池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究

为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序,计算堆芯熔毁后主容器内的自然循环,分析熔融物长时冷却过程,研究钠冷快堆的熔融物堆内滞留方案。结果表明:熔融物掉落至堆芯熔化收集器上后,主容器内的自然循环可以有效冷却熔融物,并由事故余热排出系统将余热导出至大气环境中。

海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析程序开发

针对海洋核动力平台的设计特点,分析了严重事故下压力容器外冷却实现熔融物堆内滞留技术的可行性。根据海洋核动力平台功率密度较低和压力容器下封头尺寸较小的特点,建立了压力容器下封头内熔池传热理论模型,编制了分析程序SR-IVR,进行了基准例题验证。结果表明,本文所建分析模型和程序可用于海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析。

CAP1400熔融物堆内滞留试验验证研究

通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。针对CAP1400 IVR措施实施,开展了提高临界热通量关键因素(FIRM)试验研究,本论文详细介绍了验证试验的台架设计、主要技术参数和试验结果。本试验结果对于研究反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的外部临界热流密度(CHF)特性具有重要学术意义,并对提高反应堆压力容器的安全性具有重要工程应用价值。

CPR1000熔融物堆内滞留(IVR)技术有效性评估

应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM)对CPR1000核电厂的熔融物堆内滞留(IVR)技术进行有效性评价。首先基于4类典型严重事故序列的确定论计算结果和专家判断,确定ROAAM评估所需主要输入参数的概率分布密度,然后利用MOPOL程序计算CPR1000的IVR有效性。初步评估结果表明,CPR1000的堆腔注水IVR有效性有可能达到99%以上。更深入的堆腔注水IVR有效性验证和评估工作正在进行中。

熔融物堆内滞留条件下RPV长期结构完整性分析

熔融物反应堆压力容器(RPV)内滞留(IVR)是三代核电厂重要的严重事故缓解措施,而防止RPV的热工失效和结构失效是实现IVR的前提。本文建立考虑内壁面熔蚀的RPV有限元模型,在温度场分析的基础上,开展蠕变计算,得到不同时刻下的应力应变响应,通过选取典型评定路径并利用基于Larson-Miller参数的累积损伤理论进行蠕变损伤计算及评价。分析结果表明:在考虑一定内压的IVR条件下,RPV不会发生蠕变断裂,长期结构完整性可保证。本文的研究方法可为后续核电厂RPV在IVR条件下的结构完整性分析提供参考。

压水堆熔融物堆内滞留策略:历史回顾与研究展望

本文对广泛应用于第三代压水堆的严重事故缓解措施——熔融物堆内滞留(IVR)进行了历史回顾。IVR策略最早源自于第二代反应堆Lovissa VVER-440的改进设计,以应对堆芯熔化事故。随后,IVR策略被应用于许多新设计的反应堆,如西屋的AP1000、韩国的APR1400以及中国的先进压水堆CAP1400和华龙一号。对IVR策略有效性影响最大的因素分别为堆内堆芯熔化进程、熔融物加载于压力容器壁面的热流密度和压力容器外部冷却。对于堆芯熔化进程,过去人们一直仅关注压力容器下腔室内熔池的换热行为。但通过回顾与分析,本文认为堆内的其他现象,如堆芯的降级和迁移、碎片床的形成及其可冷却性以及熔池的动态形成过程等,可能也会对熔池的最终状态及其作用于下封头的热负荷产生影响。通过对相关研究的回顾,本文希望找出IVR策略的研究中有待完善的部分,并据目前发展水平提出未来IVR研究的需求。

熔融物堆内滞留条件下压力容器变形

熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)已经成为第三代反应堆一项关键的严重事故缓解策略,而压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)技术则是保证IVR得以成功实施的关键。当发生堆芯熔化时,高温熔融物对压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封头的热冲击会导致RPV壁面和由其构成的外部冷却通道的形状发生变化,使局部传热恶化,进而造成IVR的失效。因此,有必要对IVR条件下RPV壁面的变形进行研究。本文利用有限元软件ANSYS对RPV进行了几何建模、温度场分析和力学场分析。结果表明,在RPV外部实现冷却、内部实现泄压的前提下,壁面变形为13.85-18.75 mm。在1 MPa内压的作用下,高温蠕变会使壁面变形随时间增大,但其增量有限。热膨胀是造成壁面变形的主要因素。

熔融物堆内滞留条件下压力容器外部自然循环特征分析

基于一维稳态两相分离流模型,并引入低流速过冷沸腾净蒸汽产生点方法,建立熔融物堆内滞留(IVR)条件下的两相流动数值计算模型,以获取两相流真实含气率。通过对比ULPU-V试验中自然循环流量,验证数值计算模型预测结果的准确性。针对AP1000堆型,分析几何结构参数和热工参数对其IVR策略中自然循环流量的影响。分析结果显示,冷却水过冷度、流道间隙、堆腔淹没水位、流道入口面积和出口阻力系数对自然循环过程有着不同程度的影响,自然循环稳态流量呈现出不同的变化趋势。

三层熔池结构的熔融物堆内滞留不确定性分析

为进一步量化三层熔池结构中熔融物堆内滞留(In Vessel Retention, IVR)的不确定性,应用自主开发的程序SPIRE对某大功率电站进行了分析。分析结果表明:和两层熔池结构相比,三层熔池结构中熔池底部安全裕量显著降低,氧化层顶部则有所增加。抽样生成的125 000组工况中,两层熔池发生失效的条件概率为0,而三层熔池情况下轻金属层区域存在失效风险,条件失效概率为7.11×10-5。敏感性分析结果表明:在本文研究范围内,输入参数的概率分布对结果影响较小,铀氧化份额会对条件失效概率产生显著影响,堆芯熔化份额对氧化层顶部的安全裕量产生一定影响。

基于MAAP5的熔融池瞬态换热特性探讨

文章采用MAAP5程序针对大破口严重事故工况下熔融池瞬态换热特性进行了分析。MAAP5程序在金属层质量计算中,由于围板与吊篮合并,无法单独模拟,计算中此部分未熔化,导致金属质量偏少;但另一方面,在计算金属层质量时,考虑了下封头壁面熔化的金属质量,但不考虑下腔室几何形状的变化,因此计算的金属层厚度偏厚。在金属层壁面热流密度计算中,下支承板失效带来的金属质量快速增加反而导致了壁面热流密度增加,这与稳态分析有明显不同。主要原因是金属层瞬态计算中,金属层温度及温差变化对热流密度峰值影响更大,而金属层厚度对瞬态过程热流密度影响非常小,主要影响最终稳定状态下的热流密度。

熔融池氧化物层自然对流的数值模拟

本文以BALI试验段为对象建模,对其中有内热源的湍流自然对流流体进行了二维数值模拟。模拟工况的瑞利数Ra高达10^(12)~10^(15)。流体的湍流运动用大涡模拟模型来捕捉。通过对下边界局部热流密度的面积加权积分,计算了三维下边界换热量。结果表明,Ra对流场、温度场与下边界局部热流密度分布均有显著影响。计算所得上下边界的Ra-Nu关系与试验结果符合较好。对不同物理机理导致的下边界热流密度分布规律进行了分析。

大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究

熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺寸增加会导致熔池自然对流换热中的瑞利数Ra′增大。通过使用集总参数分析程序,对比研究熔池氧化层各换热模型的适用范围,计算大功率先进压水堆高瑞利数条件下稳态熔池的自然对流换热,模拟两层稳态熔池模型中压力容器外壁面的热流密度分布,对其进行选定严重事故序列下的IVR-ERVC有效性评价,并对堆内构件设计提出建议。

反应堆压力容器外水冷条件下贯穿件完整性分析

严重事故下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效。在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离。结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(ERVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物不能通过贯穿件失效向堆腔迁移。

AP1000 IVR三层熔融池结构评价分析

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属层越厚,轻金属层集热效应越强。

真实表面材料及其老化效应对反应堆压力容器ERVC-CHF影响的试验研究

通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。在本文的研究中,建立了二维切片式、全尺寸的试验台架FIRM,开展严重事故条件下反应堆压力容器ERVC-临界热流密度(CHF)试验研究。试验采用去离子水作为试验工质,获得了反应堆压力容器下封头ERVC过程的CHF限值。研究了真实表面材料对CHF的影响及其影响机理,讨论了在去离子水下表面材料SA508 Gr3.Cl.1钢的老化效应。本试验研究对于认识反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的CHF行为、提高反应堆压力容器安全性有重要意义。

基于OpenFOAM的熔融池自然对流传热与凝固数值研究

熔融物堆内滞留是第3代核电技术重要的严重事故缓解措施之一,堆芯熔融池在压力容器下封头壁面的热流密度分布直接影响该策略的有效性。本文基于开源的数值计算流体力学软件平台OpenFOAM,应用相变模型和浮升力模型二次开发了用于模拟堆芯熔融物由内热源或温差驱动的自然对流传热与相变求解器。应用该求解器模拟了瑞典皇家理工学院开展的二维氧化池与金属层耦合传热试验,获得了氧化池和金属层硬壳的相场,以及熔融池内的温度分布及沿容器壁面的热流密度分布。计算结果表明,该模型可用于熔融物凝固与自然对流的模拟,为深入分析核电厂采用熔融物堆内滞留措施后熔融池的行为奠定了基础。

增强IVR有效性的堆内注水策略研究

熔融物堆内滞留(IVR)是一项核电厂重要的严重事故管理措施,通过将熔融物滞留在压力容器内,以保证压力容器完整性,并防止某些可能危及安全壳完整性的堆外现象。对于高功率和熔池中金属量相对不足的反应堆,若下封头形成3层熔池结构,则其顶部薄金属层导致的聚焦效应可能对压力容器完整性带来更大的威胁。本文考虑通过破口倒灌及其他工程措施实现严重事故下熔池顶部水冷却,建立熔池传热模型,分析顶部注水的带热能力,建立事件树,分析顶部注水措施的成功概率及IVR的有效性。结果表明,通过压力容器内外同时水冷熔融物,能显著增强IVR措施的有效性。

严重事故条件下堆腔注水系统沸腾换热计算模型研讨

在核电厂发生堆芯熔化的严重事故条件下,为了避免底板熔穿带来放射性对环境的影响,三代压水堆核电机组很多采用了堆内熔融物滞留技术,这涉及堆腔注水冷却系统的研发,存在能动注入与非能动注入两种工作模式。在能动注入模式中,冷却水在压力容器外表面发生流动沸腾换热;在非能动注入模式中,保守考虑为冷却水在压力容器外表面发生池沸腾换热。对两种运行模式中的沸腾换热进行准确计算是对三代核电机组进行计算分析的前提,本文探讨了两种运行模式中沸腾换热系数和临界热流密度的计算方法,为堆腔注水冷却系统的计算分析提供了一套完整的计算公式。

IVR条件下堆芯熔融物迁移状态诊断方法研究

以华龙一号(HPR1000)为对象,基于其熔融物堆内滞留(IVR)系统专用监测仪表探究堆芯熔融物迁移状态的诊断方法。通过对大破口失水事故(LBLOCA)、全厂断电(SBO)事故等导致的典型严重事故分析发现,堆芯熔融物迁移至下封头后压力容器(RPV)外壁面温度会发生显著变化,倾斜角为45°位置的RPV外壁面温度上升幅度可达150℃~200℃。基于研究结果,提出了堆芯熔融物迁移的判定准则,即在IVR系统成功投入的前提下,当监测到下封头外壁面温度显著上升时,则认为熔融物已淹没至下封头半高度位置处,可判定堆芯熔融物已发生大量迁移。

高温堆芯熔融物池反应机制研究

为模拟核电厂高温堆芯熔融物堆内滞留的瞬态现象,采用冷坩埚电磁感应加热熔炼50 kg级ZrO_(2)-Fe-Zr体系的混合物,通过XRD、SEM、EDS等检测手段分析了凝固后的熔融物铸锭的氧化层、金属层和氧化结壳的物相和元素分布情况。结果表明:50 kg级初始熔池形成过程中,高温熔融物由于重力作用和不相容性分离成金属层和氧化层的2层结构,在熔池顶部及周围形成氧化结壳。之后,由于二次加料形成顶部液态金属3层熔池,顶部金属熔池可穿过氧化物硬壳以液滴状逐渐沉降到熔池底部。