熔堆事故下压力容器的热安全分析

论文摘要

核电是目前世界上公认的非常有发展潜力的清洁能源，它与火电以及其他清洁能源相比有着不可替代的优势。但核电也有缺点：由于核物质的放射性，导致核反应堆的安全性一直是业界关注的焦点。从第一座核电站的建立到现在核电技术的发展已日趋成熟，核反应堆的安全性是显著的。但福岛核电站事故的发生，使人们对核电安全建立的信心再次动摇。因此，核反应堆的安全问题仍然是制约世界核电发展的关键问题。为了防止放射性物质的扩散，在核反应堆中设计了三道屏障，从里到外依次是：燃料包壳、一回路边界、安全壳。其中压力容器是放置堆芯并承受巨大运行压力的设备，它是第二道屏障中的关键设备，反应堆熔堆将会极大地破坏压力容器的完整性。为此，本文拟研究压水堆核电站冷却剂丧失引发熔堆事故工况下，堆芯熔融物对压力容器的烧蚀破坏过程。理论上建立了堆芯熔融物在压力容器下封头的分层传热模型，建立二维导热偏微分方程，采用数值差分方法，编制FORTRAN程序，计算出压力容器下封头的壁面温度场，得到了在事故发生后一定时间内下封头壁面温度的变化情况，以及随着壁面温度的升高，壁面被熔融烧蚀的变化过程。特别值得提出的是，本文在研究熔堆事故下压力容器的非稳态烧蚀计算过程中，首次将移动边界模型运用到该问题中。最终得到的结论是：压力容器壁面与堆芯熔融物接触的部分中，壁面厚度减小最快的区域是压力容器内壁与氧化物熔融池上部接触的部分，而在氧化物熔融池下面的部分变化比较小。这是由于氧化物熔融池向压力容器下封头的传热热流是随倾角的增大而增大的，而热流越大，其温度上升越快，因此被熔化的节点就越多。事故发生后15000s，压力容器壁面最薄处仅为2cm，这发生在处，接近金属熔融层与氧化物熔融池的交界面。也就是说，该区域是最危险的，在以后的时间，如果不及时采取冷却措施，压力容器极有可能被熔穿。这些结果对了解熔堆事故的发展进程，以及预测压力容器的热危险点并加以适当的监测，提供了很好的依据；同时，还可以为设计反应堆熔堆事故的预防和缓解设施提供参考。

论文目录

• 摘要
• Abstract
• 第一章 绪论
• 1.1 研究背景
• 1.1.1 能源危机与核能的和平利用
• 1.1.2 核电安全事故概述
• 1.1.3 反应堆熔堆安全事故发展过程
• 1.1.4 历史上的反应堆熔堆事故
• 1.2 国外对熔堆研究的发展
• 1.3 国内对熔堆研究的发展
• 1.4 研究内容
• 第二章 熔堆计算模型
• 2.1 几何模型
• 2.2 数学模型
• 2.2.1 计算参数
• 2.2.2 几何计算
• 2.2.3 传热计算
• 2.2.4 压力容器壁面导热的微分方程
• 2.3 本章小结
• 第三章 数值计算
• 3.1 计算区域的空间离散
• 3.2 建立控制体的导热离散方程
• 3.2.1 稳态计算的导热差分方程
• 3.2.2 非稳态情况下的节点导热方程
• 3.3 设定数值计算的收敛条件和非稳态计算的温度初值
• 3.4 求解代数方程组
• 3.5 本章小结
• 第四章 计算结果分析
• 4.1 稳态计算的结果分析
• 4.2 非稳态计算的数据分析
• 4.3 本章小结
• 结论及展望
• 1 结论
• 2 展望
• 参考文献
• 攻读硕士学位期间取得的研究成果
• 致谢
• 答辩委员会对论文的评定意见