發(fā)布時間：2018-03-17 04:27

  本文選題：海上浮動堆　切入點：非能動余熱排出系統(tǒng)　出處：《原子能科學技術(shù)》2017年11期 　論文類型：期刊論文

【摘要】：為研究海洋條件對海上浮動堆全廠斷電事故后的事故進程及非能動安全系統(tǒng)運行特性的影響,通過建立海洋條件加速度場模型,基于RELAP5程序開發(fā)獲得了適用于海上浮動堆的系統(tǒng)分析程序,并對程序進行了實驗驗證。利用所開發(fā)的程序通過建立雙環(huán)路海上浮動堆及二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)的計算模型,開展了不同搖擺運動參數(shù)下海上浮動堆全廠斷電事故的計算分析。計算結(jié)果表明,船體的橫搖運動可加快全廠斷電事故后浮動堆系統(tǒng)壓力和溫度的下降速度,堆芯余熱能夠被二次側(cè)非能動余熱排出系統(tǒng)有效導出;但橫搖運動會造成事故后堆芯自然循環(huán)流量的顯著降低,引起一回路系統(tǒng)和非能動余熱排出系統(tǒng)中自然循環(huán)流量的大幅度振蕩及周期性倒流。本文計算結(jié)果可為海上浮動堆非能動安全系統(tǒng)的設(shè)計提供參考。
[Abstract]:In order to study the influence of ocean conditions on the accident process and the operating characteristics of inactive safety system after the power failure of the whole plant of floating reactor at sea, the acceleration field model of marine conditions is established. A system analysis program for floating reactor at sea is developed based on RELAP5 program, and the program is verified by experiments. The calculation model of double loop floating reactor and secondary inactive residual heat discharge system is established by using the developed program. The calculation and analysis of the power failure accident of the whole plant of the floating reactor at sea under different swing motion parameters are carried out. The calculation results show that the rolling motion of the hull can speed up the pressure and temperature drop of the floating reactor system after the power failure accident in the whole plant. The residual heat of the core can be effectively derived by the secondary passive residual heat removal system, but the natural circulation flow rate of the reactor core decreases significantly after the accident caused by the rolling motion. It causes large amplitude oscillation and periodic backflow of natural circulation flow in primary circuit system and inactive residual heat discharge system. The results in this paper can provide reference for the design of inactive safety system of floating reactor at sea.
【作者單位】： 哈爾濱工程大學核安全與仿真技術(shù)國防重點學科實驗室;中廣核研究院有限公司;
【基金】：黑龍江省青年學術(shù)骨干支持計劃資助項目(1254G017) 中央高�；�本科研業(yè)務費專項資金資助項目(HEUCFD1512,HEUCFD1513)
【分類號】：TL364.4

【相似文獻】

相關(guān)期刊論文 前9條

1 陳學鋒;;核電廠全廠斷電事故分析[J];中國核電;2011年01期

2 黃洪文;劉漢剛;錢達志;徐顯啟;;池式研究堆高功率全廠斷電事故分析[J];核動力工程;2012年04期

3 樊申;謝建倫;張應超;;秦山核電廠全廠斷電事故廠外后果分析[J];原子能科學技術(shù);2006年06期

4 陳薇;嚴春;閻昌琪;谷海峰;;基于密度鎖的非能動余熱排出系統(tǒng)設(shè)計及驗證分析[J];原子能科學技術(shù);2011年10期

5 武玉增;李常偉;;非能動余熱排出系統(tǒng)�；�及驗證分析[J];船舶;2014年04期

6 陳薇;閻昌琪;谷海峰;張楠;;基于密度鎖的非能動余熱排出系統(tǒng)特性分析[J];核動力工程;2010年05期

7 臧希年,黃冰,郭衛(wèi)軍;非能動余熱排出系統(tǒng)瞬態(tài)分析[J];清華大學學報(自然科學版);2000年10期

8 彭木彰,萬渡江,高勇;自然循環(huán)的余熱排出系統(tǒng)的分析[J];清華大學學報(自然科學版);1996年12期

9 沈瑾;江光明;唐鋼;余紅星;;一體化先進堆全廠斷電事故下非能動余熱排出系統(tǒng)能力分析[J];核動力工程;2007年06期

相關(guān)會議論文 前1條

1 劉建偉;范遂;;余熱排出系統(tǒng)控制改進設(shè)計[A];中國核學會核能動力分會2013年學術(shù)研討會論文集[C];2013年

相關(guān)博士學位論文 前2條

1 王偉偉;AP1000典型事故工況瞬態(tài)熱工水力特性研究[D];西安交通大學;2017年

2 吳國偉;鉛基堆非能動余熱排出系統(tǒng)的設(shè)計研究[D];中國科學技術(shù)大學;2017年

相關(guān)碩士學位論文 前1條

1 王振清;全廠斷電事故現(xiàn)象及設(shè)計改進[D];上海交通大學;2008年

，

本文編號：1623178