控制系统对超临界水堆事故影响分析

摘要

对日本东京大学Oka等人开发的超临界水堆事故分析程序(SPFR)进行了改进及验证,同时研究不同的传热关联式对向上流燃料通道,向下流燃料通道,再生区燃料通道中热管的最高冷却剂温度的影响。此外,还利用程序对控制系统对超临界快堆的给水加热失去、部分失流、泵停转事故影响进行了分析,并得出结论:不同超临界水传热关联式对超临界水堆单通道模型的热工计算结果影响基本一致；对于超临界水堆给水加热失去事故、部分失流事故、泵停转事故通过汽轮机阀门进行压力控制就能获得有效的缓解。

目录

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主要符号表

第一章 引言

1.1 研究背景及意义

1.2 国外研究历史和现状

1.3 国内研究现状

1.3.1 超临界火电及核电控制系统简介

1.3.2 国内超临界水堆研究现状

1.4 研究内容

第二章 计算模型

2.1 物理计算模型

2.1.1 反应性计算

2.1.2 六群中子点堆方程功率计算

2.2 单通道模型的堆芯热工设计简介

2.3 结构关系式

2.3.1 超临界水物性

2.3.2 超临界水传热关联式

2.3.3 超临界水的摩擦系数

2.4 压降计算模型

第三章 SPFR程序的守恒方程及计算流程

3.1 SPFR程序研究对象简介

3.2 研究对象的简化及控制体划分

3.3 守恒方程及求解

3.4 计算流程

第四章 SPFR程序验证及应用

4.1 SPFR程序验证

4.2 SPFR程序应用

4.2.1 控制系统对超临界水冷快堆给水加热失去事故影响分析

4.2.2 控制系统对超临界水冷快堆部分失流事故影响分析

4.2.3 控制系统对超l临界水冷快堆泵停转事故影响分析

第五章 结论

参考文献

致谢

在学期间发表的学术论文

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附录1 输入部分变量说明

附录2 主要子程序及运行说明