小破口失水事故作為壓水堆核電站典型的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故,小破口失水事故的后果包括反應(yīng)堆冷卻系統(tǒng)由于冷卻劑減少引起的壓力下降、堆芯冷卻惡化、冷卻劑泄漏到安全殼中和潛在的放射性向工廠外泄漏。通常對(duì)于小破口失水事故利用系統(tǒng)分析程序RELAP5進(jìn)行建模分析,但由于該程序在堆芯建模部分只能采用點(diǎn)堆中子動(dòng)力學(xué)模型,在破口事故發(fā)生之后不能很好地將局部產(chǎn)生的空泡效應(yīng)反應(yīng)到臨近的燃料反應(yīng)截面上,因此包殼峰值溫度的最終計(jì)算結(jié)果并不能很好地反應(yīng)真實(shí)情況。本文利用RELAP5-3D程序?qū)π∑瓶谑鹿蔬M(jìn)行建模分析,堆芯建模部分采用節(jié)塊中子動(dòng)力學(xué)模型,其中對(duì)于空泡效應(yīng)的模擬通過(guò)反應(yīng)截面關(guān)于空泡份額的二次多項(xiàng)式實(shí)現(xiàn),從而將局部產(chǎn)生的空泡及時(shí)反饋到燃料的反應(yīng)截面上。在空泡范圍變化較大情況下,當(dāng)空泡份額超過(guò)二次多項(xiàng)式的擬合范圍時(shí),該多項(xiàng)式就不再適用,因此本文對(duì)空泡效應(yīng)進(jìn)行分段擬合,在不同的空泡份額條件下利用不同的二次多項(xiàng)式模擬空泡效應(yīng),從而實(shí)現(xiàn)對(duì)整個(gè)空泡范圍的模擬,并對(duì)不同的分段方案進(jìn)行敏感性分析,篩選出合適的分段方案。通過(guò)分段擬合方式實(shí)現(xiàn)基于堆芯三維節(jié)塊中子動(dòng)力學(xué)模型的小破口失水事故模型建立,利用該模型繼續(xù)對(duì)小破口失水事... 

【文章來(lái)源】：哈爾濱工程大學(xué)黑龍江省 211工程院校

【文章頁(yè)數(shù)】：73 頁(yè)

【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【部分圖文】：

LOFT實(shí)驗(yàn)裝置示意圖

圖 1.4 PMK-NVH 裝置示意圖發(fā)展失水事故的數(shù)值模擬分析中，之前一直采用較為以 NOTRUMP 和 SB-LOCA 計(jì)算機(jī)程序?yàn)榛A(chǔ)的司以 FRACAS 和 ACONDA 計(jì)算機(jī)程序?yàn)榛A(chǔ)的展，在追求核電安全性的同時(shí)，對(duì)核電經(jīng)濟(jì)性也提分析方法就不再能夠滿足要求。近年來(lái)，一些核電，如美國(guó)的 RELAP5、法國(guó)的 CATHARE 程序等核安全局要求的現(xiàn)實(shí)估算方法。在大亞灣 18 個(gè)月線[FQ(Z)包絡(luò)線]、驗(yàn)證中小破口失水事故下核電站 個(gè)月?lián)Q料堆芯功率能力，針對(duì)中小破口事故就運(yùn)用序?yàn)榛A(chǔ)的最佳估算分析方法。有完全屬于自主開(kāi)發(fā)的大型熱工水力系統(tǒng)分析程序

損失系數(shù)等參數(shù)進(jìn)行敏感性分析。由于破口統(tǒng)從地坑中吸水時(shí)，碎片容易在吸水口的過(guò)該文中還對(duì)破口碎片的安注系統(tǒng)的影響進(jìn)aghetto、Timothy Crook 利用 RELAP5-3D 全殼的地坑中，事故后安注系統(tǒng)向壓力容器殼地坑中吸水再注入壓力容器內(nèi)，若吸收口時(shí)破口碎片將有可能伴隨安注流量進(jìn)入堆芯成小破口碎片對(duì)堆芯冷卻的影響分析以及堆模部分均使用點(diǎn)堆動(dòng)力學(xué)模型[23]。 MohsenSalehi,GholamrezaJahanfarnia 等人冷卻系統(tǒng)失效事故利用 RELAP5_SCDAP 加應(yīng)急冷卻系統(tǒng)失效的事故工況下，事故后下封頭開(kāi)始失效，在下封頭失效之前，電續(xù)事故的發(fā)生[24]，電廠示意圖如圖 1.5 所示


本文編號(hào)：2990671