IVR条件下堆芯熔融物迁移状态诊断方法研究

以华龙一号(HPR1000)为对象,基于其熔融物堆内滞留(IVR)系统专用监测仪表探究堆芯熔融物迁移状态的诊断方法。通过对大破口失水事故(LBLOCA)、全厂断电(SBO)事故等导致的典型严重事故分析发现,堆芯熔融物迁移至下封头后压力容器(RPV)外壁面温度会发生显著变化,倾斜角为45°位置的RPV外壁面温度上升幅度可达150℃～200℃。基于研究结果,提出了堆芯熔融物迁移的判定准则,即在IVR系统成功投入的前提下,当监测到下封头外壁面温度显著上升时,则认为熔融物已淹没至下封头半高度位置处,可判定堆芯熔融物已发生大量迁移。     

反应堆压力容器外水冷条件下贯穿件完整性分析

严重事敝下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效.在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离.结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(EVVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物小能通过贯穿件失效向堆腔迁移.     

AP1000 IVR三层熔融池结构评价分析

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属层越厚,轻金属层集热效应越强。     

三层熔池结构对AP1000反应堆压力容器外壁面热流密度的影响

严重事故后期,反应堆压力容器（RPV）下腔室内熔融物（U-Zr-O-Fe）可能发生分层。但目前采用的三层熔池结构分析模型之间有较大差异。本文采用了3种不同熔池结构模型:Esmaili & Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、MAAP5程序模型分别计算了AP1000电厂的三层熔池结构并对RPV外壁面热流密度分布进行分析。结果表明,3种计算模型计算的熔池结构差异很大,进而影响了RPV外侧的热流密度分布。相比Esmaili & Khatib-Rahbar模型,Seiler模型更为保守。而MAAP5程序模型虽然在计算氧化物层和重金属层成分时是基于热力学理论,但轻金属层成分的确定方法尚待进一步改进。      

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。      

三层熔池结构IVR分析程序开发及验证

目前对熔融物堆内滞留（IVR）进行分析时,主要采用两层熔池模型进行点估算分析。然而随着研究的深入,已有IVR分析程序不能准确模拟三层熔池模型。为此,本文采用三层熔池模型开发了模块化IVR分析程序SPIRE,并对计算结果进行了验证。结果表明,SPIRE程序的计算结果与文献结果吻合较好,适用于IVR分析。利用SPIRE程序进行分析可知,与两层熔池相比,三层熔池结构下压力容器底部和轻金属层热流密度均会有明显增强。敏感性分析结果表明,铀氧化份额和不锈钢总质量会显著影响热流密度分布及最大临界热流密度比。     

IVR熔池分层模型对压力容器安全裕量分析的影响

严重事故缓解策略熔融物堆内滞留（IVR）有效性评价方法中,关于压力容器下封头内的熔池结构是最具争议的问题。本工作对目前国际上采用的稳定熔池2层和3层结构,以及在熔池形成过程中可能形成的4层结构进行了比较研究,建立了这3种结构下的熔池分层传热模型,并分析了3种结构在不同反应堆功率水平下对压力容器有效性的影响。结果表明,压力容器安全裕量随反应堆功率的升高而减小,在4层熔池结构下发生压力容器熔穿失效的可能性最大。     

自由液面饱和工况下压力容器外部自然循环及CHF的特性分析

基于一维稳态两相守恒方程、低流速过冷沸腾净蒸汽点计算方法和漂移流模型,建立反应堆压力容器(RPV)外部自然循环特征分析的数值计算模型。结合SULTAN关系式,综合分析熔融物衰变热功率、流道间隙、入口阻力系数和堆腔淹没水位对RPV外部冷却过程的影响。     

IVR策略下一回路晚期再注水压力风险分析

参考某百万千瓦级核电厂设计,针对堆内熔融物滞留（IVR）策略投入后晚期（即压力容器下封头已形成熔融池的情况下）可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再注水时间、再注水流量及严重事故泄压阀开启数量对一回路的压力影响,得到了各措施的影响规律,并针对严重事故管理策略提出建议。      

反应堆压力容器下腔室交混特性的数值模拟方法研究

反应堆冷却剂系统蒸汽管道发生破口事故后,硼溶液在反应堆压力容器下腔室的对流交混特性对于反应堆安全分析及事故后缓解与抑制策略制定均有重要作用。本文基于实验结果分析了反应堆压力容器下腔室的交混特性及浓度扩散过程,采用数值模拟方法结合实验数据比较了几种主要模型计算结果的准确性与可靠性。分析结果表明,压力容器下腔室的交混特性呈现出外围扩散特征,温度梯度法与组分输运模型具备描述浓度梯度扩散过程的能力,但在细节分布上仍存在进一步改善与优化的空间。     

反应堆下腔室结构优化设计

对目前现有的反应堆下腔室结构的不足进行优化分析,针对性地提出解决措施。分析中重点从下腔室结构的稳定性、可靠性和流场的不均匀性入手,采用简化结构和计算流体力学(CFD)计算下腔室流场,使反应堆下腔室具有结构简单、稳定可靠、流场均匀等特点。     

华龙一号反应堆下腔室结构优化设计

在华龙一号反应堆结构设计中,为提高反应堆结构的安全性,将堆芯测量探测器从反应堆下腔室引出改为从反应堆压力容器顶盖引出,下腔室结构发生改变,影响了堆芯入口流场的均匀性,故需要重新设计下腔室搅混结构以使流场分布均匀。通过对比百万千瓦级国产化二代改进型压水堆（CNP1000）、百万千瓦级先进非能动型压水堆（AP1000）及欧洲先进压水堆（EPR）3种堆型反应堆下腔室结构,结合华龙一号自身下腔室结构特点,借鉴其他堆型以及提出新型结构,共提出了4种结构优化方案,分别对不同方案进行建模并利用计算流体力学（CFD）分析软件进行计算,从结构、制造、安装及流场分析等方面对4种新型下腔室搅混结构和CNP1000下腔室搅混结构进行对比分析,得出采用流量分配板结构的反应堆下腔室搅混结构为最优方案,其既能均匀搅混下腔室流场,又能使堆芯入口流量分配均匀。      

Validation of a Computational Simulation Method for Evaluating Thermal Stratification in the Reactor Vessel Upper Plenum of Fast Reactors

Validation of a numerical simulation method is carried out for thermal stratification phenomena in the reactor vessel upper plenum of advanced sodium-cooled fast reactors. The study mainly focuses on the fundamental applicability of commercial computational fluid dynamics (CFD) codes as well as an inhouse code to the evaluation of thermal stratification behavior including the simulation methods such as spatial mesh distribution and RANS-type turbulence models in the analyses. Two kinds of thermal stratification tests are used in the validation, which is done for relatively simple- and conventional-type upper plenum geometries with water and sodium as working fluids. Quantitative comparison between the simulation and test results clarifies that when used with a high-order discretization scheme of the convection term, the investigated CFD codes are applicable to evaluations of the basic behaviors of thermal stratification and especially the vertical temperature gradient of the stratification interface, which is important from the viewpoint of structural integrity. No remarkable difference is seen in the simulation results obtained using different RANS turbulence models, namely, the standard kε model, the RNG k-ε model, and the Reynolds stress model. It is further confirmed in a numerical experiment that the distribution of two or more meshes within the stratification interface will lead to accurate simulation of the interface temperature gradient with less than 10% error.     

Corium retention for high power reactors by an in-vessel core catcher in combination with External Reactor Vessel Cooling

If there were inadequate cooling during a reactor accident, a significant amount of core material could become molten and relocate to the lower head of the reactor vessel, as happened in the Three Mile Island Unit 2 (TMI-2) accident. If it is possible to ensure that the vessel lower head remains intact so that relocated core materials are retained within the vessel, the enhanced safety associated with these plants can reduce concerns about containment failure and associated risk. For example, the enhanced safety of the Westinghouse Advanced 600 MWe Pressurized Water Reactor (AP600), which relied upon External Reactor Vessel Cooling (ERVC) for in-vessel retention (IVR), resulted in the United States Nuclear Regulatory Commission (US NRC) approving the design without requiring certain conventional features common to existing Light Water Reactors (LWRs). Accordingly, IVR of core melt is a key severe accident management strategy adopted by some operating nuclear power plants and proposed for some advanced light water reactors. However, it is not clear that currently-proposed methods to achieve ERVC will provide sufficient heat removal for higher power reactors. A US–Korean International Nuclear Energy Research Initiative (INERI) project has been initiated in which the Idaho National Engineering and Environmental Laboratory (INEEL), Seoul National University (SNU), Pennsylvania State University (PSU), and the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) will determine if IVR is feasible for reactors up to 1500 MWe. This paper summarizes results from the first year of this 3-year project.     

壳式与池式核供热堆的比较

本文对壳式与池式核供热堆的设计参数进行了分析比较，对两种堆型的优缺点进行了对比。以供堆型选择参考。     

ASTEC程序中反应堆熔池结构对压力容器下封头换热计算的影响

反应堆严重事故工况下堆内环境复杂,针对下腔室内熔融物行为的试验非常有限,因此通常采用假设的熔池结构模型进行事故评价。本文使用ASTEC程序中的3种熔池结构模型,评价典型严重事故工况下不同熔池结构对下封头内壁换热及压力容器完整性的影响。计算结果表明:在外壁绝热且下封头失效仅使用温度限值的条件下,两层熔池结构导致下封头失效时间最短,且由于顶部金属层集热效应,失效位置位于熔池上部;三层熔池结构由于底层金属层的出现,使下封头下部温度持续升高而发生失效,但其失效时间长于两层熔池结构的情况。     

池式研究堆回路系统总体配置分析

池式研究堆的回路系统配置存在一定的共性,对于相同的堆型,大部分回路配置是可相互借鉴的.通过对国内外几座池式研究堆(法国ORPHEE堆、德国FRM-Ⅱ、韩国HANARO堆、中国先进研究堆(CARR))的回路总体配置情况进行比较,分析其各自的特点,归纳出池式研究堆回路总体配置分为4个部分:与堆芯冷却相关的系统、与重水相关的系统、与池水相关的系统及辅助系统.     

压力容器模型钢中富MnNi沉淀籽核构型探究

富Mn Ni沉淀(MNP)是低Cu压力容器钢(如A508-Ⅲ钢)在高剂量(如60~80 a寿期剂量)下引起脆化的主要因素之一,用分子静力学(MS)计算了溶质及缺陷之间的结合能与形成能,依据能量最低原理找出2类可能形成MNP的籽核构型:空位型籽核和间隙型籽核,其中空位型籽核为Cu-空位复合体(Cu-nVac,n≥3);间隙型籽核为混合型FeMn110-X(X为Mn、Ni或Cu等)复合体。     

脉冲堆堆水池的建造

堆水池的建造质量对脉冲堆的安全起着重要作用。在堆水池的建造过程中,通过对不同的砼配比进行试验,以普通砼代替了重砼。另外,在砼的浇灌时还采取了一系列措施,保证了水池的精确定位与不变形。建造质量符合设计要求。