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钠冷快堆钠水反应事故仿真方法及事故分析

 
【摘要】:随着核能发电的广泛建设和运行,核燃料的匮乏及核废料处理的困难成为了核能发展的阿克琉斯之踵。快中子反应堆既能生产、增殖核燃料,又能对核废料进行后处理,成为了现在核能发展的新焦点。在国际上,快中子反应堆主要选择液态钠作为冷却剂进行研究,然而液态钠化学性质极为活泼,对不锈钢材料有腐蚀性。这两个缺点使得钠冷快堆内的蒸汽发生器传热管破口事故受到关注。当钠冷快堆的蒸汽发生器发生传热管破口事故时,三回路的水会向二回路液钠泄漏,引发钠-水反应,在事故蒸汽发生器内产生大量氢气,使得反应堆二回路的换热效率发生变化,从而可能导致堆芯的温度上升。这种发生在钠冷快堆的蒸汽发生器传热管破口事故称为钠-水反应事故,是钠冷快堆的设计和运行中最重要的考虑因素之一。为了对中国示范快堆在钠-水反应事故下的安全性能进行研究,本文基于其原型反应堆之一的BN-600反应堆,建立了钠-水反应数学物理模型。同时,依据BN-600的设计参数,设计了反应堆数值模拟模型。为保证这种仿真方法的精确性符合研究的要求,本文对反应堆热工水力模拟程序RELAP5的液态钠工质模拟功能进行了验证,表明了该程序能对钠冷快堆的运行进行准确的模拟。通过对RELAP5代码进行再开发,将本文所建立的钠-水反应数学物理模型嵌入了程序内,实现了RELAP5程序与钠-水反应模块的耦合运行。使用再开发的RELAP5程序对BN-600反应堆发生钠-水反应事故后的安全性能进行模拟分析。本文的仿真结果表明:1、BN-600反应堆在蒸汽发生器单根传热管破裂的钠-水反应事故下,事故蒸汽发生器的事故排放系统能正常开启工作;2、BN-600型反应堆单台蒸汽发生器发生钠-水反应事故时,设计有足够的冗余,保证二回路对堆芯一回路的冷却功率在该情况下仍能达到设计功率,避免反应堆堆芯烧毁的发生;3、BN-600型反应堆二回路的大容积钠缓冲罐设计使事故下其它蒸汽发生器不受到压力波的破坏。
【学位授予单位】:中国科学技术大学
【学位级别】:硕士
【学位授予年份】:2019
【分类号】:TL433

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