钍基先进坎杜堆非能动慢化剂系统概念设计

论文摘要

上个世纪 50 年代,加拿大根据其基本国情在特殊的历史条件下开发了压力管式重水堆(PHWR)核电技术,这就是独树一帜的坎杜(CANDU)型重水堆发展的开始。CANDU 堆相比一般的压水堆在设计上有显著的区别。这些特点也给它带来了安全方面的诸多优势。加拿大原子能公司(AECL)与清华大学开展了国际合作,以开发新一代的钍基先进坎杜堆(TACR)。本论文工作正是在这一背景之下开展的相关研究。本论文为钍基先进坎杜堆(TACR)满足非能动安全要求的慢化剂系统进行概念设计,并用热工水力分析程序 CATHENA Mod3.5c/Rev1 分析反应堆在全厂断电情况下的失流事故,以评价所设计的系统。本文首先介绍了各类型反应堆的非能动堆芯余热排出系统设计,并在此基础上提出 TACR 的非能动慢化剂系统概念设计方案。论文中用 CATHENA 程序对反应堆慢化剂系统重水回路、能动的轻水回路和非能动的轻水回路建立了模型,对冷却剂失流事故进行了计算分析。通过考察事故后的慢化剂系统的温度、压力及流量等参数的变化趋势,验证了非能动原理在慢化剂系统设计中应用的可行性,分析了慢化剂系统对冷却堆芯的作用。计算表明,失流事故后非能动慢化剂系统能够及时带走堆芯的剩余发热。另外,本文还整理了 CATHENA 程序使用方法,介绍了程序使用中积累的经验。

论文目录

• 第1章 引言
• 1.1 课题背景
• 1.2 CANDU 型反应堆的发展历史
• 1.3 非能动堆芯余热排出系统
• 1.3.1 AC600 反应堆非能动堆芯余热排出系统
• 1.3.2 200MW 核供热堆非能动堆芯余热排出系统
• 1.3.3 CANDU 9 的慢化剂紧急堆芯冷却系统
• 1.3.4 AP600 的应急堆芯余热排出子系统
• 1.3.5 PIUS 的非能动余热排出系统
• 1.4 TACR 非能动慢化剂系统设计目标
• 1.5 论文各部分的主要内容
• 第2章 CATHENA 计算程序
• 2.1 本章引论
• 2.2 CATHENA 的开发历史
• 2.3 CATHENA 程序简介
• 2.3.1 热工水力模型
• 2.3.2 数值求解方法
• 2.3.3 热构件
• 2.3.4 部件模型与系统模型
• 2.3.5 CAHTENA 系统控制
• 2.3.6 CATHENA 问题尺寸限制
• 2.4 CATHENA 建模方法和稳态调试方法
• 2.4.1 输入准备
• 2.4.2 编写输入文件
• 2.4.3 稳态调试
• 2.4.4 运行程序
• 2.4.5 分析结果
• 第3章 TACR 非能动慢化剂系统设计方案
• 3.1 反应堆热工设计的准则
• 3.2 TACR 概念堆非能动慢化剂系统设计
• 3.3 重水回路系统设计
• 3.3.1 排管容器模型
• 3.3.2 重水-轻水换热器模型
• 3.3.3 重水回路稳压器模型
• 3.4 轻水回路系统设计
• 3.4.1 安全壳顶部贮水箱
• 3.4.2 轻水回路中的阀门
• 3.5 系统中的管道部件模拟
• 3.6 系统中的热构件
• 3.7 系统边界条件
• 3.7.1 蓄水库边界条件
• 3.7.2 流量边界条件
• 3.8 系统初始条件
• 3.9 反应堆失流事故
• 3.10 非能动慢化剂系统节点划分
• 第4章 稳态调节
• 4.1 TACR 慢化剂系统稳态调试
• 4.1.1 回路中的热量
• 4.1.2 回路中的压力
• 4.1.3 基本假设
• 4.2 稳态调试结果
• 4.3 系统参数敏感性分析
• 第5章 瞬态事故分析
• 5.1 非能动轻水回路自然循环能力研究
• 5.2 安全壳顶部贮水箱输热能力研究
• 5.3 事故序列的定性描述
• 5.4 验收准则
• 5.5 瞬态模拟
• 5.5.1 重水回路部分
• 5.5.2 轻水回路部分
• 5.6 失流事故结果分析
• 5.7 系统参数敏感性分析
• 第6章 结论
• 6.1 TACR 非能动慢化剂系统设计工作总结
• 6.2 课题展望
• 个人简历、在学期间发表的学术论文与研究成果