严重事故下裂变产物释放和迁移研究

发布时间：2020-04-24 08:07

【摘要】：当压水堆核电厂发生严重事故时,堆芯熔化会导致大量的放射性裂变产物从堆芯释放,如果安全壳同时失效,便会导致这些放射性核素释放到外界环境中,对环境和人类造成严重危害。通过研究不同类型裂变产物在不同严重事故工况下的释放和迁移特性,并对影响裂变产物行为的诸多因素进行分析,可以为制定严重事故缓解措施提供参考,满足严重事故管理的需要,其分析结果还可以用来确定裂变产物源项,该源项可用于制定厂外应急计划。本文以600MW压水堆核电厂为研究对象,利用MELCOR程序建立其严重事故分析模型,选取了大破口失水(LBLOCA)始发、全厂断电(SBO)始发以及蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)始发的严重事故工况进行模拟,给出了具体的事故进程,分析了事故的热工水力学响应,重点关注了惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的释放和迁移行为,分别从中选取有代表性的元素组进行分析,得出其释放份额、释放位置、分布情况和存在形态等结果,并探究了破口位置、破口大小、安全壳喷淋系统的开启、放射性核素释放模型的选择以及主泵轴封泄漏等因素对裂变产物行为的影响;最后选取了由氢气爆燃引起的安全壳早期失效、安全壳早期隔离失效、安全壳晚期超压失效以及安全壳旁路四种安全壳失效模式,分别在相应的严重事故工况下进行仿真,探究了不同安全壳失效模式对裂变产物行为的影响。结果表明:惰性气体类裂变产物的总释放份额在三种严重事故工况下比较接近;非挥发性的碱土金属组裂变产物在SBO始发严重事故下的总释放份额比在LBLOCA始发严重事故下算得的值要小很多,而在SGTR始发严重事故下的总释放份额介于另外两种工况之间;挥发性的CsI组裂变产物在SBO始发严重事故下的总释放份额最高。在LBLOCA始发的严重事故工况下,惰性气体的释放和迁移受破口位置影响较小,非挥发性裂变产物的总释放份额对破口位置较敏感,而挥发性裂变产物的分布情况对破口位置较敏感;三类裂变产物的总释放份额和释放到安全壳内的份额对破口尺寸都比较敏感;放射性核素释放模型的选择对各类裂变产物的释放和迁移行为影响较大,在选择释放模型时应慎重考虑。在SBO始发的严重事故工况下,主泵轴封泄漏的叠加对碱土金属组裂变产物的总释放份额、挥发性的CsI组裂变产物的总释放份额及分布情况影响较为显著。惰性气体类裂变产物和CsI组裂变产物在安全壳早期隔离失效的模式下向环境释放过程的持续时间较长,而非挥发性的碱土金属组裂变产物在安全壳晚期超压失效的模式下向外界环境的释放过程持续时间较长。
【图文】：

关系图,输入输出文件,关系图

图 2.1 MELGEN 和 MELCOR 及输入输出文件关系图MELCOR程序的一个重要特点是其模块化的结构，不同模块用于模拟事故中不同的物理过程或者用于完成程序的相关控制功能，MELCOR所包含的程序模块及其功能如表2.1所示。在这些模块中，并不是所有的模块在程序运行时都是激活的，用户可以根据自身的需要选择使用或激活相应的模块。表2.1 MELCOR所包含程序模块名称及功能模块名称模块功能控制体水力动力学模块(CVH) 与FL模块一起，计算控制体之间的质量和能量流动控制体热工动力学模块(CVT) 为CVH模块计算每个控制体内的热工动力学状态流道模块(FL)和CVH模块一起，模拟气体和液态水通过连接控制体的流道时的流动热构件模块(HS)模拟热构件与控制体水池及气空间之间的热工响应，处理热传导、对流、热辐射以及无钢衬水泥的气体释放堆芯模块(COR)模拟燃料和其它堆芯及下腔室构件的性能，包括加热、流道堵塞、熔渣形成和迁移、下封头失效以及堆芯材料向安全壳内的释放下封头模块(BH) 由ORNL开发，可替换COR模块中下封头模型

示意图,节点划分,示意图,电厂

假设事故发生前，，核电厂处于满功率稳定运行状态，MELCOR 程序建模时所用到的电厂初始参数如表 2.3 所示：表2.3 建模所用的电厂初始参数表[44,48]参数初始值参数初始值堆芯热功率（MW） 1930 堆芯高度（mm） 3658运行压力（MPa） 15.5 燃料组件数（组） 121反应堆入口温度（℃） 293.4 二次侧蒸汽压力（MPa） 6.71反应堆出口温度（℃） 326.6 二次侧蒸汽流量（t/h） 1951冷却剂平均温度（℃） 310.0 给水温度（℃） 230环路流量（m3/h） 24290×2 安注箱水容积（m3） 33.22.3.2 模型的建立在本文的电厂模型中，把一回路系统和二回路系统共分为 24 个控制体，控制体之间由流道相连，详细的节点划分如图 2.2 所示。
【学位授予单位】：哈尔滨工程大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2015
【分类号】：TL364.4;TM623.91

【参考文献】