加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界堆无保护瞬态分析研究

摘要

加速器驱动次临界系统(ADS)与临界系统相比具有不同的中子学和热工水力学动态特性。瞬态分析是评估和验证反应堆安全设计的重要内容和方法。本文以FDS团队设计的10 MWth加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界反应堆为分析研究对象，开发次临界点堆动力学计算程序，利用RELAP5建立该反应堆分析模型，开展该反应堆的无保护瞬态分析，具体研究工作如下:
　　首先，以该次临界系统为研究对象，开发适用于次临界反应堆瞬态过程分析的中子动力学程序。本文基于有外源的次临界点堆动力学数学模型，经理论推导，开发次临界点堆动力学程序并验证其功能，得到能用于次临界堆中子学动态特性分析的次临界点堆动力学程序。
　　其次，对该次临界系统进行控制体划分建立RELAP5模型，包括系统中的部件模型（堆芯模型、换热器模型、二回路模型等）和整个系统模型，开展各个模型的热工水力学验证。其中，次临界堆芯模型和换热器模型的验证采用不同流态下的压降测试，二回路模型的验证采用热工参数对比方法，整个系统模型的验证旨在稳态计算。验证结果表明，次临界堆芯模型、换热器模型、二回路模型和整个系统模型满足后期瞬态计算要求。
　　最后，开展该次临界反应堆的无保护失热阱瞬态(ULOHS)和无保护超功率瞬态(UTOP)分析。对ULOHS类瞬态，研究了单个回路给水管道断裂事故和两个回路给水泵惰转事故。结果表明，单个回路给水管道断裂事故较为严重。对UTOP瞬态，研究了不同次临界度（keff=0.90，0.95，0.97，0.98和0.99）下意外引入反应性+1β超功率事故和不同次临界度(keff=0.90，0.95，0.97，0.98和0.99)下质子束流超功率事故。结果表明，束流超功率事故对反应堆安全的影响相对严重。通过对ULOHS和UTOP两类瞬态的分析，表明:1）加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界反应堆具有较好的安全性;2）加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界反应堆具有良好的稳定性;3）加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界反应堆的次临界度越深，反应性扰动影响越小;4）加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界反应堆的次临界度越深，外源扰动影响越大;5）加速器驱动铅铋冷却自然循环次临界反应堆次临界度越深，缓发中子作用越弱。

目录

声明

摘要

第一章 引言

1．1 研究背景

1．2 发展现状

1．2．1 铅基冷却反应堆发展现状

1．2．2 瞬态分析研究现状

1．3 研究目的和意义

1．4 论文主要内容与结构

第二章 流体力学和中子动力学理论及程序开发

2．1 流体力学计算理论

2．1．1 场方程

2．1．2 单相流动压降计算

2．2 中子动力学计算理论

2．3 RELAP5／MoD4．0程序介绍

2．3．1 发展历史

2．3．2 程序结构

2．3．3 流体物性

2．3．4 点堆动力学

2．4 次临界点堆动力学程序开发与验证

2．4．1 开发需求

2．4．2 次临界点堆程序开发

2．4．3 程序验证

2．4．4 验证思路

2．4．5 验证结果

2．5 本章小结

第三章 加速器驱动铅铋冷却次临界堆RELAP5模型及验证

3．1 10 MWth加速器驱动铅铋冷却次临界反应堆简介

3．2 堆芯模型与验证

3．2．1 组件方案

3．2．2 堆芯模型

3．3 换热器模型与验证

3．4 主回路模型与验证

3．5 二回路模型与验证

3．6 本章小结

第四章 无保护瞬态分析

4．1 瞬态分析任务

4．1．1 无保护失热阱瞬态

4．1．2 无保护超功率瞬态

4．2 无保护瞬态结果与分析

4．2．1 无保护失热阱瞬态结果与分析

4．2．2 无保护超功率瞬态结果与分析

4．3 本章小结

第五章 总结与展望

5．1 总结

5．1．1 全文总结

5．1．2 论文创新点

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它研究成果

参与项目及获奖情况