燃料组件内含有碎片的冷却剂流动的研究

发布时间：2023-04-11 23:50

　　在压水堆核电站发生LOCA事故后,由于管道破裂、高能流体喷射以及冷却剂与堆内材料的化学反应,安全壳内会产生大量碎片。碎片随着冷却剂传输至安全壳地坑,在安全壳地坑水再循环阶段,不可避免会有部分碎片穿过地坑滤网进入堆芯燃料组件,造成燃料组件堵塞。若碎片在堆芯燃料组件造成的压力损失大于反应堆能提供的驱动压头,则反应堆无法确保有足够的流量去除堆芯衰变热。这将破坏长期堆芯冷却能力,严重可能导致堆芯熔毁。因此,研究碎片对燃料组件压降的影响,对LOCA事故后保证核电站的长期堆芯冷却能力有着重要意义。本文主要研究LOCA事故后产生的碎片对燃料组件的压降的影响。本文研究工作包括实验研究和模拟计算,实验研究针对CAP1400燃料组件和秦山核电厂燃料组件(PC8-FA)进行了基准实验、碎片实验和变流量实验。模拟计算通过FLUENT软件进行,利用多孔介质模型模拟CAP1400燃料组件中形成的碎片床层,并分析流量、孔隙率、等效颗粒直径对压降的影响。通过实验得出CAP1400燃料组件和秦山核电厂燃料组件(PC8-FA)在各自对应的碎片量、碎片添加方式、碎片类型和流量下的压降值,为核电站保证长期堆芯冷却能力提供试验...

【文章页数】：70 页

【学位级别】：硕士

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摘要
ABSTRACT
第1章 绪论
    1.1 研究背景和意义
    1.2 国内外研究现状
        1.2.1 国内外相关实验研究
        1.2.2 国内外相关模拟计算
    1.3 本文研究内容和创新点
        1.3.1 研究的主要内容
        1.3.2 研究的创新点
第2章 实验台架及实验步骤
    2.1 实验台架介绍
        2.1.1 试验段
        2.1.2 试验循环系统
        2.1.3 碎片注入系统
        2.1.4 控制与数据采集系统
    2.2 实验计划
    2.3 实验步骤
        2.3.1 CAP1400燃料组件实验步骤
        2.3.2 秦山核电站燃料组件(PC8-FA)实验步骤
    2.4 本章小结
第3章 实验结果及分析
    3.1 CAP1400燃料组件实验
        3.1.1 CAP1400基准实验
        3.1.2 CAP1400碎片实验
        3.1.3 CAP1400变流量实验(1)
        3.1.4 CAP1400变流量实验(2)
    3.2 秦山核电站燃料组件实验
        3.2.1 秦山燃料组件基准实验
        3.2.2 “秦山小流量”碎片实验
        3.2.3 “秦山小流量”变流量实验
        3.2.4 “秦山大流量”碎片实验
        3.2.5 “秦山大流量”变流量实验
    3.3 本章小结
第4章 数值模拟及结果分析
    4.1 几何模型
    4.2 网格划分
    4.3 计算模型
        4.3.1 控制方程及湍流模型
        4.3.2 多孔介质
        4.3.3 基本假设
        4.3.4 求解设置
    4.4 模拟结果
        4.4.1 模拟计算和CAP1400实验结果对比
        4.4.2 孔隙率的影响
        4.4.3 颗粒直径的影响
        4.4.4 速度和压力云图
    4.5 本章小结
第5章 总结和展望
    5.1 总结
    5.2 本文中的不足和展望
参考文献
攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果
致谢



本文编号：3789999