IVR条件下堆芯熔融物迁移状态诊断方法研究

发布时间：2021-07-11 13:07

　　以华龙一号（HPR1000）为对象,基于其熔融物堆内滞留（IVR）系统专用监测仪表探究堆芯熔融物迁移状态的诊断方法。通过对大破口失水事故（LBLOCA）、全厂断电（SBO）事故等导致的典型严重事故分析发现,堆芯熔融物迁移至下封头后压力容器（RPV）外壁面温度会发生显著变化,倾斜角为45°位置的RPV外壁面温度上升幅度可达150℃～200℃。基于研究结果,提出了堆芯熔融物迁移的判定准则,即在IVR系统成功投入的前提下,当监测到下封头外壁面温度显著上升时,则认为熔融物已淹没至下封头半高度位置处,可判定堆芯熔融物已发生大量迁移。 

【文章来源】：核动力工程. 2020,41(S2)北大核心EICSCD

【文章页数】：4 页

【部分图文】：

华龙一号堆腔状态监测示意图

对LBLOCA严重事故工况进行了分析，包括无安全壳喷淋和有安全壳喷淋2种情况，以探究将下封头外壁温变化作为表征信息的可行性。图3给出了事故后堆芯内剩余材料的质量，大约3700 s之后堆芯熔融物开始向下腔室大量迁移。图4和图5分别给出了无安全壳喷淋和有安全壳喷淋条件下RPV下封头外壁面5个节点的温度变化，节点1～节点5对应的下封头位置倾斜角依次增加，倾斜角45°位置的轴向外壁温测点对应节点3位置。

图4和图5分别给出了无安全壳喷淋和有安全壳喷淋条件下RPV下封头外壁面5个节点的温度变化，节点1～节点5对应的下封头位置倾斜角依次增加，倾斜角45°位置的轴向外壁温测点对应节点3位置。图4 下封头外壁温变化（LBLOCA-无喷淋）

【参考文献】：
期刊论文
[1]华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究[J]. 朱大欢,邓纯锐,吴清,向清安,刘昌文,冷贵君,张明,侯丼强,张晓华,陈彬,关仲华,武铃珺,邹志强,王小吉,张震.  核动力工程. 2019(S1)



本文编号：3278152