先进压水堆熔融物堆内滞留参数不确定分析研究

摘要：

压水堆核电厂在严重事故下将发生堆芯熔化事故而形成熔融池.形成熔融池的过程具有很大的不确定性,这影响到反应堆压力容器熔融物堆内滞留( IVR)策略的有效性.本工作以AP1000核电厂两层IVR模型为研究对象,对成功实施反应堆压力容器外部冷却(ERVC)的假想严重事故进行了熔融池参数不确定性分析,包括参数的敏感性分析和使用拉丁超立方抽样的概率分析.结果表明:衰变功率对IVR评价参数影响最大,应采取措施(如上堆腔注水)尽量延缓堆芯熔化的时间；熔融物中不锈钢的质量将对金属层参数造成较大影响,可考虑在压力容器内布置牺牲性材料来减小金属层的集热效应；氧化物层外压力容器失效的概率仅为1.2％,但金属层外压力容器失效的概率高达20％.本结果对今后IVR策略研究和设计具有一定的指导意义,同时也为压水堆核电厂安全评审提供理论支持.

关键词：严重事故、堆内滞留、敏感性分析、不确定分析、拉丁超立方抽样

所属期刊栏目：46

分类号：TL328(核反应堆工程)

在线出版日期：2012-05-15（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共6页

页码：37-42