第36卷第1期 2016年2月
核科学与工程
Nuclear Science and Engineering
严重事故下大功率先进压水堆
IVR-ERVC有效性分析
星旭1，陈薇2
金越，刘晓晶程
（1.上海交通大学，上海200240;2.国核科学技术研究院，北京100029）
Vol.36No.1
Feb.2016
摘要：通过压力容器外部冷却(ERVC)以实现堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文使用严重事故分析程序MELCOR，从瞬态角度对大型先进压水堆进行了IVR-ERVC相关研究。过程中重点关注了堆芯熔毁和重新定位，熔池形成、生长及其传热过程，并且对压力容器外部流动传热进行了分析。MELCOR计算所得下封头热流密度分布的瞬态结果与临界热流密度（CHF)比较和分析表明，1700MWe大功率压水堆发生严重事故后在IVR-ERVC条件下能够保证压力容器的完整性，即，IVR-ERVC能够有效带出下封头熔融物的衰变热量，缓解严重事故后果。
关键调：严重事故；瞬态分析；堆芯熔毁；熔池形成；IVR-ERVC
中图分类号：TL3
文章标志码：A
文章编号：0258-0918(2016)01-0116-09
IVR-ERVCEffectivenessAssessmentforLarge-size
AdvancedPWRunderSevereAccident JINYue'，LIUXiao-jing'，CHENGXu',CHENWei
(1. Shanghai Jiao Tong University, Shanghai 200240, China 2. State Nuclear Power Research Institute, Beijing 100029, China)
Abstract: As a key severe accident management strategy for light water reactors(LWRs),in-vessel retention (IVR) through external reactor vessel cooling (ERVC) has been the focus of relevant studies for decades. This paper addressed the IVR-ERVC issues from a transient perspective using the severe accident code MELCOR for large size advanced passive nuclear power plant. Current analysis was mainly focused on the transients in severe accident including core degradation and relocation, molten pool formation, growth and heat transfer within, together with external flow and heat transfer analysis. MELCOR calculations for lower head heat flux were then compared with critical heat flux (CHF) of lower head to assess the effectiveness of IVR-ERVC.
修回日期：2014-07-05
作者篇介：金越（1989一），男，陕西人，硕士研究生，现主要从事反应堆热工水力安全分析研究工作 116