热分层模型在AP1000事故分析中的应用研究

发布时间：2017-07-29 07:16

  本文关键词：热分层模型在AP1000事故分析中的应用研究

  更多相关文章： 热分层 混合传热 非能动安全壳 质能释放 热工水力

【摘要】：第三代核电站非能动安全壳冷却系统是专设安全设施的重要组成部分之一,它的可靠性直接影响了反应堆的固有安全性。因此对其进行可靠性分析具有十分重要的意义,而事故工况下安全壳内的压力和温度的峰值是检验安全壳可靠性的依据。非能动安全壳的换热能力是反应堆提升功率的瓶颈,对于未来CAP1400和CAP1700核电站的设计,想提高堆芯的的设计功率,最后一道安全屏障的承压能力是我们重点关注的参数,如果能够准确预测出事故后安全壳内的温度、压力的分布,将对非能动安全壳冷却系统的研究具有重要的意义。目前行业内比较专业的软件主要是采用集总参数法的WGOTHIC, TRAC, MELCOR等的软件,采用比较保守的输入参数来牺牲精度使计算结果简单化,有限元分析软件的弊端就在于要对计算域划分出庞大的网格,从而使计算时间变得冗长。程序利用西屋公司给出的蒸发冷凝关系式并且结合Peterson的理论,开发了AP1000安全壳在事故工况下热工水力计算模型,利用一维模型进行计算,同样将计算得到了大量的简化,并且具有很高的精度。这个程序的一个突出的特点是不需要对计算域进行复杂的网格的划分,便可快速计算出安全壳内温度、压强等分布情况,这个程序是专门针对AP1000以及CAP1400等的第三代反应堆安全壳进行开发,具有很强的针对性。本文还开发一个针对小尺寸安全壳实验的对比喷射蒸汽的热工程序,以验证这个程序模型的可靠性,为AP1000安全壳的热工程序的后续开发做一个基础。最后在原本程序的基础上,将输入条件改为了瞬态的质能释放的参数,以模拟实际的事故工况。利用非能动小型安全壳蒸汽喷射试验,采用单一变量法研究几种典型工况下安全壳体内空间的温度、压强等的分布情况,根据实验得到的温度场和程序对比分析得出：安全壳内的温度场分为了上册和中层空间逐步上升的温度场,下层空间上升梯度较大的温度场。上部分空间的对比结果比较理想,下层空间的温度差值很大。这个可能是程序当中没有考虑壁面射流还有辐射传热的原因。最后针对CAP1400MSLB和LOCA两个算例,将新程序计算结果与WGOTHIC程序的计算结果进行比对,验证程序瞬态质能释放模块和一维点模型,通过多组数据比对充分说明混合与热分层现象对安全壳热工分析的意义。
【关键词】：热分层 混合传热 非能动安全壳 质能释放 热工水力
【学位授予单位】：华北电力大学(北京)
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2016
【分类号】：TM623
【目录】：

• 摘要5-6
• Abstract6-10
• 第1章 绪论10-17
• 1.1 研究的目的和意义10-12
• 1.2 国内外研究现状及发展动态分析12-15
• 1.3 本文的研究内容15-17
• 1.3.1 主要研究内容16
• 1.3.2 研究的创新点16-17
• 第2章 基本原理与程序介绍17-25
• 2.1 一维模型17-18
• 2.2 蒸汽射流模型18-19
• 2.3 主流体模型19-21
• 2.3.1 安全壳内主流流体模型19-20
• 2.3.2 传热传质模型20-21
• 2.4 程序建模21-22
• 2.5 程序模型的改进22-25
• 第3章 蒸汽喷射实验对比分析25-37
• 3.1 实验台架介绍25-28
• 3.2 计算与实验结果28-33
• 3.2.1 实验工况介绍28-30
• 3.2.2 实验测量结果30-32
• 3.2.3 数值模拟结果32-33
• 3.3 对比结果33-36
• 3.3.1 喷射温度改变工况33-34
• 3.3.2 喷淋流量改变工况34-35
• 3.3.3 破口高度改变工况35-36
• 3.4 本章小结36-37
• 第四章 WGOTHIC程序对比分析37-57
• 4.1 建模参数37-39
• 4.1.1 几何参数37
• 4.1.2 初始条件及边界条件37-39
• 4.2 MSLB工况结果39-47
• 4.2.1 MSLB100秒计算结果39-40
• 4.2.2 MSLB600秒计算结果40-42
• 4.2.3 MSLB1200秒计算结果42-44
• 4.2.4 WGOTHIC计算结果对比分析44-47
• 4.3 LOCA工况结果47-55
• 4.3.1 LOCA700秒计算结果47-48
• 4.3.2 LOCA1000秒计算结果48-50
• 4.3.3 LOCA5000秒计算结果50-53
• 4.3.4 WGOTHIC计算结果对比分析53-55
• 4.4 结果分析55-56
• 4.5 本章小结56-57
• 第五章 结论及展望57-59
• 5.1 结论57-58
• 5.2 展望58-59
• 参考文献59-62
• 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果62-63
• 攻读硕士学位期间参加的科研工作63-64
• 致谢64

【相似文献】

中国期刊全文数据库 前10条

1 李胜强;李卫华;姜胜耀;;先进反应堆安全壳非能动特性分析及模拟架构[J];核动力工程;2013年02期

2 张亚军,李怀萱,何树延,崔彬;200MW 核供热堆二次安全壳的设计[J];清华大学学报(自然科学版);1998年07期

3 江邦治;反应堆安全壳密封(泄漏)试验的原理与分析方法[J];核动力工程;1990年01期

4 庄源;王斌;姚俊涛;史寅康;;一种新型材料在三代核电钢制安全壳上的应用[J];热加工工艺;2012年18期

5 杨徐洁;张忠岳;;严重事故中安全壳结构分析和氢气爆炸问题[J];中国原子能科学研究院年报;1991年00期

6 林诚格;赵瑞昌;刘志_";;安全壳在事故情况下的完整性分析[J];核科学与工程;2010年02期

7 郑文祥,张亚军;核供热堆安全壳设计方案的探讨[J];核动力工程;1999年05期

8 濮继龙;;核电厂安全壳及其功能保障问题[J];核科学与工程;1992年03期

9 王海丹;;伊朗布什尔核电站已完成密封安全壳系统的测试[J];国外核新闻;2010年03期

10 孙造占,刘素娟,林松涛,谢永金;预应力安全壳强度监测方法探讨[J];核科学与工程;2002年02期

中国重要会议论文全文数据库 前4条

1 张鹤;赵云淦;牛风雷;;非能动安全壳冷却系统混合对流传热的高级计算模型研究[A];中国核科学技术进展报告（第二卷）——中国核学会2011年学术年会论文集第3册（核能动力分卷（下））[C];2011年

2 尤园江;张升;牛风雷;;非能动安全壳内大分层空间混合过程整体模拟的比例分析[A];中国核科学技术进展报告（第二卷）——中国核学会2011年学术年会论文集第3册（核能动力分卷（下））[C];2011年

3 刘飞;姜兴伟;;AP1000与M310机组安全壳系统差异性分析[A];中国核科学技术进展报告（第二卷）——中国核学会2011年学术年会论文集第2册（铀矿冶分卷、核能动力分卷（上））[C];2011年

4 陈矛;苟在文;刘巍;;国内大型商用核电站预应力混凝土安全壳结构设计简述[A];土木工程与高新技术——中国土木工程学会第十届年会论文集[C];2002年

中国硕士学位论文全文数据库 前6条

1 马楠;热分层模型在AP1000事故分析中的应用研究[D];华北电力大学(北京);2016年

2 骆贝贝;安全壳非能动热量导出系统数值模拟[D];哈尔滨工程大学;2013年

3 周志贵;秦山二期安全壳超压后的过滤及卸压[D];上海交通大学;2007年

4 李光普;基于PCCS应用的GOTHIC程序的开发研究[D];哈尔滨工程大学;2011年

5 张焱;大尺寸空间循环与分层模拟程序的研究[D];华北电力大学;2013年

6 程章华;严重事故下安全壳内氢气分布的数值研究[D];上海交通大学;2007年

，

本文编号：587969