反应堆压力容器(RPV)被称为核电站的心脏。即使采取了不同级别的安全措施,也可能会发生严重的事故。因此,如何保持RPV下封头的完整性,以及防止放射性物质熔融流出,从而最大限度地减少事故风险及安全壳的毁坏至关重要。文献发现通过对外部反应堆容器的冷却(ERVC)是一种有效的策略,可在严重事故条件下在反应堆压力容器中实现堆芯熔融物在容器内的滞留(IVR)。通过向反应堆腔中注入冷却剂以淹没整个反应堆压力容器,从而通过容器壁排出熔化物的衰变热,将放射性熔化物包含在反应堆容器中。许多研究者发现较高的液体过冷度提高了 ERVC的临界热流密度(CHF),但要达到较高的过冷度是ERVC必须解决的问题。本文对溴化锂蒸汽吸收式制冷系统(LiBr VARS)进行了讨论和设计,以使ERVC达到较高的过冷度。与蒸汽压缩循环相比,该系统是一个不使用任何压缩机的热力驱动系统,避免了电力的消耗。本文设计的是简单有效的以水为制冷剂、溴化锂为吸收剂的制冷系统。LiBr VARS的设计容量为24MW,可以满足AP1000核反应堆堆芯熔化时的最大热负荷。通过计算系统各组成部分的热负荷,设计了相应的系统基本组成部分,并利用ANSYS Fluent数值模拟了过冷度对系统的影响,发现较高的过冷度显着增强了临界热流密度CHF。