基于三维等结构的反应堆中子行为及传热耦合研究
【学位授予单位】:上海电力学院
【学位级别】:硕士
【学位授予年份】:2018
【分类号】:TM623.2
【图文】:
上海电力学院硕士学位论文准化、系列化的大型商用核电站。但是,1979 年以及 1986 年相继发生的三哩岛核事和切尔诺贝利核事故使得核电的发展止步不前,人们开始重新评估核电的安全性和济性,从而促进了核电技术从“第二代”到“第三代”转化。图 1-1 来源于环境政专家马克尔施耐德等撰写的《2015 世界核工业现状报告》,从图中可得知,20 世纪年代末期至 21 世纪除,全球范围内反应堆数量及装机容量基本维持不变;而在 20年日本福岛核电站发生核泄漏后,数量明显下降。因此,在世界核电发展大环境相恶劣与我国未来数十年对于核电安全高效发展要求的复杂背景下,对于 第三代‖核机组的运行安全性的探究显得尤为重要。
如图2-1 所示。在一回路中,冷却剂沿箭头所示方向流动,在反应堆中吸收堆芯核裂变所产生的热量,然后沿一回路热管段进入蒸汽发生器的 U 型管内,将热量传递给 U 型管外侧的二回路系统的给水,将其加热成蒸汽;同时,U 型管中被冷却后的冷却剂流向主泵,由主泵提供动力,流经冷管段,重新回到反应堆内再次加热。功能上,一回路系统可以使冷却剂循环工作,将堆芯所释放的能量传递给蒸汽发生器;同时,及时带走热量以冷却堆芯,防止燃料元件因热流密度过高而烧毁或损坏。除此之外
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本文编号:2742039
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