壓水堆嚴重事故堆內熔融物滯留仿真研究.pdf

1、根據(jù)核電廠縱深防御和多道屏障原則，嚴重事故下若能把熔融物滯留在壓力容器內部（In-Vessel Retention，IVR），則可避免堆芯熔融物熔穿壓力容器與堆腔混凝土相互作用，還可緩解諸如安全殼內氫氣爆炸、安全殼超壓等一系列嚴重的事故后果。目前壓力容器外部冷卻（External Reactor Vessel Cooling，ERVC）是實現(xiàn)IVR的重要策略之一，非能動ERVC系統(tǒng)亦是第三代核電系統(tǒng)的重要特證之一。
　　本文的主要

2、內容為：在基于實驗數(shù)據(jù)評估RELAP5程序計算ERVC的適用性基礎上，研究非能動ERVC系統(tǒng)內兩相自然循環(huán)特性；分析研究AP1000核電系統(tǒng)在4個典型的嚴重事故序列下與IVR-ERVC相關的現(xiàn)象；對含熱源的全尺寸 ERVC系統(tǒng)進行三維仿真研究；對比研究不同的下封頭外側對流換熱公式。
　　首先為了研究壓力容器-絕熱層內兩相自然循環(huán)流動特性，本文基于RELAP5程序建立AP1000的ERVC系統(tǒng)模型，以定熱流密度為熱邊界，研究了系統(tǒng)內

3、兩相自然循環(huán)能力，并對主要的熱工水力參數(shù)和結構參數(shù)的影響進行了分析，結果表明，若堆腔水淹水位高于約5.5m時，AP1000的ERVC系統(tǒng)設計僅依靠自然循環(huán)既可以對熔池進行有效冷卻。同時，找到了ERVC系統(tǒng)的不穩(wěn)定性邊界。
　　為了研究在典型的嚴重事故序列下IVR-ERVC相關的現(xiàn)象，利用RELAP5/SCDAP程序，建立包括ERVC系統(tǒng)在內的AP1000核電廠模型，選取典型的可導致堆芯熔化的嚴重事故序列，研究 IVR-ERVC相關

4、的現(xiàn)象，如堆芯熔化進程、堆芯熔融物行為、下封頭內熔池行為等。結果表明，熔化進程較慢的事故序列中Inconel格架對事故進程的影響大于進程快的事故序列；當堆芯上部裸露后并不會很快熔化，而是會出現(xiàn)堆芯中部區(qū)域先熔化的現(xiàn)象。在堆芯損毀貢獻大和發(fā)生概率高的嚴重序列中，ERVC均可有效實現(xiàn)IVR。只要在熔融物落入下封頭內后堆腔充滿水，堆芯熔化進程的快慢對ERVC影響不大。
　　為了對ERVC系統(tǒng)進行三維研究，使用RELAP5-3D程序建立E

5、RVC系統(tǒng)三維模型，由于此程序的多維控制體無法模擬三維半球形間隙流道，因此僅把ERVC系統(tǒng)進口和上升段使用多維控制體進行三維建模，下封頭-絕熱層間隙流道以詳細的節(jié)點劃分方法進行建模。同時使用RELAP5程序對ERVC系統(tǒng)擬三維建模，與RELAP5-3D程序的三維模型進行對比研究。結果表明，RELAP5程序的擬三維模型估計的不穩(wěn)定起始點晚于RELAP5-3D程序，兩個模型估計的結果的差異還受到熱工水力和結構條件的影響。
　　最后采用