严重事故下大功率压水堆IVR-ERVC有效性MELCOR研究

摘要

通过压力容器外部冷却(ERVC)以实现堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故管理的一项重要举措一直以来广泛受到国内外研究人员关注,并且在该领域已进行大量研究工作,对该问题有了一定的理论和实验基础。然而,之前的相关研究工作通常基于一种假设的最终稳态熔池模型,重点针对于相对低功率和中等功率反应堆,如AP600、AP1000等;而且大部分工作在进行IVR-ERVC有效性评价分析时未能考虑到压力容器内外情况的耦合。
　　本文基于严重事故分析程序MELCOR,对1700MW级大功率先进压水堆进行了瞬态IVR-ERVC研究,同时考虑到压力容器内外的耦合特征。
　　论文首先采用MELCOR程序建立起核电厂分析模型并对其建模的有效性进行了稳态计算验证。然后利用该模型进行了瞬态事故的计算和分析,重点关注了堆芯熔毁和重新定位,熔池形成、生长及其传热过程,并且对压力容器外部冷却的有效性进行了评估。下封头热流密度分布的MELCOR瞬态计算结果与下封头局部临界热流密度(CHF)值的比较和分析表明,当1700MW级大功率压水堆发生严重事故时,采用IVR-ERVC措施能够保证压力容器的完整性,即,IVR-ERVC能够有效带出下封头熔融物和堆芯材料的衰变热量,从而缓解严重事故后果。
　　最后,论文对大功率压水堆的设计参数和MELCOR计算中关键参数和相关模型进行了分析,考察了其对严重事故行为和计算结果的影响,并据此为核电厂的设计提出若干改进建议。

目录

封面

声明

中文摘要

英文摘要

目录

图录

表录

第一章 绪论

1.1研究背景和意义

1.2国内外研究现状

1.3本文主要内容和研究思路

第二章 大功率压水堆MELCOR建模

2.1严重事故分析程序MELCOR简介

2.2 1700MWe大功率压水堆电厂设计

2.3 1700MWe核电厂系统模型

2.4 1700MWe核电厂堆芯及下封头模型

2.5 1700MWe核电厂安全壳模型

2.6 MELCOR熔池结构及传热模型

2.7 1700MWe核电厂压力容器外部冷却流道MELCOR模型

2.8本章小结

第三章 稳态计算结果

3.1稳态关键参数

3.2稳态结果分析

3.3本章小结

第四章 瞬态事故分析结果

4.1事故序列选择及事故进程

4.2瞬态事故进程及堆芯坍塌熔毁

4.3下封头热流密度分布及IVR-ERVC有效性评价

4.4关键参数及模型对IVR-ERVC有效性的影响

4.5本章小结

第五章 结论与展望

5.1本文主要工作

5.2主要结论

5.3创新点

5.4后续研究工作

参考文献

致谢

攻读硕士学位期间已发表或录用的论文