基于MC3D软件对核电厂压力容器蒸汽爆炸的重要参数计算及研究

在福岛核事故核安全问题倍受核工业界及核监管当局重视,蒸汽爆炸是对安全壳完整性的最重要威胁,也对采取堆内熔融物滞留(IVR)造成重大影响,因而成为国内外研究的热点。本文在对蒸汽爆炸机理与现象调研的基础上,使用法国辐射防护研究院(IRSN)开发的MC3D软件对国内自主设计核电厂华龙一号核电厂压力容器外蒸汽爆炸现象进行分析,并对设计方计算结果进行独立计算,所得出的结果验证了设计方的计算,为制定华龙一号核电厂严重事故管理策略提供参考。

运用MC3D程序计算分析堆坑内堆芯熔融物与冷却剂反应

简要介绍了国际上用于计算分析反应堆堆芯熔融物与冷却剂反应(FCI)的主要程序及其差异。随后,介绍了法国FCI计算分析程序MC3D的特点、验证和使用情况,以及运用MC3D程序计算分析反应堆压力容器外FCI的过程和结果,并总结了在MC3D程序使用过程中遇到的问题和解决办法。

使用FCI-CMFD软件分析岭澳二期核电厂直接安全壳加热事故

采用分析熔融物与冷却剂反应(FCI)的三维多相流数值计算软件MC3D,建立岭澳二期核电厂模型,对严重事故下可能发生的直接安全壳加热(DCH)现象进行了模拟和分析。为准确预测事故现象,本文结合全厂断电事故后期参数与岭澳二期核电厂核岛几何模型,模拟事故过程。计算得出了事故下安全壳内气体温度场、熔滴体积份额场、速度场及压力随时间的变化。结果表明:直接安全壳加热事故会在短时间内引起安全壳内压力和局部温度的迅速上升。

1000 MW核电厂发生堆外蒸汽爆炸条件下引发安全壳失效概率分析

堆外蒸汽爆炸发生的可能性很低,但一旦发生,其产生的冲击载荷将有可能损坏安全壳结构的完整性。由于蒸汽爆炸触发概率存在较大不确定性,本文着重研究在假定已经发生了堆外蒸汽爆炸的条件下,爆炸载荷将进一步导致安全壳失效的概率水平。针对某1000 MW压水堆,对选取的初始条件和物理模型参数,根据假设的概率分布进行拉丁超立方抽样,利用MC3D程序计算500个样本工况得到了爆炸载荷的概率分布。通过理论分析得到安全壳脆性曲线后,采用概率论方法计算得到安全壳失效概率以及各失效模式的贡献敏感度。结果表明,在假设已经发生了堆外蒸汽爆炸的条件下,爆炸载荷导致某1000 MW先进压水堆安全壳失效的总概率为0.453。相比于堆坑侧壁失效,压力容器上冲位移是导致安全壳失效的主要模式。本研究的概率分析方法和结论可为安全壳完整性审评提供参考。

分层熔池下金属熔融物堆外蒸汽爆炸研究

压力容器下封头由于"热聚焦"效应在金属层位置最易发生失效,金属熔融物进入堆坑与冷却剂接触后有可能触发堆外蒸汽爆炸,威胁堆坑和安全壳的完整性。为了评估熔融物堆内滞留(IVR)策略下金属熔融物堆外蒸汽爆炸强度,本文使用MC3D软件建立侧边环向破口几何模型,研究熔融物液滴氧化、熔融物碎片氧化以及氧化热、产氢速率等参数对于蒸汽爆炸强度的影响,分析现象对应的机理,并对参数的重要度进行排序。敏感性分析结果表明,预混阶段熔融液滴氧化使得蒸汽和氢气空泡份额增加,导致爆炸阶段蒸汽爆炸强度被减弱;与熔融物液滴氧化相比,熔融物碎片由于比表面积大,外围的蒸汽更容易穿过氢气膜与碎片接触而持续发生氧化反应,碎片氧化反应产生的大量反应热使得蒸汽爆炸强度显著增强;金属熔融物在爆炸阶段,蒸汽空泡效应和氢气空泡效应对蒸汽爆炸强度影响较弱,占主导作用的影响因素为氧化热量。

RPV侧边破口条件下堆外蒸汽爆炸计算分析

针对实际过程中更有可能发生的压力容器(RPV)侧边破口条件开展蒸汽爆炸计算分析。根据经济合作与发展组织(OECD)发布的现象识别与重要度排序表(PIRT),选取堆外蒸汽爆炸敏感性分析参数,使用MC3D软件建立三维局部破口和二维环状破口几何模型,对影响计算结果的重要参数(破口尺寸、堆坑水位、破口位置、触发条件、液柱碎化和液滴碎化模型)开展RPV侧边破口条件下敏感性分析,获得最恶劣计算工况条件。敏感性分析结果表明,在大破口失水事故(LBLOCA)工况下,当堆坑处于满水位、RPV发生二维侧边环状破口、接触堆坑侧壁面时触发蒸汽爆炸、采用CONST模型和Classical模型时,堆坑侧壁面的压力载荷计算结果最为保守,对堆坑和安全壳完整性威胁最大。