临界热通量下反应堆压力容器的极限承载能力研究

摘要

熔融物堆内滞留(In-vessel retention,IVR)已成为核电厂处理堆芯熔融严重事故的一种有效管理策略。为使IVR成功,既要满足热失效准则,保证反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)的局部热通量低于堆腔内冷却剂的临界热通量(Critical heat flux,CHF),也要确保RPV的压力边界完整性,避免发生结构失效。为此,需要对CHF下RPV的结构完整性进行分析。对CHF下某堆型的RPV进行热分析,得到了RPV器壁局部熔化后的有效几何模型和沿壁厚的温度分布。进而,考虑热载荷和压力载荷作用,对该RPV模型进行极限载荷分析和IVR 72 h蠕变分析,确定RPV的极限承载能力。结果表明,IVR初始时刻4.9 MPa内压作用下该RPV最薄器壁径向截面全面屈服,达到对应的极限条件;72 h后3.6 MPa内压下的最大局部蠕变应变为4.1%,而3.7 MPa下则高达42.5%。因此,可将3.6 MPa视为该堆型RPV在CHF工况下72 h内的极限载荷。