杜国新
毕业时间：2013年
工作单位：核动力院一所
科研方向：严重事故分析
论文题目：1000MW级压水堆核电厂全厂断电严重事故分析
论文摘要：
核电厂严重事故是指由于冷却剂丧失或冷却不足造成堆芯升温，直至燃料和包壳融化、压力容器和安全壳失效的全部过程。如果不及时采取措施，上述严重事故将会导致放射性物质大量泄漏，对环境造成不可估量的灾难。
本论文使用MELCOR1.8.5程序，对大亚湾核电站一回路进行了模拟。首先将一回路的状态调整至标准的运行状态，然后引入全厂断电事故，得到整个事故进程。由于缺少实验研究，程序中所使用的很多计算关系式和判断准则均为半经验关系式，因此程序的计算结果与实际的状况有一定的偏差。堆芯的融化、迁移和再凝固过程对后续的进展有重要的影响，而且初始的计算结果误差会不断累积，对后续的结果造成累计效应。本论文对熔融物再凝固换热系数和熔融物的骤冷换热系数进行了敏感性分析，并与相关的文献进行了对比，找出了各个参数的合适范围，为后续程序的使用和修改提供了依据。
本文首先使用程序给出的默认参数，模拟核电站全厂断电事故，得到全部的事故序列，然后对熔融物的再凝固换热系数和骤冷换热系数进行敏感性分析，得到如下的结论：
（1）再凝固换热系数的增大，会严重影响事故进程。当再凝固换热系数增加至1500W•(m2•K)-1时，熔融物温度将会降低。当堆芯支撑板失效以后，由于熔融物温度较低，无法达到熔融物喷射的基本要求，熔融物堵塞下腔室。此后，堆芯流体无法通过下封头破口流出，导致堆芯压力无法降低。直至熔融物温度达到喷射要求喷出后，堆芯压力才会下降至安全壳压力。减小再凝固换热系数，对事故进程影响较小。
（2）骤冷换热系数的增大，会导致堆芯压力峰值的增大。如果此时下封头失效压力设置过小，或者是安全阀排气压力过高，均会导致下封头提前失效。如果将下封头失效压力设为默认值22MPa，或者是降低安全阀的排气压力，则可以避免这种状况。
MELCOR程序作为国际知名的严重事故分析程序，其正确性及合理性已得到广泛认可，但结果仍有一定的不确定性。本文对再凝固换热系数和骤冷换热系数进行敏感性分析，得到不同参数对事故进程的影响，对于程序的开发及使用具有重要的意义。
关 键 词：严重事故；堆芯融化；下封头失效；再凝固换热系数；骤冷换热系数
论文类型：应用研究