压水堆严重事故堆内熔融物滞留仿真研究
发布时间：2021-04-09 00:59
根据核电厂纵深防御和多道屏障原则,严重事故下若能把熔融物滞留在压力容器内部（In-VesselRetention,IVR）,则可避免堆芯熔融物熔穿压力容器与堆腔混凝土相互作用,还可缓解诸如安全壳内氢气爆炸、安全壳超压等一系列严重的事故后果。目前压力容器外部冷却（External Reactor Vessel Cooling,ERVC）是实现IVR的重要策略之一,非能动ERVC系统亦是第三代核电系统的重要特证之一。本文的主要内容为:在基于实验数据评估RELAP5程序计算ERVC的适用性基础上,研究非能动ERVC系统内两相自然循环特性;分析研究AP1000核电系统在4个典型的严重事故序列下与IVR-ERVC相关的现象:对含热源的全尺寸ERVC系统进行三维仿真研究:对比研究不同的下封头外侧对流换热公式。首先为了研究压力容器-绝热层内两相自然循环流动特性,本文基于RELAP5程序建立AP1000的ERVC系统模型,以定热流密度为热边界,研究了系统内两相自然循环能力,并对主要的热工水力参数和结构参数的影响进行了分析,结果表明,若堆腔水淹水位高于约5.5m时,AP1000的ERVC系统设计仅依靠自...
【文章来源】：哈尔滨工程大学黑龙江省 211工程院校
【文章页数】：141 页
【学位级别】：博士
【部分图文】：
ULPU系列实验装置示意图
Ｆｉｇ．?１．２?ＥＲＩ?ＩＶＲ?ＡＮＡＬＹＳＩＳ?ＭＯＤＵＬＥ?ｐｒｏｇｒａｍ?ｍａｉｎ?ｗｉｎｄｏｗ??．３压力容器－绝热层间隙流道内冷却剂的两相流动??关于ＩＶＲ－ＥＲＶＣ的研究最幵始主要是集中在熔池的传热特性上，ＲＰＶ－绝热层以上实验中甚至其敏感性分析中也往往仅被当作边界条件略加考虑，然Ｕ－ＩＶ和Ｖ实验中可以看到，ＲＰＶ－绝热层内流动对ＣＨＦ的影响是很大的，因受到关注，国际上就目前使用ＥＲＶＣ策略的核电厂来说，为了提高反应堆的固，绝大多数核电厂均使用非能动ＥＲＶＣ系统，但是由于非能动ＥＲＶＣ系统内力较弱，其流动对结构参数和周围环境有较强的依赖性，而且间隙内的流动特响到熔池的传热，因此探明ＥＲＶＣ结构、环境参数对冷却剂流动和传热特性的影响对于ＥＲＶＣ系统的设计和运行具有重要意义。??（１）?ＣＹＢＬ?实验［４１］??美国能源部（ＤＯＥ）的新生产堆（ＮＰＲ）计划资助圣地亚（Ｓａｎｄｉａ）国家实验个验证新重水生产堆（ＨＷＲＮＰＲ）堆腔淹没后对ＲＰＶ冷却的有效性，并推广轻水堆，为核电厂风险或者安全评估提供腔淹没可以实现堆内熔融物滞留的实验之前，仅有小尺寸加热面向下的池式沸腾实验数据，尚未有模拟反应堆
回顶部未封闭ＩＲＷＳＴ，从出口流出的冷却水随后流进安全壳底部排水坑（Ｒｅａｃｔｏｒ??Ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ?Ｄｒａｗ?Ｔａｎｋ，ＲＣＤＴ），然后流过节气阀返回堆腔，从而保证了对下封头长期??的自然循环冷却。具体运行流程见图２．１。??｜?安全光２间??ｒｆｅｆ?Ｉ?｜??，ｊ?＼?ｉ?；?．?ｊ?Ｊ?）?ＩＲＷＳＴ??［＼Ｊ｜?－?＇侧???：Ｉ?ＲＣＤＴ??－——－ｉＪ???图２．１?ＥＲＶＣ系统运行示意图??Ｆｉｇ．２．１?Ｓｃｈｅｍａｔｉｃ?ｏｆ?ＥＲＶＣ?ｓｙｓｔｅｍ?ｏｐｅｒａｔｉｏｎ??２．?２用ＲＥＬＡＰ５程序建立ＥＲＶＣ系统模型??２．２．１?ＥＲＶＣ系统模型的建立??利用ＲＥＬＡＰ５程序建立的ＥＲＶＣ系统模型，如图２．２（ａ）所示。控制体１２０表示安全??壳水池空间，１４０表示堆腔空间，１５０表示绝热层和ＲＰＶ间隙流道入口，与水平方向的??１９??
本文编号：3126602
【文章来源】：哈尔滨工程大学黑龙江省 211工程院校
【文章页数】：141 页
【学位级别】：博士
【部分图文】：
ULPU系列实验装置示意图
Ｆｉｇ．?１．２?ＥＲＩ?ＩＶＲ?ＡＮＡＬＹＳＩＳ?ＭＯＤＵＬＥ?ｐｒｏｇｒａｍ?ｍａｉｎ?ｗｉｎｄｏｗ??．３压力容器－绝热层间隙流道内冷却剂的两相流动??关于ＩＶＲ－ＥＲＶＣ的研究最幵始主要是集中在熔池的传热特性上，ＲＰＶ－绝热层以上实验中甚至其敏感性分析中也往往仅被当作边界条件略加考虑，然Ｕ－ＩＶ和Ｖ实验中可以看到，ＲＰＶ－绝热层内流动对ＣＨＦ的影响是很大的，因受到关注，国际上就目前使用ＥＲＶＣ策略的核电厂来说，为了提高反应堆的固，绝大多数核电厂均使用非能动ＥＲＶＣ系统，但是由于非能动ＥＲＶＣ系统内力较弱，其流动对结构参数和周围环境有较强的依赖性，而且间隙内的流动特响到熔池的传热，因此探明ＥＲＶＣ结构、环境参数对冷却剂流动和传热特性的影响对于ＥＲＶＣ系统的设计和运行具有重要意义。??（１）?ＣＹＢＬ?实验［４１］??美国能源部（ＤＯＥ）的新生产堆（ＮＰＲ）计划资助圣地亚（Ｓａｎｄｉａ）国家实验个验证新重水生产堆（ＨＷＲＮＰＲ）堆腔淹没后对ＲＰＶ冷却的有效性，并推广轻水堆，为核电厂风险或者安全评估提供腔淹没可以实现堆内熔融物滞留的实验之前，仅有小尺寸加热面向下的池式沸腾实验数据，尚未有模拟反应堆
回顶部未封闭ＩＲＷＳＴ，从出口流出的冷却水随后流进安全壳底部排水坑（Ｒｅａｃｔｏｒ??Ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ?Ｄｒａｗ?Ｔａｎｋ，ＲＣＤＴ），然后流过节气阀返回堆腔，从而保证了对下封头长期??的自然循环冷却。具体运行流程见图２．１。??｜?安全光２间??ｒｆｅｆ?Ｉ?｜??，ｊ?＼?ｉ?；?．?ｊ?Ｊ?）?ＩＲＷＳＴ??［＼Ｊ｜?－?＇侧???：Ｉ?ＲＣＤＴ??－——－ｉＪ???图２．１?ＥＲＶＣ系统运行示意图??Ｆｉｇ．２．１?Ｓｃｈｅｍａｔｉｃ?ｏｆ?ＥＲＶＣ?ｓｙｓｔｅｍ?ｏｐｅｒａｔｉｏｎ??２．?２用ＲＥＬＡＰ５程序建立ＥＲＶＣ系统模型??２．２．１?ＥＲＶＣ系统模型的建立??利用ＲＥＬＡＰ５程序建立的ＥＲＶＣ系统模型，如图２．２（ａ）所示。控制体１２０表示安全??壳水池空间，１４０表示堆腔空间，１５０表示绝热层和ＲＰＶ间隙流道入口，与水平方向的??１９??
本文编号：3126602
本文链接：https://www.wllwen.com/projectlw/hkxlw/3126602.html
