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《第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会论文集》2017年
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数值模拟百万千瓦压水堆严重失水事故后堆芯瞬态温度变化

魏林凯  赵鑫海  洪炎坤  张小英  
【摘要】:对反应堆堆芯在严重事故下瞬态温度分析,是准确预测堆芯熔化过程的重要途径。本文以AP1000四分之一堆芯为研究对象,结合严重失水事故后的工况条件,通过数值方法研究停堆后10000s内堆芯、围护结构瞬态温度变化和熔毁过程。其中,燃料棒芯块和控制棒采用二维轴对称瞬态导热微分方程,同时考虑燃料棒棒间辐射和燃料棒与围护结构辐射换热。选用细长竖圆柱外自然对流经验公式,建立燃料棒包壳与水位相关的对流换热模型。围护结构采用移动边界模型模拟被烧蚀过程。计算结果表明,停堆6500s后,堆芯燃料棒有58%的质量发生熔融,且6500s之后堆芯温度趋于稳定,堆芯熔融物的质量不再增加。在压力容器外堆腔中水的冷却下,围护装置的最高温度未超过其熔点,压力容器的完整性得到保证。
【作者单位】:中山大学中法核工程与技术学院
【分类号】:TL364.4

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