热工水利课程设计报告

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1、热工水力课程设计报告专业：核工程与核技术班级：090211组员学号：09021111--09021114组员姓名：王艾俊张勇袁志永吴岩松2012-01-03组员袁志永吴岩松分工事故分析流程图绘制程序调试资料汇总一、设计目的和要求实验目的：加深对反应堆热工水力学的理解，能合作完成一些反应堆热工水力、反应堆安全分析，并且理解其物理过程。掌握如何利用PC-TRAN软件计算反应堆热工水力学、核反应堆安全方面的问题以及模拟事故发生时，对反应堆的数据变化进行分析。实验要求：熟悉PC-TRAN软件，并且对核电厂安全壳外蒸汽管道破裂故障进行安全分析，以图形的模式表示（对软

2、件中器件的英文都要熟悉）。二、设计方案和原理对核电厂安全壳外蒸汽管道破裂故障安全分析，首先要分析蒸汽发生器模块，蒸发器建模包括热通量传递模型、蒸发器水位动态控制模型、蒸发器压力及蒸汽阀门控制模型等。热传递模型采用一次侧与二次侧简化的热交换公式,略去上下通道之间的热交换和U型管轴向热传导；水位动态特性模型则仅采用质量与能量守恒公式进行建模,而没有进行动量衡算建模（出现大破口LOCK事故时,PCTRAN无法正确模拟蒸发器在受到大冲量时的动态响应。蒸发器的蒸汽流量及压力阀门控制采用PID控制器进行调节）。其次，利用PC-TRAN软件对事故进行模拟其操作如下：①、

3、打开PC-TRAN软件，对软件中的数据进行重置。鼠标选定RESTART--REPLAY可对其进行重置。②、故障模拟。鼠标选定故障（Malfunction）视窗弹出，并设定让事故延迟发生的时间长度(DelayTime)设为10s、事故从发生到完成的时间长度(RampTime)设为1000s、事故严重性(FailureFraction)设为60%，并以鼠标在Active小方格上打勾，再关闭视窗，就可执行PCTRAN程式进行该事故的计算模拟。③、结果以图表显示。PCTRAN的运算执行结果可选择用ACCESS或EXECL档案格式输出储存，其列表的格式可以方便查阅分

4、析。在程式执行的過程中，则可以透过ComponentOne的绘图元件，把某些電厂的重要的参数对时间轴绘图，做即时的输出，让模拟人员可针对有兴趣的参数，一次绘出一种或多种参数的暂态变化，除了可任意的设定有兴趣的时间区段，亦可直接透过打印机印出参数的暂态变化图。三、程序流程图见附表清单四、验证计算结果以图形模式展现见附表，从图形可得:随着三回路蒸汽管道的破裂，二回路中的蒸汽发生器B中的蒸汽流量减少（由于停堆导致），安全壳I-131放射性水平符合碘坑效应；安全壳内Kr-87放射性水平伴随着反应堆停堆而急剧减少，最后不变，是由于停堆导致的；蒸汽发生器B的给水量逐渐

5、升高，由于要对蒸汽发生器B到三回路的破裂管道给予降温，以达到修复效果；蒸汽发生器B管泄露流量逐渐减少，也是由于停堆导致；而蒸汽发生器B散热功率则在接近770s时急剧升高，之后缓慢变化。五、心得体会通过此次实验加深了反应堆热工水力学的理解，能合作完成反应堆热工水力、反应堆安全分析，并且理解其物理过程。掌握了如何利用PC-TRAN软件计算反应堆热工水力学、核反应堆安全方面的问题以及模拟事故发生时，对反应堆的数据变化进行分析；而且在此次实验中本小组成员表现都非常积极、对分配的任务都超前完成，团队合作能力、意识很强；动手能力得到极大提高！*软件参数及图形清单PC-

6、TRAN软件中的名词（英文）中文释义Concentrationcontainmenthydrogen（%）安全壳氢气浓度分布ConcentrationRCI-131Eq（Ci/gm）安全壳I-131放射性水平ConcentrationRCKr-87Eq（Ci/gm）安全壳Kr-87放射性水平FlowSGBfeedwater(lb/s)蒸汽发生器B的给水量FlowSGBsteam(lb/s)蒸汽发生器B的蒸汽流量FlowSGBMSV/ADV(lb/s)蒸汽发生器的空泡份额FlowSGBtubeleak(lb/s)蒸汽发生器B管泄露流量LevelSGBnarr

7、owrange(%)蒸汽发生器B的液面高度PressuresteamgeneratorB(Psia)蒸汽发生器B的压力TemploopBSubcoolingmargin蒸汽发生器B欠热度PowerSGBheatremoval(MW)蒸汽发生器B散热功率堆芯：热功率：3400MW，功率100%，平均温度：573.5F，300摄氏度，空泡份额：0%，燃料棒平均温度：2048F，1120摄氏度，最大燃料包壳温度：611.5F，321.9摄氏度。安全壳：压力：14.7psia（磅/平方英寸）,0.101MPa，（大气压）。温度：120F，48.9摄氏度，标高：1英

8、尺，0.3048米，含氢量：0%。稳压器：压力：2250psia（