非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)不依靠任何外部動(dòng)力，通過系統(tǒng)自身冷熱位差或者介質(zhì)密度差形成的驅(qū)動(dòng)壓頭帶動(dòng)冷卻劑導(dǎo)出堆芯衰變熱，實(shí)現(xiàn)對(duì)堆芯的應(yīng)急冷卻。這種不依賴外部動(dòng)力的非能動(dòng)系統(tǒng)不僅簡(jiǎn)化安全系統(tǒng)，還可以避免由于操作員誤操作帶來的危害，大大提高核電站的固有安全性。因此，在反應(yīng)堆事故停堆后，為了應(yīng)對(duì)能動(dòng)安全系統(tǒng)可能出現(xiàn)的失效問題，研究非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)熱工特性對(duì)提高核電站的安全性和可靠性具有重要的理論和實(shí)際意義。本文采用熱工水力系統(tǒng)分析程序RELAP5對(duì)百萬千瓦級(jí)壓水堆核電站蒸汽發(fā)生器二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)進(jìn)行設(shè)計(jì)及熱工計(jì)算。首先，本文基于熱工水力程序RELAP5/MOD3.3對(duì)蒸汽發(fā)生器二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)冷凝換熱器進(jìn)行熱工設(shè)計(jì)，確定了適用于CPR1000核電站二次側(cè)非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)冷凝換熱器的設(shè)計(jì)方案。其次，本文采用RELAP5程序?qū)PR1000核電站一、二回路系統(tǒng)和非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)建立了RELAP5穩(wěn)態(tài)系統(tǒng)模型，并把系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)計(jì)算值與實(shí)際核電站的穩(wěn)態(tài)運(yùn)行參數(shù)進(jìn)行對(duì)比,驗(yàn)證了穩(wěn)態(tài)系統(tǒng)模型的可靠性。最后，在穩(wěn)態(tài)系統(tǒng)模型的基礎(chǔ)上，研究全廠斷電事故、主給水管道破裂事故工況下,非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)的... 

【文章來源】：華南理工大學(xué)廣東省 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：83 頁

【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【部分圖文】：

AP1000非能動(dòng)余熱排除系統(tǒng)示意圖

圖 1-1 AP1000 非能動(dòng)余熱排除系統(tǒng)示意圖 的非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)[2]子公司在 1987 年與其他幾家核電研究公司共同合作US(Process Inherent Ultimate Safety)-600 型核電站是設(shè)計(jì)的輸出熱功率為 2000MW，額定輸出電功率為比，其堆芯平均線功率、冷卻劑流量、溫度和其他裝載可燃吸收體來補(bǔ)償燃耗損失的反應(yīng)性。該反應(yīng)部，水池中裝有大量的高濃度含硼水，蒸汽發(fā)生器。反應(yīng)堆堆芯中不設(shè)置功率調(diào)整控制棒，而是通過應(yīng)堆的反應(yīng)性。PIUS 系統(tǒng)的結(jié)構(gòu)示意圖如 1-2 所示

而上部密度鎖是通過控制一回路的冷卻劑堆正常運(yùn)行時(shí)，兩個(gè)密度鎖上部冷熱界面之間為了防止在系統(tǒng)運(yùn)行過程中由于很小的運(yùn)行擾，反應(yīng)堆系統(tǒng)一旦發(fā)生惡性的瞬變事故，上下池中的含硼水依靠自然循環(huán)流經(jīng)堆芯，迫使反余熱排出系統(tǒng)[3]ssive Safety Reactor)是由日本原子能研究所設(shè)結(jié)構(gòu)如圖 1-3 所示。該反應(yīng)堆系統(tǒng)由兩個(gè)環(huán)路 630MW，系統(tǒng)的運(yùn)行壓力為 15.7MPa。該反氣冷卻的自然循環(huán)系統(tǒng)，停堆后不需要任何輔

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
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碩士論文
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本文編號(hào)：3209939