严重事故IVR下反应堆压力容器耦合传热数值模拟分析

堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器（RPV）完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。在进行严重事故堆芯熔化物堆内包容（IVR）下RPV结构完整性分析中,RPV内外壁和沿高度方向的温度分布以及剩余壁厚是结构分析的重要输入。本文采用CFD分析方法对RPV堆内熔融物、RPV壁以及外部气液两相流动换热进行热-固-流耦合分析,获得耦合情况下的温度场、流场、各相份额分布以及RPV的剩余壁厚,为RPV在严重事故IVR下的结构完整性分析提供依据。     

便携式同步辐射原位激光加热装置研制

同步辐射实验方法在研究材料的结构和物性上具有独特的优势，然而，要实现同步辐射原位高温条件，尤其温度高于2 000 K以上，对很多实验方法来说还是一个挑战。激光加热方法可以实现快速、微区的极端高温条件，已经成为高温物性研究的重要工具。上海同步辐射光源在极端高温研究领域，例如高熵合金、涡轮叶片、航空材料等还欠缺相关的原位高温条件，因此，研制了一种便携式连续激光加热装置，利用光谱仪获得样品的热辐射谱，并通过黑体辐射方法拟合出样品的温度梯度和温度稳定性。利用该装置成功实现真空环境中钨片的快速熔化(熔点约3 695 K)，并在上海同步辐射光源表面衍射线站获得了1 608 K原位条件下的MoS2和CTAB-MoS₂材料X射线衍射图谱。本工作所研制的激光加热方法拓展了上海光源在极端条件下的实验能力，为极端高温条件下的材料物性研究提供了重要手段。     

堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后的热物性计算

在压力容器内滞留熔融堆芯的过程中,应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。当堆芯熔融物被牺牲性材料稀释后,会形成三元或三元以上的熔融混合物。计算多元熔融混合物的热物性是进行牺牲性材料筛选、传热计算和评价稀释方案可行性的重要前提。本文比较了Fe₃O₄、TiO₂和Al₂O₃-3种候选氧化物牺牲性材料（OSM）的基本物性,并计算了熔融三元UO₂-ZrO₂-OSM混合物的密度、比热容、热导率和黏度。研究发现,为保证熔融结构发生翻转,需布置的Fe₃O₄材料的质量较大,而TiO₂和Al₂O₃材料的质量较小。混合物的比热容和热导率随着OSM添加量的增加而增大,而黏度随OSM添加量的增加而减小。混合物熔点T_c越小,在相同温度下混合物的黏性也越小。     

压水堆堆芯熔融物的运动及传热数值分析

针对HPR1000堆型堆芯熔融坍塌问题建立了精确的三维堆芯模型,使用时间推进方法通过求解熔融物的瞬态运动、传热微分方程,确定熔融物在堆芯中的瞬态位置和瞬时温度,以模拟堆芯升温及堆芯熔融进程。研究结果表明：停堆后约2 400 s开始出现熔融现象,熔融物在堆芯活性区域内下落且发生多重相变过程;在4 900 s后,熔融物在堆芯底部形成约1.5 m高的稳定熔池;由于外围组件与低温围栏装置换热,最外围的组件不会发生熔融。本文建立的堆芯熔融物运动与传热分析模型及相关计算结果,可为事故缓解和处理提供技术参考。     

示范快堆堆芯熔融物收集装置的安全分析

针对示范快堆堆芯熔融物收集装置的高温结构完整性问题,采用堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器策略有效性评估方法（IVR-DOE10460）,建立了316H本构模型、多轴修正以及具体的分析评价方法。通过搜集与分析ASME规范和R66材料数据手册中316H钢相关的材料数据,确定了输入数据。在此基础上,利用有限元分析软件ABAQUS开展堆芯熔融物堆积形态下堆芯熔融物收集装置的应力应变分析,并基于时间分数法与延性耗竭法（应变分数法）对堆芯熔融物收集装置进行蠕变强度校核。有限元分析结果表明：堆芯熔融物收集装置在设计时间内可满足时间分数和应变分数小于1的蠕变强度考核要求,且满足竖直位移小于设计指标的功能性要求。堆芯熔融物收集装置在堆芯熔化严重事故后能保持结构的完整性。     

示范快堆堆芯熔融物收集装置的安全分析

针对示范快堆堆芯熔融物收集装置的高温结构完整性问题,采用堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器策略有效性评估方法(IVR-DOE10460),建立了316H本构模型、多轴修正以及具体的分析评价方法。通过搜集与分析ASME规范和R66材料数据手册中316H钢相关的材料数据,确定了输入数据。在此基础上,利用有限元分析软件ABAQUS开展堆芯熔融物堆积形态下堆芯熔融物收集装置的应力应变分析,并基于时间分数法与延性耗竭法(应变分数法)对堆芯熔融物收集装置进行蠕变强度校核。有限元分析结果表明:堆芯熔融物收集装置在设计时间内可满足时间分数和应变分数小于1的蠕变强度考核要求,且满足竖直位移小于设计指标的功能性要求。堆芯熔融物收集装置在堆芯熔化严重事故后能保持结构的完整性。     

反应堆压力容器外水冷条件下贯穿件完整性分析

严重事敝下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效.在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离.结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(EVVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物小能通过贯穿件失效向堆腔迁移.     

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。     

氦-氙混合气体动力粘度测量

针对氦-氙混合气体热物性参数的研究匮乏问题,对氦-氙混合气体的粘度进行了研究。基于双毛细管法设计实验装置,并考虑了修正项;采用氩气对实验装置进行标定后,测量了2种氦-氙混合气体（15、40 g/mol）在温度298.15~548.15 K、压力0.1~2.5 MPa下的动力粘度,并对测量结果进行了评价;为得到氦-氙混合气体高温下粘度,采用拟合粘度关系式的方法将粘度拟合值外推至温度为1273 K的粘度值。结果表明,本文实验结果与文献值符合较好;实验装置测量合成标准不确定度为3.88%,拟合值与文献值（实验值、计算值）的偏差较小。本研究为空间气冷堆设计和优化提供了基础热物性参数。      

压水堆堆芯熔融物的运动及传热数值分析

针对HPR1000堆型堆芯熔融坍塌问题建立了精确的三维堆芯模型,使用时间推进方法通过求解熔融物的瞬态运动、传热微分方程,确定熔融物在堆芯中的瞬态位置和瞬时温度,以模拟堆芯升温及堆芯熔融进程。研究结果表明:停堆后约2 400 s开始出现熔融现象,熔融物在堆芯活性区域内下落且发生多重相变过程;在4 900 s后,熔融物在堆芯底部形成约1.5 m高的稳定熔池;由于外围组件与低温围栏装置换热,最外围的组件不会发生熔融。本文建立的堆芯熔融物运动与传热分析模型及相关计算结果,可为事故缓解和处理提供技术参考。     

高温熔融物与金属堆腔相互作用实验研究

为掌握船用反应堆严重事故工况下压力容器失效初期堆芯熔融物热冲击对金属堆腔的破坏效应,开展了堆芯熔融物与金属堆腔相互作用机理实验。根据相似准则设计缩比金属堆腔实验装置,利用已有高温熔融物实验平台制备2 700 ℃高温氧化锆熔融物,通过特制卸料机构将高温熔融物卸料到实验段,对热冲击下实验段温度和变形响应特性及主要影响因素进行了研究。实验结果表明,高温熔融物进入金属堆腔初期,热冲击导致的金属堆腔最高温度为601 ℃,最大塑性变形量为0.44 mm,高温熔融物未导致金属堆腔热失效及断裂失效,金属堆腔实验段能保持完整。由于船用反应堆金属堆腔材料、结构和外部冷却条件更有利于保持金属堆腔完整性,基于实验结果推断,严重事故下压力容器下封头失效初期热冲击导致金属堆腔失效的风险较低。     

高温熔融物与金属堆腔相互作用实验研究

为掌握船用反应堆严重事故工况下压力容器失效初期堆芯熔融物热冲击对金属堆腔的破坏效应,开展了堆芯熔融物与金属堆腔相互作用机理实验。根据相似准则设计缩比金属堆腔实验装置,利用已有高温熔融物实验平台制备2 700℃高温氧化锆熔融物,通过特制卸料机构将高温熔融物卸料到实验段,对热冲击下实验段温度和变形响应特性及主要影响因素进行了研究。实验结果表明,高温熔融物进入金属堆腔初期,热冲击导致的金属堆腔最高温度为601℃,最大塑性变形量为0.44 mm,高温熔融物未导致金属堆腔热失效及断裂失效,金属堆腔实验段能保持完整。由于船用反应堆金属堆腔材料、结构和外部冷却条件更有利于保持金属堆腔完整性,基于实验结果推断,严重事故下压力容器下封头失效初期热冲击导致金属堆腔失效的风险较低。     

核电厂严重事故下卸压对氢气产生的影响分析

研究了1000MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明,开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大：1）堆芯温度1500～2100K;2）堆芯温度2500～2800K;3）从形成由硬壳包容的熔融池（2800K）到熔融物向压力容器下封头下落。开启卸压阀的列数越多,氢气产生率的增大越明显。     

池式钠冷快堆熔融物堆内滞留初步分析研究

为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序,计算堆芯熔毁后主容器内的自然循环,分析熔融物长时冷却过程,研究钠冷快堆的熔融物堆内滞留方案。结果表明：熔融物掉落至堆芯熔化收集器上后,主容器内的自然循环可以有效冷却熔融物,并由事故余热排出系统将余热导出至大气环境中。     

压水堆严重事故管理入口标准研究

使用严重事故分析程序RELAP/SCDAPSIM,对3种不同尺寸的压水堆热段大破口事故进行了分析。主要研究了15、20、25cm大破口事故分别在无事故管理和有高压安全注射条件下事故进程。计算结果表明,当堆芯表面峰值温度达1 500K时,堆芯出口温度不能反映堆芯的损伤状态;当堆芯出口温度达900K时,进行严重事故管理不能有效阻止堆芯熔化。将堆芯热通道出口温度作为严重事故管理入口标准的计算分析结果表明,在堆芯热通道出口温度达900K时实施严重事故管理可有效阻止堆芯熔化,此信息可作为进入严重事故管理的入口标准。     

高瑞利数下熔融池换热特性试验研究

基于大型熔融池换热特性试验装置COPRA,开展了严重事故压力容器下封头内堆芯熔融物换热特性的试验研究。试验段是1/4圆二维切片结构,内半径2.2 m,与国内某自主设计三代核电堆型下封头呈1∶1比例,试验采用非共晶摩尔比例20%NaNO₃-80%KNO₃混合物作为熔融物模拟物。熔融池瑞利数可达到10¹⁶量级,与反应堆真实情况下的量级一致。试验研究了不同熔融物注入位置、熔融池高度、加热功率和注入次数等对熔融池温度场和热流密度分布的影响。结果表明,在同等瑞利数量级下,COPRA试验得到的熔融池向下封头壁面传热的Nu较国际上其他试验得到的结果低。     

IVR条件下外部冷却流道变形的影响因素研究

当发生堆芯熔化事故时,压力容器外部冷却是保持压力容器完整性及实现熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,简称IVR)的一项重要策略。在高温熔融物的热载荷和内部压力的共同作用下,压力容器外壁面和保温层之间的冷却流道可能发生变形,造成冷却能力的降低,进而威胁到压力容器的完整性。因此,有必要分析IVR条件下压力容器冷却流道变形的影响因素。结果表明,热膨胀是造成冷却流道变形的主要因素。在IVR策略成功的前提下,内压和热流密度对流道变形的影响有限。     

田湾核电站堆芯捕集器的设计简介

在田湾核电站堆芯捕集器的设计中,综合采用了压力容器外包容装置、非能动供水冷却堆芯熔融物包容体金属表面以及用"牺牲性"材料改善熔融物特性和降低热流密度等项技术;利用SCDAP/RELAP和MELCOR两个独立的程序包分析了压力容器内堆芯的损坏、碎片的分布、熔池的形成、压力容器熔穿和熔融物转移到堆芯捕集器等的动态过程,并对堆芯熔融物、"牺牲性"材料、金属材料等之间的物理、化学反应和热交换器的热工水力特性进行了实验研究.     

棱柱式超级安全气冷堆堆芯物理特性研究

棱柱式超级安全气冷堆是可作为可移动微型核电装置的先进堆型之一。为研究其堆芯物理特性，利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型，设计出一种堆芯装载方案和反应性控制方案，研究了燃耗、功率分布、中子通量密度分布、中子能谱、温度负反馈等特性，并初步分析了氙震荡。研究结果表明，该堆芯可实现热功率5 MW、寿期3 a的设计；径向功率分布均匀，轴向功率分段呈凹曲线形式；中子通量密度水平较低；中子能谱受温度影响较大，受燃耗影响较小；温度系数受燃耗、温度影响显著，燃料、活性区石墨系数为负值，反射层石墨系数为小的正值，堆芯具备事故工况下仅依靠温度负反馈自动停堆的安全性。氙震荡幅度很小，满功率停堆的碘坑深度仅-110 pcm,堆芯稳定性好。     

IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的传热计算

应用牺牲性材料的堆芯熔融物稀释方案是先进轻水堆中一种新型的严重事故缓解措施。严重事故发生时,掉落的堆芯熔融物被氧化物牺牲性材料（OSM）稀释,导致熔池结构发生翻转,因此计算翻转后熔融池的传热行为是进行牺牲性材料筛选和评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文计算了容器内滞留（IVR）中熔融堆芯被Fe₃O₄、TiO₂和Al₂O₃3种候选OSM稀释后压力容器壁面的热流密度分布。研究发现,布置OSM后,上腔室结构在强烈热辐射的作用下会熔化掉落。随着OSM布置量的增大,压力容器壁面最大热流密度减小,当布置15 m³的OSM时,压力容器伸长约2 m,此时壁面最大热流密度较未布置时减小约45%,且当布置相同体积的OSM时,Fe₃O₄导致的壁面最大热流密度减小最多。此外,UO₂-ZrO₂-OSM三元混合物的熔点高低会对氧化物层表面是否结壳产生影响,从而影响壁面最大热流密度。