DNBR限值是核電站設(shè)計中的重要參數(shù)，能夠反映核電站的安全水平。DNBR裕量增加有利于堆芯換料方案的改進(jìn)，能夠為核電廠的設(shè)計和運行提供更大的靈活性。鑒于全失流事故是一個對DNBR影響最劇烈的二類工況，本文選取此事故進(jìn)行分析。本文以300MW核電站為原型，利用系統(tǒng)程序RELAP5/MOD3建模模擬核電站全失流事故，同時利用子通道程序VIPRE建立堆芯子通道模型，模擬堆芯內(nèi)冷卻劑的流動并計算堆芯DNBR限值。核電廠事故分析中，程序模型及電廠參數(shù)均具有一定不確定性。STDP方法采用最不利的不確定性。ITDP方法通過數(shù)學(xué)分析及靈敏度分析對輸入?yún)?shù)的不確定性進(jìn)行量化。非參數(shù)和參數(shù)統(tǒng)計方法通過對輸入?yún)?shù)抽樣計算，利用統(tǒng)計理論得到總體在一定概率水平和置信度下的容許限和單側(cè)置信限值。本文應(yīng)用ITDP方法以及基于Wilks公式容許限的非參數(shù)和參數(shù)統(tǒng)計方法分析計算核電廠在全失流事故下的DNBR限值。選擇冷卻劑流量、堆芯旁通流量份額、反應(yīng)堆功率、冷卻劑平均溫度、堆芯壓力、核焓升因子、工程焓升因子共七個與DNBR計算有關(guān)的電廠參數(shù)，作為初始狀態(tài)輸入?yún)?shù)并考慮其不確定性。針對全失流事故，基于系統(tǒng)程序RELAP5... 

【文章來源】：上海交通大學(xué)上海市 211工程院校 985工程院校 教育部直屬院校

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【學(xué)位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
ABSTRACT
第一章 緒論
    1.1 研究背景
    1.2 相關(guān)研究與應(yīng)用概況
        1.2.1 反應(yīng)堆設(shè)計基準(zhǔn)與運行安全
        1.2.2 子通道分析的發(fā)展及應(yīng)用
        1.2.3 熱工設(shè)計方法簡介
        1.2.4 不確定性分析方法
    1.3 本文內(nèi)容
第二章 STDP與ITDP方法應(yīng)用于 300MW核電廠安全限值分析的比較研究
    2.1 300MW核電站系統(tǒng)及堆芯簡介
    2.2 標(biāo)準(zhǔn)熱工設(shè)計方法STDP與改進(jìn)熱工設(shè)計方法ITDP在DNBR限值計算中的應(yīng)用
        2.2.1 STDP方法及應(yīng)用
        2.2.2 ITDP方法及應(yīng)用
    2.3 計算結(jié)果與分析
    2.4 本章小結(jié)
第三章 基于參數(shù)抽樣統(tǒng)計分析安全限值的熱工設(shè)計方法研究
    3.1 針對 300MW核電廠全失流事故建模
        3.1.1 全失流事故
        3.1.2 Relap5/MOD3 分析工具簡介
        3.1.3 300MW核電廠系統(tǒng)分析的RELAP節(jié)點模型
    3.2 300MW核電廠堆芯子通道模型建立
        3.2.1 子通道分析程序
        3.2.2 子通道分析的數(shù)學(xué)模型
        3.2.3 子通道的劃分
    3.3 輸入?yún)?shù)的不確定度量化與DNBR限值分析
        3.3.1 非參數(shù)和參數(shù)統(tǒng)計方法
        3.3.2 輸入?yún)?shù)的隨機抽樣
        3.3.3 基于非參數(shù)/參數(shù)統(tǒng)計的不確定性量化與DNBR限值分析結(jié)果
    3.4 不同方法下的DNBR限值分析比較
    3.5 本章小結(jié)
第四章 全文總結(jié)與展望
    4.1 全文總結(jié)
    4.2 進(jìn)一步工作展望
參考文獻(xiàn)
致謝
攻讀碩士學(xué)位期間已發(fā)表或錄用的論文


【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
[1]應(yīng)用抽樣統(tǒng)計方法計算DNBR限值[J]. 王煦嘉.  原子能科學(xué)技術(shù). 2012(04)
[2]COBRA-IV與CFX程序耦合研究[J]. 劉余,張虹,賈寶山.  核動力工程. 2010(02)
[3]燃料組件單相交混系數(shù)試驗研究[J]. 曹念,郎雪梅,盧冬華,馬介亮,康繼維,張興武.  核動力工程. 2009(05)
[4]統(tǒng)計法及其在堆芯熱工水力設(shè)計中的應(yīng)用[J]. 劉昌文.  核動力工程. 2002(S1)
[5]壓水堆運行中ΔT超溫度/超功率保護(hù)分析[J]. 張大發(fā),楊永新,陸古兵.  海軍工程大學(xué)學(xué)報. 2001(05)
[6]用 FLICA3 分析自然循環(huán)實驗特性[J]. 唐錫文.  核動力工程. 1997(03)
[7]不確定度分析方法的改進(jìn)及實際應(yīng)用[J]. 孫崧青,張忠岳.  原子能科學(xué)技術(shù). 1996(05)
[8]一個高效核反應(yīng)堆熱工水力分析方法[J]. 王少平,蔣莉,沈孟育.  核科學(xué)與工程. 1995(04)
[9]COBRAⅢC/MIT2程序的移植及其性能介紹[J]. 李金才,黃芳芝,錢力克,劉漢升.  核科學(xué)與工程. 1987(02)
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碩士論文
[1]AP1000先進(jìn)核電廠大破口RELAP5建模及特性分析[D]. 殷煜皓.上海交通大學(xué) 2012
[2]壓水堆核電站堆芯子通道分析[D]. 梁志滔.華南理工大學(xué) 2011
[3]AP1000核電廠大破口失水事故最佳估算分析建模與不確定性研究[D]. 倪超.上海交通大學(xué) 2011
[4]保守分析與最佳估算相結(jié)合之LOCA認(rèn)證分析方法論[D]. 張中偉.上海交通大學(xué) 2011



本文編號：3410429