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。

熔融物与混凝土相互作用的机理模型应用研究

在压水堆发生严重事故过程中,堆芯熔融物迁移至压力容器底部。在采取严重事故缓解措施后堆芯熔融物若仍无法被限制在压力容器内,将落入到堆坑中,并与混凝土发生相互作用(MCCI),严重情况下可能破坏安全壳的完整性,破坏核电厂最后一道安全屏障。为了更好地了解MCCI,本文介绍了熔融物掉落在堆坑中与混凝土相互作用的详细过程,探究了MCCI过程中熔融物向侧壁混凝土和底部混凝土对流换热、熔融物向上部热构件辐射传热、硬壳生成、混凝土熔蚀等现象的物理化学模型,最后给出了基于模型的模拟实现流程。

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。

堆芯熔融物与混凝土相互作用数值模拟研究

为研究核电厂在严重事故条件下堆芯熔融物与安全壳混凝土堆腔的相互反应(MCCI),通过耦合熔融物-混凝土传热、混凝土高温分解、熔融物内金属氧化、熔融物注水冷却等模型,开发了一套MCCI数值模拟分析程序。利用MACE M3b和OECD/MCCI CCI-3两组实验数据对开发的程序进行了验证。结果表明,熔融物温度、轴向和径向烧蚀深度、上表面热流密度的计算值与实验测量值符合较好。利用开发的程序对衰变热、混凝土类型和注水时刻进行了敏感性计算和分析,进一步验证了程序的合理性。

多维熔融物与冷却剂相互作用分析程序COSMETRIC的开发与验证

基于MCBA-SIMPLE算法开发了自主化的多维熔融物与冷却剂相互作用分析程序COSMETRIC。为验证该程序,针对熔融物与冷却剂相互作用实验KROTOS的典型工况进行了模拟计算。通过与KROTOS37实验结果对比,验证了程序模拟高温熔融物与冷却剂混合过程中熔融物液柱碎化、熔融物液滴迁移以及冷却剂蒸发的能力;通过与KROTOS21实验结果对比,验证了程序对蒸汽爆炸压力脉冲峰值及传播速度预测的合理性。在此基础上,对KROTOS21爆炸工况计算的初始空泡份额、熔滴水力学碎化无量纲时间和熔融物碎片初始直径等参数进行了敏感性分析,评估了这些参数对最终压力脉冲的影响。敏感性分析结果发现,较大的初始空泡份额会抑制压力峰值和传播速度;增大熔融物碎片初始直径和水力学碎化无量纲时间,会提升压力波传播速度,降低压力峰值。

高熔点物质与冷却剂相互作用的机理研究

高温熔融物与低温冷却剂间的相互作用是核反应堆严重事故下的重要现象,关于这一现象,国际上多年来开展了大量实验和数值研究。然而,熔融物与冷却剂热相互作用(FCI)的作用机理至今未能解明,数值模拟的分析结果同实验数据间仍存在较大差距。本研究通过建立中型熔融物与冷却剂相互作用实验台架,研究FCI影响因素及熔融物与冷却剂间的热相互作用机理。本文开展了以304不锈钢及钼铁为熔融物材料,水为冷却剂材料的热相互作用实验研究。该实验研究了高熔点物质质量、材料性质及冷却剂过冷度对热相互作用的影响,通过实验产物的形貌及尺寸分布分析,提出高熔点物质的凝固效应是决定相互作用强弱的重要机制,同时分析了在不同工况下的相互作用机理,为熔融物热能-机械能转化研究奠定基础。

水硬性二氧化锆混凝土与金属熔融物之间的相互反应

本文研究了二氧化锆混凝土与金属熔融物之间的相互反应情况。研究结果表明,二氧化锆混凝土系为高抗热震性材料,在与金属熔融物接触时,决定性因素是坩埚壁最热的内表面上的材料如何达到其熔点。

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。

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。

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。

浅谈矿渣粉对混凝土性能的影响以及应用

矿渣的全称是粒化高炉矿渣。它是钢铁厂冶炼生铁时产生的废渣，在高炉炼铁过程中，生成了以硅酸盐与硅铝酸盐为主要成分的熔融物浮在铁水表面，定期从排渣口排出，经过空气或水急冷处理，形成粒状颗粒物，这就是粒化高炉矿渣。

熔融铅锡合金与冷却剂相互作用热细粒化研究

堆芯熔融物与冷却剂相互作用(Fuel Coolant Interaction,FCI)是核反应堆严重事故下可能发生的严重问题之一。为进一步了解FCI现象及解明热细粒化过程的关键影响因素,本文通过可视化实验方法,采用铅锡合金模拟材料开展实验研究。采用高速摄像系统对反应过程进行图像采集,通过计算熔融物所占像素点的面积得到熔融物的截面积;收集反应碎片,从实验产物形貌、相互作用过程状态及熔融物周围气体分布三个方面对影响热细粒化过程的熔融物初始温度、质量及冷却剂温度展开研究。结果对比分析表明:熔融物温度升高,热细粒化程度先增加后减小;初始水体量一定的情况下,熔融物质量增加,可能导致熔融物细粒化程度降低;冷却剂过冷度增加,热细粒化程度增加。

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。

严重事故工况下大质量碎片床形成的实验研究

碎片床形成实验作为评估碎片床可冷却性、再熔化可能性以及冷却措施的前期输入条件,具有非常高的研究价值。本文进行了大质量碎片床形成实验研究,以氧化锆为工质开展了不同熔融物质量、射流直径、水池深度、水过冷度等因素组合条件下的实验。基于4组实验工况,获取了碎片床结构、碎片形态及尺寸分布、碎片床孔隙率等参数。结果表明:随着熔融物质量增加及水过冷度的减小,形成的碎片床中大尺寸碎片所占份额增加;在本实验装置条件下,碎片床平均孔隙率为0.345。本文结果可对碎片床的可冷却性及再熔化研究提供支持。

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。

蒸汽爆炸中熔融物液滴直径敏感性分析

为了减少熔融物液滴直径对计算蒸汽爆炸的破坏力造成的不确定性,本文基于MC3D软件进行建模,在典型工况下对熔融物液滴直径进行敏感性分析,并计算了熔融物液滴直径变化、液滴总能量、液滴碎化速率、爆炸压力。通过理论分析和计算探求熔融物液滴直径影响爆炸压力的机理。结果表明:蒸汽爆炸的压力对熔融物液滴直径非常敏感,改变液滴直径会使得爆炸压力成倍变化;这主要与熔融物液滴总能量,熔融物液滴碎化速率相关。

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。