大功率非能動壓水堆嚴重事故工況堆芯熔毀進程研究

石興偉，蘭 兵，靖劍平，畢金生，張春明

(環境保護部核與輻射安全中心，北京100082)

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大功率非能動壓水堆嚴重事故工況堆芯熔毀進程研究

石興偉，蘭 兵，靖劍平，畢金生，張春明

(環境保護部核與輻射安全中心，北京100082)

應用MELCOR 2.1程序，建立了大功率非能動反應堆主要回路、非能動安全系統及安全殼的熱工水力模型，并以熱段小破口疊加ADS 1閥門失效和內置換料水箱失效觸發嚴重事故為研究對象，對事故進程進行模擬，對堆芯熔毀進程進行了分析。分析結果表明：1)鋯合金和不銹鋼氧化釋熱功率在蒸汽充足的情況下高于燃料的衰變功率，將加速堆芯的惡化；2)約13.1%的不銹鋼和27.1%的鋯合金被氧化，共產生550.99 kg氫氣；3)堆芯構件的熔化主要依賴于材料自身的熔點和有無構件支撐，堆芯支撐板能夠延緩熔融物跌落進入下封頭的進程；4)熔池形成后若外部冷卻的不足將很快導致下封頭應力失效。

MELCOR2.1；嚴重事故；小破口；大功率非能動壓水堆；堆芯熔毀

日本福島核電事故后，核電廠的設計和運行對嚴重事故的預防和緩解能力提出了更高的要求。目前，依據美國核管會(NRC)批準的西屋公司堆芯損傷評價導則(CDAG)，國內對秦山二期以及百萬千瓦級核電廠進行了嚴重事故下堆芯損傷評價[1-2]，對堆芯損傷狀態評價方案以及自主化軟件的開發也有相應探討[3-5]。目前，嚴重事故下堆芯的熔化機理研究仍是行業研究熱點，熔化后的復雜事故進程依然充滿了大量的不確定性。此次研究主要對嚴重事故下燃料組件以及其他堆內構件的行為進行確定性分析，以加深對堆內材料的氧化、熔化、遷移等事故進程的理解，為事故緩解措施的制定提供參考。……