铅基研究实验堆无保护瞬态安全特性分析

摘要

革新型核能系统是未来核能之路。铅基反应堆是最具潜力堆型之一。不少国家、机构均制定了庞大的铅基堆发展规划，中国在最近几年来开始加大对铅基反应堆的投入，作为国内铅基反应堆的主要推动者，中科院核能安全技术研究所FDS团队目前已完成中国铅基研究实验堆详细方案设计。反应堆无保护瞬态分析是评估其固有安全特性的有效手段，也是检验、指导其设计的重要途径。鉴于此，本文采用NTC-2D对上述铅基研究实验堆开展了系统、深入的无保护瞬态安全特性分析。
　　本文分析工具是NTC-2D程序，该程序是由FDS团队自主开发的中子-热工耦合安全分析程序，已开展大量验证工作。在此基础上，本文开展了基于“PDS-XADS安全分析例题”的程序对比验证，以验证其整体性功能;同时开展了基于“JAEA水注入铅铋实验”的实验对比验证，以验证其“铅铋与水相互作用”模型。对比发现，NTC-2D与成熟商业软件及实验结果均吻合较好。
　　首先，根据国内外无保护瞬态安全分析的经验，同时考虑该铅基研究实验堆自身设计特点，最终确定了本文无保护瞬态安全分析的具体内容。即:无保护超功率瞬态、无保护失流瞬态、无保护失热阱瞬态、无保护失流合并失热阱瞬态、无保护主换热器破口瞬态。基于NTC-2D对以上五种工况进行瞬态模拟，分析各种工况下的具体瞬态响应过程及机理，最终完成对其无保护瞬态安全特性的分析，具体分析结果如下:
　　前四种瞬态工况，该反应堆展现出良好的固有安全特性，主要体现在以下三个方面:(1)该反应堆具有良好的负反馈特性:超功率工况下它阻止了功率的持续上升，在失流、失热阱及失流合并失热阱工况下，它自动降低反应堆功率，甚至停堆以保障反应堆安全;(2)主回路热容量很大，热惰性强，大大减缓了失热阱，失流合并失热阱工况下堆芯温度增长速率，大大缓解了事故后果;(3)主回路拥有良好的自然循环特性:反应堆在失流工况下依靠自然循环自动达到稳定状态，在失流合并失热阱工况下，反应堆仅靠自然循环进行堆芯冷却，大大缓解了事故后果。
　　主换热器破口模拟揭示了“铅铋与水相互作用”的相关现象与机理，重点揭示了水蒸汽在主容器内的迁移规律:(1)下封头断裂工况下，部分水蒸汽向下迁移，发现水蒸汽进入堆芯;(2)上封头断裂工况下，几乎所有水蒸汽向上迁移，未发现水蒸汽进入堆芯。
　　本文研究意义:(1)可以为该铅基研究实验堆安全评价工作（初步安全分析报告撰写等）提供一定借鉴意义;(2)可以为该铅基研究实验堆设计优化提供初步依据，进而实现设计的“built in”而不是“added on”;(3)可以为未来商业铅基反应堆发展提供一定参考价值。

目录

声明

摘要

第1章 绪论

1．1 研究背景

1．2 研究现状

1．3 研究目的与意义

1．4 论文主要内容与结构

第2章 中子学与热工水力学耦合程序NTC-2D介绍

2．1 NTC-2D程序发展

2．2 NTC-2D程序理论

2．3 NTC-2D程序框架

2．4 NTC-2D程序验证

2．5 本章小结

第3章 铅基研究实验堆NTC-2D建模与稳态分析

3．1 铅基研究实验堆设计简介

3．2 铅基研究实验堆NTC-2D建模

3．3 铅基研究实验堆稳态分析

3．4 本章小结

第4章 铅基研究实验堆无保护瞬态安全特性分析

4．1 概述

4．2 无保护超功率瞬态

4．3 无保护失流事故瞬态

4．4 无保护失热阱事故瞬态

4．5 无保护失流合并失热阱瞬态

4．6 无保护主换热器破口瞬态

4．7 无保护瞬态安全特性评述

4．8 本章小结

第5章 总结与展望

5．1 总结与创新点

5．2 展望

参考文献

致谢

在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果

参与项目及获奖情况