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核电厂的设计和安全分析是以试验和计算机程序为支撑的。在比例试验装置上开展的试验，能够研究核电厂相关系统的物理行为，还能够将所获得的试验数据用于计算机程序的评价；计算机程序则用于模拟各种事故过程，分析部件或系统的响应，预测事故结果，验证拟定的保护措施，从而满足核安全法规的要求。

本实验的基本原理涵盖能获得反应堆功率变化的中子动力学模型，能获得核电厂系统典型参数（如温度、流量等）变化的热工水力模型以及核电厂的典型控制系统。

（1）中子动力学模型

堆芯采用点堆中子动力学模型，描述具有6组缓发中子的堆芯中子动力学行为，用一维传导模型求解棒状燃料元件芯块和包壳的温度。

点堆中子动力学模型：

（2）热工水力模型

稳压器模型将稳压器中工质分为3个区域，分别为波动水区，主水区和蒸汽区，基于质量和能量守恒方程建立模型。U型管蒸汽发生器模型为集总参数动态模型，将蒸汽发生器视为一个圆柱体，根据热力系统动力学原理和基本的质量、能量守恒方程，建立一种简化的两相集总参数动态数学模型，实现对UTSG快速实时仿真。对环路建立动量守恒方程，关联泵的压头模型，计算环路流量。

环路动量守恒方程：

堆芯能量守恒方程：

稳压器质量守恒与能量守恒方程：

2018-11-05

环路质量与能量守恒方程：

U型管蒸汽发生器集总参数动态模型：

分别列出体积守恒，质量守恒和能量守恒方程

（3）DNBR验收准则

一回路流量不正常事故可以分为堆芯冷却剂流量部分丧失(丧失一台RCP泵)、反应堆冷却剂强迫流量全部丧失和反应堆冷却剂泵转子卡住(卡轴)或反应堆冷却剂泵轴断裂分别属于DBC事故中的第二、三和四类事故，具有典型性。DNBR是重要的验收准则。鉴于棒束CHF关系式为各大核电公司的商业机密，本科生实验也不需要详细的形式，本实验采用的棒束CHF关系式为通用的W3关系式。

（4）控制系统与安全系统整定值

反应堆的控制系统与安全系统的整定值根据具体的对象具体设计。学生在进行实验时，可以进行具体的设置。以体现不同控制系统、不同安全整定值对事故进程的影响。

1． 压水堆稳态运行系统参数；

2． 事故触发条件参数；

3． 安全系统动作整定值和安全限值。

（1）实验方法描述：

压水堆核电厂一回路流量不正常事故仿真实验项目是以NUSOLSIM软件为平台开展“一回路流量不正常”的虚拟实验仿真。通过压水堆核电厂一回路流量不正常事故分析模拟实验可以让学生更形象深入地掌握核电厂运行的状态，更形象生动的体验压水堆核电厂一回路流量不正常事故分析的全过程，提出有效的防范与处置方案，深入理解事故预防和缓解措施，深入了解核反应堆事故分析。学生通过使用软件，获取并分析软件后台保存的运行参数文件，掌握实验工况中反应堆的运行过程和验收准则，并通过修改主泵半时间、停堆延迟时间等运行参数总结参数对事故进程的影响规律，加深对反应堆运行进程的理解，同时获取安全分析的保守假设重要参数。

（2）学生交互性操作步骤说明：

1.打开NUSOLSIM软件，点击欢迎图片后进入到仿真界面；

2.点击开始按钮，运行10s，达到稳定状态；

3.开启事故的方式有两种（1）在屏幕复选框（checkbox）选择故障的泵及其失效方式；（2）在故障菜单选择；

4.首先选择一台泵惰转，主泵半时间和停堆延迟时间为默认值。开始事故；

5.点击画图菜单，观察三个环路的流量，进出口温度，系统压力，核功率与热功率，DNBR随时间的变化。重点关注环路逆流过程中冷却剂温度、停堆过程中热功率与核功率，DNBR的变化规律；

6.在反应堆停堆约70s后停止运行；

7.打开子目录中的report.txt文件，查看事故过程中的主要系统动作；

8.打开子目录中的transient.txt文件，画出感兴趣的主要变量的变化规律；

9.恢复设置，重新打开故障菜单，将主泵惰转时间分别修改为10s和50s，停堆延迟修改为1s和3s，重新运行。整理transient和report文件，查看参数修改对停堆系统的动作、DNBR变化的影响规律，得出结论；

10.分别选择三台泵惰转、一台泵卡轴事故，主泵半时间和停堆延迟时间为默认值进行分析，获得一台泵惰转、三台泵惰转、一台泵卡轴三个事故对电厂的影响规律；

11.完成实验数据记录表，总结实验结果，编写实验报告。

事故类型
主泵半时间				停堆延迟时间
运行时间/s	DNBR	核功率/MW	热功率/MW	一回路压力/MPa	冷却剂平均温度/℃	堆芯流量/kg/s	二回路压力/MPa
1
2
3
..
..

1. 提交1份压水堆一回路流量不正常NUSOLSIM仿真模拟实验报告；

2. 掌握压水堆核电厂事故分析过程；

3. 对事故现象和处置的理解合理，且与实验内容对应。