蒸汽发生器管道破裂对铅基堆热工安全特性影响分析研究

发布时间：2022-12-09 18:14

　　铅基反应堆具备优良的中子物理、热工水力和化学等安全特性,成为近年来先进反应堆的研究热点。铅基堆通常采用池式结构设计,二回路利用蒸汽发生器（换热器）将高压过冷水引入主容器与高温液态金属进行换热,使得传热管两侧存在较大的压差和温差,这种工况下发生蒸汽发生器传热管破裂（Steam Generator Tube Rupture,SGTR）事故的概率不能忽视。事故后引起的蒸汽迁移、压力波动以及温度瞬变等热工水力问题可能会严重威胁反应堆的安全。本文基于铅基堆SGTR事故带来的热工水力问题,开展了水与铅铋（Lead Bismuth Eutectic,LBE）接触后的水力（蒸汽迁移）单独效应和水力/热力（温度瞬变）耦合效应的机理研究,获得了水与铅铋相互作用的物理规律,并校核验证了分析程序。在此基础上开展了铅基堆SGTR全堆芯整体效应的全尺度模拟。主要的研究工作如下:（1）蒸汽迁移深度单独效应机理研究:通过设计和搭建气体注入两相流实验装置,开展了高速气体20～100m/s、喷管口径4～10mm注入水介质中的迁移深度水力相似性实验。结果显示气体在水中形成气泡空腔,最大迁移深度达到127mm。迁移深度与气体... 

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摘要
ABSTRACT
第一章 引言
    1.1 研究背景
        1.1.1 铅基堆发展概况
        1.1.2 铅基堆SGTR事故简介
    1.2 研究现状
        1.2.1 铅基堆SGTR事故实验研究进展
        1.2.2 铅基堆SGTR事故数值研究进展
    1.3 研究目标和意义
    1.4 主要内容和结构
第二章 实验及数值模拟理论
    2.1 实验基本理论
        2.1.1 水力作用模型
        2.1.2 热力作用模型
        2.1.3 量纲分析理论
    2.2 数值模拟基本理论
        2.2.1 基本微分方程
        2.2.2 基本物理模型
    2.3 本章小节
第三章 蒸汽迁移深度单独效应机理研究
    3.1 蒸汽迁移深度实验研究
        3.1.1 实验装置及方法
        3.1.2 实验结果与分析
        3.1.3 实验误差分析
    3.2 蒸汽迁移深度数值模拟研究
        3.2.1 计算模型
        3.2.2 计算结果与分析
    3.3 本章小结
第四章 压力波动和温度瞬变耦合效应机理研究
    4.1 压力波动和温度瞬变实验研究
        4.1.1 实验装置及方法
        4.1.2 实验结果与分析
        4.1.3 实验误差分析
    4.2 压力波动和温度瞬变数值模拟研究
        4.2.1 计算模型
        4.2.2 计算结果与分析
    4.3 本章小节
第五章 铅基堆SGTR热工安全特性整体效应数值模拟
    5.1 计算模型与稳态分析
        5.1.1 铅基堆系统介绍
        5.1.2 计算模型
        5.1.3 稳态分析
    5.2 蒸汽迁移特性分析
        5.2.1 破裂位置的影响
        5.2.2 二回路压力的影响
        5.2.3 主容器尺寸的影响
    5.3 压力波动特性分析
        5.3.1 破裂位置的影响
        5.3.2 二回路压力的影响
        5.3.3 主容器尺寸的影响
    5.4 温度瞬变特性分析
        5.4.1 破裂位置的影响
        5.4.2 二回路压力的影响
        5.4.3 主容器尺寸的影响
    5.5 本章小结
第六章 总结与展望
    6.1 总结
    6.2 创新点
    6.3 工作展望
参考文献
在读期间发表的学术论文与取得的其他成果
在读期间参与的项目与获奖情况
致谢


【参考文献】：
期刊论文
[1]革新型核能系统安全研究的回顾与探讨[J]. 吴宜灿.  中国科学院院刊. 2016(05)
[2]Tumor Molecular Imaging with Nanoparticles[J]. Zhen Cheng,Xuefeng Yan,Xilin Sun,Baozhong Shen,Sanjiv Sam Gambhir.  Engineering. 2016(01)
[3]Experimental study on fragmentation behaviors of molten LBE and water contact interface[J]. 黄望哩,洒荣园,周丹娜,姜华磊,黄群英.  Nuclear Science and Techniques. 2015(06)
[4]铅基反应堆研究现状与发展前景[J]. 吴宜灿,王明煌,黄群英,赵柱民,胡丽琴,宋勇,蒋洁琼,李春京,龙鹏程,柏云清,刘超,周涛,金鸣,FDS团队.  核科学与工程. 2015(02)
[5]中国铅基研究反应堆概念设计研究[J]. 吴宜灿,柏云清,宋勇,黄群英,刘超,王明煌,周涛,金鸣,吴庆生,汪建业,蒋洁琼,胡丽琴,李春京,高胜,李亚洲,龙鹏程,赵柱民,郁杰,FDS团队.  核科学与工程. 2014(02)
[6]福岛核事故后核电厂安全改进行动分析[J]. 张琳,李文宏,杨红义.  原子能科学技术. 2014(03)
[7]钠冷快堆的安全性[J]. 徐銤.  自然杂志. 2013(02)
[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]未来先进核裂变能——ADS嬗变系统[J]. 詹文龙,徐瑚珊.  中国科学院院刊. 2012(03)
[10]压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论[J]. 陈莹莹,李冰,陈晓秋.  辐射防护通讯. 2011(06)

博士论文
[1]铅基研究实验堆假想堆芯解体事故分析研究[D]. 汪振.中国科学技术大学 2017
[2]铅基研究实验堆无保护瞬态安全特性分析[D]. 辜峙钘.中国科学技术大学 2017

硕士论文
[1]蒸汽发生器传热管开裂失效分析及腐蚀机理研究[D]. 薛静.哈尔滨工程大学 2007
[2]不同破口面积下蒸汽发生器传热管破裂事故试验研究[D]. 柴宝华.中国原子能科学研究院 2001



本文编号：3715133