天堂国产午夜亚洲专区-少妇人妻综合久久蜜臀-国产成人户外露出视频在线-国产91传媒一区二区三区

當(dāng)前位置:主頁(yè) > 理工論文 > 核科學(xué)論文 >

板狀燃料元件堆流道堵塞事故分析

發(fā)布時(shí)間:2022-02-10 02:47
  采用板狀燃料元件方式組成的堆芯,傳熱面積大,換熱效率高,具有更為緊湊的堆芯結(jié)構(gòu),可大幅提高堆芯的功率體積比,能夠在較小的堆芯體積內(nèi),實(shí)現(xiàn)更大的功率輸出,因而被廣泛應(yīng)用于各類研究堆甚至艦艇用動(dòng)力堆中。堆芯內(nèi),燃料板彼此平行布置,板與板之間為狹窄的矩形通道,供冷卻劑流過。各流道間不相互連通,因而沒有冷卻劑的橫向交混流動(dòng)。在某些情況下(外來異物進(jìn)入堆芯,燃料板由于輻照、機(jī)械應(yīng)力等發(fā)生腫脹、彎曲等),就會(huì)發(fā)生流道堵塞事故。堵流事故下,通過該堵塞流道的冷卻劑流量會(huì)快速減少,燃料板開始喪失冷卻并迅速升溫。若流道的堵塞較為嚴(yán)重,堵塞流道內(nèi)的冷卻劑會(huì)發(fā)生沸騰,產(chǎn)生大量蒸汽,并可能發(fā)生偏離泡核沸騰工況,威脅燃料的完整性。由于目前并沒有專門針對(duì)流道堵塞事故的實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)與緩解措施,且一般都是采用低功率停堆、放射性測(cè)量等方法進(jìn)行間接監(jiān)測(cè),因此當(dāng)通過間接手段判斷發(fā)生了流道堵塞時(shí),堆芯內(nèi)的燃料可能已經(jīng)受損,無法對(duì)事故實(shí)施及時(shí)、有效的緩解。另外,當(dāng)流道的堵塞率較低時(shí),事故并不會(huì)對(duì)冷卻劑流動(dòng)與傳熱造成顯著影響,由于無法被立即檢測(cè)出來,該事故就會(huì)長(zhǎng)期存在,這就使事故疊加變得可能。根據(jù)不同的事故情況,本課題將流道堵塞分為單... 

【文章來源】:中國(guó)工程物理研究院北京市

【文章頁(yè)數(shù)】:68 頁(yè)

【學(xué)位級(jí)別】:碩士

【部分圖文】:

板狀燃料元件堆流道堵塞事故分析


圖2.?2?JRR-3M?^應(yīng)堆輻照與實(shí)驗(yàn)孔道布置圖??8??

示意圖,反應(yīng)堆,重水箱,示意圖


至20MW,為輕水冷卻與慢化,鈹作反射層的大型池式研究堆。堆芯外部被重水箱包圍,??以提供高熱中子通量并增加反應(yīng)堆安全裕度。在燃料區(qū)域、鈹反射層與重水箱中共有18??個(gè)垂直輻照孔道,9個(gè)水平實(shí)驗(yàn)孔道均放置在重水箱中,具體如圖2.1-2.2所示。??Top?shvkS??1?^??(channel?lube?羞??.irrad<at>〇r)??Hon^mal?,峽??r翁??Control?rod?drtvc??mechanism??r:?’?,?t?1?-??圖2.1?JRR_3M反應(yīng)堆示意圖??r?*??一??Ho%)??Kd??/?romrfM??/?1??圖2.?2?JRR-3M?^應(yīng)堆輻照與實(shí)驗(yàn)孔道布置圖??8??

反應(yīng)堆一回路


2.1反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)??整個(gè)反應(yīng)堆系統(tǒng)由堆芯、一回路冷卻系統(tǒng)、重水冷卻系統(tǒng)、二回路冷卻系統(tǒng)、三回??路冷卻系統(tǒng)及相關(guān)輔助系統(tǒng)與設(shè)備組成[72-7\其中一回路冷卻系統(tǒng)如圖2.3所示,整個(gè)??反應(yīng)堆堆芯被深度為8.5m的水池淹沒,并放置在距離水面5.5m下的位置。額定工況下,??堆水池的水自上而下流過堆芯,經(jīng)下腔室進(jìn)入主冷卻劑管道并依次經(jīng)過衰變箱、泵組、??熱交換器,最后再返回到堆芯下腔室周圍環(huán)管,從環(huán)管上均勻分布的小孔流入反應(yīng)堆水??池完成一次循環(huán)。其中,一回路冷卻水會(huì)在衰變箱內(nèi)滯留大約75s的時(shí)間,使一回路冷??卻水中的放射性物質(zhì)I6N得到充分衰變,降低一回路水的放射性。兩臺(tái)主泵與兩臺(tái)輔助??泵組成的泵組彼此平行放置,額定工況下由主泵維持冷卻水的強(qiáng)迫流動(dòng),輔助泵則運(yùn)行??在小流量狀態(tài)并通過管線回流至主泵入口,并不實(shí)際對(duì)外做功。只有在低功率運(yùn)行或事??故工況時(shí)

【參考文獻(xiàn)】:
期刊論文
[1]基于RELAP5的大功率非能動(dòng)核電廠SGTR事故分析研究[J]. 賈斌,吳晗,喬雪冬,潘昕懌,吳曉燕,張春明,蘇巖.  核科學(xué)與工程. 2016(05)
[2]大破口失水事故重要模型不確定性評(píng)價(jià)及應(yīng)用[J]. 于愛民,茍軍利,丁文杰,單建強(qiáng),張斌,張博.  原子能科學(xué)技術(shù). 2016(01)
[3]CARR堆芯熱組件自然循環(huán)條件下特性分析[J]. 周媛,王玉林.  原子能科學(xué)技術(shù). 2015(03)
[4]日本福島核電站事故泄漏放射性核素漂移擴(kuò)散狀況分析[J]. 鄺飛虹,王世聯(lián),劉龍波,李奇,張新軍,賈懷茂,樊元慶,趙允剛,武山,陳占營(yíng),常印忠,劉蜀疆.  原子能科學(xué)技術(shù). 2012(12)
[5]福島核事故對(duì)中國(guó)的影響及應(yīng)急經(jīng)驗(yàn)[J]. 張建崗,姚仁太,任曉娜,湯榮耀,趙兵,徐向軍,張俊芳,郝宏偉,張雷,徐瀟瀟.  輻射防護(hù). 2012(06)
[6]混合能譜超臨界水堆失流事故緩解措施研究[J]. 許志紅,傅晟威,劉曉晶,楊燕華,程旭.  原子能科學(xué)技術(shù). 2012(09)
[7]福島核電廠3號(hào)機(jī)組嚴(yán)重事故模擬分析[J]. 陳耀東,周擁輝,石俊英,柴國(guó)旱.  原子能科學(xué)技術(shù). 2012(S1)
[8]淺議福島核電事故對(duì)我國(guó)核電發(fā)展的影響及借鑒[J]. 潘金釗.  核動(dòng)力工程. 2012(04)
[9]讓切爾諾貝利核事故的警鐘長(zhǎng)鳴——紀(jì)念切爾諾貝利核事故25周年[J]. 李宗明.  核安全. 2011(03)
[10]三里島核泄漏影響美國(guó)32年[J]. 王碩.  課外閱讀. 2011(13)

碩士論文
[1]板狀燃料組件堵流事故數(shù)值分析[D]. 宋磊.哈爾濱工程大學(xué) 2013
[2]一體化壓水堆穩(wěn)態(tài)運(yùn)行特性研究[D]. 劉建閣.哈爾濱工程大學(xué) 2008
[3]CARR高溫高壓試驗(yàn)回路事故分析[D]. 張毅.中國(guó)原子能科學(xué)研究院 2007
[4]CARR堆芯三維流場(chǎng)與溫場(chǎng)數(shù)值模擬研究[D]. 楊長(zhǎng)江.中國(guó)原子能科學(xué)研究院 2006



本文編號(hào):3618111

資料下載
論文發(fā)表

本文鏈接:http://www.sikaile.net/projectlw/hkxlw/3618111.html


Copyright(c)文論論文網(wǎng)All Rights Reserved | 網(wǎng)站地圖 |

版權(quán)申明:資料由用戶9e0d3***提供,本站僅收錄摘要或目錄,作者需要?jiǎng)h除請(qǐng)E-mail郵箱bigeng88@qq.com