核電站堆芯熔融物的處理措施

冉刻，周濤，李精精

(華北電力大學核熱工安全與標準化研究所，北京102206)

0 引言

2011年3月11日在日本發生的9級地震及其引發的海嘯最終造成了福島核電站發生了堆芯熔融事故，導致大量的放射性物質釋放到大氣中。福島核電站沸水堆的堆芯熔融事故，與通常研究的壓水堆堆芯熔融有著一定的差別，這在一定程度上也體現了各種堆型中堆芯熔融的差別，同時也對堆芯熔融物的控制和收集提出了更高的要求。國外Asmolov[1]和Rempe[2]較早開始了堆內熔融物維持的分析研究，Hawkes[3]和Hammersley[4]也對AP600這一具體堆型的熔融物的特性進行了研究;國內中國核動力研究設計院[5]和清華大學核能與新能源技術研究院[6]則分別研究了堆芯熔融物在下腔室的冷卻及其與混凝土的反應，但對不同堆型的堆芯熔融物的維持及其差異的研究目前較少。因此，堆芯熔融物的處理措施應成為緩解核電站嚴重事故的重要研究內容，急需對各種堆型熔融物的處理方式進行更深入的研究，以達到保護環境、實現核電安全發展之目的。

1 堆芯熔融物的特性及冷卻策略

1.1 堆芯熔融物的特性

堆芯熔融物在高溫(高于其熔點)環境下存在強烈的對流運動，由于密度不同，會存在分層現象。有代表性的分層結構為:

(1)第1層為金屬熔融層，主要由Fe－Zr的混合液態金屬組成。

(2)第2層為氧化物熔融池，主要由UO2－ZrO2的氧化物組成。

有文獻[7]把第2層細分為2層，即外圍的氧化物殼層(又叫冷凝殼層)和內部的氧化物熔融池。氧化物殼層是氧化混合物與溫度偏低的金屬熔融層、下封頭相接觸后冷凝形成的一個厚度為幾毫米到幾十毫米的殼層，其熔點大約為2730℃;殼層上部由于和金屬熔融層相接觸，所以厚度只有幾毫米，而下部由于接觸的下封頭溫度較低，殼層厚度則達幾十毫米。金屬熔融層的厚度相對其直徑較小，第2層的熱量是通過此薄層的上表面和側面傳遞，其中占傳熱總量15%左右的熱量是通過上表面以熱輻射的方式傳遞出去的，其余大部分的熱量則是以對流的方式從側面傳導給壓力容器壁面;金屬熔融層的厚度越小，其對應的側面換熱面則越小，壓力容器壁面也將承受更大的熱應力以及熱負荷。

在干燥的安全殼大氣環境中，嚴重事故發生后，壓力容器收集到的堆芯熔融物在作為安全殼底板的混凝土基底上擴散，不同的擴散過程形成了不同高度的、需要充分冷卻的熔融池，直接影響后續的熔融物冷卻進程。影響熔融物擴散過程的因素包括:決定熔融碎片擴散速度的流體動力學行為、熔融物表面張力和黏度、由外界釋熱所決定的熔融池固化過程。熔融池衰變熱主要是通過表面輻射、對流、導熱以及底部的消融過程傳遞出來的[8]。堆芯熔融物在安全殼下腔室的結構如圖1所示。

圖1 堆芯熔融物在下腔室的結構

壓力容器失效后，堆芯熔融物跌入堆腔形成熔渣池，溫度可達3000～4000℃，而與之接觸的底板混凝土熔化分解溫度僅為1100℃左右。熔渣與混凝土的相互作用逐漸向下侵蝕底板，試驗中觀測到的最高燒蝕速率可達1mm/s[9]。熔融池外圍形成的高熔點硬殼會使其表面熱輻射的熱量變小，而熔融物與混凝土的相互作用(MCCI)反應仍然在熔融池下部進行，熔融物的衰變熱以及MCCI的反應熱決定了混凝土的被侵蝕程度，如果底板被熔穿將使得安全殼的完整性被破壞，可能使環境被污染。在切爾諾貝利核電站事故搶救中，為了防止熔融物進入環境中污染地下水，曾花費巨大的人力和物力在其堆芯底部設置冷卻層，這正體現了堆芯熔融物的侵蝕特性。

1.2 堆芯熔融物的冷卻

堆芯熔融是由于堆芯余熱不能及時排出使得堆芯溫度驟升，燃料元件超溫而熔化，堆芯熔融物落入下腔室，從而使壓力容器下封頭失效。如果壓力容器內部壓力較低，熔融物可能流入堆腔與底板的混凝土發生反應，反應釋放出的不可凝氣體可能會造成安全殼的晚期失效;如果壓力容器內部壓力較高，熔融物則可能高壓噴射而出，對安全殼直接加熱，可能會造成安全殼的早期失效。

堆芯熔融物如果能得到充分的冷卻，就不會造成安全殼和底板的融穿，就能保證系統的完整性。目前主要是通過冷卻水水淹的方法對堆芯熔融物進行冷卻，但高溫熔融物和冷卻水有發生反應生成蒸汽而爆炸的危險，而且氧化物熔融池外部形成的高熔點硬殼也會增加熱傳導的阻力。

依據Theofanous[10]的研究，圖2描述了不同載荷所使用的術語、失效準則、相關的載荷狀態以及整個過程存在的3個狀態(圖中:qw為穿過容器壁的局部熱流量;qCHF為臨界熱流量;F為推動力;下標f為失效情形)。迄今為止，對堆芯熔融物的冷卻主要是在圖2中3個狀態的長期熱狀態階段進行，此階段技術的可行性最先在Loviisa核電站得到了驗證，它們采取在反應堆安裝冰冷凝器安全殼以及在嚴重事故中通過冰的熔化來對堆腔淹沒的措施，使得堆芯熔融物得到了很好的維持。在隨后的不斷發展中，冷卻方式有了很多的變化，技術也有了很多的改進，但堆芯熔融物的冷卻依然被視作目前輕水堆設計中非常薄弱的一個環節，這也是在第3代壓水堆核電站中冷卻方式發生根本性變化的一大原因。

1.3 堆芯熔融物的冷卻策略

堆芯熔融事故處理的總體管理策略是對反應堆腔注水、淹沒反應堆容器。該策略的理論基礎是受外部冷卻的下封頭能夠抵御堆芯熔融的下降侵蝕。

在實際情況中，可能面臨的問題卻是下封頭在承受此環境下的熱力載荷時能否保持完整性。載荷是由于容器內存在高溫熔化(對氧化物而言溫度高達2700℃，對金屬熔融物而言則達1500℃)而產生的。在高溫熔融物布置在下封頭上部的過程中，最初是強迫對流占主導地位，經過一系列的混合轉化后最終達到完全自然對流狀態。下封頭的完整性一方面可能因為熔穿而受到破壞，另一方面也可能由于機械載荷(包括所有的內部壓力和內、外冷熱造成的熱應力)促使結構失效和壁厚的不斷變薄相結合而使其破壞。

圖2 堆內維持的分析圖

當前國際核電領域對堆芯熔融這類嚴重事故主要提出了2類緩解方案:第1類是把壓力容器作為堆芯熔融物的包容裝置，通過外部的非能動水對壓力壓力容器進行冷卻，保證壓力容器的完整性;第2類則是在壓力容器外設置熔融物的包容區，即在壓力容器外面采用專門的材料和設施來保證熔融物不外泄。

2 不同堆型堆芯熔融物的處理措施

2.1 福島核電站沸水堆堆芯熔融物處理措施

福島核電站所使用的沸水堆分別由通用電氣、東芝、日立3個公司提供。該電站設計于20世紀60年代，屬于早期的沸水反應堆，設計和安全標準都滿足了當時的要求，但在嚴重事故的堆芯熔融物的滯留處理方面，沒有類似AP1000，EPR的專門設計。

沸水堆的一次安全殼內部結構如圖3所示，下部干井的地坑表面是一層礬土層，面積為79m2，下部干井和上部干井相通。在下部干井和抑壓池之間連有帶熔斷閥的連通管，當發生堆芯熔融并且壓力容器失效時，熔融物進入下部干井;由于熔融物沒有得到有效冷卻，使得下部干井內部溫度不斷上升，溫度上升到260℃后促使熔斷閥熔化，抑壓池中的冷卻水進入下部干井確保熔融物冷卻，同時減少了干井底部混凝土與熔融物的反應。消防注水系統(ACIWA)為干井的最終水源，它一方面對抑壓池進行水量的補充，另一方面對上部干井進行噴淋冷卻，達到冷卻干井空間和吸附氣溶膠物的目的。

圖3 沸水堆安全殼內部結構示意圖

2.2 AP1000堆芯熔融物處理措施

AP1000在傳統成熟的壓水堆核電技術的基礎上針對目前在運核電廠的薄弱環節，引入了安全系統“非能動化”和簡化系統的設計理念。AP1000最大的特點是主要安全系統采用非能動設計理念，利用重力、自然循環、壓縮空氣能量的原理，簡化了系統設計，降低了設備失效概率，建立了全面的嚴重事故預防和緩解策略[11]。

AP1000在發生堆芯熔化事故時，通過冷卻水對壓力容器外表面進行冷卻，從而保證熔融物維持在壓力容器內部(In-vesselRetention)是它的一個固有特性，其功能主要靠壓力容器外淹沒冷卻系統實現。在發生堆芯熔化事故時，冷卻水將注入壓力容器外璧和其保溫層之間，帶走壓力容器外壁的熱量，有效地冷卻掉到壓力容器下封頭的堆芯熔融物;產生的蒸汽由蒸汽/水出口排出，從而將熔融物保持在壓力容器內，保證壓力容器的完整性，避免了堆芯熔融物和混凝土底板發生反應，如圖4所示[12]。

2.3 EPR堆芯熔融物處理措施

EPR是AREVANP和SIEMENS聯合設計的改進型核電站。EPR總體設計目標和安全指標需達到EUR對第3代核電站的要求，包括對嚴重事故預防和緩解的要求[13－14]。EUR特別強調通過安全殼系統緩解嚴重事故后果(如滯留和冷卻堆芯碎片、熔融堆芯與混凝土相互作用、限制安全殼系統的泄漏、延長需要操縱員干預或進行事故管理的寬限時間等)。

EPR在發生堆芯熔融事故時采用的是壓力容器外熔融物冷卻的處理方式，即設置堆芯搜集器阻隔堆芯熔融物和混凝土發生反應，同時對熔融物進行持續冷卻，使其熱量最終排出堆內。如果壓力容器破裂，熔融物將會在面積約170m2的堆芯搜集器上攤開，通過提高表面積與體積的比，將堆芯熔融物轉化成更易于冷卻的結構形式。一旦熔融物到達擴展間，安全殼換料水箱內的水靠重力非能動的作用給擴展區底部的冷卻元件提供冷卻水源。當擴展間與安全殼換料水箱達到水壓力平衡時，將會停止注水。安全殼內壓力降到足夠低時，安全殼熱量導出系統可切換到長期再循環模式，直接向擴展區供水。此外，擴展區上部的蒸汽進入安全殼，在安全殼壁面凝結成水后返回到安全殼換料水箱，再循環進入擴展間冷卻系統，從而形成一個蒸汽－水的自然循環系統，其結構如圖5[15]所示。

2.4 VVER－1000堆芯熔融物處理措施

田灣核電站VVER－1000型反應堆使用堆芯捕集器來緩解堆芯熔融物對壓力容器的熔穿。堆芯搜集器的設計過程是在結合第3代堆型2種主要設計思路的基礎上而進行發展的:第1種是類似AP1000的設計思路，通過非能動水冷卻壓力容器外表面，使堆芯熔融物滯留在壓力容器內;第2種就是EPR的設計思路，使用壓力容器外部的專門設施來實現對堆芯熔融物的包容。

在實際情況中，當發生堆芯熔融事故時，堆芯的熔融物將會被堆芯捕集器收集，在掉落的過程中加劇破碎，與“犧牲性”材料發生反應，之后在熔融池下層形成金屬熔融物。冷卻捕集器的外壁為金屬，通過熱交換裝置供水管道通入含硼冷卻水，實現壓力容器外堆芯熔融物的冷卻和保持。此方案能保證搜集器的完整性，即在事故過程中，搜集器的包容邊界不會被破壞，能保持長期的次臨界狀態，其結構系統如圖6所示[7]。

圖6 田灣核電站堆芯捕集器示意圖

2.5 熔融物處理措施的比較分析

福島核電站所使用的沸水堆沒有專門的堆芯熔融物的包容裝置，主要是通過冷卻水和熔融物的直接接觸以及上、下干井的自然對流來進行熱量的釋放，同時還鋪設了類似于“犧牲性”材料的礬土層來防止熔融物與混凝土層的反應。但在長期釋放衰變熱的過程中，熱量無法有效帶出，仍可能會促使底板基座的熔穿。

AP1000對熔融物的包容和冷卻，引入了非能動的理念，即通過非能動冷卻水對壓力容器外部進行冷卻，從而防止了壓力容器的熔穿，進而實現對堆芯熔融物的包容。此方案一方面符合AP1000的設計思路，不用專門的設施，節省了投資;另一方面也預防了堆芯熔融物的外泄，保證了壓力容器的完整性。由于堆芯熔融物復雜的物理、化學過程以及氧化物殼層的熱阻作用，其失效裕度很難確定。為了充分保證壓力容器的完整性，需要提供較大的DNBR(臨界熱流密度比)熱工裕量，在一定程度上限制了核電站的功率。當前的堆功率也證實，超過1000MW的反應堆很少使用這種方案。

EPR作為歐洲新一代大功率壓水堆，早在1993年就開始了堆芯熔融物的搜集設施的研究，它所采用的方案是在壓力容器底部的堆坑內設置熔融物的搜集器，同時在區域內加入低熔點的“犧牲性”材料，改變其熔融物的物理特性，之后的封閉式大面積擴展空間提供了熔融物的充分冷卻。此方案是在壓力容器外對熔融物進行冷卻，能有效地對熔融物進行冷卻;同時，由安全殼對擴散區的彌散蒸汽進行包容，保證核電站有較大的功率(EPR的功率達1525 MW)。但由于EPR比AP1000多了搜集設施及擴容冷卻區域，其成本也相應增加，而且目前也只是一種設計方案。

田灣核電站VVER－1000堆型也是使用壓力容器外部的搜集設施實現熔融物的包容，但同時還結合了壓力容器內保持和壓力容器外冷卻的設計特點，其堆芯搜捕器的金屬壁面受硼化水的外部冷卻，有效地保證了熔融物的冷卻。此方案一方面使用“犧牲性”材料保證了熔融物的特性，另一方面解決了壓力容器下方需設置大面積冷卻區域的問題。此方案也為AP1000和EPR的局部改進提供了一個新思路。

4種堆芯熔融物的處理措施及其對應機組的功率見表1。

表1 熔融物處理方式及對應功率

從表1可以看出，功率范圍最大的為EPR，其次為AP1000，VVER－1000和福島沸水堆。由此可知:堆芯熔融物處理方式的不同在一定程度上也影響了功率范圍;VVER－1000功率較EPR和AP1000小則更多體現的是其他因素對功率的影響，在相同設計水準下的熔融物處理，它應該具有更多的裕度。

3 結論

通過對反應堆堆芯熔融物的特性、冷卻策略的分析，比較了福島沸水堆，AP1000，EPR和VVER－1000這4種堆芯熔融物的處理措施，明確了壓力容器堆芯熔融物的冷卻和包容對嚴重事故的緩解起著至關重要的作用，這一過程的成功實施，為延緩嚴重事故提供了重要保證。

(1)福島核電堆型所用的熔融物處理方式與第3代核電AP1000，EPR有很大差別，處理效果較另外的堆型有一定差距。

(2)EPR使用的是對熔融物進行壓力容器外保持的方案，AP1000使用的是對熔融物進行壓力容器內冷卻的方案，這分別與兩者“冗余”和“簡化”的設計理念相符，但實際效果有待在實踐中檢驗。田灣核電站所使用的熔融物包容方式在結合2種方案的基礎上，凸顯了設計的創新性。

(3)在對不同處理方式對應的功率的比較中可知，堆芯熔融物的處理方式的不同，一定程度上也影響著機組的功率范圍。

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