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根据核电厂纵深防御和多道屏障原则,严重事故下若能把熔融物滞留在压力容器内部(In-VesselRetention,IVR),则可避免堆芯熔融物熔穿压力容器与堆腔混凝土相互作用,还可缓解诸如安全壳内氢气爆炸、安全壳超压等一系列严重的事故后果。目前压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)是实现IVR的重要策略之一,非能动ERVC系统亦是第三代核电系统的重要特证之一。本文的主要内容为:在基于实验数据评估RELAP5程序计算ERVC的适用性基础上,研究非能动ERVC系统内两相自然循环特性;分析研究AP1000核电系统在4个典型的严重事故序列下与IVR-ERVC相关的现象:对含热源的全尺寸ERVC系统进行三维仿真研究:对比研究不同的下封头外侧对流换热公式。首先为了研究压力容器-绝热层内两相自然循环流动特性,本文基于RELAP5程序建立AP1000的ERVC系统模型,以定热流密度为热边界,研究了系统内两相自然循环能力,并对主要的热工水力参数和结构参数的影响进行了分析,结果表明,若堆腔水淹水位高于约5.5m时,AP1000的ERVC系统设计仅依靠自然循环即可以对熔池进行有效冷却。同时,找到了 ERVC系统的不稳定性边界。为了研究在典型的严重事故序列下IVR-ERVC相关的现象,利用RELAP5/SCDAP程序,建立包括ERVC系统在内的AP1000核电厂模型,选取典型的可导致堆芯熔化的严重事故序列,研究IVR-ERVC相关的现象,如堆芯熔化进程、堆芯熔融物行为、下封头内熔池行为等。结果表明,熔化进程较慢的事故序列中Inconel格架对事故进程的影响大于进程快的事故序列;当堆芯上部裸露后并不会很快熔化,而是会出现堆芯中部区域先熔化的现象。在堆芯损毁贡献大和发生概率高的严重序列中,ERVC均可有效实现IVR。只要在熔融物落入下封头内后堆腔充满水,堆芯熔化进程的快慢对ERVC影响不大。为了对ERVC系统进行三维研究,使用RELAP5-3D程序建立ERVC系统三维模型,由于此程序的多维控制体无法模拟三维半球形间隙流道,因此仅把ERVC系统进口和上升段使用多维控制体进行三维建模,下封头-绝热层间隙流道以详细的节点划分方法进行建模。同时使用RELAP5程序对ERVC系统拟三维建模,与RELAP5-3D程序的三维模型进行对比研究。结果表明,RELAP5程序的拟三维模型估计的不稳定起始点晚于RELAP5-3D程序,两个模型估计的结果的差异还受到热工水力和结构条件的影响。最后采用FORTRAN语言,编写了计算ERVC换热过程的程序,并选取下封头外侧不同对流换热公式进行稳态计算,结果表明ACOPO实验公式低估了 ERVC的换热能力,RELAP5程序模拟ERVC时的对流传热公式比AP1000切片装置实验得到的对流传热公式和窄通道湍流-湍流型对流换热公式相比是比较保守的。