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熔融物堆内滞留条件下压力容器外部自然循环特征分析

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核动力工程 2017年第4期38卷 172-177页

作者：闫晓胡强黄善仿于俊崇黎阳中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213 清华大学工程物理系北京100084

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AP100... 详细信息

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。

关键词：熔融物堆内滞留自然循环数值计算

熔融物堆内滞留条件下RPV长期结构完整性分析

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原子能科学技术 2021年第2期55卷 252-257页

作者：高永建贺寅彪曹明上海核工程研究设计院有限公司上海200233

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... 详细信息

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。

关键词：熔融物堆内滞留反应堆压力容器长期结构完整性蠕变损伤

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熔融物堆内滞留条件下压力容器变形

核技术 2016年第10期39卷 76-81页

作者：温爽李铁萍李聪新高新力环境保护部核与辐射安全中心北京100082

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(Re... 详细信息

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。

关键词：熔融物堆内滞留压力容器外部冷却临界热流密度外部冷却通道 Critical heat flux (CHF)

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

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原子能科学技术 2017年第11期51卷 1997-2003页

作者：杨磊伊雄鹰陈玉清 92609部队海军工程大学核能科学与工程系

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... 详细信息

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。

关键词：海洋核动力平台严重事故熔融物堆内滞留

CPR1000熔融物堆内滞留(IVR)技术有效性评估

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核动力工程 2011年第3期32卷 6-9,24页

作者：陈星张世顺林继铭中科华核电技术研究院广东深圳518026

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CPR1... 详细信息

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。

关键词：熔融物堆内滞留堆腔注水 CPR1000 ROAAM

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三层熔池结构的熔融物堆内滞留不确定性分析

核技术 2018年第10期41卷 82-87页

作者：曹臻曹克美王佳赟上海核工程研究设计院有限公司上海200233

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... 详细信息

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。

关键词：熔融物堆内滞留不确定性分析蒙特卡罗抽样

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CAP1400熔融物堆内滞留试验验证研究

中国核电 2018年第4期11卷 466-470页

作者：胡腾常华健薛艳芳赵宇峰杨胜陆维张明张祥张鹏国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102200 清华大学核能与新能源技术研究北京100084

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... 详细信息

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。

关键词：熔融物堆内滞留压力容器外部冷却临界热流密度

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国和一号关键核安全技术研发

原子能科学技术 2024年第S2期58卷 355-361页

作者：郑明光汤搏严锦泉史国宝常华健曹克美匡波余凡王国栋张琨上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233 生态环境部核与辐射安全中心北京102401 国家核电技术有限公司北京研发中心北京100190 上海交通大学上海200240

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,... 详细信息

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。

关键词：国和一号非能动安全大型先进压水堆高余热导出熔融物堆内滞留放射性包容

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增强IVR有效性的堆内注水策略研究

原子能科学技术 2021年第11期55卷 2013-2020页

作者：芦苇史国宝王佳赟曹克美张琨上海核工程研究设计院有限公司上海200233

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... 详细信息

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。

关键词：严重事故熔融物堆内滞留堆内注水