严重事故下大功率先进压水堆IVR-ERVC有效性分析

金 越，刘晓晶，程 旭，陈 薇

严重事故下大功率先进压水堆IVR-ERVC有效性分析

金 越1，刘晓晶1，程 旭1，陈 薇2

（1．上海交通大学，上海200240；2．国核科学技术研究院，北京100029）

通过压力容器外部冷却（ERVC）以实现堆内熔融物滞留（IVR）作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文使用严重事故分析程序MELCOR，从瞬态角度对大型先进压水堆进行了IVR-ERVC相关研究。过程中重点关注了堆芯熔毁和重新定位，熔池形成、生长及其传热过程，并且对压力容器外部流动传热进行了分析。MELCOR计算所得下封头热流密度分布的瞬态结果与临界热流密度（CHF）比较和分析表明，1 700 MWe大功率压水堆发生严重事故后在IVRERVC条件下能够保证压力容器的完整性，即，IVR-ERVC能够有效带出下封头熔融物的衰变热量，缓解严重事故后果。

严重事故；瞬态分析；堆芯熔毁；熔池形成；IVR-ERVC

IVR-ERVC技术已广泛应用于第三代先进核能反应堆的设计以及部分现有商用反应堆的严重事故缓解，例如美国设计的AP600，AP1000型压水堆［1，2，6］，韩国设计的APR1400型压水堆［7］等。IVR-ERVC亦将成为中国未来先进核能反应堆安全设计的选择之一。目前，中国自主设计的CAP1400型反应堆已采用该技术，而正在设计中的更大型压水反应堆同样将之列为设计方案。

本文应用严重事故程序MELCOR对 1 700 MWe级大功率先进压水堆严重事故的瞬态进程进行了计算分析研究，并重点关注了IVR-ERVC过程。

1 1 700 MWe大型先进压水堆

本研究主要针对功率为1 700 MWe的大型先进压水反应堆。该电站在设计中采用非能动安全概念并大量简化系统回路。从而进一步提高电厂的安全性。

相关电厂总体参数如表1所示。

表1 总体电厂参数Table1 Overall plant parameters

2 MELCOR严重事故分析程序及电厂模型

MELCOR是一个一体化的，相对能够进行快速计算的轻水反应堆分析程序，用于严重事故进程的模拟。在新版本的MELCOR中，尤其在COR子程序包的堆芯熔毁及熔池形成等过程方面加入了新模型，从而进一步提高了程序对严重事故后期行为的预测能力［3-4］。新的程序特性也使得本研究工作成为可能。

本节将重点针对其下封头熔池模型和IVR-ERVC外部冷却流道模型的建立进行介绍。

2.1 MELCOR熔池及下封头模型

图1示出了MELCOR熔池结构模型。在程序计算过程中，含有熔池结构的连续控制体将构成对流换热熔池，并假定其因对流而均匀混合并具有相同的物性、相同的放射性核素组成和温度。

图1 MELCOR熔池结构模型Fig．1 MELCOR convecting molten pools

下腔室控制体中允许存在两个不同的熔池结构（氧化物熔池和金属层熔池）［3，8］。这些熔池进而与周边环境进行热量交换，其传热途径有：通过对流换热传递热量给下部支撑组分（下封头或固态熔融物碎片）；通过辐射传给上表面；通过对流传给熔池上部水池或空气；另外在熔池分层条件下，还可进行熔池间的对流换热。

以下的Nusselt数关系式：

被用于熔池各个表面的换热过程，系数A（j）和指数n（j）被设置成敏感性系数而可以任意修改。程序中设定的各边界换热关系式默认值归纳于表2中。

表2 熔池表面默认对流换热边界条件［3-4］Table2 Assumed convective boundary condition at molten pool surfaces

在计算下封头导热时，首先进行每个节点的侧向传热计算，并将之作为下一步计算向下封头传热的热源。程序计算下封头每一个节点的切向和法向边界面积，以及热传导长度。下封头外壁面可与组成堆坑的控制体换热。由于需要重点关注热流密度沿角度的分布情况，下封头被分为14个沿角度分布的计算节点，每个节点沿厚度方向分为4个温度节点，从而能够模拟二维热传导计算。

程序中下封头外壁面与冷却剂换热包括了三种换热类型：

1．与沸腾壁面角度无关的充分发展核态沸腾；

2．过渡沸腾，其热流密度由临界热流密度和最小热流密度之间的对数差值获得；

3．稳定膜态沸腾，与沸腾壁面角度有关。

充分发展核态沸腾和过渡沸腾类型的边界由临界热流密度来确定，如式（2）所示。MELCOR中所采用的CHF关系式与壁面的方向角有关。

其中：θ——壁面倾斜角（θ＝0°表示向下表面）；

ρl，ρv——水和蒸汽密度；

g——重力加速度；

σ——气液相界面处表面张力；

hlv——水气化潜热。

类似的，区分过渡沸腾和稳定膜态沸腾的最小稳定膜态沸腾热流密度由式（3）给出，同样为角度函数。

不过，本文中并没有将式（2）作为下封头的失效准则而加以应用，本文在下封头CHF的计算中所采用的CHF关系式给出如下：

式中系数ACHF至DCHF的确定基于AP600的相关试验结果［9-10］大功率反应堆（如AP1000）进行外推。下封头失效准则定为：当下封头任意位置局部热流密度超过该位置计算所得CHF值时，即认为下封头失效。

2.2 压力容器外部ERVC流道的MELCOR模型

图2 ERVC流道MELCOR模型Fig．2 MELCOR model for ERVC flow path

代表IVR-ERVC流道的热工水力控制体由图2给出。冷却剂来自于IRWST换料水箱，事故发生时将由重力驱动注入堆坑以及ERVC流道。整个过程为非能动的自然循环过程，依靠堆内传出的衰变热所产生的冷却剂密度差驱动。因此，自然循环流量是否能够满足ERVC的要求是在PWR中采用该严重事故缓解措施的关键问题。

2.3 核电厂MELCOR模型

2.3.1 系统模型

本文所研究的大功率压水堆系统模拟控制容积由图3给出。如图所示，所建立的MELCOR的模型由反应堆压力容器，热管段，蒸汽发生器，主泵，冷管段和稳压器构成；模型中还包含了专设安全设施如：堆芯补水箱，蓄压安注箱，非能动余热排出换热器，自动泄压系统（ADS）以及内置换料水储存箱（IRWST）。此外，三个环路的二次侧主要系统也予以模拟。二次侧系统中用MELCOR的time-dependent volume模型充当边界条件代表汽轮机，蒸汽发生器给水也做相同处理，因此，主回路系统是一个封闭回路，而二回路系统则是开式的。

图3 核电厂MELCOR节点图Fig．3 MELCOR nodalization

2.3.2 堆芯及下腔室模型

堆芯和下封头控制体计算单元划分见图4。

堆芯和下封头区域被划分为径向的同心圆环（最内层为圆）和若干轴向层。每个径向圆环和轴向层交叉点即为一个堆芯计算单元。这样，本文中将堆芯区域划分为4个同心圆环和12个轴向层，其中中部10层代表堆芯活性区。对下封头特别进行了计算单元的详细节点划分，6个径向圆环和7个轴向层。所建立的模型一共含有32个下封头计算单元和44个堆芯计算单元。

图4 堆芯及下封头节点划分Fig．4 Nodalization of the core and lower head

3 稳态计算结果

在利用程序进行严重事故的瞬态分析之前，应当首先验证和调试反应堆的正常运行工况是否稳定，以确认计算得到的瞬态是对始发事件的真实响应。计算中，设置事故发生时刻为0 s，之前为稳态运行时间，之后为瞬态运行时间。表3给出了MELCOR计算的若干重要电厂参数值，并将其与对应的电厂设计正常运行工况值进行了比较。可以看出，MELCOR对稳态运行工况的计算值与实际设计值非常吻合。

表3 稳态运行工况的程序计算值和电厂设计值对比Table3 Comparison of anticipated operating conditions with calculated results

4 瞬态IVR-ERVC分析结果

4.1 瞬态事故进程及熔池形成、生长和重新定位

本研究中，选择反应堆主回路冷管段大破口失水（LB-LOCA）叠加全厂断电（SBO）事故为研究对象。研究中所采用的事故假设有：（1）蒸汽发生器隔间因LOCA而充水；（2）四级ADS能够自行启动；（3）PRHR HX和安全注射系统能够正常启动；（4）IRWST重力安注管线失效；（5）IRWST再循环管线失效；（6）事故后堆腔淹没；（7）氢复合器正常运行。

随着事故演进，RCS冷却剂从破口不断流失，当安注流量消失后，由于假设IRWST重力注入失效，反应堆堆芯将经历裸露和升温过程，堆芯水位开始持续下降，最终降至活性区底部以下，至此，堆芯已完全裸露，仅仅依靠与周围水蒸气换热提供有限冷却。相比堆芯水位变化过程，下腔室的水位下降稍有延迟。最终下腔室水装量被重新定位到下封头的堆芯熔融物所产生的衰变热蒸干。

一旦失效发生，堆芯物质将会被转化成熔融物碎片，燃料组件丧失完整性且开始蜡烊熔化过程。本算例中，由于破口流量较大且堆芯功率较高，很快即发生堆芯裸露和熔堆现象。堆芯中间区域部分燃料元件首先熔化，并逐渐向周围和下部扩大，最终掉落到支撑板和下封头空间内。下封头内的熔融物碎片由于持续产生衰变热产生而蒸干了下封头内剩余冷却剂的装量，发生干涸，随后将形成熔池分层结构。图5给出不同时刻堆芯及下封头内的熔融物瞬态演化情况。

图5 堆芯熔毁及下封头熔池分层形成随时间变化（一）Fig．5 Core degradation and molten pool formation（a）1 000 s；（b）4 000 s；（c）5 500 s；（d）10 100 s

图5 堆芯熔毁及下封头熔池分层形成随时间变化（二）Fig．5 Core degradation and molten pool formation（e）18 000 s；（f）36 000 s；（g）6 000 s；（h）8 000 s

4.2 RPV下封头热流密度分布及IVR-ERVC有效性评价

MELCOR计算得到的严重事故后期相关的重要参数［5］一并列于表4中。从表中可以看出，其快速演进的事故序列将对一回路边界及安全壳边界的完整性产生重大挑战。

表4 LB-LOCA瞬态的事故后期情况Table4 Late-phase melt conditions for LB-LOCA transients

续表

熔池的形成和分层对衰变热移除至关重要。当熔池达到稳态结构时，其衰变热为24．02 MW。由于氧化物熔池与金属层熔池的不同热物性，其传热特性也不尽相同。一般在熔池分析中认为轻金属层（Fe-Zr）位于氧化层（UO2-Zr O2）之上，MELCOR能够对其进行准确模拟。首先，下腔室空间将会被堆芯掉落的固态熔融物碎片所占据。随着温度不断升高，部分熔融物碎片转化成为金属和氧化层熔池。瞬态的熔池形成过程由图6给出。

图6 熔池形成体积变化Fig．6 Molten pool formation in terms of volume

在熔池演进过程中，下封头内的熔融物碎片被不断地转化为氧化材料和金属材料，并上下分层。熔池约在55 000 s达到稳定结构，体积不再变化，最后仅有少部分熔融物碎片滞留在下封头底部区域。在MELCOR计算过程中将会对全堆芯计算单元进行搜索，并将相邻各单元中的熔池定义为对流换热熔池，遵循对流换热法则。同时还会有一些独立的小熔池存在，不参与对流换热过程。

在收到堆坑注水的启动信号（堆芯出口温度达到安全限值）以后，IRWST中的换料水通过重力注入管线淹没堆坑。该系统要求能够在堆芯发生大量熔融物质重新定位之前向堆坑内注入足够量的冷却水。图7示出了堆坑的注水过程。

如图7，重力注入启动后不久，ERVC流道即达到满水位。其水位在事故后期出现了些许波动，这主要是因为压力容器外壁面换热从单相转变为两相，增加了扰动。

图7 堆坑及ERVC流道充水过程Fig．7 Cavity and ERVC flow path flooding

ERVC冷却流量见图8。堆坑和冷却流道淹没后，由于从压力容器内不断传出的衰变热量加热流体造成密度差，自然循环很快得以建立。单相换热时，其流量后来稳定在400～500 kg／s左右。到事故后期，随着熔池的形成和壁面热流密度的升高，流体将逐渐达到饱和，单向流动传热逐渐变为两相流动传热问题，流量出现了大的扰动。可以想象，当相同质量的液相工质被转化为气相时，其体积变化相差可达数个量级，从而对程序的流量计算产生巨大影响。

图8 IVR-ERVC流量Fig．8 IVR-ERVC mass flow rate

为了进行IVR-ERVC有效性评价，应首先确定沿下封头曲面热流密度分布。保温层结构不同，则流道当量直径和长度不同，进而会有不同的下封头热流密度分布。在电站设计中，已对其保温层进行优化以便形成自然循环流量。图9给出了不同时刻RPV下封头热流密度随角度变化的瞬态结果。

图9 下封头热流密度沿角度分布Fig．9 Lower head heat flux distribution

在熔池形成前期，可以看到下封头热流密度会在较低角度（35°～45°）处出现峰值，如10 100 s时刻的分布曲线，这是由于此时大的对流换热氧化物熔池和金属层熔池还未形成，下封头内主要为固态熔融物碎片；从图5（d，e，f）可以看出初期阶段在较低角度近下封头壁面计算单元内存在一定体积的氧化物熔池，使得局部热阻减小，因而局部热流密度增大。这一现象也可从材料热导率看出，MELCOR理论手册中给出的燃料（以UO2为例）对应熔点温度以下的热导率在2～3．9 W／（m2·K），而超过熔点温度形成熔池以后则传热大为增强（例如，程序默认当超过UO2熔点300 K时计算所得传热增强因子为10）。后来，随着时间推移及较高角度区域对流换热熔池的不断形成，该区域热流密度不断升高，并最终在70°～80°处出现了热聚集效应。

通过与下封头局部临界热流密度值相比较可得，下封头各个角度处的热流密度值均低于CHF值，并且最大热流密度出现在70～80°范围内。这表明，在发生严重事故时下封头的完整性能够得到保证。采用IVR-ERVC作为1 700 MWe级大功率先进压水堆的严重事故缓解手段是合理有效且可行的。

5 结论

本文利用严重事故程序MELCOR对1 700 MWe反应堆的IVR-ERVC有效性进行了相关研究。利用MELCOR对核电厂进行建模并对所建模型进行了稳态运行工况验证，计算结果与电厂设计运行工况很好吻合。随后，文章选择并进行了瞬态事故序列的计算，过程中主要关注了堆内熔融物形成与重新定位，熔池传热以及外部ERVC流动传热情况。最后，根据MELCOR计算结果对IVR-ERVC有效性进行了分析和评估，得出相应结论。

MELCOR计算所得下封头热流密度分布的瞬态结果与临界热流密度（CHF）比较和分析表明：1 700 MWe级先进压水堆发生严重事故后在IVR-ERVC条件下能够保证压力容器的完整性，即，IVR-ERVC能够有效带出下封头熔融物的衰变热量，缓解严重事故后果。

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IVR-ERVC Effectiveness Assessment for Large-size Advanced PWR under Severe Accident

JIN Yue1，LIU Xiao-jing1，CHENG Xu1，CHEN Wei2

（1．Shanghai Jiao Tong University，Shanghai 200240，China；2．State Nuclear Power Research Institute，Beijing 100029，China）

As a key severe accident management strategy for light water reactors（LWRs），in-vessel retention（IVR）through external reactor vessel cooling（ERVC）has been the focus of relevant studies for decades．This paper addressed the IVR-ERVC issues from a transient perspective using the severe accident code MELCOR for largesize advanced passive nuclear power plant．Current analysis was mainly focused on the transients in severe accident including core degradation and relocation，molten pool formation，growth and heat transfer within，together with external flow and heat transfer analysis．MELCOR calculations for lower head heat flux were then compared with critical heat flux（CHF）of lower head to assess the effectiveness of IVR-ERVC．The results suggest that lower head heat flux is well below the CHF value．Thus，the IVR-ERVC strategy is considered to be physically effective．

severe accident；transient analysis；core degradation；molten pool formation；IVR-ERVC

TL3

A

0258-0918（2016）01-0116-09

2014-07-05

金 越（1989—），男，陕西人，硕士研究生，现主要从事反应堆热工水力安全分析研究工作