中国铅基研究堆非能动余热排出系统可靠性分析

铅冷快堆是第四代核能系统推荐堆型之一,世界上多个铅冷快堆采用非能动余热排出系统。非能动系统中作为驱动的自然力与阻力在数量级上接近,由周边环境、材料参数的变化引起的波动不可忽略,因此需要研究非能动系统可靠性。改进了常用的响应面分析法,并应用于中国铅基研究堆反应堆容器空气冷却系统(Reactor Vessel Air Cooling System,RVACS)中。分析中使用流体计算软件Fluent模拟中国铅基研究堆RVACS系统的余热排出过程,研究了输入参数的不确定性对系统可靠性及反应堆安全产生的影响。在大量模拟数据的基础上结合神经网络法建立了输入参数不确定性和结果不确定性之间的映射关系,并以此分析RVACS非能动失效概率。分析结果表明在全厂断电的情况下,RVACS四组并联排热管中的两组也能够可靠地导出反应堆余热。

分层熔池下金属熔融物堆外蒸汽爆炸研究

压力容器下封头由于"热聚焦"效应在金属层位置最易发生失效,金属熔融物进入堆坑与冷却剂接触后有可能触发堆外蒸汽爆炸,威胁堆坑和安全壳的完整性。为了评估熔融物堆内滞留(IVR)策略下金属熔融物堆外蒸汽爆炸强度,本文使用MC3D软件建立侧边环向破口几何模型,研究熔融物液滴氧化、熔融物碎片氧化以及氧化热、产氢速率等参数对于蒸汽爆炸强度的影响,分析现象对应的机理,并对参数的重要度进行排序。敏感性分析结果表明,预混阶段熔融液滴氧化使得蒸汽和氢气空泡份额增加,导致爆炸阶段蒸汽爆炸强度被减弱;与熔融物液滴氧化相比,熔融物碎片由于比表面积大,外围的蒸汽更容易穿过氢气膜与碎片接触而持续发生氧化反应,碎片氧化反应产生的大量反应热使得蒸汽爆炸强度显著增强;金属熔融物在爆炸阶段,蒸汽空泡效应和氢气空泡效应对蒸汽爆炸强度影响较弱,占主导作用的影响因素为氧化热量。

RPV侧边破口条件下堆外蒸汽爆炸计算分析

针对实际过程中更有可能发生的压力容器(RPV)侧边破口条件开展蒸汽爆炸计算分析。根据经济合作与发展组织(OECD)发布的现象识别与重要度排序表(PIRT),选取堆外蒸汽爆炸敏感性分析参数,使用MC3D软件建立三维局部破口和二维环状破口几何模型,对影响计算结果的重要参数(破口尺寸、堆坑水位、破口位置、触发条件、液柱碎化和液滴碎化模型)开展RPV侧边破口条件下敏感性分析,获得最恶劣计算工况条件。敏感性分析结果表明,在大破口失水事故(LBLOCA)工况下,当堆坑处于满水位、RPV发生二维侧边环状破口、接触堆坑侧壁面时触发蒸汽爆炸、采用CONST模型和Classical模型时,堆坑侧壁面的压力载荷计算结果最为保守,对堆坑和安全壳完整性威胁最大。