1、在核電廠中,嚴重事故的發(fā)生概率很低,但是一旦發(fā)生事故,就會導致堆芯熔化,堆芯熔融物有可能進去壓力容器下封頭。下封頭可能因此被熔穿,威脅安全殼的完整性,導致放射性產物泄漏的嚴重后果。所以,保持反應堆壓力容器的完整性,保持堆芯熔融物在反應堆壓力容器內(IVR)是嚴重事故緩解措施研究重點之一。作為一種重要的 IVR保護手段,堆腔注水嚴重事故緩解措施已被許多在運行小功率核電站采用,為該類核電廠堆型在發(fā)生嚴重事故時提供足夠的冷卻,保證反應堆壓力容

2、器的完整性。但是對于在運行的大功率核電廠,能否通過堆腔注水的緩解措施為嚴重事故下的反應堆壓力容器下封頭提供充足的冷卻,以保持壓力容器的完整性,目前國際上并無定論。
　　本論文采用數值模擬計算方法和計算軟件,建立合理的計算物理模型,設置合理的邊界條件,對核電廠堆腔注水系統改進后堆腔內的氣流溫度場、壓力場、速度場的分布情況進行數值模擬,特別是RPN通道處流量分配及突臺混凝土壁面溫度的計算分析。分析結果表明:突臺處單個MK4的散熱量為3

3、7W左右,單個MK2的散熱量為25.9W左右。舊保溫層散熱為23301.1W。新保溫層散熱為34747.39W。雖然新保溫層內側的溫度較低,但是同時厚度也有所減小。兩個因素共同作用下,導致新保溫層的散熱量大于舊保溫層。影響水泥最高溫度的最重要的因素就是錨固件的直接導熱。去掉上層的錨固件,對下層錨固件的空氣流場影響較小,因此,所得到的最高溫度與雙層計算中下層的水泥溫度基本相同。在水泥突臺處只建立一層錨固件時,最高水泥溫度可能會隨著錨固件水