堆芯熔化过程中容器内熔池的热聚集效应

堆芯熔化过程中容器内熔池的热聚集效应

1堆芯熔融物塌至下封头形成熔池的过程在严重的堆芯硬化后，通过外部冷却将融化物停留在容器中（ivr）是一种重要的核电站稀释措施。目前在役的核电站和先进堆型都采用了IVR缓解措施并对其进行了有效性评价。与堆芯熔化及熔融物坍塌至下封头形成熔池的过程相关的现象对下腔室熔池的成分和结构有着十分重要的影响;而熔池的特性又影响容器壁的热传递和下封头的完整性。因此,在核电站IVR措施有效性评价中,有必要研究堆芯熔化及其塌落至下封头形成熔池的具体过程。本文主要针对岭澳核电站的CPR1000堆型,采用一体化严重事故分析程序对选定的严重事故序列进行计算,以研究严重事故下堆芯的熔化、塌落并在下封头形成熔池的整个过程;并通过有、无容器外冷却模型的对比计算评价CPR1000堆型IVR措施的有效性。2熔池的结构和特点2.1层熔池模型由于熔池在达到最终稳定分层结构之前所要经历的中间过程仍存在较大的不确定性,不少专家提出了不同的熔池分层结构。本文采用目前最具有代表性的2层熔池模型(图1),这种结构具有一定的保守性。熔池底层为密度较大的氧化池,包含UO2、ZrO2等氧化物和内热源。此外,氧化池与温度较低的下封头和上部金属层接触,会冷凝成一层薄壳。由于薄壳顶部覆盖的金属层温度与下封头容器壁温度不同,故氧化池上下薄壳厚度并不一致。熔池上层由密度相对较小的金属层构成,包含熔化的不锈钢和未被氧化的锆等金属物。由于金属层质量与氧化池质量相比往往很小,故其厚度较薄。2.2热聚集效应的形成根据文献,无论采用何种熔池结构,当堆芯熔化并塌落至下封头形成分层熔池后,下封头壁面受热的热流密度沿其轴向是非均匀分布的;熔池上层的金属层由于质量小、厚度薄,造成其热流密度很大,形成热聚集效应。若此处的热流密度超过临界热流密度(CHF)值,会对压力容器的完整性构成巨大威胁。3计算程序模型3.1下封头节点划分本文的研究对象为岭澳核电站CPR1000堆型。反应堆冷却剂系统被整合模拟为2个环路,其中“破损环路”模拟带稳压器的环路,“完整环路”综合模拟CPR1000的另外2个环路(图2)。反应堆堆芯沿径向被划分为7个环;沿轴向被划分为13个节点,其中10个为活性区节点,1个为堆芯上部非活性区节点,另外2个为堆芯下部非活性区节点。堆芯初始功率为2895MW,停堆后堆芯衰变功率采用美国国家标准学会(ANSI)标准公式计算。下封头的节点划分如图3所示。在对称的半壳上,沿轴向上平均划分为5个节点,在其径向方向上也等分地划分为5个节点。整个下封头中分布58个贯穿件,并在下封头的可能失效模式中考虑贯穿件失效。3.2锆包壳温度和厚度本文重点关注锆的氧化,因其大小直接影响熔池金属层质量(经计算发现,不锈钢的氧化可以忽略)。锆的氧化主要是通过锆-水反应,其反应公式为:式中,QOX为每单位锆发生反应后产生的热量。不同温度下锆的氧化速率由Cathcart和Baker-Just关系式分别给出。当400K<T≤1850K时,氧化层厚度变化率Δxo为:当T>1875K时,Δxo为:当1850K<T≤1875K时,Δxo由式(2)、式(3)插值给出:上述各式中,R为气体常数;ρZr为锆包壳密度;T为锆包壳温度。当堆芯温度超过2000K时,UO2将会溶入锆中而形成U-Zr-O混合物。3.3熔池的形成过程本研究所采用的计算程序提供了一种具有中间分层过程的分层结构,认为熔池在达到最终包络状态之前存在一个过渡结构,这种过渡熔池结构由从下到上的氧化池、金属层和粒子床构成。堆芯熔融物逐步塌落至下封头中,形成熔池。先期坍塌的熔融物在下封头中经历一段时间后形成具有氧化池和金属层的2层结构,随后熔化的熔融物经历一段时间后分解并溶入相应各层。在这段时间内,熔池是一个顶层覆盖了粒子床的3层结构。随着时间的推移,顶部粒子床(计算发现其主要为氧化物)分解并溶入相应各层,最终粒子床消失,熔池稳定于图1所示的2层结构。4计算事故序列的成本序列4.1堆型筛选和有效参数确定综合国外核电站IVR措施有效性评价中的事故序列选取结果[1~3],并根据CPR1000堆型的一级概率安全分析结果,本文选取以下3种事故序列进行详细计算:小破口失水事故(SB-LOCA,具有最大的堆芯损坏频率)、大破口失水事故(LB-LOCA,具有最快的事故进程)和全场断电事故(SBO)。本文针对以上3种事故序列,对有容器外冷却模型(假定向保温层注水的流量为100kg/s,称为基准事故)和无此模型的情况进行了对比计算,并根据计算结果初步分析CPR1000堆型的IVR措施的有效性。根据严重事故管理导则以及对AP系列核电厂的IVR措施有效性评价结果,只要保证反应堆冷却剂系统卸压和堆腔注水成功,则反应堆压力容器失效的概率为0[1~2]。据此,本文在计算过程中假定:当热端出口温度达到650℃时,打开稳压器安全阀卸压(每个安全阀的有效流通面积为1.7m2)。4.2标准事故处理结果4.2.1sb-loca事故熔池形貌破口事故发生在第0s,高、低压安注系统均失效。第13310s时堆芯开始裸露,约2200s后锆-水反应开始,堆芯中有氢气产生。第28600s时支撑板失效,已经熔化的熔融物坍塌至下封头,熔池开始形成,计算至第50000s时压力容器仍未失效。图4为SB-LOCA事故熔池中各层质量随时间的变化曲线。可以看出,熔池各层质量在支撑板失效时急剧上升,其中粒子床质量最大。经过一段时间后,粒子床开始解析并溶入其他层,最终约在第37000s时消失,熔池形成为2层结构。第29000s时,熔池中粒子床的质量最大,而金属层厚度非常小仅为0.067m,而整个熔池厚度为1.93m(图5a);在事故后期,粒子床消失,氧化池和金属层厚度均增加,约第38000s时其厚度增加至0.46m(图5b)。4.2.2lb-loca事故熔池的急性毒性LB-LOCA事故具有最快的事故进程。假定破口在第0s发生,高、低压安注系统均失效。4s后堆芯中就有氢气产生,锆包壳开始氧化反应。第6.4s堆芯开始裸露,第4070s时支撑板失效,熔融物坍塌至下封头开始形成熔池,计算至第40000s时压力容器仍未失效。图6为LB-LOCA事故熔池中各层质量随时间的变化曲线。可以看出,LB-LOCA事故熔池中粒子床在第9300s时消失。图7给出了该事故中第5200s(此时粒子床维持在最大质量)和30000s时(此时粒子床消失)的熔池结构。4.2.3固结熔池的形成断电事故发生在第0s,主泵在120s后发生轴封破口,假定其总泄漏率为15t/h。堆芯在第7850s开始裸露,第8404s堆芯中开始有氢气产生,第19339s时支撑板失效,熔融物开始掉入下封头,形成熔池。图8为SBO事故熔池中各层质量随时间的变化曲线。从图中可以看出,由于冷却剂泄漏率较小,事故进程发展又比较慢,事故后期衰变热减小,因此氧化层和金属层的质量比SB-LOCA和LB-LOCA事故中的小,且堆芯并未完全熔化。SBO事故熔池中的粒子床在第28413s时消失,图9中分别给出了该事故中第24000s(熔池中粒子床的质量最大)和34000s时(粒子床已经消失)下封头中熔池的分层结构。5结果讨论5.1堆内构件微观变化本研究发现,下封头熔池在达到最终稳定状态之前需经历以下4个重要过程。(1)UO2熔化:堆芯熔化过程中燃料组件率先迅速熔化。至UO2完全熔化并坍塌至下封头时,堆内仅下封头和下封头内构件熔化,此时熔池中金属层质量非常小。(2)粒子床消失:燃料完全熔化后溶入下封头熔池中的粒子床质量开始减少,而氧化层和金属层质量则相应增加,最终粒子床消失,熔池中形成2层结构。(3)热流密度峰值期:随着传热条件的恶化,熔池向压力容器壁的热流密度在这段时间内达到峰值,严重威胁压力容器完整性。(4)熔池最终稳定:堆内构件(如吊兰)在事故后期仅靠辐射传热而熔化,所以熔化比较缓慢而持久。最终由于衰变热的衰减,堆内构件不再熔化,熔池达到最终稳定状态。5.2内压力容器壁的热聚集分析产生热聚集效应的原因主要是由于来自氧化池的热量通过金属层向上和侧面传递。从金属层向上的是辐射传热,热量传递小。而向容器壁的侧向传热通道较为畅通,于是大部分热量通过金属层侧面热对流传导给压力容器壁。由于金属层与容器壁的接触面积小,因此在此位置的热流密度相对容器壁的其他部位大,从而形成热聚集效应。热聚集效应对IVR措施的有效性具有很大的影响。图10和图11分别给出了LB-LOCA事故中封头沿轴向5个节点壁面的热流密度和厚度变化情况。可以看出,在事故后期,(3,1)节点和(4,1)节点的热流密度在所有节点中维持最大,其厚度也是所有节点中最薄的,而(3,1)节点和(4,1)节点的高度基本上为熔池中金属层所在的高度范围。这与文中关于下封头熔池中金属层的热聚集效应的叙述相吻合。5.3压力容器损伤通过计算,得到了3种事故分别在有、无容器外冷却模型情况下压力容器的失效可能性和失效时间(表1)。结果表明,在所有基准事故中压力容器均未失效,而所有无容器外冷却模型的事故均发生压力容器失效,且首次失效模式全部为贯穿件失效。这表明,在严重事故中通过容器外冷却能够很好地保持压力容器的完整性,将熔融物滞留在压力容器内,避免了大量复杂且难以应对的容器外严重事故(如蒸汽爆炸等)。6减少堆芯支撑板的高度压水堆核电站的严重事故管理导则从容器外熔融物冷却发展到熔融物堆内保持,进一步提高了核电站的安全性。本研究运用一体化严重事故分析程序对CPR1000的严重事故引起的堆芯熔化进行了模拟计算,从下封头的节点温度可以看出在熔池中金属层的高度上有明显的热聚集效应。金属层越薄,热聚集效应越严重,集中于