【摘要】：當(dāng)壓水堆核電廠發(fā)生嚴(yán)重事故時,堆芯熔化會導(dǎo)致大量的放射性裂變產(chǎn)物從堆芯釋放,如果安全殼同時失效,便會導(dǎo)致這些放射性核素釋放到外界環(huán)境中,對環(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,并對影響裂變產(chǎn)物行為的諸多因素進行分析,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,該源項可用于制定廠外應(yīng)急計劃。本文以600MW壓水堆核電廠為研究對象,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)重事故工況進行模擬,給出了具體的事故進程,分析了事故的熱工水力學(xué)響應(yīng),重點關(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)重事故工況下進行仿真,探究了不同安全殼失效模式對裂變產(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)物的總釋放份額對破口位置較敏感,而揮發(fā)性裂變產(chǎn)物的分布情況對破口位置較敏感;三類裂變產(chǎn)物的總釋放份額和釋放到安全殼內(nèi)的份額對破口尺寸都比較敏感;放射性核素釋放模型的選擇對各類裂變產(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程序的一個重要特點是其模塊化的結(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行時都是激活的，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力學(xué)模塊(CVH) 與FL模塊一起，計算控制體之間的質(zhì)量和能量流動控制體熱工動力學(xué)模塊(CVT) 為CVH模塊計算每個控制體內(nèi)的熱工動力學(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的流動熱構(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)定運行狀態(tài)，MELCOR 程序建模時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 個控制體，控制體之間由流道相連，詳細的節(jié)點劃分如圖 2.2 所示。
【學(xué)位授予單位】：哈爾濱工程大學(xué)
【學(xué)位級別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2015
【分類號】：TL364.4;TM623.91

【參考文獻】

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1 蔡偉;葉杰;徐良旺;;MSLB事故源項及放射性后果分析[J];原子能科學(xué)技術(shù);2014年06期

2 黃高峰;李京喜;曹學(xué)武;;AP1000小破口失水始發(fā)嚴(yán)重事故的源項研究[J];原子能科學(xué)技術(shù);2009年S2期

3 黃高峰;佟立麗;鄧堅;曹學(xué)武;;核電廠大破口失水事故始發(fā)嚴(yán)重事故的源項研究[J];原子能科學(xué)技術(shù);2009年07期

4 馬如冰;趙博;;百萬千瓦級核電廠蒸汽發(fā)生器失去給水事故源項計算分析[J];核安全;2007年04期

5 張森如;唐鋼;;秦山第二核電廠全廠斷電引發(fā)的嚴(yán)重事故初步分析[J];核安全;2004年02期

6 郎明剛,高祖瑛,周志偉,奚樹人;大亞灣核電廠全廠“斷電”事故裂變產(chǎn)物行為計算[J];核科學(xué)與工程;2002年04期

7 郎明剛,高祖瑛;嚴(yán)重事故分析程序[J];核動力工程;2002年02期

8 張孟琴,潘慶春;PWR核電站嚴(yán)重事故情況下放射性碘化學(xué)和安全噴淋[J];原子能科學(xué)技術(shù);1993年06期

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1 郭峰;嚴(yán)重事故放射性核素遷移仿真研究[D];哈爾濱工程大學(xué);2009年

2 樊申;秦山核電廠全廠斷電事故研究和廠外后果分析[D];中國原子能科學(xué)研究院;2005年

本文編號：2638726