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相似文献
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1.
为掌握船用反应堆严重事故工况下压力容器失效初期堆芯熔融物热冲击对金属堆腔的破坏效应,开展了堆芯熔融物与金属堆腔相互作用机理实验。根据相似准则设计缩比金属堆腔实验装置,利用已有高温熔融物实验平台制备2 700 ℃高温氧化锆熔融物,通过特制卸料机构将高温熔融物卸料到实验段,对热冲击下实验段温度和变形响应特性及主要影响因素进行了研究。实验结果表明,高温熔融物进入金属堆腔初期,热冲击导致的金属堆腔最高温度为601 ℃,最大塑性变形量为0.44 mm,高温熔融物未导致金属堆腔热失效及断裂失效,金属堆腔实验段能保持完整。由于船用反应堆金属堆腔材料、结构和外部冷却条件更有利于保持金属堆腔完整性,基于实验结果推断,严重事故下压力容器下封头失效初期热冲击导致金属堆腔失效的风险较低。  相似文献   

2.
李会雄  陈听宽 《核动力工程》2003,24(4):302-306,322
对高温熔融液滴在水中的破碎特性进行了实验研究,重点考察和分析了液滴材料的物理化学性质、熔化潜热和熔融液“粘糊状区域”(Mushy Zone)等因素对液滴破碎过程的影响。用共晶和非共晶的铅(Pb)-铋(Bi)合金作为液滴材料,用水作冷却剂,完成了约10个系列的实验工况.分别测量了液滴破碎后碎片的累积质量分布和质量平均尺寸。根据实验结果探讨了液滴材料的焓、熔化潜热、粘性等因素影响液滴变形与破碎过程的规律。  相似文献   

3.
严重事故下堆芯熔融物与混凝土的相互作用   总被引:1,自引:1,他引:0  
当反应堆由于始发事件发展到压力容器熔融贯穿时,堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)可能引起安全壳晚期失效,包括地基熔穿及不可凝气体引起的安全壳超压失效。本文以600MW轻水堆核电厂为对象,选取全厂断电(SBO)叠加汽动辅助给水泵失效诱发的严重事故序列,应用MELCOR程序研究了该序列下发生MCCI的主要现象,着重关注了混凝土的消融速率及氢气的产生速率,为相应的严重事故管理提供支持。  相似文献   

4.
《核安全》2020,(4)
熔融物与混凝土相互作用(MCCI)时释放的裂变产物是压水堆核电厂发生严重事故时主要的二次源项。熔融物侵蚀混凝土时产生的气体和熔渣将进入熔池中与熔融物进行反应,反应得到的易挥发物质将随着气泡离开熔池并在安全壳内形成气溶胶。本文根据化学平衡的假设建立了熔池内的反应模型,并通过反应吉布斯自由能得到平衡常数,进而计算得到熔融物的活度比,最终筛选出熔池内可能存在的118种物质及可能发生的97个化学反应。以上反应模型和筛选方法可用于MCCI时裂变产物释放模型的开发。  相似文献   

5.
为研究严重事故条件下压力容器下封头熔融池分层行为,需将原型熔融物熔化为液态开展实验。本研究采用CESEF实验装置,使用电磁冷坩埚技术熔化原型熔融物,最高装料量为5000 g,最高温度为3000℃。配套的高频电源功率为400 kW,频率为100 kHz。针对华龙一号堆芯熔融物组分开展实验研究,研究发现熔融池出现了明显的分层,一层为金属层,一层为氧化层。通过对金属层和氧化层不同位置取样分析,发现金属层中主要为不锈钢成分、部分U和Zr,氧化层主要为亚氧化状态的U、Zr和O,其他含量很少。  相似文献   

6.
《核动力工程》2016,(2):171-174
通过小规模细粒化实验(SSFT)实验装置开展锡、铅及锡铅合金为熔融物材料的热细粒化实验研究。研究材料物性、下落高度、熔融物初始温度及冷却水温度等对热细粒化的影响;通过分析实验碎片的形貌及大小分布,研究不同参数范围内熔融物热细粒化机理,给出了细粒化机理分区图谱。  相似文献   

7.
《核动力工程》2016,(3):158-162
针对核反应堆严重事故下高温熔融金属与过冷水间的爆炸沸腾过程开展可视化实验研究。研究分析不同的熔融金属在不同初始温度下的爆炸沸腾特性,以进一步探讨高温熔融金属表面的复杂沸腾相变过程及传热机理。在本研究中,金属样本包括铝、铅和铋。熔融金属的初始温度分别为700、750、800、850、900、1000℃。通过本研究得到了不同金属物性对FCI过程的影响,以及不同初始温度对爆炸沸腾过程中蒸汽生成量的影响,并讨论了影响高温熔融金属与过冷水间快速传热过程的因素。  相似文献   

8.
基于MCBA-SIMPLE算法开发了自主化的多维熔融物与冷却剂相互作用分析程序COSMETRIC。为验证该程序,针对熔融物与冷却剂相互作用实验KROTOS的典型工况进行了模拟计算。通过与KROTOS37实验结果对比,验证了程序模拟高温熔融物与冷却剂混合过程中熔融物液柱碎化、熔融物液滴迁移以及冷却剂蒸发的能力;通过与KROTOS21实验结果对比,验证了程序对蒸汽爆炸压力脉冲峰值及传播速度预测的合理性。在此基础上,对KROTOS21爆炸工况计算的初始空泡份额、熔滴水力学碎化无量纲时间和熔融物碎片初始直径等参数进行了敏感性分析,评估了这些参数对最终压力脉冲的影响。敏感性分析结果发现,较大的初始空泡份额会抑制压力峰值和传播速度;增大熔融物碎片初始直径和水力学碎化无量纲时间,会提升压力波传播速度,降低压力峰值。  相似文献   

9.
针对未来聚变装置中严重事故时可能发生的液态锂与冷却剂相互作用及爆炸过程,建立实验装置并在其上开展了熔融锂液滴与冷却剂相互作用实验研究。观测了不同初始温度下锂液滴与冷却剂相互作用的爆炸过程,对不同工况下的峰值压力进行了比较,并分析了熔融锂液滴初始温度和冷却剂初始温度对爆炸作用的影响。研究结果表明,熔融锂液滴与冷却剂接触面积的显著增大是产生压力峰值的关键因素,当熔融锂液滴温度超过300℃,冷却剂温度超过50℃时,熔融锂液滴与冷却剂相互作用爆炸强度明显增大;但是当冷却剂温度超过70℃时,爆炸反应反而受到了抑制。同时,在评估熔融锂液滴与冷却剂相互作用风险时,蒸汽爆炸作用的影响不可忽视。  相似文献   

10.
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   

11.
在高温熔融液滴与冷却剂相互作用的实验中,熔融液滴的释放控制对整个实验起至关重要的作用.本文在以往实验机械控制装置的基础上,自主设计一个自动控制电路来代替人工机械操作,利用控制电路给电磁铁提供瞬时脉冲来控制液滴瞬时释放下落,简化实验的可持续性操作,提高实验的重复性、精确性和操作方便性.  相似文献   

12.
李阁  佟立丽 《核技术》2020,43(3):66-72
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   

13.
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。  相似文献   

14.
《核动力工程》2015,(5):173-177
在核反应堆堆芯融化事故中,熔融物液滴与液池的相互作用是严重事故中的重要现象,较难进行数值模拟。采用移动粒子半隐式(MPS)方法对熔融物冲击液池以及熔融物在液池中的碎裂过程进行数值模拟。结果表明:熔融物球在冲击液池过程中会迅速变得扁平,同时出现Rayleigh-Taylor(RT)不稳定性和边界层剥离现象。在碎裂初始阶段熔融物前沿的速度会迅速下降15%。熔融物碎裂行为的模拟结果与实验模拟结果符合较好,验证了MPS模拟熔融物行为的合理性。  相似文献   

15.
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.  相似文献   

16.
从能最守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型.为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较.重点分析了堆芯熔融物单位体积释热量以及集热效应对堆芯熔融物冷却的影响.针对集热效应,提出了将压力容器下封头的半球形状改为旋转抛物线形状的对策.结果表明,下封头形状的改变能显著改变堆芯熔融物的热流密度分布,缓解集热效应.  相似文献   

17.
相对低温的水喷射进入高温液态金属池中与液态金属锡相互接触产生剧烈沸腾和蒸发,并可能导致蒸汽爆炸从而引发安全问题。为了研究不同热工参数对水滴与液态金属锡相互作用的影响,本研究采用高速摄像仪对水滴落入高温熔融锡中相互作用过程进行了可视化研究。首先,对水滴在金属锡表面的蒸发时间进行了研究,探讨了不同金属温度条件下水滴与金属锡表面传热机理。其次,引入无量纲直径参数来定量水滴与熔融金属的反应剧烈程度,研究了水滴下落速度和金属锡温度对水滴与液态金属锡相互作用激烈程度的影响。结果表明:最小膜态沸腾温度大约为210℃左右。当金属超过270℃时,水滴与金属会发生激烈反应,随着金属温度和We数的增加,水滴与熔融金属锡蒸汽爆炸激烈程度增加。  相似文献   

18.
熔融液滴与水作用细粒化实验研究   总被引:1,自引:0,他引:1  
针对核反应堆发生严重堆芯熔化事故时可能发生的燃料与冷却剂的相互作用以及蒸汽爆炸的复杂过程,对高温熔融金属液滴与水作用的细粒化过程进行了实验研究.对不同工况下实验产物的形状进行了比较分析,并对熔融液滴初始温度、水温、下落高度及材料物性对细粒化过程的影响进行了研究.本文还采用高速摄像仪对熔融液滴的细粒化过程进行了观测.结果表明:熔融液滴初始温度、水温和材料物性对细粒化程度的影响较大;本实验参数范围内下落高度对细粒化程度的影响不大.  相似文献   

19.
等离子体与表面相互作用(PSI)是聚变研究领域中重要课题之一。本项目应用LAS-2000质谱分析设备、射频离子源设备及HL-1M装置,对等离子体与石墨及其涂层的相互作用进行了系统研究。研究表明:(1)D~ 束辐照HL-1M装置第一壁用SMF-800石墨在770中K处有化学腐蚀高峰,而石墨原位硼化、硅化涂层可以有效地抑制石墨的化学溅射(降低80%~90%);H~ 辐射SiC的溅射产额为0.5原子/H~ ,为石墨的1/3;原位硼化涂层热解释过程中未见硼氢化合物的释放,其释放成分主要是碳氢化合物,通过它可减少a-C:H成分,提高涂层性能;(2)原位涂层几乎完全抑制了HL-1M装置放电中重金属杂质,而碳、氧杂质则分别降低70%、90%以  相似文献   

20.
熔融物的冷却特性对熔融物堆内持留过程有着重要的影响,本文使用基于固定网格技术的焓方程方法建立熔融物液相与固相之间的相变数值分析模型,利用SIMPLE算法求解N-S方程和焓方程,通过相变模型分析存在一个两相区的对流-扩散型的熔融物凝固相变过程.利用相变模型可以有效地模拟固液共存的两相区,并利用解析解和基准题验证相变模型的准确性.  相似文献   

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