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时间:2018-07-23
《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,更多相关内容在教育资源-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-科技创新论文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
2、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。关键词PCIS;堆芯冷却;MELCOR程序SevereAccidentAnalysisofCoreCoolingbyPassiveCavityInjectionSystemforSmallModularReactorMAOHui-hui1CHENShu1DENGJian1XIANGQing-an1XIAOHong2(1.ScienceandTechno
3、logyonReactorSystemDesignTechnologyLaboratory,NuclearPowerInstituteofChina,ChengduSichuan,610041,China;2.NuclearandRadiationSafetyCenter,MinistryofEnvironmentProtectionofP.R.China,Beijing,100082,China)【Abstract】ThemodelofSmallModularReactorisbuildusingMELCORcode.T
4、hispaperanalyzescoreheatremovedprocessthroughthewallofReactorPressureVesselbyPassiveCavityInjectionSystem(PCIS),byselectingDVIdouble-cutruptureastheconservativesevereaccidentsequence,anddeterminethefuelrodstate.Theresultsshowedthatcoresupportplatesupportthefuelass
5、emblyallthetime,mostfuelrodcouldremainstanding,thecoreheatcouldberemovedthroughthewallofReactorPressureVesselbyPCIS.【Keywords】PassiveCavityInjectionSystem;Corecooling;MELCORcode0前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
6、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(PassiveReactorCavityCoolingSystem,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
7、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
8、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
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