900MW压水堆堆芯稳态热工分析及一回路系统水锤计算

发布时间：2023-04-10 00:26

　　作为人类所使用的重要能源之一的核能，因其突出的环保性和经济性，是各个国家重点发展的对象，因其在利用过程中产生的放射性，安全性在核能利用方面占据尤为重要的地位。压水堆是目前世界核电站所采用的主流堆型，占据当前全世界运行机组的60%；在我国运行的核电机组中，压水堆所占的比例更是高达87%。本文针对核反应压水堆堆芯和一回路系统的两个重要的安全因素：堆芯热工和一回路水锤进行了深入的理论研究和数值计算。结果不仅为核反应堆的设计及安全运行提供理论依据，且为反应堆一回路系统设计时消除或减轻水锤危害提供理论借鉴。 本文以900MW压水核电站的堆芯为模拟对象，利用COBRA-IV子通道模型堆芯分析软件，将堆芯燃料组件及冷却剂流道截面由内至外划分为子通道，并考虑相邻子通道之间冷却剂质量及动量的交混，对反应堆进行热工分析。得到了冷却剂在各子通道在轴向不同高度上不同截面的冷却剂质量流速的分配；并利用质量、能量和动量以及其离散方程求得冷却剂在各子通道轴向的温度分布；利用堆芯导热模型，进一步计算得到各子通道燃料棒包壳外表面轴向温度分布和各子通道燃料芯块轴向不同高度处的温度分布，验证其是否达到了热工设计准则中所要求...

【文章页数】：103 页

【学位级别】：硕士

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摘要
ABSTRACT
目录
符号说明
1 绪论
    1.1 国内外核能发展现状
    1.2 核电的经济性和环保性
    1.3 反应堆热工水力分析的发展
        1.3.1 堆芯热工分析
        1.3.2 子通道模型
        1.3.3 现有的子通道分析程序
    1.4 900MW 压水堆核电站
        1.4.1 压水堆核电厂简介
        1.4.2 900WM 压水堆的主要参数
    1.5 反应堆一回路水锤及其防护
        1.5.1 水锤研究的历史背景
        1.5.2 核能利用中的水锤
    1.6 本文的工作和意义
2 核反应堆热工水力分析
    2.1 COBRA-IV 程序
        2.1.1 COBRA 程序简介
        2.1.2 控制方程
        2.1.3. 燃料棒热传导方程
        2.1.4 两相流理论模型
    2.2 程序计算方法
        2.2.1 控制方程的离散
        2.2.2 程序计算过程
        2.2.3 程序计算流程图
    2.3 子通道划分与输入参数
        2.3.1 子通道划分
        2.3.2 输入参数
    2.4 堆芯子通道热工水力特性计算结果及分析
        2.4.1 冷却剂温度和流量
        2.4.2 冷却剂焓值
        2.4.3 包壳外表面温度
        2.4.4 燃料芯块中心温度
        2.4.5 偏离核态沸腾比
        2.4.6 堆芯出入口热工参数
    2.5 本章小结
3 反应堆一回路水锤计算
    3.1 一回路水锤计算方程及计算方法
        3.1.1 水锤计算的基本方程
        3.1.2 水锤计算方法
        3.1.3 特征线方程的推导与求解
    3.2 边界条件的建立
        3.2.1 主冷却剂泵的边界条件
        3.2.2 阀门的边界条件
        3.2.3 管道的边界条件
        3.2.4 集中流容的边界条件
        3.2.5 阻力件的边界条件
    3.3 系统的简化和时空网格的划分
        3.3.1 系统的简化
        3.3.2 时间和空间网格的划分
    3.4 反应堆一回路水锤计算程序
        3.4.1 程序计算模块
        3.4.2 程序计算流程
    3.5 一回路水锤计算结果和分析
        3.5.1 程序计算结果
        3.5.2 结果分析
    3.6 本章小结
4 结论
    4.1 总结
    4.2 进一步研究方向
攻读硕士期间发表的学术论文及参加的科研项目
致谢
参考文献



本文编号：3788002