發(fā)布時(shí)間：2020-04-22 00:33

【摘要】：核電廠發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí),在同樣的事故條件下,不同的材料由于其某些物理和化學(xué)性質(zhì)的差異,會表現(xiàn)出不同的行為,從而給嚴(yán)重事故的進(jìn)程造成不同的影響。因此,在核電廠安全分析中,除考慮事故條件外,還應(yīng)考慮堆內(nèi)材料特性這一因素。本文利用一體化安全分析程序MELCOR1.8.5,以二代堆的大破口事故引發(fā)的嚴(yán)重事故為切入點(diǎn),研究了堆內(nèi)材料特性對典型嚴(yán)重事故進(jìn)程的影響。首先,本文在假設(shè)除安注箱外所有專設(shè)安全設(shè)施失效的情況下,計(jì)算了大破口引發(fā)的嚴(yán)重事故進(jìn)程;然后,以此為參照,選取了控制棒導(dǎo)向管、控制棒吸收體材料以及共晶模型,計(jì)算了選取不同材料或相關(guān)模型處于不同狀態(tài)時(shí)的嚴(yán)重事故進(jìn)程,分析了文中得出的計(jì)算結(jié)果,并通過對比材料或模型狀態(tài)不同時(shí)的嚴(yán)重事故進(jìn)程,確定了材料特性對典型嚴(yán)重事故進(jìn)程的影響;最后,本文對MELCOR1.8.5中若干與材料特性相關(guān)的參數(shù)進(jìn)行了敏感性分析,這些參數(shù)包括氣隙釋放溫度、再凝固傳熱系數(shù)和熔融物到下封頭傳熱系數(shù)。通過研究,本文得出如下結(jié)論:1、氧化特性、共晶效應(yīng)等堆內(nèi)材料特性對典型嚴(yán)重事故進(jìn)程有明顯的影響。相較于不銹鋼而言,鋯合金作為導(dǎo)向管材料時(shí),嚴(yán)重事故進(jìn)程會加快,堆內(nèi)會產(chǎn)生更多的氧化熱;相較于銀銦鎘,碳化硼作為控制棒吸收體材料時(shí),堆內(nèi)的氧化熱更高,且由于碳化硼與蒸汽的氧化反應(yīng)會產(chǎn)生一系列不凝性氣體,安全殼的大氣成分與銀銦鎘作為控制棒吸收體時(shí)的有所不同;開啟共晶模型時(shí),MELCOR1.8.5計(jì)算得到的嚴(yán)重事故進(jìn)程會明顯加快;2、嚴(yán)重事故進(jìn)程的計(jì)算結(jié)果對氣隙釋放溫度(包殼失效溫度)、再凝固傳熱系數(shù)、熔融物到下封頭傳熱系數(shù)等參量較為敏感。包殼失效溫度提高時(shí),計(jì)算得到的事故進(jìn)程會延緩;再凝固傳熱系數(shù)對事故進(jìn)程計(jì)算結(jié)果的影響不具有單調(diào)性,這與MELCOR1.8.5中關(guān)于堆芯熔毀的一系列子模型相互影響有關(guān);熔融物到下封頭傳熱系數(shù)除了影響下封頭失效時(shí)刻外,還會影響安全殼失效時(shí)刻。
【圖文】：

哈爾濱工程大學(xué)碩士學(xué)位論文的大氣壓力和溫度在短時(shí)間內(nèi)上升，導(dǎo)致了 125 s 時(shí)的峰值；(2)從 844 s 起，支撐構(gòu)件開始失效，這意味著壓力容器內(nèi)釋放階段的開始。在這一過程中，金屬-水反應(yīng)產(chǎn)生了大量的氫氣以及熱量，這部分不凝性氣體和熱量輸運(yùn)到安全殼空間內(nèi)，提高了安全殼內(nèi)大氣壓力和溫度；同時(shí)，從 1,423 s 起，安全殼內(nèi)開始出現(xiàn)爆燃，這進(jìn)一步惡化了安全殼大氣的熱工參數(shù)，使安全殼承擔(dān)了更大的應(yīng)力和熱負(fù)荷。這些因素共同導(dǎo)致了 4,310 s 時(shí)的峰值；

第 2 章 系統(tǒng)建模及參考進(jìn)程的計(jì)算和分析內(nèi)氫氣復(fù)合器失效。除金屬-水反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣外，一氧化碳也是重要的不凝性氣體。當(dāng)下封頭失效后，熔融物落入堆坑內(nèi)時(shí)，堆芯熔融物會與堆坑內(nèi)的混泥土發(fā)生 MCCI[22]，產(chǎn)生大量的水和二氧化碳；這些水和二氧化碳會穿過熔融物形成的碎片床(debris bed)；一般而言，，碎片床會分為金屬層和氧化物層，水和二氧化碳穿過金屬層時(shí)，會與金屬發(fā)生氧化-還原反應(yīng)，生成氫氣和一氧化碳，隨后，這些氣體進(jìn)入到安全殼空間內(nèi)。因此，本文也關(guān)注了安全殼穹頂內(nèi)一氧化碳的量。
【學(xué)位授予單位】：哈爾濱工程大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2017
【分類號】：TL364.4;TM623

【參考文獻(xiàn)】

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1 楊志義;種毅敏;張佳佳;馮進(jìn)軍;陳越超;李春;柴國旱;;關(guān)于核電廠設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況的初步探討[J];核安全;2015年04期

2 張帆;張彥招;趙新文;商學(xué)利;;船用堆失水事故元件包殼破損溫度閾值及氣隙釋放后果計(jì)算研究[J];原子能科學(xué)技術(shù);2014年01期

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2 尹峰;秦山二期擴(kuò)建工程嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)消氫措施的研究[D];上海交通大學(xué);2008年

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本文編號：2635919