严重事故下大功率压水堆IVR-ERVC有效性MELCOR研究

发布时间：2017-06-07 20:07

  本文关键词：严重事故下大功率压水堆IVR-ERVC有效性MELCOR研究，由笔耕文化传播整理发布。

【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。
【关键词】：1700MW级大功率压水堆 严重事故 熔池演化 IVR-ERVC
【学位授予单位】：上海交通大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2014
【分类号】：TL364.4
【目录】：

• 摘要6-7
• ABSTRACT7-11
• 图录11-13
• 表录13-14
• 第一章 绪论14-21
• 1.1 研究背景和意义14-15
• 1.2 国内外研究现状15-20
• 1.3 本文主要内容和研究思路20-21
• 第二章 大功率压水堆 MELCOR 建模21-45
• 2.1 严重事故分析程序 MELCOR 简介21-22
• 2.2 1700MWe 大功率压水堆电厂设计22-23
• 2.3 1700MWe 核电厂系统模型23-27
• 2.4 1700MWe 核电厂堆芯及下封头模型27-33
• 2.5 1700MWe 核电厂安全壳模型33-35
• 2.6 MELCOR 熔池结构及传热模型35-40
• 2.7 1700MWe 核电厂压力容器外部冷却流道 MELCOR 模型40-44
• 2.8 本章小结44-45
• 第三章 稳态计算结果45-51
• 3.1 稳态关键参数45-49
• 3.2 稳态结果分析49-50
• 3.3 本章小结50-51
• 第四章 瞬态事故分析结果51-82
• 4.1 事故序列选择及事故进程51-53
• 4.2 瞬态事故进程及堆芯坍塌熔毁53-65
• 4.2.1 瞬态事故进程53-58
• 4.2.2 堆芯坍塌熔毁及重新定位过程58-65
• 4.3 下封头热流密度分布及 IVR-ERVC 有效性评价65-75
• 4.4 关键参数及模型对 IVR-ERVC 有效性的影响75-81
• 4.4.1 金属层熔池质量对热流密度分布的影响76-78
• 4.4.2 氧化物熔池换热模型对热流密度分布的影响78-79
• 4.4.3 金属层熔池换热模型对热流密度分布的影响79-81
• 4.5 本章小结81-82
• 第五章 结论与展望82-84
• 5.1 本文主要工作82
• 5.2 主要结论82-83
• 5.3 创新点83
• 5.4 后续研究工作83-84
• 参考文献84-87
• 致谢87-88
• 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文88

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本文编号：430142