再凝固換熱系數敏感性分析

杜國新 吳畏 鄭大吉 趙宗方 徐宇

摘 要本文對MELCOR1.8.5程序中的再凝固換熱系數進行敏感性分析，分別將再凝固換熱系數設置為1000、1500、750W·（m2·K）-1，分析了不同再凝固換熱系數對事故進程的影響。再凝固換熱系數的增大將導致熔融物更加容易凝固，對堆芯流道的阻塞作用更加明顯，并導致事故惡化。

關鍵詞嚴重事故;MELCOR1.8.5;再凝固換熱系數;敏感性分析

0 前言

MELCOR程序中的蠟狀流動，指的是熔融材料的向下流動以及材料的再凝固。蠟狀流動模型大多數基于熱/流動的半機械理論，其中的大多數系數可以修改，比如可以修改再凝固換熱系數，形成穩定的膜狀流動或溪狀流[2]。

模型不解速度方程，只規定在單個時步內穩定產生熔融物并流動，并在一個時步內到達終點。對于一個穩定的熔融物產生率，時步內的熔融物產生量與步長成正比，并且對于小的時步，在特定點凝固的熔融物也與時步近似成正比。在單個時步內，可能會出現大量熔融物。在傳熱和氧化計算完成后，熔融材料可能出現在堆芯的任何地方。程序假設熔融物在單個時步內，以穩定的速度產生。蠟狀流動模型追蹤熔融物在單元格內的流動過程。蠟狀流動的示意圖參見圖1。

程序通過對熔融物膜與部件之間的換熱率的計算，得到在下部單元格表面凝固的熔融物質量：

在整個堆芯質量遷移模型中，再凝固換熱系數對熔融物的凝固以及整個事故進程具有重要意義[1]。首先，再凝固的熔融物將作為流體流動及換熱的邊界條件;其次，再凝固的熔融物將造成流道的阻塞，導致換熱惡化，進一步加劇事故嚴重程度;最后，流道阻塞以及熔融物的產生和流動之間相互耦合，其中的非線性關系將導致事故發展進度更難以預測。本文針對再凝固過程中的再凝固換熱系數進行敏感性分析，得到不同再凝固換熱系數條件下，嚴重事故的進程，并分析其對事故進程的影響。

1 堆芯的建模

本文建模參考大亞灣核電站參數[3-4]，堆芯的直徑取為3.04m，并且在徑向等分為5個環。堆芯結構劃分圖見圖2，堆芯軸向單元格高度劃分參見表1。

堆芯的1-3層為下腔室部分，單元格由不銹鋼組成，第3層的堆芯支撐板設置為格柵板，允許流體和熔融物的流過。堆芯的4-15層為活性區，單元格由燃料、包殼、支撐構件及控制棒毒物組成。

2 事故序列分析及參考事故進程分析

2.1 事故假設以及參數設置

在本文中，首先假定電站運行500秒，然后引如全廠斷電事故，同時疊加柴油發電機組啟動失敗，同時蓄電池組無法工作。該事故將造成電站內所有的能動設備失效，無法運作。

2.2 事故序列及分析

2.2.1 事故序列

壓力核電站首先運行500秒，達到穩定運行狀態。在500秒時，引入全廠斷電事故，一回路的主泵惰轉，停止二回路的補水，同時反應堆停堆。各個工況下的事故序列參見表3。

2.2.2 工況1分析

工況1中的堆芯壓力變化如圖3所示。全廠斷電事故發生后，由于蒸汽發生器二次側有水，會在位差和溫度差條件下形成自然循環。同時，堆芯功率的下降也將導致堆芯流體的溫度和壓力下降。當二次側蒸干后，堆芯流體的壓力和溫度再次上升。在1242.8秒，當穩壓器的壓力上升至穩壓器安全閥開啟壓力16.1MPa時，蒸汽從穩壓器噴入安全殼。

當堆芯支撐板失效后，熔融物跌入下腔室，在殘存水中加熱，產生大量蒸汽，堆芯出現壓力峰值。由于下腔室內存水有限，熔融物無法有效冷卻，熔融物將下封頭的貫穿件熔穿。堆芯熔融物直接噴出，堆芯壓力降至安全殼壓力。此后，堆芯的壓力維持在安全殼壓力。

如圖4所示，停堆后，自然循環疊加功率的下降，堆芯包殼溫度有一定的下降。此后隨著冷卻能力的減弱，包殼溫度不斷上升。當堆芯支撐板失效后，下腔室產生大量蒸汽并進入堆芯。在堆芯下層，由于蒸汽溫度較低，具有一定的冷卻作用，底層C104包殼溫度先降后上升。上層C115包殼會與高溫蒸汽發生鋯水反應，導致上層單元格包殼的直接熔融失效，出現蠟狀流動。

2.2.3 工況2分析

在工況2中，再凝固換熱系數設為1500W/（m2·K），其余參數設置相同。從事故開始直到鋯水反應發生的時間與參考工況完全一致。如圖5所示，由于再凝固換熱系數的增大，工況1中凝固碎片的溫度更低，同時完整部件的溫度更高，直接導致了堆芯支撐板的溫度上升速度更快，堆芯支撐板失效比工況1提前約43秒，堆芯壓力峰值出現也相應提前。在碎片跌入下腔室后，由于熔融碎片溫度偏低，下封頭熔穿時間延遲，比工況1晚128秒。下封頭失效后，大量流體經破口流出壓力容器，一回路的壓力急劇下降。當堆芯的壓力下降至4.2MPa以下時，安注系統啟動。流體經過下降段進入下腔室，與熔融物接觸蒸發，形成壓力峰值。

由于熔融物的總質量和溫度偏低，壓力容器破損后，熔融物并未直接噴出，而且將下腔室幾乎完全堵塞。下腔室堵塞后，堆芯的流體無法從破口流出，導致對堆芯的壓力穩定在4.5MPa左右，此時安注箱將停止注射。隨著時間的推移，下腔室熔融物溫度升高，滿足噴射的要求。熔融物經破口進入堆坑，壓力容器內的壓力再次下降。

2.2.4 工況3分析

工況3中，再凝固換熱系數設為750W/（m2·K）。

如圖6所示，比起工況1，工況3再凝固換熱系數更小，碎片與完整構件之間的換熱減小，堆芯支撐板的升溫較慢，導致其失效時間比工況1晚約5秒，壓力峰值的出現也推遲。由于熔融碎片溫度較高，下封頭的失效時間提前，失效時間比參考工況早約40秒。

如圖7所示，包殼溫度變化趨勢，與參考工況基本保持一致。

3 結論與分析

再凝固換熱系數對于事故進展有重要影響。再凝固換熱系數增大后，熔融物在流動過程中，與下部構件換熱更好，導致熔融物更加容易凝固。熔融物凝固后，將會導致流體在堆芯內的流動更加惡化，部分構件無法與流體換熱。堆芯支撐板失效后，熔融物跌入下腔室，熔穿下封頭貫穿件。此時，熔融物溫度偏低，無法滿足噴射的條件，堵塞下腔室，導致流體無法流出，堆芯壓力得不到下降，穩定在4.5MPa左右。由于堆芯損傷及熔融物流動的相關實驗研究花費巨大且具有一定危險性，目前相關文獻較少。本文對再凝固換熱系數的研究可以為后續的實驗提供依據和指導。

參考文獻

[1]朱繼洲，奚樹人，單建強，等.核反應堆安全分析[M].西安：西安交通大學出版社，2000.

[2]Merrill B， Moore RL， Polkinghorne ST， et al. Modifications to the MELCOR code for application in fusion accident analyses[J].Fusion engineering and design，2000，51：555-563.

[3]齊盼進，肖岷，等.大亞灣核電站全廠斷電誘發的嚴重事故過程研究[J].核動力工程，2005，（S1）.

[4]于文革，張志儉，黃衛剛，等.大亞灣核電站反應堆保護系統可靠性分析[J].核動力工程，2003，24（1）：63-67.