王盟

【摘 要】文中對MAAP5程序中的堆芯捕集器模型進(jìn)行了較為深入的描述，并對國際上現(xiàn)有EVR設(shè)計(jì)方案進(jìn)行適應(yīng)性分析，現(xiàn)有MAAP5程序堆芯捕集器模型還需要進(jìn)一步的試驗(yàn)數(shù)據(jù)驗(yàn)證和模型適應(yīng)性升級。

【關(guān)鍵詞】MAAP5;堆芯捕集器

中圖分類號： TK421.5文獻(xiàn)標(biāo)識碼： A文章編號： 2095-2457（2019）35-0133-001

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.35.061

1 熔融物滯留技術(shù)

針對堆芯熔融物的收集和冷卻，就目前而言具體策略可分為熔融物堆內(nèi)滯留（IVR）和熔融物堆外捕集（EVR）兩種。其中IVR技術(shù)于1989年Theofanous[1-2]提出，并最先應(yīng)用于Loviisa核電廠，并于1995年被芬蘭核安全監(jiān)管當(dāng)局（STUK）所接受。IVR技術(shù)結(jié)構(gòu)簡單，在后續(xù)AP600/AP1000[3]和CAP1400等先進(jìn)堆型中得到了沿用。

出于對熔融物行為的不確定性、大功率反應(yīng)堆熱工限制條件以及沸水堆下封頭特殊結(jié)構(gòu)等眾多因素的綜合考慮，俄羅斯、法國、日本、韓國、德國開展了大量關(guān)于EVR的相關(guān)研究，給出了很多別具一格的技術(shù)方案，目前VVER和EPR的方案在工程上得到了應(yīng)用。

針對先進(jìn)核電廠的EVR措施，新版本一體化分析程MAAP5新增了EVR模型，本文就MAAP5程序中的堆芯捕集器模型的本體結(jié)構(gòu)、數(shù)學(xué)模型以及適應(yīng)性等方面進(jìn)行綜合闡述，為從事核電廠嚴(yán)重事故相關(guān)工作的人員提供技術(shù)參考。

2 捕集器本體結(jié)構(gòu)描述

圖1給了MAAP5程序中堆芯捕集器模型的本體結(jié)構(gòu)示意和原理性工作流程。堆芯捕集器由V形盆、下部傾斜的冷卻通道、環(huán)形上升段、環(huán)形下降段和中心水腔室組成，堆芯捕集器布置在安全殼底部基座以上，以包容和捕集所有噴射的熔融物，其軸對稱結(jié)構(gòu)可以使得熔融物均勻累積和冷卻。

圖1 MAAP5堆芯捕集器模型

在接收到壓力容器破損信號后，捕集器與內(nèi)置換料水箱（IRWST）之間的閥門觸發(fā)開啟，水進(jìn)入捕集器底部的聯(lián)箱。經(jīng)過一段時(shí)間的充水，當(dāng)液位高于冷卻通道，水則會向熔融物收集容器溢出，形成熔融物的上部淹沒;進(jìn)而液面高于下降通道上部時(shí)，則下降段與冷卻通道之間將逐步建立自然循環(huán)，對熔融物進(jìn)行冷卻，以非能動的方式實(shí)現(xiàn)熱量的導(dǎo)出。

3 冷卻通道數(shù)學(xué)模型

3.1 冷卻通道水體積/高度對照關(guān)系

MAAP5程序可進(jìn)行EVR措施初始充水和長期冷卻的全過程分析，其中初始充水過程由冷卻通道水體積/高度對照關(guān)系模型進(jìn)行描述。

圖2 MAAP5堆芯捕集器冷卻通道模型

如圖2所示，以聯(lián)箱底部為基礎(chǔ)平面，對于傾斜段，由于冷卻通道為楔形結(jié)構(gòu)，則水體積與垂直高度之間的通用關(guān)系有：

V（x）=C0+C1x+C2x2（1）

式中：V（x）為水體積，m3;x為豎直高度，m;C0、C1、C2與通道的輸入?yún)?shù)，如傾角、長度和通道寬度相關(guān)。

進(jìn)一步的，對于給定的傾斜通道任意水體積Vw，則液位高度X（w）為：

X（w）=■（2）

當(dāng)注水高度高于傾斜通道上表面，則根據(jù)結(jié)構(gòu)處理成等截面的水體積，則有：

X（w）=■+Xc（3）

式中：Vc為傾斜段水體積，m3;AU為豎直段截面積，m2;Xc傾斜段頂部相對下部聯(lián)箱底面的高度，m。

3.2 冷卻通道流動和換熱

不考慮熔池上部空間水的內(nèi)部自然循環(huán)，該EVR模型存在三個(gè)典型的流動過程：IRWST向捕集器底部聯(lián)箱、下降段到捕集器底部聯(lián)箱以及底部聯(lián)箱到熔池上部水空間的流動，冷卻通道的換熱的機(jī)理與IVR相似。基于質(zhì)量、能量、和動量守恒和特征關(guān)系式構(gòu)建，其中兩相區(qū)選用Drift-flux模型，依據(jù)系統(tǒng)所處的熱工邊界條件，迭代求解獲得各循環(huán)支路的流量和其它附屬熱工參數(shù)。

3.3 冷卻通道臨界熱負(fù)荷

臨界熱負(fù)荷（CHF）是確保EVR有效的重要熱工評價(jià)指標(biāo)，MAAP5中的EVR冷卻通道包含傾斜段和豎直段兩部分，其中傾斜段的臨界熱負(fù)荷跟角度有關(guān)，程序中采用式（4）進(jìn)行CHF的評價(jià)。

qcrit=0.1λρg■■sinθ0.5（4）

式中：λ為汽化潛熱，J/Kg;ρg為汽相密度，kg/m3;δ為液體表面張力kg/s2;g為重力加速度，m/s2;ρl為液相密度，kg/m3;θ為傾斜角度，°。

該關(guān)系式采用Guo， Z. and M.S. El-Genk[4]、Kymalainen[5]以及T. D. Bui and V. K. Dhir[6]的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)進(jìn)行了適應(yīng)性評價(jià)。

4 結(jié)論

MAAP5在一體化程序?qū)用嫔蠈?shí)現(xiàn)了EVR行為模擬的新突破，現(xiàn)有的模型目前還不具有通用性，現(xiàn)有模型是基于韓國的技術(shù)方案開發(fā)，無法適用于EPR以及VVER核電站的堆芯捕集器行為分析。該程序模塊僅進(jìn)行了代碼檢查，還缺乏一定的試驗(yàn)數(shù)據(jù)驗(yàn)證基礎(chǔ)，還需要開展進(jìn)一步的研究工作。

【參考文獻(xiàn)】

[1]O.Kymalainen， H.Tuomisto， T.G. Theofanous. In-Vessel retention of corium at the Loviisa plant[J].Nuclear Engineering and Design，1997（169）.

[2]Seong H. Ghyym. Involving level of passivity： with application to evolutionary pressurized water reactor design[J]. Ann. Nucl. Energy， 1998， 25（13）.

[3]林誠格，等.非能動安全先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)[M].北京：原子能出版社.

[4]Guo， Z. and M.S. El-Genk. An Experimental Study of the Effect of Surface Orientation on Boiling Heat Transfer During Quenching[C].ASME Annual Winter Meeting， Atlanta， CA， 1991.

[5]Kymalainen， O. et al. Critical Heat Flux on Thick Walls of Large，Naturally Convective Loops[C].Heat Transfer Conference， San Diego，1992.

[6]T. D. Bui and V. K. Dhir. Film Boiling Heat Transfer on an Isothermal Vertical Surface. Heat Transfer，1985：764-771.