实验模型

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：

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。