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压水堆下封头多层熔池模型敏感性分析

李治刚 安萍 潘俊杰 刘威 芦韡

李治刚, 安萍, 潘俊杰, 刘威, 芦韡. 压水堆下封头多层熔池模型敏感性分析[J]. 核动力工程, 2021, 42(4): 138-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0138
引用本文: 李治刚, 安萍, 潘俊杰, 刘威, 芦韡. 压水堆下封头多层熔池模型敏感性分析[J]. 核动力工程, 2021, 42(4): 138-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0138
Li Zhigang, An Ping, Pan Junjie, Liu Wei, Lu Wei. Sensitivity Analysis of Multi-Layer Molten Pool Model of PWR Lower Head[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(4): 138-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0138
Citation: Li Zhigang, An Ping, Pan Junjie, Liu Wei, Lu Wei. Sensitivity Analysis of Multi-Layer Molten Pool Model of PWR Lower Head[J]. Nuclear Power Engineering, 2021, 42(4): 138-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0138

压水堆下封头多层熔池模型敏感性分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0138
详细信息
    作者简介:

    李治刚(1989—),男,工程师,硕士研究生,现从事反应堆系统堆芯软件研究,E-mail: sienxixian@163.com

  • 中图分类号: TL33

Sensitivity Analysis of Multi-Layer Molten Pool Model of PWR Lower Head

  • 摘要: 下封头熔池模型是熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价的重要模型,已在典型压水堆安全评价中得到广泛应用。传统的2层熔池模型和近年来提出的3层熔池模型,主要模拟熔池内熔融物的成分及热量的分配与传递过程,具有关系式复杂和强非线性的特点。为了为熔池分层模型以及严重事故缓解策略的优化提供帮助,采用中国核动力研究设计院自研的全局敏感性分析工具SALib和熔池分析软件CISER V2.0对4种熔池多层模型进行了敏感性分析,得到了主要输入参数对各模型关键结果参数的影响程度,敏感性分析结果反映了各熔池模型的典型特点。下封头半径对4种熔池分层模型均有显著的影响,Salay&Fichot模型与2层熔池模型中影响关键结果参数的输入参数基本相同,熔融物初始质量对Esmaili模型影响最大,熔融物密度对Seiler模型影响最大。

     

  • 图  1  2层熔池模型中关键输入参数的敏感性系数

    Figure  1.  Sensitivity Coefficient of Key Input Parameters in Two-Layer Molten Pool Model

    图  2  Esmaili模型中关键输入参数的敏感性系数

    Figure  2.  Sensitivity Coefficient of Key Input Parameters in Esimaili Molten Pool Model

    图  3  Seiler模型中关键输入参数的敏感性系数

    Figure  3.  Sensitivity Coefficient of Key Input Parameters in Seiler Molten Pool Model

    图  4  Salay&Fichot模型中关键输入参数的敏感性系数

    Figure  4.  Sensitivity Coefficient of Key Input Parameters in Salay & Fichot Molten Pool Model

    表  1  IVR分析关键输入参数及初始值[6,16]

    Table  1.   Key Input Parameters and Initial Values of IVR Analysis

    参数标识IVR分析初始参数
    不锈钢质量/kgMss37376
    锆金属质量/kgMZr18309
    二氧化铀质量/kgMUO266266
    初始剩余衰变热/WQ2.87×107
    二氧化铀比热容/(J·kg−1·℃−1)CpUO2485
    不锈钢密度/(kg·m−3)ρss7020.0
    二氧化铀密度/(kg·m−3)ρUO28740.0
    二氧化锆密度/(kg·m−3)ρZrO25990.0
    二氧化铀导热系数/[W·(m·K) −1]λUO25.6
    二氧化锆导热系数/[W·(m·K) −1]λZrO23.25
    硬壳中二氧化铀导热系数/[W·(m·K) −1]λUO2,cr2.41
    硬壳中二氧化锆导热系数/[W·(m·K) −1]λZrO2,cr2.48
    压力容器向上导热系数/[W·(m·K) −1]λves,up41.0
    压力容器向下导热系数/[W·(m·K) −1]λves,dn32.0
    压力容器壁面熔点/℃Tves,melt1809
    下封头半径/mR2.0
    氧化层壁面厚度/mδP,00.15
    氧化层熔点/℃Tp,melt2850.0
      下标ves、ss、Zr、UO2、ZrO2、melt、cr分别为压力容器壁面、不锈钢、金属锆、二氧化铀、二氧化锆、熔化点和硬壳
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  • [1] 苏光辉, 田文喜, 张亚培, 等. 轻水堆核电厂严重事故现象学[M]. 北京: 国防工业出版社, 2016.
    [2] THEOFANOUS T G, LIU C, ADDITON S, et al. In-vessel coolability and retention of a core melt[R]. Washington: Department of Energy, 1996.
    [3] PARKER G W, HODGE S A. Small scale BWR core debris eutectics formation and melting experiment[J]. Nuclear Engineering and Design, 1990(121): 341-347. doi: 10.1016/0029-5493(90)90016-Q
    [4] REMPE JL, KNUDSON DL, ALLISON CM, et al. Potential for AP600 in-vessel retention through ex-vessel flooding: INEEL/EXT-97-00779[R]. USA: Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, 1997.
    [5] BECHTA SV, GRANOVSKY V S, et al. Corium phase equilibria based on MASCA METCOR and CORPHAD results[J]. Nuclear Engineering Design, 2008(238): 2761-2771.
    [6] ESMAILI H, KHATIB-RAHBAR M. Analysis of likelihood of lower head failure and ex-vessel fuel coolant interaction energetics for AP1000[J]. Nuclear Engineering and Design, 2005(235): 1583-1605.
    [7] SEILER JM, TOURNIAIRE B, et al. Consequences of material effects on in-vessel retention[J]. Nuclear Engineer Design, 2007(237): 1752-1758.
    [8] SALAY M, FICHOT F. Modelling of Corium Stratification in the Lower Plenum of a Reactor Vessel[C]. France: OECD/NEA MASCA Seminar 2004, 2004.
    [9] ZHANG Y P, QIU S Z, SU G H. Analysis of safety margin of in-vessel retention for AP1000[J]. Nuclear engineering and Design, 2010(240): 2023-2033.
    [10] EPRI. MAAP5 Computer Code[CP]. USA: Electric Power Research Institute, 2008.
    [11] 关仲华,向清安,陈彬,等. ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析[J]. 核动力工程,2015, 36(6): 56-60.
    [12] 向清安,关仲华,邓纯锐,等. AP1000 IVR三层熔池结构评价分析[J]. 核动力工程,2013, 34(6): 84-87.
    [13] LIU L L, YU H X, DENG J, et al. Analysis of the configurations and heat transfer of corium pool in RPV lower plenum[J]. Annals of Nuclear Energy, 2019(124): 172-178.
    [14] SOBOL I M. Global sensitivity indices for nonlinear mathematical models and their Monte Carlo estimates[J]. Mathematics and Computers in Simulations, 2001, 55(1-3): 271-280. doi: 10.1016/S0378-4754(00)00270-6
    [15] SALTELLI A, ANNONI P, AZZINI I, et al. Variance based sensitivity analysis of model output, design and estimator for the total sensitivity index[J]. Computer Physics Communications, 2010(181): 259-270.
    [16] LI Z G, LIU W, MING P Z, et al. The sensitivity analysis of the core low head molten pool model based on variance decomposition[C]. ICONE27, Ibaraki, Japan, 2019.
    [17] ZAVISCA M, YUAN Z, KHATIB-RAHBAR M. Analysis of selected accident scenarios for AP1000: ERI/NRC 03-301[R]. USA: Energy Research, Inc., 2003.
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出版历程
  • 收稿日期:  2020-05-16
  • 修回日期:  2020-12-20
  • 网络出版日期:  2021-08-06
  • 刊出日期:  2021-08-15

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