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1、在假想的壓水堆核電廠堆芯熔化事故下,如果在采取嚴(yán)重事故緩解措施后堆芯熔融物仍無(wú)法保留在壓力容器內(nèi),堆芯碎片將落到堆腔底板,與混凝土發(fā)生相互作用,底板可能被熔穿,并產(chǎn)生大量氫氣。安全殼是核電廠最后一道安全屏障,一旦失效,放射性核素將釋放到環(huán)境中,對(duì)公眾造成極大危害。地基熔穿、氫氣燃燒或者爆炸產(chǎn)生的壓力/溫度載荷是安全殼失效的重要因素。因此,研究堆芯熔融物與混凝土相互作用(MCCI)是核電廠安全研究的重要課題之一。 本文以60萬(wàn)千瓦
2、壓水堆核電廠為對(duì)象,采用一體化程序,分析了典型嚴(yán)重事故序列下,包括全廠斷電(SBO)和失水事故(小LOCA,大LOCA),MCCI過(guò)程中混凝土消融速率和氫氣產(chǎn)生速率。不同嚴(yán)重事故序列下落入堆腔的碎片總質(zhì)量不同,導(dǎo)致混凝土消融速率不同。 在此基礎(chǔ)上,本文對(duì)MCCI過(guò)程中混凝土消融速率及氫氣產(chǎn)量進(jìn)行了影響因素分析。研究表明,熔池與混凝土界面間熱阻模型以及熔池層結(jié)構(gòu)模型對(duì)混凝土消融速率影響較大;混凝土分解產(chǎn)生的氧化物與熔池金屬的化學(xué)反
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