三层熔池结构IVR分析程序开发及验证

目前对熔融物堆内滞留（IVR）进行分析时,主要采用两层熔池模型进行点估算分析。然而随着研究的深入,已有IVR分析程序不能准确模拟三层熔池模型。为此,本文采用三层熔池模型开发了模块化IVR分析程序SPIRE,并对计算结果进行了验证。结果表明,SPIRE程序的计算结果与文献结果吻合较好,适用于IVR分析。利用SPIRE程序进行分析可知,与两层熔池相比,三层熔池结构下压力容器底部和轻金属层热流密度均会有明显增强。敏感性分析结果表明,铀氧化份额和不锈钢总质量会显著影响热流密度分布及最大临界热流密度比。     

压水堆下封头多层熔池模型敏感性分析

下封头熔池模型是熔融物堆内滞留（IVR）有效性评价的重要模型,已在典型压水堆安全评价中得到广泛应用。传统的2层熔池模型和近年来提出的3层熔池模型,主要模拟熔池内熔融物的成分及热量的分配与传递过程,具有关系式复杂和强非线性的特点。为了为熔池分层模型以及严重事故缓解策略的优化提供帮助,采用中国核动力研究设计院自研的全局敏感性分析工具SALib和熔池分析软件CISER V2.0对4种熔池多层模型进行了敏感性分析,得到了主要输入参数对各模型关键结果参数的影响程度,敏感性分析结果反映了各熔池模型的典型特点。下封头半径对4种熔池分层模型均有显著的影响,Salay&Fichot模型与2层熔池模型中影响关键结果参数的输入参数基本相同,熔融物初始质量对Esmaili模型影响最大,熔融物密度对Seiler模型影响最大。      

严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析

核电站严重事故发生后,反应堆压力容器（RPV）固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象,在FLUENT 17.2平台下,基于动态网格方法和UDF二次开发,构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型,获取了9 000 s内的堆坑两相流场分布和RPV固壁烧蚀温度场,分析确定了最小剩余壁厚和发生位置。结果表明：使用动态网格捕捉壁面烧蚀的方法可行,本文全耦合计算模型在分析RPV固壁瞬态烧蚀过程方面有一定优势。     

IVR-ERVC下压水堆压力容器下封头传热及应力/应变分析

以某1000?MW压水堆为例,利用二维极坐标热模型分析RPV壁面与双层堆芯熔池和外部冷却水堆腔之间的传热,计算下封头壁面瞬态二维温度场分布和烧蚀情况,同时通过有限元分析程序计算下封头壁面的各瞬态温度场和烧蚀引起的热应力/应变情况,分析压水堆RPV下封头在压力容器内熔融物滞留-压力容器外冷却（IVR-ERVC）下的结构完整性。计算结果表明:①芯熔融坍塌后200?s下封头壁面开始熔融,最薄厚度直线下降;3000?s后熔融区沿下封头内壁呈一片柳叶形状分布;②下封头内表面的吸热热流大于外表面的散热热流,在两层熔池界面处内外表面热流密度达到最大值;③RPV下封头热应力在0~400?s时集中于下封头内壁面;在400 s后,下封头内壁面热应力逐渐减小,形变量逐渐增大,下封头完整性可以得到保证;④2000?s以后,RPV下封头烧蚀损伤处内外壁面均产生应力集中,下封头烧蚀处内外壁应力值均大于许用应力,在2000?s后有可能发生断裂,在烧蚀损伤边缘处可能出现破口。      

成核密度模型对弧形表面CHF的影响

反应堆发生严重事故时,必须及时对反应堆压力容器（RPV）下封头进行外部冷却以降低下封头损毁可能性,事故期间下封头具有很高的热流分布,在实施外部冷却时可能出现由于过冷沸腾导致的气泡聚集而产生换热恶化从而烧毁。本研究利用ANSYS Fluent软件进行RPV外部冷却的临界热流密度（CHF）数值计算,并通过实验对比发现Basu Warrier和Dhir研究的成核密度模型可以很好地应用于球形表面CHF计算。通过对比球形和椭球形下封头CHF,认为椭球形下封头的CHF特性与球形结构完全不同,并不能用球形结构的实验和计算结果去推测椭球形结构的数值和变化规律。      

承压热冲击下DVI接管动态应力特性研究

压力容器直接注入（DVI）接管在热冲击下的动态应力特性对于反应堆压力容器（RPV）结构完整性评估具有重要意义。建立了含DVI接管的RPV压力壳热流固耦合数值计算模型,并进行了验证分析;然后研究了蓄压安注箱（ACC）和堆芯补水箱（CMT）安注时RPV筒体和DVI接管热工水力特性;最后分析了热冲击下RPV筒体和DVI接管连接高应力区的温度分布、等效应力和等效塑性应变分布特性。研究结果表明,ACC安注阶段RPV筒体和DVI接管连接区存在较大的温度梯度和等效应力,且发生了局部塑性变形。若发生承压热冲击事件,应控制好DVI接管连接区温差,确保反应堆压力容器的结构完整性。本文开发的热冲击下热流固耦合数值计算模型和计算方法可用于核岛内DVI接管与RPV筒体的安全性评价,也可用于类似承压结构在热冲击下的动态应力特性分析。      

HPR1000非能动堆腔注水冷却系统事故缓解能力评估

华龙一号（HPR1000）设计了堆腔注水冷却系统（CIS）以实现严重事故期间熔融物的堆内滞留（IVR）,该系统分为能动与非能动两列子系统,其中非能动CIS应对的是全厂断电（SBO）始发的严重事故工况。本文对非能动CIS的事故缓解能力进行评估。首先开发了下封头熔池换热计算程序并予以验证,使用MAAP程序对SBO严重事故序列及SBO叠加不同尺寸一回路破口始发的严重事故序列进行计算,并结合熔池换热计算程序得到不同事故序列下的压力容器外壁面最大热流密度,进而评估不同事故序列下非能动CIS的有效性。评估结果表明,非能动CIS可有效应对SBO始发的严重事故序列以及SBO叠加一回路破口尺寸小于60 mm始发的严重事故序列,实现IVR策略。评估结果可应用于HPR1000的严重事故管理。     

华龙一号反应堆假想事故下碎片床熔化过程的动态模拟研究

在核反应堆严重事故后期，压力容器下封头内碎片床熔化对内部传热特性、壁面热流密度和壁面消熔都具有重要影响。本研究基于ANSYS Fluent软件，采用相变模型和大涡模拟（LES）湍流模型对华龙一号（HPR1000）反应堆假想事故下碎片床熔化的动态过程进行了研究，预测了熔池形成过程的温度分布、速度场及壁面消熔的变化规律。结果表明，碎片床熔化开始后，升温速率降低，并逐渐趋于稳定；熔池温度逐渐呈现中上部相对均匀、底部具有较大温度梯度的分布规律，并且随着衰变热功率的增加，熔池温度均匀分布区域向底部扩展；壁面热流密度低于相应位置外部冷却的临界热流密度（CHF）；但是壁面仍然出现了消熔现象，消熔最早出现在壁面内侧靠近碎片床上表面的位置，并逐渐向下扩展，消熔区域范围和深度随停堆后碎片床干涸时间的缩短而增加。本文计算结果可为碎片床相变传热和压力容器完整性研究提供参考。     

大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究

熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却（IVR-ERVC）是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺寸增加会导致熔池自然对流换热中的瑞利数Ra ′增大。通过使用集总参数分析程序,对比研究熔池氧化层各换热模型的适用范围,计算大功率先进压水堆高瑞利数条件下稳态熔池的自然对流换热,模拟两层稳态熔池模型中压力容器外壁面的热流密度分布,对其进行选定严重事故序列下的IVR-ERVC有效性评价,并对堆内构件设计提出建议。     

ASTEC程序中反应堆熔池结构对压力容器下封头换热计算的影响

反应堆严重事故工况下堆内环境复杂,针对下腔室内熔融物行为的试验非常有限,因此通常采用假设的熔池结构模型进行事故评价。本文使用ASTEC程序中的3种熔池结构模型,评价典型严重事故工况下不同熔池结构对下封头内壁换热及压力容器完整性的影响。计算结果表明:在外壁绝热且下封头失效仅使用温度限值的条件下,两层熔池结构导致下封头失效时间最短,且由于顶部金属层集热效应,失效位置位于熔池上部;三层熔池结构由于底层金属层的出现,使下封头下部温度持续升高而发生失效,但其失效时间长于两层熔池结构的情况。     

三维MORN试验能量分配比和安全裕量研究

MORN试验对三维氧化物层的熔池传热进行了试验研究,试验工质为水和硝酸盐。结果表明,不同下冷却边界会影响熔池温度和能量分配比。水冷条件下,熔池壁面热流密度分布差异很大,最大值为最小值的6.5～7.9倍。当熔池上下冷却边界相同时,向上/向下的能量分配比近似为100%。能量分配比不仅取决于上下冷却边界的种类,可能还取决于上下冷却边界是否进行了充分冷却,即能量分配比并不一定总为100%。将MORN-Nitrate的壁面热流密度分布经验关系式运用到AP1000压力容器下封头壁面热流密度计算中,结果表明,AP1000在出现堆芯融毁事故时,下封头不会失效,IVR有效。     

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。     

氧化和工质中添加剂对SA508钢CHF影响的实验研究

在核电事故中当堆芯熔融物落入反应堆压力容器（RPV）下封头时,如果实际热流密度超过RPV的临界热流密度（CHF）,RPV将会被熔穿,造成事故的进一步扩大。为研究RPV在氧化条件下和有添加剂的工质中的CHF特性,采用池沸腾实验方法,以去离子水为工质,研究了RPV常用材料SA508钢经高温预氧化、7次池沸腾传热实验氧化后的CHF特性以及工质中添加剂对其CHF的影响。结果表明：在625 ℃下预氧化8 h后,SA508钢表面产生的较薄氧化层能增加传热面积、表面粗糙度和亲水性,从而提高CHF;随着池沸腾实验次数的增加,SA508钢表面的氧化腐蚀和颗粒沉积程度增加,CHF先增加后降低;0.4%硼酸（BA）、0.5%磷酸三钠（TSP）溶液和两者的混合溶液均有利于CHF的提升,但强化机理有所不同：BA会加速SA508钢表面的腐蚀并改善亲水性;TSP可降低表面张力使表面获得超亲水性;BA和TSP的混合溶液会形成一层沉积物使表面获得超亲水性。     

椭球形与球形下封头压力容器内熔融物滞留传热特性分析

严重事故下堆芯熔融物再分布于压力容器下封头,在衰变热作用下高温堆芯熔融物对压力容器壁面施加较大的热负荷,可能导致压力容器失效。针对压力容器内熔融物滞留下的传热过程,基于Fortran90语言开发了椭球形下封头压力容器内熔融物堆内滞留（IVR）分析程序IVRASA-ELLIP,计算具有椭球形下封头的压力容器在严重事故下稳态熔池的传热过程及IVR特性。利用IVRASA-ELLIP程序计算了VVER-1000压力容器内熔池的传热,分析具有椭球形下封头的压力容器各处的壁面热流密度、氧化物硬壳厚度和压力容器壁厚,并与运用IVRASA程序计算的AP1000稳态熔池传热结果进行对比分析。研究结果表明,在相同初始参数下椭球形下封头内的壁面热流密度较球形下封头内的小,与热流密度的变化趋势相对应,椭球形下封头内压力容器壁的消融量较球形下封头内的小,椭球形下封头内形成的氧化物硬壳厚度较球形下封头内的厚。     

带7道格架的5×5棒束两相性能CFD分析

采用两相计算流体动力学（CFD）方法进行带7道格架的5×5棒束两相性能研究，其中结构搅混格架（MG）和跨间搅混格架（MSMG）交替布置，计算考虑汽泡合并与破裂、热量传递，但不考虑相间的质量传递。为选择合理的两相模型参数，首先以带2道格架（MG、MSMG）的AFA3G燃料组件5×5棒束架为研究对象，对最大气泡直径、汽泡合并破裂系数、非曳力模型及曳力模型、入口气泡直径、入口空泡份额分布等进行了敏感性及不确定性分析。此后采用该两相模型设置，针对带7道格架的AFA3G燃料组件进行了两相性能研究，计算结果显示格架间的各项参数不存在完全一致的周期性，但同种格架上游的空泡份额分布具有一定的相似性，因此用于两相性能评价可计算带2~3道格架的棒束，该研究可用于带格架棒束两相计算的模型设置与几何规模选择，为下一步采用两相CFD计算建立燃料组件热工水力性能评价准则奠定了基础。最后比较了AFA3G燃料组件及改进型燃料组件两种格架的空泡分布特性，并从提高燃料组件临界热流密度（CHF）特性的角度对其进行评价，获得与实验一致的结论，证明了评价方法的正确性。      

LOCA下具有表面裂纹的反应堆压力容器承压热冲击分析

失水事故（LOCA）瞬态下,具有半椭圆形表面裂纹的反应堆压力容器（RPV）承压热冲击（PTS）问题被研究。采用有限元方法计算瞬态过程的热-应力响应;采用影响函数法计算应力强度因子,分别对母材和堆焊层内的应力进行分解,从而解决了由于堆焊层存在造成的应力拟合困难带来的计算偏差。编制了相应的断裂分析程序,对LOCA下RPV的结构完整性进行了分析。结果表明,在研究的LOCA下,整个瞬态过程中RPV应力强度因子均未超过材料断裂韧性,压力容器结构安全。本文研究为RPV在PTS下的结构完整性评估提供理论指导。     

IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的RPV弹塑性有限元分析

布置氧化物牺牲性材料（OSM）的熔融堆芯稀释方案是一种较有前途的容器内滞留（IVR）增强技术。布置OSM后,堆芯熔融物的质量和体积增大,且熔池结构发生翻转,氧化物层位于反应堆压力容器（RPV）直筒段,因此分析布置OSM后RPV的结构完整性是评价稀释方案可行性的重要研究内容。本文分别对未布置OSM（传统IVR）和布置OSM后的RPV进行弹塑性分析。研究发现,RPV结构不连续区域是结构中最薄弱的位置,未布置OSM时,结构不连续部位进入极限承载状态,但此处外壁面的最大纵向主应变较小（约3.9%）,RPV不会发生塑性撕裂失效;布置OSM后,RPV的结构承载能力显著增强,在远离结构不连续区域的部位,壁面非屈服区厚度增大,即使在结构不连续部位,壁面也未进入极限承载状态,且也不会发生塑性撕裂失效。     

人工神经网络在棒束临界热流密度预测中的应用

基于已有的棒束临界热流密度数据库，采用COBRA-Ⅳ程序计算得到子通道局部临界热流密度数据库。用人工神经网络（ANN）理论对数据库进行训练，得到基于ANN理论的棒束临界热流密度预测模型。预测模型的预测精度显著高于常用经验关系式的预测精度，其预测值的均方差为5.63%。     

基于CFD方法的棒束通道内临界热流密度预测

为研究棒束通道内临界热流密度现象,采用基于对气、液两相分别建立基本守恒方程的欧拉两流体六方程模型和改进的壁面热流密度分配模型,利用CFD商用软件FLUENT 14.5对捷克大型水介质实验回路上开展的临界热流密度（CHF）实验进行数值模拟。通过计算获得CHF发生前、后计算域内重要热工水力参数的分布及CHF发生值,将CFD计算获得的CHF与实验测得值进行对比,结果表明,大多数工况的偏差在±30%以内,证明了欧拉两流体模型结合改进的壁面热流密度分配模型对CHF预测的准确性。本研究可为复杂结构的CHF预测提供依据。     

IVR熔池分层模型对压力容器安全裕量分析的影响

严重事故缓解策略熔融物堆内滞留（IVR）有效性评价方法中，关于压力容器下封头内的熔池结构是最具争议的问题。本工作对目前国际上采用的稳定熔池2层和3层结构，以及在熔池形成过程中可能形成的4层结构进行了比较研究，建立了这3种结构下的熔池分层传热模型，并分析了3种结构在不同反应堆功率水平下对压力容器有效性的影响。结果表明，压力容器安全裕量随反应堆功率的升高而减小，在4层熔池结构下发生压力容器熔穿失效的可能性最大。