新型安全殼內(nèi)熱工水力行為模擬.pdf

1、安全殼作為反應(yīng)堆安全和包容放射性物質(zhì)的最后一道屏障,其完整性對(duì)于核電站及環(huán)境安全來說至關(guān)重要。而諸如大破口失水事故等冷卻劑喪失事故可能會(huì)威脅到安全殼的完整性。因此,研究安全殼內(nèi)可能發(fā)生的各種設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故,模擬所釋放的質(zhì)量能量在殼內(nèi)的行為變化,計(jì)算安全殼內(nèi)溫度壓力等參數(shù)隨質(zhì)能不斷釋放而隨時(shí)間的變化情況尤其必要。
　　本文采用集總參數(shù)法,通過自主編制程序計(jì)算假想基準(zhǔn)事故下安全殼內(nèi)工質(zhì)參數(shù)隨時(shí)間的變化規(guī)律,程序的編制過程包括物理模型的建

2、立、數(shù)值求解方案的確定、程序的調(diào)試以及編寫輸入卡利用melcor程序?qū)τ?jì)算程序進(jìn)行可靠性驗(yàn)證,驗(yàn)證的結(jié)果證明自編制程序?qū)τ诎踩珰?nèi)工質(zhì)的行為模擬是可靠的。隨后分析了事故中可能產(chǎn)生的氫氣對(duì)于計(jì)算的影響、模擬了發(fā)生冷卻劑管道冷段雙端斷裂大破口失水事故、主蒸汽管道雙端斷裂事故時(shí)安全殼內(nèi)工質(zhì)的行為變化等。
　　將自編制程序與安全殼非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)(PCCS)程序進(jìn)行耦合,驗(yàn)證開式非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)能夠有效排出事故下殼內(nèi)熱量,降低事故后殼內(nèi)壓力,