基于ASTEC程序的反应堆严重事故下压力容器下封头传热分析

作     者：左嘉旭 宋维 安婕铷 庄少欣 石兴伟 ZUO Jiaxu;SONG Wei;AN Jieru;ZHUANG Shaoxin;SHI Xingwei

作者机构：生态环境部核与辐射安全中心北京100082 国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室北京100082 

基　　金：国家重点研发计划(No.2019YFB1900701)资助 

出 版 物：《核技术》 (Nuclear Techniques)

年 卷 期：2023年第46卷第1期

页      码：100-105页

摘      要：反应堆压力容器内熔融物滞留是先进反应堆设计严重事故缓解措施中的重要选项之一,在维持反应堆压力容器的完整性,包容堆芯熔融物方面具有重要作用。确保熔融物滞留有效性的关键是保证下封头内壁热负荷不超过下封头外壁面换热能力,而且在整个过程中不发生结构失效,即下封头剩余壁厚能够实现熔融物的承载。应用ASTEC程序,基于大型先进压水堆的设计,针对反应堆压力容器内熔融物滞留系统运行过程中冷却剂热工参数、下封头外壁面临界热流密度和最终下封头厚度进行计算分析,通过研究熔池对下封头的熔蚀和剩余厚度,判断下封头残留厚度对于熔融物的包容,评估系统的有效性。结果表明:在下封头较上部位置的部分区域内,换热较为剧烈,其中热流密度最大值出现在熔融物分两层的交界处,事故过程中下封头内壁将被熔融物金属层熔化,剩余厚度满足包容要求,但是最终剩余厚度十分有限。

主 题 词：严重事故 ASTEC 反应堆压力容器内熔融物滞留 临界热流密度 

学科分类：082703[082703] 08[工学] 0827[工学-食品科学与工程类] 

核心收录：

D　O　I：10.11889/j.0253-3219.2023.hjs.46.010603

馆 藏 号：203117831...