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文檔簡介
1、池式鈉冷快堆具有較好的非能動安全性能,作為第四代先進核能系統(tǒng)的代表堆型之一,根據(jù)固有安全性的設計原則,其事故余熱排出系統(tǒng)可以在無外加動力情況下利用密度差驅(qū)動自然循環(huán)排出堆芯熱量,保證反應堆安全。
本文通過分析池式鈉冷快堆事故余熱排出系統(tǒng)的熱工結(jié)構(gòu)和物理規(guī)律,建立相應的數(shù)學物理模型,主要包括:堆芯盒間流模型,冷、熱鈉池傳熱模型,獨立熱交換器模型,空氣熱交換器模型,泵惰轉(zhuǎn)模型,堆芯衰變熱模型,流動換熱與阻力模型以及相應的鈉、空氣物
2、性輔助模型等。針對上述模型,以網(wǎng)格法“控制體”的思想對其進行節(jié)點劃分,采用二階迎風差分格式對換熱器進行差分,采用 Gear算法求解燃料導熱方程及熱工水力基本模型,針對動量方程采用四階 Runge-Kutta法進行求解。上述方法可以使數(shù)學模型有較高的求解速度和精度,滿足實時仿真要求。
基于FORTRAN語言并對方程進行模塊化設計,編寫的針對池式鈉冷快堆事故余熱排出系統(tǒng)的仿真程序,其穩(wěn)態(tài)驗證中各參數(shù)仿真值與設計值誤差在1%以內(nèi)。<
3、br> 本文引入全廠斷電事故對事故余熱排出系統(tǒng)進行仿真驗證。依照全廠斷電事故序列,對事故余熱排出系統(tǒng)環(huán)路內(nèi)自然循環(huán)的建立和發(fā)展進行了研究分析,并對不同環(huán)境溫度及環(huán)路失效等工況做出驗證,其結(jié)果表明:全廠斷電事故發(fā)生后,冷卻劑溫度隨著流量的急劇下降而升高,強迫循環(huán)向自然循環(huán)轉(zhuǎn)換,在事故發(fā)生后900s左右形成穩(wěn)定的自然循環(huán);非能動余熱排出系統(tǒng)可以有效地排出堆芯余熱,保護反應堆安全,在設計工況下,流經(jīng)堆芯的最大流量為12.3kg/s,反應堆堆
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