基于ASTEC程序的反應堆嚴重事故下壓力容器下封頭傳熱分析

左嘉旭 宋 維 安婕銣 莊少欣 石興偉

1（生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心 北京 100082）

2（國家環(huán)境保護核與輻射安全審評模擬分析與驗證重點實驗室 北京 100082）

根據(jù)《核動力廠設計安全規(guī)定》（HAF102）中的要求［1］，核電廠在設計中除了設計基準事故，還必須考慮核動力廠的超設計基準事故，包括選定的嚴重事故。關于嚴重事故現(xiàn)象的分析和緩解措施的研究日益重要［2-5］，其中在壓力容器外設置注入冷卻水的系統(tǒng)是用以實現(xiàn)嚴重事故工況下的反應堆壓力容器內熔融物滯留（In-Vessel Retention，IVR）的關鍵緩解措施之一。該系統(tǒng)使冷卻水流過反應堆壓力容器與保溫層間的通道，通過反應堆壓力容器下封頭外壁面與冷卻水的換熱，帶走堆芯熔融物釋放出的熱量，維持反應堆壓力容器的完整性。

針對IVR措施的有效性評價，壓力容器外壁面的傳熱性能、流體流動性能、堆內熔融物熔池的結構和組成等問題是重點關注內容，也有很多相關研究。有研究結果表明：熔融物達到穩(wěn)定分層結構下，熔池對壓力容器壁面施加的熱負荷直接決定壓力容器下封頭完整性［6-9］。因此，評估IVR措施有效性的關鍵是分析其是否發(fā)生熱工失效，即下封頭內熔融池作用于壓力容器的最終穩(wěn)態(tài)熱負荷不超過其外壁面沸騰換熱的臨界熱流密度（Critical Heat Flux，CHF）［2-3，9-10］。同時，下封頭結構的完整性是IVR成功的前提，需論證在最終穩(wěn)態(tài)熱負荷狀態(tài)下不發(fā)生結構失效，即下封頭剩余壁厚能夠實現(xiàn)熔融物的承載，因此下封頭在熔融物熔蝕后剩余厚度具有重要意義，也是判斷IVR是否有效的重要依據(jù)之一?！?br>