超臨界快堆電站系統(tǒng)安全分析程序.pdf

1、超臨界快堆是一次通過(guò)循環(huán)系統(tǒng)。在超臨界壓力下所有冷卻劑在冷卻劑泵的驅(qū)動(dòng)下，經(jīng)過(guò)堆芯加熱后進(jìn)入汽輪機(jī)作功，其堆芯的冷卻劑流量比當(dāng)前的沸水反應(yīng)堆堆芯流量的七分之一還小。超臨界快堆的安全系統(tǒng)主要參考自先進(jìn)沸水堆，但其特有的一次通過(guò)循環(huán)系統(tǒng)中沒(méi)有再循環(huán)回路，并且具有較高的功率密度和較小的冷卻劑密度系數(shù)，與超臨界熱譜堆型和輕水堆堆芯特性有較大不同。當(dāng)前研究的主要目的就是在概念設(shè)計(jì)研究階段評(píng)估超臨界快堆電站系統(tǒng)的安全性。
　　 針對(duì)超臨界快

2、堆的系統(tǒng)特性，建立合理的物理數(shù)學(xué)模型，用FORTRAN語(yǔ)言編制了不同的超臨界傳熱關(guān)系式程序和貼近度選擇模型程序，實(shí)現(xiàn)在瞬態(tài)計(jì)算中自動(dòng)選擇不同的關(guān)系式，使超臨界條件下的換熱計(jì)算更加準(zhǔn)確。并對(duì)主蒸汽溫度、給水系統(tǒng)的控制進(jìn)行了優(yōu)化，編制了超臨界快堆電站系統(tǒng)安全分析程序SFPSAC。利用該程序，研究不同瞬態(tài)條件下上升流裂變?nèi)剂贤ǖ?、下降流裂變?nèi)剂贤ǖ?、再生區(qū)燃料通道中的最大包殼溫度變化及其安全性。并在以控制棒、汽輪機(jī)主進(jìn)汽閥、反應(yīng)堆冷卻劑泵為控

3、制方式條件時(shí)，用該程序分析給水加熱喪失、輔助給水系統(tǒng)誤啟動(dòng)、喪失廠外電源、給水控制失效等瞬態(tài)及事故下，反應(yīng)堆內(nèi)壓力、功率、冷卻劑溫度、冷卻劑質(zhì)量流量及包殼表面溫度等參數(shù)隨時(shí)間的變化情況。對(duì)典型事故也進(jìn)行了敏感參數(shù)的影響研究。針對(duì)給水控制失效還分析了不同控制方式對(duì)其瞬態(tài)的影響。
　　 通過(guò)編制程序?qū)ΤR界快堆展開(kāi)研究得出結(jié)論:超臨界傳熱關(guān)系式在不同的瞬態(tài)事故中，對(duì)最大包殼溫度有較大影響，因此超臨界傳熱關(guān)系式的選擇也是安全分析重要一