压水堆严重事故堆内熔融物滞留仿真研究

代理获取

页面导航

目录
摘要
著录项
相似文献
相关主题

摘要

根据核电厂纵深防御和多道屏障原则，严重事故下若能把熔融物滞留在压力容器内部（In-Vessel Retention，IVR），则可避免堆芯熔融物熔穿压力容器与堆腔混凝土相互作用，还可缓解诸如安全壳内氢气爆炸、安全壳超压等一系列严重的事故后果。目前压力容器外部冷却（External Reactor Vessel Cooling，ERVC）是实现IVR的重要策略之一，非能动ERVC系统亦是第三代核电系统的重要特证之一。
　　本文的主要内容为：在基于实验数据评估RELAP5程序计算ERVC的适用性基础上，研究非能动ERVC系统内两相自然循环特性；分析研究AP1000核电系统在4个典型的严重事故序列下与IVR-ERVC相关的现象；对含热源的全尺寸 ERVC系统进行三维仿真研究；对比研究不同的下封头外侧对流换热公式。
　　首先为了研究压力容器-绝热层内两相自然循环流动特性，本文基于RELAP5程序建立AP1000的ERVC系统模型，以定热流密度为热边界，研究了系统内两相自然循环能力，并对主要的热工水力参数和结构参数的影响进行了分析，结果表明，若堆腔水淹水位高于约5.5m时，AP1000的ERVC系统设计仅依靠自然循环既可以对熔池进行有效冷却。同时，找到了ERVC系统的不稳定性边界。
　　为了研究在典型的严重事故序列下IVR-ERVC相关的现象，利用RELAP5/SCDAP程序，建立包括ERVC系统在内的AP1000核电厂模型，选取典型的可导致堆芯熔化的严重事故序列，研究 IVR-ERVC相关的现象，如堆芯熔化进程、堆芯熔融物行为、下封头内熔池行为等。结果表明，熔化进程较慢的事故序列中Inconel格架对事故进程的影响大于进程快的事故序列；当堆芯上部裸露后并不会很快熔化，而是会出现堆芯中部区域先熔化的现象。在堆芯损毁贡献大和发生概率高的严重序列中，ERVC均可有效实现IVR。只要在熔融物落入下封头内后堆腔充满水，堆芯熔化进程的快慢对ERVC影响不大。
　　为了对ERVC系统进行三维研究，使用RELAP5-3D程序建立ERVC系统三维模型，由于此程序的多维控制体无法模拟三维半球形间隙流道，因此仅把ERVC系统进口和上升段使用多维控制体进行三维建模，下封头-绝热层间隙流道以详细的节点划分方法进行建模。同时使用RELAP5程序对ERVC系统拟三维建模，与RELAP5-3D程序的三维模型进行对比研究。结果表明，RELAP5程序的拟三维模型估计的不稳定起始点晚于RELAP5-3D程序，两个模型估计的结果的差异还受到热工水力和结构条件的影响。
　　最后采用 FORTRAN语言，编写了计算 ERVC换热过程的程序，并选取下封头外侧不同对流换热公式进行稳态计算，结果表明ACOPO实验公式低估了ERVC的换热能力，RELAP5程序模拟ERVC时的对流传热公式比AP1000切片装置实验得到的对流传热公式和窄通道湍流-湍流型对流换热公式相比是比较保守的。

著录项

作者
赵国志;
展开▼
作者单位

哈尔滨工程大学;

展开▼
授予单位哈尔滨工程大学;
学科核能科学与工程
授予学位博士
导师姓名曹欣荣;
年度 2014
页码
总页数
原文格式 PDF
正文语种中文
中图分类环境与安全;
关键词
核电厂; 压水堆; 安全事故; 熔融物滞留; 仿真分析;

相似文献

中文文献
外文文献
专利

1. 压水堆熔融物堆内滞留策略:历史回顾与研究展望 [J] . 马卫民 ,元一单 ,Bal Raj Sehgal . 工程（英文） . 2016,第1期
2. 大型先进压水堆熔融物堆内滞留初步研究 [J] . 徐红 ,周志伟 . 原子能科学技术 . 2013,第006期
3. 先进压水堆熔融物堆内滞留参数不确定分析研究 [J] . 徐红 ,周志伟 . 原子能科学技术 . 2012,第001期
4. 海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析程序开发 [J] . 杨磊 ,伊雄鹰 ,陈玉清 . 原子能科学技术 . 2017,第011期
5. 压水堆核电厂严重事故下堆芯熔融物的冷却研究 [J] . 李琳 ,臧希年 . 核安全 . 2007,第004期
6. 压水堆严重事故过程中堆内氢气源项分析 [C] . 陈艳芳 ,单福昌 . 中国核学会2009年学术年会 . 2009
7. 一体化小型压水堆中熔融物堆芯滞留仿真研究 [A] . 江南 . 2020

压水堆严重事故堆内熔融物滞留仿真研究

目录

摘要

著录项

相似文献

相关主题

期刊订阅