钠冷快堆熔融物碎片流重定位行为数值模拟研究

钠冷快堆发生堆芯熔毁后，熔融物碎片堆积于堆芯捕集器或下封头内，从而形成碎片床。碎片床的形态结构对其冷却性能具有重要影响。然而，液态金属钠为非透明介质，难以通过可视化实验研究熔融物碎片流重定位的瞬态过程。本文建立了一种CFD-DEM耦合数值计算模型以模拟熔融物碎片流在液态金属钠中的重定位行为，通过实验数据验证了模型的正确性，并研究了熔融物碎片直径对碎片流冷却特性和碎片床形态结构的影响。本研究结果可为堆芯碎片床冷却特性研究提供指导，对钠冷快堆中堆芯捕集器的设计和布置等严重事故缓解措施的制定具有参考价值。     

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.     

压水堆核电厂严重事故下堆芯熔融物的冷却研究

堆芯熔融物的冷却和捕集在严重事故后长期的进程对安全壳完整性有很重要的影响,本文综述了核电厂特别是先进核电厂在堆芯熔融物冷却和保持方面的设计,并进行简要分析比较.     

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。     

钠冷快堆堆芯熔融物射流碎裂特性理论研究

在钠冷快堆严重事故下,堆芯熔融物可能掉入冷却剂中并与液态金属钠相互作用,导致熔融物的碎裂及凝固,并在堆芯捕集器或下封头内重定位形成堆芯碎片床。熔融物的射流碎裂特性直接关乎堆芯碎片床的冷却及再临界行为。本文基于线性稳定性理论、运动学方程和交界面修正拉普拉斯定律,推导出考虑沸腾和凝固效应的熔融物射流表面不稳定性增长方程,建立了液态金属钠中熔融物射流碎裂模型,并提出了典型环境中熔融物射流碎裂准则。随后使用熔融物射流碎裂模型对COSA实验结果进行了对比分析。本研究结果将为钠冷快堆严重事故的评估论证提供可靠工具,对严重事故缓解措施的设计也具有重要的指导意义和参考价值。     

堆芯熔融物在下腔室内冷却模型研究及缓解集热效应的对策

从能最守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型.为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较.重点分析了堆芯熔融物单位体积释热量以及集热效应对堆芯熔融物冷却的影响.针对集热效应,提出了将压力容器下封头的半球形状改为旋转抛物线形状的对策.结果表明,下封头形状的改变能显著改变堆芯熔融物的热流密度分布,缓解集热效应.     

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。     

ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析

基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为参考,计算ACP1000典型严重事故序列,分析影响熔融物传热的重要参数不确定性。概率分析结果表明:ACP1000发生假象的严重事故情况下,IVR策略有效性概率大于99%;由于熔融池顶部的金属层出现集热效应,下封头发生传热危险的主要位置出现在金属层。     

压水堆核电厂新概念堆芯捕集器设计研究

根据福岛核事故经验,总结了未来堆芯捕集器的设计目标,提出分组捕集(CGC)、强制铺展(WCC)及引流冷却(CCC)3种新概念堆芯捕集器方案。梳理了欧洲先进压水堆(EPR)及俄罗斯水-水高能反应堆(WWER)2种典型堆芯捕集器的技术特点,并对3种新方案的性能倾向进行了评估。结果表明,新方案具有明显的技术优势。     

熔融物堆芯冷却滞留特性研究

以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统(CIS)的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯下板失效行为。分析结果表明,严重事故后堆芯中心燃料组件坍塌形成堆芯熔融池,堆芯周围燃料组件保持完整结构状态,堆芯下板支撑堆芯熔融池和未坍塌的燃料组件且未发生蠕变断裂失效;CIS冷却压力容器外壁面并导出堆芯衰变热,最终实现熔融物堆芯滞留,避免下封头内形成熔融池。     

评估燃料—冷却剂相互作用的预混合区域中熔融燃料质量的简单方法

根据熔融物的喷射破损长度以及由喷射表面产生的颗粒的沉淀/冷却动力学．提出了一种估算预混合熔融堆芯质量的简化方法。该方法曾被用于在JRC Ispra对二氧化铝和堆芯熔融物进行的KROTOS试验中，还曾用于对一个在压水堆（PWR）严重事故期间、压力容器外的燃料-冷却剂相互作用区域的典型几何形状进行的试验。对KROTS试验的计算表明：堆芯熔融物产生的预混合中包含的熔滴份额大大小于氧化铝，给出了堆芯熔融物不易产生蒸汽爆炸这一试验事实的一种解释。对PWR压力容器外环境的计算显示：预混合质量的增加往往比注入的总熔融堆芯质量的增加要但得多，在熔融物开始注入后20s时，100t堆芯熔融物注入到水池中，其中预混合熔融质量为6．5t。在PWR的情形，检验了对于假设的熔融堆芯颗粒尺寸、空泡份额、喷射破损长度的灵敏度。较大的颗粒直径导致较少的预混合颗粒，但熔融颗粒更多。较大的空泡份额或较短的喷射破损长度将改变总的预混合质量，但对熔融部分没有明显改变。     

先进压水堆熔融物堆内滞留参数不确定分析研究

压水堆核电厂在严重事故下将发生堆芯熔化事故而形成熔融池。形成熔融池的过程具有很大的不确定性,这影响到反应堆压力容器熔融物堆内滞留（IVR）策略的有效性。本工作以AP1000核电厂两层IVR模型为研究对象,对成功实施反应堆压力容器外部冷却（ERVC）的假想严重事故进行了熔融池参数不确定性分析,包括参数的敏感性分析和使用拉丁超立方抽样的概率分析。结果表明：衰变功率对IVR评价参数影响最大,应采取措施（如上堆腔注水）尽量延缓堆芯熔化的时间;熔融物中不锈钢的质量将对金属层参数造成较大影响,可考虑在压力容器内布置牺牲性材料来减小金属层的集热效应;氧化物层外压力容器失效的概率仅为1.2%,但金属层外压力容器失效的概率高达20%。本结果对今后IVR策略研究和设计具有一定的指导意义,同时也为压水堆核电厂安全评审提供理论支持。     

压水堆高温陶瓷型堆内捕集器设计与初步分析

为防止压力容器内壁发生熔化,作为压力容器外部冷却技术的补充,本文设计了一种由耐高温陶瓷材料制成的堆内捕集器,利用陶瓷材料耐高温、高热阻的特性来优化热流分配。通过建模和计算,结果表明：熔融物氧化物层向下的平均热流密度明显降低,压力容器内壁不会出现熔化现象,保证了其完整性;向上的热流增加使上腔室温度升高,但未超过其结构材料熔点,不会造成上腔室熔化。研究结果显示了采用耐高温陶瓷堆内捕集器设计的潜在可行性。     

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。     

熔融物碎裂特性的MPS研究

在核反应堆堆芯融化事故中,熔融物液滴与液池的相互作用是严重事故中的重要现象,较难进行数值模拟。采用移动粒子半隐式(MPS)方法对熔融物冲击液池以及熔融物在液池中的碎裂过程进行数值模拟。结果表明:熔融物球在冲击液池过程中会迅速变得扁平,同时出现Rayleigh-Taylor(RT)不稳定性和边界层剥离现象。在碎裂初始阶段熔融物前沿的速度会迅速下降15%。熔融物碎裂行为的模拟结果与实验模拟结果符合较好,验证了MPS模拟熔融物行为的合理性。     

堆芯熔融物对压力容器壁面烧蚀过程的数值模拟

研究堆芯熔融物对压力容器壁面的动态烧蚀,对于反应堆冷却剂严重丧失事故(Loss of coolant accident,LOCA)后果的预测以及缓解方案的设计具有重要意义。本文以AP600为研究对象,在假设冷却剂全部丧失事故工况下,采用堆芯熔融物两层结构模型,计算熔池对壁面的加热;建立压力容器壁面的非稳态二维传热模型,并考虑安全壳水池对压力容器外侧的冷却,采用移动边界模型模拟烧蚀引起壁面局部厚度变薄;计算了堆芯熔融物坍塌后15 000 s范围内,压力容器下封头壁面温度和厚度的变化。     

小型动力堆断电严重事故下熔融物分层对事故后果的影响研究

采用MELCOR程序,对小型动力堆全部电源丧失严重事故下,下封头失效后“堆坑”不同熔融物分层模型进行计算,并对熔融物分层对事故后果的影响进行了研究。结果表明：不同模型下熔融物的总厚度及其变化趋势基本一致;堆腔底板材料为混凝土时,堆芯熔融物的分层较为复杂,而金属材料相对简单。小型动力堆不会发生堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)。不同模型的计算对放射性后果基本无影响,但对“堆坑”熔穿进程有影响,强迫混合模型熔穿时间最快、机理计算模型熔穿时间最慢。从安全分析的角度,选择强迫混合模型较为保守。     

模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究

在模块式小型堆MELCOR分析模型的基础上,对典型严重事故序列进行计算分析,得到压力容器下腔室内堆芯熔融池特征参数,并使用自主研发的CISER程序对模块式小型堆堆腔注水冷却效果进行研究。通过影响参数的敏感性及保守性分析证明模块式小型堆堆腔注水冷却措施可行且有适当的安全裕量。     

严重事故下堆芯围板及吊篮熔融行为研究

为支撑堆芯熔融物压力容器内滞留有效性评估,采用计算流体动力学方法,建立了某先进压水堆堆芯辐射传热数值模型,对严重事故下围板及吊篮的熔融行为及其影响因素进行了研究。研究结果表明,在靠近堆芯燃料组件轴向功率分布因子峰值的节点,围板及吊篮的熔融行为较为显著;在同一节点处,围板的熔融并不是均衡发展的,最先熔穿的区域多发生在外围多个燃料组件交汇处,而吊篮的熔融则呈现出由内向外均衡扩展的变化趋势;压力容器外壁面的换热条件对堆芯围板及吊篮的熔融行为的影响并不显著,而燃料组件发射率的设置对堆芯围板及吊篮的熔融行为具有显著影响。可以为堆芯熔融物压力容器内滞留有效性评估提供技术支持。     

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。