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。      

熔融物堆内滞留条件下RPV长期结构完整性分析

熔融物反应堆压力容器(RPV)内滞留(IVR)是三代核电厂重要的严重事故缓解措施,而防止RPV的热工失效和结构失效是实现IVR的前提。本文建立考虑内壁面熔蚀的RPV有限元模型,在温度场分析的基础上,开展蠕变计算,得到不同时刻下的应力应变响应,通过选取典型评定路径并利用基于Larson-Miller参数的累积损伤理论进行蠕变损伤计算及评价。分析结果表明:在考虑一定内压的IVR条件下,RPV不会发生蠕变断裂,长期结构完整性可保证。本文的研究方法可为后续核电厂RPV在IVR条件下的结构完整性分析提供参考。     

熔融物堆内滞留条件下RPV长期结构完整性分析

熔融物反应堆压力容器(RPV)内滞留(IVR)是三代核电厂重要的严重事故缓解措施,而防止RPV的热工失效和结构失效是实现IVR的前提。本文建立考虑内壁面熔蚀的RPV有限元模型,在温度场分析的基础上,开展蠕变计算,得到不同时刻下的应力应变响应,通过选取典型评定路径并利用基于Larson-Miller参数的累积损伤理论进行蠕变损伤计算及评价。分析结果表明：在考虑一定内压的IVR条件下,RPV不会发生蠕变断裂,长期结构完整性可保证。本文的研究方法可为后续核电厂RPV在IVR条件下的结构完整性分析提供参考。     

熔融物堆内滞留条件下压力容器变形

熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)已经成为第三代反应堆一项关键的严重事故缓解策略,而压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)技术则是保证IVR得以成功实施的关键。当发生堆芯熔化时,高温熔融物对压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封头的热冲击会导致RPV壁面和由其构成的外部冷却通道的形状发生变化,使局部传热恶化,进而造成IVR的失效。因此,有必要对IVR条件下RPV壁面的变形进行研究。本文利用有限元软件ANSYS对RPV进行了几何建模、温度场分析和力学场分析。结果表明,在RPV外部实现冷却、内部实现泄压的前提下,壁面变形为13.85-18.75 mm。在1 MPa内压的作用下,高温蠕变会使壁面变形随时间增大,但其增量有限。热膨胀是造成壁面变形的主要因素。     

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。     

CAP1400熔融物堆内滞留试验验证研究

通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。针对CAP1400 IVR措施实施,开展了提高临界热通量关键因素(FIRM)试验研究,本论文详细介绍了验证试验的台架设计、主要技术参数和试验结果。本试验结果对于研究反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的外部临界热流密度(CHF)特性具有重要学术意义,并对提高反应堆压力容器的安全性具有重要工程应用价值。     

大型先进压水堆熔融物堆内滞留初步研究

参考国外熔融物堆内滞留(IVR)稳态包络工况计算编写相关程序,并与ERI、DOE及INEEL的结果进行比较,对程序进行验证。通过对大型先进压水堆熔池参数和不确定性分析可知,如果使用ULPU-2000台架Ⅳ的流道设计,压水堆发生超CHF事故的可能性小于7%,但压力容器壁厚最大熔化量超过15 cm的可能性很大,如果没有其他缓解措施,建议将大型先进压水堆压力容器厚度增加至20 cm以上。热流分配是影响熔池行为的主要因素,建议采取措施调整熔融池热流分配,以缓解氧化物层和金属层交界面处的传热危机。     

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。     

熔融物堆内滞留条件下压力容器外部自然循环特征分析

基于一维稳态两相分离流模型,并引入低流速过冷沸腾净蒸汽产生点方法,建立熔融物堆内滞留(IVR)条件下的两相流动数值计算模型,以获取两相流真实含气率。通过对比ULPU-V试验中自然循环流量,验证数值计算模型预测结果的准确性。针对AP1000堆型,分析几何结构参数和热工参数对其IVR策略中自然循环流量的影响。分析结果显示,冷却水过冷度、流道间隙、堆腔淹没水位、流道入口面积和出口阻力系数对自然循环过程有着不同程度的影响,自然循环稳态流量呈现出不同的变化趋势。     

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。     

CPR100O熔融物堆内滞留(IVR)技术有效性评估

应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM)对CPR1000核电厂的熔融物堆内滞留(IVR)技术进行有效性评价.首先基于4类典型严重事故序列的确定论计算结果和专家判断,确定ROAAM评估所需主要输入参数的概率分布密度,然后利用MOPOL程序计算CPR1000的IvR有效性.初步评估结果表明,CPR1000的堆腔注水ⅣR...     

熔融物与混凝土相互作用时熔池内的化学反应研究

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。     

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.     

椭球形与球形下封头压力容器内熔融物滞留传热特性分析

严重事故下堆芯熔融物再分布于压力容器下封头,在衰变热作用下高温堆芯熔融物对压力容器壁面施加较大的热负荷,可能导致压力容器失效。针对压力容器内熔融物滞留下的传热过程,基于Fortran90语言开发了椭球形下封头压力容器内熔融物堆内滞留（IVR）分析程序IVRASA-ELLIP,计算具有椭球形下封头的压力容器在严重事故下稳态熔池的传热过程及IVR特性。利用IVRASA-ELLIP程序计算了VVER-1000压力容器内熔池的传热,分析具有椭球形下封头的压力容器各处的壁面热流密度、氧化物硬壳厚度和压力容器壁厚,并与运用IVRASA程序计算的AP1000稳态熔池传热结果进行对比分析。研究结果表明,在相同初始参数下椭球形下封头内的壁面热流密度较球形下封头内的小,与热流密度的变化趋势相对应,椭球形下封头内压力容器壁的消融量较球形下封头内的小,椭球形下封头内形成的氧化物硬壳厚度较球形下封头内的厚。     

AP1000 IVR三层熔融池结构评价分析

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属层越厚,轻金属层集热效应越强。     

三层熔池结构IVR分析程序开发及验证

目前对熔融物堆内滞留（IVR）进行分析时,主要采用两层熔池模型进行点估算分析。然而随着研究的深入,已有IVR分析程序不能准确模拟三层熔池模型。为此,本文采用三层熔池模型开发了模块化IVR分析程序SPIRE,并对计算结果进行了验证。结果表明,SPIRE程序的计算结果与文献结果吻合较好,适用于IVR分析。利用SPIRE程序进行分析可知,与两层熔池相比,三层熔池结构下压力容器底部和轻金属层热流密度均会有明显增强。敏感性分析结果表明,铀氧化份额和不锈钢总质量会显著影响热流密度分布及最大临界热流密度比。     

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。