系统安全分析程序在超临界水冷堆和钠冷快堆上的适用性研发与应用

摘要

系统安全分析程序（以下简称系统程序）是对反应堆系统进行瞬态和事故安全分析的重要工具。在近十年来第四代先进核能系统研发热潮背景下，国际核能界针对第四代反应堆系统程序开展了大量研究工作。由于轻水堆系统程序发展成熟，经过了全面系统的验证和广泛的应用，其中一些被加以修改以适用于第四代核能系统。这些修改后的程序的适用性及可靠性还有待进一步研究。
　　 本文针对第四代反应堆中的超临界水冷堆和钠冷快堆进行系统程序的模型开发、验证与应用研究。首先对轻水堆系统程序ATHLET在这两种第四代堆型上的适用性进行评价，在此基础上对ATHLET程序进行二次模型开发，即开发适用于超临界水和钠两种流体的相关计算模型，获得多流体系统程序ATHLET-MF(Multi-Fluid);其次，对修改后的ATHLET-MF程序进行初步验证，并采用法国PHENIX钠冷快堆的自然对流实验对程序进行评估;最后，将ATHLET-MF程序应用于超临界水冷堆燃料性能验证实验回路的安全分析，并提出对该实验回路的安全系统设计的改进意见。
　　 论文的主要工作包括:
　　 1.ATHLET程序的适用性评价与多流体模型开发:
　　 (1)就ATHLET程序对超临界水冷堆和钠冷快堆的适用性进行分析;
　　 (2)增加超临界水的物性计算、传热、压降、临界流模型;
　　 (3)增加钠的物性计算、传热、压降模型;
　　 (4)引入多流体通用接口，将针对超临界水和钠两种流体的程序扩展整合为多流体模型，获得ATHLET-MF程序版本。
　　 2.ATHLET-MF程序多流体模型的初步验证与评估:
　　 (1)超临界水冷堆扩展功能的初步验证，包括与理论计算对比、程序比对验证;
　　 (2)钠冷快堆扩展功能的评估，即PHENIX反应堆自然对流实验验证。
　　 结果表明:ATHLET-MF程序对超临界水冷堆和钠冷快堆系统的瞬态模拟具有良好的适用性和可靠性。
　　 3.ATHLET-MF程序多流体模型的应用，即超临界水冷堆燃料性能验证实验回路的安全分析:
　　 (1)计算分析了5类设计基准事故，包括冷却剂丧失、主泵卡轴、实验回路断电、冷却剂流道堵塞、以及由于压力管内部构件破裂导致的冷却剂旁流事故;
　　 (2)针对初始安全系统设计的缺陷提出改进措施:增加了2个安全信号，提出长期余热排出方案并进行了可行性分析;
　　 (3)对安全系统的部分设计参数进行了敏感性分析，提出对安全系统控制信号及设备参数的建议。
　　 本文旨在开发和验证适用于超临界水冷堆和钠冷快堆的系统安全分析工具，为超临界水冷堆燃料性能验证实验回路进行安全分析，探索超临界水冷系统的动态和安全特性，提出安全系统设计的改进方向。本文为超临界水冷堆燃料性能验证实验回路的设计和安全许可证申请提供了安全分析工具和分析结果，对该实验回路安全系统的设计具有现实指导意义。

目录

声明

摘要

主要符号说明

第一章 绪论

1．1 选题背景

1．1．1 超临界水冷堆

1．1．2 钠冷快堆

1．2 超临界水冷堆系统安全分析工具研究现状

1．3 钠冷快堆系统安全分析工具研究现状

1．4 本文主要工作

第二章 系统安全分析程序的适用性评价及模型开发

2．1 ATHLET程序介绍

2．2 ATHLET程序适用性评价

2．3 超临界水冷堆相关模型开发

2．3．1 超临界水物性计算模型

2．3．2 超临界水壁面传热模型

2．3．3 超临界水壁面摩擦模型

2．3．4 超临界水相间质量转换模型

2．3．5 超临界水临界流模型

2．4 钠冷快堆相关模型开发

2．4．1 钠物性计算模型

2．4．2 钠壁面传热模型

2．4．3 钠壁面摩擦模型

2．5 多流体通用接口开发

2．6 本章小结

第三章 系统安全分析程序多流体模型的初步验证

3．1 超临界水冷堆扩展功能验证

3．1．1 简单加热通道的稳态计算误差分析

3．1．2 Edwards-O’Brien装置超临界喷放瞬态的程序比对验证

3．1．3 简单超临界水冷系统瞬态的程序比对验证

3．2 钠冷快堆扩展功能验证——PHENIX反应堆自然对流实验验证

3．2．1 PHENIX系统介绍

3．2．2 自然对流实验

3．2．3 PHENIX反应堆主回路ATHLET建模

3．2．4 ATHLET数值模拟结果分析

3．3 本章小结

第四章 超临界水冷堆燃料性能验证实验回路安全分析

4．1 超临界水冷堆燃料性能验证实验简介

4．2 SCWR-FQT实验回路简介

4．2．1 实验段与压力管

4．2．2 主回路及其辅助系统

4．2．3 安全系统

4．3 SCWR-FQT实验回路的设计基准事故分析

4．3．1 LOCA事故

4．3．2 主泵卡轴事故

4．3．3 实验回路断电事故

4．3．4 冷却剂流道堵塞事故

4．3．5 压力管内部构件破裂造成的冷却剂旁流事故

4．3．6 SCWR-FQT实验回路的余热排出

4．3．7 安全系统部分设计参数对燃料包壳温度峰值的影响

4．4 本章小结

第五章 结论与展望

5．1 本文主要结论

5．2 论文创新点

5．3 未来工作展望

参考文献

致谢

攻读学位期间发表的学术论文