（核能科学与工程专业论文）严重事故堆芯熔化过程仿真研究.pdf

哈尔滨工程大学硕士学位论文 摘要 核电厂严重事故的研究，对于有效缓解发生严重事故的危害程度，降低 堆芯损坏概率具有重要意义，同时也是事故防御和阻滞的有效手段。但是由 于受到实验条件以及实验本身的局限性的制约，开展严重事故的实验较少， 目前比较普遍的是采用仿真软件对严重事故的过程和现象进行模拟，从而形 成对事故进程及后果的客观评价。 本文通过阅读和理解m e l c o r 程序中的c o r 子程序包，将其中的热量 转移和氧化模型分离出来，然后处理接口变量，编写并调试仿真程序。为了 验证程序编写的正确性，选择了堆芯熔化时的熔渣通过蒸汽空间自由下落入 水中的传热实验进行验证，以实验条件作为初始输入参数，所得到的仿真结 果与实验值的传热过程和趋势一致，能够说明程序编写的正确性。 通过比较熔渣熔化时传热过程的能量释放的实验值与仿真程序的计算 值，得出的仿真结果随时间的变化趋势与实验值一致，误差在1 0 到3 0 之 间波动，并分析了蒸汽流速和水面以下的熔渣表面积对传热的影响。接下来 按照正常的堆芯尺寸，对反应堆停堆后剩余热量释放的模型进行计算分析， 得到的剩余裂变能和衰变能的分布都在相关文献参考值的范围内，说明了本 文程序编写的合理性。 关键词：严重事故；堆芯熔化；热量转移 哈尔滨工程大学硕士学位论文 a b s t r a c t r e s e a r c ho ns e v e r ea c c i d e n tf o rn u c l e a rp o w e rp l a n tc a na l l e v i a t et h eh a r m d e g r e eo fs e v e r ea c c i d e n ta n dr e d u c et h ep r o b a b i l i t yo fc o r ed e g r a d a t i o n ，i ta l s o c a nb eau s e f u lm e a s u r et op r e v e n tt h ea c c i d e n tf r o mh a p p e n i n g h o w e v e r , t h e r ei s l i t t l ee x p e r i m e n tr e s e a r c ho ns e v e r ea c c i d e n td u et ot h ee x p e r i m e n t a lc o n d i t i o n a n dt h el i m i t a t i o no fe x p e r i m e n t a tp r e s e n t ，s i m u l a t i o ns o f t w a r ei su s e dt o s i m u l a t et h ep r o c e d u r ea n dp h e n o m e n o no fs e v e r ea c c i d e n t ，a n dt h e nt h ep r o c e s s a n dr e s u l to fa c c i d e n tc a l lb ee v a l u a t e d t h et r a n s f e rm o d u l ea n do x i d a t i o nm o d u l ea r es e p a r a t e df r o mt h es o u r c e c o d eo fm e l c o r , as e v e r ea n a l y s i sa c c i d e n t a n dt h em a t h e m a t i cm o d e li ss e tu p i nc a s eo fc o r em e l t i n g t h e nat r a n s f e re x p e r i m e n ti sc h o s e nf o rv a l i d a t i n gt h e c o r r e c t i o no ft h ep r o g r a m i nt h i se x p e r i m e n t ，t h ed e b r i sg o e si n t ow a t e rf r e e l y t h r o u g ht h ev a p o rs p a c e i nt h i sp a p e r , t h ee x p e r i m e n tc o n d i t i o ni su s e da sm p u t p a r a m e t e r , a n dt h et r e n do f b o t ht h es i m u l a t i o nr e s u l ta n dt h ee x p e r i m e n tr e s u l ti s c o n s i s t e n t s o ，t h ec o r r e c t i o no ft h ep r o g r a mi sv a l i d a t e d b yc o m p a r i n gt h es i m u l a t i o nr e s u l t 、析t 1 1t h ee x p e r i m e n t a ld a t ai nc a s eo f d e b r i sm e l t i n g ，w ek n o wt h a tt h ec h a n g i n gt r e n dw i t ht i m eb e t w e e ns i m u l a t i o n r e s u l ta n de x p e r i m e n ti sc o n s i s t e n t ，a n dt h ee r r o ri sb e t w e e n10 a n d30 t h e n ， t h ei n f l u e n c ef o rh e a tt r a n s f e rd u et ov a p o rv e l o c i t ya n dt h ed e b r i ss u r f a c ea r e a u n d e rw a t e ri sa n a l y s e d a f t e rt h a t ，t h er e l e a s eo fr e m n a n th e a ta f t e rr e a c t o r t r i p p i n gi sc a l c u l a t e da n da n a l y s e db a s e do nt h ea c t u a lc o r es i z e t h ed i s t r i b u t i o n o fr e m n a n tf i s s i o ne n e r g ya n dd e c a yh e a ti si nt h er a n g eo ft h e o r e t i c a lv a l u e s o t h er a t i o n a l i t yo fp r a g r a mi nt h i sp a p e ri sv a l i d a t e d k e yw o r d s ：s e v e r ea c c i d e n t ；c o r em e l t i n g ；h e a tt r a n s f e r 哈尔滨工程大学 学位论文原创性声明 本人郑重声明：本论文的所有工作，是在导师的指导下，由 作者本人独立完成的。有关观点、方法、数据和文献的引用已在 文中指出，并与参考文献相对应。除文中已注明引用的内容外， 本论文不包含任何其他个人或集体已经公开发表的作品成果。对 本文的研究做出重要贡献的个人和集体，均已在文中以明确方式 标明。本人完全意识到本声明的法律结果由本人承担。 作者( 签字) ：烈痒 日期： 触9 年3 月，7 日 l l 哈尔滨工程大学 学位论文授权使用声明 本人完全了解学校保护知识产权的有关规定，即研究生在校 攻读学位期间论文工作的知识产权属于哈尔滨工程大学。哈尔滨 工程大学有权保留并向国家有关部门或机构送交论文的复印件。 本人允许哈尔滨工程大学将论文的部分或全部内容编入有关数 据库进行检索，可采用影印、缩印或扫描等复制手段保存和汇编 本学位论文，可以公布论文的全部内容。同时本人保证毕业后结 合学位论文研究课题再撰写的论文一律注明作者第一署名单位 为哈尔滨工程大学。涉密学位论文待解密后适用本声明。 本论文m 授予学位后即可口在授予学位1 2 个月后 口解密后) 由哈尔滨工程大学送交有关部门进行保存、汇编等。 作者( 签字) ：孙洋 日期：纠年；月f 7 日 啄， 乞 f “ 礞日 ：0 )，】 割 汨 签哆 悠 年 币 ， p，_j， 翩吖 哈尔滨工程大学硕士学位论文 1 1 概述 第1 章绪论 面对世界能源短缺和全球气候变暖，核能作为清洁能源，其优越性得 到了充分的肯定，只要能确保其安全运行，核电站对环境的影响是极小的。 但是核电历史上的两次严重事故，使人类认识到核能是把双刃剑，必须要 考虑到其可能发生严重事故的潜在威胁，并需要全范围，多角度的评估堆 芯熔化带来的后果，因此开展核电安全研究就变得尤为重要了。 1 9 7 0 年，美国标准学会按反应堆事故出现的预计概率和对广大居民可 能带来的放射性后果，把核电厂运行工况分为以下四类：正常运行和运行 瞬变；中等频率事件；稀有事故；极限事故【l 】。 传统的反应堆设计着重于应付设计基准事故，但是，三哩岛和切尔诺 贝利的两次严重事故证实了核电站的风险主要来自堆芯熔化事故。因此， i a e a 各成员国先后发表了严重事故对策声明，要求业界开展严重事故研 究，寻求严重事故对策，提高核电站抗严重事故的能力【2 】。 严重事故管理的基本任务是确保下列安全目标：终止已开始的堆芯损 坏；尽可能长时间维持安全壳能力；减小厂内和厂外的响应及其后果：将 电厂返回可控的安全状态【3 】。 严重事故属于超设计基准事故，当核电站发生设计基准事故时，如果 专设安全设施发生多重故障或者操纵员判断处理不当，致使部分或全部丧 失余热排出手段，就有可能演变成超设计基准的严重事故。 一般来说，核反应堆的严重事故可以分为两大类：一类为堆芯熔化事 故( c m a s ) ，当堆芯丧失余热载出手段后，堆芯开始升温，随着温度的逐 渐上升，包壳首先熔化，然后控制棒解体，进而燃料芯块熔化、下移，造 成堆芯支撑结构失效和堆芯解体。堆芯熔化后的作用机理如下： 哈尔滨工程大学硕士学位论文 ( 1 ) 堆内构件影响流动和熔化喷射； ( 2 ) 碎片残骸和水在下腔室相互作用，导致碎片分裂成更小的微粒； ( 3 ) 新的碎片对下腔室已经形成的碎片床的直接碰撞； ( 4 ) 碎片床，水和压力容器之间的热量和质量传递； ( 5 ) 熔化的固体碎片继续形成熔融池外壳，阻止熔融池外壳稳定性； ( 6 ) 水在固体微粒碎片中的蒸发以及化学反应； ( 7 ) 下封头可能熔穿或失效【1 。 另一类为堆芯解体事故( c d a s ) 。堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充 分，引起堆芯裸露，升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺度为小 时量级。 堆芯解体事故是由于快速引入巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎 裂的过程，其发展非常迅速，时间尺度为秒量级。 压水堆的固有负反应性温度反馈特性和专设安全设施，堆芯解体事故 发生在压水堆中的可能性极小，因此压水堆中主要针对堆芯熔化事故进行 研究。 在压水堆核电站中，虽然发生堆芯熔化事故的概率远远低于设计基准 事故，但是严重事故的潜在风险及其发生后对公众安全和环境的威胁却相 当大。因此，必须对严重事故进行深人、全面的研究，制定严重事故的管 理规程嗍。 1 2 严重事故堆芯熔化行为的研究现状 严重事故研究的重点是严重事故的预防，其目标是：降低堆芯损坏概 率、寻求阻滞严重事故进程的有效手段、提出降低放射性后果的方法。 目前，国际上已经开展了一些模拟堆芯熔化的研究项目，例如法国核 安全与辐射防护研究所( i p s n ) 及欧共体( e c ) 分别在1 9 9 3 年，1 9 9 6 年， 1 9 9 9 年，2 0 0 0 年成功的进行了堆芯熔化实验模拟，实验主要研究低压熔堆； 日本利用大型a l p h a 装置研究假想堆芯熔化事故下安全壳的载荷及性能， 2 哈尔滨工程大学硕士学位论文 评价可能的事故管理措施；e p r i 主持的v e g a 项目、w i n d 项目，n s r r 项目，利用v e g a w i n d 装置研究各种堆芯熔化事故下燃料行为，及其与控 制组件、结构材料的相互作用。 1 2 1 国内的研究现状 目前已开展的过程比较全的堆芯熔化实验有中国快堆的在瞬间流动封 锁过程中的热工水力现象调查，实验的目的在于调查研究中国实验快堆安 全特性下的堆芯解体事故，以检验实验快堆的安全性【6 】。 由于受到实验设备和实验条件的制约，国内严重事故研究主要从事严 重事故的仿真，通过给定能够触发严重事故的事故序列( 例如l o c a 事故， 全厂断电事故等) ，及相应的初始参数，建立仿真模型，通过灵活、友好的 图形界面，为严重事故分析提供可视化分析工具。 国内引进了用于分析堆芯熔化状态及损坏程度的机理性程序i c a r e 2 ， 它能预测堆芯的热工水力行为、堆芯损坏过程以及化学反应等，同时，它 还包括一些简单的模型，分析堆芯熔渣床的行为。 另外，还引进了堆芯熔化过程的整体分析程序包e s c a r e ，用于分析 严重事故下堆芯行为、热工水力响应、堆坑中熔渣与混凝土间的相互作用 矗盘 守。 一些相关的科研单位也逐步开展了相应的仿真研究工作，上海核工程 研究设计院关于核电厂严重事故的研究始于2 0 世纪8 0 年代末，1 9 9 5 - - 2 0 0 0 年，与中国核动力研究设计院合作申请i a e a 技术援助项目获得成功，建立 了严重事故p s a 分析软件系统【7 】。 核电厂也开展了一些关于堆芯熔化的严重事故研究工作，例如用s t c p 进行大亚湾核电站的堆芯熔化事故的主导序列分析，用m e l c o r 程序进行秦 山二期核电厂的主导事故序列分析【s 】。 哈尔滨工程大学硕士学位论文 1 2 2 国外的研究现状 随着严重事故研究的不断开展，国外的一些单位机构也做了相应的模 拟堆芯熔化行为的实验： 美国进行了高压下熔渣的分布实验模拟，以1 1 0 的刻度比例在 1 4 5 m p a 的高压下进行熔融堆芯的熔渣分布模拟，目的是为了更深入的了 解熔渣的流动分布机理，用氮气加压来模拟实际过程的蒸汽加压 ，】。 美国橡树岭国家实验室进行了沸水堆的堆芯熔化实验模拟，目的是想 了解关于金属熔化时流动到堆芯较低区域的重新定位的不确定性行为，以 及熔化的锆和不锈钢以及燃料之间的共晶情况【l o 】。 意大利进行了熔化的碎片床的瞬时冷却实验，实验中二氧化铀和氧化 锆下落入水中分裂成更小的碎片，并且形成了三厘米至七厘米之间的浅碎 片床 t l l 。 f p 实验，它是由多个国家历时多年共同协作完成的实验，实验过程中 模拟了堆芯加热，降解，堆内构件的热工水力响应等一系列 - ：】堆芯熔化过 程。 美国阿贡实验室和美国原子能委员会进行了熔渣床的冷却实验，以确 定冷却水对熔渣床的冷却速度，以及水进入多孔碎片床的缝隙的冷却行为 1 3 1o 法国进行了熔渣的外壳被飞溅气体的夹带效应实验，目的是定性和定 量的分析这种夹带效应现象，还包括模拟随着材料粘性增加的熔渣的富集 0 4 1 0 德国进行了堆芯熔化后压力容器的保持实验，通过对熔融物的持续加 热，能够突出流动和冷却序列，开放的碎片的多孔性和大的表面积在熔融 物重新凝固成有浸透性的多孔结构的过程中产生 1 5 1 。 美国威斯康星州大学作了关于堆芯熔化时在一定的动力黏度和固体颗 粒份额情况下的多层液体的传热行为实验【- s 】。 4 哈尔滨工程大学硕士学位论文 汉城国立大学和美国宾夕法尼亚州立大学以及美国爱达荷州国家实验 室共同进行了在压力容器捕集器中模拟堆芯熔化的实验，此实验采用氧化 铝的熔化进行模拟，实验中使用半球状的测试段。 德国等欧洲国家共同模拟的四次大刻度实验，包括q u e n c h ，l i v e ， d i s c o ，和c o m e t ，其中q u e n c h 这个实验适用于所有类型的反应堆，它 提供了一个在严重事故和设计基准事故之间的链接，其中d i s c o l 2 是关 于动力流动性的研究，在v v e r 1 0 0 0 3 2 0 型反应堆压力容器下封头破口处 的熔化喷射的热量和化学过程研究，c o m e t l 2 主要是调查在压力容器与 安全壳的空腔中的金属熔渣的长期的相互作用，伴随着第一阶段的衰变热 的模拟，以及后来第二阶段的功率水平下降的模拟【l e 】。 日本的应用物理与量子物理局与德国的核能科技学会进行了熔化金属 在金属构件上的再凝固行为实验模拟【1 9 】。 法国进行了熔化后的金属氧化物熔渣与混凝土【2 0 】的相互作用的实验模 拟。 德国进行了在堆芯熔化时在颗粒碎片中的空隙组分的传热实验( 2 l 】。 1 3 严重事故仿真研究的主要分析程序 从上个世纪七八十年代发生反应堆严重事故以来，严重事故的研究受 到广泛的重视，国际上对核电站发生严重事故的可能性和后果提出各种要 求和应对措施，并且开发了各种评价严重事故进程和缓解措施有效性的评 价程序【冽。 目前，国际上核安全界常用的严重事故分析程序主要有： 系统性程序：s t c p ( 分成四部分：m a r c h 3 、t r a p m e l t 3 、v a n e s a 与n a u s p a r c i c e d f ) ，a s t e c ( 法国和德国) ，m a a p ( 美国) ，t h a l e s ( 法国) ，e s t e r ( 欧洲) ，j a s m i n e ，m a c r e s ，m a p l e ，m e l c o r ( 美 国) 等。 机理性程序： s c d a p r e l a p 5 ，c o n t a i n ，v i c t o r i a ， 5 哈尔滨工程大学硕士学位论文 c a t h a r e i c a r e ，g a s f l o w 等。 s t c p 由巴特力哥伦布公司为美国核管会开发，s t c p 程序分四部分： m a r c h 3 ，t r a p m e l t 3 ，v a n e s a ，与n a u a s p a r c i c e d f 【z 3 】。 m e l c o r 是一个全集成、工程应用的计算机程序，能够模拟轻水堆核 电站严重事故过程，由美国核管会委托s a n d i a 国立实验室开发，是第二代 核电站风险评价工具，利用粗网格大步长，可模拟轻水堆内大部分严重事 故现象。 m e l c o r 能模拟轻水堆严重事故进程的主要现象，并能计算放射性核 素的释放及其后果。它是在s t c p 的基础上开发的，为克服其某些限制，重 写了两部分代码，包括裂变核素释放到环境的系统反应以及泄漏的后果。 严重事故进程与源项部分程序称为m e l c o r ，相关后果部分程序称为 m a c c s 。m e l c o r 的大部分模型是机理性的，且已经过验证，带有可调参 数，在一定范围内可作不确定性与敏感度分析。 m e l c o r 可以一次连续运算从初因事件开始，直到给出事故源项为止 的全过程，并能在程序内部传递各个阶段不同计算模块间的数据【2 5 】。 a s t e c ( a c c i d e n ts o u r c et e r me v a l u a t i o nc o d e ) 程序是由i r s n 和g r s 联合开发的，用于评估核电站在发生严重事故时可能出现的各种过程的一 体化程序【2 6 1 。 m a r c h 程序是一个汇总了主系统热工水力学、堆芯熔化和安全壳的 热工水力响应的快速堆芯熔化分析程序。 m a a p 程序耦合了热工水力学以及裂变产物释放和迁移的相关计算， 可以模拟严重事故的进程现象【2 7 】。 s c d a p i 迮l a p 5 是由美国n r c 提出，美国i d a h o 国家工程与环境实验 室为美国核管会( u s n r c ) 开发的机理性轻水堆严重事故分析程序【2 3 】。2 0 世 纪7 0 年代早期，i n e e l 开始开发用于分析严重事故下堆芯损坏进程的程序 s c d a p 。1 9 7 9 年，首次实现了s c d a p 程序和r e l a p 程序的动态联接，形 成了s c d a p 瓜e l a p 程序包【2 9 】。 6 哈尔滨工程大学硕士学位论文 v i c t o r i a 程序是一个机理性程序，是在美国核管会资助下，由桑地 亚实验室开发。它被用来预测严重事故中放射性物质的释放、迁移与沉积。 c o n t a i n 程序是美国著名的用于计算安全壳压力、温度和氢气浓度分 布的计算程序【3 0 1 。韩国曾利用c o n t a i n 程序，对失水事故、全厂断电事故 和给水全部丧失事故进行了长期分析，给出了通过点火器和蒸汽惰性排出 氢气的作用【3 l 】。 c a t h a r e 程序是先进的热工水力分析程序。它有3 种基本模型： a x i a l 模型、v o l u m e 模型和t e e 模型【3 2 】。 a t h l e t s a 程序由德国核设施与安全研究中心开发，耦合了a t h l e t 与k e s s ，其中k e s s 由斯图加特核能研究所开发，处理堆芯升温与裂变产 物泄漏相关的物理化学行为。 用于严重事故模拟的程序目前比较普遍的是：s c d a p i 也l a p 5 和 m e l c o r ，前者为机理性程序，侧重考虑事故进程中特定过程的状态，可以 用来分析事故中发生的局部现象和过程，因而运行起来也更耗机时。后者 为系统性程序，计算模型简单，但涉及的系统和物理过程比较完整，能快 速进行分析计算。 1 4 课题完成的主要工作 严重事故中堆芯熔化及热量转移涉及许多复杂的物理过程，这些物理 过程对严重事故的发展以及事故后果的危害程度起着决定性的作用。研究 其物理过程和作用机理对于降低现役核电厂和新建核电厂严重事故发生的 可能性，提高核电厂预防和缓解严重事故的能力有重要作用。 但是由于严重事故有很大的危害，所以这就给严重事故的实验研究带 来了很大的困难。而随着计算机技术的不断发展，仿真技术的应用在严重 事故研究领域起着重要的作用。 本文研究的严重事故堆芯熔化过程仿真程序的开发参考了由美国 s a n d i a 国家实验室( s n l ) 开发的m e l c o r 程序中的堆芯行为包c o r 部 7 哈尔滨工程大学硕士学位论文 分。 c o r 子程序包计算堆芯、下腔室构件以及直接位于堆芯以下的下封头 部分的热工水力响应，模拟堆芯材料在熔化、坍塌以及形成碎片期间的迁 移过程。 燃料芯块、包壳、定位格架、控制棒及导向管、砾状碎片在c o r 的每 个计算节点c e l l ( 也称节点单元) 中分别予以处理，c o r 的堆芯熔化模型 可以处理共晶熔化和熔解反应。 本文的主要工作是参考c o r 堆芯行为包中的子程序，计算堆芯熔化 时热量转移和氧化的进程，通过消化理解m e l c o r 用户参考手册的数学 模型，以及阅读c o r 程序包中的热量转移和氧化模块所调用的相关程序， 弄清楚各个变量以及接口的关系，合理的划分堆芯的节点，并进行事故序 列描述和主要的计算假设，然后开始编写程序，形成堆芯熔化行为计算程 序模块，进行严重事故堆芯熔化仿真研究。 在课题的研究过程中，本文完成了以下工作： 1 阅读m e l c o r 源程序 将m e l c o r 中的c o r 子程序从源程序中剥离出来。c o r 子程序共有 2 万多条语句，其中包括c o m m o n 语句和d a t a 语句等非执行语句以及 注释说明的部分。 从分离出的c o r 子程序包中确定程序接口变量，这些变量在源程序 中是作为中间变量的，其数值由源程序的其他子程序计算得到的，而且数 值随程序的运行不断变化。为了使子程序包在脱离了源程序后仍然能够正 确地独立运行，就需要定义许多的变量作为初始化数据。 2 阅读并理解c o r 子程序 首先，确定c o r 子程序的逻辑层次结构，并画出该子程序层次结构 的逻辑图。确定本文所要用到的子程序，并将它们合理准确的分离出来。 其次，弄清其与上下程序之间的逻辑调用关系，清楚分离出的这段子 程序在整个子程序中的作用，理清各个接口变量，弄清其输入数据是由哪 哈尔滨工程大学硕士学位论文 些子程序计算得出的输出值，输出数据又是哪些程序包的输入值，并明确 所有变量的物理意义。 画出所研究的子程序的层次结构逻辑图，弄清其分支结构，理清该段 子程序的物理过程，将其所调用的子程序进行逐一阅读，弄清其在逻辑图 中的作用，仔细阅读每个子程序中的计算语句，并对照用户参考手册，理 解程序语句中所描写的物理模型和数学函数。 本文所参考的热量转移和氧化模块需要做如下计算： ( 1 ) 堆芯的衰变热 ( 2 ) 每个单元( 即节点) 的裂变能，并将它加到衰变热的分配中去 ( 3 ) 堆芯的辐射换热 ( 4 ) 堆芯区域的轴向导热 ( 5 ) 堆芯的对流换热 ( 6 ) 锆合金或不锈钢的氧化率 ( 7 ) 模拟碳化硼和蒸汽的反应，计算反应速率 3 编写并调试仿真程序 这部分程序描述了堆芯熔化后热量迁移过程的物理过程和现象，为了 使程序能够独立运行，以方便调试，对原来的接口变量初始化，以文本文 件的形式进行输入。调试并且运行仿真程序，检查程序的语法的正确性， 变量的合理性。 4 验证仿真程序 通过查找相关实验资料，找到与程序相对应的实验，本文选取的是熔 渣在蒸汽空间自由下落的传热实验，将实验资料的初始数据与程序的初始 参数进行比对分析，确定程序的输入数据，在实验参数下运行程序，得到 熔渣在蒸汽空间自由下落的仿真程序。 将仿真程序的输出结果绘制成曲线图，与实验结果的曲线进行比较分 析，在实验条件下对仿真程序编写的合理性以及程序的正确性进行进一步 验证。并按照正常的堆芯尺寸对停堆后的堆芯剩余裂变功率和衰变热进行 9 哈尔滨工程大学硕士学位论文 计算，得到反应堆发生严重事故停堆后的释热曲线。 1 0 哈尔滨工程大学硕士学位论文 第2 章堆芯熔化仿真方案 2 1m e l c o r 程序 m e l c o r 程序是比较全面的具有工程意义的综合性程序，模拟了轻水 堆严重事故的进程，由美国s a n d i a 国家实验室( s n l ) 开发的第二代改进 型风险评价工具。 m e l c o r 计算框架包括：反应堆冷却剂系统的热工水力响应，安全壳 与厂房的热工水力响应；热构件的热响应、堆芯的升温与降解、氢气的产 生，转移和燃烧，裂变产物的释放与转移，现在的m e l c o r 程序应用软 件还包括严重事故源项的估计，以及它们的灵敏度和不确定度等。 m e l c o r 能模拟轻水堆严重事故进程的主要现象，程序的大部分模型 是机理性的，且经过验证，带有可调参数，它包含用户参考手册和说明书， 用来描述在各个程序包中的程序的数学物理模型。m e l c o r 包含如下子程 序包 3 3 】： 表2 1m e l c o r 子程序包 b h下腔室微粒碎片的热响应h s 热构件的热传导 b u r控制体内气体的燃烧f d 描述燃料的弥散的细节 c a v堆芯材料与混凝土的反应m 口材料性质 c o r堆芯和下腔室内部构件热响应n c g不可凝气体状态方程 c v h模拟冷却剂的热工水力行为r n模拟裂变产物的行为 d c h模拟核裂变产物的衰变热s p r 安全壳喷淋 e s f 专设安全设施 c f控制函数 f l 流道 e d f外部数据文件 哈尔滨丁程大学硕士学位论文 目前m e l c o r 应用的堆型包括p w r 、b w r 和w w e r 。m e l c o r 程 序使用方便灵活，通用性强，用户可以根据实际需要，组合不同的仿真模 拟系统。 子程序包的状态在m e l c o r 初始化程序m e l g e n 的输出中给定。在 计算过程中，e x e c 、c v h 、c v t 和部分工具包通常都处于激活状态，其 他子程序可以处于激活或非激活状态，默认值一般是非激活状态。 堆芯行为包的计算结果可以应用于其他子程序包，比如放射性核素行 为子程序包r n 和s p r 安全壳喷淋子程序包，从而计算出从堆芯熔化，热 量转移和氧化，到放射性核素的迁移以及安全壳的喷淋行为等。 反应堆堆芯模型既可以做p w r 的计算，又可以做b w r 的计算。可用 于模拟堆芯及下腔室不同类型部件和材料，堆芯构件坍塌后，下封头被加 热、熔穿，致使堆芯碎片喷射到安全壳内，导致安全壳被直接加热( d c h ) 的行为过程。 2 2 堆芯熔化进程 压水堆的堆芯熔化过程大体上可分为高压熔堆和低压熔堆两大类。 低压熔堆以快速卸压的大，中破口失水事故为先导，若应急堆芯冷却 系统的注射功能和再循环功能失效，不久堆芯就会裸露和熔化，锆合金包 壳与蒸汽反应产生大量氢气。 堆芯水位下降到下栅格板下，堆芯支撑结构失效，熔融堆芯跌入下腔 室水中，产生大量蒸汽，以后压力容器在低压下熔穿，熔融堆芯落入堆坑， 开始烧蚀地基混凝土，向安全壳内释放出氢气，一氧化碳，二氧化碳等不 凝气体。此后安全壳失效有两种可能：安全壳因不凝气体聚集持续晚期超 压( 事故后3 5 天) 导致破裂失效或导致贯穿件失效。 与低压熔堆相比，高压熔堆时堆芯熔化进程相对缓慢，约为小时量级， 有比较充裕的于预时间；燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展 的。 1 2 哈尔滨工程大学硕士学位论文 对于裂变产物的释放而言，高压熔堆过程是“湿环境”，气溶胶离开压 力容器前有比较明显的水洗效果：压力容器下封头失效时刻的压力差，使 高压熔堆后堆芯熔融物的分布区域比低压熔堆的更大，并有可能造成安全 壳内大气的直接加热，因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。 堆芯熔化事故过程分为三个阶段：堆芯熔化、压力容器失效、安全壳 失效。堆芯熔化过程各种材料与温度变化的关系如下： 表2 2 堆芯材料与温度变化的关系 温度熔化材料 1 0 7 3 k 银铟铬合金熔化 1 2 1 3 k 初始铁锆或镍锆共晶 1 4 0 3 k 二氧化铀与锆合金之间的相互作用 1 4 7 3 k 碳化硼铁的共晶 1 5 7 3 k迅速的锆氧化不可控的温度增加 1 7 2 3 k 锆与不锈钢之间的共晶作用 2 0 3 3 k 不锈钢熔化 2 2 4 8 k锆合金熔化 2 6 7 3 k 氧化层熔化 2 8 7 3 k形成氧化锆和二氧化铀的共晶 2 9 6 3 k氧化锆熔化 3 1 2 3 k二氧化铀熔化 当达到熔化温度时，堆芯材料开始熔化，熔化的过程非常复杂，燃料 棒熔化的微滴和熔流初步形成时，它们将在熔化部位较低的区域内固化， 并引起流道的流通面积减少。 随着熔化过程的进一步发展，部分燃料棒之间的流道将会被阻塞，流 道阻塞使燃料元件冷却更加不足，同时由于燃料本身仍然产生衰变热，在 堆芯有可能出现局部熔透的现象，这之后熔化燃料元件的上部分将会倒塌， 1 3 哈尔滨工程大学硕士学位论文 堆芯熔化区域不断扩大，熔化材料的大部分最终将达到堆芯下部支撑板， 并将停留在那里一段时间，直到堆芯支撑板也被破坏，尽管在压力容器的 上部存在着高温，压力容器的下部仍可能保留有一定水位的水。 从总体上看，燃料包括以下三种重新定位机理： ( 1 ) 熔化的材料沿棒的外表面的蜡烛状流动和再固化 ( 2 ) 在先固化的燃料芯基体硬壳上和破碎的堆芯材料上形成一个碎片 床 ( 3 ) 在硬壳中的熔化材料形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯熔融物落入 堆坑 当包壳的温度达到1 4 7 3 k 1 6 7 3 k 时，控制棒，可燃毒物棒以及结构材 料会形成一种相对低温的液相。这些液化的材料可以重新定位并形成局部 肿胀，导致堵塞流道面积，从而引发堆芯的加速升温。 当温度在2 0 3 3 2 2 7 3 k 之间时，如果锆合金包壳没有被氧化，那么它 将在约2 0 3 0 k 时熔化，并沿着燃料棒向下重新定位，如图2 1 【，】所示。 如果在包壳外面已形成一种明显的氧化层，那么任何熔化的锆合金的 重新定位将可被防止，这是因为氧化层可保留固体状态直到堆芯达到更高 的温度( 氧化锆的熔点为2 9 7 3 k ) ，或直到氧化层的机械破坏，或直到氧化 层被熔化的锆合金溶解为止。 当温度在2 8 9 3 k - 3 1 2 3 k 之间时，低共熔混合物的二氧化铀，氧化锆和 液态陶瓷相的( 铀，锆) 氧将开始熔化。当温度高于3 0 0 0 k 时，氧化锆和 二氧化铀层将熔化。 所形成的含有更高氧化浓度的低共熔混合物能溶解其他与之接触的氧 化物和金属。在此工况下，堆芯内蒸汽的产生量对堆芯材料的氧化速率起 决定性作用。 随着锆的液化和重新定位，堆积的燃料芯块得不到支撑而可能塌落， 并在堆芯较低的位置形成一个碎片床。 堆芯熔融物的下落和碎片床的形成将进一步改变先前重新定位后堆芯 1 4 哈尔滨工程大学硕士学位论文 材料的传热和流体特性，而在上腔室和损坏的上部堆芯区域之间由自然循 环的功率导出将终止。 从这种状态开始，在沿捧束的空隙中( 如图21 所示) ，由先前熔化 物形成的一层硬壳被一种陶瓷颗粒层覆盖，而陶瓷颗粒层由上部堆芯区域 的倒塌所形成，还存在着能导致熔化物落入下腔宣，从而对压力容器的完 整【生构成严重的威胁： 图2i 燃料棒的流道阻塞及氧化和共晶行为 在熔融物下落过程中，下腔室仍可能留存有一定水位的水，下落的熔 融物与下腔室的水作用后，会分裂成更加细小的碎片，并在压力容器底部 形成一层多孔碎片床。如图22 所示m l ，这时，水仍能通过多孔碎片床的 缝隙进入多孔碎片床对其进行冷却。 当堆芯熔化过程发展到一定程度，堆芯熔融物将落入压力容器的下腔 室，在此过程中，也有可能发生倒塌现象，这样堆内的固态物质将直接落 入下腔室。 堆芯熔融物在下落的过程中，若堆芯熔化速率较慢，首先形成碎片坑， 哈尔滨工程大学硕士学位论文 然后以喷射状下落，若堆芯熔化速率较快，堆芯熔融物将有可能以雨状下 落。在前一种形式下，由堆芯的熔融物与下腔室中的水或压力容器内壁接 触的部位较为单一，而且热容量较大。 图2 2 熔融物与下腔室的水或压力容器的作用 相对后一种过程来说，事故发展的激烈程度和后果将较大。若在压力 容器下腔室留存有一定的水，在堆芯熔融物的下降过程中将有可能发生蒸 汽爆炸。若堆芯熔融物在下降过程中首先直接接触压力容器的内壁，将发 生消融现象，这将对压力容器的完整性构成极大威胁。 当堆芯熔融物大部分或全部落入下腔室，下腔室中可能存在的水将很 快被蒸干，这时堆芯熔融物与压力容器的相互作用是一个非常复杂的传质 传热过程，是否能有效冷却下腔室中的堆芯熔融物将直接影响到压力容器 的完整性，熔化的堆芯如图23 所示： 坠尘鎏三堡奎兰堡圭茎堡兰圣 剖23 烙化后的堆芯 严重事故时，堆芯活性区及下腔室的传热行为直接影响到堆芯熔融物 的重新定位机理，定位形态定位过程。基于以上特点，本文选择了 m e l c o r 程序的c o r 模型中的热量转移与氧化模块进行堆芯行为的仿真 计算与仿真分析。 本文主要是针对堆芯熔化后伴随剩余裂变热和衰变热释放的传热过程 ( 包括导热，对流，热辐射) ，以及在此过程中伴随的锆合金与水蒸气的反 应，b 4 c 与水蒸汽的反应释热。熔融堆芯的传热过程对于降低堆芯损坏程 度，是否能够保持压力容器的完整性以及有效的控制放射性产物的泄漏是 至关重要的。 哈尔滨工程大学硕士学位论文 2 3c o r 模块 c o r 模块描述了堆芯熔化时堆芯及下腔室区域热量产生以及迁移的过 程，c o r 程序包含2 万多条语句，通过c a l l 语句实现进行程序间的相互调 用，对于公共块使用c o m m o n 语句进行数值传递，还包括一些外部变量与 控制函数。 外部变量和控制函数需要根据其物理意义和方程表达式进行逐一指 定。子程序是按照程序名的字母排列顺序进行排列的，可以根据需要对需 要计算的子程序进行剥离，但要注意接口变量的处理，某些接口变量可能 是其他子程序的输出值，也可能是用户定义的输入值，这就需要根据程序 的需要进行合理处理。 对于选定的计算过程，首先需要将此计算过程的主程序找到，然后按 照主程序执行逻辑的调用顺序，逐一的将子程序找到，然后在对各个子程 序充分理解的基础上编写仿真程序，建立仿真模型，进行仿真计算。 c o r 子程序计算堆芯、下腔室以及下封头部分的热工水力响应，模拟 严重事故时堆芯材料在熔化、坍塌，形成碎片，向下流动以及在堆芯较低 部位形成熔融池过程的能量迁移过程。燃料芯块、包壳、支撑构件( 定位 格架、控制棒及导向管) ，微粒碎片分别作为堆内构件在c o r 的计算节点 中予以处理。 c o r 包括的计算模型包括：节点和控制体的划分，热量转移和氧化模 型，质量重新定位模型，支撑结构模型和下封头模型等，各个计算模型又 包含有相应的子模型。 为了说明c o r 包所包含的计算模块的逻辑关系，以及在堆芯行为包中 所起的作用，下面将列出c o r 的组织结构图，如图2 4 所示： 哈尔滨工程大学硕士学位论文 图2 4c o r 所包含的模型 1 9 哈尔滨工程大学硕士学位论文 2 4 热量转移和氧化模块 2 4 1 模块的逻辑结构 热量转移和氧化模块主要由释热部分和传热部分的计算模型构成，其 中释热部分包括裂变能和衰变能的分布，传热部分包括导热，对流和热辐 射，除此之外还包括锆的氧化和钢的氧化等，具体的调用关系如图2 5 所 不： 输入数据 保存 ， 衰变热分布 裂变功率分配 7f； f 。白 各节点新的温度分布 0 热辐射和导热 上 对流换热 j r 锆氧化和钢氧化以及b 4 c 与蒸汽的反应 j 输出计算结果 图2 5 总体结构图 2 0 哈尔滨工程大学硕士学位论文 通过以上总的逻辑图，可以对程序有一个总体的把握，下面将针对以 上涉及到的数学模型进行介绍。 2 4 2 衰变热的分布模型 停堆后的相当长的一段时间，堆芯还会进行裂变产物的衰变，所以首 先要计算停堆后的堆芯衰变热，计算过程如下： ( 1 ) 定义单位质量的衰变热尸 ( 2 ) z ( ) = 尸奉膨k ( 吖) ( 2 - 1 ) ( f ，) 分布在各节点内包壳上的二氧化铀的质量，蚝 z f 、各节点内包壳的衰变热，j 户单位质量的衰变热，j k g ( 3 ) & “) 2p 毒麟k ( ) ( 2 2 ) 肱( f ，) 各节点内支撑构件上的二氧化铀的质量，蚝 s 、各节点内支撑构件的衰变热，j p 单位质量的衰变热，j k g ( 4 ) 丑f 。d = p * ( m s u 0 2 ( f ，d + 尬( f ，) + ) ( 2 - 3 ) 旌嗡( i ，j ) 各节点内微粒碎片上的二氧化铀的质量，k g p 单位质量的衰变热，j k g 尬( f ，) 各节点的锆和u 0 2 共晶的微粒碎片的质量，始 各节点内二氧化铀微粒碎片的质量，k g 只、各节点内微粒碎片的衰变热，j ( 5 ) u 0 2 ( 吖) = 尸( 吖) 取，) 木( 飓心矿( ) ) ( 2 - 4 ) u 0 2 似n 各节点内二氧化铀的衰变热，j ( ) 各节点内二氧化铀的质量，k g 尸单位质量的衰变热，j k g f r , n 二氧化铀的径向相对密度 f z , n 二氧化铀的轴向相对密度 2 1 哈尔滨工程大学硕士学位论文 2 4 3 裂变功率的分配模型 如果用户定义的输入时刻还有裂变能的产生，那么就需要计算裂变功 率，并将裂变功率加入到衰变热的分布中去。 q l = 0 0 3 7 ( c , , 耳) 0 7 妒c ) n 3 ( h q ) n 7 ( 2 5 ) g 厂停堆后的裂变功率占满功率的份额 巴量纲常数3 2 8 0 8 4i l l q 以参考高度，1m 尸系统压力，m p a e 参考压力，默认值为7 6 5 3 1 8 m p a 日相对于堆芯顶部活性区的下水管的高度，m 停堆后的裂变能并没有完全的沉积下来，有些被高能粒子和各种射线 携带，例如伽玛射线等。这就需要指定各节点内各种构件以及材料的敏感 性系数，这些敏感性系数定义了构件及组成构件的材料的相对吸收份额， 钢和钢的氧化物的吸收份额相同，锆和锆的氧化物的吸收份额相同。以下 公式为计算在第i 个径向环，第j 个轴向单元的第k 种构件的功率沉积。 厂1 置舻2 弓i ( 1 一厶) 际l , j , k , u 0 2 + 厶”i ( 2 - 6 ) 其中的兄，代表节点总的裂变功率份额 z m 从蚴 = 莩手+ ；哆_ t ，嗡 ( 2 7 ) e _ 七表示在构件中被材料吸收的而没有沉积在二氧化铀中的裂变功率。 厶m 工枷 五卅2 凌历瓦 ( 2 8 ) 哈尔滨工程大学硕士学位论文 ，：径向相对功率密度 厂，轴向相对功率密度 丝，七，m 径向环i 轴向单元j 中的构件k 的组成材料m 的质量，堍 厶逃脱裂变能的相对材料吸收效率 厶u 0 2 的裂变能的逃脱份额 2 4 4 新的导热系数 随着熔化的加剧，堆芯的温度不断升高，燃料到包壳的缝隙的导热系 数也在随着温度，压力的变化而不断变化，具体的数值有以下公式进行计 算： 1ll f 2 f 十1 _ ( 2 9 ) k _ 干+ 睨9 k 舯”m 砖= 琵 f c 仃史蒂芬波尔兹曼常量 。 0 燃料芯块半径，m ，。燃