堆芯衰变热对反应堆压力容器承压热冲击的影响

研究了承压热冲击(PTS)事故发生时,变化的堆芯衰变热对反应堆压力容器(RPV)安全分析的影响。基于ACP1000三回路反应堆压力容器,对25 cm 2小破口失水事故工况应用三维流固热耦合方法进行模拟。计算了事故下2000 s内堆芯衰变热随时间的变化函数,得到变化堆芯衰变热影响下冷却剂经过堆芯后的温升、三回路模型安注流动轨迹、确定RPV环腔内温度最低点(冷点)的位置,并在此处施加裂纹影响,得到变化堆芯衰变热影响下应力强度因子分析结果,并与1 MW/m 3堆芯衰变热结果进行比较。结果表明,在本瞬态工况下变化的堆芯衰变热对流经的冷却剂有明显的升温作用,RPV内壁应力也有16.02%的增幅,应力强度因子有30.1%的增幅。

反应堆压力容器承压热冲击瞬态载荷与断裂分析

为探究堆芯衰变热条件对反应堆承压热冲击(PTS)安全分析的影响,基于带堆芯的ACP1000反应堆压力容器(RPV)模型,通过三维流固耦合传热方法,对小破口冷却剂流失事故(SBLOCA)及稳压器阀门卡开事故两种工况下的PTS瞬态进行数值模拟,通过确定性断裂分析计算裂纹参数,得到了带堆芯衰变热模型的应力强度因子分析结果。结果显示,在不同工况条件下,考虑堆芯衰变热的RPV模型PTS瞬态热载荷较大,过冷瞬态的应力强度因子提高,考虑堆芯热效应能够得到更接近实际PTS工况的分析结果,且堆芯热影响大小与多因素相关。