轻水堆堆芯熔化事故下压力容器完整性的防御和缓解对策研究

摘要

轻水反应堆的严重事故下,如三里岛事故,堆芯熔融物聚集在压力容器的下腔室,高温的堆芯熔化物将对压力容器的完整性构成很大的威胁,三里岛事故经验表明,熔融堆芯实现堆内冷却并最终滞留在反应堆堆腔内是可能的,若能使严重事故下最终能把熔融物滞留堆内冷却,则好处显而易见.否则,一时压力容器失效,安全壳的完整性很难得到保证,受到极大威胁,这将会引起大量的放射性物质的外泄.严重事故下堆芯熔化机理过于复杂,20多年来人们做过许多努力,但至今没有完全掌握.该课题研究的重点内容是严重事故管理方法,论文主要对该研究通过对压力容器外表面实施淹没冷却,导出压力容器内熔融物的热量,提出预防和缓解严重事故的对策,使压力容器不被熔穿.目前国内尚无从液固耦合方面研究压力容器的完整性,也未收集到国外这方面的资料可供参考,更无从监督管理对策角度分析压力容器内的严重事故现象.该课题的研究包括了数值计算分析和实验研究验证两个方面,分别对各自的结果进行分析,并对所得到的结果进行比较,从严重事故的判断角度提炼出严重事故防御和缓解的对策,希望对核安全监督管理工作有所帮助.数值计算方面,必须考虑到压力容器内熔化物对压力容器的破坏作用,压力容器外壁的冷却能力决定着壁面温度的走势,以及容器壁内热应力的分布,整个计算是一个液固耦合计算问题,因此,从计算角度给定了相应的边界条件,得到随时间变化的外壁温度的计算结果,并对结果进行分析和判断.实验研究方面,必须了解压力容器下腔室的外表面换热特性,研究余热导出的能力,做全尺寸工程实验(直径数米的半球形容器)不太现实,我们通过将球形表面看成许多不同倾斜角的平面,分别考虑各倾斜下表面的沸腾,实现对半球形表面池沸腾的研究与探讨.该文认为:在该严重事故历程阶段,若堆内与容器外都能为水冷却,欲保证压力容器完整性至少需满足两个条件:1)容器外表面冷却不超过DNB条件;2)容器应力不超过热疲劳容许的条件.