压水堆核电站严重事故下注水冷却措施的研究
核电站严重事故下堆芯熔融物坍塌至下封头，可能致使压力容器失效，威胁到安全壳完整性，从而导致放射性物质外泄的严重后果，所以保持压力容器完整性、将堆芯熔融产物保持在压力容器内是目前严重事故缓解措施研究的重点之一。作为严重事故缓解措施的一种重要手段，把堆芯熔融物保持在压力容器内（IVR）的策略已经被许多现有运行的核电站以及许多正在设计的新型压水堆核电站所采用。但对于一些现有运行的大功率核电站，严重事故下是否可以通过实施IVR措施为下封头提供足够冷却，从而保持压力容器的完整性，目前国际上还没有定论。
本文在严重事故管理研究的基础上，以90万千瓦级压水堆核电站为分析对象，以核反应堆热工水力计算为基础的一体化严重事故分析程序为手段，系统地对冷段大破口冷却剂丧失（LLOCA）、热段中破口冷却剂丧失（MLOCA）、主给水丧失（LOFW）、蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）四种始发事件导致的堆芯严重损伤严重事故下实施IVR缓解措施的事故进程进行了计算分析。
分析结果表明：在充足冷却水水量的前提下，对本文所研究的事故序列，事故发生后一定时间实施IVR缓解措施，单一实施压力容器外注水冷却（ERVC）措施或者压力容器内注水冷却（IRVC）措施，一定条件下冷却水可以为下封头或堆芯提供充足有效的冷却，达到将堆芯熔融产物保持在压力容器内、保持压力容器完整性的目的。
根据本文的研究，对影响IVR冷却效果的因素总结如下：
事故条件下实施ERVC缓解措施，○1要保证一定的堆腔注水速度以及堆腔水位高度，使得堆腔冷却水能够及时为下封头提供冷却。○2冷却水注入时间越晚，所需的堆腔注水速度就越大。若注入时间过晚，冷却效果将无法得到保证，可能最终造成压力容器的失效。○3不同的堆芯熔融池分层方式对堆腔注水的冷却效果有一定的影响，不同事故序列下影响的大小不同。○4事故进程中下封头内壁与熔融池外壳之间局部形成一定的间隙，不同尺寸的间隙对冷却效果有一定的影响，影响的大小也依据不同事故序列而不同。
事故条件下实施IRVC缓解措施，○1对于高压熔堆事故序列需要采取一定的卸压措施以利于冷却水的注入。○2要保证充足水源以维持冷却水的持续注入。○3在压力容器内水耗尽之前将冷却水注入到压力容器。冷却水注入时间越早，对堆芯熔化的缓解效果越显著，越有利于压力容器完整性的保持。
压水堆核电站;注水冷却;事故管理;事故分析
上海交通大学
硕士
核能科学与工程
曹学武
2008
中文
TM623.91
77
2009-12-31（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）