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事故后安全壳地坑碎片对燃料组件流动压降影响的研究

发布时间:2017-08-15 09:19

  本文关键词:事故后安全壳地坑碎片对燃料组件流动压降影响的研究


  更多相关文章: LOCA 安全壳地坑 碎片 燃料组件 压降


【摘要】:在压水堆核电站LOCA后再循环阶段,由于破口撕裂、高温高压水流的喷射以及材料的腐蚀或溶解等作用,安全壳内可能产生大量碎片。这些碎片,包括一些原本就在安全壳内累积的杂质、淤泥、异物等,由于事故后安全壳内水流的迁移作用,将进入安全壳地坑。虽然碎片可由地坑滤网捕集,但是仍将有部分碎片可旁通安全壳地坑滤网进入一回路系统,并在堆芯燃料组件内聚集和沉积,引起燃料组件压降增加。国内外相关研究现状表明该现象对核电厂LTCC至关重要,美国核管会(U.S. NRC)规定在运行的商用核电厂必须能够证明其LOCA后能保证堆芯长期冷却,国家核安全局发布地坑滤网改造通知的同时也要求各运行核电厂须论证流体在夹带杂质的运行工况下,ECCS和CSS的再循环功能满足相关的管理规定要求。在此背景下,本文首先充分阐述了安全壳地坑碎片对燃料组件流动压降试验的意义,针对秦山一厂LTTC特性给出了本课题的试验参数。为实现研究目的,该课题需要搭建一个大型热工水力试验平台。平台搭建的其中一个关键就是测量仪表量程范围的选取。对此,通过对小单元流道的CFD模拟、相关经验关系式及调研估算,并综合各方面因素,本文为所需传感器提供了预估测量范围,亦为试验数据的对比提供理论依据。随后论文中阐述了本课题的试验条件,并详细介绍了用于完成本课题的试验台架和试验工况。在试验方面开展了基准试验、颗粒+纤维敏感性试验和极限试验,得到了这几个工况下定量化的压降数据并进行了合理性分析。本文工作的开展和完成将为秦山核电厂堆芯下游效应分析和安全分析程序的分析输入积累可靠、量化的试验数据,为其保证应急堆芯冷却系统安全功能的可靠执行提供支持,从而为秦山核电厂通过相关安全审评提供试验验证保障。
【关键词】:LOCA 安全壳地坑 碎片 燃料组件 压降
【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;TL364.3
【目录】:
  • 摘要5-6
  • ABSTRACT6-9
  • 第1章 绪论9-16
  • 1.1 研究背景9-10
  • 1.2 国内外研究现状10-14
  • 1.2.1 燃料组件内流场的研究11
  • 1.2.2 碎片在地坑滤网阻塞的研究11-12
  • 1.2.3 核电厂产生碎片的研究12-14
  • 1.2.3.1 碎片来源12-13
  • 1.2.3.2 碎片类型总结13-14
  • 1.3 课题试验参数及碎片介绍14
  • 1.4 本文主要研究内容和结构14-16
  • 第2章 研究基础16-27
  • 2.1 组件压差估算16-25
  • 2.1.1 CFD预计算16-20
  • 2.1.1.1 模型16-18
  • 2.1.1.2 计算结果18-20
  • 2.1.2 经验关系式估算20-25
  • 2.2 其他参数估算25
  • 2.3 被测参数范围估算小结25-27
  • 第3章 试验台架及试验工况介绍27-39
  • 3.1 试验条件27-28
  • 3.1.1 试验系统27
  • 3.1.2 试验方法27-28
  • 3.1.3 试验准则和标准28
  • 3.2 试验台架设计28-35
  • 3.2.1 试验系统设计28-30
  • 3.2.2 试验体设计30-32
  • 3.2.2.1 燃料组件试验段30-31
  • 3.2.2.2 冷却剂循环回路31
  • 3.2.2.3 碎片搅混系统31-32
  • 3.2.3 数据采集及仪控系统32-35
  • 3.2.3.1 数据采集及仪控系统特点32
  • 3.2.3.2 仪表布置及测量范围32-33
  • 3.2.3.3 试验操作序列33
  • 3.2.3.4 工程方案33-35
  • 3.3 试验工况设置35-39
  • 3.3.1 基准试验36-37
  • 3.3.2 敏感性试验37
  • 3.3.3 极限碎片试验37-39
  • 第4章 试验过程及分析39-51
  • 4.1 试验用碎片准备39
  • 4.2 基准试验39-41
  • 4.2.1 基准试验结果39-40
  • 4.2.2 极限流量试验数据与估算值对比40-41
  • 4.3 颗粒+纤维敏感性试验41-43
  • 4.3.1 试验碎片参数41-42
  • 4.3.2 试验结果42-43
  • 4.4 极限试验43-49
  • 4.4.1 试验碎片参数43-44
  • 4.4.2 试验结果及对比44-49
  • 4.5 试验合理性分析49-51
  • 第5章 总结和展望51-52
  • 参考文献52-55
  • 附录55-56
  • 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果56-57
  • 致谢57

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1 蔡靖宇;核燃料组件及相关组件用材料制造过程的质量控制[J];上海钢研;1996年03期

2 李海龙;;燃料组件铁路运输栓系系统安全分析[J];原子能科学技术;2008年S2期

3 王U,

本文编号:677378


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