板状燃料元件堆流道堵塞事故分析
发布时间：2022-02-10 02:47
采用板状燃料元件方式组成的堆芯,传热面积大,换热效率高,具有更为紧凑的堆芯结构,可大幅提高堆芯的功率体积比,能够在较小的堆芯体积内,实现更大的功率输出,因而被广泛应用于各类研究堆甚至舰艇用动力堆中。堆芯内,燃料板彼此平行布置,板与板之间为狭窄的矩形通道,供冷却剂流过。各流道间不相互连通,因而没有冷却剂的横向交混流动。在某些情况下（外来异物进入堆芯,燃料板由于辐照、机械应力等发生肿胀、弯曲等）,就会发生流道堵塞事故。堵流事故下,通过该堵塞流道的冷却剂流量会快速减少,燃料板开始丧失冷却并迅速升温。若流道的堵塞较为严重,堵塞流道内的冷却剂会发生沸腾,产生大量蒸汽,并可能发生偏离泡核沸腾工况,威胁燃料的完整性。由于目前并没有专门针对流道堵塞事故的实时监测与缓解措施,且一般都是采用低功率停堆、放射性测量等方法进行间接监测,因此当通过间接手段判断发生了流道堵塞时,堆芯内的燃料可能已经受损,无法对事故实施及时、有效的缓解。另外,当流道的堵塞率较低时,事故并不会对冷却剂流动与传热造成显著影响,由于无法被立即检测出来,该事故就会长期存在,这就使事故叠加变得可能。根据不同的事故情况,本课题将流道堵塞分为单...
【文章来源】：中国工程物理研究院北京市
【文章页数】：68 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
图２．?２?ＪＲＲ－３Ｍ?＾应堆辐照与实验孔道布置图??８??
至２０ＭＷ，为轻水冷却与慢化，铍作反射层的大型池式研究堆。堆芯外部被重水箱包围，??以提供高热中子通量并增加反应堆安全裕度。在燃料区域、铍反射层与重水箱中共有１８??个垂直辐照孔道，９个水平实验孔道均放置在重水箱中，具体如图２．１－２．２所示。??Ｔｏｐ?ｓｈｖｋＳ??１?＾??（ｃｈａｎｎｅｌ?ｌｕｂｅ?羞??．ｉｒｒａｄ＜ａｔ＞〇ｒ）??Ｈｏｎ＾ｍａｌ?，峡??ｒ翁??Ｃｏｎｔｒｏｌ?ｒｏｄ?ｄｒｔｖｃ??ｍｅｃｈａｎｉｓｍ??ｒ：?’?，?ｔ?１?－??图２．１?ＪＲＲ＿３Ｍ反应堆示意图??ｒ?＊？？一??Ｈｏ％）?？Ｋｄ??／?ｒｏｍｒｆＭ??／?１??图２．?２?ＪＲＲ－３Ｍ?＾应堆辐照与实验孔道布置图??８??
２．１反应堆主冷却剂系统??整个反应堆系统由堆芯、一回路冷却系统、重水冷却系统、二回路冷却系统、三回??路冷却系统及相关辅助系统与设备组成［７２－７＼其中一回路冷却系统如图２．３所示，整个??反应堆堆芯被深度为８．５ｍ的水池淹没，并放置在距离水面５．５ｍ下的位置。额定工况下，??堆水池的水自上而下流过堆芯，经下腔室进入主冷却剂管道并依次经过衰变箱、泵组、??热交换器，最后再返回到堆芯下腔室周围环管，从环管上均匀分布的小孔流入反应堆水??池完成一次循环。其中，一回路冷却水会在衰变箱内滞留大约７５ｓ的时间，使一回路冷??却水中的放射性物质Ｉ６Ｎ得到充分衰变，降低一回路水的放射性。两台主泵与两台辅助??泵组成的泵组彼此平行放置，额定工况下由主泵维持冷却水的强迫流动，辅助泵则运行??在小流量状态并通过管线回流至主泵入口，并不实际对外做功。只有在低功率运行或事??故工况时
【参考文献】：
期刊论文
[1]基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究[J]. 贾斌,吴晗,乔雪冬,潘昕怿,吴晓燕,张春明,苏岩. 核科学与工程. 2016(05)
[2]大破口失水事故重要模型不确定性评价及应用[J]. 于爱民,苟军利,丁文杰,单建强,张斌,张博. 原子能科学技术. 2016(01)
[3]CARR堆芯热组件自然循环条件下特性分析[J]. 周媛,王玉林. 原子能科学技术. 2015(03)
[4]日本福岛核电站事故泄漏放射性核素漂移扩散状况分析[J]. 邝飞虹,王世联,刘龙波,李奇,张新军,贾怀茂,樊元庆,赵允刚,武山,陈占营,常印忠,刘蜀疆. 原子能科学技术. 2012(12)
[5]福岛核事故对中国的影响及应急经验[J]. 张建岗,姚仁太,任晓娜,汤荣耀,赵兵,徐向军,张俊芳,郝宏伟,张雷,徐潇潇. 辐射防护. 2012(06)
[6]混合能谱超临界水堆失流事故缓解措施研究[J]. 许志红,傅晟威,刘晓晶,杨燕华,程旭. 原子能科学技术. 2012(09)
[7]福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析[J]. 陈耀东,周拥辉,石俊英,柴国旱. 原子能科学技术. 2012(S1)
[8]浅议福岛核电事故对我国核电发展的影响及借鉴[J]. 潘金钊. 核动力工程. 2012(04)
[9]让切尔诺贝利核事故的警钟长鸣——纪念切尔诺贝利核事故25周年[J]. 李宗明. 核安全. 2011(03)
[10]三里岛核泄漏影响美国32年[J]. 王硕. 课外阅读. 2011(13)
硕士论文
[1]板状燃料组件堵流事故数值分析[D]. 宋磊.哈尔滨工程大学 2013
[2]一体化压水堆稳态运行特性研究[D]. 刘建阁.哈尔滨工程大学 2008
[3]CARR高温高压试验回路事故分析[D]. 张毅.中国原子能科学研究院 2007
[4]CARR堆芯三维流场与温场数值模拟研究[D]. 杨长江.中国原子能科学研究院 2006
本文编号：3618111
【文章来源】：中国工程物理研究院北京市
【文章页数】：68 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
图２．?２?ＪＲＲ－３Ｍ?＾应堆辐照与实验孔道布置图??８??
至２０ＭＷ，为轻水冷却与慢化，铍作反射层的大型池式研究堆。堆芯外部被重水箱包围，??以提供高热中子通量并增加反应堆安全裕度。在燃料区域、铍反射层与重水箱中共有１８??个垂直辐照孔道，９个水平实验孔道均放置在重水箱中，具体如图２．１－２．２所示。??Ｔｏｐ?ｓｈｖｋＳ??１?＾??（ｃｈａｎｎｅｌ?ｌｕｂｅ?羞??．ｉｒｒａｄ＜ａｔ＞〇ｒ）??Ｈｏｎ＾ｍａｌ?，峡??ｒ翁??Ｃｏｎｔｒｏｌ?ｒｏｄ?ｄｒｔｖｃ??ｍｅｃｈａｎｉｓｍ??ｒ：?’?，?ｔ?１?－??图２．１?ＪＲＲ＿３Ｍ反应堆示意图??ｒ?＊？？一??Ｈｏ％）?？Ｋｄ??／?ｒｏｍｒｆＭ??／?１??图２．?２?ＪＲＲ－３Ｍ?＾应堆辐照与实验孔道布置图??８??
２．１反应堆主冷却剂系统??整个反应堆系统由堆芯、一回路冷却系统、重水冷却系统、二回路冷却系统、三回??路冷却系统及相关辅助系统与设备组成［７２－７＼其中一回路冷却系统如图２．３所示，整个??反应堆堆芯被深度为８．５ｍ的水池淹没，并放置在距离水面５．５ｍ下的位置。额定工况下，??堆水池的水自上而下流过堆芯，经下腔室进入主冷却剂管道并依次经过衰变箱、泵组、??热交换器，最后再返回到堆芯下腔室周围环管，从环管上均匀分布的小孔流入反应堆水??池完成一次循环。其中，一回路冷却水会在衰变箱内滞留大约７５ｓ的时间，使一回路冷??却水中的放射性物质Ｉ６Ｎ得到充分衰变，降低一回路水的放射性。两台主泵与两台辅助??泵组成的泵组彼此平行放置，额定工况下由主泵维持冷却水的强迫流动，辅助泵则运行??在小流量状态并通过管线回流至主泵入口，并不实际对外做功。只有在低功率运行或事??故工况时
【参考文献】：
期刊论文
[1]基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究[J]. 贾斌,吴晗,乔雪冬,潘昕怿,吴晓燕,张春明,苏岩. 核科学与工程. 2016(05)
[2]大破口失水事故重要模型不确定性评价及应用[J]. 于爱民,苟军利,丁文杰,单建强,张斌,张博. 原子能科学技术. 2016(01)
[3]CARR堆芯热组件自然循环条件下特性分析[J]. 周媛,王玉林. 原子能科学技术. 2015(03)
[4]日本福岛核电站事故泄漏放射性核素漂移扩散状况分析[J]. 邝飞虹,王世联,刘龙波,李奇,张新军,贾怀茂,樊元庆,赵允刚,武山,陈占营,常印忠,刘蜀疆. 原子能科学技术. 2012(12)
[5]福岛核事故对中国的影响及应急经验[J]. 张建岗,姚仁太,任晓娜,汤荣耀,赵兵,徐向军,张俊芳,郝宏伟,张雷,徐潇潇. 辐射防护. 2012(06)
[6]混合能谱超临界水堆失流事故缓解措施研究[J]. 许志红,傅晟威,刘晓晶,杨燕华,程旭. 原子能科学技术. 2012(09)
[7]福岛核电厂3号机组严重事故模拟分析[J]. 陈耀东,周拥辉,石俊英,柴国旱. 原子能科学技术. 2012(S1)
[8]浅议福岛核电事故对我国核电发展的影响及借鉴[J]. 潘金钊. 核动力工程. 2012(04)
[9]让切尔诺贝利核事故的警钟长鸣——纪念切尔诺贝利核事故25周年[J]. 李宗明. 核安全. 2011(03)
[10]三里岛核泄漏影响美国32年[J]. 王硕. 课外阅读. 2011(13)
硕士论文
[1]板状燃料组件堵流事故数值分析[D]. 宋磊.哈尔滨工程大学 2013
[2]一体化压水堆稳态运行特性研究[D]. 刘建阁.哈尔滨工程大学 2008
[3]CARR高温高压试验回路事故分析[D]. 张毅.中国原子能科学研究院 2007
[4]CARR堆芯三维流场与温场数值模拟研究[D]. 杨长江.中国原子能科学研究院 2006
本文编号：3618111
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