堆芯部分物理数学模型

论文一2002压水堆核电厂堆芯部分物理数学模型
核电厂的运行是一个复杂的物理、热工过程为简化问题，本文做如下假定：
①以下所说的数学模型都是集总参数模型，即把每一组成部分的动态特性集中表示为一类参数，并作为时间函数；
②临界堆芯采用点堆模型；
③堆芯的热传递过程等效为～根元件棒的传热过程。

反应堆堆芯控制系统方框图⋯如图1：
1.1临界堆芯中子动力学模型
6组缓发中子动力学方程如下8l：
、。

对于某种反应性扰动引发的反应堆功率水平和缓发中子先驱核密度的增量变化可表示为：
并忽略二次项．得到增量动力学方程。

经过拉氏变换得到的传递函数
1.2考虑温度效应后的堆芯中子动力学模型
温度效应为负效应，即当反应堆功率升高时温度也升高．但反应性下降：由集总参数模型得到燃料及冷却剂温度变化动态方程(3)，经拉氏变换后得到方程(4)：
燃料和冷却剂的反应性温度系数分别为
则考虑负温度系数的反应堆中子动力学模块如图2所示
由上述模块及传递函数可知．虽然反应堆本
身是一个非自稳定的系统，但由于燃料及温度的
负效应，可以保证反应堆是一个可控的稳定系统。

1.3堆芯热传递模型
在建立堆芯热传递模型时，先作如下假设：
①核裂变反应产生的热功率正比于活性区中子的密度：
式中，为中子密度预热功率折算系数；
②堆芯的传热过程等效为一根元件棒的传热过程，对应为3个传热区：
得到增量方程：
论文二2009严重事故堆芯熔化过程仿真究1.1堆芯熔化进程
压水堆的堆芯熔化过程大体上可分为高压熔堆和低压熔堆两大类。

●低压熔堆
低压熔堆以快速卸压的大，中破口失水事故为先导，若应急堆芯冷却系统的注射功能和再循环功能失效，不久堆芯就会裸露和熔化，锆合金包壳与蒸汽反应产生大量氢气。

堆芯水位下降到下栅格板下，堆芯支撑结构失效，熔融堆芯跌入下腔室水中，产生大蒸汽，以后压力容器在低压下熔穿，熔融堆芯落入堆坑，开始烧蚀地基混凝土，向安全壳内释放出氢气，一氧化碳，二氧化碳等不凝气体。

此后安全壳失效有两种可能：安全壳因不凝气体聚集持续晚期超压(事故后3．5天)导致破裂失效或导致贯穿件失效。

●高压熔堆
与低压熔堆相比，高压熔堆时堆芯熔化进程相对缓慢，约为小时量级，有比较充裕的于预时间；燃料损伤过程是随堆芯水位缓慢下降而逐步发展的。

对于裂变产物的释放而言，高压熔堆过程是“湿环境”，气溶胶离开压力容器前有比较明显的水洗效果：压力容器下封头失效时刻的压力差，使高压熔堆后堆芯熔融物的分布区域比低压熔堆的更大，并有可能造成安全壳内大气的直接加热，因而，高压熔堆过程具有更大的潜在威胁。

堆芯熔化事故过程分为三个阶段：堆芯熔化、压力容器失效、安全壳失效。

堆芯熔化过程各种材料与温度变化的关系如下：
当达到熔化温度时，堆芯材料开始熔化，熔化的过程非常复杂，燃料棒熔化的微滴和熔流初步形成时，它们将在熔化部位较低的区域内固化，并引起流道的流通面积减少。

随着熔化过程的进一步发展，部分燃料棒之间的流道将会被阻塞，流道阻塞使燃料元件冷却更加不足，同时由于燃料本身仍然产生衰变热，在堆芯有可能出现局部熔透的现象，这之后熔化燃料元件的上部分将会倒塌，堆芯熔化区域不断扩大，熔化材料的大部分最
终将达到堆芯下部支撑板，
并将停留在那里一段时间，直到堆芯支撑板也被破坏，尽管在压力容器的
上部存在着高温，压力容器的下部仍可能保留有一定水位的水。

从总体上看，燃料包括以下三种重新定位机理：
(1)熔化的材料沿棒的外表面的蜡烛状流动和再固化
(2)在先固化的燃料芯基体硬壳上和破碎的堆芯材料上形成一个碎片床
(3)在硬壳中的熔化材料形成熔坑，随后硬壳破裂，堆芯熔融物落入堆坑当包壳的温度达到1473K．1673K时，控制棒，可燃毒物棒以及结构材料会形成一种相对低温的液相。

这些液化的材料可以重新定位并形成局部肿胀，导致堵塞流道面积，从而引发堆芯的加速升温。

当温度在2033．2273K之间时，如果锆合金包壳没有被氧化，那么它将在约2030K 时熔化，并沿着燃料棒向下重新定位，如图2．1
如果在包壳外面已形成一种明显的氧化层，那么任何熔化的锆合金的重新定位将可被防止，这是因为氧化层可保留固体状态直到堆芯达到更高的温度(氧化锆的熔点为2973K)，或直到氧化层的机械破坏，或直到氧化层被熔化的锆合金溶解为止。

当温度在2893K-3123K之间时，低共熔混合物的二氧化铀，氧化锆和液态陶瓷相的(铀，锆)氧将开始熔化。

当温度高于3000K时，氧化锆和二氧化铀层将熔化。

所形成的含有更高氧化浓度的低共熔混合物能溶解其他与之接触的氧化物和金属。

在此工况下，堆芯内蒸汽的产生量对堆芯材料的氧化速率起决定性作用。

随着锆的液化和重新定位，堆积的燃料芯块得不到支撑而可能塌落，并在堆芯较低的位置形成一个碎片床。

堆芯熔融物的下落和碎片床的形成将进一步改变先前重新定位后堆芯材料的传热和流体特性，而在上腔室和损坏的上部堆芯区域之间由自然循
环的功率导出将终止。

从这种状态开始，在沿捧束的空隙中(如图2 1所示)，由先前熔化物形成的一层硬壳被一种陶瓷颗粒层覆盖，而陶瓷颗粒层由上部堆芯区域的倒塌所形成，还存在着能导致熔化物落入下腔宣，从而对压力容器的完整行构成严重的威胁。