iris反应堆严重事故分析

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1、UniversityofScienceandTechnologyofChina硕士学位论文反应堆严重事故分析论文题目丈超作者姓名桔科学与技术学科专业彭常老斫免员导师姓名二—五年六月完成时间硕士学位论文反应堆严重事故分析作者姓名：胡文超学科专业：核科学与技术导师姓名：彭常宏研宄员完成时间：二〇一五年五月二十日UniversityofScienceandTechnologyofChinaAdissertationforMaster'sdegreeTheSevereAccidentAnalysisofIRISReactorAuthor'sName

2、：：：中国科学技术大学学位论文原创性声明本人声明所呈交的学位论文，是本人在导师指导下进行研宄工作所取得的成果。除已特别加以标注和致谢的地方外，论文中不包含任何他人已经发表或撰写过的研宂成果。与我一同工作的同志对本研究所做的贡献均己在论文中作了明确的说明。作者签名：签字日期：厂“、中国科学技术大学学位论文授权使用声明作为申请学位的条件之一，学位论文著作权拥有者授权中国科学技术大学拥有学位论文的部分使用权，卩：学校有权按有关规定向国家有关部门或机构送交论文的复印件和电子版，允许论文被查阅和借阅，可以将学位论文编入《中国学位论文全文数据库》等有关

3、数据库进行检索，可以采用影印、缩印或扫描等复制手段保存、汇编学位论文。本人提交的电子文档的内容和纸质论文的内容相一致。保密的学位论文在解密后也遵守此规定。开□保密（年）作者签名：导师签名：签字日期：签字日期：摘要摘要国内外对一体化小型反应堆开展了大量研宄，但是关于小型堆严重事故方面的研宄比较少，由于一体化的小堆在结构上和传统反应堆差异较大，对一体化小型反应堆进行严重事故研宄对于认识其在严重事故下的特性，帮助制定严重事故缓解措施和降低堆芯损坏频率有着重要意义。本文以反应堆为研宄对象，调研反应堆研究进展和相关参数，建立了反应堆的分析模型。所建模

4、型包括反应堆一回路，二回路（详细模拟了个蒸汽发生器）和路应急余热排出系统，堆芯的模型和下封头的模型。并采用程序建立了反应堆的安全壳模型。本文所建模型计算的稳态值与目标值基本一致，在汽轮机停机导致的瞬态事故中，控制棒插入堆芯后功率迅速降低，余热排出系统投入运行后稳压器压力和一回路温度开始下降，符合事故预期进程，同时主要参数与参考文献中的变化趋势一致，这也验证了本文所建模型的正确合理。对汽轮机停机事故分析结果表明：由于反应堆低功率，大压力容器设计可以有效推迟堆芯裸露时间，事故发生小时后堆芯开始裸露，小时后堆芯开始损坏。对于不采取任何缓解措施的情

5、况，压力容器最终会干涸，堆内出现蒸汽自然循环流动，控制棒熔化后掉入下腔室导致下封头失效；在不卸压的情况下，一个上充泵的安注就能够缓解事故；在卸压的情况下，堆内冷却剂快速闪蒸，堆芯迅速裸露，两个上充泵的安注流量不能缓解事故，安注流量增大到时能够缓解事故。破口事故下反应堆将丧失更多的冷却剂，小时后堆芯幵始损坏。相较于破口事故，事故进程更快，堆芯开始损坏的时间要早小时。对于破口事故，两个上充泵的安注流量能缓解事故。对于破口事故，一个上充泵安注流量能够缓解事故。综合分析汽轮机停机和破口事故引起的严重事故，确定堆芯出口温度到达时为堆严重事故的入口条件

6、。关键词：一体化小型压水堆热工水力设计严重事故分析AbstractABSTRACTTherearemanyresearchonSMRathomeandabroad,buttheresearchonsevereaccidentarefew,sincetheintegralSMRhasmanydifferenceswiththeconventionalLoop-PWR,thesevereaccidentresearchofintegralSMRwillbehelpfultounderstandthecharacteristicsofintegr

7、alSMRundersevereaccident，，目录目录第章绪论研究背景国内外研宄综述小型堆的研宄现状小型堆严重事故研究现状本文研究意义与内容第章反应堆及分析工具简介反应堆简介反应堆结构堆的安全特点分析工具简介程序简介程序简介本章小结第章反应堆分析模型建立反应堆堆芯部分建模堆芯区域划分堆芯功率分布点堆动力学模型稳压器建模螺旋盘管蒸汽发生器建模螺旋管内流体的流动和换热特性螺旋盘管蒸汽发生器参数计算轴流式冷却剂泵安全壳建模调稳态结果目录本章小结第章汽轮机停机事故分析事故概述分析方法汽轮机停机事故对比汽轮机停机事故长期冷却分析本章小结第章严重

8、事故分析汽轮机停机引起的严重事故事故简介不采取缓解措施的计算结果压力容器内自然循环控制棒溶化导致的下封头失效严重事故入口条件及缓解措施研宄管道破口引起的严重事故事故简介管道破口流