OECD核能机构与俄罗斯合作进行的堆芯熔化试验开始

作为在经济合作与发展组织(OECD)核能机构赞助下设立的国际项目的一个部分,将在俄罗斯库尔恰托夫原子能研究所建造一台用于试验堆芯熔化对反应堆压力容器影响的大型装置。称为“Rasplav”的项目将利用一个大型压水堆堆芯1/10大小     

一体化压水堆型新核电机组

下诺夫戈罗德的下新城机械试验制造局(OKBM)研制的新一代核电站(核电站-NPP、核热电联供电站-NCP、核区域供热电站-NDHP)的设计基础是一体化压水堆，本报告考虑了优化设计方案的趋势，本文讨论了一体化反应堆装置在运行中的诊断、使用和维修问题。介绍了安全分析的结果，包括在假想堆芯熔化的严重事故中，将熔化物保持在反应堆容器和保护容器内的定位问题以及关于确定的电站设计方案实验内容。     

严重事故IVR下反应堆压力容器耦合传热数值模拟分析

堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器（RPV）完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。在进行严重事故堆芯熔化物堆内包容（IVR）下RPV结构完整性分析中,RPV内外壁和沿高度方向的温度分布以及剩余壁厚是结构分析的重要输入。本文采用CFD分析方法对RPV堆内熔融物、RPV壁以及外部气液两相流动换热进行热-固-流耦合分析,获得耦合情况下的温度场、流场、各相份额分布以及RPV的剩余壁厚,为RPV在严重事故IVR下的结构完整性分析提供依据。     

池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究

为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序,计算堆芯熔毁后主容器内的自然循环,分析熔融物长时冷却过程,研究钠冷快堆的熔融物堆内滞留方案。结果表明：熔融物掉落至堆芯熔化收集器上后,主容器内的自然循环可以有效冷却熔融物,并由事故余热排出系统将余热导出至大气环境中。     

CRP1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IV)是一种重要的核电站严重事故缓解措施.本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响.通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性.结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性.     

CPR 1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IVR)是一种重要的核电站严重事故缓解措施。本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响。通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性。结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性。     

假想堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器完整性的研究进展与建议

堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。本文介绍了近年来在假想堆芯熔化严重事故下国内外反应堆压力容器高温蠕变行为的研究进展及现状,着重阐述了在材料高温蠕变试验、缩比模型试验和数值模拟等方面取得的成果,以及国内在RPV结构完整性高温蠕变行为研究方面的最新成果,指出了目前研究中存在的问题并提出开展多轴拉伸试验、三维耦合效应的温度场分析和缩比模型试验等研究方向。     

基于替代材料的燃料棒熔化实验研究

为获得核反应堆燃料元件熔化以及熔融物扩展和消熔过程中的关键实验数据,本研究将典型压水堆中的燃料棒元件作为研究对象,在堆芯材料严重事故现象可视化研究实验装置FROMA上开展了低温条件下的燃料棒熔化实验。实验采用锌-铝的替代材料燃料棒,开展了单棒的熔化凝固可视化研究,获得了严重事故过程中燃料棒包壳的瞬态轴向温度分布特性以及熔融物扩展、迁移和再定位的动态过程。本研究基于实验数据对熔融物的流动、扩展和凝固、迁移等相关的物理现象和过程进行深入分析,为反应堆严重事故现象分析模型的开发提供了数据支持。     

用分子动力学方法研究反应堆堆芯熔化机理

用分子动力学方法数值模拟了反应堆发生堆芯熔化严重事故时,熔化后的熔融金属颗粒从燃料组件上脱落,并落到下管板上,随后继续变形和延展这一过程.通过对此过程物理机理的计算与描述,计算出液滴颗粒的形状及其变化过程,从而揭示、研究堆芯融化严重事故下反应堆堆芯熔化后的力学机理.     

荷兰研究一种新型反应堆——气体堆芯反应堆

荷兰院际反应堆研究所(IRI)正在对一种特殊类型的气体堆芯裂变反应堆(GCFR)进行概念研究。这种反应堆的特点是使用高温气体混合物(与周围反应堆材料处于化学     

关于核电站安全的计算机程序(下)

三、堆芯严重事故分析程序堆芯严重事故(Severe Accident,以下简称SA)是指反应堆堆芯遭到严重破坏甚至熔化的事故。在核电站设计、安全审批和运行中至今只考虑设计基准事故(Design Rase Accident,简称DBA),即认为堆芯不遭到严重破坏,能保持住可冷却的几何形状。NRC最近提供了三里岛核电站二号堆堆芯的电视录象和分析,堆芯上半部已经坍塌(占全部体积26%),形成一个大空穴,锆和不锈钢熔化,锆包壳与UO_2     

基于气动悬浮的高温氧化物熔体热物性测量

堆芯熔融物的热物性是研究反应堆严重事故进程及堆内堆外现象机理的重要基础参数。当堆芯熔化时，堆内温度达3 000 K,形成U-Zr-O-Fe多元混合物，而气动悬浮技术是优选的高温下测量堆芯熔融物基础热物性的技术。本文描述了一套基于气动悬浮和激光加热技术的密度、表面张力和黏度的测量装置，目前已实现高温氧化物密度的实验测量。装置采用收缩-扩张型锥形喷嘴悬浮球状样品，采用CO₂连续激光器加热并熔化样品，采用双色红外测温仪监测样品的温度并进行激光器功率反馈控制；采用高速相机记录样品轮廓的变化，并结合图像分析法计算样品的体积，最后得到被测材料在高温下的密度。实验测量得到2 750～3 200 K范围内氧化锆熔体的密度，其在熔点(2 988 K)处的密度为4.717 g/cm~3,温度系数为-7.202×10^-4 g/(cm~3·K)。     

高温熔融物与金属堆腔相互作用实验研究

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。     

压力容器下封头大变形模型的开发及在FOREVER实验中的应用分析

反应堆发生严重事故后，将堆芯熔融物滞留在压力容器内的策略（In-vessel Retention,IVR）是作为缓解严重事故的一项重要措施，该策略已成功应用于AP1000、华龙一号和CAP1400等先进压水堆的严重事故管理中。在实施IVR策略时，下封头受到高温熔融物的热负荷会发生变形，下封头的变形改变堆腔的冷却流道，这会直接影响压力容器外部冷却的排热能力和IVR策略的成功实施，有必要对下封头变形展开研究和应用。针对ISAA(Integrated Severe Accident Analysis)程序LHTCM(Lower Head Thermal Creep Module)模型简化薄膜应力模型十分简单和缺乏计算变形模块的问题，本文从机理出发，基于Timoshenko板壳理论、Nortron蠕变定律和大变形塑性理论开发了机理模型—下封头大变形模型，并将该模型集成到一体化严重事故分析程序ISAA中对FOREVER-EC2实验进行应用，预测失效时间与实验的误差仅为1.9%，预测底部伸长量与实验测量值较为符合，破口位置与实验一致。分析结果表明该模型能准确预测在堆芯熔化严重事故中下封头所受应力、...     

高温熔融物与金属堆腔相互作用实验研究

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。     

压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究

采用机理性严重事故最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.2，以美国西屋公司Surry核电站为参考对象，建立了1个典型的3环路压水堆核电站的严重事故分析模型，分别对主回路冷段和热段发生25cm大破口失水事故（LBLOCA）导致的堆芯熔化事故进行研究分析。结果表明，压水堆发生大破口失水事故时，堆芯熔化进程较快，大量堆芯材料熔化并坍塌至下腔室，反应堆压力容器下封头失效较早，且主回路冷段破口比热段破口更为严重。     

压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究

采用严重事故最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2，建立美国Surry-2核电站的详细计算模型，对完全丧失给水（TLFW）引发的堆芯熔化事故进行研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程，为二级概率安全评价提供可信的初始条件，计算中考虑了一回路压力边界的蠕变破裂失效，并评价了人为干预对堆芯熔化进程及事故后果的影响。计算结果表明，由完全丧失给水引发的压水堆核电站严重事故不会出现人们担心的高压熔堆；反应堆压力容器下封头的失效位置不是在其底部，而是在其侧面；通过打开稳压器释放阀对一回路实施主动卸压能够大大推迟事故的进程。     

法国腓比斯试验装置

【法国《能源快报》1994年12月7日报道】法国核安全和防护研究院(IPSN)最近公布了在腓比斯(PhebusPF)反应堆堆芯上进行的预先设计好的堆芯熔化事故的首次试验结果。此微型反应堆(按照900 MW压水堆五千分之一比例设计的模型)堆芯完成了其使命:研究当堆芯熔化时裂变产物在反     

严重事故条件下压力容器完整性评价的研究进展

堆芯熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)是以AP1000为代表的第三代轻水反应堆严重事故管理的重要策略之一,也是严重事故条件下保证压力容器完整性(Reactor Vessel Integrity,RVI)的典型方法之一.该文综述了国外在严重事故条件下压力容器完整性试验研究和理论分析的现状,总...     

严重事故下正常余热排出系统向堆芯注水策略分析

选取导致堆芯熔化频率最高的始发严重事故--直接注入（DVI）管线断裂事故,以及典型高压熔堆事故--丧失主给水始发事故(LOFW),利用MAAP4程序,分析反应堆堆芯热工水力行为,并对正常余热排出系统（RNS）堆芯注水策略的有效性与负面效应进行评估。分析结果表明,在DVI管线断裂事故和LOFW严重事故序列中,利用RNS进行堆芯注水可有效终止堆芯熔化进程,维持堆芯长期冷却。但堆芯再淹没会产生更多的氢气,存在增加安全壳氢气燃烧风险的可能性。此外通过分析利用严重事故管理导则中辅助计算文件给出的堆芯最小流量实施堆芯注水策略,讨论注水流量对堆芯冷却的影响,结果表明,在实施堆芯注水策略时,建议在系统允许的情况下采用更高的流速进行堆芯冷却。