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對反應堆壓力容器在嚴重事故期間外部冷卻的分析 -中子檢測儀_輻射劑量率儀_輻射巡檢儀_長桿輻射巡測儀_個人劑量報警儀_表面污染檢測儀_個人劑量儀

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技術文章

對反應堆壓力容器在嚴重事故期間外部冷卻的分析

2005/10/5 15:25:00

    韓國原子能研究所利用RELAP5/MOD3計算機程序，分析了在嚴重事故期間利用自然循環對反應堆壓力容器進行外部冷卻的總體性能，以調查高功率反應堆壓力容器內部貯留策略的可行性。分析結果表明，兩相流不穩定現象（包括自然循環振動和密度波振動），影響反應堆壓力容器壁的局部熱裕量。在基本條件下，反應堆壓力容器的熱負載簡化為600  kW/m2的均勻熱流量負載。對入口K因子、非均勻熱流量分布、入口流量面積和水池水的欠熱度等效應進行了敏感度研究，以評估局部熱裕量。另外，分析結果還表明，自然循環冷卻對于此水平下的熱流量是不重要的。對于兩項流自然循環進行系統水平上的分析（包括對設計參數的敏感度研究）是必要的，以確保成功執行外部冷卻。  
      
      針對先進輕水堆（ALWR）（例如AP600）嚴重事故的事故管理策略之一是熔融燃料在壓力容器內部貯留（IVR）。IVR策略非常吸引人，因為它將嚴重事故的后果限制在反應堆壓力容器內，而且大大減少放射性泄漏。作為IVR策略的一種手段，堆腔被冷水淹沒，然后由被動自然循環或強迫冷卻在堆腔內冷卻反應堆壓力容器。被動自然循環更理想，因為它不要求有額外的專設安全設施，也不需要操縱員采取行動。  
      
      為了使擬議中的策略能夠成功，應利用反應堆壓力容器的外部冷卻有效地排出熔融燃料產生的衰變熱。決定是否成功的主要因素是向下反應堆壁上臨界熱通量（CHF）的局部熱裕量和反應堆壓力容器外整個系統沿流量通道的行為。發現CHF在底部最低，并隨傾斜角度增加。因此有必要評估局部CHF和熔融燃料池的熱負載之間的熱裕量。通過評估熔融燃料池的自然對流得出結論，AP600的底部有足夠的熱裕量。相對CHF，熱裕量在較高傾斜角度、在氧化層和金屬層邊界附近的區域很低。這些研究成果表明IVR策略對AP600是可行的。
                                      

   摘自 【美國《核技術》2002年4月刊】

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