Mini-RTDP方法在30萬千瓦壓水堆核電廠應用的初步研究.pdf

1、偏離泡核沸騰(DNB)設計基準是反應堆熱工水力設計中的重要基準之一，為評價該設計基準是否滿足熱工水力設計要求，需確定堆芯偏離泡核沸騰比(DNBR)設計限值。本文首先通過研究熱工水力設計方法發(fā)展，明確了早期的核電廠設計中采用保守的設計方法所得安全分析限值較小，限制了運行的靈活性。采用統(tǒng)計學考慮參數不確定性獲得安全限值的方法是能夠科學挖掘安全裕量的手段。重點研究了目前廣泛應用的子通道分析程序，明確了子通道程序是目前應用廣泛的熱工水力設計工具

2、，且是能夠精細模擬堆芯的較為先進的手段。同時介紹了統(tǒng)計學方法在核電廠及相關工作中的應用廣泛。說明通過統(tǒng)計學方法針對相關參數或流程開展研究，都能夠優(yōu)化分析結果，獲得一定的益處。介紹了ITDP、RTPD和Mini-RTDP的熱工設計方法的原理和確定設計限值的步驟，并對設計裕量進行了說明。
　　根據研究選取的子通道分析工具與統(tǒng)計學分析方法，在詳細介紹30萬千瓦壓水堆核電廠設計的基礎上，建立了用于DNBR限值分析的詳細子通道程序分析模型。

3、根據選定9種典型工況開展敏感性研究，采用Mini-RTDP分析方法確定了30萬千瓦壓水堆核電廠的DNBR設計限值。
　　在介紹反應堆事故工況分類及驗收準則后，分析選取完全喪失反應堆冷卻劑強迫流動作為研究目標。通過開展30萬千瓦壓水堆核電廠的完全喪失反應堆冷卻劑強迫流動事故研究，重點研究了事故的起因、驗收準則、分析方法、事件進程。分別采用STDP方法和Mini-RTDP確定設計能獲得的DNBR裕量進行比較，定量說明采用Mini-RT