压水堆严重事故进程对注水时机的敏感性研究
采用机理性严重事故最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4作为研究工具,以典型的西屋公司3环路压水堆为参考对象,建立了一个详细的严重事故计算模型。对于决定严重事故计算结果堆芯节点划分为:堆芯内157盒燃料组件沿径向由内向外依次划分为5个通道,每根燃料元件沿径向划分为5个节块,沿轴向划分为10个节块;为了模拟堆芯在失去几何形状情况下冷却剂的流道变化,模型的建立考虑了各通道的流量交混。选择一回路热段当量直径为20.32cm(8英寸)的失水事故(LOCA)作为初始事件,首先对无注水、无缓解措施下的基准事故进程进行了计算分析,随后研究了3种不同注水时机对严重事故进程的影响。3种注水时机分别为堆芯表面峰值温度(PCT)达到1100K、1300K、1500K时开始注水。计算中假设破损环路无注水,2条完整环路注水率各为32kg/S。 计算结果显示,压水堆严重事故进程对于注水的时机非常敏感。较早阶段的注水,如堆芯还没有出现锆水反应或者锆水反应刚刚开始但不是十分剧烈,那么此时的注水对于阻止堆芯熔化十分有效。较晚阶段的注水,如堆芯已经开始剧烈的锆水反应,则此时的注水反而会恶化事故进程,加速堆芯熔化。介于二者之间阶段的注水也不能终止事故进程,仅对事故起到一定程度的缓解作用。由于破口面积较大的失水事故进程演变非常迅速,上述所谓的”较早阶段”与”较晚阶段”相差只有数分钟。此外,对于破口面积较大的失水事故,锆水反应开始后堆芯出口温度与热通道出口温度均不能用来判断堆芯的损伤状态。因此,有必要对严重事故管理(SAM)的入口条件进行深入研究,例如采用安全壳压力、累积产生氢气质量等参数作为判断标准来实施严重事故管理。
核电站 压水堆 严重事故进程 注水时机 入口条件
张龙飞 张大发 徐金良
海军工程大学船动院核能科学与工程系,湖北武汉 430033
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2007-09-01（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）