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《华北电力大学(北京)》 2018年
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CSR1000超临界水堆小破口失水事故研究

陈杰  
【摘要】:《中华人民共和国核安全法》指出核设施在设计过程中必须符合核安全标准,采用合理设备参数与技术要求,提供多样保护与多重屏障以满足核安全需求。CSR1000作为中国自主设计的超临界水堆,具有机组热效率高、系统简化、安全性等综合优势。但是由于采用的是高温高压的超临界水作为冷却剂,其安全性能会受到相应影响。研究CSR1000小破口失水事故安全分析,完善超临界水堆安全系统设计,保证超临界水冷堆安全性和可靠性具有重要的意义。以超临界流体和中国超临界水堆(CSR1000)为研究对象,建立超临界流体破口喷放和CSR1000小破口失水事故热工水力计算模型,开发Small-break程序和CSR1000-SBLOCA程序,分别计算超临界流体喷放过程各参数变化,和CSR1000超临界水堆小破口失水事故堆芯参数变化;同时也利用了多因素方差分析的数学算法对超临界破口喷放的各因素进行了权重分析,并将CSR1000小破口失水事故计算结果跟其他反应堆进行比较,验证了程序的可靠性。通过编制Small-break程序计算得到,在各种超临界破口泄压影响因素情况下:破口压力先随时间的增加而减少,最后逐渐趋于稳定状态;超临界初始压力越低,其破口处压力达到平衡时间越短;在破口发生前期初始温度越高其泄压速度越慢,但破口发生后期其泄压速度反而越快,达到平衡时间越短;初始温度越高破口质量流量下降的越快,破口质量流量达到平衡时间也越短;破口面积越大,泄压越快,破口质量流量越小,但容积越大,泄压越慢,破口质量流量越大。利用多因素方差分析数学算法,对超临界破口处的初始压力、初始温度、破口面积和容积对泄压影响程度进行了计算。计算结果表明:破口面积、容积、初始压力和初始温度在破口泄压所占的权重分别为8.55、7.92、4.19、1.19。在破口处压力四个影响因素当中,破口面积是影响最大,其次是容积、初始压力、初始温度。通过耦合编制的CSR1000-SBLOCA程序,对CSR1000发生2%冷管段小破口失事故进行了计算。计算结果表明:CSR1000发生2%冷管段小破口失水事故后,堆芯压力和主蒸汽压力都是先快速下降后迅速上升,并且压力都保持在超临界压力范围内。第一、二流程质量流量在破口发生瞬间都发生了上下波动现象,直到安全系统接受相应信号被触发后开始稳定。第一、二流程包壳温度变化趋势是一致,都是先快速上升后逐渐减少,最后稳定在一个温度值附近。其中第二流程包壳温度增加趋势要普遍高于第一流程包壳温度增加趋势,但两个流程包壳最高温度都是低于安全标准值850℃,堆芯处于安全状态。通过将 CSR1000 和 AP1000、Super LWR 进行了比较分析,CSR1000 和 Super LWR在破口处不会形成两个通道的流程而是只有一个流程通道路径即“单端断裂”,这跟AP1000发生小破口失事故“双端断裂”不同;CSR1000发生小破口失水事故过程跟Super LWR过程计算结果比较接近,验证了程序可靠性。针对各反应堆小破口失水事故,提出设计红外线自动检测,并能自动隔离和开启的安全阀门因应对策,以及在原有的安全壳材料基础上设计三层安全壳针对性措施。
【学位授予单位】:华北电力大学(北京)
【学位级别】:硕士
【学位授予年份】:2018
【分类号】:TL364.4

【参考文献】
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