IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的传热计算

• 作者: 张金龙 杨培勇 汲水 裴杰
• 来源期刊: 原子能科学技术
• 关键词: 轻水反应堆 严重事故 容器内滞留 牺牲性材料 壁面热流密度
• 年，卷（期）: 2013,（8）
• 所属期刊栏目: 反应堆工程
• 页码范围: 1348-1355
• 页数: 8页
• 分类号: TL328|TB303
• 语种: 中文
• DOI: 10.7538/yzk.2013.47.08.1348

摘要

应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。严重事故发生时，掉落的堆芯熔融物被氧化物牺牲性材料（OSM ）稀释，导致熔池结构发生翻转，因此计算翻转后熔融池的传热行为是进行牺牲性材料筛选和评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文计算了容器内滞留（IVR）中熔融堆芯被 Fe3 O4、TiO2和 Al2 O33种候选OSM 稀释后压力容器壁面的热流密度分布。研究发现，布置OSM后，上腔室结构在强烈热辐射的作用下会熔化掉落。随着OSM 布置量的增大，压力容器壁面最大热流密度减小，当布置15 m3的OSM 时，压力容器伸长约2 m ，此时壁面最大热流密度较未布置时减小约45％，且当布置相同体积的OSM 时，Fe3 O4导致的壁面最大热流密度减小最多。此外，UO2-ZrO2-OSM 三元混合物的熔点高低会对氧化物层表面是否结壳产生影响，从而影响壁面最大热流密度。

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	杨培勇	国家核电技术有限公司北京研发中心	4	15	2.0	3.0
2	张金龙	国家核电技术有限公司北京研发中心	2	5	1.0	2.0
3	汲水	国家核电技术有限公司北京研发中心	4	6	1.0	2.0
4	裴杰	国家核电技术有限公司北京研发中心	1	1	1.0	1.0