钠冷快堆堆芯捕集器设计优化数值研究

堆芯捕集器是为有效分散堆芯熔融物并防止压力容器下封头与熔体大规模接触而被破坏的非能动预防和缓解装置。在钠冷快堆(SFR)中,堆芯捕集器的结构直接影响碎片床的堆积形状和分布,进而影响碎片床的再临界性和长期衰变热去除能力。本文针对堆芯捕集器的结构设计优化开展数值研究,重点关注其烟囱结构设计对碎片床形成和分布的影响机理及规律。基于无量纲刚度系数和无量纲阻尼系数改进离散元法(DEM),通过改变堆芯捕集器烟囱顶盖垂直投影边长、顶盖倾斜角度和烟囱间距,研究碎片颗粒的运动和碎片床的形成行为。结果表明,堆芯捕集器的烟囱顶盖垂直投影边长、烟囱顶盖倾角和烟囱间距对碎片床的堆积形状和分布均有重要影响,碎片颗粒的二次散射对于改善碎片床的均匀性至关重要。

坩埚式堆芯捕集器熔融物长期冷却过程

堆芯捕集器是三代核电厂常用的严重事故后果缓解措施之一。在中国核电工程有限公司研发的新型堆芯捕集器中,设计者创新性地提出通过内置冷却管提高熔融物的冷却速率的设计方案。以江苏田湾核电厂堆芯捕集器设计为基础,采用FLUENT软件建立了相关数值模拟模型,研究了坩埚式堆芯捕集器中熔融物长期冷却过程,在此基础上探讨了内置冷却管对加快严重事故缓解进程的贡献。计算结果表明,坩埚式堆芯捕集器中氧化物层以由外向内的过程冷却,外部先形成的硬壳会阻碍衰变热的导出,增加了冷却全部熔融物所需的时间。通过增设内置冷却管可以为内部区域提供额外的冷源,从而提升熔融物的冷却速度,加快严重事故后果缓解进程。

田湾核电站堆芯捕集器的设计简介

在田湾核电站堆芯捕集器的设计中,综合采用了压力容器外包容装置、非能动供水冷却堆芯熔融物包容体金属表面以及用"牺牲性"材料改善熔融物特性和降低热流密度等项技术;利用SCDAP/RELAP和MELCOR两个独立的程序包分析了压力容器内堆芯的损坏、碎片的分布、熔池的形成、压力容器熔穿和熔融物转移到堆芯捕集器等的动态过程,并对堆芯熔融物、"牺牲性"材料、金属材料等之间的物理、化学反应和热交换器的热工水力特性进行了实验研究。

新型堆芯捕集器竖直冷却管内间歇沸腾现象研究

某研发中的新型堆芯捕集器采用了创新性的内置冷却管设计,在早期运行阶段,按该方案设计的竖直冷却管内可能出现间歇沸腾的现象。本文基于RELAP5程序建立了模拟间歇沸腾现象的计算模型,并对比了加热段入口温度、加热段出口壁温、加热段压差和上升段压差等典型参数,计算结果与已有实验值一致性较好。利用RELAP5模型对较高运行压力下的工况进行了现象模拟,分析了运行压力对沸腾传热和流动振荡的影响。本文对揭示间歇沸腾现象机理和支撑先进核电安全装备研发具有参考意义。

核电系统堆芯捕集器牺牲混凝土的研究进展

核电站在严重事故工况下,可能发生堆芯熔毁,进而超高温、高放射性堆芯熔融物将熔穿反应堆压力容器,存在污染外界环境的威胁。核电牺牲混凝土作为堆芯捕集器的关键材料,在核事故发生时可以改变堆芯熔融物的物理化学特性,对核电站的安全保护具有重要意义。为了全面认识牺牲混凝土高温性能及失效机制,科研工作者针对牺牲混凝土高温力学性能、高温物理性能、堆芯熔融物与混凝土的相互作用等开展了深入研究,以期对此类材料的开发与更新迭代提供指导。本文首先介绍了堆芯熔毁事故的工况特征,以及该工况下核电牺牲混凝土的关键性能要求,并分别总结了相关研究进展。多数研究结果表明,高温条件将导致牺牲混凝土力学性能恶化,并提升爆裂失效隐患,而聚丙烯纤维或石墨烯衍生物的掺加有望改善牺牲混凝土的服役性能。在其事故工况响应方面,由于真实堆芯熔融物具有高放射性特征,现阶段堆芯熔融物与牺牲混凝土相互作用的研究主要依靠模拟实验和数值仿真的方法来实现。目前,核电牺牲混凝土的相关研究依然存在空白等待填补,部分研究结论尚未统一。因此,深入理解牺牲混凝土劣化机理、全面认识堆芯熔融物与牺牲混凝土的相互作用,是未来该研究领域的重要发展方向。

MAAP5程序堆芯捕集器模型分析

为了进一步提升MAAP程序的模拟能力,EPRI基于韩国的堆芯捕集器结构开发了分析模型。对MAAP5程序中的堆芯捕集器模型进行了解读,阐述了其冷却通道的模化和流动传热模型,分析了现有模型对临界热负荷(CHF)的评估和预测能力。堆芯捕集器的结构类型较多,从结构对象模化的角度初步探讨了现有分析模型对其他EVR设计方案的适应性,相关内容可为从事核电厂严重事故相关工作的人员提供参考,并可为EVR分析模型进一步功能升级提供支撑。

坩埚式堆芯捕集器的发展及设计需求研究

随着国际社会对核电安全要求的不断提高,堆芯熔融物冷却和包容策略对严重事故缓解起着越来越重要的作用。堆芯捕集器是针对严重事故缓解中的熔融物长期冷却问题的重要解决方案,可以实现堆芯完全熔化后将熔融物稳定限制在一定空间范围内,最终终止事故发展,确保安全壳的完整性。文章研究了坩埚式堆芯捕集器的特点,分析了坩埚式堆芯捕集器的发展历程,并提出了针对坩埚式堆芯捕集器的研究思路及需开展相应的理论研究。

MAAP5程序堆芯捕集器模型分析

文中对MAAP5程序中的堆芯捕集器模型进行了较为深入的描述,并对国际上现有EVR设计方案进行适应性分析,现有MAAP5程序堆芯捕集器模型还需要进一步的试验数据验证和模型适应性升级。

VVER堆芯捕集器换热特性数值模拟研究

核电厂发生堆芯熔毁严重事故后,堆芯熔融物可能熔穿反应堆压力容器壁面造成第二道屏障失效,此时可通过堆芯捕集器收集并冷却熔融物以防止事故进一步发展。为了探讨俄罗斯VVER(Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor)采用的坩埚式堆芯捕集器中熔融物的冷却过程,本文根据VVER堆芯捕集器设计资料推导参数,采用多物理场耦合软件COMSOL建立相应的计算模型,对堆芯捕集器中熔融池的流场、温度场和结壳情况进行了数值模拟研究。计算结果表明:在分层熔融池结构下,金属层会迅速凝固,含衰变热的氧化物层冷却十分缓慢。为了实现坩埚式堆芯捕集器设计功能,需要相关设备和支持辅助系统在很长时间内保持可运行性。

压水堆核电厂新概念堆芯捕集器设计研究

根据福岛核事故经验,总结了未来堆芯捕集器的设计目标,提出分组捕集(CGC)、强制铺展(WCC)及引流冷却(CCC)3种新概念堆芯捕集器方案。梳理了欧洲先进压水堆(EPR)及俄罗斯水-水高能反应堆(WWER)2种典型堆芯捕集器的技术特点,并对3种新方案的性能倾向进行了评估。结果表明,新方案具有明显的技术优势。

压水堆核电厂严重事故下堆芯熔融物的冷却研究

堆芯熔融物的冷却和捕集在严重事故后长期的进程对安全壳完整性有很重要的影响,本文综述了核电厂特别是先进核电厂在堆芯熔融物冷却和保持方面的设计,并进行简要分析比较。

日法合作到2019年完成示范快堆基础设计

【普氏核新闻快报2016年10月29日报道】根据日本经济产业省近日公布的信息,日本和法国计划到2019年完成600 MWe Astrid示范快堆的基础设计,但日本是否继续参与这座示范快堆的开发和运行尚存在“不确定性”。2016年10月27日,经产省核能政策规划课课长浦上健一朗在东京的一次新闻发布会上表示,法国计划在21世纪30年代将这座示范快堆投入运行。

AP1000机组堆芯熔融物滞留设计

对AP1000机组堆芯熔融物压力容器内的滞留(IVR)设计原理进行了阐述。通过与传统的堆芯捕集器进行对比分析,表明该设计简化了系统配置,节约了投入成本,降低了大量放射性释放概率(LRF),显著提高了核电安全。熔融物冷却的物理机理探究、回路热量丧失的抑制,以及核清洁标准的严格制定,是后续实践中亟待应对的课题。

EPR第三代核岛土建工程特点及施工难点分析

台山核电厂一期1、2号机组采用目前国际上最先进的EPR第三代压水堆，是国内第1个EPR第三代核电厂，国外也仅有芬兰正在建造同样的机组。EPR核岛针对消除高压堆熔、控制氢气风险、稳定安全壳内的堆芯熔融物、保证安全壳热量去除和完整性，以及限制放射性物质外泄等．制定了严重事故的预防和缓解措施。