石兴伟，兰 兵，靖剑平，毕金生，张春明

(环境保护部核与辐射安全中心，北京100082)



大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究

石兴伟，兰 兵，靖剑平，毕金生，张春明

(环境保护部核与辐射安全中心，北京100082)

应用MELCOR 2.1程序，建立了大功率非能动反应堆主要回路、非能动安全系统及安全壳的热工水力模型，并以热段小破口叠加ADS 1阀门失效和内置换料水箱失效触发严重事故为研究对象，对事故进程进行模拟，对堆芯熔毁进程进行了分析。分析结果表明：1)锆合金和不锈钢氧化释热功率在蒸汽充足的情况下高于燃料的衰变功率，将加速堆芯的恶化；2)约13.1%的不锈钢和27.1%的锆合金被氧化，共产生550.99 kg氢气；3)堆芯构件的熔化主要依赖于材料自身的熔点和有无构件支撑，堆芯支撑板能够延缓熔融物跌落进入下封头的进程；4)熔池形成后若外部冷却的不足将很快导致下封头应力失效。

MELCOR2.1；严重事故；小破口；大功率非能动压水堆；堆芯熔毁

日本福岛核电事故后，核电厂的设计和运行对严重事故的预防和缓解能力提出了更高的要求。目前，依据美国核管会(NRC)批准的西屋公司堆芯损伤评价导则(CDAG)，国内对秦山二期以及百万千瓦级核电厂进行了严重事故下堆芯损伤评价[1-2]，对堆芯损伤状态评价方案以及自主化软件的开发也有相应探讨[3-5]。目前，严重事故下堆芯的熔化机理研究仍是行业研究热点，熔化后的复杂事故进程依然充满了大量的不确定性。此次研究主要对严重事故下燃料组件以及其他堆内构件的行为进行确定性分析，以加深对堆内材料的氧化、熔化、迁移等事故进程的理解，为事故缓解措施的制定提供参考。……