核电站安全限值分析方法的比较研究及应用
发布时间：2021-09-25 20:58
DNBR限值是核电站设计中的重要参数，能够反映核电站的安全水平。DNBR裕量增加有利于堆芯换料方案的改进，能够为核电厂的设计和运行提供更大的灵活性。鉴于全失流事故是一个对DNBR影响最剧烈的二类工况，本文选取此事故进行分析。本文以300MW核电站为原型，利用系统程序RELAP5/MOD3建模模拟核电站全失流事故，同时利用子通道程序VIPRE建立堆芯子通道模型，模拟堆芯内冷却剂的流动并计算堆芯DNBR限值。核电厂事故分析中，程序模型及电厂参数均具有一定不确定性。STDP方法采用最不利的不确定性。ITDP方法通过数学分析及灵敏度分析对输入参数的不确定性进行量化。非参数和参数统计方法通过对输入参数抽样计算，利用统计理论得到总体在一定概率水平和置信度下的容许限和单侧置信限值。本文应用ITDP方法以及基于Wilks公式容许限的非参数和参数统计方法分析计算核电厂在全失流事故下的DNBR限值。选择冷却剂流量、堆芯旁通流量份额、反应堆功率、冷却剂平均温度、堆芯压力、核焓升因子、工程焓升因子共七个与DNBR计算有关的电厂参数，作为初始状态输入参数并考虑其不确定性。针对全失流事故，基于系统程序RELAP5...
【文章来源】：上海交通大学上海市 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：65 页
【学位级别】：硕士
【文章目录】：
摘要
ABSTRACT
第一章 绪论
1.1 研究背景
1.2 相关研究与应用概况
1.2.1 反应堆设计基准与运行安全
1.2.2 子通道分析的发展及应用
1.2.3 热工设计方法简介
1.2.4 不确定性分析方法
1.3 本文内容
第二章 STDP与ITDP方法应用于 300MW核电厂安全限值分析的比较研究
2.1 300MW核电站系统及堆芯简介
2.2 标准热工设计方法STDP与改进热工设计方法ITDP在DNBR限值计算中的应用
2.2.1 STDP方法及应用
2.2.2 ITDP方法及应用
2.3 计算结果与分析
2.4 本章小结
第三章 基于参数抽样统计分析安全限值的热工设计方法研究
3.1 针对 300MW核电厂全失流事故建模
3.1.1 全失流事故
3.1.2 Relap5/MOD3 分析工具简介
3.1.3 300MW核电厂系统分析的RELAP节点模型
3.2 300MW核电厂堆芯子通道模型建立
3.2.1 子通道分析程序
3.2.2 子通道分析的数学模型
3.2.3 子通道的划分
3.3 输入参数的不确定度量化与DNBR限值分析
3.3.1 非参数和参数统计方法
3.3.2 输入参数的随机抽样
3.3.3 基于非参数/参数统计的不确定性量化与DNBR限值分析结果
3.4 不同方法下的DNBR限值分析比较
3.5 本章小结
第四章 全文总结与展望
4.1 全文总结
4.2 进一步工作展望
参考文献
致谢
攻读硕士学位期间已发表或录用的论文
【参考文献】：
期刊论文
[1]应用抽样统计方法计算DNBR限值[J]. 王煦嘉. 原子能科学技术. 2012(04)
[2]COBRA-IV与CFX程序耦合研究[J]. 刘余,张虹,贾宝山. 核动力工程. 2010(02)
[3]燃料组件单相交混系数试验研究[J]. 曹念,郎雪梅,卢冬华,马介亮,康继维,张兴武. 核动力工程. 2009(05)
[4]统计法及其在堆芯热工水力设计中的应用[J]. 刘昌文. 核动力工程. 2002(S1)
[5]压水堆运行中ΔT超温度/超功率保护分析[J]. 张大发,杨永新,陆古兵. 海军工程大学学报. 2001(05)
[6]用 FLICA3 分析自然循环实验特性[J]. 唐锡文. 核动力工程. 1997(03)
[7]不确定度分析方法的改进及实际应用[J]. 孙崧青,张忠岳. 原子能科学技术. 1996(05)
[8]一个高效核反应堆热工水力分析方法[J]. 王少平,蒋莉,沈孟育. 核科学与工程. 1995(04)
[9]COBRAⅢC/MIT2程序的移植及其性能介绍[J]. 李金才,黄芳芝,钱力克,刘汉升. 核科学与工程. 1987(02)
[10]反应堆稳态热工子通道分析方法的基本原理[J]. 孙启才. 核动力工程. 1981(05)
硕士论文
[1]AP1000先进核电厂大破口RELAP5建模及特性分析[D]. 殷煜皓.上海交通大学 2012
[2]压水堆核电站堆芯子通道分析[D]. 梁志滔.华南理工大学 2011
[3]AP1000核电厂大破口失水事故最佳估算分析建模与不确定性研究[D]. 倪超.上海交通大学 2011
[4]保守分析与最佳估算相结合之LOCA认证分析方法论[D]. 张中伟.上海交通大学 2011
本文编号：3410429
【文章来源】：上海交通大学上海市 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：65 页
【学位级别】：硕士
【文章目录】：
摘要
ABSTRACT
第一章 绪论
1.1 研究背景
1.2 相关研究与应用概况
1.2.1 反应堆设计基准与运行安全
1.2.2 子通道分析的发展及应用
1.2.3 热工设计方法简介
1.2.4 不确定性分析方法
1.3 本文内容
第二章 STDP与ITDP方法应用于 300MW核电厂安全限值分析的比较研究
2.1 300MW核电站系统及堆芯简介
2.2 标准热工设计方法STDP与改进热工设计方法ITDP在DNBR限值计算中的应用
2.2.1 STDP方法及应用
2.2.2 ITDP方法及应用
2.3 计算结果与分析
2.4 本章小结
第三章 基于参数抽样统计分析安全限值的热工设计方法研究
3.1 针对 300MW核电厂全失流事故建模
3.1.1 全失流事故
3.1.2 Relap5/MOD3 分析工具简介
3.1.3 300MW核电厂系统分析的RELAP节点模型
3.2 300MW核电厂堆芯子通道模型建立
3.2.1 子通道分析程序
3.2.2 子通道分析的数学模型
3.2.3 子通道的划分
3.3 输入参数的不确定度量化与DNBR限值分析
3.3.1 非参数和参数统计方法
3.3.2 输入参数的随机抽样
3.3.3 基于非参数/参数统计的不确定性量化与DNBR限值分析结果
3.4 不同方法下的DNBR限值分析比较
3.5 本章小结
第四章 全文总结与展望
4.1 全文总结
4.2 进一步工作展望
参考文献
致谢
攻读硕士学位期间已发表或录用的论文
【参考文献】：
期刊论文
[1]应用抽样统计方法计算DNBR限值[J]. 王煦嘉. 原子能科学技术. 2012(04)
[2]COBRA-IV与CFX程序耦合研究[J]. 刘余,张虹,贾宝山. 核动力工程. 2010(02)
[3]燃料组件单相交混系数试验研究[J]. 曹念,郎雪梅,卢冬华,马介亮,康继维,张兴武. 核动力工程. 2009(05)
[4]统计法及其在堆芯热工水力设计中的应用[J]. 刘昌文. 核动力工程. 2002(S1)
[5]压水堆运行中ΔT超温度/超功率保护分析[J]. 张大发,杨永新,陆古兵. 海军工程大学学报. 2001(05)
[6]用 FLICA3 分析自然循环实验特性[J]. 唐锡文. 核动力工程. 1997(03)
[7]不确定度分析方法的改进及实际应用[J]. 孙崧青,张忠岳. 原子能科学技术. 1996(05)
[8]一个高效核反应堆热工水力分析方法[J]. 王少平,蒋莉,沈孟育. 核科学与工程. 1995(04)
[9]COBRAⅢC/MIT2程序的移植及其性能介绍[J]. 李金才,黄芳芝,钱力克,刘汉升. 核科学与工程. 1987(02)
[10]反应堆稳态热工子通道分析方法的基本原理[J]. 孙启才. 核动力工程. 1981(05)
硕士论文
[1]AP1000先进核电厂大破口RELAP5建模及特性分析[D]. 殷煜皓.上海交通大学 2012
[2]压水堆核电站堆芯子通道分析[D]. 梁志滔.华南理工大学 2011
[3]AP1000核电厂大破口失水事故最佳估算分析建模与不确定性研究[D]. 倪超.上海交通大学 2011
[4]保守分析与最佳估算相结合之LOCA认证分析方法论[D]. 张中伟.上海交通大学 2011
本文编号：3410429
本文链接：https://www.wllwen.com/projectlw/hkxlw/3410429.html
