超临界水堆瞬态及事故研究
发布时间：2021-10-05 01:26
《核安全与放射性污染防治“十三五”规划及2025年远景目标》中指出,到“十三五”末,核电安全保持国际先进水平,放射源辐射事故发生率进一步降低。超临界水冷反应堆（SCWR）作为我国第四代堆发展中的备选堆型,具有经济性、延续性及可持续性等诸多综合优势。从安全角度看,超临界水堆装水量少,瞬态响应快,这种核能系统需要进行安全论证,因此针对超临界水堆的瞬态及事故分析具有重要的科学意义。以CSR1000超临界水堆为研究对象,编制了稳定性分析程序SAC-CSR1000和瞬态及事故分析程序SCAC-CSR1000。完成程序验证之后,进行了以下计算和分析:超临界水堆堆芯系统稳定性计算;超临界水堆安全控制系统分析;超临界水堆典型瞬态计算;超临界水堆典型事故计算;超临界水堆安全特性及设计优化。在超临界水堆堆芯系统稳定性计算方面,进行了满负荷运行瞬态和全过程启动瞬态的稳定性分析。结果表明:在满负荷运行过程中,第一流程和第二流程每个节点的最高衰减频率均低于0.5;在启动瞬态稳定性中,通过相对稳定性分析,发现汽轮机启动阶段、压力升高段和温度升高段的开始阶段,均出现了明显的最高衰减频率高于0.5的现象。因此,CSR...
【文章来源】：华北电力大学(北京)北京市 211工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：203 页
【学位级别】：博士
【部分图文】：
燃料组件截面图
图 2-5 超临界水冷热堆的滑压启动曲线Fig.2-5 Sliding pressure curve of SCWR由图 2-5 可知，针对 CSR1000 超临界水堆启动不稳定性分析过程中，滑压启动作为其启动方案。超临界水堆的启动包括 5 个阶段，分别是：堆芯阶段；汽轮机启动阶段；升压阶段；升温阶段和升功率阶段。2.3.2 瞬态分析范围在 CSR1000 超临界水堆瞬态分析范围中，考虑了流量瞬态、压力瞬态应性瞬态。参考 Ishiwaterri 提出的超临界水堆安全性准则[13,136]，为了保证燃的完整性，瞬态工况中，采用两种判据：最高包壳温度不能超过 850℃；80以上温度持续时间不超过 491 小时。燃料芯块焓值准则选用 170cal/g。另外高的允许压力为 26.25MPa。具体如表 2-3 所示。表 2-3 CSR1000 瞬态分析范围Table 2-3 Transient analysis scope of CSR1000
第 3 章 计算模型气隙导热率（8000）[159]，W / m K ；fsT 是燃料芯块表面温度， K ；此方程为二阶微分方程的计算提供料芯块的导热。另外一个边界条件是由燃料芯块中心 。化剂热交换时无能量损失，对冷却剂和慢化剂之间的导模型，如图 3-3 所示。 T / r=0
【参考文献】：
期刊论文
[1]超临界水堆蒸汽温度的模糊自适应控制[J]. 董化平,鲁剑超,陈鹏,孙培伟. 核动力工程. 2016(06)
[2]超临界水堆CSR1000堆芯设计优化[J]. 王连杰,卢迪,陈炳德,姚栋,赵文博. 核动力工程. 2016(05)
[3]超临界水堆典型事故分析[J]. 刘亮,周涛,陈杰,方晓璐,陈娟,魏晓燕,夏榜样. 核动力工程. 2016(02)
[4]SCWR-FQT回路的热工物理耦合分析[J]. 汪子迪,曹臻,刘晓晶,程旭. 核科学与工程. 2016(02)
[5]AP1000机组小破口失水事故模拟分析[J]. 陈杰,周涛,刘亮,李宇. 华电技术. 2016(01)
[6]适用于最佳估算事故分析方法的不确定性统计方法比较研究[J]. 王章立,王喆,王国栋,扈本学,唐国锋,张今朝,杨萍,刘鑫. 原子能科学技术. 2016(01)
[7]超临界流体的泄压过程研究[J]. 章静,田文喜,朱大欢,秋穗正,苏光辉. 原子能科学技术. 2015(03)
[8]SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究[J]. 周翀,杨燕华. 原子能科学技术. 2013(12)
[9]基于RMC的超临界水实验SCWR-FQT装置的初步物理分析[J]. 范潇,王侃,李泽光,张国辉. 原子能科学技术. 2013(S2)
[10]不同轴向富集度布置下的超临界水堆物理热工耦合稳态特性[J]. 陈娟,周涛,刘亮,程万旭. 中国电机工程学报. 2013(29)
博士论文
[1]SCWR候选包壳材料310S不锈钢应用性能研究[D]. 熊茹.哈尔滨工程大学 2014
[2]超临界水堆核热耦合及系统安全特性研究[D]. 陈娟.华北电力大学 2013
硕士论文
[1]超临界快堆电站系统安全分析程序[D]. 王晗丁.华北电力大学 2012
[2]超临界水堆MOX燃料物理热工特性研究[D]. 孙灿辉.华北电力大学 2012
[3]超临界水堆物理热工程序研究[D]. 李臻洋.华北电力大学（北京） 2011
[4]超临界水堆堆芯中子特性及核热耦合作用研究[D]. 刘晓壮.华北电力大学（北京） 2010
[5]PT-SCWR一维两相流系统分析程序研究与开发[D]. 田野.清华大学 2009
[6]超临界压力下竖直上升管传热分析与回归评价[D]. 张亚奇.上海交通大学 2008
本文编号：3418724
【文章来源】：华北电力大学(北京)北京市 211工程院校 教育部直属院校
【文章页数】：203 页
【学位级别】：博士
【部分图文】：
燃料组件截面图
图 2-5 超临界水冷热堆的滑压启动曲线Fig.2-5 Sliding pressure curve of SCWR由图 2-5 可知，针对 CSR1000 超临界水堆启动不稳定性分析过程中，滑压启动作为其启动方案。超临界水堆的启动包括 5 个阶段，分别是：堆芯阶段；汽轮机启动阶段；升压阶段；升温阶段和升功率阶段。2.3.2 瞬态分析范围在 CSR1000 超临界水堆瞬态分析范围中，考虑了流量瞬态、压力瞬态应性瞬态。参考 Ishiwaterri 提出的超临界水堆安全性准则[13,136]，为了保证燃的完整性，瞬态工况中，采用两种判据：最高包壳温度不能超过 850℃；80以上温度持续时间不超过 491 小时。燃料芯块焓值准则选用 170cal/g。另外高的允许压力为 26.25MPa。具体如表 2-3 所示。表 2-3 CSR1000 瞬态分析范围Table 2-3 Transient analysis scope of CSR1000
第 3 章 计算模型气隙导热率（8000）[159]，W / m K ；fsT 是燃料芯块表面温度， K ；此方程为二阶微分方程的计算提供料芯块的导热。另外一个边界条件是由燃料芯块中心 。化剂热交换时无能量损失，对冷却剂和慢化剂之间的导模型，如图 3-3 所示。 T / r=0
【参考文献】：
期刊论文
[1]超临界水堆蒸汽温度的模糊自适应控制[J]. 董化平,鲁剑超,陈鹏,孙培伟. 核动力工程. 2016(06)
[2]超临界水堆CSR1000堆芯设计优化[J]. 王连杰,卢迪,陈炳德,姚栋,赵文博. 核动力工程. 2016(05)
[3]超临界水堆典型事故分析[J]. 刘亮,周涛,陈杰,方晓璐,陈娟,魏晓燕,夏榜样. 核动力工程. 2016(02)
[4]SCWR-FQT回路的热工物理耦合分析[J]. 汪子迪,曹臻,刘晓晶,程旭. 核科学与工程. 2016(02)
[5]AP1000机组小破口失水事故模拟分析[J]. 陈杰,周涛,刘亮,李宇. 华电技术. 2016(01)
[6]适用于最佳估算事故分析方法的不确定性统计方法比较研究[J]. 王章立,王喆,王国栋,扈本学,唐国锋,张今朝,杨萍,刘鑫. 原子能科学技术. 2016(01)
[7]超临界流体的泄压过程研究[J]. 章静,田文喜,朱大欢,秋穗正,苏光辉. 原子能科学技术. 2015(03)
[8]SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究[J]. 周翀,杨燕华. 原子能科学技术. 2013(12)
[9]基于RMC的超临界水实验SCWR-FQT装置的初步物理分析[J]. 范潇,王侃,李泽光,张国辉. 原子能科学技术. 2013(S2)
[10]不同轴向富集度布置下的超临界水堆物理热工耦合稳态特性[J]. 陈娟,周涛,刘亮,程万旭. 中国电机工程学报. 2013(29)
博士论文
[1]SCWR候选包壳材料310S不锈钢应用性能研究[D]. 熊茹.哈尔滨工程大学 2014
[2]超临界水堆核热耦合及系统安全特性研究[D]. 陈娟.华北电力大学 2013
硕士论文
[1]超临界快堆电站系统安全分析程序[D]. 王晗丁.华北电力大学 2012
[2]超临界水堆MOX燃料物理热工特性研究[D]. 孙灿辉.华北电力大学 2012
[3]超临界水堆物理热工程序研究[D]. 李臻洋.华北电力大学（北京） 2011
[4]超临界水堆堆芯中子特性及核热耦合作用研究[D]. 刘晓壮.华北电力大学（北京） 2010
[5]PT-SCWR一维两相流系统分析程序研究与开发[D]. 田野.清华大学 2009
[6]超临界压力下竖直上升管传热分析与回归评价[D]. 张亚奇.上海交通大学 2008
本文编号：3418724
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