开题报告——严重事故堆芯熔化研究

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1、开题报告论文题目：严重事故堆芯熔化研究分析系部班级姓名学号一、选题1、选题：严重事故堆芯熔化研究。2、严重事故堆芯熔化研究的意义一般來说，核反应堆的严重事故可以分为两大类：一类为堆芯熔化事故(CMAs),当堆芯丧失余热载出手段后，堆芯开始升温，随着温度的逐渐上升，包壳首先熔化，然后控制棒解体，进而燃料芯块熔化、下移，造成堆芯支撑结构失效和堆芯解体。堆芯熔化后的作用机理如下：(1)堆内构件影响流动和熔化喷射；(2)碎片残骸和水在下腔室相互作用，导致碎片分裂成更小的微粒；(3)新的碎片对下腔室已经形成的碎片床的直接碰撞；(4)碎片床，水和压力容器之间的热量和质量传递；(5)熔化的固体碎

2、片继续形成熔融池外壳，阻止熔融池外壳稳定性；(6)水在固体微粒碎片中的蒸发以及化学反应；(7)下封头可能熔穿或失效。另一类为堆芯解体事故(CDAs)o堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充.分，引起堆芯裸露，升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级。堆芯解体事故是由于快速引入巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺度为秒量级。压水堆的固有负反应性温度反馈特性和专设安全设施，堆芯解体事故发生在压水堆中的可能性极小，因此压水堆中主要针对堆芯熔化事故进行研允。在压水堆核电站屮，虽然发生堆芯熔化事故的概率远远低于设计基准事故，但是严重事故的潜在风险及其发生后对

3、公众安全和环境的威胁却相当大。因此，必须对严重事故进行深人、全面的研究，制定严重事故的管理规程嘲。核电厂严重事故的研究，对于有效缓解发生严重事故的危害程度，降低堆芯损坏概率具有重要意义，同时也是事故防御和阻滞的有效手段。但是由于受到实验条件以及实验本身的局限性的制约，开展严重事故的实验较少，目前比较普遍的是采用仿真软件对严重事故的过程和现象进行模拟，从而形成对事故进程及后果的客观评价。二、背景分析目前，国际上已经开展了一些模拟堆芯熔化的研究项目，例如法国核安全与辐射防护研究所(IPSN)及欧共体(EC)分别成功的进行了堆芯熔化实验模拟，实验主要研究低圧熔堆；日本利用大型ALPHA装

4、置研究假想堆芯熔化事故下安全壳的载荷及性能，评价可能的事故管理措施；EPR1主持的VEGA项目、WIND项目，NSRR项目，利用VEGAWIND装置研究各种堆芯熔化事故下燃料行为，及其与控制组件、结构材料的相互作用。1、国内研究现状目前已开展的过程比较全的堆芯熔化实验有中国快堆的在瞬问流动封锁过程中的热工水力现象调查，实验的目的在于调查研究中国实验快堆安全特性下的堆芯解体事故，以检验实验快堆的安全性。由于受到实验设备和实验条件的制约，国内严重事故研究主要从事严重事故的仿真，通过给定能够触发严重事故的事故序列(例如LOCA事故，全厂断电事故等)，及相应的初始参数，建立仿真模型，通过灵

5、活、友好的图形界面，为严重事故分析提供可视化分析工具。国内引进了用于分析堆芯熔化状态及损坏程度的机理性程序ICARE2,它能预测堆芯的热工水力行为、堆芯损坏过程以及化学反应等，同时，它还包括一些简单的模型，分析堆芯熔渣床的行为。另外，还引进了堆芯熔化过程的整体分析程序包ESCARE,用于分析严重事故下堆芯行为、热工水力响应、堆坑中熔渣与混凝土间的相互作用聶盘守。一些相关的科研单位也逐步开展了相应的仿真研究工作，上海核工程研究设计院关于核电厂严重事故的研究始于20世纪80年代末，1995-2000年，与屮国核动力研究设计院合作申请IAEA技术援助项目获得成功，建立了严重事故PSA分析

6、软件系统。核电厂也开展了一些关于堆芯熔化的严重事故研究工作，例如用STCP进行大亚湾核电站的堆芯熔化事故的主导序列分析，用MELCOR程序进行秦山二期核电厂的主导事故序列分析。2、国外研究现状美国进行了高压下熔渣的分布实验模拟，以1/10的刻度比例在14.5MPa的高压下进行熔融堆芯的熔渣分布模拟，目的是为了更深入的了解熔渣的流动分布机理，用氮气加压来模拟实际过程的蒸汽加压。美国橡树岭国家实验室进行了沸水堆的堆芯熔化实验模拟，目的是想了解关于金属熔化时流动到堆芯较低区域的重新定位的不确定性行为，以及熔化的错和不锈钢以及燃料Z间的共晶情况。法国进行了熔渣的外壳被飞溅气体的夹带效应实验

7、，目的是定性和定量的分析这种夹带效应现彖，还包括模拟随着材料粘性增加的熔渣的富集。汉城国立大学和美国宾夕法尼亚州立大学以及美国爱达荷州国家实验室共同进行了在压力容器捕集器中模拟堆芯熔化的实验，此实验采用氧化铝的熔化进行模拟，实验中使用半球状的测试段。德国等欧洲国家共同模拟的四次大刻度实验，包括QUENCH,LIVE,DISCO,和COMET,其中QUENCH这个实验适用于所有类型的反应堆，它提供了一个在严重事故和设计基准事故之间的链接，其中DISCO.L2是关于动力流