小型压水堆稳态运行特性及主蒸汽管道破口事故敏感性分析

发布时间：2020-11-10 23:45

　　 小型压水堆(SmallModularReactor,SMR)具有高安全性、布置灵活等优点,近年来成为了国际核工程界的研究热点之一。本文介绍了小型堆的发展过程及设计特点,并以某典型设计的SMR为研究对象,结合通用安全分析程序RELAP5进行数值建模分析,研究该反应堆在稳态工况和事故工况下的流动传热特性。本文研究主要包括两个方面:(1)针对某小型压水堆的设计方案,采用RELAP5程序进行建模,研究稳态运行工况下小堆的流动传热特性、自然循环能力等,并对小堆在不同堆芯功率与不同一回路入口温度稳态运行环境下的各项参数进行敏感性分析;(2)在稳态工况分析的基础上,研究功率400kW小堆的主蒸汽管道出现不同破口面积的瞬态传热特性,并对各项参数进行敏感性分析。基于RELAP5程序开展的小型堆稳态流动传热研究结果表明,(1)堆芯功率越高,堆芯壁温越高,一回路自然循环流量越大,二回路蒸汽出口温度越高,自然循环能力与堆芯加热功率呈正相关;一回路入口温度越高,堆芯壁温越早达到稳定值,一回路自然循环流量越大,二回路蒸汽出口温度越高。(2)蒸汽发生器(传热盘管)二次侧工质与一回路流体呈逆向流动布置,堆芯功率越高,越靠近出口,空泡份额越大,蒸汽流量和干度也越大;一回路入口温度越高,越靠近出口,空泡份额越大,蒸汽流量和干度也越大。(3)在设计参数范围内,堆芯壁温与堆芯外壁流体温度存在较好的匹配,未发现堆芯壁温超过设计限值的现象,证明在当前的设计参数下,堆芯产生的热量能有效传递到一回路流体,并通过自然循环的传递给二次侧产生蒸汽。在针对主蒸汽管道破口事故的瞬态工况模拟中,研究结果表明主蒸汽管道破口面积越大时,蒸汽发生器压力越小,蒸汽发生器流体温度越小,一回路自然循环因此而降低。其稳态传热和事故瞬态分析研究结果可进一步支持SMR相关的审评工作。
【学位单位】：深圳大学
【学位级别】：硕士
【学位年份】：2018
【中图分类】：TM623
【部分图文】：

小型压水堆稳态运行特性及主蒸汽管道破口事故敏感性分析第 3 章实验模型概述Multi-Application Small Light Water Reactor （ MASLWR ）是由美国能源部（Department of Energy，DOE）和美国俄勒冈州立大学（Oregon State University，OSU）共同开发的 150MW 小型自然循环轻水反应堆。该反应堆的实验装置采用高 3:1 和体积 254.7:1 的缩放比例设计,按系统的压力和温度运行, 运行功率为 600 kW。MASLWR的单个反应堆模块可以作为开/关单元运行, 从而限制了运行瞬变到启动和关机。

小型压水堆稳态运行特性及主蒸汽管道破口事故敏感性分析过铁路或公路运送到现场。MASLWR 基准核电厂的主视图如图 3-2 所示。基准装置由 30 个发电单元组成。如果是较小的电厂, 只需要一个发电单元就可以用于建造了。

MASLWR基准设计概念图
【参考文献】

相关期刊论文 前10条

1 程诗思;吴晗;;小型动力堆弹棒事故环境释放源项分析[J];核安全;2015年04期

2 刘友宏;孙明月;;出口高度对非能动安全壳冷却系统影响[J];强激光与粒子束;2015年12期

3 黄锦锋;张尧立;郭奇勋;沈道祥;梁墩煌;李宁;;基于TRISO燃料的小型压水堆研究[J];厦门大学学报(自然科学版);2015年05期

4 张国旭;解衡;谢菲;;小型模块式压水堆设计综述[J];原子能科学技术;2015年S1期

5 杨帆;李峰;冉旭;周科;余红星;;模块式小型堆硼反馈模拟方法研究[J];中国核电;2015年01期

6 任成;杨星团;刘志勇;姜胜耀;;一体化小型堆主回路自然循环稳态特性实验研究[J];原子能科学技术;2014年S1期

7 黄政;;基于自然循环回路的非能动安全壳冷却系统数值模拟[J];原子能科学技术;2014年S1期

8 邹杰;佟立丽;曹学武;;典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析[J];原子能科学技术;2014年S1期

9 刘新凯;王建军;;开式自然循环系统运行特性分析[J];核动力工程;2014年04期

10 蔡伟;叶杰;徐良旺;;MSLB事故源项及放射性后果分析[J];原子能科学技术;2014年06期

本文编号：2878471