百万千瓦级压水堆二次侧PRHR系统设计及热工计算

发布时间：2021-06-01 07:24

　　非能动余热排出系统不依靠任何外部动力，通过系统自身冷热位差或者介质密度差形成的驱动压头带动冷却剂导出堆芯衰变热，实现对堆芯的应急冷却。这种不依赖外部动力的非能动系统不仅简化安全系统，还可以避免由于操作员误操作带来的危害，大大提高核电站的固有安全性。因此，在反应堆事故停堆后，为了应对能动安全系统可能出现的失效问题，研究非能动余热排出系统热工特性对提高核电站的安全性和可靠性具有重要的理论和实际意义。本文采用热工水力系统分析程序RELAP5对百万千瓦级压水堆核电站蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统进行设计及热工计算。首先，本文基于热工水力程序RELAP5/MOD3.3对蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统冷凝换热器进行热工设计，确定了适用于CPR1000核电站二次侧非能动余热排出系统冷凝换热器的设计方案。其次，本文采用RELAP5程序对CPR1000核电站一、二回路系统和非能动余热排出系统建立了RELAP5稳态系统模型，并把系统稳态计算值与实际核电站的稳态运行参数进行对比,验证了稳态系统模型的可靠性。最后，在稳态系统模型的基础上，研究全厂断电事故、主给水管道破裂事故工况下,非能动余热排出系统的... 

【文章来源】：华南理工大学广东省 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校

【文章页数】：83 页

【学位级别】：硕士

【部分图文】：

AP1000非能动余热排除系统示意图

图 1-1 AP1000 非能动余热排除系统示意图 的非能动余热排出系统[2]子公司在 1987 年与其他几家核电研究公司共同合作US(Process Inherent Ultimate Safety)-600 型核电站是设计的输出热功率为 2000MW，额定输出电功率为比，其堆芯平均线功率、冷却剂流量、温度和其他装载可燃吸收体来补偿燃耗损失的反应性。该反应部，水池中装有大量的高浓度含硼水，蒸汽发生器。反应堆堆芯中不设置功率调整控制棒，而是通过应堆的反应性。PIUS 系统的结构示意图如 1-2 所示

而上部密度锁是通过控制一回路的冷却剂堆正常运行时，两个密度锁上部冷热界面之间为了防止在系统运行过程中由于很小的运行扰，反应堆系统一旦发生恶性的瞬变事故，上下池中的含硼水依靠自然循环流经堆芯，迫使反余热排出系统[3]ssive Safety Reactor)是由日本原子能研究所设结构如图 1-3 所示。该反应堆系统由两个环路 630MW，系统的运行压力为 15.7MPa。该反气冷却的自然循环系统，停堆后不需要任何辅

【参考文献】：
期刊论文
[1]基于RELAP5的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统影响因素分析[J]. 周磊,郗昭,熊万玉,闫晓,肖泽军.  核动力工程. 2012(06)
[2]二次侧非能动余热排出系统设计及验证分析[J]. 陈薇,张亚男,曹夏昕,阎昌琪,张往锁.  中国核电. 2012(02)
[3]CPR1000二次侧非能动应急热阱设计与事故缓解能力分析[J]. 王明军,张亚培,田文喜,苏光辉,秋穗正.  原子能科学技术. 2012(03)
[4]二次侧非能动余热排出系统瞬态分析[J]. 严春,王建军,阎昌琪.  核动力工程. 2010(04)
[5]船用核反应堆余热排出系统的可靠性分析[J]. 郭强,赵新文.  中国修船. 2008(05)
[6]一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析[J]. 沈瑾,江光明,唐钢,余红星.  核动力工程. 2007(06)
[7]用RELAP5程序分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果[J]. 彭云康,郑华.  核动力工程. 2003(01)
[8]用RELAP5对非能动余热排出系统的瞬态分析[J]. 阎义洲,臧希年.  清华大学学报(自然科学版). 2002(08)
[9]AC600二次侧非能动系统余热排出特性研究[J]. 陈炳德,肖泽军,卓文彬.  工程热物理学报. 1999(01)
[10]非能动安全在压水堆设计中的应用[J]. 盛维兰.  核动力工程. 1991(03)

硕士论文
[1]先进反应堆非能动余热排出系统特性研究[D]. 张往锁.哈尔滨工程大学 2012
[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



本文编号：3209939