检索结果-内蒙古大学图书馆

机械工程学报 2025年第2期61卷 141-150页

作者：杨皓高鹏程李济深翟润泽张斌西安交通大学能源与动力工程学院西安710049 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049

反应堆严重事故工况下,堆芯由于不能得到足够的冷却温度急剧升高进而发生熔化。大量的熔融物重新定位到反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)的下封头内部,可能导致下封头破裂和放射性释放。熔融物压力容器内滞留(In-vessel ret... 详细信息

反应堆严重事故工况下,堆芯由于不能得到足够的冷却温度急剧升高进而发生熔化。大量的熔融物重新定位到反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)的下封头内部,可能导致下封头破裂和放射性释放。熔融物压力容器内滞留(In-vessel retention,IVR)是一种非常有效和关键的严重事故缓解措施。下封头作为IVR策略中主要部件,其在高温环境下的完整性研究对于IVR策略的成功实施具有重要意义。基于板壳理论力学分析,结合应力-应变本构关系,并采用多种失效判据对下封头完整性进行了进一步的热力学分析研究。通过对OLHF-1试验的数值模拟重点分析了压力容器下封头的完整性和热力学行为。结果表明,所开发的下封头力学模型能够较好地对下封头的力学失效行为作出判断,计算结果与试验数据符合较好。同时在高温环境下,下封头失效位置的壁厚由于蠕变迅速减小且应力出现突增。在此工况下下封头通常在应变最大处失效,失效时应变可达到20%以上。

关键词：堆内熔融物滞留压力容器力学分析 OLHF-1试验

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椭球形下封头内熔融物瞬态传热研究

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原子能科学技术 2025年第3期59卷 550-557页

作者：刘鹏周涛刘晓芳张豪磊白宗艳顿世雷毛赏东南大学能源与环境学院核科学与技术系江苏南京211189 核热工安全与标准化研究所江苏南京211189 大型发电装备安全运行与智能测控国家工程研究中心江苏南京211189 郑州轻工业大学能源与动力工程学院河南郑州450002

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... 详细信息

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。

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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熔融物堆内滞留策略分析程序CISER2.0模型解析

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核动力工程 2021年第S02期42卷 119-123页

作者：刘丽莉张明邓坚余红星陈亮许幼幼罗跃健中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

首先对熔融物堆内滞留策略有效性分析程序CISER2.0的模型进行了解析。CISER2.0程序包含4个3层熔融池模型:Esmaili&Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、Salay&Fichot模型以及自主开发模型。对比发现,相比Esmaili&Khatib-Rahbar... 详细信息

首先对熔融物堆内滞留策略有效性分析程序CISER2.0的模型进行了解析。CISER2.0程序包含4个3层熔融池模型:Esmaili&Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、Salay&Fichot模型以及自主开发模型。对比发现,相比Esmaili&Khatib-Rahbar模型,Seiler模型更为保守;而Salay&Fichot模型虽然在计算氧化物层和重金属层成分时是基于热力学理论,但在确定轻金属层成分时采用的是用户假设的方法,且认为轻金属层是在熔融池顶部自动形成的;自主研发熔融池结构模型基于事故进程计算熔融池的结构,相对Salay&Fichot模型可自动计算轻金属层成分。本文以1000 MW先进反应堆为对象,基于程序中不同的熔融池分层模型,计算了主管道冷段小破口事故后熔融物在下腔室形成的熔融池的形态。但由于本研究对象的熔融物中的不锈钢含量太少,未能形成满足Seiler模型的三层结构。另外,本文还根据计算得到的三层熔融池结构给出了压力容器外壁面的热流密度分布。结果发现,各熔融池对应层中的熔融物成分的差异导致了压力容器外侧的热流密度分布的不同。即使在将Esmaili&Khatib-Rahbar模型和Salay&Fichot模型的对应层厚度设置成基本一致的情况下,两者的热流密度分布的差异也较大。同时,与前三种模型不同,自主研发模型还给出了熔融物跌落下腔室过程中压力容器外壁面的瞬态热流密度。

关键词：严重事故堆内熔融物滞留 CISER2.0程序熔融池结构模型瞬态热流密度

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椭球形熔融池稳态传热计算研究

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东南大学学报(自然科学版) 2025年

作者：周涛刘鹏顿世雷白宗艳付有缘东南大学能源与环境学院核科学与技术系核热工安全与标准化研究所大型发电装备安全运行与智能测控国家工程研究中心

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、压力容器剩余壁厚和压... 详细信息

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、压力容器剩余壁厚和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，壁厚随着热流密度增大而减薄，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发生严重事故时是最危险的位置。

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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朝下网状镂空板壳结构临界沸腾换热研究

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核科学与技术 2025年第1期13卷 36-48页

作者：杨楠钟达文廉学新王盼盼华北电力大学核科学与工程学院北京

压力容器外部冷却(ERVC)是实现核电站堆芯熔融物滞留并限制放射性物质外泄的重要手段。在铜基体上制备了一种网状镂空板壳结构,开展了朝下网状镂空板壳结构表面在常压饱和去离子水中的临界沸腾换热实验研究。实验对比研究了不同材质(铜... 详细信息

压力容器外部冷却(ERVC)是实现核电站堆芯熔融物滞留并限制放射性物质外泄的重要手段。在铜基体上制备了一种网状镂空板壳结构,开展了朝下网状镂空板壳结构表面在常压饱和去离子水中的临界沸腾换热实验研究。实验对比研究了不同材质(铜和不锈钢)和几何参数对网状镂空板壳结构表面沸腾性能的影响。研究结果表明:与光表面结构相比,网状镂空板壳结构表面临界热流密度(CHF)显著增大,增幅为67.9%~161.7%,具有较好的工程应用前景。朝下网状镂空板壳结构表面的CHF随着倾角的增加而明显增加。与铜光表面相比,不锈钢结构的壁面过热度显著增加,基本达到150℃以上,铜材质的网状镂空板壳结构较不锈钢结构具有更好的沸腾强化性能和更小的壁面过热度。External reactor vessel cooling (ERVC) is an important strategy for nuclear power plant to achieve the retention of molten materials in the reactor pressure vessel and limit the leakage of radioactive materials. A reticular hollow shell structure was prepared on a copper substrate, and critical boiling heat transfer experiments were conducted on the downward facing surface of reticular hollow shell structures in saturated deionized water at atmospheric pressure. The effects of different materials (copper and stainless-steel) and geometric parameters on boiling performance were conducted on the surface of reticular hollow shell structure. The research results show that the CHF of the reticular hollow shell structure surface is significantly increased compared with the smooth surface, with an CHF increase range of 67.9%~161.7%. With the inclination angle increases, the CHF on the downward facing surface of reticular hollow shell structure increases significantly. Compared with the copper plain surface, the wall superheat of stainless-steel structure significantly increases, basically reaching more than 150˚C. The reticular hollow shell structure made of copper has better boiling enhancing performance and smaller wall superheat compared to stainless steel structure.

关键词：朝下表面临界热流密度强化换热堆内熔融物滞留

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Churchill-Chu关系式在极薄金属层内传热的适用性研究

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原子能科学技术 2022年第4期56卷 619-626页

作者：李宗洋常华健韩昆陈炼房芳芳清华大学核能与新能源技术研究院北京100084 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209

在假设的堆芯融毁事故中,反应堆压力容器的下封头内可能会形成分层的熔池结构。底部重金属层的形成会导致熔池顶部的金属层高度逐渐降低,使得顶部金属层的侧壁热聚焦效应逐渐增强,压力容器有可能会失效。本文通过开展HELM-LR试验,针对... 详细信息

在假设的堆芯融毁事故中,反应堆压力容器的下封头内可能会形成分层的熔池结构。底部重金属层的形成会导致熔池顶部的金属层高度逐渐降低,使得顶部金属层的侧壁热聚焦效应逐渐增强,压力容器有可能会失效。本文通过开展HELM-LR试验,针对薄金属层在低高度条件下的传热进行了研究。结果表明,Churchill-Chu径向传热关系式在低高度的条件下依然适用。Churchill-Chu关系式在低高径比且以水为工质的条件下,计算结果偏不保守。将Churchill-Chu关系式运用到反应堆的熔池结构案例中发现,随着氧化物层衰变功率的增大和薄金属层高度的降低,氧化物层的等温边界假设将不再适用;虽然薄金属层侧壁的热聚焦效应仍会随其高度的降低而逐渐增强,但增加速度变缓慢。

关键词：堆内熔融物滞留薄金属层等温边界假设热聚焦效应试验

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IVR中堆芯及下支撑板瞬态熔融模拟

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核动力工程 2017年第6期38卷 51-56页

作者：陈徐屹张小英王彪徐俊英张雷张会勇展德奎中山大学中法核工程与技术学院广东珠海519082 中广核研究院有限公司广东深圳518031

采用带移动边界的三维瞬态模型对1/4堆芯模型进行热传导分析。考虑了堆芯熔融物滞留工况下反应堆衰变功率和压力容器内部水位的下降过程,以及不同材料组件在堆内的真实径向分布。棒束表面与冷却剂的自然对流换热采用饱和蒸汽/水经验关... 详细信息

采用带移动边界的三维瞬态模型对1/4堆芯模型进行热传导分析。考虑了堆芯熔融物滞留工况下反应堆衰变功率和压力容器内部水位的下降过程,以及不同材料组件在堆内的真实径向分布。棒束表面与冷却剂的自然对流换热采用饱和蒸汽/水经验关系式计算,辐射换热采用相邻16棒间辐射模型计算。建立了动态烧蚀模型以模拟不断累积的堆芯熔融物对下支撑板的烧蚀作用。着重考虑了由熔融物滴落造成的冲击换热以及下支撑板上形成的熔坑底部换热。文献验证对比证明了模型的正确性。模拟结果表明:事故进程2600 s时,冷却剂蒸干造成堆芯融化速度急剧加快。8000 s时80%的堆芯质量熔化。下支撑板上的烧蚀区域主要集中于板心半径700 mm处,并在6000 s时完全贯穿。

关键词：数值模拟堆内熔融物滞留熔堆瞬态热传导下支撑板射流冲击换热

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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

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原子能科学技术 2022年第6期56卷 1163-1170页

作者：陈俊逸黄善仿郝以昇刘国栋胡钰文黎阳宫厚军昝元锋郭啸宇骆浩清华大学工程物理系北京100084 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610041

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... 详细信息

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。

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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IVR策略下重金属层内不同传热方式研究

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原子能科学技术 2022年第11期56卷 2458-2464页

作者：李宗洋常华健陈炼韩昆房芳芳清华大学核能与新能源技术研究院北京100084 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司北京102209

熔池的分层结构中可能会出现底部为重金属层的三层熔池结构。因为重金属层内有衰变热,且熔池底部的临界热流密度(CHF)相对较低,使得重金属层附近的侧壁可能发生压力容器失效。本文采用伍德合金或水作为试验工质进行重金属层试验,分析了... 详细信息

熔池的分层结构中可能会出现底部为重金属层的三层熔池结构。因为重金属层内有衰变热,且熔池底部的临界热流密度(CHF)相对较低,使得重金属层附近的侧壁可能发生压力容器失效。本文采用伍德合金或水作为试验工质进行重金属层试验,分析了重金属层在不同边界条件下的传热情况。试验结果表明,试验段内温度随高度的增加而逐渐增加。当重金属层内结壳后,主导的传热模式从对流传热过渡到热传导。这会影响侧壁热流密度分布,且在两种传热模式下侧壁的热流密度分布都不是均匀的。比较发现,已有的ACOPO、BALI、Mayinger和UCLA传热关系式能相对合理地预测以伍德合金和水作为试验工质的重金属层试验中的平均侧向努赛尔数。

关键词：重金属层伍德合金传热模式试验堆内熔融物滞留

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HPR1000非能动堆腔注水冷却系统事故缓解能力评估

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原子能科学技术 2018年第3期52卷 474-481页

作者：王辉孙婧陈巧艳石雪垚中国核电工程有限公司北京100840

华龙一号(HPR1000)设计了堆腔注水冷却系统(CIS)以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留(IVR),该系统分为能动与非能动两列子系统,其中非能动CIS应对的是全厂断电(SBO)始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开... 详细信息

华龙一号(HPR1000)设计了堆腔注水冷却系统(CIS)以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留(IVR),该系统分为能动与非能动两列子系统,其中非能动CIS应对的是全厂断电(SBO)始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开发了下封头熔池换热计算程序并予以验证,使用MAAP程序对SBO严重事故序列及SBO叠加不同尺寸一回路破口始发的严重事故序列进行计算,并结合熔池换热计算程序得到不同事故序列下的压力容器外壁面最大热流密度,进而评估不同事故序列下非能动CIS的有效性。评估结果表明,非能动CIS可有效应对SBO始发的严重事故序列以及SBO叠加一回路破口尺寸小于60 mm始发的严重事故序列,实现IVR策略。评估结果可应用于HPR1000的严重事故管理。

关键词：华龙一号堆内熔融物滞留非能动堆腔注水冷却系统

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