姜杨-西安交通大学核安全与运行研究室(Nuclear Safety and Operation Lab, NUSOL)

姜杨
单位：华能石岛湾核电开发有限公司
毕业时间：2011年6月
科研方向：超临界水堆事故分析
毕业论文题目：超临界水堆事故分析程序开发及应用
摘要：
超临界水堆（SCWR）是由第四代核能系统国际论坛（GIF）选取的唯一使用轻水作为冷却剂的第四代核反应堆系统。由于超临界水堆系统简化，且拥有较高的热效率和经济性，目前已经成为了世界上很多核能国家的重点研究对象。
在超临界水堆的研发过程中，使用反应堆事故分析程序进行安全分析是研究和设计的重点和难点之一。目前国际上大多数核能国家对可用于超临界工况下的反应堆事故分析程序的开发工作还仅仅处于起步阶段。由于跨临界过程中流体的物性发生剧烈变化等原因，能够进行跨临界计算的反应堆事故分析程序寥寥无几。
本文在深入调研的基础上，基于成熟的亚临界压水堆事故分析程序RETRAN-02进行了超临界水堆事故分析程序的开发。首先，通过修改RETRAN-02程序的流体物性关系式和本构关系式，开发出了超临界水堆事故分析程序RETRAN-SC；然后，对超临界圆管喷放和对具有非能动安全系统的超临界水堆事故工况进行了模拟，并分别与国外的相关事故分析程序APROS和RELAP5-3D的计算结果进行了比较；最后，使用RETRAN-SC程序对由中国核动力研究设计院（NPIC）提出的CSCWR技术方案进行了建模和事故分析，并详细分析了设备尺寸和性能对系统安全性能的影响，结果表明：
1）本文所开发的RETRAN-SC程序能够对超临界水堆进行事故分析，计算结果与APROS和RELAP5-3D符合较好，可靠性高；
2）由于CSCWR超临界水堆技术方案采用双流程堆芯设计，因此在应对事故时会出现非常复杂的流动工况，但是非能动冷却剂系统设计可以实现其预期的安全性，有效保证系统安全，并为专设安全措施的启动提供充足的响应时间；
3）关键设备的尺寸及性能在一定程度上会影响CSCWR反应堆系统安全性的实现，需要结合经济性和安全性两方面因素进行考虑。
本文开发的RETRAN-SC程序填补了国内超临界水堆事故分析程序的空白，可为我国超临界水堆的设计提供可靠参考，具有重要的应用价值和工程意义。