浅谈反应堆堆芯熔融物与冷却剂的反应

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熔融盐反应堆的研究与应用

熔融盐反应堆的研究与应用

熔融盐反应堆的研究与应用随着全球能源需求的持续增长和对环境保护的需求,一种新型能源形式——熔融盐反应堆逐渐受到关注,被视为替代传统核反应堆的一种技术。

熔融盐反应堆是利用熔盐作为燃料和冷却剂进行核反应,并将反应堆运行时的熔盐连续循环使用,这种设计可以解决传统核反应堆中遇到的一些问题。

本文将说明熔融盐反应堆的基本构成、工作原理以及研究与应用现状。

一、熔融盐反应堆的基本构成熔融盐反应堆由燃料部分、冷却部分、回路系统、控制系统四部分构成。

1.燃料部分:熔融盐反应堆的燃料是钍-铀等多种核物质,通过反应使核能释放。

通常采用的熔盐燃料是氟化钠、氟化钙和氟化钚等物质。

2.冷却部分:熔融盐反应堆的冷却剂是熔盐,通过运动流经反应堆,将燃料所释放的核能带走。

常用的冷却盐有氟化钠、氯化锂等物质。

3.回路系统:熔融盐反应堆的回路系统是指通过熔盐将燃料和冷却剂的流动连接起来的管道和设备。

这一系统主要由蒸汽发生器、蒸汽涡轮机、热交换器、紫外线杀菌器等部分组成。

4.控制系统:熔融盐反应堆的控制系统是指可以对反应堆内运动的燃料和冷却剂进行控制的设备和程序。

二、熔融盐反应堆工作原理熔融盐反应堆利用熔盐作为燃料和冷却剂,实现了反应堆的自冷却。

在熔融盐反应堆内,钍、铀等核物质在熔盐的作用下发生核反应,产生热能,随后被熔盐带走。

熔盐从反应堆中循环流动,将带走的热能经过换热器转移到蒸汽涡轮机中,使其旋转发电。

熔融盐反应堆的分级设施化技术使核废料可以直接回收而无需经过再加工,大大降低了长半衰期放射性核废料的数量和储存难题。

同时,熔盐自身具备较高的溶液能力,可以较好地控制铀燃料的裂变程度,避免较大的能量释放。

三、熔融盐反应堆的研究与应用现状目前,熔融盐反应堆领域的技术创新主要围绕以下方向展开:1. 熔盐冷却剂工质:当前表现出较大潜力的是氟化钠工质的应用。

与气冷反应堆和水冷反应堆相比,熔盐反应堆中的氟化钠冷却剂可以在极端条件下长时间稳定运行,适应于高功率、高能量密度的应用。

钍基熔盐反应堆中熔盐冷却回路的分析研究

钍基熔盐反应堆中熔盐冷却回路的分析研究

钍基熔盐反应堆中熔盐冷却回路的分析研究汪琦;俞红啸;张慧芬【摘要】首先,介绍了钍基熔盐反应堆的低压运行优点与结构的安全性.其次,研究了熔盐循环冷却回路系统,包括一次燃料盐回路系统和二次冷却盐回路系统,讨论了熔盐循环回路系统中熔盐局部过热的原因及危害,分析了熔盐最高液膜温度的计算方法.最后,探讨了熔盐循环冷却回路系统的设计开发步骤,并分析了熔盐循环冷却回路系统的计算机自动控制.【期刊名称】《上海化工》【年(卷),期】2018(043)001【总页数】4页(P30-33)【关键词】钍基熔盐堆;冷却回路;液膜温度;循环系统;设计;自动控制【作者】汪琦;俞红啸;张慧芬【作者单位】上海热油炉设计开发中心上海200042;上海热油炉设计开发中心上海200042;上海热油炉设计开发中心上海200042【正文语种】中文【中图分类】TL34纯金属钍(Th)的颜色为银白色,在空气中氧化为暗红色。

粉末状金属钍在空气中可燃,但块状钍性质稳定。

金属钍具有良好的可塑性和延展性,且易于锻造。

天然钍只有钍232,它具有α粒子放射性,半衰期为1.39×1010年。

钍的主要来源为磷酸盐稀土矿——独居石,其中磷酸钍含量最高达12%,平均为6%~7%。

据估计,全世界钍的储量为铀的3~4倍。

我国内蒙古自治区白云鄂博市的钍矿储量为22.1万t;全国钍矿储量为28.6万t,仅次于世界第一的印度(储量为34.3万t),约为铀矿储量的6倍。

由于天然钍带有放射性,故它既是潜在的核能资源,又属于放射源,因此需要充分注意以防止其污染环境。

钍增殖反应堆使用低能量的热中子,所以,它比铀-钚燃料循环(需要难于处理的快中子)增殖反应堆安全得多。

钍燃料循环反应堆具有安全性高、燃料长期充裕以及无需昂贵的燃料浓缩设施等优点。

钍作为熔盐反应堆燃料使用后,只留下极少量的废料,而且这些废料只需要贮存几百年。

相比之下,其他核副产品则要贮存几十万年。

钍还是少数几种可作热增殖堆燃料的物质之一,理论上在分裂维系无穷高温连锁反应的同时会产生足够多的新燃料。

核电厂堆内熔融物冷却现象及进程

核电厂堆内熔融物冷却现象及进程

核电厂堆内熔融物冷却现象及进程摘要:本文简要介绍了堆内熔融物冷却,并对某三代核电厂严重事故后一回路卸压的时间窗口和向堆腔注水的时间窗口进行了时间进程分析,得到了不同pose工况下时间窗口。

关键词:堆内熔融物冷却严重事故现象注水1前言当核电厂发生丧失冷却剂、丧失给水、全厂断电等发事件后,若未能采取及时、有效的措施,则堆芯可能最终熔化,若此时能成功把熔化的堆芯滞留在压力容器内(即堆内熔融物滞留),可以避免后续安全壳内蒸汽爆炸、安全壳直接加热、熔融物与混凝土反应等严重的事故进程。

根据第三代压水堆核电厂的设计特点,熔融物有可能在两个位置实现冷却,包括压力容器内的熔融物冷却,即一般所称的堆内熔融物冷却,和反应堆堆腔内的熔融物冷却,即一般所称的堆外熔融物冷却。

计算的目标电厂设计为通过IVR实现熔融物冷却,即投入堆腔注水系统实现堆内熔融物的冷却,在本分析中,不考虑堆外熔融物冷却的可能性。

堆内熔融物冷却通常有两种方式,一种是向堆芯注水实现堆内熔融物的直接冷却,一种是向堆腔注水,通过压力容器壁面传热实现堆内熔融物的间接冷却。

本电厂在严重事故预防过程中主要考虑使用向堆芯注水策略,在严重事故缓解过程中主要考虑使用堆腔注水系统来冷却熔融物,在本分析中,保守只考虑使用堆腔注水系统冷却熔融物的可能性。

为实现压力容器内熔融物滞留功能,除需及时向堆腔注水外,对于高压事故序列,还需要及时对一回路进行卸压。

因此,需要分析一回路卸压的时间窗口和向堆腔注水的时间窗口。

鉴于此,分析中针对堆内熔融物冷却需要解决的问题主要有:1)一回路卸压时间窗口分析;2)向堆腔注水时间窗口分析;2一回路卸压时间窗口分析为了实现IVR功能,除需要向堆腔注水外,还需要对高压类事故序列进行卸压操作。

为了确定一回路卸压的时间窗口,需要给出相应的成功准则。

根据IVR的设计特征,这里将卸压成功准则确定为:在堆芯坍塌时将压力降至2MPa以下。

按照该成功准则,对典型高压事故序列进行了计算,主要计算结果如表1所示。

运用MC3D程序计算分析堆坑内堆芯熔融物与冷却剂反应

运用MC3D程序计算分析堆坑内堆芯熔融物与冷却剂反应
堆压力容器外 F I C 的过 程 和 结 果 , 总结 了在 MC D 程 序 使 用 过 程 中遇 到 的 问 题 和 解 决 办 法 。 并 3 关 键 词 : 融 物 与 冷 却 剂反 应 ; 3 前期 混 合 阶段 ; 炸 熔 MC D; 爆 中 图分 类号 : L 4 T 3 文献 标 志 码 : A 文 章 编 号 : 0 06 3 ( 0 1 0 — 9 00 1 0 — 9 1 2 1 ) 80 6 — 6
H U A N G e—e W if ng
( i a N u la we g n e i g Co ,Lt .,Bej n 0 8 0 Ch n c e r Po rEn i e rn . d i i g 1 0 4 ,C i a hn )
Ab ta t Thi a e re l ntod e h n e na i na a n c e , w h c s o f l sr c : s p p r b i fy i r uc d t e i t r to lm i od s i h u e t ue— c olnti e a ton ( o a nt r c i FCI c lu a i g a a l zng, a her dif r nc s The ) ac l tn nd na y i nd t i fe e e . n, t he
pa e n r du e t c r c e itc p r i t o c d he ha a t rs is, q lfc to a d a lc to e h uaiia i n n pp ia i n of Fr nc FCI o c de
M C3 ,d s us e he p o e s a e u t fu i C3 t a c a e a na y e FCIi D i c s d t r c s nd r s ls o sng M D o c lul t nd a l z n

第三章 AP1000反应堆冷却剂系统2016

第三章 AP1000反应堆冷却剂系统2016

组成
反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel , RPV)
包括控制棒驱动机构安装接管 反应堆冷却剂泵(Reactor Coolant Pump , RCP) 蒸汽发生器(Steam Generator , SG) 包括与其相连接通往一条反应堆冷却剂主管道热管段的波动管线 稳压器(Pressurizer, PRZ) 安全阀(Safety Valves) 和自动降压系统(Automatic Depressurization System , ADS)的阀门;
• 反应堆冷却剂泵的水力部 件主要是由泵壳、叶轮和 导叶等零部件组成的混流 式泵。水力部件和电机之 间由热屏隔离堆芯冷却剂 的高温。
堆芯围筒
下部构件 堆芯下支承板
堆内构件的功能
盛装燃料组件与相关组件,并为它们提供定位和预紧力; 为控制棒组件提供可靠的导向,吸收落棒冲击能; 为堆芯提供冷却剂流道和合理的流量分配,并减少冷却剂无 效泄漏; 屏蔽中子和 γ 射线,减少压力容器的辐照损伤; 为堆芯中子注量率测量和温度测量系统提供固定支承和导向; 为压力容器辐照样品监督管提供固定的位置; 为堆芯跌落提供二次支承。
堆芯测量仪表系统的测量探头提升绞盘
起吊三脚架
控制棒驱动机构风冷通风道
螺栓起吊轨道
屏蔽罩 检查门
冷却围筒是位于压力容器顶盖上方围绕在控制棒驱动机构周围的碳钢结构。在 核电厂正常运行时,冷却围筒为控制棒驱动机构电磁线圈提供冷却气流通道。
3.4 堆内构件(Reactor Internals)
系统示意图
冷却剂在冷却剂泵的驱动 下流过燃料组件,吸收了 核裂变产生的热能以后流 出反应堆,进入蒸汽发生 器,把热量传给二回路的 水,而冷却剂本身的温度 降低。从蒸汽发生器出来 的冷却剂再由反应堆冷却 剂泵送回反应堆去加热, 重复这个过程以持续进行 能量转换。一回路压力由 稳压器来维持和调节。

AP1000机组堆芯熔融物滞留设计

AP1000机组堆芯熔融物滞留设计

图1 堆芯捕集器布置
2 AP1000机组IVR设计
2.1 设计要点
AP1000机组的IVR设计是通过改善反应堆压力容器外部冷却特性来实现堆芯熔融物在压力容器内的滞留,设计要点如下:
(1)压力容器下封头没有贯穿件,除容器蠕变失效外,不会产生其他的失效模式;
图3 严重事故期间压力容器壁面热流密度与临界热流密度的比值
图2 AP1000机组IVR设计原理图
此外,在下封头外设置一个半球形的导流板来引导冷却水流,同时保证压力容器外具有足够的安全壳淹没水位,以实现两相自然循环流动。

这将提高热量导出能力,保证压力容器外表面不发生偏离泡核3 讨论
3.1 主要优点
AP1000机组IVR设计的主要优点有三:
(1)只需在堆腔内压力容器外部设置必要的结构材料,正常运行时隔热保温,事故后建立自然循环冷却流道,相比ERP机组和VVER机组的堆芯捕集器,极大简化了系统设计、减少了设备数量,降低了建造、运行和维护成本。

(2)采用非能动设计,严重事故期间利用爆破阀和重力完成堆腔淹没,压力容器壁面和安全壳壁面的两个自然循环冷却回路确保了堆芯熔融物热量导出的有效性和持续性。

相比堆芯捕集器,AP1000机组不依赖任何动力电源,不需要储存化学填料,事故后也无需补水。

(3)将堆芯熔融物滞留在压力容器内部,保持了压力容器完整性,大大降低了机组大量放射性物质释放概率(LRF)。

同时,防止堆芯熔融物向安全壳内迁。

堆芯熔融物隔离与冷却系统的制作方法

堆芯熔融物隔离与冷却系统的制作方法

堆芯熔融物隔离与冷却系统的制作方法堆芯熔融物隔离与冷却系统是核反应堆安全的重要组成部分。

该系统能够及时有效地隔离熔融物,以防止核辐射泄漏和核反应堆的进一步损坏。

本文将介绍堆芯熔融物隔离与冷却系统的制作方法。

一、原理介绍堆芯熔融物隔离与冷却系统的原理是在堆芯熔融时,将熔融物拦截在特定的区域内,并通过水冷却来降低温度,以防止熔融物泄漏。

通常,该系统由隔离壳和水冷却系统两部分组成。

隔离壳是用来隔离熔融物的保护层,而水冷却系统则是用来冷却熔融物,防止熔融物泄漏的进一步扩散。

二、制作方法1、设计隔离壳:首先,我们需要设计一个隔离壳,这个隔离壳应该是能够承受高温、高压力,并具有较好的密封性,以确保熔融物不会泄漏。

同时,为了方便维护和检修,隔离壳的内部应该设置人工或机器设备进行操作和维护。

2、选择隔离材料:接下来,需要选择合适的隔离材料,这些材料应该具有高温、高压力、高辐射下耐腐蚀、不变形等特点。

例如,高温稳定性良好的氧化铝、碳化硅等材料均可作为隔离壳的材料。

3、制作隔离壳:根据所选材料制作隔离壳。

制作过程中需要灌注一定的隔离、封孔材料,以确保隔离壳的密封性。

在隔离壳内部,需要安装一些钻孔、排气孔等装置,以方便温度控制和水冷却操作。

4、制作水冷却系统:水冷却系统中的水循环应该充分考虑冷却效果和安全性。

该系统应该包括循环泵、水箱和水管道等装置。

为了防止水冷却系统泄漏,各部件需要采用特殊材料和接口,并进行严格的密封功。

5、组合隔离壳和水冷却系统:隔离壳和水冷却系统之间一般通过法兰连接。

在连接前需要对隔离壳内部进行清洗,以清除杂物和异物。

连接后还需要进行一些测试,以确保隔离壳和水冷却系统之间的密封性和冷却效果。

三、总结堆芯熔融物隔离与冷却系统是核反应堆安全的重要部分。

制作该系统需要根据实际情况设计、选择材料,并进行制作和组装。

在制作过程中,还需要注意各部件之间的密封性和安全性,以确保系统的可靠运行。

反应堆冷却剂

反应堆冷却剂
(1)基本性质
CO2是无色、有刺激性臭味的气体,可溶于水,其水溶性呈酸性。常温下有化学惰性和不燃性。在不同的温 度和压力下可呈气态、液态和固态。CO2气体的密度约为空气的1. 5倍;约比氦气高11倍。。在一定的压力下, 三种物性均随温度的提高而增大,一般在250℃以下,压力越高,物性越大;但在250℃以上,压力的影响就不明 显了。温度越高,压力的效应几乎可以忽略。
核反应堆的冷却的特点是:第一,在稳态运行工况下,核反应堆是一种控制发热型装置,因为核裂变没有温 度上限,为维持一定的温度,必须采取可控冷却措施;在停堆过程中也需要排除剩余衰变热量。第二,在异常和事 故工况下,如出现燃料棒热点、材料熔化时都应确保反应堆的冷却条件;在丧失冷却剂事故中,需启动紧急堆芯 冷却系统。因此,冷却剂的作用是非常重要的,它的功能是不可代替的。
(1)钠的基本性质
钠的熔点与沸点相差785.2℃,足以使冷却系统在常温下工作。钠有优越的热物性,是良好的传热介质。此 外,它还具有高的电导率(,可以采用电磁泵输送,而且其密度小于1 g/cm³,泵的驱动力(即功率)较低。
在任何温度下,钠一水反应最强烈,绝不允许他们接触。钠暴露在空气中就会与氧发生剧烈的化学反应。所 以钠的操作、储存都要用惰性气体覆盖保护;当钠的温度高于125℃时,与空气中的氧反应,发生燃烧,生成氧化 钠烟雾,这种现象称为钠火。
谢谢观看
氦无色、无味、无臭、无刺激性、不燃烧,质量仅高于氢气。在所有元素中,氦的沸点最低,它的热物性都 比二氧化碳的高出好几倍,尤其是它的热导率更是作为载热剂的最好条件。压力对氦私度的效应很小,在 300~750℃温度范围,氦的cp随温度升高而减小,最大不过0.07%;压力从6. 9MPa提高到13. 8MPa,氦的cp增大 也小于0.

堆芯熔融物在下腔室内冷却模型研究及缓解集热效应的对策

堆芯熔融物在下腔室内冷却模型研究及缓解集热效应的对策

堆 芯 熔 融物在 下腔 室 内冷 却 模 型 研 究及 缓 解 集 热 效 应 的对 策
关仲华 ,余红星,江光明
( 中国核 动力 研究设 计 院核 反应 堆 系统设 计技 术 国家级 重点 实验 室 ,成都 ,6 04 ) 10 1
摘要 :从能量 守恒方程 出发 ,选取较为现实的实验公式和经验公式 ,建立 了一个完整 的堆芯熔融物在下
策。
的下封头接触 的壳层的厚度一般为几十毫米。 21 金属熔融层的集热效应 当金属熔融层 .3 . 的厚度与其直径相 比很小( 像一个圆形薄饼) , 时 来 自下 面 的熔 融 池 的热 量通 过薄 层 的顶 面 和侧 面 传递 。顶面传热方式主要是热辐射 ,占传热总量 的 1% 0 0 2%,大部分热量通过侧面热对流传导 给压力容器壁 面。当金属熔融层厚度较小 ,与之 相对 应 的换热 壁 面较 小 ,压 力容 器 壁面 的热 负荷 与热应力都更大。
是 站严重事故缓解策略之一。自 18 年以来 , 93 不少 同时具有一定 的保守性 , 目前研究 的典型例题 , 专家建立了一维或二维模型来模拟堆芯熔融物在 但是 ,不排除出现其他分层结构的可能性 。 下 腔 室 内的冷却 , 别是 T efn uI和 R mp 【 特 hoaos q e e J 21 2 .- 冷凝壳层 氧化混合 物与温度较低 的下 2 等人 归纳 出 了较为 全 面而又 准确 的研 究 方法 和计 封头、金属熔融层接触 ,会冷凝成一层壳 ,厚度 算模型 。根据文献 【 3的分析 ,堆 芯熔融物在 从几毫米到几十毫米不等。冷凝壳是包围着氧化 l 】 熔点 约 300 0 K。由 下 腔 室 内发 生分 层 ,下 封头 受热 的热 流 密度 分布 混合 物熔 融池 的一 层等 温层 , 是非均匀的 , 特别是顶部金属熔融层较薄时 ,其 于壳层顶部覆盖着温度较高的金属熔融层 ,所 以 热流密度很大 ,形成集热效应 , 威胁到下封头的 壳层顶部厚度一般只有几毫米 ;而与温度相对低

蒸汽爆炸中熔融金属与冷却剂接触特性研究综述

蒸汽爆炸中熔融金属与冷却剂接触特性研究综述

蒸汽爆炸中熔融金属与冷却剂接触特性研究综述纪国剑;李佩萤;李森;周宁【摘要】蒸汽爆炸中,压力容器内熔融金属与冷却剂的相互作用被称为FCI(Fuel-Coolant Interaction)现象,过程中产生的巨大压力波会对压力容器造成严重破坏,威胁系统安全.结合FCI不同阶段现象的机理与应用,对金属液滴的水力特性、碎化机理、表面膜态沸腾及蒸汽爆炸等方面进行综合分析,总结压力容器内熔融金属与冷却剂相互作用机理及研究难点.【期刊名称】《工业安全与环保》【年(卷),期】2019(045)008【总页数】6页(P22-27)【关键词】冷却剂与熔融金属相互作用;碎化;膜态沸腾;蒸汽爆炸【作者】纪国剑;李佩萤;李森;周宁【作者单位】常州大学石油工程学院江苏常州213016;常州大学石油工程学院江苏常州213016;常州大学石油工程学院江苏常州213016;常州大学石油工程学院江苏常州213016【正文语种】中文0 引言熔融金属与冷却剂相互作用称为FCI(Fuel-Coolant Interaction)现象,高温熔融金属与冷却剂接触使熔融物碎化、冷却剂沸腾、蒸发,两者之间的传热在极短时间内引起整个系统的爆炸性膨胀,具有巨大的安全隐患。

如某铝母线铸造分厂混合炉的炉眼曾出现跑铝,部分铝液与循环冷却水发生反应,引发剧烈爆炸。

蒸汽爆炸过程中产生巨大压力波,对核反应堆堆腔结构的完整性造成极大威胁[1]。

蒸汽爆炸包括粗混合、触发、传播以及膨胀四个阶段[2],整个过程伴随着熔融液滴碎裂、冷却剂迅速汽化、剧烈传热、压力波传播等现象,最终形成高压区域、热能转换成机械能,导致压力容器结构损坏。

在蒸汽爆炸方面,国内外进行了大量的实验、理论以及数值模拟研究,蒸汽爆炸阶段过程已基本达成普遍共识,但由于蒸汽爆炸中存在热碎化过程迅速、界面不稳定、相变传热、各流体之间相互作用等问题,实验研究并没有对其机理揭示清楚,对于该过程中的一些关键问题还有待深入研究。

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表 1 FCI 模拟计算软件一览表
序号
软件名称
开发机构
所属国家
1
MC3D
IRSN
法国
2
JASMINE
JAERI
日本
3
VESUVIUS
NUPEC
日本
4
MATTINA
FZK
德国
5
IKEMIX(premixing)
IKE
德国
IDEMO(explosion)
6 PM-ALPHA(premixing)
UCSB
系 统 外 作 为 扳 机 引 入 的 事 件 有 : (1) 持 续 的 压 力 脉 冲 ; (2) 高 压 气 囊 的 突 然 破 裂 ; (3) 小 规 模 的化学爆炸。
在 FCI 实验时,为了保守起见和研究需要, 通常引入一个扳机以触发爆炸。 2.3传播(propagation)
扳机事件发生后,冲击波迅速向周围传播, 使得熔融物颗粒表面蒸汽膜相互碰撞、破裂,颗 粒与水又发生直接接触, 在水力和热力作用下 进一步分裂成更加细小的颗粒。 传播速度与前 期 混 合 的 情 况 有 关 ,能 加 速 到 超 音 速 ;在 Al2O3/ 水实验系统中,曾测量到高达 1000m/s 的传播速 度。
图 1 铝-水蒸汽爆炸事故统计
图 2 堆芯熔融物进入水中可能的分裂模式
同样, 在核工业也存在发生蒸汽爆炸的安 全问题。 在反应堆发生严重事故时,如果熔化的 燃料元件和其它堆芯熔融物与冷却剂发生接 触, 就会产生激烈的传热和随之而来的冷却剂 汽化现象,并可能导致蒸汽爆炸。 这种现象称作 FCI(Molten Fuel-Coolant Interaction)。
图 3 反应堆中的两种 FCI 模式
这两种模式的 FCI 后果产生影响也是不同 一样的。 对于压力容器内 FCI,如果堆芯熔融物 掉到下封头时被迅速冷却, 就会在下封头形成 保护层, 在一定程度上能防止随后掉下来的高 温物质熔穿下封头, 比如三里岛事故就是这种 情况;如果发生了蒸汽爆炸,则可能产生如下后 果:(1) 压力容器下封头失效,(2) 一回路损坏 (包括管道和蒸汽发生器)。 对于堆坑 FCI,如果 堆芯熔融物被迅速冷却了, 则可缓解严重事故 的后果;如果发生蒸汽爆炸,则可能导致安全壳 失效和放射性向环境释放。 爆炸产生的碎片的 飞溅和散落,会造成放射性污染的扩散,并会对 安全壳内的空气进行加热增加安全壳内的热量 和压力。 另外,FCI 过程中还会产生氢气,在氢爆 分析中也应考虑到。
根据研究目的, 这些试验设施大概可以分 成三类:
(1)使 用 替 代 材 料 做 机 理 性 研 究 的 小 型 试 验设施或装置。 典型的试验做法就是用一滴替 代物(比如氧化铝)的液滴来模拟和研究 FCI 过 程。 这类试验设施比较多,在表 2 中没有一一列 举 , 包 括 美 国 的 MAGICO 和 SIGMA, 日 本 的 ALPHA, 韩 国 的 CONVEX, 瑞 典 的 MIRA, 法 国 的 MICRONIS 和 TREPAM 等等。
由 于 目 前 对 FCI 的 有 些 过 程 还 不 了 解 ,存 在一些分歧, 所以这些 FCI 模拟计算软件采用 的数学模型和经验参数也不尽相同, 主要包括 以下方面:
(1)前 期 混 合 阶 段 对 堆 芯 熔 融 物 流 体 的 描 述方法不一样。 前期混合阶段堆芯熔融物流体 可能存在 5 种结构形式:连续相态、不连续的熔 融大颗粒、由大液滴脱落产生的不连续微粒、不 连续的已冷却大颗粒和碎片床。 对这些结构进 行确切的描述是非常困难的, 现实的做法是对 它们进行简化。 对于怎样简化和采用什么方法 (拉格朗日方法或欧拉方法)描述不尽相同。
美国
ESPROSE(explosion)
7
IFCI
NRC
美国
8
TEXAS
Univ. of Wisconsin 美国
9
VAPEX
EREC
俄罗斯
10
TRACER
KMU
韩国
5 FCI 试验设施
为了获取 FCI 的试验数据, 给理论研究和 软件开发提供支持, 不少核电国家建立了 FCI 的试验设施。 一些主要的 FCI 试验设施及其研 究内容见表 2“主要 FCI 试验设施一览表”。
在这个过程中, 熔融物颗粒的热能不断地 传到水中。 2.4膨胀(expansion)
在这个阶段, 水中的热能转化成周围构件 的机械能。 传播中产生的压力瞬间释放,会直接 损坏周围构件;或者压力的释放产生水弹,水弹 将动能传给周围构件,造成构件的损坏。
3 反应堆 FCI 事故的后果
在严重事故情况下, 堆芯熔融物掉到冷却 剂水中,要么被迅速冷却发生淬火现象(quenching),要么发生蒸汽爆炸。 对于前者,是趋于安全的
浅谈反应堆堆芯熔融物与冷却剂的反应(FCI)
总体所 黄伟峰
摘要
本文介绍了反应堆堆芯熔融物与冷却剂反应(FCI)的各个过程、可 能 产 生 的 后 果 ,以 及 FCI 的 模 拟 计 算 软 件 和 试 验设施等情况。
关键词:FCI 蒸汽爆炸 堆芯熔融物 分裂 触发 模拟计算软件 试验设施
1前言
射性释放, 因此核电发达国家对 FCI 的研究非 常重视,也取得了一些成果。
由于 FCI 产生的蒸汽爆炸会直接威胁到压 力容器和安全壳的完整性, 可能导致大量的放
Байду номын сангаас
在堆芯熔融物掉到冷却剂水的过程中,由 于水力作用使得粘连在一块的堆芯熔融物发生 分裂。 开始是分裂成厘米级的颗粒,然后又不断 分裂成更小的毫米级的颗粒, 直至达到临界大 小。 在这个临界大小中,使颗粒分裂的力和使颗 粒结合的力达到了平衡。 图 2 表示堆芯熔融物 在前期混合阶段可能的分裂模式。
(6)在爆炸阶段,对于微分裂(fine fragmentation) 过 程 采 用 的 分 析 模 型 不 一 样 , 大 部 分 采 用 水力 微 分 裂 模 型 (hydrodynamic fragmentation), 小 部 分 采 用 热 力 微 分 裂 模 型 (thermal fragmentation), 也有的直接采用定义好的参 数 式。
(2)前 期 混 合 阶 段 对 冷 却 剂 流 体 以 及 其 与 不连续颗粒之间的相互作用的描述不一样。 现 在这些软件均将冷却剂流体分成 3 种结构形 式:泡状流(bubbly flow)、过渡流(transition flow) 和滴状流 (droplet flow)。 假定 α 为相对空泡份 额 ,当 α<αB 时 ,冷 却 剂 流 为 泡 状 流 ,颗 粒 与 水 接 触 ;当 α>αD 时 ,冷 却 剂 流 为 滴 状 流 ,颗 粒 与 气体接触;当 αB<α<αD 即过渡流时,有两种不 同的理论: 一种理论认为这时的冷却剂流就是 泡状流和滴状流的混合体,有的颗粒与水接触, 有的颗粒与气体接触,如图 4 所示;另一种理论 认为这时的冷却剂流是搅拌流 (churn flow),颗 粒只与水接触,如图 5 所示。 另外,不同软件对 αB 和 αD 的取值也不太一样, 采用 αB=0.3 和
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第 72 期
黄伟峰:浅谈反应堆堆芯熔融物与冷却剂的反应(FCI)
在反应堆发生的 FCI 中, 前期混合阶段对 以后的阶段有着重要的影响, 它决定了与水混 合以及参与蒸汽爆炸的堆芯熔融物的可能最大 质量。 2.2触发(triggering)
在前期混合过程中, 如果水中某处出现了 震动,致使附近的颗粒产生局部的蒸汽爆炸,爆 炸产生的冲击波就会在水中迅速传播到其它颗 粒, 从而导致在水中的颗粒发生全面的蒸汽爆 炸。 这个触发蒸汽爆炸的震动就被形象地称作 扳机(trigger)。
为了更好地研究 FCI 和对 FCI 的机理形成 某 些 共 识 ,经 合 组 织 (OECD)于 2001 年 启 动 了 SERENA 项目, 第一阶段就是对 FCI 的模拟计 算软件进行分析, 比较它们数学物理模型和计 算结果的差异。
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第 72 期
黄伟峰:浅谈反应堆堆芯熔融物与冷却剂的反应(FCI)
当高温的液体接触到易蒸发的冷液体时, 可能会产生蒸汽爆炸(Vapor Explosion)。 这种情 况在自然界 (比如火山爆发) 和工业界都有发 生;特别是在冶金工业中,高温熔融的金属掉到 冷却剂里引起蒸汽爆炸造成人员伤亡和经济损 失,是一种严重的工业事故。 图 1 统计了冶铝工 业 在 1984-1993 年 间 有 报 道 的 铝-水 蒸 汽 爆 炸 事故。
(2)重 点 研 究 FCI 某 一 过 程 或 特 性 的 试 验 设施。 由于建造综合试验设施模拟 FCI 全过程 难度很大且成本高, 所以研究人员就根据研究 目的有针对性地设计试验设施, 使其用于 FCI 某一过程或特性的研究。 比如德国 ECO 试验设 施, 专门用于研究在蒸汽爆炸中物质能量的转 化比例。
(4) 在 前 期 混 合 阶 段 , 对 于 堆 芯 熔 融 物 的 喷 射物(jet)分裂、滴粒(drop)分裂和滴粒凝固的机 理还不太清楚, 因此软件开发者们根据研究成 果和自己的理解建立的物理模型和关系式也不 尽相同。
(5)对 于 堆 芯 熔 融 物 向 冷 却 剂 的 传 热 和 有 关的质量转移方面, 采用的数学模型和关系式 不尽相同。
图 4 冷却剂流的第一种结构
图 5 冷却剂流的第二种结构
(3) 爆 炸 阶 段 采 用 的 流 体 模 型 有 两 种 : 一 种 是 采 用 微 观 作 用 概 念 (micro -interaction concept), 另 一 种 是 采 用 非 平 衡 概 念 (non equilibrium concept)。 对 于 碎 片 (fragment or debris)、 水 和 蒸 汽 的 相 互 作 用 , 这 两 种 模 型 的 处 理方法不一样。
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