基于MELCOR1.8.5的反应堆严重事故分析
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摘 要
本文使用MELCOR1.8.5程序，对反应堆一回路进行建模。首先将一回路调整至稳定运行状态，然后引入全厂断电事故，得到反应堆从停堆直到堆芯熔融物在堆坑内烧蚀的整个事故序列。目前已有的事故分析仅计算到压力容器破损，本文为整个严重事故序列的分析提供一定的依据。
关键词
反应堆;MELCOR1.8.5;建模;事故分析
中图分类号： TL364.4;TM623 文献标识码： A
DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2020.11.040
0 前言
MELCOR与RELAP同为美国Sandia国家实验室开发的程序，都可以用于反应堆热工水力分析以及事故分析[1]。但是两者的计算模型有区别，并且RELAP5程序用于事故分析时，只能计算到压力容器破损，而MELCOR程序可以计算RELAP的全部过程，还包括了堆芯熔融物在堆坑烧蚀，以及放射性气溶胶迁移的全部过程。
本文使用的MELCOR程序版本为1.8.5，主要用于描述轻水堆严重事故过程。程序采用模块化结构，对于严重事故过程中出现的大部分物理化学现象均能进行模拟，特别是堆芯融化、下封头失效和堆芯熔融物的喷射等[2]。
1 热工水力控制体建模
对于控制体划分，本文建立的模型如图1。
本文建模时对系统进行了简化。二回路简化成了供水、蒸汽发生器二次侧和集水三个部分。供水部分设置为时间无关控制体，压力和温度保持恒定。蒸汽发生器二次侧设置为时间相关控制体，温度和压力受到供水和集水部分的影响。集水部分设置为大空间，接收蒸汽发生器二次侧流体后，温度和压力基本保持不变。对于稳压器安全阀喷出的流体，直接由大气环境接收，大气环境也设置为大空间控制体，参数基本不变。各个控制体的参数见表1。
2 堆芯建模
堆芯的划分参考表2中，大亚湾核电站堆芯的参数，并做了一定的修改[3]。堆芯1-2层在下腔室，3层为堆芯支撑板，4-15层为堆芯活性区。详细划分参见图2。
根据实际情况，堆芯的直径取为3.04m，并且在径向等分为5个环。堆芯轴向单元格高度划分参见表3。
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。
下封头的径向划分与单元格的径向划分保持一致，均分为5环。下封头的厚度取为0.13m，并且由于下封头的厚度相对于压力容器底部球弧半径很小，将下封头取为平板对事故的影响不大，所以本文中将下腔室取为长方形，相应的下封头划为平坦。
在每个下封头环上设置一个贯穿件，以便模拟各种控制棒导管和测量导管对整个下封头载荷的影响。下封头与下腔室熔融物的换热，可能导致贯穿件的升温至失效，直接引起下封头的失效，对事故进程也意义重大。
3 事故序列以及事故分析
3.1 事故前的稳定运行参数
3.2 事故条件
本文假設反应堆在事故前满功率稳定运行。在运行500秒之后，引入全厂断电事故，叠加柴油发电机组启动失败，其他应急电源同时失效。该事故将造成所有的能动设备失效，无法运作。程序计算的假设和条件主要包括以下几点：
（1）事故后，主泵转速降低和反应堆紧急停堆同时发生，不考虑延迟动作;
（2）主泵停泵的同时，辅助给水电动泵停泵;
（3）不考虑任何人的干预动作。
3.3 事故序列以及结果分析
反应堆首先运行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。
事故结果：
如图6所示，全厂断电事故发生后，由于蒸汽发生器二次侧有水，由于堆芯流体和蒸汽发生器流体的密度差，会形成自然循环。自然循环和堆芯功率的下降将导致堆芯流体的温度和压力下降。当二次侧的冷却能力减弱时，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16.6MPa时，蒸汽从稳压器喷出。当堆芯支撑板失效后，熔融物跌入下腔室骤冷，产生大量蒸汽，堆芯出现压力峰值。由于下腔室内流体有限，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，堆芯流体也喷出，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7所示，由于MELCOR程序计算控制体内流体时，将控制体内的空泡处理为气相，结果导致初始阶段液位下降不明显，但此后堆芯液位不断下降。当下封头失效之后，流体流出堆芯，堆芯压力下降。当压力降低至4.2MPa时，安注箱的流体流入下腔室。由于此时安注箱流速较快，而且破口面积较小，流体无法立刻排出，结果导致6300s左右，堆芯液位有极小的上升。但堆芯流体很快再次流出，堆芯液位降为0m。
如图8所示，当堆芯的停堆后，由于自然循环的冷却，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C103包壳温度先降后上升。上层C104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升温失效。
如图9所示，熔融物跌入下腔室后，经过骤冷后，仍具有较高的温度。下封头失效后，熔融物直接喷出。但是由于堆芯支撑板此时并未全部失效，堆芯熔融物喷射具有一定间歇性。
如图10所示，当包壳和蒸汽温度超过1273.15K以后，锆水反应开始发生。锆水反应需要有高温蒸汽和高温包壳的存在，所以氢气产生最快的时候，是在熔融物骤冷产生大量蒸汽的阶段。此后锆水反应速率受蒸汽质量和包壳温度的影响，保持比较低的值。
4 结论
MELCOR程序是由美国Sandia国家实验室为美国核安全管理局开发的轻水堆严重事故分析。鉴于严重事故的实验一般为破坏性实验，实验耗费较大，而且具有极大的危险性，所以相关的实验研究比较少。同时相关的模拟计算得到的结果，无法与实验进行对比，但仍可以为未来的研究提供一定的帮助[4]。本文得出的结果，可以为反应堆严重事故下的操作，提供依据，为反应堆的安全打下更牢固的基础。
参考文献
[1]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.
[2]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.
[3]郎明刚.大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故研究[D].北京：清华大学，2002.
[4]樊申，张应超，季松涛.秦山一期全厂断电事故分析研究[J].核电工程与技术，2004，17（4）：1-7.
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