核反应堆低压事故工况下临界热流密度的研究

摘要

当前商业压水堆核电站在低压事故工况下普遍使用W-3关系式进行DNBR计算,而W-3关系式是基于早期的圆管和环管等的热工实验数据的.针对该状况,使用国内压水堆主要堆型的燃料元件实验数据对公式W-3和WRB-2进行在烧毁点的校验.结果表明在低压事故工况(针对MSLB事故工况)下,直接采用公式W-3和WRB-2均不能满足DNBR安全限值.通过归一化处理后,在低压区段(6.9＜P＜10MPa)W-3的DNBR限值小于其规定限值,可以用于核反应堆的设计,但不能用于更低压区段(P＜6.9MPa)的设计.同样,在P＜10MPa低压区段需要将WRB-2的DNBR限值提高至1.33后方可用于核反应堆的设计.因此开发针对现代压水堆燃料元件涵盖核电站低压事故工况的DNB计算关系式成为当务之急.