基于MELCOR1.8.5的反應堆嚴重事故分析

杜國新　吳畏　汪可　趙宗方　徐宇

摘 要

本文使用MELCOR1.8.5程序，對反應堆一回路進行建模。首先將一回路調整至穩定運行狀態，然后引入全廠斷電事故，得到反應堆從停堆直到堆芯熔融物在堆坑內燒蝕的整個事故序列。目前已有的事故分析僅計算到壓力容器破損，本文為整個嚴重事故序列的分析提供一定的依據。

關鍵詞

反應堆;MELCOR1.8.5;建模;事故分析

中圖分類號： TL364.4;TM623 ? ? ? ? ? 文獻標識碼： A

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2020.11.040

0 前言

MELCOR與RELAP同為美國Sandia國家實驗室開發的程序，都可以用于反應堆熱工水力分析以及事故分析[1]。但是兩者的計算模型有區別，并且RELAP5程序用于事故分析時，只能計算到壓力容器破損，而MELCOR程序可以計算RELAP的全部過程，還包括了堆芯熔融物在堆坑燒蝕，以及放射性氣溶膠遷移的全部過程。

本文使用的MELCOR程序版本為1.8.5，主要用于描述輕水堆嚴重事故過程。程序采用模塊化結構，對于嚴重事故過程中出現的大部分物理化學現象均能進行模擬，特別是堆芯融化、下封頭失效和堆芯熔融物的噴射等[2]。

1 熱工水力控制體建模

對于控制體劃分，本文建立的模型如圖1。

本文建模時對系統進行了簡化。二回路簡化成了供水、蒸汽發生器二次側和集水三個部分。供水部分設置為時間無關控制體，壓力和溫度保持恒定。蒸汽發生器二次側設置為時間相關控制體，溫度和壓力受到供水和集水部分的影響。集水部分設置為大空間，接收蒸汽發生器二次側流體后，溫度和壓力基本保持不變。對于穩壓器安全閥噴出的流體，直接由大氣環境接收，大氣環境也設置為大空間控制體，參數基本不變。各個控制體的參數見表1。

2 堆芯建模

堆芯的劃分參考表2中，大亞灣核電站堆芯的參數，并做了一定的修改[3]。堆芯1-2層在下腔室，3層為堆芯支撐板，4-15層為堆芯活性區。詳細劃分參見圖2。

根據實際情況，堆芯的直徑取為3.04m，并且在徑向等分為5個環。堆芯軸向單元格高度劃分參見表3。

堆芯的1-3層為下腔室部分，單元格由不銹鋼組成，第3層的堆芯支撐板設置為格柵板，允許流體和熔融物的流過。堆芯的4-15層為活性區，單元格由燃料、包殼、支撐構件及控制棒毒物組成。

下封頭的徑向劃分與單元格的徑向劃分保持一致，均分為5環。下封頭的厚度取為0.13m，并且由于下封頭的厚度相對于壓力容器底部球弧半徑很小，將下封頭取為平板對事故的影響不大，所以本文中將下腔室取為長方形，相應的下封頭劃為平坦。

在每個下封頭環上設置一個貫穿件，以便模擬各種控制棒導管和測量導管對整個下封頭載荷的影響。下封頭與下腔室熔融物的換熱，可能導致貫穿件的升溫至失效，直接引起下封頭的失效，對事故進程也意義重大。

3 事故序列以及事故分析

3.1 事故前的穩定運行參數

3.2 事故條件

本文假設反應堆在事故前滿功率穩定運行。在運行500秒之后，引入全廠斷電事故，疊加柴油發電機組啟動失敗，其他應急電源同時失效。該事故將造成所有的能動設備失效，無法運作。程序計算的假設和條件主要包括以下幾點：

（1）事故后，主泵轉速降低和反應堆緊急停堆同時發生，不考慮延遲動作;

（2）主泵停泵的同時，輔助給水電動泵停泵;

（3）不考慮任何人的干預動作。

3.3 事故序列以及結果分析

反應堆首先運行500秒，達到穩定運行狀態。在500秒時，引入全廠斷電事故，一回路的主泵惰轉，停止二回路的補水，同時反應堆停堆。

事故結果：

如圖6所示，全廠斷電事故發生后，由于蒸汽發生器二次側有水，由于堆芯流體和蒸汽發生器流體的密度差，會形成自然循環。自然循環和堆芯功率的下降將導致堆芯流體的溫度和壓力下降。當二次側的冷卻能力減弱時，堆芯流體的壓力和溫度再次上升。在1242.8秒，當穩壓器的壓力上升至穩壓器安全閥開啟壓力16.6MPa時，蒸汽從穩壓器噴出。當堆芯支撐板失效后，熔融物跌入下腔室驟冷，產生大量蒸汽，堆芯出現壓力峰值。由于下腔室內流體有限，熔融物無法有效冷卻，熔融物將下封頭的貫穿件熔穿。堆芯熔融物直接噴出，堆芯流體也噴出，堆芯壓力降至安全殼壓力。此后，堆芯的壓力維持在安全殼壓力

如圖7所示，由于MELCOR程序計算控制體內流體時，將控制體內的空泡處理為氣相，結果導致初始階段液位下降不明顯，但此后堆芯液位不斷下降。當下封頭失效之后，流體流出堆芯，堆芯壓力下降。當壓力降低至4.2MPa時，安注箱的流體流入下腔室。由于此時安注箱流速較快，而且破口面積較小，流體無法立刻排出，結果導致6300s左右，堆芯液位有極小的上升。但堆芯流體很快再次流出，堆芯液位降為0m。

如圖8所示，當堆芯的停堆后，由于自然循環的冷卻，堆芯包殼溫度有一定的下降。此后隨著冷卻能力的減弱，包殼溫度不斷上升。當堆芯支撐板失效后，下腔室產生大量蒸汽并進入堆芯。在堆芯下層，由于蒸汽溫度較低，具有一定的冷卻作用，底層C103包殼溫度先降后上升。上層C104包殼會與高溫蒸汽發生鋯水反應，導致上層單元格包殼的直接升溫失效。

如圖9所示，熔融物跌入下腔室后，經過驟冷后，仍具有較高的溫度。下封頭失效后，熔融物直接噴出。但是由于堆芯支撐板此時并未全部失效，堆芯熔融物噴射具有一定間歇性。

如圖10所示，當包殼和蒸汽溫度超過1273.15K以后，鋯水反應開始發生。鋯水反應需要有高溫蒸汽和高溫包殼的存在，所以氫氣產生最快的時候，是在熔融物驟冷產生大量蒸汽的階段。此后鋯水反應速率受蒸汽質量和包殼溫度的影響，保持比較低的值。

4 結論

MELCOR程序是由美國Sandia國家實驗室為美國核安全管理局開發的輕水堆嚴重事故分析。鑒于嚴重事故的實驗一般為破壞性實驗，實驗耗費較大，而且具有極大的危險性，所以相關的實驗研究比較少。同時相關的模擬計算得到的結果，無法與實驗進行對比，但仍可以為未來的研究提供一定的幫助[4]。本文得出的結果，可以為反應堆嚴重事故下的操作，提供依據，為反應堆的安全打下更牢固的基礎。

參考文獻

[1]Merrill B，Moore RL，Polkinghorne ST，et al. Modifications to the MELCOR code for application in fusion accident analyses[J].Fusion engineering and design，2000，51：555-563.

[2]朱繼洲，奚樹人，單建強，等.核反應堆安全分析[M].西安：西安交通大學出版社，2000.

[3]郎明剛.大亞灣核電站全廠斷電誘發的嚴重事故研究[D].北京：清華大學，2002.

[4]樊申，張應超，季松濤.秦山一期全廠斷電事故分析研究[J].核電工程與技術，2004，17（4）：1-7.