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IP200的堆芯物理特性分析

IP200的堆芯物理特性分析

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作者：朱宇翔哈尔滨工程大学

学位级别：硕士

小型一体化反应堆与大型电站相比，因为其系统简单、安全性好、造价成本低的特点，受到了世界各发展中国家的关注;而板型燃料元件与棒形燃料元件相比，相同堆芯体积下的功率密度更大，燃料热稳定性更好，所以板型燃料元件的经济性与安... 详细信息

小型一体化反应堆与大型电站相比，因为其系统简单、安全性好、造价成本低的特点，受到了世界各发展中国家的关注;而板型燃料元件与棒形燃料元件相比，相同堆芯体积下的功率密度更大，燃料热稳定性更好，所以板型燃料元件的经济性与安全性能更优于棒形燃料元件。IP200为应用板型燃料元件的小型一体化反应堆，其堆芯物理设计方面的相关工作并未开展，所以有必要针对IP200的堆芯物理进行设计与计算。本文首先以IAEA的10MW的MTR组件为对象，通过由Studvisk公司开发的二维栅格燃耗计算程序HELIOS-1.11对其进行了组件燃耗计算，并选取了不同的计算条件对MTR组件进行了计算，并将计算结果与MTR基准题进行了比较。此外，本文在IP200的概念设计及稳态热工计算的基础上通过HELIOS-1.11对IP200的组件及堆芯物理参数进行了初步设计与计算，并在此基础上讨论了不同可燃毒物的设计方案对组件及堆芯物理特性的影响。最后，本文对IP200堆芯的控制棒设计及临界硼浓度进行了计算，并探讨了计算结果的合理性。通过与MTR的基准题结果进行比较，HELIOS-1.11的计算结果与基准题符合的较好，能用于板型燃料元件的燃耗计算，并且通过选取不同的计算条件进行了敏感分析得出了适用板型燃料元件计算的空间网格划分条件和面流耦合序数条件。此外，本文通过对IP200的组件及堆芯的初步设计与燃耗计算，确定了IP200的堆芯物理初步设计方案。通过对不同可燃毒物设计方案对组件及堆芯物理特性的影响的讨论，采用Gd2O3可燃毒物时对功率峰因子的影响较大，而对堆芯寿期影响较小;采用Er2O3可燃毒物时对堆芯的径向功率峰因子的影响较小，对堆芯的寿期影响较大。针对这两种可燃毒物的特点最终提出了采用Gd2O3可燃毒物和Er2O3可燃毒物在堆芯中混合布置的可燃毒物设计方案。经过对堆芯设计方案的稳态物理计算之后，IP200的设计方案能够满足径向功率峰因子、反应性温度系数、停堆深度等物理设计准则;而通过热工计算，燃料的最高温度及包壳的最高温度也在设计安全限值以下。所设计的IP200堆芯物理初步设计方案能够满足循环长度EFPD为500天的设计要求。为应用板型燃料元件的小型一体化压水堆IP200的堆芯物理设计提供了理论及参考依据。

关键词：板型燃料元件小型一体化压水堆 IP200 堆芯物理设计 HELIOS-1.11

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浮动核电平台IP200-F严重事故缓解策略仿真研究

浮动核电平台IP200-F严重事故缓解策略仿真研究

引用

作者：郑镇航哈尔滨工程大学

学位级别：硕士

浮动核电平台是未来核电发展的热门方向之一,而针对浮动核电平台主要使用的小型一体化压水堆所做的严重事故分析还很缺乏,由于一体化压水堆自身特性的不同,关于其严重事故现象的研究也应审慎。在严重事故进程分析的基础上,识别核电平台... 详细信息

浮动核电平台是未来核电发展的热门方向之一,而针对浮动核电平台主要使用的小型一体化压水堆所做的严重事故分析还很缺乏,由于一体化压水堆自身特性的不同,关于其严重事故现象的研究也应审慎。在严重事故进程分析的基础上,识别核电平台的薄弱环节,找出可能对关键安全功能造成威胁的机制,制定适当的事故管理策略,形成体系化的严重事故管理导则,保障最极端条件下人员与环境的安全,这是浮动核电平台最终能良好运行的必要条件。本文以小型一体化压水堆IP200-F为研究对象,根据其浮动平台的使用背景,重新考虑了专设安全设施和安全壳系统。采用较普通船用核动力系统更大的安全壳,更多安全措施以提升事故应对能力。使用模块化严重事故分析程序MAAP对IP200-F主系统及专设安全设施进行建模,对全系统进行了稳态验证后,在无主动缓解措施情况下对破口事故和全场断电事故引发的瞬态过程进行分析,分别讨论全系统在典型低压状态事故和高压状态事故的过程。分析所得数据,提出合理的严重事故缓解策略,然后分析严重事故管理导则的入口条件以及在事故序列不同的时间节点投入不同缓解措施所能达到的效果。结果表明,CET=923K在两种事故场景中有不同的时间特点,对于LOCA事故序列,其作为SAMG入口准则是非常合适的,但对于SBO事故序列,此条件发生的时间点相较于堆芯损伤点偏早,仍有执行EOP的余地。通过模拟分析IP200-F严重事故缓解策略,相比于大型分散式核电系统,在浮动核电平台的应用背景中,堆舱和RCS形成联系更紧密的整体,通过干预堆舱条件实现对压力容器内状态的控制更符合浮动核电平台的事故特点。向堆舱或一回路系统注水都能使堆舱内处于高水位淹没状态,影响压力容器内的事故进程,迟滞放射性产物向环境释放,但应注意注水产生的负面效应,存在加剧事故后果的可能性。终止事故进程的关键在于启动堆舱到环境的传热通道,循环喷淋换热和堆舱外部冷却都有良好的效果。以上工作可以为小型一体化压水堆的安全评估和后续全面制定浮动核电平台严重事故管理导则提供参考。

关键词：小型一体化压水堆严重事故缓解策略严重事故管理导则

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