快堆严重事故中熔融物传播的双组分冻结模型

快堆在严重事故下,将导致燃料及结构材料形成熔融池和沸腾池,熔融物最终熔穿组件盒壁,向盒外曼延.为弄清混合熔融物传播的机理问题,本文采用了机理建模的方法,建立了导热冻结和整体冻结两种机理的数学模型,并与英国的SES堆外实验进行了验证,和实验结果吻合较好.通过与法国GEYSER实验中验证过的单组分模型比较,分析出钢成分在混合熔融物的冻结中所起的作用,得出了双组分熔融物传播的相关结论.     

快堆中钠环境下熔融物传播模型的建立与验证

快堆在超设计基准事故下运行,会导致燃料元件的熔化,并很快形成燃料和钢的混合沸腾池,池壁破损之后,高温熔融物将向组件盒间隙以及相邻组件中传播,使事故进一步升级.为了弄清熔融物传播的机理,采用了机理建模的方法,分别建立了导热冻结和整体冻结两种机理模型,在英国的SES实验及法国的PV-A实验上进行了验证,得出了有关冻结机理和钠流动的相关结论,通过对传播的相关参数进行比较分析.得出了熔融物传播的相关结论.     

快堆沸腾池数学模型

单组件盒内的沸腾池是快堆燃料组件瞬时堵流事故发展的一个重要阶段,这个阶段之后将会导致熔融物向组件盒外的传播.为了了解沸腾池的内部机理,本文建立了单组分沸腾池机理模型:采用漂移速度模型预测池内空泡份额的分布,用焓方法求解包裹沸腾池的燃料固化壳的温度场及厚度.根据不同的流型,对沸腾池和壁面间的换热Greene关系式进行了一些修正.结果表明,沸腾池的形成是由于冷却剂的排热能力降低,而形成的内部产热量和外部排热量的不平衡而导致的;这个热量的不平衡量是产生气泡的根源.Greene经验关系式适用于没有产生气泡之前的熔融池,形成沸腾池之后,要根据不同的流型对其做相应的修正.     

快堆组件盒壁破损机理模型的建立与验证

快堆内发生超设计基准事故后，故障组件盒会发展到沸腾池，事故下一步的传播取决于池壁破损。文章采用机理建模方法，对3种主要盒壁破损机理建立模型，并在法国SCARABEE堆内实验中的BE+3和PV-A实验以及堆外GEYSER实验上进行了模型验证，模型计算结果与实验结果吻合较好。根据模型计算结果，对PV-A实验的池壁破损给予了合理解释，总结出快堆池壁破损的相关结论，并对堆内发生燃料-冷却剂相互作用（FCI）的可能性进行分析，给出了相关结论。     

熔融池相变传热特性的大涡模拟数值研究

研究反应堆熔融池内部的流动与传热特性对保证熔融物堆内滞留具有重要意义。本文基于开源软件OpenFOAM平台,结合大涡模拟湍流方法和熔融池相变过程建立熔融池传热模型,针对典型熔融池传热实验LIVE工况开展数值计算,得到了熔融池内速度场和温度场以及下封头内壁面硬壳厚度和热流密度分布情况。结果表明,熔融池内速度、温度和热流密度随高度或径向角度的增大而增大;硬壳厚度随径向角度的增大而减小;下封头壁面上的热负荷在顶部聚集。传热参数计算结果与实验数据整体符合较好,可以有效反映出熔融池内自然对流与相变过程,验证了计算模型的可靠性,可为进一步研究熔融池相变传热特性提供参考。      

快堆中熔融物在相邻组件中传播的数学模型

快堆发生堆芯熔融事故,会形成熔融池和沸腾池,熔融物在向相邻组件中传播时,是否造成相邻组件径向方向的全堵是事故进一步发展的关键.为了弄清熔融物在相邻组件中传播的机理,本文基于英国sMPR系列实验中的管排型实验装置,分别建立了导热冻结和整体冻结的数学模型,并用英国SMPR系列实验中的A2、A3实验数据进行了验证.结果表明,导热冻结和整体冻结都会使熔融物停止传播;在固化壳生长机理和熔融物温降等相关因素的共同作用下,压差越小,越偏向于导热冻结;导热冻结数学模型预测的固体结构温度及固化壳生长更符合实验结果.     

基于SCDAP/RELAP5耦合堆腔注水的非能动压水堆熔融池冷却分析

采取堆腔注水策略冷却熔融池对缓解严重事故后果、降低安全壳的失效概率具有十分重要的作用。本文采用SCDAP/RELAP5程序,首先以韩国APR1400相关实验结果对堆腔外部注水自然对流冷却能力进行比对分析,然后建立了耦合堆腔注水措施的融熔池冷却的核电厂模型,以非能动压水堆为研究对象,针对冷段大破口失水事故(LBLOCA)始发严重事故序列,分析堆芯熔融进展过程中实施堆腔注水策略后融熔池的冷却特性及堆腔外部注水的自然循环能力。分析结果表明,LBLOCA下,当堆芯出口温度达到923K时,实施堆腔注水后能有效冷却下封头内的熔融池,从而保持压力容器的完整性。     

RPV下封头熔融池换热特性数值模拟研究

熔融物堆内滞留（In-vessel Retention,IVR）指的是在核电厂严重事故发生后,通过在压力容器和保温层间隙注入冷却水防止压力容器熔穿失效。本文基于COMSOL Multiphysics软件建立了一个流-热-固耦合计算模型,对IVR技术作用下的反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel,RPV）下封头双层熔融池的演变过程进行了仿真研究。当前模型计算结果表明：在稳态分层的状态下,与氧化物层接触的下封头未发生明显的熔化,与金属层接触的下封头会发生明显的熔化,但在被冷却条件下依然可以保持压力容器的完整性。     

体热源沸腾池的建模及其验证

在事故保护系统和自动停堆系统失效的假设下,快堆中一大类事故可能会发展到熔融池和沸腾池阶段,此阶段的特征是:液态钢和液态燃料为池内主要成分,以燃料的裂变热为体热源,整个池子被附着在冷壁面上的UO2固化壳包裹,当其中钢的温度超过沸点时,便开始沸腾。建立了一个半经验模型来描述体热源沸腾池的行为。模型中,用漂移速度模型来预测空泡份额分布,用修正后的Greene关系式计算平均传热系数并在此基础上根据实验结果确定局部传热系数,用焓方法求解包裹沸腾池的固化壳的温度场及厚度。对SCARABEE BF2实验(单组分UO2沸腾池)及BE+2(UO2 钢混合沸腾池)进行了模拟计算,计算结果与实验结果基本吻合。     

严重事故下原型熔融物实验研究

为研究严重事故条件下压力容器下封头熔融池分层行为，需将原型熔融物熔化为液态开展实验。本研究采用CESEF实验装置，使用电磁冷坩埚技术熔化原型熔融物，最高装料量为5000 g，最高温度为3000℃。配套的高频电源功率为400 kW，频率为100 kHz。针对华龙一号堆芯熔融物组分开展实验研究，研究发现熔融池出现了明显的分层，一层为金属层，一层为氧化层。通过对金属层和氧化层不同位置取样分析，发现金属层中主要为不锈钢成分、部分U和Zr，氧化层主要为亚氧化状态的U、Zr和O，其他含量很少。     

基于蒙特卡罗方法的IVR熔融池内热源时序模型构建及分析

堆内熔融物滞留（IVR）作为反应堆严重事故的关键缓解策略,目前已广泛应用于新一代压水堆（PWR）。针对IVR的有效性,如熔融池内对流、下封头传热、壁面临界热流密度（CHF）的估算等研究,是该领域数年来的热点。针对上述问题,国内外先后开展了数起实验,如COPO、BALI、SEMICO、COPRA等,并基于实验结果展开了大量数值模拟,以探索IVR下的传热规律,为其性能及设计提供参照。本文基于中子物理蒙特卡罗程序RMC对压力容器下封头熔融池模型进行了细网格建模及材料填充,并通过燃耗/衰变热计算DEPTH程序构建了熔融池内热源时序模型。研究结果显示,该模型能体现熔融池内热源变化趋势,得到的时序数据对IVR的进一步研究有重要意义。     

基于OpenFOAM的熔融池自然对流传热与凝固数值研究

熔融物堆内滞留是第3代核电技术重要的严重事故缓解措施之一,堆芯熔融池在压力容器下封头壁面的热流密度分布直接影响该策略的有效性。本文基于开源的数值计算流体力学软件平台OpenFOAM,应用相变模型和浮升力模型二次开发了用于模拟堆芯熔融物由内热源或温差驱动的自然对流传热与相变求解器。应用该求解器模拟了瑞典皇家理工学院开展的二维氧化池与金属层耦合传热试验,获得了氧化池和金属层硬壳的相场,以及熔融池内的温度分布及沿容器壁面的热流密度分布。计算结果表明,该模型可用于熔融物凝固与自然对流的模拟,为深入分析核电厂采用熔融物堆内滞留措施后熔融池的行为奠定了基础。     

Multi-fluid multi-phase subchannel analysis of subassembly accidents of LMFRs

Analyses of experiments simulating hypothetical subassembly accidents such as a large-scale inlet blockage in a Liquid Metal Cooled Fast Reactor (LMFR) have been performed with computer program KAMUI. With the use of relatively simple but reasonable constitutive models, the code has been applied to the SCARABEE experiments BE+1 and APL1 to validate the analytical capability against the accident conditions under the multi-pin geometry. The results show that the key events such as sodium boiling, clad melting, molten clad relocation, molten clad freezing were adequately simulated taking into account the effect of heat loss to the coolant flow in the outside channel of the test section.     

A natural convection model of molten pool penetration into a melting miscible substrate

The process of melting of a solid surface by an overlying hot liquid pool was studied analytically. The molten phase of the solid is lighter than and miscible with the pool material. A simple natural convection model of the pool heat transfer and substrate melting behavior was constructed. The model accounts for the effects of gas bubble formation from discrete sites at the surface of the melting substrate and therefore should be applicable to the penetration of high-temperature oxidic pools into concrete, a situation which has been hypothesized to occur during a severe accident in a nuclear reactor. Model predictions are compared with available quasi-steady pool penetration rate data obtained from simulant material experiments and from the valuable SURC experiments on oxidic pool penetration into concrete. The agreement between theory and experiment is reasonable and suggests that the melting of concrete by an overlying oxidic pool is driven by liquid phase turbulent natural convection as well as by concrete off-gassing (bubble formation).     

Analytical tool development for coarse break-up of a molten jet in a deep water pool

A computer code JASMINE-pre was developed for the prediction of premixing conditions of fuel–coolant interactions and debris bed formation behavior relevant to severe accidents of light water reactors. In JASMINE-pre code, a melt model which consists of three components of sub-models for melt jet, melt particles and melt pool, is coupled with a two-phase flow model derived from ACE-3D code developed at JAERI. The melt jet and melt pool models are one-dimensional representations of a molten core stream falling into a water pool and a continuous melt body agglomerated on the bottom, respectively. The melt particles generated by the melt jet break-up are modeled based on a Lagrangian grouped particle concept. Additionally, a simplified model pmjet was developed which considers only steady state break-up of the melt jet, cooling and settlement of particles in a stationary water pool. The FARO corium quenching experiments with a saturation temperature water pool and a subcooled water pool were simulated with JASMINE-pre and pmjet. JASMINE-pre reproduced the pressurization and fragmentation behavior observed in the experiments with a reasonable accuracy. Also, the influences of model parameters on the pressurization and fragmentation were examined. The calculation results showed a quasi-steady state phase of melt jet break-up during which the amount of molten mass contained in the premixture was kept almost constant, and the steady state molten premixed masses evaluated by JASMINE-pre and pmjet agreed well.     

快堆局部事故时受损燃料组件的径向传热机理

为了预测正常功率下快堆单个燃料组件入口完全堵流所导致的事故序列，根据SCARABEE系列堆内实验建立了模型，针对SCARABEEBE+1实验的计算结果与实测数据吻合，进一步使用该模型对实际快堆中的单组件完全堵流事故进行了预测。结果表明：1）对实际快堆中发生全堵的燃料组件而言，其外部的冷却条件与SCARABEEBE+系列实验非常相似；2）堵流组件向上和向下的传热可忽略不计，径向传热对事故有较强的延缓作用；3）随着时间推进，径向传热的主导机理依次为液态钠单相对流、钠蒸汽在组件盒内壁冷凝、体热源沸腾池散热。