壓水堆嚴(yán)重事故堆內(nèi)熔融物滯留仿真研究.pdf

1、根據(jù)核電廠縱深防御和多道屏障原則，嚴(yán)重事故下若能把熔融物滯留在壓力容器內(nèi)部（In-Vessel Retention，IVR），則可避免堆芯熔融物熔穿壓力容器與堆腔混凝土相互作用，還可緩解諸如安全殼內(nèi)氫氣爆炸、安全殼超壓等一系列嚴(yán)重的事故后果。目前壓力容器外部冷卻（External Reactor Vessel Cooling，ERVC）是實(shí)現(xiàn)IVR的重要策略之一，非能動(dòng)ERVC系統(tǒng)亦是第三代核電系統(tǒng)的重要特證之一。
　　本文的主要

2、內(nèi)容為：在基于實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)評(píng)估RELAP5程序計(jì)算ERVC的適用性基礎(chǔ)上，研究非能動(dòng)ERVC系統(tǒng)內(nèi)兩相自然循環(huán)特性；分析研究AP1000核電系統(tǒng)在4個(gè)典型的嚴(yán)重事故序列下與IVR-ERVC相關(guān)的現(xiàn)象；對(duì)含熱源的全尺寸 ERVC系統(tǒng)進(jìn)行三維仿真研究；對(duì)比研究不同的下封頭外側(cè)對(duì)流換熱公式。
　　首先為了研究壓力容器-絕熱層內(nèi)兩相自然循環(huán)流動(dòng)特性，本文基于RELAP5程序建立AP1000的ERVC系統(tǒng)模型，以定熱流密度為熱邊界，研究了系統(tǒng)內(nèi)

3、兩相自然循環(huán)能力，并對(duì)主要的熱工水力參數(shù)和結(jié)構(gòu)參數(shù)的影響進(jìn)行了分析，結(jié)果表明，若堆腔水淹水位高于約5.5m時(shí)，AP1000的ERVC系統(tǒng)設(shè)計(jì)僅依靠自然循環(huán)既可以對(duì)熔池進(jìn)行有效冷卻。同時(shí)，找到了ERVC系統(tǒng)的不穩(wěn)定性邊界。
　　為了研究在典型的嚴(yán)重事故序列下IVR-ERVC相關(guān)的現(xiàn)象，利用RELAP5/SCDAP程序，建立包括ERVC系統(tǒng)在內(nèi)的AP1000核電廠模型，選取典型的可導(dǎo)致堆芯熔化的嚴(yán)重事故序列，研究 IVR-ERVC相關(guān)

4、的現(xiàn)象，如堆芯熔化進(jìn)程、堆芯熔融物行為、下封頭內(nèi)熔池行為等。結(jié)果表明，熔化進(jìn)程較慢的事故序列中Inconel格架對(duì)事故進(jìn)程的影響大于進(jìn)程快的事故序列；當(dāng)堆芯上部裸露后并不會(huì)很快熔化，而是會(huì)出現(xiàn)堆芯中部區(qū)域先熔化的現(xiàn)象。在堆芯損毀貢獻(xiàn)大和發(fā)生概率高的嚴(yán)重序列中，ERVC均可有效實(shí)現(xiàn)IVR。只要在熔融物落入下封頭內(nèi)后堆腔充滿水，堆芯熔化進(jìn)程的快慢對(duì)ERVC影響不大。
　　為了對(duì)ERVC系統(tǒng)進(jìn)行三維研究，使用RELAP5-3D程序建立E

5、RVC系統(tǒng)三維模型，由于此程序的多維控制體無法模擬三維半球形間隙流道，因此僅把ERVC系統(tǒng)進(jìn)口和上升段使用多維控制體進(jìn)行三維建模，下封頭-絕熱層間隙流道以詳細(xì)的節(jié)點(diǎn)劃分方法進(jìn)行建模。同時(shí)使用RELAP5程序?qū)RVC系統(tǒng)擬三維建模，與RELAP5-3D程序的三維模型進(jìn)行對(duì)比研究。結(jié)果表明，RELAP5程序的擬三維模型估計(jì)的不穩(wěn)定起始點(diǎn)晚于RELAP5-3D程序，兩個(gè)模型估計(jì)的結(jié)果的差異還受到熱工水力和結(jié)構(gòu)條件的影響。
　　最后采用