船用堆失水事故下堆舱模型敏感性分析

2014-03-20陈玉清刘俊腾

原子能科学技术 2014年1期

关键词：分析

陈玉清，杨磊，刘俊腾

（海军工程大学核能科学与工程系，湖北武汉 430033）

与压水堆核电厂安全壳作用类似，堆舱是作为船用反应堆放射性防护的最后一道屏障，对阻止事故条件下放射性物质向外扩散、减轻事故后果具有重要作用。船用堆堆舱与核电厂安全壳有较大不同，主要表现在：1）船用堆堆舱的净容积与堆功率的比值较小，在类似的破口失水事故下，堆舱的温度、压力参数变化更剧烈，核电厂安全壳设有设备隔间，事故条件下可有效防止设备共因故障，而船用堆堆舱设备密集，易引发设备故障叠加等共因失效事故；2）船用堆堆舱的外表面一般能全部或大部分被海水淹没，海水作为理想最终热阱，吸热能力较核电厂安全壳外大气好得多，对堆舱的降温降压作用更明显。因此，堆舱模型的优劣将直接影响到失水事故的模拟响应进程及事故后果，有必要对其开展敏感性分析研究。目前，已有很多学者［1-3］针对核电厂安全壳及船用堆堆舱在事故情况下的完整性进行了分析，但对安全壳或堆舱的建模方案的论证和敏感性分析还不够充分。本文将讨论失水事故下船用堆控制体划分方案对堆舱温度压力响应的影响。