核電站發(fā)生高壓熔堆嚴(yán)重事故后,采取堆內(nèi)泄壓再注水的策略能夠有效緩解堆芯融化進(jìn)程,降低壓力容器失效風(fēng)險(xiǎn)。利用機(jī)理性分析程序SCDAP/RELAP5對(duì)百萬千瓦級(jí)壓水堆嚴(yán)重事故后泄壓注水對(duì)堆芯的影響進(jìn)行研究,通過分析堆芯在泄壓未注水、1 500K和2 800K時(shí)注水過程中燃料棒、碎片床和熔融池的行為特性,結(jié)果表明:泄壓雖然能夠降低壓力容器壓力,但是會(huì)過早的形成熔融池,致使熔融物較未泄壓先落入下腔室,從而加熱下封頭。泄壓后注水會(huì)使脆化的堆芯材料碎裂,較未注水情況形成更高的碎片床。在泄壓的基礎(chǔ)上,堆芯在1 500K時(shí)注水比2 800K時(shí)注水產(chǎn)生的可溶性裂變產(chǎn)物少,同時(shí)在1 500K時(shí)注水對(duì)壓力容器失效的延緩作用最明顯。

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【文章目錄】：
1 SCDAP/RELAP5模型與建模
    1.1 SCDAP/RELAP5模型
        1.1.1 堆芯部件傳熱模型
        1.1.2 材料氧化模型
        1.1.3 COUPLE模型
        1.1.4 裂變產(chǎn)物釋放模型
    1.2 堆芯建模
2 計(jì)算與分析
    2.1 條件假設(shè)
    2.2 923K泄壓未注水分析
    2.3 泄壓注水分析
        2.3.1 1 500K注水分析
        2.3.2 2 800K注水分析
    2.4 注水過程主要傳熱機(jī)理分析
    2.5 比較分析
3 總結(jié)



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