严重事故条件下压力容器完整性研究进展(核科学与工程)

严重事故条件下压力容器完整性研究进展
文青龙，陈军，卢冬华，赵华
(中科华核电技术研究院，广东深圳，518026)
摘要：堆芯熔融物堆内滞留(In-vessel Retention，IVR)是以AP1000为代表的第三代轻水反应堆严重事故管理的重要策略之一，也是严重事故条件下保证压力容器完整性(Reactor Vessel Integrity, RVI)的典型方法之一。

本文综述了国外在严重事故条件下压力容器完整性试验研究和理论分析的现状，总结了相关的试验装置、试验方法以及基于试验数据拟合得到的经验关联式，评价了严重事故条件下压力容器完整性数值分析的工具和方法，以第三代压水堆热工水力技术为工程背景，探讨了严重事故条件下压力容器完整性热工水力基础研究的方向。

关键词：严重事故，压力容器完整性，IVR，试验研究，理论分析
中图分类号：TL364+.2 文献标识码：A 文章编号:
Research progress on reactor vessel integrity under severe accident
conditions
WEN Qing-long，CHEN Jun，ZHAO Hua ,.LU Dong-hua
(China Nuclear Power T echnology Research Institute，Guangdong Shenzhen 518026，China)
Abstract：As a representative method of reactor vessel integrity (RVI) under severe accident conditions, In-vessel retention of molten core debris (IVR) is an important severe accident management strategy employed in the AP1000 generation-3 Light Water Reactor. In this paper, research progress on the test and theoretical analysis based on RVI is reviewed. Test facilities and techniques, as well as the modeling are summarized. In addition, Tools for numerical simulation for RVI are evaluated. Finally, Based on the applications in thermal hydraulic technology for the generation-3 Pressuried Water Reactor in China, the potential research direction of thermal-hydraulics under RVI conditions are discussed.
Key words：Severe accident; Reactor vessel integrity; IVR, Test researches; Theoretical analysis
1.引言
堆芯熔融物堆内滞留（In-vessel Retention，IVR）是以AP1000为代表的第三代轻水反应堆严重事故管理的重要策略之一，也是严重事故条件下保证压力容器完整性(Reactor V essel Integrity,RVI)的典型策略之一。

通过下封头内熔融物冷却和下封头外表面冷却的方式，IVR 策略杜绝了压力容器的失效，在一定程度上缓解了严重事故的进一步发展和恶化，从而保证了安全壳的完整性[1]。

这些措施不仅在第三代堆中得到应用，而且在今后相当长一段时间内将成为先进堆以及第四代新概念堆严重事故管理策略的研究热点之一。

本文将着重针对压力容器完整性传热试验和理论分析的现状，以我国第三代和第四代堆严重事故管理策略研究为工程背景，探讨压力容器完整性基础试验研究和程序分析的方向。

2.试验研究
基于三哩岛事故的经验教训，世界核工界意识到加强反应堆严重事故预防和缓解措施的重要性。

针对AP600非能动堆提出的旨在保证压力容器完整性的IVR策略，美国等国家和地区开始逐步深入地开展下封头内熔融物和下封头外冷却剂的传热特性研究，进而在相应技术的保障下分析压力容器的完整性。

2.1下封头内熔融物冷却特性
从表1所示的下封头内熔融物冷却特性研究现状可以看出，下封头内熔融物冷却特性试验研究所涉及的内容较多、范围较广、层次较深，主要包括熔融物分层结构研究、堆芯熔融物传热机理研究和窄缝内自然对流换热特性研究等。

表1 下封头内熔融物冷却特性研究Table 1 Heat transfer of molten core in lower head
研究人员(机构) 试验装置
(研究项目)
研究内容
Kymäläinen COPO 分层，传热
Kymäläinen COPO-II 分层，传热，壳层形成对传热的影响，熔融物温度分布
Bonnet BALI 分层，传热，聚集效应
Asmolov RASPLA V 分层，传热，壳层形成对传热的影响，熔融物温度分布,聚集效应Sehgal SIMECO 分层，传热，壳层形成对传热的影响，熔融物温度分布,聚集效应Asfla UCLA 传热，熔融物热流密度分布和温度场
Theofanous mini-ACOPO 传热，热流密度和温度分布
Theofanous ACOPO 传热，热流密度和温度分布
Akers TMI-2 熔融物与压力容器壁之间的窄缝
Wolf TMI-2 熔融物与压力容器壁之间的窄缝
Jean TMI-2 熔融物与压力容器壁之间的窄缝
Sugimoto MUSE 熔融物与压力容器壁之间的窄缝
SNU GAMMA 窄缝池式沸腾传热，临界热流密度
KAERI CHFG 带CCFL窄缝池式沸腾传热，临界热流密度
SNU SIGMA 熔融模拟物的热流密度分布和温度分布
KAERI LA V A-GAP 熔融模拟物的分层、热流密度分布和温度分布
(1)熔融物分层和传热机理
严重事故后堆芯熔融物分层结构的确定，对于理解熔融物的传热现象和建立熔融物传热的机理模型等具有十分重要的意义。

Kymäläinen[2]、Bonnet[3]、Asmolov[4]、Asfla[5]和Sehgal[6]等研究人员试验研究了堆芯熔融物的分层结构，理解了熔融物分层对传热的影响，获取了热流密度和温度在熔融池内的分布，将试验获取的数据应用于程序验证和分析。

需要指出的是，BALI等试验着重研究了下封头内熔融物的聚集效应，测量获取了聚集因子，在定性上从熔融池径向温度梯度和热对流机理两个角度解释了聚集效应的产生原因以及对压力容器完整性的影响。

Theofanous[7]等试验研究了高换热特征数Ra下半球形熔融物的自然对流换热现象，基于试验数据拟合得到了熔融物热流密度分布的经验关系式，其被广泛应用于AP600和AP1000反应堆IVR策略的设计与计算。

(2)窄缝内自然对流传热
Akers[8]、Wolf[9]和Jean-Pierre V an Dorsselaere[10]等研究人员通过对TMI-2事故的分析认为，熔融物与下封头之间形成的毫米量级的缝隙，使得注入堆芯的冷却剂在窄缝内实现了自然对流传热，从而保证了下封头的完整性。

此后，Sugimoto等依靠MUSE项目开展了压力容器内熔融碎渣冷却试验研究，证实了熔融物与下封头之间毫米量级窄缝的存在性，研究确定了窄缝对下封头冷却的有利性。

Sehgal[6]等在ARVI项目的框架下着重开展了压力容器的蠕变、失效和窄缝冷却特性试
验研究。

其中，通过窄缝内的自然对流试验研究，测量获取了依靠蒸汽冷凝而吸收的热流密度，较好地完善了早期的试验研究。

美、韩研究人员针对APR1400堆确定了堆内捕集器（IVCC）的设计方案，为证明这种设计的可行性，开展了详细的计算分析以确定IVCC是否能经受熔融物的热负荷[11-12]。

在GAMMA和CHFG试验装置上，针对IVCC和压力容器之间形成的毫米或厘米量级的“工程窄缝”，研究了有限空间池式沸腾曲线，获取了CHF试验数据。

此后，在SIGMA试验装置上，试验确定了IVCC的自然对流传热关联式。

在LA V A-GAP试验装置和爱达荷实验室的高温原型材料实验室，试验评价了IVCC的原型结构与布置,认为随着压力的升高，窄缝的冷却能力将逐步提高。

研究数据综合表明，IVCC的使用使得熔融物对反应堆压力容器的热负荷得到了大幅度的降低。

2.2下封头外冷却剂传热特性
AP1000将IVR视为严重事故管理中最重要的策略之一，认为在风险评价前对反应堆全尺寸模拟、下封头外表面沸腾传热机理的技术理解以及安全审核中对堆腔淹没系统确保堆芯熔融物滞留能力的信任都是很有必要的。

如表2所示为下封头外冷却剂传热特性的研究现状。

按照反应堆设计功率的不同，IVR策略的具体实施措施做了相应的调整，某些部件的尺寸也发生了相应的改变，从而使得不同时期内下封头外冷却剂的传热研究呈逐步深化的趋势。

(1)初期的传热研究
初期的下封头外冷却剂传热特性试验，主要是针对全尺寸或比例模拟的二维或三维压力容器下封头，测量CHF随方位角的变化值，观察下封头外表面的池式沸腾现象。

以Henry[13]、Chu[14]和Theofanous[15]等为代表的美国研究人员在CYBL和ULPU试验装置上，开展了IVR条件下反应堆压力容器下封头的全尺寸或比例模拟试验，通过可视化观察，清楚地揭示了下朝向弧形加热表面汽泡动力学循环特性以及由此而形成的沿加热表面的两相流动，测量了自然循环下、全浸没下封头的CHF随方位角变化的形状，为将IVR概念应用于西屋公司的先进压水堆设计奠定了一定的基础。

表2 下封头外冷却剂传热特性研究Table 2 Heat transfer of external lower head coolant
研究人员(机构) 试验装置
(研究项目)
研究内容
Henry CYBL 传热特性试验，CHF试验，经验关联式
Chu CYBL 传热特性试验，CHF试验，经验关联式
Theofanous ULPU 流动和传热特性试验，自然循环特性，CHF试验，经验关联式Rouge SULTAN 流动和传热机理，CHF试验，经验关联式
Granovskii VVER-1000 传热试验，CHF试验，经验关联式
Cheung SBLB 金属多孔介质涂层传热机理试验，CHF试验，经验关联式KAIST KAIST 金属多孔介质涂层传热机理试验，CHF试验，经验关联式SNU DELTA CHF试验，膜态沸腾
SNU GAMMA-3D 传热试验
以Rouge等[16]为代表的研究人员在SULTAN试验装置上，对模拟反应堆压力容器的二维试验段开展了工程试验，目的在于探究反应堆压力容器下封头外表面在自然循环工况下的两相流动机理并测量了CHF值，研究指出，在自然循环工况下保持大尺寸压力容器的冷却能力是有可能的，这也在一定程度上为先进堆的研究和设计提供了经验借鉴和试验
依据。

Granovskii、Zeigarnik和Sulatskii等[17]俄罗斯研究人员，针对VVER-1000反应堆严重事故情况下堆芯捕集器下朝向表面的冷却问题，研究了沸腾工况下倾斜下朝向平板传热危机问题，基于试验数据，整理得到了CHF的关联式。

初期传热试验着重点在于压力容器外表面沸腾现象的观察和CHF值的测量，虽然建立了CHF随方位角变化的经验关联式，但每种模型均不能很好地外推，即使对于相同的物理问题，不同经验式的计算结果也出现了较大的差异。

(2)传热研究的发展
在初期试验研究成果的基础上，美、韩研究人员针对AP1000和APR1400，研究发展了一些旨在增强IVR条件下ERVC最大冷却能力的措施。

Cheung[18]、Dizon[19]、Chang[20]、Jeong[21]和Ha[22]等研究人员基于AP1000和APR1400的设计，在包括严重事故管理IVR策略在内的许多领域开展了充分的合作，试验研究在SBLB和KAIST的试验装置上进行，除探究了下封头外表面下朝向临界热流密度和池式沸腾现象外，还研究发展了一些增强ERVC最大冷却能力的措施。

比如，在压力容器半球形外表面涂金属多孔介质层或者绝热保温层结构的合理布置等。

与初期的试验相比，此阶段的试验研究条件更接近实际事故工况，但是需要指出的是，由于IVR策略是针对AP600此类较低功率反应堆严重事故管理而提出，而不带增强传热措施的ERVC，就不可能为高功率反应堆（电功率高达1500MW或更高）提供充足的冷却，假如局部CHF限值不够高以致不能为ERVC提供足够的安全裕度或者蒸汽产生量超过限值，那么在严重事故条件下反应堆压力容器的完整性就会受到挑战。

因此，为缓解严重事故的后果，以IVR策略为代表的保证压力容器完整性的研究应该受到鼓励，特别是那些旨在提高传热能力的研究。

(3)传热研究的新方向
为研究确定IVR策略是否也对1500MWe 甚至更高功率的反应堆切实可行，2001年，美、韩研究机构联合启动了一项持续3年的INERI 合作项目，其研究目标主要包括：
结合具有现代技术发展水平的分析工具以及美、韩的实验设施，研究在高功率堆中增强IVR策略安全裕度的特定措施，主要集中在提高ERVC和熔融碎片冷却的改进方法。

由于减少了对严重事故的管理需求，增强的安全裕度将提高核电厂的经济性；由于降低了核电厂的事故风险，改进的措施也将增加公众对核电的可接受性。

尽管INERI研究项目初衷是针对韩国APR1400的设计，但研究中确定的安全裕度增强措施不仅适用于现存的反应堆，而且还可应用于未来先进反应堆以及第四代堆的设计[11-12]。

美国研究人员拟采用金属多孔介质涂层和改善压力容器保温层结构的方法，增强压力容器下封头外表面的传热，防止压力容器失效而威胁到安全壳的完整性。

宾夕法尼亚大学研究人员Y ang等在SBLB试验装置上，对带有金属多孔介质涂层以及保温层结构设计的压力容器进行了淬冷和稳态沸腾试验，研究表明，这些措施很大程度上提高了下朝向弧形表面的沸腾传热CHF限值，基于试验数据，Y ang 等还拟合了单个或组合措施下CHF的关联式，为反应堆IVR策略的设计与计算提供了参考。

首尔大学研究者在DELTA试验装置上，进行了大量的试验研究，量化了带界面波动运动的膜态沸腾参数。

此外，还通过在GAMMA-3D 试验装置上的试验，为Y ang等在SBLB装置上的试验提供了数据输入以及前期技术支持。

3.理论研究
针对下封头内熔融物冷却特性和下封头外冷却剂传热特性，美国等国家和地区的研究人员在理论研究方面开展了细致的工作，主要包括基于计算程序的数值分析和基于试验数据预测关联式的拟合等方面。

3.1数值分析
通过MELCOR、MAAP以及SCDAP/RELAP5-3D等严重事故分析程序的计算分析，尽管掌握了严重事故的发展进程、基本的宏观现象以及熔融物的特性等，但对堆芯熔化晚期的局部传热现象及其发生机理缺乏深入的认识，从而使得计算存在较大的不确定
性。

需要特别指出的是，对于较高功率的反应堆，MAAP和MELCOR程序很难较准确地计算改进结构后的IVR策略，因此对IVR策略下IVCC和ERVC的冷却能力的评估就显得较吃力。

因此，爱达荷试验室在2001年开发了SCDAP/RELAP5-3D程序，主要用于数值模拟IVR策略对严重事故的影响过程以及其他事故瞬态。

爱达荷试验室研究人员利用SCDAP/RELAP5-3D和VESTA程序数值分析了改进结构后IVR策略的安全裕度，计算分析了下封头内堆芯熔融物的温度分布以及熔融物在下封头内的分层。

KAERI的研究人员利用SCDAP/RELAP5-3D和LILAC程序计算评估了堆内捕集器对IVR安全裕度的影响。

无论是美国还是韩国的研究人员，在运用SCDAP/RELAP5-3D程序对IVR条件下旨在增强传热能力的措施进行分析时，都得到了与试验结果相同的结论，即采用IVCC或ERVC条件下金属多孔介质涂层和保温层结构布置都有助于提高IVR策略的安全裕度，从而防止了压力容器失效，保证了安全壳的完整性[23]。

除美国和韩国外，如表3所示，欧洲国家也针对压力容器完整性开展了一系列数值研究以验证和分析试验研究结果，着重评估了以下两个方面的工作：
-压力容器结构载荷、蠕变和失效；
-窄缝自然对流的冷却性能。

欧洲研究人员针对压力容器完整性的数值研究，既包括压力容器内熔融物或压力容器壁内传热与蠕变耦合的局部分析，也包括在掌握严重事故进程的基础上从压力容器内熔融物自然对流传热到压力容器壁内导热的系统分析，为压力容器热力失效和机械失效的综合分析奠定了必要的技术基础。

表3 压力容器完整性数值分析研究
Table 3 Numerical analysis of reactor vessel integrity 计算分析程序研究内容
CFD- FLOTRAN 自然对流传热、压力容器壁面温度分布ANASYS 压力容器材料的蠕变分析
PASULA 压力容器结构分析、导热计算
3D-FEM 反应堆压力容器熔穿后的事故分析（3D）SYSTUS＋压力容器蠕变变形
PM-ALPHA.L.3D 压力容器下封头动态负荷分析
TOLBIAC 压力容器内熔融物自然对流传热分析
ATHLET-CD 系统分析，严重事故进程
3.2预测关联式
针对下封头内熔融物冷却特性的理论研究主要是以建立传热系数的经验关联式的形式开展的。

基于试验研究获取的数据，研究人员建立了如表4所示的熔融物传热系数经验关联式，这些经验关联式不仅对于理解熔融物的传热机理具有十分重要的意义，而且还可以计算获取熔融物沿壁面的热流密度分布以及自然对流传热系数，对于反应堆严重事故管理IVR策略的发展和评价奠定了必要的技术基础。

针对下封头外冷却剂传热特性的理论研究主要是以建立CHF预测关联式的形式开展的，仅有个别研究人员从下封头外表面汽泡行为的角度建立了CHF的分析模型。

如表5所示为下封头外冷却剂传热试验研究拟合得到的CHF预测关联式，无论是AP600、AP1000和APR1400的IVR策略设计，还是EPR以及VVER-1000反应堆严重事故堆芯捕集器的优化设计，这些关联式都为严重事故管理策略的
发展与评价提供了必要的帮助。

表4 下封头内熔融物冷却试验研究拟合的传热系数预测关联式 Table 4 Correlations for heat transfer coefficient of molten core in lower head
研究人员 关联式 备注
金属熔融层 Globe
0.333
0.074
0.069Pr
Nu Ra
=
顶面和底面传热
Churchill
()
2
16
8
27
0.3870.82510.492Pr Ra N u =++⎡⎛⎫⎤ ⎪⎢⎥⎣⎝⎭⎦
侧面传热
氧化物熔融层
Kulacki '0.226
0.345Nu Ra
= 向上传热 Stenbener '0.233
0.345Nu Ra
=
向上传热 Mayinger '0.2
0.55Nu Ra
=
向下传热
Theofanous
'0.35
0.0038Nu Ra
=
向下传热
Theofanous
2
3
()0.1 1.08() 4.5()8.6(),0.10.6
p
p
p
p
q q
θθ
θθθθθθθ=+-+≤
≤
2
()0.410.35(
)(
),0.61p
p
p
q q
θθθθθθθ=++≤
≤
Mini-ACOPO 热流密度分布
Park
2
12()(sin )
h h b b θθ=+
129.12(1cos ),0.2489cos cos 3o o o
b b θθθ-=
=-+
传热系数分布
4. 结束语
从核反应堆安全的角度，严重事故条件下压力容器下封头内熔融物冷却特性研究和下
封头外冷却剂最大冷却能力的研究十分重要。

当前，国外对此策略的试验研究已经相当活跃，理论或机理研究也具有一定的深度，国内却鲜有研究人员涉及；国外已有研究始终没有获取较好的经验关联式或模型以准确地预测ERVC 的CHF 值，也没有从机理的角度研究压力容器下封头内熔融冷却特性和下封头外冷却剂传热的基本热工水力现象并提出相应的
数学物理模型。

针对我国先进堆以及第四代新概念堆严重事故管理策略的技术需要，从掌握局部的热工水力现象和作用机理并系统评价严重事故条件下压力容器完整性的角度出发，如图1所示，建议针对严重事故条件下压力容器完整性开展以下三个方面的研究：
(1) 开展下封头内熔融物冷却特性研究，主要
包括熔融物分层特性研究、熔融物自然对
流传热研究以及熔融物与容器壁间窄缝
池式沸腾传热研究等。

(2) 开展下封头外冷却剂传热特性研究，主要
包括冷却剂流动特性研究、冷却剂传热特性研究以及ERVC 最大冷却能力（CHF ）
研究等。

(3) 采用严重事故分析程序，耦合下封头熔融
物冷却特性和下封头外冷却剂传热特性研究结果，系统评价压力容器完整性。

表5 下封头外冷却剂传热试验研究拟合的CHF 预测关联式
Table 5 Correlations for CHF of external lower head
研究人员 关 联 式
备注
Theofanous
123354
()49030.28.8810 1.3510 6.6510CHF q θθθθθ---=+-⨯+⨯-⨯
090o
θ<<
Cheung
() 1.370.3501CHF q θθ=+
018o
θ<<
1()(1.57340.2951)[10.0925(0.3142)]CHF sub q T θθθ=-+-∆
1845o o
θ<<
2
()(1.190.43930.8025)
[10.0746(10.573(0.7854))]
C H F sub q T θθθθ=-++--∆
4590o o
θ<<
() 1.490.3183CHF q θθ=+
018o
θ<<
13
()(1.650.191)[10.0925(0.3142)
]CHF sub q T θθθ=-+-∆
1845o o
θ<<
2
()(1.650.9931 1.0213)
[10.0746(10.573(0.7854))]
C H F sub q T θθθθ=-++--∆
4590o o
θ<<
Park 24364
()536.518.9970.1080.37108.5110CHF q θθθθθ--=+--⨯+⨯
090o
θ<<
Granovskii
*310
*
*5
6
*
(1.24)248(0)
(90)(12.8)
48
o
C H F o C H F
D D q q D D ≤≤=>⎧⎫⎪⎪
⎨⎬
⎪⎪⎩⎭
VVER
Sulatskii
()C H F q A θ=
VVER
图1 压力容器完整性研究Fig.1 Research on reactor vessel integrity
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