严重事故下大功率先进压水堆IVR-ERVC有效性分析

2016-04-12刘晓晶

核科学与工程 2016年1期

关键词：模型

金越，刘晓晶，程旭，陈薇

严重事故下大功率先进压水堆IVR-ERVC有效性分析

金越1，刘晓晶1，程旭1，陈薇2

（1．上海交通大学，上海200240；2．国核科学技术研究院，北京100029）

通过压力容器外部冷却（ERVC）以实现堆内熔融物滞留（IVR）作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文使用严重事故分析程序MELCOR，从瞬态角度对大型先进压水堆进行了IVR-ERVC相关研究。过程中重点关注了堆芯熔毁和重新定位，熔池形成、生长及其传热过程，并且对压力容器外部流动传热进行了分析。MELCOR计算所得下封头热流密度分布的瞬态结果与临界热流密度（CHF）比较和分析表明，1 700 MWe大功率压水堆发生严重事故后在IVRERVC条件下能够保证压力容器的完整性，即，IVR-ERVC能够有效带出下封头熔融物的衰变热量，缓解严重事故后果。

严重事故；瞬态分析；堆芯熔毁；熔池形成；IVR-ERVC

IVR-ERVC技术已广泛应用于第三代先进核能反应堆的设计以及部分现有商用反应堆的严重事故缓解，例如美国设计的AP600，AP1000型压水堆［1，2，6］，韩国设计的APR1400型压水堆［7］等。IVR-ERVC亦将成为中国未来先进核能反应堆安全设计的选择之一。目前，中国自主设计的CAP1400型反应堆已采用该技术，而正在设计中的更大型压水反应堆同样将之列为设计方案。

本文应用严重事故程序MELCOR对 1 700 MWe级大功率先进压水堆严重事故的瞬态进程进行了计算分析研究，并重点关注了IVR-ERVC过程。