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堆芯熔融物对压力容器壁面烧蚀过程的数值模拟

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核技术 2015年第2期38卷 91-96页

作者：张小英姚婷婷李志威黄凯华南理工大学电力学院广州510640 中科华核电技术研究院深圳518026

研究堆芯熔融物对压力容器壁面的动态烧蚀,对于反应堆冷却剂严重丧失事故(Loss of coolant accident,LOCA)后果的预测以及缓解方案的设计具有重要意义。本文以AP600为研究对象,在假设冷却剂全部丧失事故工况下,采用堆芯熔融物两层结构模... 详细信息

研究堆芯熔融物对压力容器壁面的动态烧蚀,对于反应堆冷却剂严重丧失事故(Loss of coolant accident,LOCA)后果的预测以及缓解方案的设计具有重要意义。本文以AP600为研究对象,在假设冷却剂全部丧失事故工况下,采用堆芯熔融物两层结构模型,计算熔池对壁面的加热;建立压力容器壁面的非稳态二维传热模型,并考虑安全壳水池对压力容器外侧的冷却,采用移动边界模型模拟烧蚀引起壁面局部厚度变薄;计算了堆芯熔融物坍塌后15 000 s范围内,压力容器下封头壁面温度和厚度的变化。

关键词：反应堆冷却剂丧失堆芯熔融物压力容器壁面烧蚀

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堆芯熔融物堆外扩展过程的模拟

堆芯熔融物堆外扩展过程的模拟

第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会

作者：李睿梁峻铭鄢炳火张会勇张小英中山大学中法核工程与技术学院中广核研究院有限公司

本文对堆芯熔堆事故及堆外扩展过程进行数值模拟,分析了熔融物捕集器形状和结构对熔融物扩展过程的影响,总结了堆外扩展的成功准则,并设计了一种新型堆芯熔融物捕集器。在确定的熔融物组分下,其扩展速度与初始温度和捕集器结构有直接的... 详细信息

本文对堆芯熔堆事故及堆外扩展过程进行数值模拟,分析了熔融物捕集器形状和结构对熔融物扩展过程的影响,总结了堆外扩展的成功准则,并设计了一种新型堆芯熔融物捕集器。在确定的熔融物组分下,其扩展速度与初始温度和捕集器结构有直接的关系。随着初始温度的降低,扩展速度先缓慢减小然后迅速减小,导致扩展不能在限定时间内完成。而减小捕集器尺寸可以有效加快扩展速度,但捕集器的尺寸不能过小。将捕集器设计成碗状,有利于加快扩展速度。

关键词：堆芯熔融物堆外扩展熔融物捕集器

来源： cnki会议评论

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cnki会议

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严重事故下堆芯熔融物行为与现象研究

中国基础科学 2021年第3期23卷 1-8页

作者：元一单宫厚军邓坚苏光辉陈炼李炜张丽郭勇全峰阳曾骁陈荣华张亚培邓俊楷房芳芳张会勇陈鹏许献洪杨志义孔翔程陈焕栋徐轶陈忠伟龚圣捷丁铭韩伟隋丹婷中国核电工程有限公司北京100840 中国核动力设计研究院成都610213 西安交通大学西安710049 国家电投集团科学技术研究院有限公司北京100029 中广核研究院深圳518031 生态环境部核与辐射安全中心北京102488 华龙国际核电技术有限公司北京100036 中山大学广州510275 西南交通大学成都610031 西北工业大学西安710072 上海交通大学上海200240 哈尔滨工程大学哈尔滨150001 华北电力大学北京102206

严重事故下堆内晚期进程的堆芯熔融物行为与现象对三代核电广泛采用的熔融物堆内滞留(IVR)技术有决定性影响,但由于其复杂性,对于该进程的一些重要现象认知严重不足,有些研究在国内处于半空白状态。本文阐述严重事故堆内晚期进程遗留问... 详细信息

严重事故下堆内晚期进程的堆芯熔融物行为与现象对三代核电广泛采用的熔融物堆内滞留(IVR)技术有决定性影响,但由于其复杂性,对于该进程的一些重要现象认知严重不足,有些研究在国内处于半空白状态。本文阐述严重事故堆内晚期进程遗留问题的研究现状,并针对碎片床形成和再熔化、分层熔池对流换热、熔池形态演变、堆芯材料及熔融物物性数据库等关键科学问题开展模型开发与实验研究。本文的研究及预期成果不仅填补国内部分研究领域的空白,还有助于挖掘IVR技术潜力和严重事故分析软件开发,对实现核电从设计上“实际消除大规模放射性释放”具有重要意义。

关键词：严重事故堆芯熔融物熔融物与水相互作用碎片床熔池

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核电站堆芯熔融物的处理措施

华电技术 2011年第10期33卷 77-81,85页

作者：冉刻周涛李精精华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206

在分析核电站堆芯熔融物的结构特性、传热特点以及熔融物冷却处理策略的基础上,通过对AP1000,EPR,VVER-1000以及福岛核电站沸水堆4种堆芯熔融物处理措施的分析及比较中得出,压力容器内堆芯熔融物的冷却和包容对严重事故的缓解起着至关... 详细信息

在分析核电站堆芯熔融物的结构特性、传热特点以及熔融物冷却处理策略的基础上,通过对AP1000,EPR,VVER-1000以及福岛核电站沸水堆4种堆芯熔融物处理措施的分析及比较中得出,压力容器内堆芯熔融物的冷却和包容对严重事故的缓解起着至关重要的作用。堆芯熔融物处理方式的不同,在一定程度上影响反应堆机组功率的适用范围,新一代堆型在堆芯熔融处理方式上较以前有明显改进;严重事故缓解措施的不同,反映了不同堆型设计理念的差异。深入研究了各种堆型熔融物的处理措施,对保障核电站安全具有重要价值。

关键词：核电站堆芯熔融物缓解措施严重事故

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AP1000堆芯熔融物压力容器内保持策略

中国科技投资 2012年第21期 65-67页

作者：唐江亮三门核电有限公司

本文描述了AP1000堆芯熔融物压力容器内保持策略所涉及的系统、设备、部件以及IVR的作用过程,介绍了AP1000 IVR相对于AP600的改进措施。另外,分析了AP1000的部分设计变更的合理性。

关键词： AP1000 压水堆堆芯熔融物 IVR 保温层

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核电系统堆芯捕集器牺牲混凝土的研究进展

硅酸盐通报 2022年第12期41卷 4115-4127页

作者：向恒李靖威郑睿鹏生态环境保护部核与辐射安全中心北京100082

核电站在严重事故工况下,可能发生堆芯熔毁,进而超高温、高放射性堆芯熔融物将熔穿反应堆压力容器,存在污染外界环境的威胁。核电牺牲混凝土作为堆芯捕集器的关键材料,在核事故发生时可以改变堆芯熔融物的物理化学特性,对核电站的安全... 详细信息

核电站在严重事故工况下,可能发生堆芯熔毁,进而超高温、高放射性堆芯熔融物将熔穿反应堆压力容器,存在污染外界环境的威胁。核电牺牲混凝土作为堆芯捕集器的关键材料,在核事故发生时可以改变堆芯熔融物的物理化学特性,对核电站的安全保护具有重要意义。为了全面认识牺牲混凝土高温性能及失效机制,科研工作者针对牺牲混凝土高温力学性能、高温物理性能、堆芯熔融物与混凝土的相互作用等开展了深入研究,以期对此类材料的开发与更新迭代提供指导。本文首先介绍了堆芯熔毁事故的工况特征,以及该工况下核电牺牲混凝土的关键性能要求,并分别总结了相关研究进展。多数研究结果表明,高温条件将导致牺牲混凝土力学性能恶化,并提升爆裂失效隐患,而聚丙烯纤维或石墨烯衍生物的掺加有望改善牺牲混凝土的服役性能。在其事故工况响应方面,由于真实堆芯熔融物具有高放射性特征,现阶段堆芯熔融物与牺牲混凝土相互作用的研究主要依靠模拟实验和数值仿真的方法来实现。目前,核电牺牲混凝土的相关研究依然存在空白等待填补,部分研究结论尚未统一。因此,深入理解牺牲混凝土劣化机理、全面认识堆芯熔融物与牺牲混凝土的相互作用,是未来该研究领域的重要发展方向。

关键词：牺牲混凝土堆芯捕集器堆芯熔融物相互作用高温力学性能

严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析

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核动力工程 2009年第1期30卷 1-4页

作者：曹克美许以全史国宝蔡剑平上海核工程研究设计院上海200233

核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计... 详细信息

核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事故序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%。

关键词：严重事故压力容器外水冷堆芯熔融物压力容器内滞留恰希玛核电厂

ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析

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核动力工程 2015年第6期36卷 56-60页

作者：关仲华向清安陈彬余红星中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为... 详细信息

基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为参考,计算ACP1000典型严重事故序列,分析影响熔融物传热的重要参数不确定性。概率分析结果表明:ACP1000发生假象的严重事故情况下,IVR策略有效性概率大于99%;由于熔融池顶部的金属层出现集热效应,下封头发生传热危险的主要位置出现在金属层。

关键词：堆芯熔融物压力容器内滞留风险导向事故分析方法

三层熔融池结构情况下反应堆压力容器外水冷有效性分析

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核动力工程 2013年第4期34卷 20-22,94页

作者：曹克美许以全史国宝蔡剑平上海核工程研究设计院上海200233

通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3... 详细信息

通过反应堆压力容器外水冷(ERVC)实现熔融物压力容器内滞留(IVR)是300 MW压水堆核电厂重要的严重事故管理特征。在过去IVR分析中通常对反应堆压力容器(RPV)下封头内两层熔融池结构进行分析,然而核电厂还可能出现一种底部为重金属层的3层熔融池结构,它可能对RPV完整性带来更大的威胁。本文根据建立的模型假设300 MW压水堆核电厂出现的该熔融池结构,并进行分析。结果表明,形成的底部重金属层不会威胁RPV完整性,但厚度变薄的顶部金属层失效裕度较小,可能威胁RPV完整性。

关键词：严重事故压力容器内滞留堆芯熔融物底部重金属层