版權(quán)說明:本文檔由用戶提供并上傳,收益歸屬內(nèi)容提供方,若內(nèi)容存在侵權(quán),請進行舉報或認領(lǐng)
文檔簡介
1、作為第三代改進型壓水堆的代表,AP1000創(chuàng)新性地采用了一系列自然力,包括重力、自然循環(huán)、自然對流和壓縮氣體膨脹等來保證其非能動安全性。根據(jù)國家核電發(fā)展戰(zhàn)略,我國將在引進、消化、吸收AP1000核電技術(shù)的基礎(chǔ)上,推出具有自主知識產(chǎn)權(quán)的更大功率的先進壓水堆CAP1400和CAP1700。目前CAP1400的概念設(shè)計已初步完成。本文采用不同分析工具針對AP1000典型事故工況瞬態(tài)熱工水力特性的若干關(guān)鍵問題進行了不同層次的研究。
首
2、先根據(jù)AP1000的具體結(jié)構(gòu)和運行特點,建立了一套合理完善的數(shù)學物理模型,包括:堆芯模型、自然循環(huán)蒸汽發(fā)生器模型、電加熱穩(wěn)壓器模型、主泵模型、非能動余熱排出系統(tǒng)模型、臨界流模型和輔助模型。與美國西屋公司針對 AP600和 AP1000開發(fā)的非LOCA瞬態(tài)熱工水力系統(tǒng)程序LOFTRAN相比,在蒸汽發(fā)生器的模型方面,LOFTRAN采用蒸汽發(fā)生器二次側(cè)集總參數(shù)兩區(qū)模型,而本文采用更先進也更符合實際的蒸汽發(fā)生器二次側(cè)分布參數(shù)模型;在穩(wěn)壓器的模型
3、方面,相比于 LOFTRAN兩區(qū)不平衡模型,本文配備了可供選擇的三區(qū)不平衡模型和多區(qū)不平衡模型。另外,本文從基本的質(zhì)量、動量和能量守恒方程出發(fā),創(chuàng)新性地建立了AP1000非能動余熱排出系統(tǒng)模型。本文進一步采用FORTRAN程序設(shè)計語言,開發(fā)了AP1000非LOCA瞬態(tài)熱工水力系統(tǒng)程序RETAC(REactor Transient Analysis Code)。RETAC采用模塊化編程技術(shù),便于修改和二次開發(fā)。
在建立的數(shù)學物理
4、模型基礎(chǔ)上,對AP1000主回路系統(tǒng)及非能動余熱排出系統(tǒng)進行控制體劃分,采用吉爾(Gear)方法對所獲得的常微分方程組進行數(shù)值求解。RETAC程序計算獲得的穩(wěn)態(tài)結(jié)果與西屋公司設(shè)計控制文件(DCD)給定的額定值符合較好。本文進而針對汽輪機跳閘事故及自動降壓系統(tǒng)誤開啟事故進行分析,分別與大型商用程序RELAP5及西屋公司LOFTRAN程序的計算結(jié)果進行對比,對比結(jié)果符合良好,證明了RETAC程序建模的合理性與準確性。
進一步將RE
5、TAC程序應用于AP1000典型非LOCA事故,包括失流事故(部分失流、完全失流與主泵卡軸)、蒸汽發(fā)生器二次側(cè)給水溫度降低事故、非能動余熱排出系統(tǒng)PRHRS誤開啟事故及自動降壓系統(tǒng)ADS誤開啟事故(廠外電源可用和不可用兩種情況)的分析計算。計算結(jié)果表明,堆芯最小偏離核態(tài)沸騰比(MDNBR)始終高于1.5的安全分析限值,滿足安全準則要求。其中,非能動余熱排出系統(tǒng)誤開啟事故的計算結(jié)果與西屋公司LOFTRAN程序及GSE公司THEATRe/J
6、Topmeret程序的對比分析證明了本文非能動余熱排出系統(tǒng)建模的合理性。
采用大型商用程序RELAP5/MOD3.4建立了AP1000主回路系統(tǒng)及非能動安全系統(tǒng)(包括堆芯補水箱CMT、安注箱ACC、安全殼內(nèi)置換料水箱IRWST、非能動余熱排出系統(tǒng)PRHRS和自動降壓系統(tǒng)ADS)的分析模型。針對AP1000小破口失水事故典型工況,包括冷腿底部5.08cm(2英寸)、10.16cm(4英寸)、20.32cm(8英寸)和25.40c
7、m(10英寸)小破口進行分析。分析結(jié)果表明,在 AP1000小破口失水事故工況下,堆芯最大空泡份額基本不會超出α=0.9的安全分析限值,不會發(fā)生干涸(dry out)型臨界熱流密度(CHF)。包殼峰值溫度(PCT)遠低于附錄K中1478K/2200℉的安全分析限值。證明在AP1000小破口過程中,非能動安全系統(tǒng)作用可以有效帶出堆芯衰變熱,從而保證反應堆安全。
最后針對AP1000小破口失水事故后期自動降壓系統(tǒng)第四級(ADS-4
8、)的液滴夾帶特性進行分析。通過ADS-4的液滴夾帶作為小破口失水事故過程中重要的熱工水力現(xiàn)象,決定了一次側(cè)系統(tǒng)冷卻劑裝量,影響一次側(cè)環(huán)路及堆芯的冷卻。本文采用俄勒岡州立大學(OSU)在 ATLATS實驗裝置上獲得的液滴夾帶起始與夾帶含氣率關(guān)系式,對RELAP5/MOD3.0可編譯版本的液滴夾帶子程序hzflow進行修改編譯。將修改后的RELAP5版本應用于AP10005.08cm(2英寸)典型小破口失水事故的分析計算。RELAP5程序修
溫馨提示
- 1. 本站所有資源如無特殊說明,都需要本地電腦安裝OFFICE2007和PDF閱讀器。圖紙軟件為CAD,CAXA,PROE,UG,SolidWorks等.壓縮文件請下載最新的WinRAR軟件解壓。
- 2. 本站的文檔不包含任何第三方提供的附件圖紙等,如果需要附件,請聯(lián)系上傳者。文件的所有權(quán)益歸上傳用戶所有。
- 3. 本站RAR壓縮包中若帶圖紙,網(wǎng)頁內(nèi)容里面會有圖紙預覽,若沒有圖紙預覽就沒有圖紙。
- 4. 未經(jīng)權(quán)益所有人同意不得將文件中的內(nèi)容挪作商業(yè)或盈利用途。
- 5. 眾賞文庫僅提供信息存儲空間,僅對用戶上傳內(nèi)容的表現(xiàn)方式做保護處理,對用戶上傳分享的文檔內(nèi)容本身不做任何修改或編輯,并不能對任何下載內(nèi)容負責。
- 6. 下載文件中如有侵權(quán)或不適當內(nèi)容,請與我們聯(lián)系,我們立即糾正。
- 7. 本站不保證下載資源的準確性、安全性和完整性, 同時也不承擔用戶因使用這些下載資源對自己和他人造成任何形式的傷害或損失。
最新文檔
- AP1000內(nèi)置換料水箱熱工水力特性研究.pdf
- AP1000燃料組件的熱工水力研究.pdf
- AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)熱工水力性能分析.pdf
- CFETR水冷固態(tài)包層瞬態(tài)與典型事故的熱工水力分析.pdf
- AP1000典型嚴重事故序列下裂變產(chǎn)物行為研究.pdf
- AP1000嚴重事故下氣溶膠運動沉積特性研究.pdf
- 熱分層模型在AP1000事故分析中的應用研究.pdf
- AP1000的ATWS事故概率安全分析.pdf
- AP1000堆型SGTR事故應對策略研究.pdf
- 承壓熱沖擊下AP1000壓力容器直接安注瞬態(tài)數(shù)值模擬研究.pdf
- ap1000 中文全
- 改進型AP1000失水事故的仿真模擬.pdf
- AP1000主給水管道斷裂事故分析.pdf
- AP1000主蒸汽安全閥工作特性研究.pdf
- 核電ap1000技術(shù)手冊
- AP1000型核電站主給水泵的瞬態(tài)分析.pdf
- ap1000培訓思考題
- ap1000核電項目文檔管理研究
- ap1000在中國的進展狀況
- AP1000余熱排出泵的設(shè)計研究.pdf
評論
0/150
提交評論