毕业设计汇报

1、毕业设计答辩答辩人：答辩人：指导教师：指导教师：课题：超临界水堆失水失流事故分类及对应事故建模课题：超临界水堆失水失流事故分类及对应事故建模研究内容及目前完成情况研究内容及目前完成情况超临界水堆失水失流事故分类超临界水堆失水失流事故分类及对应事故建模及对应事故建模超临界水堆失流事故简述及分类 事故描述（以流量完全丧失为例）： 失流事故发生，主给水流量瞬间降为零，同时冷却剂泵开始惰转。主给水流量的突然消失，使得堆芯的冷却剂流量有一个短暂的下降。主冷却剂流量降低至初始值的90%，触发了反应堆停堆信号。主给水流量的消失同时使得系统内的压力分布发生了变化，高压水箱内的水开始注入主给水管道。停堆信号使得

2、反应堆的控制棒进入堆芯，堆芯功率开始下降，并很快降至衰变功率水平。由于进入堆芯的冷却剂减少，RCS的压力开始下降。之后主蒸汽隔离阀开始关闭，系统憋压，压力开始上升。隔离阀关闭后释放阀频繁开启以带走热量，释放阀的频繁开启也使得堆芯流量不断波动。长期转入非能动余热排除系统工作。 事故分类： 流量部分丧失（主要假设：部分失流事故假设2台主给水泵中的1台突然因故障断电，开始惰转惰转时间为5s。惰转期间系统的给水流量从100%的额定流量线性的下降到50%的额定流量。当给水流量下降到90%的额定流量时，因为低流量信号而触发停堆信号之后，延迟0.55s开始停堆。停堆后堆芯的压力下降。在此情况下压力控制系统为

3、了维持压力稳定对汽轮机控制阀开始调节汽轮机阀门的逐渐关闭使得出口流量大幅下降，之后随着压力趋于稳定出口流量开 始逐渐回升最终稳定在50%左右的额定流量。） 流量完全丧失（主要假设：0 s时，失流事故发生，主给水流量瞬间降为零，同时冷却剂泵开始惰转。主给水流量的突然消失，使得堆芯的冷却剂流量有一个短暂的下降。在0.2 s时，由于主冷却剂流量降低至初始值的90%，触发了反应堆停堆信号。主给水流量的消失同时使得系统内的压力分布发生了变化，高压水箱内的水开始注入主给水管道。在1.7 s时，停堆信号使得反应堆的控制棒进入堆芯，堆芯功率开始下降，并很快降至衰变功率水平） 主泵卡轴 主泵断轴超临界水堆失流事

4、故模型模型确立：针对超临界水堆的系统特性建立合理的物理数学模型初步研制超临界水堆系统的安全分析程序，并以混合谱超临界水堆为研究对象进行稳态计算分析和部分失流事故的瞬态分析。模型内容： 单单通道模型通道模型（模型模型基础基础：堆芯采用一维单通道堆芯采用一维单通道模型，整个模型，整个堆芯分为堆芯分为热谱区向下流动和快谱区向上流动两个热谱区向下流动和快谱区向上流动两个流程流程） 堆芯功率模型堆芯功率模型（裂变：点堆中子动力学模型；衰变：裂变：点堆中子动力学模型；衰变：AESJAESJ模型模型） 传热模型传热模型（快谱和热谱区，径向轴向。快谱不考虑芯块轴向导热快谱和热谱区，径向轴向。快谱不考虑芯块轴向

5、导热） 控制系统模型控制系统模型 （冷却剂冷却剂系统是一次系统是一次循环设计循环设计 ，主要，主要由压力控制系统由压力控制系统流流量控制量控制系统和功率控制系统系统和功率控制系统组成组成）方程部分截图超临界水堆失水事故简述及分类 事故描述（具体阶段过程在此略过）： 事故分类 小破口事故（小破口事故没有再灌水阶段）I.冷段破裂小破口失水事故II.热段破裂小破口失水事故III.汽腔小破口失水事故 大破口事故（超临界水堆如CSR1000在大破口事故中将会触动紧急停堆系统）超临界水堆失水事故模型 我国具有自主知识产权的SCWR 安全分析程序SCTRAN的开发，经验证计算结果与APROS和RELAP5-

6、3D吻合较好，结果可靠性高。 日本开发的SCWR 安全分析程序SPART-DOWN用于模拟瞬态工况；SPART-DOWN-DP用于模拟失水事故（LOCA）的喷放阶段；SCRELA用于模拟LOCA的再灌水阶段。若采用这些程序来模拟LOCA或需泄压的瞬态工况时，需要将3个程序通过接口耦合起来，给程序的使用带来很多不便，通用性不强。改进后的SCRELA将用于以上所提阶段。喷放阶段：质量守恒汽液相模型（均匀型、完全分离型等）堆芯功率模型（缓发中子点堆）临界流模型（moody模型、等焓膨胀 模型等）再淹没阶段： 动量守恒 流型及换热关联式 热工水力模型（换热传热模型）部分方程截图SCRELA程序SCTRAN程序数学模型： 守恒方程（均相流模型） 堆芯功率（衰变功率模型及点堆模型） 导热模型（热构件网格模型）辅助模型： 水物性 传热和壁面摩擦系数关系式（Jackson传热关系式） 临界热流密度和临