根據(jù)核電廠縱深防御和多道屏障原則,嚴重事故下若能把熔融物滯留在壓力容器內(nèi)部（In-VesselRetention,IVR）,則可避免堆芯熔融物熔穿壓力容器與堆腔混凝土相互作用,還可緩解諸如安全殼內(nèi)氫氣爆炸、安全殼超壓等一系列嚴重的事故后果。目前壓力容器外部冷卻（External Reactor Vessel Cooling,ERVC）是實現(xiàn)IVR的重要策略之一,非能動ERVC系統(tǒng)亦是第三代核電系統(tǒng)的重要特證之一。本文的主要內(nèi)容為:在基于實驗數(shù)據(jù)評估RELAP5程序計算ERVC的適用性基礎(chǔ)上,研究非能動ERVC系統(tǒng)內(nèi)兩相自然循環(huán)特性;分析研究AP1000核電系統(tǒng)在4個典型的嚴重事故序列下與IVR-ERVC相關(guān)的現(xiàn)象:對含熱源的全尺寸ERVC系統(tǒng)進行三維仿真研究:對比研究不同的下封頭外側(cè)對流換熱公式。首先為了研究壓力容器-絕熱層內(nèi)兩相自然循環(huán)流動特性,本文基于RELAP5程序建立AP1000的ERVC系統(tǒng)模型,以定熱流密度為熱邊界,研究了系統(tǒng)內(nèi)兩相自然循環(huán)能力,并對主要的熱工水力參數(shù)和結(jié)構(gòu)參數(shù)的影響進行了分析,結(jié)果表明,若堆腔水淹水位高于約5.5m時,AP1000的ERVC系統(tǒng)設(shè)計僅依靠自... 

【文章來源】：哈爾濱工程大學(xué)黑龍江省 211工程院校

【文章頁數(shù)】：141 頁

【學(xué)位級別】：博士

【部分圖文】：

ULPU系列實驗裝置示意圖

Ｆｉｇ．?１．２?ＥＲＩ?ＩＶＲ?ＡＮＡＬＹＳＩＳ?ＭＯＤＵＬＥ?ｐｒｏｇｒａｍ?ｍａｉｎ?ｗｉｎｄｏｗ??．３壓力容器－絕熱層間隙流道內(nèi)冷卻劑的兩相流動??關(guān)于ＩＶＲ－ＥＲＶＣ的研究最幵始主要是集中在熔池的傳熱特性上，ＲＰＶ－絕熱層以上實驗中甚至其敏感性分析中也往往僅被當作邊界條件略加考慮，然Ｕ－ＩＶ和Ｖ實驗中可以看到，ＲＰＶ－絕熱層內(nèi)流動對ＣＨＦ的影響是很大的，因受到關(guān)注，國際上就目前使用ＥＲＶＣ策略的核電廠來說，為了提高反應(yīng)堆的固，絕大多數(shù)核電廠均使用非能動ＥＲＶＣ系統(tǒng)，但是由于非能動ＥＲＶＣ系統(tǒng)內(nèi)力較弱，其流動對結(jié)構(gòu)參數(shù)和周圍環(huán)境有較強的依賴性，而且間隙內(nèi)的流動特響到熔池的傳熱，因此探明ＥＲＶＣ結(jié)構(gòu)、環(huán)境參數(shù)對冷卻劑流動和傳熱特性的影響對于ＥＲＶＣ系統(tǒng)的設(shè)計和運行具有重要意義。??（１）?ＣＹＢＬ?實驗［４１］??美國能源部（ＤＯＥ）的新生產(chǎn)堆（ＮＰＲ）計劃資助圣地亞（Ｓａｎｄｉａ）國家實驗個驗證新重水生產(chǎn)堆（ＨＷＲＮＰＲ）堆腔淹沒后對ＲＰＶ冷卻的有效性，并推廣輕水堆，為核電廠風(fēng)險或者安全評估提供腔淹沒可以實現(xiàn)堆內(nèi)熔融物滯留的實驗之前，僅有小尺寸加熱面向下的池式沸騰實驗數(shù)據(jù)，尚未有模擬反應(yīng)堆

回頂部未封閉ＩＲＷＳＴ，從出口流出的冷卻水隨后流進安全殼底部排水坑（Ｒｅａｃｔｏｒ??Ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ?Ｄｒａｗ?Ｔａｎｋ，ＲＣＤＴ），然后流過節(jié)氣閥返回堆腔，從而保證了對下封頭長期??的自然循環(huán)冷卻。具體運行流程見圖２．１。??｜?安全光２間??ｒｆｅｆ?Ｉ?｜??，ｊ?＼?ｉ?；?．?ｊ?Ｊ?）?ＩＲＷＳＴ??［＼Ｊ｜?－?＇側(cè)???：Ｉ?ＲＣＤＴ??－——－ｉＪ???圖２．１?ＥＲＶＣ系統(tǒng)運行示意圖??Ｆｉｇ．２．１?Ｓｃｈｅｍａｔｉｃ?ｏｆ?ＥＲＶＣ?ｓｙｓｔｅｍ?ｏｐｅｒａｔｉｏｎ??２．?２用ＲＥＬＡＰ５程序建立ＥＲＶＣ系統(tǒng)模型??２．２．１?ＥＲＶＣ系統(tǒng)模型的建立??利用ＲＥＬＡＰ５程序建立的ＥＲＶＣ系統(tǒng)模型，如圖２．２（ａ）所示�？刂企w１２０表示安全??殼水池空間，１４０表示堆腔空間，１５０表示絕熱層和ＲＰＶ間隙流道入口，與水平方向的??１９??


本文編號：3126602