共查询到20条相似文献,搜索用时 15 毫秒
1.
在堆外蒸汽爆炸计算中,液柱碎化模型影响着熔融物液滴生成速率、液滴直径、液滴分布、液滴凝固和气泡比例等粗混合参数和现象,从而影响了蒸汽爆炸的冲击载荷。本文基于MC3D V3.8程序,采用不同的液柱碎化模型(CONST模型和KHF模型)对先进压水堆堆外蒸汽爆炸进行计算分析,探讨了CONST和KHF模型对蒸汽爆炸计算的影响。结果表明,两种模型计算的粗混合状态类似;在熔融物触底时刻,爆炸性准则几乎相同,此时触发爆炸得到的冲击载荷差别很小,表明该时刻触发爆炸时不同液柱碎化模型对爆炸冲击计算的影响较小;在本文所定义的工况下,先进压水堆堆坑墙体承受的最高压力约为20 MPa,最大冲量小于0.2 MPa•s。 相似文献
2.
3.
4.
5.
堆外蒸汽爆炸发生的可能性很低,但一旦发生,其产生的冲击载荷将有可能损坏安全壳结构的完整性。由于蒸汽爆炸触发概率存在较大不确定性,本文着重研究在假定已经发生了堆外蒸汽爆炸的条件下,爆炸载荷将进一步导致安全壳失效的概率水平。针对某1 000 MW压水堆,对选取的初始条件和物理模型参数,根据假设的概率分布进行拉丁超立方抽样,利用MC3D程序计算500个样本工况得到了爆炸载荷的概率分布。通过理论分析得到安全壳脆性曲线后,采用概率论方法计算得到安全壳失效概率以及各失效模式的贡献敏感度。结果表明,在假设已经发生了堆外蒸汽爆炸的条件下,爆炸载荷导致某1 000 MW先进压水堆安全壳失效的总概率为0.453。相比于堆坑侧壁失效,压力容器上冲位移是导致安全壳失效的主要模式。本研究的概率分析方法和结论可为安全壳完整性审评提供参考。 相似文献
6.
熔融液滴的细粒化是决定燃料与冷却剂相互作用破坏后果的关键过程,它决定最终的热能与动能的转化比,是预测事故后果的重要因素之一。然而目前对该过程中基于本身内能的热细粒化机理尚不清楚。本工作通过单个熔融金属液滴与水相互作用的实验,借助高速摄像系统对熔融液滴的热细粒化现象进行拍摄,观察发现熔融金属液滴与水的相互作用经历了若干次加速膨胀细粒化过程,测量到熔融液滴的细粒化时间为0.8ms,两次细粒化的时间间隔为0.8ms,细粒化加速膨胀时间仅为0.4ms。根据实验观察和分析,提出了一种由熔融液滴与水接触面不稳定沸腾效应引起的热细粒化机理。 相似文献
7.
针对HPR1000堆型堆芯熔融坍塌问题建立了精确的三维堆芯模型,使用时间推进方法通过求解熔融物的瞬态运动、传热微分方程,确定熔融物在堆芯中的瞬态位置和瞬时温度,以模拟堆芯升温及堆芯熔融进程。研究结果表明:停堆后约2 400 s开始出现熔融现象,熔融物在堆芯活性区域内下落且发生多重相变过程;在4 900 s后,熔融物在堆芯底部形成约1.5 m高的稳定熔池;由于外围组件与低温围栏装置换热,最外围的组件不会发生熔融。本文建立的堆芯熔融物运动与传热分析模型及相关计算结果,可为事故缓解和处理提供技术参考。 相似文献
8.
堆芯熔融物与冷却剂相互作用(Fuel Coolant Interaction,FCI)是核反应堆严重事故下可能发生的严重问题之一。为进一步了解FCI现象及解明热细粒化过程的关键影响因素,本文通过可视化实验方法,采用铅锡合金模拟材料开展实验研究。采用高速摄像系统对反应过程进行图像采集,通过计算熔融物所占像素点的面积得到熔融物的截面积;收集反应碎片,从实验产物形貌、相互作用过程状态及熔融物周围气体分布三个方面对影响热细粒化过程的熔融物初始温度、质量及冷却剂温度展开研究。结果对比分析表明:熔融物温度升高,热细粒化程度先增加后减小;初始水体量一定的情况下,熔融物质量增加,可能导致熔融物细粒化程度降低;冷却剂过冷度增加,热细粒化程度增加。 相似文献
9.
11.
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。 相似文献
12.
13.
14.
采用MELCOR程序,对小型动力堆全部电源丧失严重事故下,下封头失效后“堆坑”不同熔融物分层模型进行计算,并对熔融物分层对事故后果的影响进行了研究。结果表明:不同模型下熔融物的总厚度及其变化趋势基本一致;堆腔底板材料为混凝土时,堆芯熔融物的分层较为复杂,而金属材料相对简单。小型动力堆不会发生堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)。不同模型的计算对放射性后果基本无影响,但对“堆坑”熔穿进程有影响,强迫混合模型熔穿时间最快、机理计算模型熔穿时间最慢。从安全分析的角度,选择强迫混合模型较为保守。 相似文献
15.
以1000 MW级压水堆核电厂为分析对象,建立三维几何模型,采用三维多相计算流体力学程序MC3D对包括粗混合和蒸汽爆炸过程在内的压力容器外熔融燃料与冷却水相互作用过程进行研究。主要研究蒸汽爆炸过程中堆腔内不同位置的压力、冲量变化趋势及破口位置和破口大小对蒸汽爆炸产生冲量大小的影响。分析结果表明,蒸汽爆炸过程产生巨大压力波,将对堆腔结构的完整性造成极大威胁;压力容器下封头圆心和破口位置的连线与压力容器对称轴的夹角为45°、破口直径为0.7 m时,蒸汽爆炸所带来风险的最大。 相似文献
16.
17.
18.
基于在熔池-混凝土界面结构、对流传热和熔融物层间传热3个方面的MEDICIS程序建模方法,针对百万千瓦级压水堆核电厂在混合与分层两种熔池形态下的假想熔融物与混凝土相互作用(MCCI)事故进行预测和对比分析。结果表明:在混合熔池形态下,熔池平均温度接近熔融物固化温度,混凝土堆腔的侵蚀表现为各向同性,安全壳内最终温度和压力均未达到设计值;在分层熔池形态下,熔池平均温度远高于熔融物固化温度,混凝土堆腔的侵蚀表现为各向异性且径向占优,安全壳内最终温度和压力都非常接近设计值。两种熔池形态下的混凝土地基侵蚀过程都很缓慢,厚度为4 m的地基熔穿时间超过1周;安全壳内产生大量的水蒸气以及不可凝结气体CO、CO2和H2,存在气体燃烧和爆炸风险,对安全壳完整性构成威胁。 相似文献
19.