熔盐堆非能动余热排出系统设计与分析
发布时间：2021-03-04 19:05
反应堆的余热排出系统是核电站的重要系统之一,其可靠的运行直接关系到反应堆停堆后的安全。本文以熔盐堆的余热排出系统为研究对象,为其设计了空气冷却和水冷却两种方案,使其可以利用自然规律非能动的导出燃料衰变产生的热量。在C++平台下,自主开发了适用于该非能动余热排出系统的分析程序,模拟计算了系统稳态情况下的运行特性。同时利用RELAP5程序对水冷非能动余热排出系统的运行特性进行了模拟分析。设计的系统利用自然循环原理工作,使正常停堆后在排盐罐内产生的衰变热最终依靠空气或水箱中的水导出。本文给出了系统回路的组成,并着重描述了主要设备的特点。根据系统工作过程,使用C++语言编程,利用相应的数学模型建模,采用Lazarek-Black公式计算管道内的流动沸腾换热系数,而大空间内的沸腾换热系数则使用MuxeeB关系式计算。对于冷凝过程,分别采用Akers关联式和Nusselt公式计算水平和竖直方向下的凝结换热系数。通过计算得到了整个系统的运行特性,得到了系统压力、换热器换热功率、熔盐温度等参数的变化规律。并利用程序进行了有关结构参数的敏感性分析。为了延长系统内熔盐温度降低到凝固点的时间,对系统设计了调...
【文章来源】：哈尔滨工程大学黑龙江省 211工程院校
【文章页数】：80 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
图１．１熔盐堆充排盐系统示意图??１．２．２熔盐堆余热排出系统与蒸汽冷凝系统??
??图１．１熔盐堆充排盐系统示意图??１．２．２熔盐堆余热排出系统与蒸汽冷凝系统??当熔盐排入到排盐罐中后，余热排出系统将开始运行，通过不断冷却排盐罐中熔盐??的方式来达到排出余热的目的。在余热排出系统中，循环冷却水的供给对维持系统的正??常工作十分重要。系统正常运行时要保证冷却水源充足，并保证控制给水流进汽包的阀??门始终安全可靠。根据尽量简化并独立的原则，主要采取靠水沸腾蒸发的方式冷却熔盐，??防止其温度升高。随着余热排出系统开始工作，即可进行自动调节，无需外部控制。??系统流程图如图１．２所示，最初运行时，汽包内水位较高，插在排盐罐中的进水管??均有水流入，流到进水管底部后折流向上，进入到套管间的环腔内，在流动过程中吸收??由熔盐传递到内层套管的热量
线路上的手动阀泄压，将气体通过烟囱排出，为防止手动阀失效造成系统无法工作，管??线上设置有爆破阀以实现泄压功能。另外，蒸汽冷凝系统还作为余热排出系统的冗余系??统，保证熔盐衰变热的导出。蒸汽冷凝系统的示意图如图１．３所示。??通向过滤器及烟囱＼?＝??—＾???Ｒ７％Ａ??丨｜＿＿??－ｉｉｎ???????＾？—：、丨卜冋闹????１１?＾７－：－??ＣｌＬ?Ｉ?：?，綱??自反应堆单元气体??图１．３熔盐堆蒸汽冷凝系统示意图??正常情况下，蒸汽被冷凝器冷凝，当其失效时，蒸汽则流入蒸汽冷凝系统中。系统??主要由一个竖直水罐和一个在常压下工作的不凝结性气体储存罐组成。水罐中装有２／３??体积的水。蒸汽冷凝系统不但满足了排出衰变热的要求，还保证了事故下反应堆的安全。??即使熔盐泄漏，与水接触，产生大量蒸汽导致厂房压力迅速升高，蒸汽冷凝系统的运行??保证了厂房压力不会超过允许值２７５．７２ｋＰａ，并可储存不凝性气体。管道上的两个爆破??阀直径不同，分别在１３７．８６ｋＰａ和１０３．４ｋＰａ下爆破，由于爆破阀爆破压力不同，较小压??力下爆破的爆破阀可以减小另一个爆破阀爆破时对冷凝系统带来的动态影响。发生事故??时，爆破阀爆破，蒸汽通过蒸汽管路以鼓泡的方式进入到水罐中，其中不凝性气体上升，??通过膨胀节流向气体储存罐
【参考文献】：
期刊论文
[1]熔盐堆水冷却非能动余热排出系统换热器稳态特性研究[J]. 法丹,阎昌琪,孙立成,孙露,赵行斌. 核技术. 2013(09)
[2]AP1000核电站非能动安全系统的比较优势[J]. 叶成,郑明光,韩旭,陈松. 原子能科学技术. 2012(10)
[3]ORNL 10MW熔盐实验堆（MSRE）排盐罐冷却系统热工水力特性分析[J]. 孙露,孙立成,阎昌琪. 核技术. 2012(10)
[4]基于密度锁的非能动余热排出系统设计及验证分析[J]. 陈薇,严春,阎昌琪,谷海峰. 原子能科学技术. 2011(10)
[5]熔盐堆的安全性介绍[J]. 左嘉旭,张春明. 核安全. 2011(03)
[6]新概念熔盐堆的固有安全性及相关关键问题研究[J]. 秋穗正,张大林,苏光辉,田文喜. 原子能科学技术. 2009(S1)
[7]世界核电技术发展趋势及第3代核电技术的定位[J]. 欧阳予. 发电设备. 2007(05)
[8]西屋公司的AP1000先进非能动型核电厂[J]. 现代电力. 2006(05)
[9]中国先进研究堆自然循环两相流动不稳定性分析[J]. 郭赟,苏光辉,田文喜,秋穗正,贾斗南,张建伟,刘天才. 原子能科学技术. 2006(02)
[10]中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究[J]. 肖泽军,卓文彬,陈炳德,贾斗南,周连帮. 核动力工程. 2005(05)
硕士论文
[1]先进反应堆非能动余热排出系统设计[D]. 严春.哈尔滨工程大学 2010
[2]IPWRs非能动余热排出系统热工水力特性分析[D]. 代守宝.哈尔滨工程大学 2009
[3]核电站非能动余热排出过程仿真研究[D]. 李明岩.哈尔滨工程大学 2009
[4]非能动余热排出换热器沸腾传热强化特性实验研究[D]. 李勇.哈尔滨工程大学 2009
[5]密度锁工作特性的实验研究[D]. 孙福荣.哈尔滨工程大学 2009
[6]核电站非能动安全注入系统仿真研究[D]. 陈士强.哈尔滨工程大学 2008
[7]核动力装置非能动余热排出方法研究[D]. 岳芷廷.哈尔滨工程大学 2008
[8]船用核动力非能动余热排出新方法研究[D]. 刘兆年.哈尔滨工程大学 2007
本文编号：3063740
【文章来源】：哈尔滨工程大学黑龙江省 211工程院校
【文章页数】：80 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
图１．１熔盐堆充排盐系统示意图??１．２．２熔盐堆余热排出系统与蒸汽冷凝系统??
??图１．１熔盐堆充排盐系统示意图??１．２．２熔盐堆余热排出系统与蒸汽冷凝系统??当熔盐排入到排盐罐中后，余热排出系统将开始运行，通过不断冷却排盐罐中熔盐??的方式来达到排出余热的目的。在余热排出系统中，循环冷却水的供给对维持系统的正??常工作十分重要。系统正常运行时要保证冷却水源充足，并保证控制给水流进汽包的阀??门始终安全可靠。根据尽量简化并独立的原则，主要采取靠水沸腾蒸发的方式冷却熔盐，??防止其温度升高。随着余热排出系统开始工作，即可进行自动调节，无需外部控制。??系统流程图如图１．２所示，最初运行时，汽包内水位较高，插在排盐罐中的进水管??均有水流入，流到进水管底部后折流向上，进入到套管间的环腔内，在流动过程中吸收??由熔盐传递到内层套管的热量
线路上的手动阀泄压，将气体通过烟囱排出，为防止手动阀失效造成系统无法工作，管??线上设置有爆破阀以实现泄压功能。另外，蒸汽冷凝系统还作为余热排出系统的冗余系??统，保证熔盐衰变热的导出。蒸汽冷凝系统的示意图如图１．３所示。??通向过滤器及烟囱＼?＝??—＾???Ｒ７％Ａ??丨｜＿＿??－ｉｉｎ???????＾？—：、丨卜冋闹????１１?＾７－：－??ＣｌＬ?Ｉ?：?，綱??自反应堆单元气体??图１．３熔盐堆蒸汽冷凝系统示意图??正常情况下，蒸汽被冷凝器冷凝，当其失效时，蒸汽则流入蒸汽冷凝系统中。系统??主要由一个竖直水罐和一个在常压下工作的不凝结性气体储存罐组成。水罐中装有２／３??体积的水。蒸汽冷凝系统不但满足了排出衰变热的要求，还保证了事故下反应堆的安全。??即使熔盐泄漏，与水接触，产生大量蒸汽导致厂房压力迅速升高，蒸汽冷凝系统的运行??保证了厂房压力不会超过允许值２７５．７２ｋＰａ，并可储存不凝性气体。管道上的两个爆破??阀直径不同，分别在１３７．８６ｋＰａ和１０３．４ｋＰａ下爆破，由于爆破阀爆破压力不同，较小压??力下爆破的爆破阀可以减小另一个爆破阀爆破时对冷凝系统带来的动态影响。发生事故??时，爆破阀爆破，蒸汽通过蒸汽管路以鼓泡的方式进入到水罐中，其中不凝性气体上升，??通过膨胀节流向气体储存罐
【参考文献】：
期刊论文
[1]熔盐堆水冷却非能动余热排出系统换热器稳态特性研究[J]. 法丹,阎昌琪,孙立成,孙露,赵行斌. 核技术. 2013(09)
[2]AP1000核电站非能动安全系统的比较优势[J]. 叶成,郑明光,韩旭,陈松. 原子能科学技术. 2012(10)
[3]ORNL 10MW熔盐实验堆（MSRE）排盐罐冷却系统热工水力特性分析[J]. 孙露,孙立成,阎昌琪. 核技术. 2012(10)
[4]基于密度锁的非能动余热排出系统设计及验证分析[J]. 陈薇,严春,阎昌琪,谷海峰. 原子能科学技术. 2011(10)
[5]熔盐堆的安全性介绍[J]. 左嘉旭,张春明. 核安全. 2011(03)
[6]新概念熔盐堆的固有安全性及相关关键问题研究[J]. 秋穗正,张大林,苏光辉,田文喜. 原子能科学技术. 2009(S1)
[7]世界核电技术发展趋势及第3代核电技术的定位[J]. 欧阳予. 发电设备. 2007(05)
[8]西屋公司的AP1000先进非能动型核电厂[J]. 现代电力. 2006(05)
[9]中国先进研究堆自然循环两相流动不稳定性分析[J]. 郭赟,苏光辉,田文喜,秋穗正,贾斗南,张建伟,刘天才. 原子能科学技术. 2006(02)
[10]中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究[J]. 肖泽军,卓文彬,陈炳德,贾斗南,周连帮. 核动力工程. 2005(05)
硕士论文
[1]先进反应堆非能动余热排出系统设计[D]. 严春.哈尔滨工程大学 2010
[2]IPWRs非能动余热排出系统热工水力特性分析[D]. 代守宝.哈尔滨工程大学 2009
[3]核电站非能动余热排出过程仿真研究[D]. 李明岩.哈尔滨工程大学 2009
[4]非能动余热排出换热器沸腾传热强化特性实验研究[D]. 李勇.哈尔滨工程大学 2009
[5]密度锁工作特性的实验研究[D]. 孙福荣.哈尔滨工程大学 2009
[6]核电站非能动安全注入系统仿真研究[D]. 陈士强.哈尔滨工程大学 2008
[7]核动力装置非能动余热排出方法研究[D]. 岳芷廷.哈尔滨工程大学 2008
[8]船用核动力非能动余热排出新方法研究[D]. 刘兆年.哈尔滨工程大学 2007
本文编号：3063740
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