CPR 1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IVR)是一种重要的核电站严重事故缓解措施。本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响。通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性。结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性。     

ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析

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。     

RPV下封头熔融池换热特性数值模拟研究

熔融物堆内滞留（In-vessel Retention,IVR）指的是在核电厂严重事故发生后,通过在压力容器和保温层间隙注入冷却水防止压力容器熔穿失效。本文基于COMSOL Multiphysics软件建立了一个流-热-固耦合计算模型,对IVR技术作用下的反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel,RPV）下封头双层熔融池的演变过程进行了仿真研究。当前模型计算结果表明：在稳态分层的状态下,与氧化物层接触的下封头未发生明显的熔化,与金属层接触的下封头会发生明显的熔化,但在被冷却条件下依然可以保持压力容器的完整性。     

大功率先进压水堆IVR有效性评价分析

熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是核电厂重要的严重事故预防和缓解措施。目前IVR有效性的评价方法主要基于集总参数模型对下封头熔池的换热分析。通过计算大功率压水堆在典型严重事故序列中的堆芯熔化过程并参考相关法规,确定IVR-ERVC评价所需的输入参数概率密度函数,然后使用集总参数程序抽样计算以评价大功率堆IVR-ERVC有效性。结果表明:根据目前参数设计,大功率先进压水堆的IVR-ERVC有效性超过98%;最后分析各种不确定参数对IVR-ERVC有效性的影响程度并对堆内构件的设计提出建议。     

椭球形与球形下封头压力容器内熔融物滞留传热特性分析

严重事故下堆芯熔融物再分布于压力容器下封头，在衰变热作用下高温堆芯熔融物对压力容器壁面施加较大的热负荷，可能导致压力容器失效。针对压力容器内熔融物滞留下的传热过程，基于Fortran90语言开发了椭球形下封头压力容器内熔融物堆内滞留（IVR）分析程序IVRASA-ELLIP，计算具有椭球形下封头的压力容器在严重事故下稳态熔池的传热过程及IVR特性。利用IVRASA-ELLIP程序计算了VVER-1000压力容器内熔池的传热，分析具有椭球形下封头的压力容器各处的壁面热流密度、氧化物硬壳厚度和压力容器壁厚，并与运用IVRASA程序计算的AP1000稳态熔池传热结果进行对比分析。研究结果表明，在相同初始参数下椭球形下封头内的壁面热流密度较球形下封头内的小，与热流密度的变化趋势相对应，椭球形下封头内压力容器壁的消融量较球形下封头内的小，椭球形下封头内形成的氧化物硬壳厚度较球形下封头内的厚。     

先进压水堆熔融物堆内滞留参数不确定分析研究

压水堆核电厂在严重事故下将发生堆芯熔化事故而形成熔融池。形成熔融池的过程具有很大的不确定性,这影响到反应堆压力容器熔融物堆内滞留（IVR）策略的有效性。本工作以AP1000核电厂两层IVR模型为研究对象,对成功实施反应堆压力容器外部冷却（ERVC）的假想严重事故进行了熔融池参数不确定性分析,包括参数的敏感性分析和使用拉丁超立方抽样的概率分析。结果表明：衰变功率对IVR评价参数影响最大,应采取措施（如上堆腔注水）尽量延缓堆芯熔化的时间;熔融物中不锈钢的质量将对金属层参数造成较大影响,可考虑在压力容器内布置牺牲性材料来减小金属层的集热效应;氧化物层外压力容器失效的概率仅为1.2%,但金属层外压力容器失效的概率高达20%。本结果对今后IVR策略研究和设计具有一定的指导意义,同时也为压水堆核电厂安全评审提供理论支持。     

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。     

压力容器下封头大变形模型的开发及在FOREVER实验中的应用分析

反应堆发生严重事故后，将堆芯熔融物滞留在压力容器内的策略（In-vessel Retention,IVR）是作为缓解严重事故的一项重要措施，该策略已成功应用于AP1000、华龙一号和CAP1400等先进压水堆的严重事故管理中。在实施IVR策略时，下封头受到高温熔融物的热负荷会发生变形，下封头的变形改变堆腔的冷却流道，这会直接影响压力容器外部冷却的排热能力和IVR策略的成功实施，有必要对下封头变形展开研究和应用。针对ISAA(Integrated Severe Accident Analysis)程序LHTCM(Lower Head Thermal Creep Module)模型简化薄膜应力模型十分简单和缺乏计算变形模块的问题，本文从机理出发，基于Timoshenko板壳理论、Nortron蠕变定律和大变形塑性理论开发了机理模型—下封头大变形模型，并将该模型集成到一体化严重事故分析程序ISAA中对FOREVER-EC2实验进行应用，预测失效时间与实验的误差仅为1.9%，预测底部伸长量与实验测量值较为符合，破口位置与实验一致。分析结果表明该模型能准确预测在堆芯熔化严重事故中下封头所受应力、...     

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。     

堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器下封头高温蠕变分析

核电厂在发生堆芯熔化严重事故时，采用堆内熔融物滞留（IVR）策略将熔融物包容在反应堆压力容器（RPV）内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间，RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此，有必要对熔融物滞留条件下RPV下封头进行蠕变变形分析，以保证RPV结构完整性。该文在假定IVR条件下，采用有限元方法对RPV下封头进行热-结构耦合分析，通过计算得到容器壁的温度场和应力场，以及下封头的塑性和蠕变变形，并结合塑性和蠕变断裂判据对下封头进行失效分析。结果表明，考虑蠕变影响后，结构的变形将大大增加；严重事故下采取熔融物滞留策略期间，RPV下封头的主要失效模式为蠕变失效而非塑性失效；内压对蠕变变形量和蠕变失效时间有较大影响。该文为严重事故下RPV下封头的蠕变和失效研究提供了分析方法。      

Criteria for Optimizing Technical Solutions for NPP

Atomic Energy - Criteria for optimizing technical solutions in designing and modernizing NPP are considered. Based on their analysis, it is shown that it is economically efficient to increase the...     

地震工况下设备土建载荷的计算方法

在设备抗震分析中,设备对基础的作用力是土建设计时所需的重要参数。本文根据不同的工程实例,给出2种设备在地震工况下土建载荷的计算方法,即简便方法和谱分析计算中的刚性区域法,并给出了算例。     

Need for and requirements for a neutron irradiation facility for fusion materials testing

The construction and operation of an intense 14-MeV neutron source is essential for the development and eventual qualification of structural materials for a fusion reactor demonstration plant (DEMO). Because of the time required for materials development and the scale-up of materials to commercial production, a decision to build a neutron source should precede engineering design activities for a DEMO by at least 20 years. The characteristic features of 14-MeV neutron damage are summarized including effects related to cascade structure, transmutation production, and dose rate. The importance of a 14-MeV neutron source for addressing fundamental radiation damage issues, alloy development activities, and the development of an engineering database is discussed. For these considerations, the basic requirements and machine parameters are derived.     

Experimental Results for an Acoustic Driver for MTF

General Fusion is planning to form an FRC or spheromak of 10¹⁷ cm⁻³, 100 eV, 40 cm diameter by merging two spheromaks with reverse or co-helicity. This target will be further compressed in a 3 m diameter tank filled with liquid PbLi with the plasma in the center. The tank is surrounded with pneumatically powered impact pistons that will send a convergent shock wave in the liquid to compress the plasma to 10²⁰ cm⁻³, 10 keV, 4 cm diameter for 7 μs. General Fusion has built a 500 kJ, 80 μs, 6 GW pneumatic impact piston capable of developing 2 GPa (300 kpsi). In this paper we will present the performances achieved to date.     

Principles for Finding Matrices for Immobilizing High-Level Wastes

The principles for selecting matrices for immobilizing high-level wastes are examined. It is concluded that actinides should be separated and embeeded in the matrix separately from fission products. The minimum significant specific activity, regulated by NRB-99, cannot be used to estimate the storage time. It is suggested that such values be established as a function of the leach rate of radionuclides and matrix materials from matrices. For this, a standard leaching method using pulverized materials must be specified. Two criteria are proposed for comparing matrix materials.     

Software for gamma cameras for mapping radioactive contamination

The software for portable systems for obtaining γ image with coding apertures (masks) is described. The software developed controls all systems that form an image and obtain shadow patterns, reconstructs the initial γ-image, and processes previously obtained images. The software is used with portable systems in which URA and MURA type masks with different rank are used as the coding aperture. Programs for modeling the process of obtaining shadow patterns using real apparatus which has different positionsensitive detectors are described. Possible configurations of new apparatus which could be of practical interest are examined.     

AC—600非能动安全特性分析

AC-600概念设计的研究重点包括堆芯、非能动安全系统及简化系统。本文讨论 AC-600自然循环能力、LOCA 或全厂断电期间,非能动安全系统的性能,也初步讨论了 AC-600对过剩反应性及热工水力瞬态的非能动限制。