压水堆小破口失水事故堆芯三维建模与应用

发布时间：2021-01-21 06:41

　　小破口失水事故作为压水堆核电站典型的设计基准事故,小破口失水事故的后果包括反应堆冷却系统由于冷却剂减少引起的压力下降、堆芯冷却恶化、冷却剂泄漏到安全壳中和潜在的放射性向工厂外泄漏。通常对于小破口失水事故利用系统分析程序RELAP5进行建模分析,但由于该程序在堆芯建模部分只能采用点堆中子动力学模型,在破口事故发生之后不能很好地将局部产生的空泡效应反应到临近的燃料反应截面上,因此包壳峰值温度的最终计算结果并不能很好地反应真实情况。本文利用RELAP5-3D程序对小破口失水事故进行建模分析,堆芯建模部分采用节块中子动力学模型,其中对于空泡效应的模拟通过反应截面关于空泡份额的二次多项式实现,从而将局部产生的空泡及时反馈到燃料的反应截面上。在空泡范围变化较大情况下,当空泡份额超过二次多项式的拟合范围时,该多项式就不再适用,因此本文对空泡效应进行分段拟合,在不同的空泡份额条件下利用不同的二次多项式模拟空泡效应,从而实现对整个空泡范围的模拟,并对不同的分段方案进行敏感性分析,筛选出合适的分段方案。通过分段拟合方式实现基于堆芯三维节块中子动力学模型的小破口失水事故模型建立,利用该模型继续对小破口失水事... 

【文章来源】：哈尔滨工程大学黑龙江省 211工程院校

【文章页数】：73 页

【学位级别】：硕士

【部分图文】：

LOFT实验装置示意图

图 1.4 PMK-NVH 装置示意图发展失水事故的数值模拟分析中，之前一直采用较为以 NOTRUMP 和 SB-LOCA 计算机程序为基础的司以 FRACAS 和 ACONDA 计算机程序为基础的展，在追求核电安全性的同时，对核电经济性也提分析方法就不再能够满足要求。近年来，一些核电，如美国的 RELAP5、法国的 CATHARE 程序等核安全局要求的现实估算方法。在大亚湾 18 个月线[FQ(Z)包络线]、验证中小破口失水事故下核电站 个月换料堆芯功率能力，针对中小破口事故就运用序为基础的最佳估算分析方法。有完全属于自主开发的大型热工水力系统分析程序

损失系数等参数进行敏感性分析。由于破口统从地坑中吸水时，碎片容易在吸水口的过该文中还对破口碎片的安注系统的影响进aghetto、Timothy Crook 利用 RELAP5-3D 全壳的地坑中，事故后安注系统向压力容器壳地坑中吸水再注入压力容器内，若吸收口时破口碎片将有可能伴随安注流量进入堆芯成小破口碎片对堆芯冷却的影响分析以及堆模部分均使用点堆动力学模型[23]。 MohsenSalehi,GholamrezaJahanfarnia 等人冷却系统失效事故利用 RELAP5_SCDAP 加应急冷却系统失效的事故工况下，事故后下封头开始失效，在下封头失效之前，电续事故的发生[24]，电厂示意图如图 1.5 所示


本文编号：2990671