熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析 被引量：2

1

作者 朱大欢 邓坚 +1 位作者 陈彬 张丹 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第1期54-60,共7页

基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留(IVR)瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外... 基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留(IVR)瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外部冷却实施IVR策略的瞬态传热特性可分为熔融物注入之初的激烈传热阶段和熔融物硬壳形成之后的准稳态传热阶段。模块式小型堆的IVR瞬态分析表明,瞬态过程中的热流密度峰值不会达到临界热流密度,最终形成的稳定熔融池传热具有很大的安全裕量。研究同时发现SCDAP/RELAP5程序用于IVR分析时在模型上存在一定的不足。 展开更多

关键词 SCDAP/RELAP5程序 模块式小型堆 严重事故 熔融物压力容器内滞留

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基于高温相变金属的压力容器外部冷却策略可行性研究

2

作者 何兴 韩旭 +4 位作者 曾晓波 吴迪 程杰 王建军 李鹏拯 《哈尔滨工程大学学报》 北大核心 2025年第11期2341-2350,共10页

堆腔外部冷却是实现堆内熔融物滞留的关键措施之一,为解决目前堆腔外部冷却策略存在的失效风险,本文提出一种基于高温相变金属的堆腔外部冷却策略,并通过数值模拟方法验证了新策略的可行性。研究结果表明,相比于传统策略,采用高温相变... 堆腔外部冷却是实现堆内熔融物滞留的关键措施之一,为解决目前堆腔外部冷却策略存在的失效风险,本文提出一种基于高温相变金属的堆腔外部冷却策略,并通过数值模拟方法验证了新策略的可行性。研究结果表明,相比于传统策略,采用高温相变金属的新策略在事故前期可有效限制下封头的升温幅度,针对典型工况,新策略可将下封头的有效时间延长65%。此外,高温相变金属的熔化过程主要分为固体吸热、金属相变和热沉失效3个阶段。其中固体吸热和金属相变阶段是有效限制下封头升温幅度的关键。事故后期,下封头在80°~90°位置的下封头虽已经被严重的烧蚀,但是基于高温相变金属的堆腔外部冷却策略仍可将堆芯熔融物有效滞留在压力容器内部。本文研究结果可为新型堆腔外部策略设计提供支撑。 展开更多

关键词 堆内熔融物滞留 堆腔外部冷却 压力容器 下封头 相变金属 事故前期 有效时间 事故后期

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熔池动态分层过程中堆内熔融物滞留策略有效性

3

作者 朱光昱 乔雪冬 +2 位作者 贾斌 高新力 王昆鹏 《科学技术与工程》 北大核心 2025年第29期12485-12492,共8页

堆内熔融物滞留(in-vessel retention,IVR)是第三代反应堆广泛采用的一种严重事故缓解策略,通过向反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)与保温层的间隙注水来解决堆芯熔融物冷却的问题。在目前的压水堆安全分析中,IVR策略的成... 堆内熔融物滞留(in-vessel retention,IVR)是第三代反应堆广泛采用的一种严重事故缓解策略,通过向反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)与保温层的间隙注水来解决堆芯熔融物冷却的问题。在目前的压水堆安全分析中,IVR策略的成功准则是堆内熔池导出至RPV壁面的局部热通量不超过下封头冷却水侧的临界热通量(critical heat flux,CHF)。在堆内熔池形成的过程中,不相容成分在熔化后会发生动态分层过程,进而影响熔池的温度场和速度场以及RPV钢壳上热负荷的分布。为了探讨熔池分层过程对IVR策略有效性的影响,搭建一个数值模拟模型,模拟从混合态单层熔池到轻金属,重金属和氧化物相互分离的动态分层过程,在此基础上研究了熔池内的热工现象和RPV下封头的完整性。模拟结果表明,在RPV外壁面冷却条件良好的情况下,下封头的热负荷明显小于相应的CHF限值,证明了IVR策略的有效性。 展开更多

关键词 堆内熔融物滞留 严重事故 熔融物 动态分层 数值模拟

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椭球形下封头内熔融物瞬态传热研究 被引量：1

4

作者 刘鹏 周涛 +4 位作者 刘晓芳 张豪磊 白宗艳 顿世雷 毛赏 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期550-557,共8页

堆内熔融物滞留(IVR)技术作为三代核电中应对严重事故的典型技术之一,已被广泛应用于压水堆核电站。基于VVER-1000堆芯发生严重事故并熔毁,熔融物滞留于椭球形下封头内,建立了一种反应堆严重事故下椭球形下封头内熔融物瞬态对流传热模型... 堆内熔融物滞留(IVR)技术作为三代核电中应对严重事故的典型技术之一,已被广泛应用于压水堆核电站。基于VVER-1000堆芯发生严重事故并熔毁,熔融物滞留于椭球形下封头内,建立了一种反应堆严重事故下椭球形下封头内熔融物瞬态对流传热模型,计算了椭球形下封头内熔池的瞬态对流传热过程,分析了熔池的主流温度、壁面热流密度、凝固氧化壳厚度和热阻分布的瞬态趋势。结果表明:熔池的主流温度呈现出指数次幂的衰减规律;压力容器壁面热流密度随时间不断减小;氧化壳占据了熔池内部热阻的主要部分,氧化壳厚度随时间不断增大,且熔池越靠上部的氧化壳增长速率越快。从核安全的角度,氧化壳热阻的出现起到了隔热的作用,一定程度上保护了压力容器的完整性与安全性。 展开更多

关键词 椭球形下封头 瞬态 热流密度 氧化壳 堆内熔融物滞留

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池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究 被引量：1

5

作者 薛方元 张东辉 +1 位作者 刘一哲 张熙司 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期689-697,共9页

为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC... 为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序,计算堆芯熔毁后主容器内的自然循环,分析熔融物长时冷却过程,研究钠冷快堆的熔融物堆内滞留方案。结果表明:熔融物掉落至堆芯熔化收集器上后,主容器内的自然循环可以有效冷却熔融物,并由事故余热排出系统将余热导出至大气环境中。 展开更多

关键词 钠冷快堆 熔融物堆内滞留 自然循环

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IVR熔池分层模型对压力容器安全裕量分析的影响 被引量：4

6

作者 杨晓 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第2期254-259,共6页

严重事故缓解策略熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价方法中,关于压力容器下封头内的熔池结构是最具争议的问题。本工作对目前国际上采用的稳定熔池2层和3层结构,以及在熔池形成过程中可能形成的4层结构进行了比较研究,建立了这3种结构下的... 严重事故缓解策略熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价方法中,关于压力容器下封头内的熔池结构是最具争议的问题。本工作对目前国际上采用的稳定熔池2层和3层结构,以及在熔池形成过程中可能形成的4层结构进行了比较研究,建立了这3种结构下的熔池分层传热模型,并分析了3种结构在不同反应堆功率水平下对压力容器有效性的影响。结果表明,压力容器安全裕量随反应堆功率的升高而减小,在4层熔池结构下发生压力容器熔穿失效的可能性最大。 展开更多

关键词 熔融物堆内滞留 堆芯熔化 熔池分层结构 压力容器失效

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CAP1400压力容器外壁面临界热通量试验 被引量：2

7

作者 史国宝 郑明光 +2 位作者 张琨 匡波 刘鹏飞 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第1期14-20,共7页

根据模化原则建立了全高度切片型试验台架,采用爆炸焊技术研制了加热段,表面碳钢薄层可以真实模拟压力容器表面特性,开展了流道、压力、过冷度、流体水化学、表面状态等关键因素对压力容器外壁面临界热通量影响试验研究,获得了CAP1400... 根据模化原则建立了全高度切片型试验台架,采用爆炸焊技术研制了加热段,表面碳钢薄层可以真实模拟压力容器表面特性,开展了流道、压力、过冷度、流体水化学、表面状态等关键因素对压力容器外壁面临界热通量影响试验研究,获得了CAP1400压力容器外壁面传热极限规律,验证了熔融物堆内滞留措施中压力容器外流动和传热过程. 展开更多

关键词 压力容器外壁面 临界热通量试验 熔融物堆内滞留

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真实表面材料及其老化效应对反应堆压力容器ERVC-CHF影响的试验研究 被引量：5

8

作者 陆维 胡腾 +2 位作者 赵宇峰 杨胜 常华健 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1782-1786,共5页

通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。在本文的研究中,建立了二维切片式、全尺寸的试验台架FIRM,开展严重事故条件下反应堆压力容器ERVC-临界热流密度(CHF)试验研究。试... 通过反应堆压力容器外部冷却(ERVC)实现熔融物堆内滞留(IVR)技术是核电厂严重事故缓解的重要措施之一。在本文的研究中,建立了二维切片式、全尺寸的试验台架FIRM,开展严重事故条件下反应堆压力容器ERVC-临界热流密度(CHF)试验研究。试验采用去离子水作为试验工质,获得了反应堆压力容器下封头ERVC过程的CHF限值。研究了真实表面材料对CHF的影响及其影响机理,讨论了在去离子水下表面材料SA508 Gr3.Cl.1钢的老化效应。本试验研究对于认识反应堆压力容器IVR-ERVC条件下的CHF行为、提高反应堆压力容器安全性有重要意义。 展开更多

关键词 临界热流密度 SA508 Gr3. Cl.1钢 严重事故 熔融物堆内滞留

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海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析程序开发 被引量：2

9

作者 杨磊 伊雄鹰 陈玉清 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第11期1997-2003,共7页

针对海洋核动力平台的设计特点,分析了严重事故下压力容器外冷却实现熔融物堆内滞留技术的可行性。根据海洋核动力平台功率密度较低和压力容器下封头尺寸较小的特点,建立了压力容器下封头内熔池传热理论模型,编制了分析程序SR-IVR,进行... 针对海洋核动力平台的设计特点,分析了严重事故下压力容器外冷却实现熔融物堆内滞留技术的可行性。根据海洋核动力平台功率密度较低和压力容器下封头尺寸较小的特点,建立了压力容器下封头内熔池传热理论模型,编制了分析程序SR-IVR,进行了基准例题验证。结果表明,本文所建分析模型和程序可用于海洋核动力平台严重事故下熔融物堆内滞留分析。 展开更多

关键词 海洋核动力平台 严重事故 熔融物堆内滞留

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椭球形熔融池稳态传热计算研究

10

作者 周涛 刘鹏 +2 位作者 顿世雷 白宗艳 付有缘 《东南大学学报(自然科学版)》 北大核心 2025年第3期849-855,共7页

对VVER-1000在严重事故下的熔融池传热进行了计算研究,据此建立了一种压力容器内部熔融物滞留的稳态传热模型,计算分析了椭球形压力容器下封头壁面各处的壁面热流密度、液相氧化层被冷却凝固形成的氧化壳厚度、压力容器剩余壁厚以及压... 对VVER-1000在严重事故下的熔融池传热进行了计算研究,据此建立了一种压力容器内部熔融物滞留的稳态传热模型,计算分析了椭球形压力容器下封头壁面各处的壁面热流密度、液相氧化层被冷却凝固形成的氧化壳厚度、压力容器剩余壁厚以及压力容器的失效情况。计算结果表明:椭球形压力容器下封头底部的热流密度最小,在金属层会观察到明显的热聚焦效应;氧化壳厚度随椭球形熔融池轴向高度的增大而减小,氧化池的体积释热率越高,氧化壳厚度越小;压力容器壁在下封头某处开始消融,壁厚随着热流密度的增大而变薄,由于金属层区域热流密度剧增,压力容器壁面消融量增加到最大值,并且金属层越薄,与金属层接触的压力容器壁厚越小,压力容器失效概率越大。因此,与金属层接触的压力容器壁面在严重事故发生时是最危险的位置。 展开更多

关键词 下封头 椭球形熔融池 热流密度 压力容器失效 堆内熔融物滞留

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IVR策略下反应堆压力容器变形数值模拟 被引量：4

11

作者 朱光昱 靖剑平 +3 位作者 石兴伟 左嘉旭 刘宇生 温爽 《科学技术与工程》 北大核心 2022年第30期13315-13320,共6页

堆内熔融物滞留技术(in-vessel retention,IVR)是中国三代核电厂设计中广泛采用的严重事故的缓解策略,其成功的关键在于反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)外壁面导出热量高于堆内衰变热。在堆内高温熔融池的作用下,RPV会发... 堆内熔融物滞留技术(in-vessel retention,IVR)是中国三代核电厂设计中广泛采用的严重事故的缓解策略,其成功的关键在于反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)外壁面导出热量高于堆内衰变热。在堆内高温熔融池的作用下,RPV会发生明显的热膨胀并导致外壁面冷却流道形状改变,从而对局部换热情况产生影响。为了提供RPV外壁面换热研究的输入条件,通过COMSOL多物理场耦合计算软件搭建了一个热工水力和固体力学耦合计算模型,研究了严重事故下RPV的热膨胀形变情况。计算结果表明在RPV外部实现冷却条件下,下封头区域的热膨胀形变将导致外冷却流道宽度明显减小,在工程设计中应予以考虑。事故后RPV内压对膨胀形变影响明显,严重事故后对一回路泄压是IVR策略成功的重要因素之一。 展开更多

关键词 堆内熔融物滞留技术 反应堆压力容器 热膨胀

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熔融物堆内滞留条件下RPV长期结构完整性分析 被引量：2

12

作者 高永建 贺寅彪 曹明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第2期252-257,共6页

熔融物反应堆压力容器(RPV)内滞留(IVR)是三代核电厂重要的严重事故缓解措施,而防止RPV的热工失效和结构失效是实现IVR的前提。本文建立考虑内壁面熔蚀的RPV有限元模型,在温度场分析的基础上,开展蠕变计算,得到不同时刻下的应力应变响应... 熔融物反应堆压力容器(RPV)内滞留(IVR)是三代核电厂重要的严重事故缓解措施,而防止RPV的热工失效和结构失效是实现IVR的前提。本文建立考虑内壁面熔蚀的RPV有限元模型,在温度场分析的基础上,开展蠕变计算,得到不同时刻下的应力应变响应,通过选取典型评定路径并利用基于Larson-Miller参数的累积损伤理论进行蠕变损伤计算及评价。分析结果表明:在考虑一定内压的IVR条件下,RPV不会发生蠕变断裂,长期结构完整性可保证。本文的研究方法可为后续核电厂RPV在IVR条件下的结构完整性分析提供参考。 展开更多

关键词 熔融物堆内滞留 反应堆压力容器 长期结构完整性 蠕变损伤

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严重事故后压力容器完整性探测方法研究 被引量：1

13

作者 唐华雄 汪伟 +2 位作者 李公杰 严加洪 张宏亮 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第S2期20-23,共4页

本文论述了严重事故后压力容器完整性的测量原理、探测方法,对比现有测量方案,提岀了一种新的压力容器完整性探测方法,为解决严重事故后压力容器完整性探测提供了一种尝试。

关键词 严重事故 堆芯 熔融物 压力容器 探测

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压力容器保温层入口条件变化及其对IVR传热裕度的影响研究

14

作者 张琨 史国宝 +3 位作者 曹克美 王佳赟 芦苇 郭宁 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第6期993-998,共6页

熔融物堆内滞留(IVR)是大型非能动核电厂的重要严重事故缓解措施之一,压力容器下封头外壁面临界热流密度(CHF)是该措施能否成功的关键因素,而压力容器保温层入口条件对保温层流道内流动沸腾、CHF及IVR传热裕度具有重要影响。开展全高度... 熔融物堆内滞留(IVR)是大型非能动核电厂的重要严重事故缓解措施之一,压力容器下封头外壁面临界热流密度(CHF)是该措施能否成功的关键因素,而压力容器保温层入口条件对保温层流道内流动沸腾、CHF及IVR传热裕度具有重要影响。开展全高度压力容器外壁面CHF试验,试验结果表明,压力容器保温层入口水的过冷度越大,压力容器外壁面CHF越高,入口过冷度对于提高CHF是有利因素。根据严重事故类别及其事故进程特点,选取典型的严重事故序列,采用MELCOR程序计算分析压力容器下封头内形成稳定熔池时堆腔水的过冷度,分析结果表明堆腔水过冷度较大时的熔融物衰变热较高,而堆腔水过冷度较小时的熔融物衰变热较低。对于形成稳定熔池后的传热裕度也进行了分析,结果表明在堆腔水量较大的情况下,形成稳定熔池时刻可作为IVR有效性分析评价的包络状态。 展开更多

关键词 熔融物堆内滞留 临界热流密度 入口流体条件

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反应堆内熔融物冷却的三维数值模拟研究

15

作者 薛峰 袁明豪 +1 位作者 张建 陈秋炀 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期1255-1263,共9页

目前国际上普遍采用堆芯熔融物压力容器内滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果。本文基于日本应用能源研究所开发的核电厂事故分析程序SAMPSON,对其压力容器内熔融物冷却分析(DCA)模块进行改进,增加了熔池内金属和氧化物分层模型,开发了熔... 目前国际上普遍采用堆芯熔融物压力容器内滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果。本文基于日本应用能源研究所开发的核电厂事故分析程序SAMPSON,对其压力容器内熔融物冷却分析(DCA)模块进行改进,增加了熔池内金属和氧化物分层模型,开发了熔融物三维直角坐标网格与压力容器三维曲面坐标的交界面几何参数前处理程序,改进了压力容器外冷却的传热关系式。通过AP1000核电机组严重事故下的IVR对改进后的程序进行分析验证,并与实验结果进行对比。结果表明,改进后的SAMPSON程序可对核电厂严重事故下下封头内的熔融物冷却滞留开展有效的模拟分析。 展开更多

关键词 严重事故 SAMPSON程序 熔融物压力容器内滞留 两层熔池模型

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熔融池氧化物层自然对流的数值模拟

16

作者 汲水 胡腾 +1 位作者 史韵白 常华健 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第3期424-429,共6页

本文以BALI试验段为对象建模,对其中有内热源的湍流自然对流流体进行了二维数值模拟。模拟工况的瑞利数Ra高达10^(12)~10^(15)。流体的湍流运动用大涡模拟模型来捕捉。通过对下边界局部热流密度的面积加权积分,计算了三维下边界换热量... 本文以BALI试验段为对象建模,对其中有内热源的湍流自然对流流体进行了二维数值模拟。模拟工况的瑞利数Ra高达10^(12)~10^(15)。流体的湍流运动用大涡模拟模型来捕捉。通过对下边界局部热流密度的面积加权积分,计算了三维下边界换热量。结果表明,Ra对流场、温度场与下边界局部热流密度分布均有显著影响。计算所得上下边界的Ra-Nu关系与试验结果符合较好。对不同物理机理导致的下边界热流密度分布规律进行了分析。 展开更多

关键词 严重事故 熔融物堆内滞留 氧化物层 自然对流 大涡模拟

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基于蒙特卡罗方法的IVR熔融池内热源时序模型构建及分析 被引量：1

17

作者 陈俊逸 黄善仿 +7 位作者 郝以昇 刘国栋 胡钰文 黎阳 宫厚军 昝元锋 郭啸宇 骆浩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第6期1163-1170,共8页

堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故的关键缓解策略,目前已广泛应用于新一代压水堆(PWR)。针对IVR的有效性,如熔融池内对流、下封头传热、壁面临界热流密度(CHF)的估算等研究,是该领域数年来的热点。针对上述问题,国内外先后开展了... 堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故的关键缓解策略,目前已广泛应用于新一代压水堆(PWR)。针对IVR的有效性,如熔融池内对流、下封头传热、壁面临界热流密度(CHF)的估算等研究,是该领域数年来的热点。针对上述问题,国内外先后开展了数起实验,如COPO、BALI、SEMICO、COPRA等,并基于实验结果展开了大量数值模拟,以探索IVR下的传热规律,为其性能及设计提供参照。本文基于中子物理蒙特卡罗程序RMC对压力容器下封头熔融池模型进行了细网格建模及材料填充,并通过燃耗/衰变热计算DEPTH程序构建了熔融池内热源时序模型。研究结果显示,该模型能体现熔融池内热源变化趋势,得到的时序数据对IVR的进一步研究有重要意义。 展开更多

关键词 堆内熔融物滞留 蒙特卡罗方法 DEPTH 内热源 时序模型

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基于OpenFOAM的熔融池自然对流传热与凝固数值研究 被引量：4

18

作者 王溪 孟召灿 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1393-1398,共6页

熔融物堆内滞留是第3代核电技术重要的严重事故缓解措施之一,堆芯熔融池在压力容器下封头壁面的热流密度分布直接影响该策略的有效性。本文基于开源的数值计算流体力学软件平台OpenFOAM,应用相变模型和浮升力模型二次开发了用于模拟堆... 熔融物堆内滞留是第3代核电技术重要的严重事故缓解措施之一,堆芯熔融池在压力容器下封头壁面的热流密度分布直接影响该策略的有效性。本文基于开源的数值计算流体力学软件平台OpenFOAM,应用相变模型和浮升力模型二次开发了用于模拟堆芯熔融物由内热源或温差驱动的自然对流传热与相变求解器。应用该求解器模拟了瑞典皇家理工学院开展的二维氧化池与金属层耦合传热试验,获得了氧化池和金属层硬壳的相场,以及熔融池内的温度分布及沿容器壁面的热流密度分布。计算结果表明,该模型可用于熔融物凝固与自然对流的模拟,为深入分析核电厂采用熔融物堆内滞留措施后熔融池的行为奠定了基础。 展开更多

关键词 严重事故 CFD 熔融物堆内滞留 凝固 自然对流

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国和一号关键核安全技术研发 被引量：1

19

作者 郑明光 汤搏 +7 位作者 严锦泉 史国宝 常华健 曹克美 匡波 余凡 王国栋 张琨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期355-361,共7页

基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,... 基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,主要阐述了通过解决“高功率核燃料冷却难”“超高温熔融物滞留难”和“高温高压高放射性包容难”三大关键技术难题,来保证从设计上消除大规模放射性释放可能性或进一步降低核电批量化建设的核安全风险。 展开更多

关键词 国和一号 非能动安全 大型先进压水堆 高余热导出 熔融物堆内滞留 放射性包容

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大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究 被引量：5

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作者 鲍晗 金越 +1 位作者 刘晓晶 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期234-240,共7页

熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺... 熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺寸增加会导致熔池自然对流换热中的瑞利数Ra′增大。通过使用集总参数分析程序,对比研究熔池氧化层各换热模型的适用范围,计算大功率先进压水堆高瑞利数条件下稳态熔池的自然对流换热,模拟两层稳态熔池模型中压力容器外壁面的热流密度分布,对其进行选定严重事故序列下的IVR-ERVC有效性评价,并对堆内构件设计提出建议。 展开更多

关键词 熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却 大功率先进压水堆 集总参数模型 自然对流换热

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