核电站非能动安全注入系统仿真研究

论文摘要

非能动安全系统减少了对运行人员干预和外部能源的依赖,是提高核电站安全性、可靠性和经济性的重要方式,在国内外新一代核电站的设计中得到了广泛应用。论文利用美国GSE公司开发的实时热工水力工程分析工具THEATRe和两相流体建模工具JTOPMERET作为非能动安全研究的工具,在高级实时仿真平台SimExec上进行仿真计算,同时本文对两套程序的模型及其使用进行了详细的介绍。本文使用THEATRe和JTOPMERET程序对非能动压水堆AP1000主冷却剂系统和具有非能动安全补水功能的堆芯补水箱分系统建立了仿真模型,对失水事故进行了仿真计算,通过考察事故后的堆芯补水箱排放管流量、压力容器水位及燃料包壳壁面温度等参数的变化趋势,验证了堆芯补水箱非能动运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。计算表明:在小破口失水事故的工况下,堆芯补水箱能够以非能动形式实现向反应堆冷却剂系统提供应急补水的功能,确保了堆芯的有效冷却,防止了堆芯发生损毁。

论文目录

• 摘要
• Abstract
• 第1章 绪论
• 1.1 引言
• 1.2 非能动安全思想
• 1.2.1 非能动安全思想的提出
• 1.2.2 核动力非能动安全研究的目的和意义
• 1.2.3 非能动安全思想的相关概念
• 1.2.4 非能动安全概念的应用和进展
• 1.3 课题研究意义
• 1.4 论文主要内容
• 第2章 仿真数学模型的建立
• 2.1 THEATRe程序仿真模型介绍
• 2.1.1 THEATRe的建模方法
• 2.1.2 基本两相流仿真模型
• 2.1.3 结构关系式
• 2.1.4 主要的专用仿真模型
• 2.1.5 水和蒸汽物性参数计算方法
• 2.1.6 数值求解方法
• TM两相流建模软件介绍'>2.2 JTopmeret^TM两相流建模软件介绍
• 2.2.1 功能简介
• 2.2.2 模型介绍
• TM的建模过程'>2.2.3 JTopmeret^TM的建模过程
• TM实时仿真平台介绍'>2.3 SimExec^TM实时仿真平台介绍
• 2.4 本章小结
• 第3章 建立仿真模型
• 3.1 概述
• 3.2 AP1000及非能动安全系统
• 3.2.1 主回路系统及其主要特点
• 3.2.2 反应堆的堆芯和燃料设计
• 3.2.3 蒸汽发生器
• 3.2.4 反应堆冷却剂泵
• 3.2.5 稳压器
• 3.2.6 非能动专设安全系统
• 3.3 AP1000的应急堆芯冷却系统
• 3.3.1 非能动应急堆芯冷却系统的功能
• 3.3.2 非能动应急堆芯冷却系统的组成
• 3.4 仿真模型的建立
• 3.4.1 反应堆一回路
• 3.4.2 蒸汽发生器二次侧
• 3.4.3 应急堆芯冷却系统
• 3.5 本章小结
• 第4章 仿真计算
• 4.1 概述
• 4.2 仿真计算的任务
• 4.3 准备数据
• 4.3.1 AP1000基本设计参数
• 4.3.2 反应堆堆芯、压力容器及其相关设备的参数
• 4.3.3 蒸汽发生器相关参数
• 4.3.4 稳压器相关参数
• 4.3.5 主泵的相关参数
• 4.3.6 应急堆芯补水箱的设计参数
• 4.3.7 非能动余热排出换热器的设计参数
• 4.4 THEATRe程序调试
• 4.4.1 编制数据输入卡
• 4.4.2 编写接口程序
• 4.4.3 运行、调试
• 4.5 JTOPMERET程序调试
• 4.6 程序联合调试
• 4.7 仿真计算与结果分析
• 4.7.1 仿真过程描述
• 4.7.2 仿真结果分析
• 4.8 本章小结
• 结论
• 参考文献
• 攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果
• 致谢
• 附录