当前位置:主页 > 科技论文 > 电力论文 >

压水堆核电站一回路超结构设计流量问题研究

发布时间:2017-09-05 05:22

  本文关键词:压水堆核电站一回路超结构设计流量问题研究


  更多相关文章: 核电站 一回路 超结构设计流量


【摘要】:核电站利用核燃料在反应堆中进行可控链式裂变反应产生能量来发电。为了使反应堆安全可靠地运行,必须持续不断地将热量导出堆外,以保证燃料元件不超温,这就需要主泵可以提供足够的一回路冷却剂流量。然而,一回路流量过大会导致反应堆压力容器内的堆内构件和燃料组件安全运行受到负面影响。因此必须对一回路冷却剂流量进行限制,通过切实有效的方法进行测量,并对测量结果进行相关评价,以确保核电站的安全运行,防止核事故的发生。针对国内在建核电机组出现过的一回路流量超结构设计流量准则的现象。本课题通过研究核电机组一回路流量测量原理,查找并分析一回路流量超过结构设计流量准则问题发生的根本原因,研究在设计上消除此问题的措施和方法,最终达到解决一回路超结构设计流量问题的目的。通过反应堆流量测量方法及不确定度的研究与分析,得出流量测量不确定度较大对流量超过原结构设计流量限值有不利贡献,可以通过使用高精度测量仪表,减少仪表传输通道环节等措施使得所测量流量精度提高。通过对一回路阻力特性及主泵扬程分析论证,得出了出现一回路流量超过原结构设计流量限值现象的原因:堆芯、反应堆结构、蒸汽发生器、主管道的阻力特性计算时存在一定的不确定度,一回路各设备的实际阻力特性相对于设计值偏小;主泵扬程特性也存在一定的不确定度,实际扬程相对于设计值偏大。在上述因素的共同作用下,导致核电厂的实际运行流量超过原结构设计流量限值的现象出现。本文在对一回路流量数据统计分析的基础上,结合国内外同类机组的运行经验反馈、三代机型(EPR、AP1000)结构设计流量准则取值依据,提出了机组的一回路结构设计流量的新准则:堆芯结构设计流量为75558m3/11,环路结构设计流量为25186m3/11。在机组的一回路结构设计流量的新准则下(堆芯结构设计流量75558m3/11及环路结构设计流量25186m3/h),本文通过对关键设备的结构完整性分析和机组安全评价,证明新准则下设备结构完整性及机组安全能够得到保证。
【关键词】:核电站 一回路 超结构设计流量
【学位授予单位】:大连理工大学
【学位级别】:硕士
【学位授予年份】:2015
【分类号】:TM623.91
【目录】:
  • 摘要4-5
  • Abstract5-10
  • 1 绪论10-14
  • 1.1 本课题的研究背景10-12
  • 1.2 国内外相关研究概况及发展趋势12-13
  • 1.3 本文的主要研究工作及创新点13-14
  • 2 反应堆流量测量方法14-27
  • 2.1 基本原理14-15
  • 2.2 反应堆冷却剂焓值变化计算15-16
  • 2.3 蒸汽发生器从一回路获得的热功率计算16-21
  • 2.3.1 基本原理16-17
  • 2.3.2 蒸汽发生器出口湿蒸汽焓值计算17-18
  • 2.3.3 给水焓值计算18
  • 2.3.4 给水质量流量计算18-21
  • 2.4 一回路控制体内从外界获得的总热功率21
  • 2.5 反应堆流量测量不确定度计算21-26
  • 2.5.1 流量总误差21-22
  • 2.5.2 计算误差分析22-26
  • 2.6 本章小结26-27
  • 3 一回路系统设计流量验证27-33
  • 3.1 计算的假设条件及组合27-28
  • 3.2 一回路阻力系数计算28-31
  • 3.2.1 阻力系数计算方法28-29
  • 3.2.2 阻力计算基础参数29-31
  • 3.2.3 一回路系统阻力系数31
  • 3.3 对最佳估算流量和结构设计流量的复核31-32
  • 3.4 本章小结32-33
  • 4 核电机组一回路流量超过结构设计流量的潜在因素分析33-41
  • 4.1 一回路阻力特性分析33-38
  • 4.1.1 反应堆压力容器内的阻力特性33-34
  • 4.1.2 主管道的阻力特性34-35
  • 4.1.3 蒸汽发生器的阻力特性35-38
  • 4.1.4 一回路阻力特性小结38
  • 4.2 主泵扬程特性38-39
  • 4.3 实际流量与设计流量偏差分析39-40
  • 4.4 本章小节40-41
  • 5 一回路超结构设计流量解决方案41-44
  • 5.1 试验方法优化41-42
  • 5.2 准则修改建议42-43
  • 5.2.1 对机组流量数据的统计分析42-43
  • 5.2.2 同类型机组的修改情况43
  • 5.2.3 处理方案建议43
  • 5.3 本章小结43-44
  • 6 新结构设计流量准则的综合评价44-55
  • 6.1 关键设备的结构完整性评价44-52
  • 6.1.1 燃料组件的结构完整性44-45
  • 6.1.2 堆内构件的结构完整性45-47
  • 6.1.3 主管道的结构完整性47-48
  • 6.1.4 SG功能影响分析48-50
  • 6.1.5 SG的结构完整性50-52
  • 6.2 安全评价52-53
  • 6.2.1 SLB质能释放和安全壳响应52
  • 6.2.2 二回路超压分析52
  • 6.2.3 落棒时间影响分析52-53
  • 6.3 流量增大后对相关系统的影响评价53-54
  • 6.3.1 对RCP系统主泵的影响53-54
  • 6.3.2 对RRA系统的影响54
  • 6.3.3 对RCV系统的影响54
  • 6.3.4 对一回路仪表的影响54
  • 6.4 本章小结54-55
  • 结论55-56
  • 参考文献56-58
  • 攻读硕士学位期间发表学术论文情况58-59
  • 致谢59-60

【相似文献】

中国期刊全文数据库 前10条

1 杨广利,刘正心,龚德荫;连续监测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的一种新方法[J];中国核科技报告;1987年00期

2 杨广利,刘正心,龚德荫;连续监测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的一种新方法[J];中国核科技报告;1988年S2期

3 黄铁明;;核电站一回路水压试验保护装置研究与实践[J];科技创新导报;2008年08期

4 ;研究性重水反应堆堆本体和一回路的改建[J];核科学与工程;1982年02期

5 陈磊;阎昌琪;王建军;;反应堆一回路多目标参数优化[J];核技术;2014年02期

6 秦慧敏;阎昌琪;王建军;;反应堆一回路装置的容积优化设计[J];核动力工程;2011年04期

7 汝小龙;周涛;郭淼淼;李洋;王泽雷;樊昱楠;;核电站一回路中颗粒物对管路延寿影响的研究[J];中国电业(技术版);2012年08期

8 庄炳奇;;秦山核电厂调试期间一回路的水质控制[J];核动力工程;1993年01期

9 高立;;压水堆一回路水化学:美国的观点[J];国外核新闻;1993年04期

10 潘超祥;段卫江;邹廷云;;秦山300MW核电机组全范围仿真机一回路辅助系统建模[J];核动力工程;1996年02期

中国重要会议论文全文数据库 前3条

1 陈耀玲;周建华;马刚;;一回路泄漏率在线实时计算[A];广东省电机工程学会2003-2004年度优秀论文集[C];2005年

2 王枵天;;核电站一回路中应用的阀门和驱动装置[A];2011年首届阀门技术研讨会资料汇编[C];2011年

3 杨琪;应栋川;党同强;曾勤;吴宜灿;FDS团队;;ITER一回路冷却水活化分析[A];第五届反应堆物理与核材料学术研讨会、第二届核能软件自主化研讨会会议摘要集[C];2011年

中国硕士学位论文全文数据库 前6条

1 张玮婷;基于RELAP5的某三代核电机组一回路主系统建模与事故模拟[D];东华理工大学;2016年

2 张剑;压水堆核电站一回路超结构设计流量问题研究[D];大连理工大学;2015年

3 崔满满;钠冷快堆一回路主冷却系统仿真研究[D];哈尔滨工程大学;2012年

4 姜苏青;注锌对压水堆核电站一回路结构材料腐蚀行为影响的研究[D];上海交通大学;2011年

5 彭燕;一回路钠净化系统大破口事故数值模拟研究[D];中国原子能科学研究院;2007年

6 王力;加锌对一回路材料氧化膜结构影响及其机理研究[D];上海交通大学;2012年



本文编号:796078

资料下载
论文发表

本文链接:https://www.wllwen.com/kejilunwen/dianlilw/796078.html


Copyright(c)文论论文网All Rights Reserved | 网站地图 |

版权申明:资料由用户5c62d***提供,本站仅收录摘要或目录,作者需要删除请E-mail邮箱bigeng88@qq.com