【摘要】：當(dāng)壓水堆核電廠發(fā)生嚴(yán)重事故時(shí),堆芯熔化會(huì)導(dǎo)致大量的放射性裂變產(chǎn)物從堆芯釋放,如果安全殼同時(shí)失效,便會(huì)導(dǎo)致這些放射性核素釋放到外界環(huán)境中,對(duì)環(huán)境和人類造成嚴(yán)重危害。通過研究不同類型裂變產(chǎn)物在不同嚴(yán)重事故工況下的釋放和遷移特性,并對(duì)影響裂變產(chǎn)物行為的諸多因素進(jìn)行分析,可以為制定嚴(yán)重事故緩解措施提供參考,滿足嚴(yán)重事故管理的需要,其分析結(jié)果還可以用來確定裂變產(chǎn)物源項(xiàng),該源項(xiàng)可用于制定廠外應(yīng)急計(jì)劃。本文以600MW壓水堆核電廠為研究對(duì)象,利用MELCOR程序建立其嚴(yán)重事故分析模型,選取了大破口失水(LBLOCA)始發(fā)、全廠斷電(SBO)始發(fā)以及蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂(SGTR)始發(fā)的嚴(yán)重事故工況進(jìn)行模擬,給出了具體的事故進(jìn)程,分析了事故的熱工水力學(xué)響應(yīng),重點(diǎn)關(guān)注了惰性氣體、揮發(fā)性裂變產(chǎn)物和非揮發(fā)性裂變產(chǎn)物的釋放和遷移行為,分別從中選取有代表性的元素組進(jìn)行分析,得出其釋放份額、釋放位置、分布情況和存在形態(tài)等結(jié)果,并探究了破口位置、破口大小、安全殼噴淋系統(tǒng)的開啟、放射性核素釋放模型的選擇以及主泵軸封泄漏等因素對(duì)裂變產(chǎn)物行為的影響;最后選取了由氫氣爆燃引起的安全殼早期失效、安全殼早期隔離失效、安全殼晚期超壓失效以及安全殼旁路四種安全殼失效模式,分別在相應(yīng)的嚴(yán)重事故工況下進(jìn)行仿真,探究了不同安全殼失效模式對(duì)裂變產(chǎn)物行為的影響。結(jié)果表明:惰性氣體類裂變產(chǎn)物的總釋放份額在三種嚴(yán)重事故工況下比較接近;非揮發(fā)性的堿土金屬組裂變產(chǎn)物在SBO始發(fā)嚴(yán)重事故下的總釋放份額比在LBLOCA始發(fā)嚴(yán)重事故下算得的值要小很多,而在SGTR始發(fā)嚴(yán)重事故下的總釋放份額介于另外兩種工況之間;揮發(fā)性的CsI組裂變產(chǎn)物在SBO始發(fā)嚴(yán)重事故下的總釋放份額最高。在LBLOCA始發(fā)的嚴(yán)重事故工況下,惰性氣體的釋放和遷移受破口位置影響較小,非揮發(fā)性裂變產(chǎn)物的總釋放份額對(duì)破口位置較敏感,而揮發(fā)性裂變產(chǎn)物的分布情況對(duì)破口位置較敏感;三類裂變產(chǎn)物的總釋放份額和釋放到安全殼內(nèi)的份額對(duì)破口尺寸都比較敏感;放射性核素釋放模型的選擇對(duì)各類裂變產(chǎn)物的釋放和遷移行為影響較大,在選擇釋放模型時(shí)應(yīng)慎重考慮。在SBO始發(fā)的嚴(yán)重事故工況下,主泵軸封泄漏的疊加對(duì)堿土金屬組裂變產(chǎn)物的總釋放份額、揮發(fā)性的CsI組裂變產(chǎn)物的總釋放份額及分布情況影響較為顯著。惰性氣體類裂變產(chǎn)物和CsI組裂變產(chǎn)物在安全殼早期隔離失效的模式下向環(huán)境釋放過程的持續(xù)時(shí)間較長,而非揮發(fā)性的堿土金屬組裂變產(chǎn)物在安全殼晚期超壓失效的模式下向外界環(huán)境的釋放過程持續(xù)時(shí)間較長。
【圖文】：

圖 2.1 MELGEN 和 MELCOR 及輸入輸出文件關(guān)系圖MELCOR程序的一個(gè)重要特點(diǎn)是其模塊化的結(jié)構(gòu)，不同模塊用于模擬事故中不同的物理過程或者用于完成程序的相關(guān)控制功能，MELCOR所包含的程序模塊及其功能如表2.1所示。在這些模塊中，并不是所有的模塊在程序運(yùn)行時(shí)都是激活的，用戶可以根據(jù)自身的需要選擇使用或激活相應(yīng)的模塊。表2.1 MELCOR所包含程序模塊名稱及功能模塊名稱 模塊功能控制體水力動(dòng)力學(xué)模塊(CVH) 與FL模塊一起，計(jì)算控制體之間的質(zhì)量和能量流動(dòng)控制體熱工動(dòng)力學(xué)模塊(CVT) 為CVH模塊計(jì)算每個(gè)控制體內(nèi)的熱工動(dòng)力學(xué)狀態(tài)流道模塊(FL)和CVH模塊一起，模擬氣體和液態(tài)水通過連接控制體的流道時(shí)的流動(dòng)熱構(gòu)件模塊(HS)模擬熱構(gòu)件與控制體水池及氣空間之間的熱工響應(yīng)，處理熱傳導(dǎo)、對(duì)流、熱輻射以及無鋼襯水泥的氣體釋放堆芯模塊(COR)模擬燃料和其它堆芯及下腔室構(gòu)件的性能，包括加熱、流道堵塞、熔渣形成和遷移、下封頭失效以及堆芯材料向安全殼內(nèi)的釋放下封頭模塊(BH) 由ORNL開發(fā)，可替換COR模塊中下封頭模型

假設(shè)事故發(fā)生前，，核電廠處于滿功率穩(wěn)定運(yùn)行狀態(tài)，MELCOR 程序建模時(shí)所用到的電廠初始參數(shù)如表 2.3 所示：表2.3 建模所用的電廠初始參數(shù)表[44,48]參數(shù) 初始值 參數(shù) 初始值堆芯熱功率（MW） 1930 堆芯高度（mm） 3658運(yùn)行壓力（MPa） 15.5 燃料組件數(shù)（組） 121反應(yīng)堆入口溫度（℃） 293.4 二次側(cè)蒸汽壓力（MPa） 6.71反應(yīng)堆出口溫度（℃） 326.6 二次側(cè)蒸汽流量（t/h） 1951冷卻劑平均溫度（℃） 310.0 給水溫度（℃） 230環(huán)路流量（m3/h） 24290×2 安注箱水容積（m3） 33.22.3.2 模型的建立在本文的電廠模型中，把一回路系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)共分為 24 個(gè)控制體，控制體之間由流道相連，詳細(xì)的節(jié)點(diǎn)劃分如圖 2.2 所示。
【學(xué)位授予單位】：哈爾濱工程大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2015
【分類號(hào)】：TL364.4;TM623.91

【參考文獻(xiàn)】

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本文編號(hào)：2638726