核电厂IVR评价的严重事故序列及堆芯熔融过程研究
熔融物堆内保持(In-Vessel Retention, IVR)是一种重要且关键的预防和缓解严重事故后果的措施。在核电厂IVR的有效性评价过程中,确定熔池中三个关键不确定性独立参数的概率分布函数是一个十分重要的步骤。本论文针对我国某核电堆型的IVR措施的有效性评价,开展了严重事故序列分析和堆芯熔融过程相关研究。本研究根据相关准则选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,采用严重事故分析程序,通过建立电厂模型,分析了核电厂在严重事故下的事故变化序列,给出了各事故下熔融池的状态变化,并对模型参数进行了敏感性分析,得出了影响IVR有效性熔池的包络工况。最后,根据大量严重事故序列的计算结果和熔池成份数据的分析,结合现象学尺度定义,得出了三个关键的不确定性参数的概率分布函数。本文通过以上研究,主要得出以下几个结论：①经过对比MAAP4,RELAP/SCDAP程序计算的破口事故、SBO事故、LOFW+ATWS事故的结果,表明两个程序在事故发展的趋势是上一致的。但两个程序在安注箱排空、堆芯熔融物重布置于下封头的时间以及堆芯冷却剂温度在事故后期存在差异。②通过对MAAP4程序中一些模型的不确定性参数进行敏感性分析发现,这些与IVR有效性评价十分相关的不确定性参数的影响均不大。③选择并计算了大量的严重事故序列熔池分层计算。结果表明在下封头形成的熔池中,金属层所在的高度上存在有明显的热集中效应。④通过大量的事故序列计算得出,下封头内熔池的形成约需经过三个类稳态过程：UO2全部熔化、熔池中粒子层全部消失、热流密度峰值期。这三个类稳态会持续一定的时间,需要对它们对IVR有效性的影响进行评估。
IVR;严重事故;堆芯熔融;MAAP4
上海交通大学
硕士
核能科学与工程
杨燕华
2010
中文
TM623
2014-05-22（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）