核電廠IVR評價的嚴(yán)重事故序列及堆芯熔融過程研究.pdf

1、熔融物堆內(nèi)保持(In-Vessel Retention, IVR)是一種重要且關(guān)鍵的預(yù)防和緩解嚴(yán)重事故后果的措施。在核電廠IVR的有效性評價過程中,確定熔池中三個關(guān)鍵不確定性獨立參數(shù)的概率分布函數(shù)是一個十分重要的步驟。本論文針對我國某核電堆型的IVR措施的有效性評價,開展了嚴(yán)重事故序列分析和堆芯熔融過程相關(guān)研究。本研究根據(jù)相關(guān)準(zhǔn)則選取與IVR有效性評價相關(guān)的嚴(yán)重事故序列,采用嚴(yán)重事故分析程序,通過建立電廠模型,分析了核電廠在嚴(yán)重事故下的

2、事故變化序列,給出了各事故下熔融池的狀態(tài)變化,并對模型參數(shù)進行了敏感性分析,得出了影響IVR有效性熔池的包絡(luò)工況。最后,根據(jù)大量嚴(yán)重事故序列的計算結(jié)果和熔池成份數(shù)據(jù)的分析,結(jié)合現(xiàn)象學(xué)尺度定義,得出了三個關(guān)鍵的不確定性參數(shù)的概率分布函數(shù)。本文通過以上研究,主要得出以下幾個結(jié)論：①經(jīng)過對比MAAP4,RELAP/SCDAP程序計算的破口事故、SBO事故、LOFW+ATWS事故的結(jié)果,表明兩個程序在事故發(fā)展的趨勢是上一致的。但兩個程序在安注箱

3、排空、堆芯熔融物重布置于下封頭的時間以及堆芯冷卻劑溫度在事故后期存在差異。②通過對MAAP4程序中一些模型的不確定性參數(shù)進行敏感性分析發(fā)現(xiàn),這些與IVR有效性評價十分相關(guān)的不確定性參數(shù)的影響均不大。③選擇并計算了大量的嚴(yán)重事故序列熔池分層計算。結(jié)果表明在下封頭形成的熔池中,金屬層所在的高度上存在有明顯的熱集中效應(yīng)。④通過大量的事故序列計算得出,下封頭內(nèi)熔池的形成約需經(jīng)過三個類穩(wěn)態(tài)過程：UO2全部熔化、熔池中粒子層全部消失、熱流密度峰值期