福岛事故后严重事故分析再次在国际上引起了研究人员的重视,为缓解假想的严重事故,核能界提出了不同的缓解方案,其中熔融物堆内滞留(In-vessel retention,简称IVR)是一种重要的备选方案。该方案在发生严重事故时将堆坑淹没,通过压力容器外部冷却的方式排出下封头内熔融物的衰变热,如果能保持下封头的完整性(通常判断下封头完整性的准则是下封头外壁面任意位置的热流密度均低于局部临界热流密度)则认为该方案有效。为了分析IVR的有效性,国际上已开展了大量的工作,但在分析下封头壁面的传热特性时往往采用了简化模型,并未对壁面内的换热特性进行充分研究,使得预测的下封头外壁面热流密度过于保守,进而影响了对安全裕量的准确判断。此外,国际原子能机构(IAEA)要求新的核电站设计时需要考虑严重事故及其缓解措施,并且由于先进水冷堆采用了不同的堆芯设计,严重事故时的传热特性可能与常规压水堆不同。因此需要对先进水冷堆进行严重事故分析,并研究此过程中下封头的瞬态传热特性。结合国际上对严重事故分析的研究现状,本文的采用的技术路线为:开发适用于分析下封头瞬态传热特性的计算工具——根据解析解及实验数据对计算工具进行验证——将计算工具应用于两种超临界水堆和大功率先进压水堆的严重事故分析——对反应堆设计提出了优化建议并得出对结果产生较大影响的参数。本文的主要工作包括:1.开发了基于二维球坐标的下封头瞬态传热特性分析工具,具体而言是考虑了下封头壁面内法向方向不同位置处换热面积的变化以及沿经度方向的导热,从而可以更准确的预测下封头外壁面的热流密度分布;开发了壁面熔化模型从而可以更准确的预测下封头的内壁温;此外建立了包括沸腾临界后传热在内的全范围换热关系式,从而可以预测沸腾区域在时间和空间上的变化规律。通过与均匀热流密度分布的球坐标解析解与LIVE实验数据的对比,可知本文开发的程序适用于分析下封头瞬态传热过程。与严重事故分析基准算例对比后可知,在考虑了上述现象后,得到的外壁面的热流密度分布与内壁面不同,并且热流密度峰值会显著降低,从而可以得到更高的安全裕量。2.对两种超临界反应堆设计进行了设计基准事故分析及严重事故分析。其中对一典型热谱超临界反应堆的不同类型的设计基准事故(失去给水加热事故、汽轮机失去负载且旁排未开启事故、给水泵卡轴事故、弹棒事故和冷却剂丧失事故)进行了分析,并得出了可能发展成严重事故的初因事故。进行严重事故分析及敏感性分析后,得出了对热流密度分布影响较大的参数。此外,对比了混合谱超临界堆在冷却剂丧失事故中系统的响应,并对其导致的严重事故进行了分析。对反应堆设计参数进行优化后,使得混合谱超临界堆在发生严重事故后下封头不被熔穿。3.对大功率先进压水堆的严重事故进行了分析,表明了二维模型和一维模型在分析下封头传热特性时的差异。通过对氧化池换热关系式、外部冷却质量流量、外部冷却入口温度、过渡沸腾换热关系式和壁面熔化模型进行了敏感性分析后,发现得出氧化熔池的换热关系式和过渡沸腾的换热关系式对热流密度分布具有较大影响,因此在进行大功率先进压水堆严重事故分析时,应当对这两种换热关系式的适用性进行进一步的研究。本文的研究目标为开发一个可以更准确得预测下封头壁面瞬态传热特性的计算工具,并将该工具应用于我国先进水冷堆的严重事故分析。对于反应堆安全设计和事故分析具有一定的参考价值。