先進水冷堆嚴重事故下封頭瞬態(tài)傳熱特性研究.pdf

1、福島事故后嚴重事故分析再次在國際上引起了研究人員的重視，為緩解假想的嚴重事故，核能界提出了不同的緩解方案，其中熔融物堆內(nèi)滯留（In-vessel retention，簡稱 IVR）是一種重要的備選方案。該方案在發(fā)生嚴重事故時將堆坑淹沒，通過壓力容器外部冷卻的方式排出下封頭內(nèi)熔融物的衰變熱，如果能保持下封頭的完整性（通常判斷下封頭完整性的準則是下封頭外壁面任意位置的熱流密度均低于局部臨界熱流密度）則認為該方案有效。為了分析IVR的有效性，

2、國際上已開展了大量的工作，但在分析下封頭壁面的傳熱特性時往往采用了簡化模型，并未對壁面內(nèi)的換熱特性進行充分研究，使得預測的下封頭外壁面熱流密度過于保守，進而影響了對安全裕量的準確判斷。此外，國際原子能機構(gòu)（IAEA）要求新的核電站設計時需要考慮嚴重事故及其緩解措施，并且由于先進水冷堆采用了不同的堆芯設計，嚴重事故時的傳熱特性可能與常規(guī)壓水堆不同。因此需要對先進水冷堆進行嚴重事故分析，并研究此過程中下封頭的瞬態(tài)傳熱特性。
　　結(jié)合國

3、際上對嚴重事故分析的研究現(xiàn)狀，本文的采用的技術(shù)路線為：開發(fā)適用于分析下封頭瞬態(tài)傳熱特性的計算工具——根據(jù)解析解及實驗數(shù)據(jù)對計算工具進行驗證——將計算工具應用于兩種超臨界水堆和大功率先進壓水堆的嚴重事故分析——對反應堆設計提出了優(yōu)化建議并得出對結(jié)果產(chǎn)生較大影響的參數(shù)。
　　本文的主要工作包括：
　　1．開發(fā)了基于二維球坐標的下封頭瞬態(tài)傳熱特性分析工具，具體而言是考慮了下封頭壁面內(nèi)法向方向不同位置處換熱面積的變化以及沿經(jīng)度方向的

4、導熱,從而可以更準確的預測下封頭外壁面的熱流密度分布；開發(fā)了壁面熔化模型從而可以更準確的預測下封頭的內(nèi)壁溫；此外建立了包括沸騰臨界后傳熱在內(nèi)的全范圍換熱關(guān)系式，從而可以預測沸騰區(qū)域在時間和空間上的變化規(guī)律。通過與均勻熱流密度分布的球坐標解析解與 LIVE實驗數(shù)據(jù)的對比，可知本文開發(fā)的程序適用于分析下封頭瞬態(tài)傳熱過程。與嚴重事故分析基準算例對比后可知，在考慮了上述現(xiàn)象后，得到的外壁面的熱流密度分布與內(nèi)壁面不同，并且熱流密度峰值會顯著降低，

5、從而可以得到更高的安全裕量。
　　2．對兩種超臨界反應堆設計進行了設計基準事故分析及嚴重事故分析。其中對一典型熱譜超臨界反應堆的不同類型的設計基準事故（失去給水加熱事故、汽輪機失去負載且旁排未開啟事故、給水泵卡軸事故、彈棒事故和冷卻劑喪失事故）進行了分析，并得出了可能發(fā)展成嚴重事故的初因事故。進行嚴重事故分析及敏感性分析后，得出了對熱流密度分布影響較大的參數(shù)。此外，對比了混合譜超臨界堆在冷卻劑喪失事故中系統(tǒng)的響應，并對其導致的嚴重

6、事故進行了分析。對反應堆設計參數(shù)進行優(yōu)化后，使得混合譜超臨界堆在發(fā)生嚴重事故后下封頭不被熔穿。
　　3．對大功率先進壓水堆的嚴重事故進行了分析，表明了二維模型和一維模型在分析下封頭傳熱特性時的差異。通過對氧化池換熱關(guān)系式、外部冷卻質(zhì)量流量、外部冷卻入口溫度、過渡沸騰換熱關(guān)系式和壁面熔化模型進行了敏感性分析后，發(fā)現(xiàn)得出氧化熔池的換熱關(guān)系式和過渡沸騰的換熱關(guān)系式對熱流密度分布具有較大影響，因此在進行大功率先進壓水堆嚴重事故分析時，應當