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摘要：本文简要介绍了堆内熔融物冷却，并对某三代核电厂严重事故后一回路卸压的时间窗口和向堆腔注水的时间窗口进行了时间进程分析，得到了不同pose工况下时间窗口。
关键词：堆内熔融物冷却 严重事故现象 注水
1前言
当核电厂发生丧失冷却剂、丧失给水、全厂断电等发事件后，若未能采取及时、有效的措施，则堆芯可能最终熔化，若此时能成功把熔化的堆芯滞留在压力容器内（即堆内熔融物滞留），可以避免后续安全壳内蒸汽爆炸、安全壳直接加热、熔融物与混凝土反应等严重的事故进程。
根据第三代压水堆核电厂的设计特点，熔融物有可能在两个位置实现冷却，包括压力容器内的熔融物冷却，即一般所称的堆内熔融物冷却，和反应堆堆腔内的熔融物冷却，即一般所称的堆外熔融物冷却。计算的目标电厂设计为通过IVR实现熔融物冷却，即投入堆腔注水系统实现堆内熔融物的冷却，在本分析中，不考虑堆外熔融物冷却的可能性。
堆内熔融物冷却通常有两种方式，一种是向堆芯注水实现堆内熔融物的直接冷却，一种是向堆腔注水，通过压力容器壁面传热实现堆内熔融物的间接冷却。本电厂在严重事故预防过程中主要考虑使用向堆芯注水策略，在严重事故缓解过程中主要考虑使用堆腔注水系统来冷却熔融物，在本分析中，保守只考虑使用堆腔注水系统冷却熔融物的可能性。
为实现压力容器内熔融物滞留功能，除需及时向堆腔注水外，对于高压事故序列，还需要及时对一回路进行卸压。因此，需要分析一回路卸压的时间窗口和向堆腔注水的时间窗口。鉴于此，分析中针对堆内熔融物冷却需要解决的问题主要有：
1）一回路卸压时间窗口分析；
2）向堆腔注水时间窗口分析；
2一回路卸压时间窗口分析
为了实现IVR功能，除需要向堆腔注水外，还需要对高压类事故序列进行卸压操作。为了确定一回路卸压的时间窗口，需要给出相应的成功准则。根据IVR的设计特征，这里将卸压成功准则确定为：在堆芯坍塌时将压力降至2MPa以下。按照该成功准则，对典型高压事故序列进行了计算，主要计算结果如表1所示。
表1 一回路卸压时间窗口计算结果
3向堆腔注水时间窗口分析
向堆腔注水的成功准则为：确认卸压开启后，在堆芯坍塌前将堆腔注满水。按照该成功准则，对典型事故序列进行了计算。计算该时间窗口时，考虑了不同卸压时间对事故进程的影响，主要计算结果如表2所示。
表2 向堆腔注水时间窗口计算结果
4结论
上述事故计算中考虑了堆腔注满水所需的时间，根据本电厂设计，能动堆腔注水系统注满水的时间约为23分钟，非能动堆腔注水系统注满水的时间约为120分钟。考虑到如果卸压失败，则IVR也会失败，故堆腔注水的成功准则中也考虑了要确认卸压开启后才考虑执行堆腔注水操作。
论文作者:张明,牛睿
论文发表刊物:《建筑学研究前沿》2019年6期
论文发表时间:2019/7/9
标签：时间论文; 窗口论文; 事故论文; 回路论文; 核电厂论文; 准则论文; 序列论文; 《建筑学研究前沿》2019年6期论文;