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。

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。

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。

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。

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。

熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析

基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留(IVR)瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外部冷却实施IVR策略的瞬态传热特性可分为熔融物注入之初的激烈传热阶段和熔融物硬壳形成之后的准稳态传热阶段。模块式小型堆的IVR瞬态分析表明,瞬态过程中的热流密度峰值不会达到临界热流密度,最终形成的稳定熔融池传热具有很大的安全裕量。研究同时发现SCDAP/RELAP5程序用于IVR分析时在模型上存在一定的不足。

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。

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。

基于蒙特卡罗方法的IVR熔融池内热源时序模型构建及分析

堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故的关键缓解策略,目前已广泛应用于新一代压水堆(PWR)。针对IVR的有效性,如熔融池内对流、下封头传热、壁面临界热流密度(CHF)的估算等研究,是该领域数年来的热点。针对上述问题,国内外先后开展了数起实验,如COPO、BALI、SEMICO、COPRA等,并基于实验结果展开了大量数值模拟,以探索IVR下的传热规律,为其性能及设计提供参照。本文基于中子物理蒙特卡罗程序RMC对压力容器下封头熔融池模型进行了细网格建模及材料填充,并通过燃耗/衰变热计算DEPTH程序构建了熔融池内热源时序模型。研究结果显示,该模型能体现熔融池内热源变化趋势,得到的时序数据对IVR的进一步研究有重要意义。

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。

IVR策略下反应堆压力容器变形数值模拟

堆内熔融物滞留技术(in-vessel retention,IVR)是中国三代核电厂设计中广泛采用的严重事故的缓解策略,其成功的关键在于反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)外壁面导出热量高于堆内衰变热。在堆内高温熔融池的作用下,RPV会发生明显的热膨胀并导致外壁面冷却流道形状改变,从而对局部换热情况产生影响。为了提供RPV外壁面换热研究的输入条件,通过COMSOL多物理场耦合计算软件搭建了一个热工水力和固体力学耦合计算模型,研究了严重事故下RPV的热膨胀形变情况。计算结果表明在RPV外部实现冷却条件下,下封头区域的热膨胀形变将导致外冷却流道宽度明显减小,在工程设计中应予以考虑。事故后RPV内压对膨胀形变影响明显,严重事故后对一回路泄压是IVR策略成功的重要因素之一。

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。

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。

国和一号关键核安全技术研发

基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,主要阐述了通过解决“高功率核燃料冷却难”“超高温熔融物滞留难”和“高温高压高放射性包容难”三大关键技术难题,来保证从设计上消除大规模放射性释放可能性或进一步降低核电批量化建设的核安全风险。

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。

IVR熔池分层模型对压力容器安全裕量分析的影响

严重事故缓解策略熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价方法中,关于压力容器下封头内的熔池结构是最具争议的问题。本工作对目前国际上采用的稳定熔池2层和3层结构,以及在熔池形成过程中可能形成的4层结构进行了比较研究,建立了这3种结构下的熔池分层传热模型,并分析了3种结构在不同反应堆功率水平下对压力容器有效性的影响。结果表明,压力容器安全裕量随反应堆功率的升高而减小,在4层熔池结构下发生压力容器熔穿失效的可能性最大。

基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估

针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递计算。根据计算结果,进行参数对ERVC功能及行为的敏感性分析;基于提出的ERVC相关功能可靠性准则与统计分析,进行CPR1000一类非能动ERVC保温层设计参数名义值的初步选取。进一步在确定保温层结构参数基础上,进行ERVC功能可靠性分析,为CPR1000概率安全评价提供ERVC系统可靠性估计。

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。