IRIS反应堆严重事故分析

发布时间：2017-06-19 14:19

  本文关键词：IRIS反应堆严重事故分析，由笔耕文化传播整理发布。

【摘要】：国内外对一体化小型反应堆开展了大量研究,但是关于小型堆严重事故方面的研究比较少,由于一体化的小堆在结构上和传统反应堆差异较大,对一体化小型反应堆进行严重事故研究对于认识其在严重事故下的特性,帮助制定严重事故缓解措施和降低堆芯损坏频率有着重要意义。 本文以IRIS反应堆为研究对象,调研IRIS反应堆研究进展和相关参数,建立了IRIS反应堆的RELAP5/SCDAP分析模型。所建模型包括反应堆一回路,二回路(详细模拟了8个蒸汽发生器)和4路应急余热排出系统,堆芯的SCDAP模型和下封头的COUPLE模型。并采用Contempt程序建立了IRIS反应堆的安全壳模型。本文所建模型计算的稳态值与目标值基本一致,在汽轮机停机导致的瞬态事故中,控制棒插入堆芯后功率迅速降低,余热排出系统投入运行后稳压器压力和一回路温度开始下降,符合事故预期进程,同时主要参数与参考文献中的变化趋势一致,这也验证了本文所建模型的正确合理。 对汽轮机停机事故分析结果表明：由于IRIS反应堆低功率,大压力容器设计可以有效推迟堆芯裸露时间,事故发生7小时后堆芯开始裸露,12小时后堆芯开始损坏。对于不采取任何缓解措施的情况,压力容器最终会干涸,堆内出现蒸汽自然循环流动,控制棒熔化后掉入下腔室导致下封头失效；在不卸压的情况下,一个上充泵的安注就能够缓解事故；在卸压的情况下,堆内冷却剂快速闪蒸,堆芯迅速裸露,两个上充泵的安注流量不能缓解事故,安注流量增大到35kg/s时能够缓解事故。 DVI破口事故下反应堆将丧失更多的冷却剂,2.6小时后堆芯开始损坏。相较于CVCS破口事故,事故进程更快,堆芯开始损坏的时间要早5.4小时。对于CVCS破口事故,两个上充泵的安注流量能缓解事故。对于DVI破口事故,一个上充泵安注流量能够缓解事故。综合分析汽轮机停机和破口事故引起的严重事故,确定堆芯出口温度到达703K时为IRIS堆严重事故的入口条件。
【关键词】：一体化小型压水堆 热工水力设计 严重事故分析 RELAP5/SCDAP
【学位授予单位】：中国科学技术大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2015
【分类号】：TL364.4
【目录】：

• 摘要5-6
• ABSTRACT6-7
• 目录7-10
• 第1章 绪论10-19
• 1.1 研究背景10-11
• 1.2 国内外研究综述11-18
• 1.2.1 小型堆的研究现状11-17
• 1.2.2 小型堆严重事故研究现状17-18
• 1.3 本文研究意义与内容18-19
• 第2章 IRIS反应堆及分析工具简介19-24
• 2.1 IRIS反应堆简介19-22
• 2.1.1 IRIS反应堆结构19-20
• 2.1.2 IRIS堆的安全特点20-22
• 2.2 分析工具简介22-23
• 2.2.1 RELAP5/SCDAP程序简介22
• 2.2.2 Contempt-lt/028程序简介22-23
• 2.3 本章小结23-24
• 第3章 IRIS反应堆分析模型建立24-39
• 3.1 反应堆堆芯部分建模24-27
• 3.1.1 堆芯区域划分24-25
• 3.1.2 堆芯功率分布25
• 3.1.3 点堆动力学模型25-27
• 3.2 稳压器建模27-28
• 3.3 螺旋盘管蒸汽发生器建模28-33
• 3.3.1 螺旋管内流体的流动和换热特性28-29
• 3.3.2 螺旋盘管蒸汽发生器参数计算29-33
• 3.4 轴流式冷却剂泵33-34
• 3.5 安全壳建模34-35
• 3.6 调稳态结果35-38
• 3.7 本章小结38-39
• 第4章 汽轮机停机事故分析39-49
• 4.1 事故概述39
• 4.2 分析方法39
• 4.3 汽轮机停机事故对比39-43
• 4.4 汽轮机停机事故长期冷却分析43-48
• 4.5 本章小结48-49
• 第5章 严重事故分析49-65
• 5.1 汽轮机停机引起的严重事故49-54
• 5.1.1 事故简介49
• 5.1.2 不采取缓解措施的计算结果49-50
• 5.1.3 压力容器内自然循环50-52
• 5.1.4 控制棒熔化导致的下封头失效52-53
• 5.1.5 严重事故入口条件及缓解措施研究53-54
• 5.2 CVCS管道破口引起的严重事故54-58
• 5.2.1 事故简介54-55
• 5.2.2 CVCS管道破口流量55-56
• 5.2.3 不采取缓解措施的结果56-57
• 5.2.4 严重事故入口条件及缓解措施研究57-58
• 5.3 DVI管道破口引起的严重事故58-62
• 5.3.1 事故简介58
• 5.3.2 DVI管道破口流量58-59
• 5.3.3 安全壳高压触发停堆时间分析59-61
• 5.3.4 严重事故入口条件及缓解措施研究61-62
• 5.4 IRIS堆严重事故入口条件分析62-63
• 5.5 本章小结63-65
• 第6章 总结与展望65-67
• 6.1 总结65
• 6.2 展望65-67
• 参考文献67-70
• 致谢70-71
• 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果71

【参考文献】

中国期刊全文数据库 前5条

1 许以全,苏云,曹学武;秦山一期核电站SGTR导致堆芯熔化进程及事故缓解措施的研究[J];核动力工程;2004年03期

2 许以全,车济尧,苏云,曹学武;秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究[J];核动力工程;2004年06期

3 车济尧,曹学武;秦山一期核电站未能紧急停堆的预期瞬变导致堆芯熔化的进程及事故缓解措施研究[J];核动力工程;2005年03期

4 张龙飞;舒礼伟;陆古兵;;小型压水堆完全丧失电源引发的严重事故研究[J];原子能科学技术;2012年05期

5 杨珏;孙吉良;杨伟国;舒睿;王飞;;多用途小型堆ACPR100概念设计[J];原子能科学技术;2014年10期

  本文关键词：IRIS反应堆严重事故分析，，由笔耕文化传播整理发布。

本文编号：462818