在壓水堆核電站發(fā)生LOCA事故后,由于管道破裂、高能流體噴射以及冷卻劑與堆內(nèi)材料的化學反應,安全殼內(nèi)會產(chǎn)生大量碎片。碎片隨著冷卻劑傳輸至安全殼地坑,在安全殼地坑水再循環(huán)階段,不可避免會有部分碎片穿過地坑濾網(wǎng)進入堆芯燃料組件,造成燃料組件堵塞。若碎片在堆芯燃料組件造成的壓力損失大于反應堆能提供的驅動壓頭,則反應堆無法確保有足夠的流量去除堆芯衰變熱。這將破壞長期堆芯冷卻能力,嚴重可能導致堆芯熔毀。因此,研究碎片對燃料組件壓降的影響,對LOCA事故后保證核電站的長期堆芯冷卻能力有著重要意義。本文主要研究LOCA事故后產(chǎn)生的碎片對燃料組件的壓降的影響。本文研究工作包括實驗研究和模擬計算,實驗研究針對CAP1400燃料組件和秦山核電廠燃料組件(PC8-FA)進行了基準實驗、碎片實驗和變流量實驗。模擬計算通過FLUENT軟件進行,利用多孔介質(zhì)模型模擬CAP1400燃料組件中形成的碎片床層,并分析流量、孔隙率、等效顆粒直徑對壓降的影響。通過實驗得出CAP1400燃料組件和秦山核電廠燃料組件(PC8-FA)在各自對應的碎片量、碎片添加方式、碎片類型和流量下的壓降值,為核電站保證長期堆芯冷卻能力提供試驗...

【文章頁數(shù)】：70 頁

【學位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
ABSTRACT
第1章 緒論
    1.1 研究背景和意義
    1.2 國內(nèi)外研究現(xiàn)狀
        1.2.1 國內(nèi)外相關實驗研究
        1.2.2 國內(nèi)外相關模擬計算
    1.3 本文研究內(nèi)容和創(chuàng)新點
        1.3.1 研究的主要內(nèi)容
        1.3.2 研究的創(chuàng)新點
第2章 實驗臺架及實驗步驟
    2.1 實驗臺架介紹
        2.1.1 試驗段
        2.1.2 試驗循環(huán)系統(tǒng)
        2.1.3 碎片注入系統(tǒng)
        2.1.4 控制與數(shù)據(jù)采集系統(tǒng)
    2.2 實驗計劃
    2.3 實驗步驟
        2.3.1 CAP1400燃料組件實驗步驟
        2.3.2 秦山核電站燃料組件(PC8-FA)實驗步驟
    2.4 本章小結
第3章 實驗結果及分析
    3.1 CAP1400燃料組件實驗
        3.1.1 CAP1400基準實驗
        3.1.2 CAP1400碎片實驗
        3.1.3 CAP1400變流量實驗(1)
        3.1.4 CAP1400變流量實驗(2)
    3.2 秦山核電站燃料組件實驗
        3.2.1 秦山燃料組件基準實驗
        3.2.2 “秦山小流量”碎片實驗
        3.2.3 “秦山小流量”變流量實驗
        3.2.4 “秦山大流量”碎片實驗
        3.2.5 “秦山大流量”變流量實驗
    3.3 本章小結
第4章 數(shù)值模擬及結果分析
    4.1 幾何模型
    4.2 網(wǎng)格劃分
    4.3 計算模型
        4.3.1 控制方程及湍流模型
        4.3.2 多孔介質(zhì)
        4.3.3 基本假設
        4.3.4 求解設置
    4.4 模擬結果
        4.4.1 模擬計算和CAP1400實驗結果對比
        4.4.2 孔隙率的影響
        4.4.3 顆粒直徑的影響
        4.4.4 速度和壓力云圖
    4.5 本章小結
第5章 總結和展望
    5.1 總結
    5.2 本文中的不足和展望
參考文獻
攻讀碩士學位期間發(fā)表的論文及其它成果
致謝



本文編號：3789999