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。     

严重事故下反应堆压力容器材料高温蠕变研究进展

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材料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,并提出了目前存在的问题及未来的发展方向。     

全厂断电引发的严重事故下蒸汽发生器传热管蠕变失效风险研究

全厂断电引发的严重事故若处置不当,可能发展为长期、高压的严重事故进程,此时堆芯冷却系统中的自然循环在导出部分堆芯余热的同时,也增加了蒸汽发生器（SG）传热管、稳压器波动管以及热管段出现蠕变失效的风险。本文基于两环路设计的秦山二期核电厂设计特点,结合蠕变失效风险模型,对全厂断电引发的严重事故后未能执行“严重事故管理导则中向蒸汽发生器注水（SAG-1）”时SG传热管的蠕变失效风险进行了研究,从而为全厂断电引发的严重事故的负面影响提供量化结果,为技术支持中心（TSC）最终决策提供参考依据。分析结果表明,全厂断电引发的严重事故后16 361 s可能出现蠕变失效;自事故后16 610 s,SG传热管出现蠕变失效的可能性均远低于稳压器波动管与热管段,秦山二期核电厂全厂断电引发的严重事故下因SG传热管蠕变失效而导致安全壳旁通的风险很小。     

全厂断电引发的严重事故中反应堆压力容器失效机理研究

以国际上典型的第2代3环路压水堆核电站为研究对象,采用严重事故最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM,对全厂断电引发的严重事故中反应堆压力容器失效机理进行了计算分析。计算结果表明,RELAP/SCDAPSIM程序中的COUPLE二维有限元模型能够详细地预测压力容器内熔融物的行为特性,所给出的下封头失效时间和失效位置与已有实验结果吻合。     

堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器下封头高温蠕变分析

核电厂在发生堆芯熔化严重事故时,采用堆内熔融物滞留（IVR）策略将熔融物包容在反应堆压力容器（RPV）内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间,RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此,有必要对熔融物滞留条件下RPV下封头进行蠕变变形分析,以保证RPV结构完整性。该文在假定IVR条件下,采用有限元方法对RPV下封头进行热-结构耦合分析,通过计算得到容器壁的温度场和应力场,以及下封头的塑性和蠕变变形,并结合塑性和蠕变断裂判据对下封头进行失效分析。结果表明,考虑蠕变影响后,结构的变形将大大增加;严重事故下采取熔融物滞留策略期间,RPV下封头的主要失效模式为蠕变失效而非塑性失效;内压对蠕变变形量和蠕变失效时间有较大影响。该文为严重事故下RPV下封头的蠕变和失效研究提供了分析方法。      

严重事故下封头失效机理分析

严重事故下堆芯熔融物坍塌到下封头,可能造成压力容器失效。本文针对造成压力容器失效的五个机制,运用一体化严重事故分析程序,分析全场断电分别叠加破口失水、主蒸汽输送管线破裂和蒸汽发生器传热管破裂事故对下封头完整性的影响。研究结果表明,三类事故均造成压力容器失效,全场断电叠加中破口失水事故由于破口位于热管段,距离稳压器和压力容器较近,事故响应更快,比全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂提前失效约20 000 s;全场断电叠加中破口失水事故中作用于贯穿件上的压力载荷超出贯穿件及其焊缝所能承受的最大载荷之和使得贯穿件弹出造成下封头失效;全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂均是因高温熔融物对下封头节点的损伤份额大于1使得下封头蠕变破裂造成压力容器失效。     

严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析

核电站严重事故发生后,反应堆压力容器（RPV）固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象,在FLUENT 17.2平台下,基于动态网格方法和UDF二次开发,构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型,获取了9 000 s内的堆坑两相流场分布和RPV固壁烧蚀温度场,分析确定了最小剩余壁厚和发生位置。结果表明：使用动态网格捕捉壁面烧蚀的方法可行,本文全耦合计算模型在分析RPV固壁瞬态烧蚀过程方面有一定优势。     

全厂断电严重事故自然循环和蠕变失效分析

使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器(RPV)出口接管比有裂纹的SG最热传热管先失效。     

稳压器波动管蠕变破裂失效尺寸敏感性分析

以压水堆严重事故最佳估算程序为计算工具,研究了严重事故中稳压器波动管不同失效尺寸对严重事故进程和结果的影响。计算分析表明,稳压器波动管失效尺寸设为当量直径15cm左右的破口时可获得一个相对保守的计算结果,失效尺寸在12cm以下或18cm以上时,其计算结果没有15cm情况下的严重。研究结果可为深入研究压水堆核电厂严重事故现象提供参考。     

基于ASTEC程序的反应堆严重事故下压力容器下封头传热分析

反应堆压力容器内熔融物滞留是先进反应堆设计严重事故缓解措施中的重要选项之一，在维持反应堆压力容器的完整性，包容堆芯熔融物方面具有重要作用。确保熔融物滞留有效性的关键是保证下封头内壁热负荷不超过下封头外壁面换热能力，而且在整个过程中不发生结构失效，即下封头剩余壁厚能够实现熔融物的承载。应用ASTEC程序，基于大型先进压水堆的设计，针对反应堆压力容器内熔融物滞留系统运行过程中冷却剂热工参数、下封头外壁面临界热流密度和最终下封头厚度进行计算分析，通过研究熔池对下封头的熔蚀和剩余厚度，判断下封头残留厚度对于熔融物的包容，评估系统的有效性。结果表明：在下封头较上部位置的部分区域内，换热较为剧烈，其中热流密度最大值出现在熔融物分两层的交界处，事故过程中下封头内壁将被熔融物金属层熔化，剩余厚度满足包容要求，但是最终剩余厚度十分有限。     

Risk Assessment of Creep Failure for RPV under Severe Accident Condition Based on Coupled CFD-FEM Method

After a reactor core melt accident, creep failure may occur in the residual solid wall of the reactor pressure vessel (RPV) under the influence of high temperature difference, internal pressure and the weight of the molten pool. In this work, the CPR1000 RPV was used as a research object. The ablation temperature field of the lower head of RPV was solved through the secondary development of the FLUENT software. And then, a CFD-FEM coupling analysis was carried out based on ANSYS Workbench software. The equivalent stress, the equivalent plastic strain and the equivalent creep strain of the RPV within 72 h under severe accident after the wall ablation and temperature field distribution formed stably were calculated. The risk of creep failure of the RPV was evaluated. The results show that when the reactor pit water injection measure puts into operation, the residual solid wall of the RPV will not experience creep failure and plastic deformation failure within 72 h, and besides, the pressure relief can significantly increase the safety margin of the structural integrity of the RPV.     

Coupled Ablation and Heat Transfer Analysis of Lower Head for Reactor Pressure Vessel under Severe Accident Condition

After a reactor core melts accident, the solid wall of the reactor pressure vessel (RPV) will be inevitably eroded by the melting core which contains large density of heat flux. The analysis of the coupled ablation and heat transfer of the lower head for RPV is of great theoretical significance to the effectiveness demonstration of water injection in reactor pit and the confirmation of the residual wall thickness of RPV. In this work, numerical simulations were carried out based on the RPV model of CPR1000 using the CFD software FLUENT 17.2. Based on dynamic mesh model and user-defined function (UDF) redevelopment, a fully coupling calculation model considering the transient ablation and heat conduction of solid wall of RPV, the redistribution of heat flux density in RPV inner wall and the subcooled boiling of RPV outer wall was established. Both two-phase flow pattern in the reactor pit and temperature field of RPV solid wall ablation within 9 000 s were obtained and the minimum residual wall thickness and the occurrence location were determined by analysis. The results show that it is feasible to use dynamic mesh to capture wall ablation. The fully coupling calculation model has certain advantages in analyzing the transient ablation process of RPV under severe accident.     

Detailed Evaluation of RCS Boundary Rupture during High-Pressure Severe Accident Sequences

A depressurization possibility of the reactor coolant system (RCS) before a reactor vessel rupture during a high-pressure severe accident sequence has been evaluated for the consideration of direct containment heating (DCH) and containment bypass. A total loss of feed water (TLOFW) and a station blackout (SBO) of the advanced power reactor 1400 (APR1400) has been evaluated from an initiating event to a creep rupture of the RCS boundary by using the SCDAP/RELAP5 computer code. In addition, intentional depressurization of the RCS using power-operated safety relief valves (POSRVs) has been evaluated. The SCDAPRELAP5 results have shown that the pressurizer surge line broke before the reactor vessel rupture failure, but a containment bypass did not occur because steam generator U tubes did not break. The intentional depressurization of the RCS using POSRV was effective for the DCH prevention at a reactor vessel rupture.     

百万千瓦级压水堆严重事故后再注水的有效性评价

根据现有的设计资料,使用一体化严重事故分析程序MELCOR1.8.6建立了核电厂一、二回路系统,非能动堆芯冷却系统和安全壳系统的模型,并模拟冷段2英寸(5.08cm)小破口叠加重力注入失效的严重事故发生后,将冷却剂注入堆芯的情形,分析其对严重事故进程的缓解能力。本文选取3个严重事故的不同阶段,将冷却剂分别以小流量(10kg/s)、中流量(50kg/s)和大流量(200kg/s)的速率注入堆芯,通过比较氢气产生量、堆芯放射性产生量及堆芯温度等数据来评估在严重事故不同阶段再注水的可行性。结果表明:在堆芯损伤初期,可认为10kg/s以上的流量足以冷却百万千瓦级事故安全。而当严重事故发展到堆芯开始坍塌阶段,200kg/s的注水流量可认为是基本可行的,而小于此流量的注水应慎重考虑。     

严重事故下蠕变诱发RCS破裂的概率评估

严重事故下一回路管道可能会发生蠕变失效,若出现蠕变诱发的蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）,则会导致安全壳旁路失效;若出现蠕变诱发热段或波动管的失效,则产生的破口将会使一回路迅速卸压。因此,评估严重事故下蠕变诱发反应堆冷却剂系统（RCS）破裂的可能性是开展严重事故分析、特别是二级概率安全分析（PSA）的重要基础。本工作基于蠕变失效模型,考虑传热管的缺陷,建立了评价蠕变诱发RCS破裂的确定论模型。在此基础上,运用拉丁超立方体抽样方法,考虑重要参数的不确定性,开发了严重事故下蠕变诱发RCS破裂的概率评估程序。随后对典型的事故序列进行了蠕变诱发RCS破裂的概率评估。结果表明,对于高压事故序列,存在一定的蠕变诱发SGTR概率,也存在较高的蠕变诱发热段或波动管失效概率。     

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。