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压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析

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原子能科学技术 2008年第B9期42卷 132-136页

作者：苑景田佟立丽曹学武武铃珺上海交通大学核科学与工程学院上海200240

针对900 MW级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对主给水丧失(LOFW)始发事件叠加辅助给水失效严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,... 详细信息

针对900 MW级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对主给水丧失(LOFW)始发事件叠加辅助给水失效严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对注水速率、注水高度和注水时间对该措施的影响进行了分析。结果表明:在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LOFW始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却,保持压力容器的完整性;在事故进程不同时间点进行注水,分析表明,只要保证一定的注水速率,注水入口时间延迟同样可保持压力容器完整性。

关键词：主给水丧失堆腔注水压力容器完整性严重事故

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压水堆核电厂严重事故下堆腔注水措施研究

原子能科学技术 2009年第1期43卷 46-50页

作者：武铃珺郭丁情曹学武上海交通大学核科学与工程学院上海200240

针对百万千瓦级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对一回路冷段大破口冷却剂丧失(LB-LOCA)始发严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,... 详细信息

针对百万千瓦级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对一回路冷段大破口冷却剂丧失(LB-LOCA)始发严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,并对影响该措施的因素进行研究。分析结果表明,在充足的水源条件下,保证一定的注水速率和水位高度,LB-LOCA始发严重事故下采取堆腔注水的缓解措施可为下封头提供有效的冷却,保持压力容器的完整性。

关键词：大破口失水事故堆腔注水压力容器完整性

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压水堆核电站堆芯熔融物滞留技术方案研究

压水堆核电站堆芯熔融物滞留技术方案研究

作者：刘得印东南大学

学位级别：硕士

核能发电由于其清洁、高效的特性,一直受到各国的重视。但由于商业化核电项目至今尚未在设计上实现本质安全,尤其是三哩岛、切尔诺贝利和福岛核事故等一系列重大事故的发生,对核电建设造成巨大冲击。国内外在现有技术条件下,一方面继续... 详细信息

核能发电由于其清洁、高效的特性,一直受到各国的重视。但由于商业化核电项目至今尚未在设计上实现本质安全,尤其是三哩岛、切尔诺贝利和福岛核事故等一系列重大事故的发生,对核电建设造成巨大冲击。国内外在现有技术条件下,一方面继续探索实现本质安全的方法;另一方面,结合历次核事故,提出了在现阶段技术下切实可行的目标,即实际消除大量放射性物质释放。无论何种事件序列,核事故中大量放射性物质释放都要经历反应堆堆芯熔融,熔融物坍塌至下封头,进而发生压力容器失效。由于安全壳超压或熔融物与安全壳底板的反应,威胁安全壳的完整性,从而导致大量放射性物质释放。为应对这一极端情况,国内外核电站设计中采取了不同的技术方案,目前主流压水堆核电采取的方案主要可以分为两类:1)将堆芯熔融物保持在压力容器内部（IVR）,主要应用堆型是AP1000、华龙一号和国内二代改核电项目;2)堆芯熔融物堆外捕捉措施,主要应用堆型是俄罗斯VVER系列机组和法国EPR机组。本文在严重事故管理研究的基础上,结合实际核电项目的建设和运行情况,对IVR技术和堆芯熔融物捕集技术进行了对比分析。经研究认为,对于二代加核电项目而言,堆芯熔融物捕集技术在可靠性、成功几率等方面存在优势,但受限于国内技术储备,堆腔注水系统是目前比较可行的选择。对各机型的堆腔注水方案进行了详细的对比分析,分析认为目前二代加核电项目的IVR技术存在进一步优化空间,并提出了优化建议。以本厂二代改核电项目为分析对象,对IVR实施中若干关键问题,如误注入工况下压力容器的完整性,堆腔注水有效性、压力容器下部凸台对临界热流密度（CHF）的影响以及非能动堆芯注水技术的响应时间等问题进行了分析。研究表明,压力容器下封头凸台的存在将导致流体在凸台前部凹角位置产生滞留效应,相应位置冷却水流量较低且产生汽泡脱离困难,导致温度较高,属于压力容器下封头的薄弱环节。取消凸台,冷却水流动更为均匀,整体裕量更高。由于金属层的存在导致实际热流密度较高,换热裕量较小,堆芯熔池中金属层所在位置同样是下封头的薄弱环节,金属层的厚度对热流密度和换热裕量具有重要影响。计算表明,在严重事故下启动堆腔注水系统,可以保持压力容器的完整性,确保熔融物堆内滞留。堆腔注水允许的响应时间较长,至少在30min左右。计算了RPV在堆腔误注水工况下的结构温度场和应力分析,采用RCC-M附录ZG对RPV筒体段和下封头段的假设缺陷进行了分析评价;对缺陷尺寸a不大于20mm的外表面半椭圆缺陷,各分析瞬态时刻的评定结果均满足规范要求,不会发生断裂失效的风险。

关键词：堆芯熔融物滞留技术反应堆堆腔注水堆芯捕集器压力容器完整性

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压水堆核电站严重事故下注水冷却措施的研究

压水堆核电站严重事故下注水冷却措施的研究

作者：武铃珺上海交通大学

学位级别：硕士

核电站严重事故下堆芯熔融物坍塌至下封头,可能致使压力容器失效,威胁到安全壳完整性,从而导致放射性物质外泄的严重后果,所以保持压力容器完整性、将堆芯熔融产物保持在压力容器内是目前严重事故缓解措施研究的重点之一。作为严重事故... 详细信息

核电站严重事故下堆芯熔融物坍塌至下封头,可能致使压力容器失效,威胁到安全壳完整性,从而导致放射性物质外泄的严重后果,所以保持压力容器完整性、将堆芯熔融产物保持在压力容器内是目前严重事故缓解措施研究的重点之一。作为严重事故缓解措施的一种重要手段,把堆芯熔融物保持在压力容器内（IVR）的策略已经被许多现有运行的核电站以及许多正在设计的新型压水堆核电站所采用。但对于一些现有运行的大功率核电站,严重事故下是否可以通过实施IVR措施为下封头提供足够冷却,从而保持压力容器的完整性,目前国际上还没有定论。本文在严重事故管理研究的基础上,以90万千瓦级压水堆核电站为分析对象,以核反应堆热工水力计算为基础的一体化严重事故分析程序为手段,系统地对冷段大破口冷却剂丧失（LLOCA）、热段中破口冷却剂丧失（MLOCA）、主给水丧失（LOFW）、蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）四种始发事件导致的堆芯严重损伤严重事故下实施IVR缓解措施的事故进程进行了计算分析。分析结果表明:在充足冷却水水量的前提下,对本文所研究的事故序列,事故发生后一定时间实施IVR缓解措施,单一实施压力容器外注水冷却（ERVC）措施或者压力容器内注水冷却（IRVC）措施,一定条件下冷却水可以为下封头或堆芯提供充足有效的冷却,达到将堆芯熔融产物保持在压力容器内、保持压力容器完整性的目的。根据本文的研究,对影响IVR冷却效果的因素总结如下: 事故条件下实施ERVC缓解措施,○1要保证一定的堆腔注水速度以及堆腔水位高度,使得堆腔冷却水能够及时为下封头提供冷却。○2冷却水注入时间越晚,所需的堆腔注水速度就越大。若注入时间过晚,冷却效果将无法得到保证,可能最终造成压力容器的失效。○3不同的堆芯熔融池分层方式对堆腔注水的冷却效果有一定的影响,不同事故序列下影响的大小不同。○4事故进程中下封头内壁与熔融池外壳之间局部形成一定的间隙,不同尺寸的间隙对冷却效果有一定的影响,影响的大小也依据不同事故序列而不同。事故条件下实施IRVC缓解措施,○1对于高压熔堆事故序列需要采取一定的卸压措施以利于冷却水的注入。○2要保证充足水源以维持冷却水的持续注入。○3在压力容器内水耗尽之前将冷却水注入到压力容器。冷却水注入时间越早,对堆芯熔化的缓解效果越显著,越有利于压力容器完整性的保持。

关键词：堆芯熔融物压力容器内保持压力容器外注水冷却压力容器内注水冷却压力容器完整性

严重事故IVR下反应堆压力容器稳态温度场计算

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压力容器 2012年第6期29卷 34-39,73页

作者：郭涛包士毅高增梁浙江工业大学化工机械设计研究所浙江杭州310014

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将堆芯熔融物滞留(In-Vessel Retention,IVR)在反应堆压力容器内是一种重要的核电站严重事故缓解措施。根据能量平衡方程,考虑器壁的物性参数变化、外部水冷却等情况,建立了器壁上的温度场模... 详细信息

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将堆芯熔融物滞留(In-Vessel Retention,IVR)在反应堆压力容器内是一种重要的核电站严重事故缓解措施。根据能量平衡方程,考虑器壁的物性参数变化、外部水冷却等情况,建立了器壁上的温度场模型,计算出稳态情况下的器壁温度场分布。研究表明,从热负荷角度,先进压水堆实施IVR是成功的。在分层结构的交界处,器壁熔化程度最严重。

关键词：严重事故压力容器完整性 IVR 稳态温度

压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析

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