证堆芯安全。通过不同换热器设计参数对系统运行特性影响分析,对非能动余热排出系统进行合理设计,使其在满足结构和安全的前提下,具有较大的余热排出能力。

全文目录

摘要  5-7
ABSTRACT  7-11
第1章绪论  11-20
  1.1 课题研究背景与目的  11-12
  1.2 非能动安全技术的提出及其发展状况  12-18
    1.2.1 非能动安全技术的提出  12-14
    1.2.2 非能动余热排出技术研究现状  14-18
  1.3 本文研究的内容  18-20
第2章非能动余热排出系统设计及建模  20-38
  2.1 一体化压水堆概念设计方案  20-22
    2.1.1 反应堆结构  20-21
    2.1.2 直流蒸汽发生器结构  21-22
  2.2 非能动余热排出系统设计  22-25
  2.3 系统节点建模  25-37
    2.3.1 RELAP5程序介绍  25-32
    2.3.2 系统节点划分  32-37
  2.4 本章小结  37-38
第3章系统热工水力动态特性分析  38-50
  3.1 全船断电事故分析  38-42
  3.2 超压事故分析  42-46
    3.2.1 蒸汽流的阻塞  43-44
    3.2.2 给水丧失事故  44-45
    3.2.3 给水管道破口事故  45-46
  3.3 能动停堆冷却系统(SCS)  46-48
  3.4 本章小结  48-50
第4章系统特性影响因素分析  50-63
  4.1 换热器换热面积对系统特性影响  50-53
  4.2 冷热芯位差对系统特性的影响  53-57
  4.3 主蒸汽阀关闭时间对系统特性的影响  57-58
  4.4 补水箱对系统特性的影响  58-61
  4.5 本章小结  61-63
结论  63-65
参考文献  65-70
攻读学位期间发表的论文和取得的科研成果  70-71
致谢  71-72
附录A 主要热工设计参数  72-73
附录B 传热关系式  73-80
附录C RELAP5输入文件  80-83
  1. 稳态计算输入文件的一部分  80-82
  2. 瞬态输入文件  82-83

IPWRs非能动余热排出系统热工水力特性分析

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