大型先进压水堆IVR策略评估和裂变产物分布计算

作     者：夏兆阳 周志伟 石雪垚 常愿 XIA Zhaoyang;ZHOU Zhiwei;SHI Xueyao;CHANG Yuan

作者机构：清华大学核能与新能源技术研究院北京100084 中国核电工程有限公司北京100840 

出 版 物：《原子能科学技术》 (Atomic Energy Science and Technology)

年 卷 期：2022年第56卷第7期

页      面：1308-1320页

核心收录：

学科分类：08[工学] 082701[工学-核能科学与工程] 0827[工学-核科学与技术] 

基　　金：国家重点研发计划(2020YFB1901401) 

主　　题：IVR 熔融池 临界热流密度 放射性核素分布 

摘      要：大型先进压水堆通过堆内熔融物滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果以降低安全壳失效风险。其中堆腔注水系统(CIS)被引入来实现IVR。本文使用严重事故分析软件计算大型先进压水堆在冷管段双端断裂事故下的事故进程、热工水力行为、堆芯退化过程和下封头熔融池传热行为,评估能动CIS的事故缓解能力。计算结果表明,事故后72 h,下封头外表面热流密度始终低于临界热流密度(CHF),表明IVR策略有效。此外,计算分析了惰性气体、非挥发性和挥发性裂变产物的释放和迁移行为。计算发现,IVR下更多的放射性裂变产物分布在主系统内,壁面核素再悬浮形成气溶胶的行为被消除,安全壳壁面上沉积的核素被大量冷凝水冲刷进入底部水池。总体来说,IVR策略能更好地管理放射性核素分布,减小放射性泄漏威胁。