模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析

模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析

ID:23896047

大小:58.50 KB

页数:8页

时间:2018-11-11

模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析_第1页
模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析_第2页
模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析_第3页
模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析_第4页
模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析_第5页
资源描述:

《模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析》由会员上传分享,免费在线阅读,更多相关内容在工程资料-天天文库

1、模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析毛辉辉1陈树1邓坚1向清安1肖红2(1.中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;2.环境保护部核与辐射安全中心,中国北京100082)【摘要】以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(PassiveCavityInjectionSystem,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程,并评价燃料棒结构状态。计算结果表明,堆芯支承板保持支撑燃料组件,堆芯大部分燃料组件包

2、壳保持棒状结构状态,PCIS冷却压力容器外壁面带出堆芯热量实现堆芯冷却。.jyqkforSmallModularReactorMAOHui-hui1CHENShu1DENGJian1XIANGQing-an1XIAOHong2(1.ScienceandTechnologyonReactorSystemDesignTechnologyLaboratory,NuclearPoentProtectionofP.R.China,Beijing,100082,China)【Abstract】ThemodelofSmallModularReactorisbuildusing

3、MELCORcode.Thispaperanalyzescoreheatremovedprocessthroughthe(PCIS),byselectingDVIdouble-cutruptureastheconservativesevereaccidentsequence,anddeterminethefuelrodstate.Theresultsshoblyallthetime,mostfuelrodcouldremainstanding,thecoreheatcouldberemovedthroughthe;Corecooling;MELCORcode0前

4、言中核集团研发的模块式小型堆,在成熟的压水堆核电技术的基础上,采用“非能动”的安全系统和“一体化”反应堆设计技术进行研究,其安全性和经济性达到第三代核能系统技术水平的革新型压水堆。非能动堆芯冷却系统失效的严重事故进程中,堆芯裸露、温度上升后,锆包壳出现裂纹导致裂变产物气体和气溶胶释放;随着围板和成型板熔化,吊篮温度快速上升,并通过水蒸气辐射换热加热压力容器内表面,然后非能动堆腔注水冷却压力容器外表面带出堆芯热量。堆芯热量通过辐射换热直接由非能动堆腔冷却系统带出的措施,目前应用于高温汽冷堆。高温气冷堆发生事故后,能动堆芯冷却失效时,采取非能动堆腔冷却系统(Pass

5、iveReactorCavityCoolingSystem,RCCS)带出堆芯热量,保证堆芯完好。堆芯热量通过辐射换热传递到堆芯吊篮、压力容器壁、RCCS璧面。RCCS采用大量小直径圆管以增大传热面积,但GT-MHR600[1]、清华高温气冷堆(HTR-10)的RCCS采用空气冷却,PBMR400[2]的RCCS采用水冷却。由于压水堆的自身特点,难以采取PCIS带出堆芯热量以保证堆芯完好,但是,模块式小型堆能否通过PCIS避免堆芯支承板失效、堆芯熔融物迁移到下封头。目前国内外还没有公开发表的文献对此问题进行研究。本文以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序

6、建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,分析PCIS投入后,堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程,并利用燃料棒失效模型评价其结构状态。1分析程序和分析模型1.1分析程序MELCOR是一个完整的第二代系统性严重事故分析程序,由桑迪亚国家实验室(SNL)为美国核管会(NRC)开发的PSA工具,能模拟轻水堆严重事故进程的主要现象,并能计算放射性核素的释放及其后果。本文使用MELCOR2.1版本(非常感谢环境保护部核与辐射安全中心提供了该程序的使用权),与MELCOR1.8.5相比,取消下封头(BH)模块,改进COR模块,新增乏燃料水

7、池和高温气冷堆模拟模型。在COR模块中,新增堆芯围板和成型板、堆芯和下腔室熔融池模型、熔融池硬壳形成模型、改进下封头传热失效模型等等。1.2电厂模型MELCOR模型模拟了一回路系统、二回路系统、自动卸压系统、非能动堆芯冷却系统和PCIS系统,节点图见图1。Fig.1SmallModularReactorNodingDiagram堆芯径向分为6环,第1环到第4环从内到外全为通道区域(燃料组件),第5环由通道区域(燃料组件)和旁通区域组成,第6环仅在下腔室。堆芯径向1到5环分别代表3.5、9.5、14、18、12个燃料组件。堆芯轴向划分为21段,第1到6段代表下封头

8、,第7段代表堆芯支承板,

当前文档最多预览五页,下载文档查看全文

此文档下载收益归作者所有

当前文档最多预览五页,下载文档查看全文
温馨提示:
1. 部分包含数学公式或PPT动画的文件,查看预览时可能会显示错乱或异常,文件下载后无此问题,请放心下载。
2. 本文档由用户上传,版权归属用户,天天文库负责整理代发布。如果您对本文档版权有争议请及时联系客服。
3. 下载前请仔细阅读文档内容,确认文档内容符合您的需求后进行下载,若出现内容与标题不符可向本站投诉处理。
4. 下载文档时可能由于网络波动等原因无法下载或下载错误,付费完成后未能成功下载的用户请联系客服处理。