压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估

来源：核动力工程杂志2021年第5期北京时间：

作者：吴攀, 任彦昊, 单建强, 黄彦平

单位：1.西安交通大学核科学与技术学院，西安，710049；2.中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室，成都，610213；

摘要：在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上，开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型，并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故（LOCA）叠加丧失紧急堆芯冷却系统（LOECC）事故中的堆芯安全评估，并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明，在LOCA叠加LOECC工况下，燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热，最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃，均低于不锈钢包壳的熔化温度，因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。

关键词：失水事故, 压力管式超临界水堆（PT-SCWR）, 无堆芯熔化, 辐射换热, 二维导热

基金资助：国家重点研发计划（2018YFE0116100）