【摘 要】
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压力管式重水堆（PHWR）作为全球核电厂反应堆的重要堆型之一,相比普通压水堆,具有一定的固有设计安全特性,大大降低了发生堆芯损伤事故的可能。事故停堆工况下燃料仍停留在堆芯,堆芯丧失强迫循环能力后,PHWR存在堆芯冷却丧失导致余热无法有效排出的风险,因此,有必要开展典型工况下PHWR安全特性研究。利用机理程序建立PHWR典型单燃料通道模型,研究停堆时开口条件下堆芯流动特性及其影响因素,结果表明,通道
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压力管式重水堆（PHWR）作为全球核电厂反应堆的重要堆型之一,相比普通压水堆,具有一定的固有设计安全特性,大大降低了发生堆芯损伤事故的可能。事故停堆工况下燃料仍停留在堆芯,堆芯丧失强迫循环能力后,PHWR存在堆芯冷却丧失导致余热无法有效排出的风险,因此,有必要开展典型工况下PHWR安全特性研究。利用机理程序建立PHWR典型单燃料通道模型,研究停堆时开口条件下堆芯流动特性及其影响因素,结果表明,通道功率和冷却剂装量对于间歇性流动作为热阱的有效时间影响显著,供水管高度影响相对较小。进而建立并联通道模型,分析并联通道之间流动换热的相互作用对堆芯换热能力的影响,结果表明,并联通道内的间歇性流动现象更明显且震荡周期更短,一定时间内延长通道的干涸时间,增加排出堆芯余热的有效时间,从而保证堆芯的安全。其次,建立PHWR全堆分析模型,并进行满功率运行工况下的稳态调试,通过对比主热传输系统（PHTS）以及主蒸汽系统的关键参数值与电厂设计值,从而验证全堆模型的适用性,结果表明,全堆模型能够很好的模拟PHWR稳态运行工况。基于PHWR全堆模型,选取典型SBO引发的事故工况,分析反应堆主泵轴封有效性,结果表明,蒸汽发生器快速冷却及喷淋水箱有效并保持主蒸汽安全阀开启情况下,事故开始后PHTS压力和温度迅速降低,事故发生一定时间内主泵轴封可以保持完整性。基于PHWR全堆模型,针对功率运行条件下发生SBO时反应堆主要系统响应以及事故进程中的氧化现象开展研究,包括事故初始时刻到堆芯向排管容器坍塌,结果表明,随着事故进程,SG二次侧的水装量不断减少,且排管容器中的慢化剂和堆腔中的冷却水可以缓解事故进程,为缓解措施的投入提供相对较长的时间。本文针对SBO事故下,停堆开口条件下堆芯流动换热特性、功率运行时主泵轴封有效性以及反应堆系统响应特性和事故进程中的包壳氧化现象开展了深入分析,为压力管式重水反应堆安全运行及事故缓解措施的制定提供技术支持。
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