关键词:
熔融物堆内滞留
压力容器外部冷却
临界热流密度
理论模型
倾角效应
摘要:
通过压力容器外部冷却实现熔融物堆内滞留已经成为先进非能动压水堆核电站的一项重要的严重事故管理措施。在严重事故发生后,来自换料水箱的水会淹没压力容器,利用自然循环带走堆芯衰变热量,防止压力容器失效。这种措施能够成功的关键是压力容器下封头局部热流密度小于对应位置的临界热流密度值。现在主要通过实验手段对下封头临界热流密度值进行测量,而对这种情况下临界热流密度的机理研究还不充分,目前尚无有效的理论模型。本文通过开展朝下加热表面临界热流密度的实验研究,对不同倾角下加热表面的流动沸腾情况进行了可视化分析。实验中用铜块模拟压力容器下封头,利用布置在铜块中的电加热棒对铜块进行均匀加热。沸腾危机通过铜块底部温度飞升来判定。实验结果表明,临界热流密度值随加热面倾角的增加而增加。实验可视化观测发现在低倾角下,气泡倾向于紧贴加热壁面,在高倾角下,气泡易于脱离加热面进入主流区。在发生沸腾危机时高倾角处气泡层厚度要大于低倾角处。在不同加热面倾角下,气泡层内气相相对速度会发生变化,低倾角地方,气泡相对速度小,高倾角地方气泡相对速度大。结合观察到的实验现象,本文在气泡壅塞模型的基础上,发展出了适合于压力容器下封头外壁的临界热流密度机理模型。在模型的开发中,重点考虑了加热面倾角对气泡运动速度以及气泡层厚度的影响,同时修正了含气率的计算方法。模型预测值与实验测量值的误差在10%以内,说明本文的模型能较好的预测实验条件下的chf值。模型的参数效应分析表明大功率压水堆堆芯功率的增大带来的压力容器体积增大会使相同流道结构时下封头外壁临界热流密度值降低,而功率的提高也会使发生严重事故时熔池对下封头传热增加,这意味着随着保持压力容器完整性的热负荷裕量降低,可能会导致下封头失效。传统的ivr有效性评价是基于严重事故后期稳定熔池下的热流密度分布,但是在形成稳定熔池的过程中,熔融物的瞬态行为可能对反应堆压力容器的完整性造成更大的威胁。本文利用严重事故分析程序melcor对1700mw级核电厂的严重事故瞬态进程进行了分析,并使用本文开发的临界热流密度模型对瞬态进程中的临界热流密度分布进行了计算。计算表明,在稳态熔池形成后的24000s,下封头所有角度局部热流密度值都未超过对应位置下的临界热流密度值。而在20000s,下封头68°和72°位置的热流密度与对应临界热流密度值的比值已经大于1,这意味着实际热流密度值大于临界热流密度值,压力容器外部冷却的措施失效。计算结果说明利用稳态熔池进行IVR有效性评价的传统方法并不保守。