三层熔融池结构情况下反应堆压力容器外水冷有效性分析

通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3层熔融池结构,它可能对RPV完整性带来更大的威胁。本文根据建立的模型假设300 MW压水堆核电厂出现的该熔融池结构,并进行分析。结果表明,形成的底部重金属层不会威胁RPV完整性,但厚度变薄的顶部金属层失效裕度较小,可能威胁RPV完整性。     

RPV下封头熔融池换热特性数值模拟研究

熔融物堆内滞留（In-vessel Retention,IVR）指的是在核电厂严重事故发生后,通过在压力容器和保温层间隙注入冷却水防止压力容器熔穿失效。本文基于COMSOL Multiphysics软件建立了一个流-热-固耦合计算模型,对IVR技术作用下的反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel,RPV）下封头双层熔融池的演变过程进行了仿真研究。当前模型计算结果表明：在稳态分层的状态下,与氧化物层接触的下封头未发生明显的熔化,与金属层接触的下封头会发生明显的熔化,但在被冷却条件下依然可以保持压力容器的完整性。     

熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析

基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留（IVR）瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外部冷却实施IVR策略的瞬态传热特性可分为熔融物注入之初的激烈传热阶段和熔融物硬壳形成之后的准稳态传热阶段。模块式小型堆的IVR瞬态分析表明,瞬态过程中的热流密度峰值不会达到临界热流密度,最终形成的稳定熔融池传热具有很大的安全裕量。研究同时发现SCDAP/RELAP5程序用于IVR分析时在模型上存在一定的不足。     

熔融池氧化物层自然对流的数值模拟

本文以BALI试验段为对象建模,对其中有内热源的湍流自然对流流体进行了二维数值模拟。模拟工况的瑞利数Ra高达10¹²～10¹⁵。流体的湍流运动用大涡模拟模型来捕捉。通过对下边界局部热流密度的面积加权积分,计算了三维下边界换热量。结果表明,Ra对流场、温度场与下边界局部热流密度分布均有显著影响。计算所得上下边界的Ra-Nu关系与试验结果符合较好。对不同物理机理导致的下边界热流密度分布规律进行了分析。     

IVR条件下堆芯熔融物迁移状态诊断方法研究

以华龙一号(HPR1000)为对象,基于其熔融物堆内滞留(IVR)系统专用监测仪表探究堆芯熔融物迁移状态的诊断方法。通过对大破口失水事故(LBLOCA)、全厂断电(SBO)事故等导致的典型严重事故分析发现,堆芯熔融物迁移至下封头后压力容器(RPV)外壁面温度会发生显著变化,倾斜角为45°位置的RPV外壁面温度上升幅度可达150℃～200℃。基于研究结果,提出了堆芯熔融物迁移的判定准则,即在IVR系统成功投入的前提下,当监测到下封头外壁面温度显著上升时,则认为熔融物已淹没至下封头半高度位置处,可判定堆芯熔融物已发生大量迁移。     

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

针对海洋核动力平台的设计特点,分析了严重事故下压力容器外冷却实现熔融物堆内滞留技术的可行性。根据海洋核动力平台功率密度较低和压力容器下封头尺寸较小的特点,建立了压力容器下封头内熔池传热理论模型,编制了分析程序SR-IVR,进行了基准例题验证。结果表明,本文所建分析模型和程序可用于海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析。     

熔融物堆芯冷却滞留特性研究

以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统(CIS)的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯下板失效行为。分析结果表明,严重事故后堆芯中心燃料组件坍塌形成堆芯熔融池,堆芯周围燃料组件保持完整结构状态,堆芯下板支撑堆芯熔融池和未坍塌的燃料组件且未发生蠕变断裂失效;CIS冷却压力容器外壁面并导出堆芯衰变热,最终实现熔融物堆芯滞留,避免下封头内形成熔融池。     

熔融物堆芯冷却滞留特性研究

The severe accident analysis model of the small modular reactor ACP100 is built using MELCOR code, and the core heat removed process through the barrel and wall of reactor pressure vessel (RPV) is analyzed by the cavity injection system (CIS). The collapse behavior of the fuel assemblies is estimated by the fuel rod degradation model, and the failure behavior of the lower core plate is estimated by ANSYS program. The results show that the fuel assemblies in the core center melt and collapse to form the core melting pool, while the structure of the fuel assemblies surrounding the core melting pool remains intact, and the core lower plate supports the core melting pool and un-collapsed fuel assemblies all the time, and no creep rupture phenomenon occurs; the core heat can be removed by CIS and the debris in-vessel retention successfully avoids the formation of molten pool in the lower head.     

船用堆严重事故下熔融物堆内滞留能力分析

堆芯熔化的严重事故,可能导致船用堆下封头失效、熔融物进入堆坑,危害人员及船体安全。本文采用严重事故一体化程序MAAP4,以船用堆全船断电事故为研究对象,针对低压安全注射系统投入时机、低压安全注射水流量,研究下腔室熔池形成后,投入低压安全注射系统对熔融物堆内滞留的作用。结果表明:在下腔室熔池形成后1576?s时,投入两台安全注射泵仍能有效阻止压力容器失效,实现熔融物堆内滞留;在下腔室熔池形成2646?s后,投入低压安全注射系统不能阻止压力容器失效。      

堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后的热物性计算

在压力容器内滞留熔融堆芯的过程中,应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。当堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后,会形成三元或三元以上的熔融混合物。计算多元熔融混合物的热物性是进行牺牲性材料筛选、传热计算和评价稀释方案可行性的重要前提。本文比较了Fe₃O₄、TiO₂和Al₂O₃-3种候选氧化物牺牲性材料（OSM）的基本物性,并计算了熔融三元UO₂-ZrO₂-OSM混合物的密度、比热容、热导率和黏度。研究发现,为保证熔融结构发生翻转,需布置的Fe₃O₄材料的质量较大,而TiO₂和Al₂O₃材料的质量较小。混合物的比热容和热导率随着OSM添加量的增加而增大,而黏度随OSM添加量的增加而减小。混合物熔点T_c越小,在相同温度下混合物的黏性也越小。     

IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的传热计算

应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。严重事故发生时,掉落的堆芯熔融物被氧化物牺牲性材料（OSM）稀释,导致熔池结构发生翻转,因此计算翻转后熔融池的传热行为是进行牺牲性材料筛选和评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文计算了容器内滞留（IVR）中熔融堆芯被Fe₃O₄、TiO₂和Al₂O₃3种候选OSM稀释后压力容器壁面的热流密度分布。研究发现,布置OSM后,上腔室结构在强烈热辐射的作用下会熔化掉落。随着OSM布置量的增大,压力容器壁面最大热流密度减小,当布置15 m³的OSM时,压力容器伸长约2 m,此时壁面最大热流密度较未布置时减小约45%,且当布置相同体积的OSM时,Fe₃O₄导致的壁面最大热流密度减小最多。此外,UO₂-ZrO₂-OSM三元混合物的熔点高低会对氧化物层表面是否结壳产生影响,从而影响壁面最大热流密度。     

增强IVR有效性的堆内注水策略研究

熔融物堆内滞留（IVR）是一项核电厂重要的严重事故管理措施,通过将熔融物滞留在压力容器内,以保证压力容器完整性,并防止某些可能危及安全壳完整性的堆外现象。对于高功率和熔池中金属量相对不足的反应堆,若下封头形成3层熔池结构,则其顶部薄金属层导致的聚焦效应可能对压力容器完整性带来更大的威胁。本文考虑通过破口倒灌及其他工程措施实现严重事故下熔池顶部水冷却,建立熔池传热模型,分析顶部注水的带热能力,建立事件树,分析顶部注水措施的成功概率及IVR的有效性。结果表明,通过压力容器内外同时水冷熔融物,能显著增强IVR措施的有效性。     

压水堆高温陶瓷型堆内捕集器设计与初步分析

为防止压力容器内壁发生熔化,作为压力容器外部冷却技术的补充,本文设计了一种由耐高温陶瓷材料制成的堆内捕集器,利用陶瓷材料耐高温、高热阻的特性来优化热流分配。通过建模和计算,结果表明：熔融物氧化物层向下的平均热流密度明显降低,压力容器内壁不会出现熔化现象,保证了其完整性;向上的热流增加使上腔室温度升高,但未超过其结构材料熔点,不会造成上腔室熔化。研究结果显示了采用耐高温陶瓷堆内捕集器设计的潜在可行性。     

IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的RPV弹塑性有限元分析

布置氧化物牺牲性材料（OSM）的熔融堆芯稀释方案是一种较有前途的容器内滞留（IVR）增强技术。布置OSM后,堆芯熔融物的质量和体积增大,且熔池结构发生翻转,氧化物层位于反应堆压力容器（RPV）直筒段,因此分析布置OSM后RPV的结构完整性是评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文分别对未布置OSM（传统IVR）和布置OSM后的RPV进行弹塑性分析。研究发现,RPV结构不连续区域是结构中最薄弱的位置,未布置OSM时,结构不连续部位进入极限承载状态,但此处外壁面的最大纵向主应变较小（约3.9%）,RPV不会发生塑性撕裂失效;布置OSM后,RPV的结构承载能力显著增强,在远离结构不连续区域的部位,壁面非屈服区厚度增大,即使在结构不连续部位,壁面也未进入极限承载状态,且也不会发生塑性撕裂失效。     

Evaluation of Cooling Capability in a Heated Narrow Flow Passage

A numerical method for the thermal hydraulic phenomena in a narrow flow passage is developed to evaluate the gap cooling capability. Based on a drift flux model, the two-dimensional gas-liquid two-phase flow in the annular and hemispherical heated narrow flow passages is modeled. The drift velocity correlation is combined with the flooding correlation, which describes physical phenomena under cooling limits. Experiment on thermal hydraulic phenomena in the heated narrow flow passage is performed. Boiling two-phase flow behavior and dryout phenomena are observed. The critical heat flux data is obtained from measurement of the heating surface temperature. Counter-current two-phase flow, which is a key phenomenon in the gap cooling mechanism, is reproduced by the numerical analysis appropriately. The critical heat flux is predicted by assuming that deficiency of the liquid supply against the gas upward flow leads to occurrence of dryout. Validity of the newly developed numerical method is demonstrated through comparison of the predicted critical heat flux with the present and existing data in the gap width range from 0.5 to 5 mm and the pressure range from 1 to 50 bar.     

先进压水堆熔融物堆内滞留参数不确定分析研究

压水堆核电厂在严重事故下将发生堆芯熔化事故而形成熔融池。形成熔融池的过程具有很大的不确定性,这影响到反应堆压力容器熔融物堆内滞留（IVR）策略的有效性。本工作以AP1000核电厂两层IVR模型为研究对象,对成功实施反应堆压力容器外部冷却（ERVC）的假想严重事故进行了熔融池参数不确定性分析,包括参数的敏感性分析和使用拉丁超立方抽样的概率分析。结果表明：衰变功率对IVR评价参数影响最大,应采取措施（如上堆腔注水）尽量延缓堆芯熔化的时间;熔融物中不锈钢的质量将对金属层参数造成较大影响,可考虑在压力容器内布置牺牲性材料来减小金属层的集热效应;氧化物层外压力容器失效的概率仅为1.2%,但金属层外压力容器失效的概率高达20%。本结果对今后IVR策略研究和设计具有一定的指导意义,同时也为压水堆核电厂安全评审提供理论支持。     

IVR熔池分层模型对压力容器安全裕量分析的影响

严重事故缓解策略熔融物堆内滞留（IVR）有效性评价方法中,关于压力容器下封头内的熔池结构是最具争议的问题。本工作对目前国际上采用的稳定熔池2层和3层结构,以及在熔池形成过程中可能形成的4层结构进行了比较研究,建立了这3种结构下的熔池分层传热模型,并分析了3种结构在不同反应堆功率水平下对压力容器有效性的影响。结果表明,压力容器安全裕量随反应堆功率的升高而减小,在4层熔池结构下发生压力容器熔穿失效的可能性最大。