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对反应堆压力容器在严重事故期间外部冷却的分析 -中子检测仪_辐射剂量率仪_辐射巡检仪_长杆辐射巡测仪_个人剂量报警仪_表面污染检测仪_个人剂量仪

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技术文章

对反应堆压力容器在严重事故期间外部冷却的分析

2005/10/5 15:25:00

    韩国原子能研究所利用RELAP5/MOD3计算机程序，分析了在严重事故期间利用自然循环对反应堆压力容器进行外部冷却的总体性能，以调查高功率反应堆压力容器内部贮留策略的可行性。分析结果表明，两相流不稳定现象（包括自然循环振动和密度波振动），影响反应堆压力容器壁的局部热裕量。在基本条件下，反应堆压力容器的热负载简化为600  kW/m2的均匀热流量负载。对入口K因子、非均匀热流量分布、入口流量面积和水池水的欠热度等效应进行了敏感度研究，以评估局部热裕量。另外，分析结果还表明，自然循环冷却对于此水平下的热流量是不重要的。对于两项流自然循环进行系统水平上的分析（包括对设计参数的敏感度研究）是必要的，以确保成功执行外部冷却。  
      
      针对先进轻水堆（ALWR）（例如AP600）严重事故的事故管理策略之一是熔融燃料在压力容器内部贮留（IVR）。IVR策略非常吸引人，因为它将严重事故的后果限制在反应堆压力容器内，而且大大减少放射性泄漏。作为IVR策略的一种手段，堆腔被冷水淹没，然后由被动自然循环或强迫冷却在堆腔内冷却反应堆压力容器。被动自然循环更理想，因为它不要求有额外的专设安全设施，也不需要操纵员采取行动。  
      
      为了使拟议中的策略能够成功，应利用反应堆压力容器的外部冷却有效地排出熔融燃料产生的衰变热。决定是否成功的主要因素是向下反应堆壁上临界热通量（CHF）的局部热裕量和反应堆压力容器外整个系统沿流量通道的行为。发现CHF在底部最低，并随倾斜角度增加。因此有必要评估局部CHF和熔融燃料池的热负载之间的热裕量。通过评估熔融燃料池的自然对流得出结论，AP600的底部有足够的热裕量。相对CHF，热裕量在较高倾斜角度、在氧化层和金属层边界附近的区域很低。这些研究成果表明IVR策略对AP600是可行的。
                                      

   摘自 【美国《核技术》2002年4月刊】

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