杜国新 吴畏 郑大吉 赵宗方 徐宇
摘 要本文对MELCOR1.8.5程序中的再凝固换热系数进行敏感性分析，分别将再凝固换热系数设置为1000、1500、750W·（m2·K）-1，分析了不同再凝固换热系数对事故进程的影响。再凝固换热系数的增大将导致熔融物更加容易凝固，对堆芯流道的阻塞作用更加明显，并导致事故恶化。
关键词严重事故;MELCOR1.8.5;再凝固换热系数;敏感性分析
0 前言
MELCOR程序中的蜡状流动，指的是熔融材料的向下流动以及材料的再凝固。蜡状流动模型大多数基于热/流动的半机械理论，其中的大多数系数可以修改，比如可以修改再凝固换热系数，形成稳定的膜状流动或溪状流[2]。
模型不解速度方程，只规定在单个时步内稳定产生熔融物并流动，并在一个时步内到达终点。对于一个稳定的熔融物产生率，时步内的熔融物产生量与步长成正比，并且对于小的时步，在特定点凝固的熔融物也与时步近似成正比。在单个时步内，可能会出现大量熔融物。在传热和氧化计算完成后，熔融材料可能出现在堆芯的任何地方。程序假设熔融物在单个时步内，以稳定的速度产生。蜡状流动模型追踪熔融物在单元格内的流动过程。蜡状流动的示意图参见图1。
程序通过对熔融物膜与部件之间的换热率的计算，得到在下部单元格表面凝固的熔融物质量：
在整个堆芯质量迁移模型中，再凝固换热系数对熔融物的凝固以及整个事故进程具有重要意义[1]。首先，再凝固的熔融物將作为流体流动及换热的边界条件;其次，再凝固的熔融物将造成流道的阻塞，导致换热恶化，进一步加剧事故严重程度;最后，流道阻塞以及熔融物的产生和流动之间相互耦合，其中的非线性关系将导致事故发展进度更难以预测。本文针对再凝固过程中的再凝固换热系数进行敏感性分析，得到不同再凝固换热系数条件下，严重事故的进程，并分析其对事故进程的影响。
1 堆芯的建模
本文建模参考大亚湾核电站参数[3-4]，堆芯的直径取为3.04m，并且在径向等分为5个环。堆芯结构划分图见图2，堆芯轴向单元格高度划分参见表1。
堆芯的1-3层为下腔室部分，单元格由不锈钢组成，第3层的堆芯支撑板设置为格栅板，允许流体和熔融物的流过。堆芯的4-15层为活性区，单元格由燃料、包壳、支撑构件及控制棒毒物组成。
2 事故序列分析及参考事故进程分析
2.1 事故假设以及参数设置
在本文中，首先假定电站运行500秒，然后引如全厂断电事故，同时叠加柴油发电机组启动失败，同时蓄电池组无法工作。该事故将造成电站内所有的能动设备失效，无法运作。
2.2 事故序列及分析
2.2.1 事故序列
压力核电站首先运行500秒，达到稳定运行状态。在500秒时，引入全厂断电事故，一回路的主泵惰转，停止二回路的补水，同时反应堆停堆。各个工况下的事故序列参见表3。
2.2.2 工况1分析
工况1中的堆芯压力变化如图3所示。全厂断电事故发生后，由于蒸汽发生器二次侧有水，会在位差和温度差条件下形成自然循环。同时，堆芯功率的下降也将导致堆芯流体的温度和压力下降。当二次侧蒸干后，堆芯流体的压力和温度再次上升。在1242.8秒，当稳压器的压力上升至稳压器安全阀开启压力16.1MPa时，蒸汽从稳压器喷入安全壳。
当堆芯支撑板失效后，熔融物跌入下腔室，在残存水中加热，产生大量蒸汽，堆芯出现压力峰值。由于下腔室内存水有限，熔融物无法有效冷却，熔融物将下封头的贯穿件熔穿。堆芯熔融物直接喷出，堆芯压力降至安全壳压力。此后，堆芯的压力维持在安全壳压力。
如图4所示，停堆后，自然循环叠加功率的下降，堆芯包壳温度有一定的下降。此后随着冷却能力的减弱，包壳温度不断上升。当堆芯支撑板失效后，下腔室产生大量蒸汽并进入堆芯。在堆芯下层，由于蒸汽温度较低，具有一定的冷却作用，底层C104包壳温度先降后上升。上层C115包壳会与高温蒸汽发生锆水反应，导致上层单元格包壳的直接熔融失效，出现蜡状流动。
2.2.3 工况2分析
在工况2中，再凝固换热系数设为1500W/（m2·K），其余参数设置相同。从事故开始直到锆水反应发生的时间与参考工况完全一致。如图5所示，由于再凝固换热系数的增大，工况1中凝固碎片的温度更低，同时完整部件的温度更高，直接导致了堆芯支撑板的温度上升速度更快，堆芯支撑板失效比工况1提前约43秒，堆芯压力峰值出现也相应提前。在碎片跌入下腔室后，由于熔融碎片温度偏低，下封头熔穿时间延迟，比工况1晚128秒。下封头失效后，大量流体经破口流出压力容器，一回路的压力急剧下降。当堆芯的压力下降至4.2MPa以下时，安注系统启动。流体经过下降段进入下腔室，与熔融物接触蒸发，形成压力峰值。
由于熔融物的总质量和温度偏低，压力容器破损后，熔融物并未直接喷出，而且将下腔室几乎完全堵塞。下腔室堵塞后，堆芯的流体无法从破口流出，导致对堆芯的压力稳定在4.5MPa左右，此时安注箱将停止注射。随着时间的推移，下腔室熔融物温度升高，满足喷射的要求。熔融物经破口进入堆坑，压力容器内的压力再次下降。
2.2.4 工况3分析
工况3中，再凝固换热系数设为750W/（m2·K）。
如图6所示，比起工况1，工况3再凝固换热系数更小，碎片与完整构件之间的换热减小，堆芯支撑板的升温较慢，导致其失效时间比工况1晚约5秒，压力峰值的出现也推迟。由于熔融碎片温度较高，下封头的失效时间提前，失效时间比参考工况早约40秒。
如图7所示，包壳温度变化趋势，与参考工况基本保持一致。
3 结论与分析
再凝固换热系数对于事故进展有重要影响。再凝固换热系数增大后，熔融物在流动过程中，与下部构件换热更好，导致熔融物更加容易凝固。熔融物凝固后，将会导致流体在堆芯内的流动更加恶化，部分构件无法与流体换热。堆芯支撑板失效后，熔融物跌入下腔室，熔穿下封头贯穿件。此时，熔融物温度偏低，无法满足喷射的条件，堵塞下腔室，导致流体无法流出，堆芯压力得不到下降，稳定在4.5MPa左右。由于堆芯损伤及熔融物流动的相关实验研究花费巨大且具有一定危险性，目前相关文献较少。本文对再凝固换热系数的研究可以为后续的实验提供依据和指导。
参考文献
[1]朱继洲，奚树人，单建强，等.核反应堆安全分析[M].西安：西安交通大学出版社，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]齐盼进，肖岷，等.大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故过程研究[J].核动力工程，2005，（S1）.
[4]于文革，张志俭，黄卫刚，等.大亚湾核电站反应堆保护系统可靠性分析[J].核动力工程，2003，24（1）：63-67.
