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。

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。

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。

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。

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。

半球体窄缝通道流动换热与冷却能力试验

在美国TMI-2发生严重事故时,反应堆下封头内累积了大量的熔融物,经过一段时间观察,下封头未被熔融物熔穿。因此提出了一些可能的冷却机理,其中间隙冷却机理被认为是最有可能的一种。本文进行了窄通道流动换热与冷却能力的试验,旨在探索窄缝的传热机理和冷却能力。试验中半球形采用向下加热,并观察流动换热现象。在分组试验过程中窄缝间隙选取为2mm和4mm两种,采用不同的加热功率对铜球进行加热。试验结果表明:在窄通道试验中,冷却过程与壁面加热、间隙大小有着不可分割的关系;壁面温度对窄通道冷却有着较大的影响;在窄通道流动换热与冷却过程中,对于单相对流换热,强制对流冷却的效果大于自然对流的冷却效果;对于多相对流换热,强制对流的冷却效果也大于自然对流的冷却效果。

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。

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。

大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究

熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺寸增加会导致熔池自然对流换热中的瑞利数Ra′增大。通过使用集总参数分析程序,对比研究熔池氧化层各换热模型的适用范围,计算大功率先进压水堆高瑞利数条件下稳态熔池的自然对流换热,模拟两层稳态熔池模型中压力容器外壁面的热流密度分布,对其进行选定严重事故序列下的IVR-ERVC有效性评价,并对堆内构件设计提出建议。

基于非能动系统功能可靠性的IVR-ERVC保温层几何优化与可靠性评估

针对CPR1000在严重事故条件下实施熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)方案的保温层几何参数优化设计需求,按设计参数及关键参量可能范围及分布,采用拉丁超立方抽样(LHS)确定输入参数组合,运用Relap5/Mod3程序进行不确定性传递计算。根据计算结果,进行参数对ERVC功能及行为的敏感性分析;基于提出的ERVC相关功能可靠性准则与统计分析,进行CPR1000一类非能动ERVC保温层设计参数名义值的初步选取。进一步在确定保温层结构参数基础上,进行ERVC功能可靠性分析,为CPR1000概率安全评价提供ERVC系统可靠性估计。

汽膜对熔滴水力学碎化影响的数值模拟

在熔融物与冷却剂相互作用(FCI)过程中,熔滴的水力学碎化对于后续是否产生蒸汽爆炸以及爆炸的强弱程度有着重要影响。传统的熔滴水力学碎化数值研究通常只考虑液液直接接触的两相系统;而堆芯熔化后,熔融物温度在2 500K以上,熔融物周围会迅速产生汽膜,导致熔滴和冷却剂之间的传热和阻力特性发生改变。本文基于PLIC-VOF(piecewise linear interface construction-volume of fluid)界面跟踪方法对有汽膜存在的三相系统中的熔滴水力学碎化过程进行了数值研究,通过分析熔滴在有无汽膜和不同边界速度触发情况下碎化过程中的界面特性,发现熔滴碎化程度随Weber数的增加而加剧,汽膜对熔滴的水力学碎化存在一定的抑制作用。

IVR-ERVC椭球形下封头CHF及影响因素的实验研究

为得到通过压力容器外部冷却实现熔融物堆内滞留(IVR-ERVC)条件下椭圆形压力容器下封头外壁临界热流密度(CHF)量值及其分布,本文采用全高度一维ERVC实验回路装置,以椭圆弧形厚壁加热铜块模拟压力容器下封头,在自然循环条件下对不同角度位置处的CHF量值进行实验研究。同时开展可视化实验,通过高速摄影获取CHF发生时近壁面处两相分布及变化的图像,结合观测结果得到了朝下加热曲面上CHF触发典型机理的初步证据,即加热壁面附近液膜蒸干使热量难以有效导出,导致壁面温度快速升高。进一步地,实验研究了入口过冷度、淹没液位、阻力与自然循环流量,以及ERVC流道间距对CHF限值的影响。实验结果表明:在不同条件下,CHF均随加热壁倾角的增加而增大;入口过冷度增加能较明显提高CHF;热壁上的CHF随液位提高略增大;而在一定范围内,通过阀门调节而改变自然循环阻力特性与流量,对CHF的影响相当有限。此外,实验结果表明,流道间距变化对CHF影响较复杂,间距与两相边界层厚度的相对大小以及流道外侧壁对气相的流线型约束状况对CHF量值与分布都有影响。

水刺入液态金属水力学数值模拟

冷却剂刺入熔融金属内部是冷却剂和熔融金属相互作用现象中一种结构形式,受射流速度、密度比等因素影响。本文基于FLUENT15.0软件,采用流体体积法(VOF)对水刺入液态金属水力学现象进行了数值模拟,计算结果与日本Park实验结果吻合,并开展了水刺入金属水力学现象参数影响研究,结果表明射流最终穿透深度与射流速度和密度比相关,且基本不受液态金属粘性系数影响,结果有助于了解冷却剂刺入熔融金属过程的最终穿透深度波动机理和参数影响规律。

气腔夹带作用下射流碎化过程实验研究

熔融物射流落入水面后的碎化行为是决定蒸汽爆炸威力的重要现象,这一过程可能受气腔夹带的影响。本文通过可视化实验研究了气腔夹带作用下苯甲酸苄酯和水银2种液体射流的水力学碎化特性。开展了不同入射速度下射流碎化行为的定性定量研究。实验发现苯甲酸苄酯射流(与水密度比为1.118)的碎化过程中伴随明显的气腔夹带现象。气腔可以阻碍水与射流的接触,抑制碎化过程,导致碎化长度模型的预测值远低于实验值。而水银(与水密度比为13.6)的碎化过程中气腔夹带不明显,碎化长度符合碎化长度模型的预测。实验表明:气腔夹带现象会影响射流碎化过程,导致碎化长度模型无法准确模拟气腔夹带作用下的碎化长度。