基于SCDAP/RELAP5的嚴重事故后壓水堆泄壓注水安全分析

袁顯寶,譚 偉,黃家勝,張永紅，*,張彬航,李 雙,周建軍,杜曉超

(1.三峽大學 機械與動力學院，湖北 宜昌 443002；2.三峽大學理學院，湖北 宜昌 443002；3.湖北省水電機械設備設計與維護重點實驗室(三峽大學)，湖北 宜昌 443002)

嚴重事故的過程極其復雜且具有極大不確定性，對嚴重事故分析的目的是阻止堆芯的熔化和壓力容器的蠕變失效，再注水是指堆芯即將裸露或已經發生裸露時往堆芯注入冷卻水，將堆芯淹沒在冷卻劑下來冷卻堆芯，保持堆芯和壓力容器的完整性。胡嘯等人采用一體化嚴重事故分析程序MELCOR建立了核電廠一、二回路系統，非能動堆芯冷卻系統和安全殼系統的模型，模擬冷段2英寸小破口疊加重力注入失效的嚴重事故發生后，將冷卻劑注入堆芯的情形，分析其對嚴重事故進程的緩解能力[1]。李亞冰等采用MAAP4事故分析程序對DVI管線斷裂事故和LOFW嚴重事故進行分析，利用余熱排出系統探究注水對熔化進程的緩解作用[2]。T.G.Theofanous等主要采用注水方式研究堆芯熔融物在壓力容器內的保持[3-4]。Henry 和其合作者主要是關注注水對于下封頭冷卻的研究[5-7]。以上研究中或是對再注水延緩嚴重事故進程作出分析，或是對下封頭完整性作出分析，很少對再注水情況下堆芯的行為特性做出分析。然而在實際嚴重事故進程中，不同階段的注水都會影響燃料棒、碎片床和熔融物等的變化，因此有必要對不同階段的再注水堆芯行為特性做出分析。

本文利用SCDAP/RELAP5程序對百萬千瓦級壓水堆壓力容器進行建模，對嚴重事故過程中堆芯泄壓未注水、1 500 K注水和2 800 K注水堆芯燃料棒、碎片床和熔融物進行分析，探究再注水對嚴重事故下堆芯損傷影響。……