馬衛(wèi)民*，元一單，Bl Rj Sehgl*

aChina Nuclear Power Engineering Co.Ltd., Beijing 100840, China

bRoyal Institute of Technology (KTH), Roslagstullsbacken 21, 10691 Stockholm, Sweden

壓水堆熔融物堆內滯留策略：歷史回顧與研究展望

馬衛(wèi)民a,*，元一單a，Bal Raj Sehgalb,*

aChina Nuclear Power Engineering Co.Ltd., Beijing 100840, China

bRoyal Institute of Technology (KTH), Roslagstullsbacken 21, 10691 Stockholm, Sweden

a r t i c l e i n f o

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Received 9 December 2015

Revised 14 February 2016

Accepted 1 March 2016

Available online 31 March 2016

壓水堆

嚴重事故

熔融物堆內滯留

碎片床形成

碎片床再熔化

熔池形成

熔池熱工水力學

臨界熱流密度

本文對廣泛應用于第三代壓水堆的嚴重事故緩解措施——熔融物堆內滯留(IVR)進行了歷史回顧。IVR策略最早源自于第二代反應堆Lovissa VVER-440的改進設計，以應對堆芯熔化事故。隨后，IVR策略被應用于許多新設計的反應堆，如西屋的AP1000、韓國的APR1400以及中國的先進壓水堆CAP1400和華龍一號。對IVR策略有效性影響最大的因素分別為堆內堆芯熔化進程、熔融物加載于壓力容器壁面的熱流密度和壓力容器外部冷卻。對于堆芯熔化進程，過去人們一直僅關注壓力容器下腔室內熔池的換熱行為。但通過回顧與分析，本文認為堆內的其他現象，如堆芯的降級和遷移、碎片床的形成及其可冷卻性以及熔池的動態(tài)形成過程等，可能也會對熔池的最終狀態(tài)及其作用于下封頭的熱負荷產生影響。通過對相關研究的回顧，本文希望找出IVR策略的研究中有待完善的部分，并據目前發(fā)展水平提出未來IVR研究的需求。

? 2016 THE AUTHORS.Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company.This is an open access article under the CC BY-NC-ND license (http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/).

1.引言

通常人們關注的核電安全基本上都與整體評估單個或多個核電站對公眾的風險有關，還包括為降低這些風險采取的有效措施。不僅居住在核電站附近的民眾關注核電安全，那些可能受到核電站事故影響的地區(qū)的民眾也關注核電安全。核電安全的基本目標是確保核電站不會對個體和社會的健康造成顯著威脅，防止核電站向環(huán)境釋放放射性物質；防止事故對核電站造成損傷，保護核電站工作人員的人身安全。

針對安全目標，核電站通常設置三道物理屏障，以防止裂變產物釋放至環(huán)境：①燃料包殼，生成的裂變產物被約束于包殼內；②反應堆壓力容器，包容所有燃料組件，組成反應堆堆芯；③安全殼，防止裂變產物向環(huán)境釋放。確保上述三道物理屏障在任何事故中的完整性是縱深防御的基石，這種縱深防御的理念被廣泛應用于核電安全。在嚴重事故中，反應堆堆芯熔化可能使前兩道屏障失效，導致一部分的裂變產物(以氣溶膠形式存在的氣體或固體)釋放至可承受一定壓力的安全殼中。如果最后一道屏障失效，那么裂變產物可能被釋放至環(huán)境。因此，在某種意義上說，核電安全的最終目標就是維持安全殼的完整性。

根據目前對壓水堆嚴重事故的了解[1]，對安全殼完整性的威脅主要如下：

(1) 安全殼直接加熱(DCH)；

(2) 堆外蒸汽爆炸(EVE)；

(3) 氫氣燃爆(H2C)；

(4) 安全殼長期超壓(LOP)；

(5) 安全殼旁通及泄漏(CBL)；

(6) 底板熔穿(BMP)。

就第三代壓水堆設計而言，以上(1)～(5)項主要通過精心的設計、建設、運行和事故管理來避免，從而使安全殼破裂的風險在合理范圍內降到最低。最后一項，即底板熔穿，涉及衰變熱造成的堆芯熔融物的熱化學沖擊，如果不能實現堆芯熔融物的冷卻，就可能會熔穿壓力容器和安全殼底板。熔融物的可冷卻性(如防止物理屏障的熔穿)被視為第二代反應堆或早期壓水堆設計的“阿喀琉斯之踵”[2]。第三代反應堆的解決方法基本上分為兩類：熔融物堆內滯留(IVR)和熔融物堆外滯留(EVR)，相應地，嚴重事故分別被終止于壓力容器內和安全殼內。IVR策略的關鍵是通過反應堆堆腔的注水淹沒，將堆芯熔融物滯留于壓力容器下封頭內，而EVR則是通過布置在安全殼內的堆芯捕集器對堆芯熔融物進行收集和冷卻。品牌堆芯捕集器包括：AREVA歐洲壓水堆(EPR)型的擴展式堆芯捕集器[3]、俄羅斯VVER堆型的坩堝式堆芯捕集器[4]。目前，芬蘭、法國和中國都在建立EPR型核電站。帶有堆芯捕集器(AES-91)的VVER-1000核電站在中國首次建造并于2007年投入運行。

中國設計的先進壓水堆更偏重于使用IVR策略，在第三代和三代加壓水堆的設計中均使用了該策略。該策略也是目前中國兩座在建的并且在不遠的將來可能繼續(xù)被推廣建造的AP1000型核電站的特征之一。因此，為提高IVR策略的可靠性并將其應用于新的壓水堆設計，本文對IVR策略的發(fā)展進行了歷史回顧，并對其未來的研究需求提出建議。IVR策略的歷史回顧與壓水堆嚴重事故的最新進展可作為確定進一步的研究需要的依據和理由。

2.熔融物堆內滯留(IVR)策略的歷史

熔融物堆內冷卻及滯留技術一般包含三個重要的概念：①堆芯驟冷；②堆內碎片床的冷卻；③堆內熔池的冷卻。第一個概念是指一旦安注系統(tǒng)恢復就立刻將冷卻水注入堆芯，即發(fā)生堆芯驟冷，這是在堆芯升溫階段收集堆芯的最好時機。堆芯驟冷并不是簡單的注水操作，因為驟冷形成的蒸汽導致的鋯包殼氧化(會釋放氧化熱和氫氣)也可能使事故更加惡化?？焖俳档桶鼩囟群蜌錃猱a量的關鍵手段是以極大的流量向堆內注入大量的冷卻水。由于燃料棒驟冷會導致包殼碎裂，因此向極熱的堆芯中注入冷卻水可能會形成微?；乃槠?。當熔融物從堆芯掉入充滿水的下封頭中時，也可能形成微粒碎片床。對這種碎片床的冷卻是終止事故的第二最佳時機，因為相較于熔池，多孔介質更容易被冷卻。如 果不能實現堆芯的再淹沒，最后的策略是通過對壓力容器進行外部冷卻以實現下封頭內熔池的冷卻。IVR策略將在下文中被討論。需要注意的是，壓力容器的外部冷卻注水管線應與堆內注水管線分離，且外部冷卻注水管線在全廠斷電的情況下仍可工作。

2.1.IVR策略的原理

IVR的概念圖如圖1所示。堆芯熔融物最終遷移至壓力容器下封頭并形成熔池，因為衰變熱的作用而對容器壁面持續(xù)加熱；壓力容器外表面被完全淹沒或至少被淹沒至下封頭以上。冷卻劑沿著壓力容器外表面流動(通常靠自然循環(huán)驅動)，保證容器外表面被充分冷卻，以防止其發(fā)生高溫蠕變失效。

因此，IVR策略要求熔池的衰變熱必須能被容器外的冷卻劑帶走。也可描述為熔池作用于壓力容器壁面各角度的熱流密度(qw)不能超過下封頭外壁各角度的沸騰換熱極限，即臨界熱流密度(CHF)，如圖2所示。否則，由于沸騰臨界以及隨后的壁面溫度上升，最終會導致壓力容器完整性喪失。這一想法聽起來似乎相當簡單，但要以高可信度證明其有效性卻是項艱巨的任務。因為無論是qw還是CHF都很難被精確量化，特別是qw，其值受堆內嚴重事故進程及現象影響較大。由于堆內事故進程及現象的不確定性，針對IVR策略不確定性的評估引入了一種綜合概率的方法[5]。如圖3所示，這種方法就是比較qw和CHF的概率，從圖中可以看出，圖3(a)中的IVR策略是有效的，而圖3(b)中的IVR策略則可能會失效。

圖1.IVR外部冷卻示意圖。

2.2.在VVER-440中首創(chuàng)的IVR策略

美國加州大學圣芭芭拉分校(UCSB)的Theofanous教授于1989年首次提出IVR的概念，并將其作為芬蘭洛維薩核電站VVER-440型反應堆的技術改進[5]。由于洛維薩核電站的安全殼承壓等級相對較低，并且在熔融物侵蝕底板的事故中容易失效，在對核電站安全升級的審議中就考慮了IVR策略。洛維薩核電站有許多獨有的適合應用于IVR策略的特性：低功率密度，一回路和二回路擁有較大的水裝量以延緩事故進程，安全殼內布置有冰冷凝器以保證在冰融化后淹沒反應堆堆腔。隨后Theofanous教授及其同事以及IVO(洛維薩公用事業(yè)公司，現為Fortum)的研究人員共同研究了IVR策略的可行性，并將其提交給芬蘭權威機構——國家核安全和放射委員會(STUK)。1995年12月STUK核準了該項實施方案。

圖2.不同角度下CHF與qw的比較。

針對洛維薩核電站的IVR策略有效性的評估，Theofanous教授等開展了大量的分析和試驗研究。為確定下封頭內熔池對流換熱的熱流密度，IVO和UCSB分別開展了COPO和ACOPO試驗，得出了預測下封頭熱流密度的關系式。分析中也考慮了分層的熔池模型，下層為氧化層，上層為金屬層；由于金屬層的聚焦效應，上層壁面的熱流密度最高可達680 kW·m-2。建于UCSB的ULPU被用于研究壓力容器的外部冷卻現象，試驗發(fā)現，類似于洛維薩核電站配置的CHF高于1200 kW·m-2?？紤]到試驗條件和裝置與電站原型存在差異(?；氖д?、模擬物和原型材料間的區(qū)別、有限的模擬場景等)，Theofanous教授等提出了風險導向事故分析方法(ROAAM)[6]，結合研究結果證明了IVR策略的有效性。ROAAM的關鍵元素包括：分別考慮現象不確定性和認知不確定性，保守考慮不可知的認知不確定性，以及采用外部專家意見。研究結果表明，熔池對壓力容器下封頭的熱負荷遠低于外壁面CHF，因此可以認為在反應堆堆坑被淹沒的情況下物理上不可能發(fā)生壓力容器的失效。由于現有的安全裕度足夠大，未定義的不確定性不會危及應用于洛維薩核電站的IVR策略的有效性[5]。

2.3.IVR策略在AP600和AP1000中的應用

AP600反應堆是由美國西屋公司設計的先進的第三代壓水堆，盡管并沒有被投入建設，但其后繼堆型AP1000即將在中國完成首堆建造。AP600的根本理念是依靠自然作用力而不是電站控制和操作員介入實現非能動安全，特別是在異常瞬態(tài)和事故工況下；主要目標是滿足核管當局對核電安全日益嚴格的要求，包括嚴重事故的預防及緩解。AP600的另一理念是通過減少材料和設備，降低建造成本及縮短建造工期，來減少核電站的“足跡”。

非能動冷卻系統(tǒng)為AP600的眾多設計特點之一，包括非能動堆芯冷卻、非能動安全殼冷卻以及類似于洛維薩核電站的IVR策略。AP600的IVR策略利用堆內換料水箱的水從底部淹沒反應堆堆腔，淹沒水位至壓力容器冷管段和熱管段管嘴。壓力容器及其保溫層(擋板/堆坑壁面)之間的環(huán)形通道構成了兩相流動的上升流道，流道的特征對自然循環(huán)流量及壓力容器外表面CHF至關重要。

與洛維薩核電站為實現IVR策略需采取的一些改進措施(如壓力容器保溫層的改動)相比，AP600反應堆能夠依據其支撐性研究設計出優(yōu)化的IVR策略(如更好地布置保溫層和擋板，以優(yōu)化自然循環(huán))。幾乎在洛維薩核電站IVR策略研究的同一時期，Theofanous教授及其同事就已開展AP600反應堆[7]的IVR策略綜合性研究。因此，這兩項研究幾乎是平行開展的，甚至共享了一些試驗人員和研究成果[5]。

AP600反應堆IVR策略的研究[7]開始于事故場景描述，特別是熔融物如何從堆芯區(qū)域遷移至下封頭。隨后根據以下現象分析壓力容器失效的概率：①熔融物射流沖擊至壓力容器特殊位置；②由熔融物掉入充滿水的下封頭引起的堆內蒸汽爆炸(已被證明概率極低)。最后，確定下封頭的熱負荷以及壓力容器外部冷卻的CHF。除了從其他研究獲得的見解，UCSB開展的ACOPO和ULPU-2000試驗分別研究了壓力容器下封頭熱流密度和CHF沿角度的分布。在AP600反應堆IVR策略的研究中，應用了ROAAM方法來得出綜合性的結論(最終認證評估)。研究中特別關注了熔池組分和分層對壁面熱負荷的影響。由于AP600的金屬層很厚，在聚焦效應的熱流密度與外壁面CHF之間仍有足夠的裕度。研究發(fā)現內壁面熱流密度隨著角度變化，在下封頭赤道線附近達到最大值。值得慶幸的是，外壁面CHF也在赤道線附近達到最大值(1.5 MW·m-2)。在大多數考慮的情況下，內壁面熱流密度與CHF的比值低于0.6。因此，研究結果表明在采用外部冷卻的情況下，AP600壓力容器物理上不可能發(fā)生由熱負荷引起的失效。盡管美國核管理委員會(USNRC)未對IVR的概念進行特別的認證，但AP600的最終設計仍在1998年9月通過，并在1999年12月得到USNRC的設計認證。

基于AP600的成功范例，IVR策略被繼續(xù)應用于西屋公司的AP1000設計中。這一設計的額定功率為1000 MWe，是AP600的放大版本。由于功率提高，西屋公司進一步開展了IVR策略的技術和方法的研究，特別是提升壓力容器外表面的CHF，保證足夠的安全裕度以覆蓋其不確定度。AP1000有以下獨特的設計特征可提升IVR策略的性能：①反應堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)布置有多級且冗余的自動泄壓系統(tǒng)(ADS)，可降低壓力容器壁面的壓力負荷；②壓力容器下封頭沒有貫穿件，可消除貫穿件失效的可能性；③堆芯下支撐板和下部堆內構件布置在較低的位置，確保其在事故工況下被氧化物碎片床熔化，可增加金屬層的厚度，從而減弱聚焦效應；④壓力容器下封頭周圍專門布置了金屬保溫層擋板，形成環(huán)形冷卻通道，可提高自然循環(huán)流量，進一步提高CHF。ULPU-2400試驗[8]模擬了AP1000的外部冷卻流道，試驗結果表明，下封頭赤道線附近的CHF能夠達到2 MW·m-2，高于AP1000評估的最大熱負荷1.3 MW·m-2[1]。另一獨立的分析[9]表明，在某些極端工況下(如氧化層上的金屬層較薄，如圖4(a))，壁面熱負荷可能會超過CHF，但概率極低。針對MASCA試驗發(fā)現的三層模型進行了參數計算[10,11]。這個三層模型包括：底部的重金屬層，頂部的輕金屬層，以及處于中間的氧化物熔池(如圖4(b))。結果表明，底層熱流密度仍明顯低于ULPU-2400試驗得出的CHF。AP1000的最終設計于2004年9月通過，并在2006年1月得到USNRC的設計認證。此后，中國于2008年開始在兩個廠址建造4個AP1000反應堆機組。

圖4.下封頭熔池構造示意圖[9]。(a) 兩層模型；(b) 三層模型。

2.4.IVR策略在APR1400中的應用

IVR策略也被應用于韓國設計的1400 MWe先進壓水堆APR1400。除了外部冷卻(ERVC)，AP1400的系統(tǒng)設計計劃包括：在一回路降壓后，同時將金屬層注水淹沒的能力；有望從熔融物上表面移除部分熱量，以將聚焦效應處的熱流密度降至CHF以下的行動(圖5 [12])。堆內安裝有專設冷卻水系統(tǒng)，在合適時機可以將冷卻水注入下封頭熔池[1]。需要指出的是，在合適時機向極熱的容器內注水并非易事，可能需要進行復雜的評估甚至驗證。

圖5.APR1400的IVR示意圖[12]。

為了解目前提出的ERVC及額外強化措施對更高功率的反應堆(1500 MWe)是否仍然有效，美國愛達荷國家實驗室(INL)、賓夕法尼亞州立大學(PSU)、韓國原子能研究所(KAERI)以及首爾國立大學(SNU)合作研究出ERVC增強措施和堆內堆芯捕集器(IVCC)[13]。研究包括四個部分：①利用SCDAP/RELAP5計算，確定典型的熔融物后期包絡狀態(tài)；②IVCC設計；③ERVC強化措施；④從改進的設計獲得的安全裕度提升評估。研究選取APR1400作為參考反應堆，利用美國和韓國的多個試驗設備和先進的分析程序，研究了可以強化ERVC和IVCC性能的方法。主要的發(fā)現和結論如下所述：

(1) 在不考慮任何ERVC強化措施的情況下，APR1400下封頭的平均熱負荷范圍為0.147～1.64 MW·m-2。利用HERMES-HALF試驗設備測得的自然循環(huán)流量(根據APR1400的ERVC模型，注入空氣模擬沸騰效應)能夠達到200 kg·s-1，根據SULTAN模型[14]可推出下封頭赤道線附近的CHF能達到1.3～1.45 MW·m-2。因此，不向壓力容器注水，僅依靠ERVC不足以將下封頭內熔池的衰變熱移除，也無法保證壓力容器的完整性。研究未提及頂部注水對熔池冷卻的影響，但其他的研究表明，僅依靠頂部注水只能冷卻0.1～0.2 m厚的熔融物層。

(2) 為支持IVCC的設計(圖6 [13])以增強其冷卻性能，利用GAMMA-2D試驗設備(外徑為0.5 m的半圓形壓力容器切片結構)研究了間隙冷卻及大氣壓下的CHF。試驗結果表明，在大氣壓下，間隙大小為1 mm、3 mm和5 mm的CHF范圍為50～250 MW·m-2。試驗還研究了熔融物對堆芯捕集器及其表面耐熱涂層的沖擊，但其事故后可用性及對RCS的影響還未知。IVCC以及壓力容器注水屬于壓力容器內冷卻增強措施。

(3) ERVC的強化措施之一是改進保溫層結構，如圖7 [13]所示(在圖中深色區(qū)域增加保溫層)，使流道成為流線型，以達到更加有效的冷卻。這一想法與從AP600到AP1000的IVR策略升級類似，重新設計的AP1000的擋板結構可獲得更高的CHF。利用SBLB試驗設備(與原型比例為1：5的下封頭半球形結構)開展的相關研究表明，下封頭赤道線附近的CHF提高了20 %左右。

圖6.APR1400堆內堆芯捕集器概念設計[13]。

(4) ERVC的另一強化措施是在下封頭外表面應用鋁或銅的多孔涂層。研究發(fā)現，與平坦的下封頭相比，有多孔涂層的下封頭赤道線附近的CHF提高80 %左右。鋁涂層較銅涂層更為耐久，因為即使在多次穩(wěn)態(tài)沸騰循環(huán)后，鋁涂層仍能保持其完整性。

(5) 當同時應用改進的保溫層和壓力容器表面涂層時，下封頭赤道線附近的CHF整體效果可提高120 %。這似乎表明，帶有表面涂層和改良保溫層的ERVC能夠為高功率反應堆，如APR1400，提供有效的冷卻。

韓國APR1400反應堆的嚴重事故緩解策略目前似乎還未確定，并且仍在不斷改進。如何理解小規(guī)模測試的試驗數據以及如何將表面涂層應用至原型壓力容器的問題還不明確。值得注意的是，雖然標準版的APR1400采用IVR策略，但為歐洲市場設計的改進版將采用堆芯捕集器，該裝置與經濟簡化型沸水堆(ESBWR，一種由通用日立核能公司設計的沸水堆) 壓力容器下部的堆芯捕集器和冷卻(BiMAC)裝置類似[15]。

2.5.IVR策略在CAP1400和華龍一號中的應用

福島事故后，中國核安全局針對核電安全提出了更為嚴格的要求，新建的反應堆要求能夠實現“實際消除大量放射性物質釋放”。為實現這些目標，嚴重事故預防和緩解措施至關重要。在引入AP1000后，中國第三代壓水堆設計首選IVR策略，華龍一號和CAP1400即為這種類型的兩個先進壓水堆。

CAP1400是由國家核電技術公司(SNPTC)設計的1400 MWe反應堆，基本上繼承了AP1000的設計理念和技術特征。由于其功率的提升，SNPTC及其合作單位開展了一系列的研究，包括IVR的設計和量化。一個將CAP1400按比例縮小且類似于ULPU的試驗設備在上海交通大學被研發(fā)，以驗證反應堆壓力容器外部冷卻的有效性。CAP1400示范電站的廠址已確定，預計2016年開始建造。

圖7.保溫層強化示意圖[13]。

HPR1000，也稱華龍一號，是由中國核工業(yè)集團公司(CNNC)和中國廣核集團有限公司(CGNPC)聯合研發(fā)設計的1000 MWe先進反應堆。華龍一號同樣具有非能動安全的優(yōu)點，配備了非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCCS)和非能動余熱排出系統(tǒng)(PRS)。不過，華龍一號的IVR策略具有“能動+非能動”的特點，即外部冷卻的冷卻水可由泵(能動)或重力(非能動)驅動。這一設計理念旨在提高其冗余性和安全裕度?；趪鴥葘核训脑O計、建造及運行的豐富經驗，CNNC和CGNPC已經完成了華龍一號的諸多研發(fā)工作。華龍一號的首堆已于2015年5月開始建造。

目前中國國內多個不同的組織已針對IVR策略在中國核反應堆中的應用開展了大量的研究[16-18]，但由于商業(yè)機密，大部分數據尚未公開。

3.未來研究需求

根據上文的分析，IVR策略有效性的量化直接取決于兩個參數：熔池加載于壓力容器壁面的熱流密度和壓力容器外部冷卻的排熱能力(如CHF)。因為下封頭外表面的CHF可通過模化試驗測得，所以其不確定度相對較低。增強CHF的最新研究主要采用優(yōu)化保溫層結構、設計流線型流道和提高驅動壓頭等技術路線。通過表面涂層、加工表面結構、向冷卻劑中添加表面活性劑或納米流體等手段來強化CHF的研究也有所開展，然而，其研究成果在工程方面應用的可能性仍待商榷。

IVR策略有效性的不確定性主要來自熔池加載于壓力容器壁面的熱流密度，因為在理論上所有的堆內熔融物進程和現象都會對其產生影響。目前為止，只有三英里島核反應堆2號堆(TMI-2)事故這一典型案例展示了壓水堆內熔融物的事故進程[1]。之后發(fā)現，在壓力容器充滿水的同時，壓力容器壁幾乎達到蠕變溫度。然而，不知何故，壓力容器壁會逐漸冷卻以降低溫度，并且容器的完整性被保持。在這種情況下，特別值得關注的現象包括：堆芯內熔池的形成，熔池上部燃料棒的大量坍塌(形成碎片床)，以及部分熔融物向下封頭的再遷移。圖8 [7]展示了在最終穩(wěn)定狀態(tài)前的堆芯熔化進程的中間狀態(tài)，而對IVR策略的評估僅采用最終穩(wěn)定狀態(tài)作為包絡性的熔池構型(圖4)。由于目前沒有最終構型形成過程的研究成果，所以 可能會對包絡構型產生很多疑問。本文接下來將對碎片床形成、再熔化，儀器導管(IGT)滲透脆弱性以及熔池行為進行簡要回顧，這些因素對下封頭內碎片床和熔池的最終狀態(tài)形成至關重要。

3.1.碎片床形成

堆芯熔融物再遷移至下封頭水池后，由于碎化和沉降作用，可能首先形成碎片床。燃料-冷卻劑間的相互作用(FCI)也可能會引起壓力容器內蒸汽爆炸。表1給出了一些FARO試驗[19,20]的數據，該試驗研究了熔融物射流在進入水池過程中的破碎和驟冷現象。大部分的FARO試驗主要針對堆內顆粒碎片床的形成情況而設計，大多使用超過100 kg的、在飽和水池中由80 % UO2和20 % ZrO2組成的熔融混合物。試驗發(fā)現，碎片并不會在底部均勻鋪展，而會形成堆積狀的碎片床。試驗得到各種形狀的顆粒碎片尺寸范圍為0.25～11 mm。顆粒的平均尺寸在表1中列出。試驗的一個重要發(fā)現是蛋糕狀碎片床的形成。試驗中最不利的工況出現在L-19，其蛋糕狀碎片床的質量達熔融物總量的50 %。蛋糕狀碎片對碎片床的可冷卻性有重要的意義，但其影響程度目前還不完全清楚；這種蛋糕狀碎片在何時、以何種方式出現也不明確。FARO試驗中還觀察到大量的氫氣產生，這意味著發(fā)生了化學反應，這種伴隨的化學反應也對碎片床的形成產生了一定影響。

圖8.堆芯融化進程的中間階段[7]。

表1 FARO試驗的初始條件及關鍵特征

由于原型材料試驗的開展和控制具有一定難度，試驗研究廣泛采用低熔點的模擬材料。為更好地理解FCI的物理過程，這一方法非常必要。然而，大部分已有的研究(包括利用原型材料的研究)主要關注熔融物碎化機理、混合和FCI能量轉化率，有關碎片床形成的數據很少，這些數據對碎片床的可冷卻性具有重要意義。瑞典皇家理工學院開展的DEFOR試驗正試圖填補這一空白[21]。目前已開展許多模擬材料試驗，試驗中關于碎片尺寸分布的結果與FARO試驗類似。一些模擬材料的試驗中也觀察到了碎片堆積的現象。

碎片床一旦形成，其可冷卻性至關重要。由于已經開展了許多分析和試驗研究，與碎片床的形成相比，人們對碎片床的可冷卻性有更好的理解。盡管對原型碎片床的特征及其對可冷卻性的影響仍不完全明確[22]，可以確定的是，下封頭內形成的碎片床不能被冷卻，碎片床遲早會發(fā)生再熔化。

3.2.碎片床再熔化

碎片床再熔化基本上是一片空白的研究領域。碎片床再熔化對下封頭內熔池的形成有重要意義，因為在再熔化的動態(tài)過程中，許多中間過程可能出現，其熱負荷可能不會一直低于外部冷卻極限。例如，碎片床中金屬組分由于熔點較低，在再熔化過程中將首先熔化，形成液態(tài)金屬熔池，而熔點較高的固態(tài)碎片(氧化物)則淹沒在金屬熔池中，如圖9所示。如果發(fā)生這種情況，所形成的熔池結構將具有較薄的金屬層，可能使聚焦效應增強。

圖9.一種可能的碎片床結構。

3.3.熔池行為

熔池的傳熱性是非常熱點的研究課題，因為它決定了壓力容器內的熱負荷。目前已經有了許多試驗研究，如COPO [23]、ACOPO [24]、SEMICO [25]和LIVE [26]，使用不同的熔融物模擬材料，如水、有機流體、二元熔融混合物(KNO3-NaNO3)等，模擬具有體積加熱特征的熔池內自然對流現象。試驗目標是獲取熔池換熱系數的關系式，從而用于IVR策略的評估。RASPLAV [27]和MASCA [10]試驗使用原型材料開展了小尺度研究。已有試驗的主要限制來源于它們的瑞利數，由于使用縮比的試驗裝置，試驗中的瑞利數都低于原型。BALI試驗裝置[28]的半徑與壓力容器原型相等，因此達到了較高的瑞利數。該試驗采用了有機流體模擬熔融物。最近由中國核電工程有限公司(CNPE)開展的COPRA試驗[29]的試驗裝置尺寸也與原型一致，試驗使用了二元混合物KNO3-NaNO3模擬熔融物?？傊?，由于上述研究基于多種尺寸的試驗設備和模擬物，試驗數據是離散的，其在原型條件下的應用還需謹慎。顯然，未來有必要開展更高溫度、更高瑞利數的試驗，用以模擬更為現實的工況。

另一個關于熔池行為的問題是分層。由于金屬相(鋯和鐵)比氧化混合物(UO2-ZrO2)輕，因此在熔池換熱研究中最先假設的構型為兩層結構。而國際經濟合作與發(fā)展組織(OECD)資助的RASPLAV和MASCA試驗發(fā)現，在熔融金屬層和氧化層之間可能由于化學反應發(fā)生元素分區(qū)，形成新的熔池構型。例如，在MASCA試驗中發(fā)現，鐵和鈾結合形成的金屬混合物密度高于氧化物，會沉入氧化物豐富的熔池的底部。這一重要發(fā)現表明下封頭內有可能出現層間翻轉，形成氧化物層在底部重金屬層和頂部輕金屬層之間的三層熔池結構，如圖10所示。由于一些在熔池頂部的鋼可能被金屬鈾帶入熔池底部，因此三層熔池結構帶來的最壞后果是更為強烈的聚焦效應。層間翻轉是由熔融物中未被氧化的鋯觸發(fā)的，但一些在氧化環(huán)境(蒸汽)下獲得的數據表明，一旦鋯被完全氧化，鋼會被金屬鈾釋放，重新回到熔池頂部[1]。因此，目前對熔池的組成和結構的理解仍比較混亂，還需要開展更多關于熔池分層的研究。進一步的研究需要關注以下幾點：①分層動力學、層間硬殼完整性及層間擴散阻力；②層間溫度差異的影響；③堆芯降級并遷移至下腔室的過程；④由蒸汽供應點向熔池表面、熔池內部，特別是熔池底部重金屬層的氧氣擴散。因此，確定從重金屬層形成到鋼從重金屬層釋放的時間區(qū)間至關重要。如果時間很短，那么由于頂部金屬層變薄而增大的熱流密度(高于壓力容器外表面CHF)可能不會使壓力容器失效。然而，如果時間很長，頂部金屬層附近則可能出現壓力容器失效。因此，有必要針對底部重金屬層與頂部輕金屬層間的氧氣擴散和鋼的運動的相互作用現象開展研究。

最后，IVR策略的評估還涉及：①熔池換熱、壓力容器壁面導熱和外部沸騰冷卻的耦合問題；②壓力容器的高溫蠕變及其與熔池的相互作用；③熱化學侵蝕。這些問題都還缺乏研究和了解。

4.結論與展望

通過壓力容器外部冷卻方式實現的堆芯熔化的IVR策略正在被廣泛應用于在役核電站的技術改造和新建核電站(即第三代核反應堆)的設計中，包括VVER-440、AP1000、APR1400、CAP1400和華龍一號等。IVR策略被認為是實現“實際消除大量放射性物質釋放”安全目標的有效嚴重事故緩解措施。為了尋找確保熔融物冷卻及滯留的解決方案和IVR策略有效性評估的兩個關鍵參數，即熔池加載于壓力容器內壁面的熱流密度和壓力容器外部冷卻的臨界熱流密度，全世界開展了大量的研究。盡管如此，仍然有不少空白和不確定性，特別是在堆內熔融物進程領域，僅有TMI-2事故作為唯一參考。

為進一步降低這些不確定性，完善知識基礎，本文建議未來開展以下專題的研究：

(1) 重點關注熔融物從堆芯遷移至下腔室過程中的碎片床形成；

(2) 碎片床再熔化及來自不可冷卻的碎片床的熔池形成；

圖10.IVR現象。

(3) 更貼近原型條件(如更高溫度、更高瑞利數和氧化物組成等)下的熔池對流換熱行為；

(4) 熔池分層機制，伴隨熔池化學作用和氧擴散動力學的熔池動力學，以及嚴重事故下可能的熔池結構；

(5) 熔池對流換熱、壓力容器壁面導熱和外部沸騰傳熱的耦合分析和試驗研究；

(6) 外部冷卻強化措施及其在反應堆的應用，和其他冷卻強化措施。

隨著國內外(如歐盟的IVMR和SAFEST項目)研究的持續(xù)開展，IVR策略的可靠性會得到顯著的提高。通過未來的研究，驗證IVR上限與反應堆功率的關系，對指導反應堆設計、促進安全設計認證頗有裨益。此外，進一步的研究工作將增強我們對嚴重事故的知識基礎，有助于認證反應堆設計和嚴重事故管理策略，以及為重要的未解決問題提供解決方法，最終提高公眾對核電的認可度。

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[1] Sehgal BR.Nuclear safety in light water reactors: severe accident phenomenology.Waltham: Academic Press; 2012.

[2] Sehgal BR.Stabilization and termination of severe accidents in LWRs.Nucl Eng Des 2006;236(19—21):1941—52.

[3] Fischer M, Herbst O, Schmidt H.Demonstration of the heat removing capabilities of the EPR core catcher.Nucl Eng Des 2005;235(10—12):1189—200.

[4] Bezlepkin VV, Kukhtevich IV, Leont’ev YG, Svetlov SV.The concept of overcoming severe accidents at nuclear power stations with VVER reactors.Therm Eng 2004;51(2):115—23.

[5] Kym?l?inen O, Tuomisto H, Theofanous TG.In-vessel retention of corium at the Loviisa plant.Nucl Eng Des 1997;169(1—3):109—30.

[6] Theofanous TG, Najafi B, Rumble E.An assessment of steam-explosioninduced containment failure.Parts I: probabilistic aspects.Nucl Sci Eng 1987, 97(4):259—81.

[7] Theofanous TG, Liu C, Additon S, Angelini S, Kym?l?inen O, Salmassi T.In-vessel ccolability and retention of a core melt.Nucl Eng Des 1997;169(1—3):1—48.

[8] Dinh TN, Tu JP, Salmassi T, Theofanous TG.Limits of cool ability in the AP1000-related ULPU-2400 Configuration V facility.In: Proceedings of the 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics; 2003 Oct 5—9; Seoul, Korea; 2003.

[9] Esmaili H, Khatib-Rahbar M.Analysis of in-vessel retention and ex-vessel fuel coolant interaction for AP1000.Rockville: Energy Research, Inc.; 2004 Aug.Report No.:NUREG/CR-6849.

[10] Asmolov V, Tsurikov D.Major activities and results.In: Material Scaling Seminar; 2004 Jun 10—11; Aix-en-Provence, France; 2004.

[11] Tsurikov D.MASCA2 Project: major activities and results.In: Material Scaling Seminar; 2007 Oct 11—12; Cadarache, France; 2007.

[12] Oh SJ, Kim HT.Effectiveness of ex ternal reactor vessel cooling (ERVC) strategy for APR1400 and issues of phenomenological uncertainties.In: Workshop Proceedings: Evaluation of Uncertainties in Relation to Severe Accidents and Level-2 Probabilistic Safety Analysis; 2005 Nov 7—9; Aix-en-Provence, France; 2005.

[13] Rempe JL, Suh KY, Cheung FB, Kim SB.In-vessel retention strategy for high power reactors.Idaho Falls: Idaho National Engineering and Environmental Laboratory; 2005 Jan.Report No.: INEEL/EXT-04-02561.

[14] Rougé S.SULTAN test facility for large-scale vessel coolability in natural convection at low pressure.Nucl Eng Des 1997;169(1—3):185—95.

[15] Theofanous TG, Dinh TN.Integration of multiphase science and technology with risk management in nuclear power reactors.Multiphas Sci Technol 2008;20(2):81—211.

[16] Cheng X, Yang YH, Ouyang Y, Miao HX.Role of passive safety systems in Chinese nuclear power development.Sci Technol Nucl Ins 2009;2009:573026.

[17] Tang CL, Kuang B, Liu PF, Zhu C, Wang F.Preliminary analysis of channel flow characteristics in the passive IVR-ERVC experimental facility.Nucl Tech 2014;37(12):120604.Chinese.

[18] Li YB, Tong LL, Cao XW, Guo DQ.In-vessel retention coolability evaluation for Chinese improved 1000 MWe PWR.Ann Nucl Energy 2015;76:343—9.

[19] Magallon D, Huhtiniemi I, Hohmann H.Lessons learnt from FARO/TERMOS corium melt quenching experiments.Nucl Eng Des 1999;189(1—3):223—38.

[20] Magallon D, Huhtiniemi I.Corium melt quenching tests at low pressure and subcooled water in FARO.Nucl Eng Des 2001;204(1—3):369—76.

[21] Karbojian A, Ma WM, Kudinov P, Dinh TN.A scoping study of debris bed formation in the DEFOR test facility.Nucl Eng Des 2009;239(9):1653—9.

[22] Ma WM, Dinh TN.The effects of debris bed’s prototypical characteristics on corium coolability in a LWR severe accident.Nucl Eng Des 2010;240(3):598—608.

[23] Kym?l?inen O, Tuomisto H, Hongisto O, Theofanous TG.Heat flux distribution from a volumetrically heated pool with high Rayleigh number.Nucl Eng Des 1994;149(1—3):401—8.

[24] Theofanous TG, Maguire M, Angelini S, Salmassi T.The first results from the ACOPO experiment.Nucl Eng Des 1997;169(1—3):49—57.

[25] Sehgal BR, Bui VA, Dinh TN, Green JA, Kolb G.SIMECO experiments on in-vessel melt pool formation and heat transfer with and without a metallic layer.In: Proceedings of the Workshop on In-Vessel Core Debris Retention and Coolability; 1998 Mar 3—6; Garching, Germany; 1998.p.198—206.

[26] Gaus-Liu X, Miassoedov A, Cron T, Wenz T.In-vessel melt pool coolibility test—description and results of LIVE experiments.Nucl Eng Des 2010;240(11):3898—903.

[27] Asmolov V, Tsurikov D.RASPLAV project: major activities and results.In: Proceedings of OECD/NEA RASPLAV Seminar; 2000 Nov 14—15; Munich, Germany; 2000.

[28] Bonnet JM.Thermal hydraulic phen omena in corium pools for ex-vessel situations: the BALI experiment.In: Proceedings of the 8th International Conference on Nuclear Engineering; 2000 Apr 2—6; Baltimore, Maryland.New York: American Society of Mechanical Engineers; 2000.p.79—86.

[29] Zhang LT, Zhang YP, Zhao B, Ma WM, Zhou YK, Su GH, et al.COPRA: a large scale e xperiment on natural convection heat transfer in corium pools with internal heating.Prog Nucl Energ 2016;86:132—40.

* Corresponding authors.

E-mail addresses: mawm@cnpe.cc; balraj@kth.se

2095-8099/? 2016 THE AUTHORS.Published by Elsevier LTD on behalf of Chinese Academy of Engineering and Higher Education Press Limited Company.This is an open access article under the CC BY-NC-ND license (http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/).

英文原文: Engineering 2016, 2(1): 103—111

Weimin Ma, Yidan Yuan, Bal Raj Sehgal.In-Vessel Melt Retention of Pressurized Water Reactors: Historical Review and Future Research Needs.

Engineering, http://dx.doi.org/10.1016/J.ENG.2016.01.019