严重事故下堆芯熔融物与混凝土的相互作用

当反应堆由于始发事件发展到压力容器熔融贯穿时,堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)可能引起安全壳晚期失效,包括地基熔穿及不可凝气体引起的安全壳超压失效。本文以600 MW轻水堆核电厂为对象,选取全厂断电(SBO)叠加汽动辅助给水泵失效诱发的严重事故序列,应用MELCOR程序研究了该序列下发生MCCI的主要现象,着重关注了混凝土的消融速率及氢气的产生速率,为相应的严重事故管理提供支持。

混合与分层熔池形态下熔融物与混凝土相互作用预测和对比分析

基于在熔池-混凝土界面结构、对流传热和熔融物层间传热3个方面的MEDICIS程序建模方法 ,针对百万千瓦级压水堆核电厂在混合与分层两种熔池形态下的假想熔融物与混凝土相互作用(MCCI)事故进行预测和对比分析。结果表明:在混合熔池形态下,熔池平均温度接近熔融物固化温度,混凝土堆腔的侵蚀表现为各向同性,安全壳内最终温度和压力均未达到设计值;在分层熔池形态下,熔池平均温度远高于熔融物固化温度,混凝土堆腔的侵蚀表现为各向异性且径向占优,安全壳内最终温度和压力都非常接近设计值。两种熔池形态下的混凝土地基侵蚀过程都很缓慢,厚度为4m的地基熔穿时间超过1周;安全壳内产生大量的水蒸气以及不可凝结气体CO、CO_2和H2,存在气体燃烧和爆炸风险,对安全壳完整性构成威胁。

AP1000核电站严重事故下熔融物与混凝土相互作用的研究

核电站发生堆芯熔化并熔穿压力容器的严重事故时,熔融物落入堆腔中会与混凝土相互作用(Molten Core-Concrete Interactions,MCCI),可能会威胁安全壳的完整性。本文基于MELCOR搭建AP1000核电站的计算模型,设置大破口事故叠加换料水箱重力注射失效情况,研究压力容器被熔穿后的事故现象及熔融物堆外冷却过程,分析了MC⁃CI现象对安全壳完整性的威胁,即超压风险,燃爆风险和直接熔穿风险。研究结果表明,熔融物落入堆腔后,安全壳内会经历初期快速降压,随后达到水蒸发和冷凝的动态平衡,壳内压力稳定维持在0.2 MPa。MCCI过程中会产生可燃气体,积累至爆炸极限并触发点火装置工作。混凝土底板相比于侧壁更易被消融,在事故时间105 s内被熔穿约1 m。安全壳内部空间在达到热工水力平衡后,熔融物衰变热不断被导出安全壳外,事故最终得到缓解。

压水堆核电厂严重事故下堆芯熔融物的冷却研究

堆芯熔融物的冷却和捕集在严重事故后长期的进程对安全壳完整性有很重要的影响,本文综述了核电厂特别是先进核电厂在堆芯熔融物冷却和保持方面的设计,并进行简要分析比较。

蒸汽温度对单滴锡熔融物蒸汽爆炸现象的影响

核电厂严重事故后,堆芯熔融物与冷却水相互作用(FCI)过程中可能会发生蒸汽爆炸现象。在单滴熔融锡与水相互作用实验中发现,随着熔融锡温度升高,蒸汽爆炸现象发生概率呈现先升高后降低的趋势。为研究蒸汽爆炸现象的触发原因,基于实验结果通过FLUENT软件建立了单滴熔融锡FCI数值模拟模型,分析了锡液滴周围气膜中的蒸汽温度对气膜稳定性的影响。数值模拟结果表明,气膜的We数随着锡液滴温度升高呈现复杂的波动状态,而气膜的稳定性与气膜的We数呈负相关性,当生成气膜的We数较高时蒸汽爆炸更容易发生。

小型动力堆断电严重事故下熔融物分层对事故后果的影响研究

采用MELCOR程序,对小型动力堆全部电源丧失严重事故下,下封头失效后"堆坑"不同熔融物分层模型进行计算,并对熔融物分层对事故后果的影响进行了研究。结果表明:不同模型下熔融物的总厚度及其变化趋势基本一致;堆腔底板材料为混凝土时,堆芯熔融物的分层较为复杂,而金属材料相对简单。小型动力堆不会发生堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)。不同模型的计算对放射性后果基本无影响,但对"堆坑"熔穿进程有影响,强迫混合模型熔穿时间最快、机理计算模型熔穿时间最慢。从安全分析的角度,选择强迫混合模型较为保守。

核电系统堆芯捕集器牺牲混凝土的研究进展

核电站在严重事故工况下,可能发生堆芯熔毁,进而超高温、高放射性堆芯熔融物将熔穿反应堆压力容器,存在污染外界环境的威胁。核电牺牲混凝土作为堆芯捕集器的关键材料,在核事故发生时可以改变堆芯熔融物的物理化学特性,对核电站的安全保护具有重要意义。为了全面认识牺牲混凝土高温性能及失效机制,科研工作者针对牺牲混凝土高温力学性能、高温物理性能、堆芯熔融物与混凝土的相互作用等开展了深入研究,以期对此类材料的开发与更新迭代提供指导。本文首先介绍了堆芯熔毁事故的工况特征,以及该工况下核电牺牲混凝土的关键性能要求,并分别总结了相关研究进展。多数研究结果表明,高温条件将导致牺牲混凝土力学性能恶化,并提升爆裂失效隐患,而聚丙烯纤维或石墨烯衍生物的掺加有望改善牺牲混凝土的服役性能。在其事故工况响应方面,由于真实堆芯熔融物具有高放射性特征,现阶段堆芯熔融物与牺牲混凝土相互作用的研究主要依靠模拟实验和数值仿真的方法来实现。目前,核电牺牲混凝土的相关研究依然存在空白等待填补,部分研究结论尚未统一。因此,深入理解牺牲混凝土劣化机理、全面认识堆芯熔融物与牺牲混凝土的相互作用,是未来该研究领域的重要发展方向。

MCCI过程中混凝土类型对安全壳的影响

堆芯熔融物-混凝土相互作用(Molten Corium-Concrete Interaction,MCCI)是安全壳晚期失效的重要影响因素之一,可能引起安全壳功能丧失并导致大量放射性物质向环境释放。因此有必要研究和分析混凝土类型对MCCI现象的影响,以评估MCCI过程中安全壳潜在的失效风险。应用严重事故一体化分析程序MELCOR2.1,建立了大功率非能动反应堆安全壳整体模型和堆坑模型,分别研究了熔融物与典型玄武岩混凝土和石灰石-沙混凝土的相互作用,评价了该作用对安全壳完整性带来的风险。分析结果表明:在MCCI过程中,两种典型类型的混凝土的消融速度明显不同,玄武岩混凝土具有更高的侧壁消融速度;但是石灰石-沙混凝土具有更高的不凝气体产气量。研究表明:安全壳底板失效时间远超过24 h,与混凝土类型无关;计算得到的安全壳压力均低于C级承载压力,满足保护安全壳裂变产物边界24 h的目标。

硅石牺牲混凝土配合比研究

硅石牺牲混凝土可减少堆芯残骸与混凝土反应的危害性,保证我国核电站的安全运行。结合台山核电站实际情况,通过确定原材料、设计配合比,可配制出符合技术规格及相关标准要求的硅石牺牲混凝土。经性能测试试验验证,该混凝土性能满足施工技术要求。

严重事故下堆芯熔融物行为与现象研究

严重事故下堆内晚期进程的堆芯熔融物行为与现象对三代核电广泛采用的熔融物堆内滞留(IVR)技术有决定性影响,但由于其复杂性,对于该进程的一些重要现象认知严重不足,有些研究在国内处于半空白状态。本文阐述严重事故堆内晚期进程遗留问题的研究现状,并针对碎片床形成和再熔化、分层熔池对流换热、熔池形态演变、堆芯材料及熔融物物性数据库等关键科学问题开展模型开发与实验研究。本文的研究及预期成果不仅填补国内部分研究领域的空白,还有助于挖掘IVR技术潜力和严重事故分析软件开发,对实现核电从设计上“实际消除大规模放射性释放”具有重要意义。

核电站不同严重事故序列下的MCCI及其缓解措施计算分析

概述了MEDICS程序的主要机理和模型,介绍了利用MEDICS程序进行严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)的计算方法,并给出了大亚湾核电站全厂断电、小破口失水事故、大破口失水事故等典型初因事故导致的严重事故下的MCCI及其缓解措施的计算分析结果。计算结果表明,在无缓解措施情况下,安全壳底板熔穿时间在10.08～13.4d范围内,H2的产生量在12760～13159kg范围内;顶部冷却是较好的MCCI缓解措施,能明显延长安全壳底板熔穿时间、降低H2和总不可凝气体释放量。

MCCI过程中的化学反应模型研究

严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)对压水堆的安全分析十分重要,其中化学反应过程既释放了化学能,又产生大量易燃气体氢气,对安全壳的完整性造成威胁。本文基于国产化自主开发的严重事故程序cosSA,分析其MCCI化学反应计算模型,以典型百万千瓦级压水堆为建模对象,计算严重事故下MCCI现象并重点评估化学反应过程产生的影响。计算结果表明,化学反应早期阶段释放出相当于传至混凝土壁面总热量20%的化学能,从而对熔融物向混凝土的传热计算以及安全壳混凝土壁面熔蚀产生影响;化学反应还消耗混凝土分解释放的水蒸气产生大量氢气触发了安全壳内的燃烧,并且不凝性气体逐渐聚集使安全壳缓慢升压最终导致安全壳超压失效。