坩堝式堆芯捕集器的發展及設計需求研究

王小吉

（中國核動力研究設計院，四川 成都 610000）

0 引言

當反應堆發生堆芯熔化嚴重事故后，熔融物可能熔穿反應堆壓力容器， 從而可能造成大量放射性釋放后果。 三代核電站對嚴重事故緩解能力提出了更高的要求， 致力于解決嚴重事故緩解中的熔融物長期冷卻問題， 以實現堆芯完全熔化后將熔融物穩定限制在一定空間范圍內，最終終止事故發展，確保安全殼的完整性。

目前， 國際核電領域對熔融物冷卻措施提出兩種方案： 第一種方案是以壓力容器作為堆芯熔融物的包容裝置， 通過壓力容器外冷卻包容堆芯熔融物（IVR）[1，2]。 將堆芯熔融物滯留在壓力容器內，通過能動或非能動方式注水冷卻壓力容器外表面， 防止壓力容器被熔穿，實現對堆芯熔融物的包容。 但是，由于目前對熔池形成的物理和化學等動態過程認識的不足，這種方案尚存在不確定因素；同時，為了保證壓力容器外壁能被充分冷卻而不致破壞， 需確保下封頭具有較大的臨界熱流密度并保證下封頭的完整性。 研究表明[3]，對于中等功率的反應堆，通過壓力容器下封頭外表面注水冷卻措施基本能夠實現熔融物堆內滯留。

第二種方案是壓力容器外熔融物的冷卻，主要通過設置堆芯捕集器隔離熔融碎片與混凝土， 并對碎片提供長期冷卻； 其主要的設計思想是采用可與混凝土發生吸熱反應的犧牲材料稀釋堆芯熔融物，利用注水直接冷卻熔融物或采用換熱器對熔融物進行間接冷卻。

從20 世紀90 年代開始，陸續提出了多種不同堆芯捕集器的設計方案[4]，這些堆芯捕集器設計根據熔融物的收集方式可分為擴展式（層式）和坩堝式（熔池式）， 本文將主要針對坩堝式堆芯捕集器的發展歷程和設計需求進行研究。

1 擴展式和坩堝式堆芯捕集器設計對比

兩種堆芯捕集器各有優缺點。 擴展式堆芯捕集器的優點是熔融物被攤薄后易冷卻，而且上下同時冷卻的效率高，捕集器隔離無失效風險，而缺點是捕集器需求面積太大，熔融物最終的限制范圍不緊湊。 坩堝式堆芯捕集器的面積小，熔融物內外冷卻的效率也較高，但在長期釋放衰變熱的過程中如果熱量無法有效帶出仍有可能促使底板熔穿。

相比擴展式堆芯捕集器，坩堝式堆芯捕集器采用布置在壓力容器下部堆坑內的水冷熱交換器作為包容堆芯熔融物的主要邊界，冷卻水為來自安全殼內乏燃料水池和堆內構件檢查井內的含硼水，并且在熱交換器組成的內部空間填充低熔點的氧化物作為犧牲性材料。 這種方案一方面采用犧牲性材料改善堆芯熔融物的特性，將熱交換面的熱流密度降低到低于IVR措施的水平，另一方面避開了擴展式堆芯捕集器需要在安全殼底部設置大面積堆芯熔融物展開和冷卻空間的問題。

2 坩堝式堆芯捕集器的發展歷程

早在 20 世紀 80 年代，以德國的 GRS、IKE，法國的CEA、IRSN 等為主的研究機構就開始了對堆芯捕集器的研究[4]，主要的研究成果集中在堆芯熔融物物性、MCCI 模型等基礎研究上，并大量借鑒了國際上的研究成果 （如MATPRO 物性庫等）。 從20 世紀90 年代開始， 陸續提出了多種不同堆芯捕集器的設計方案， 其中坩堝式堆芯捕集器主要有德國的Widmann、Alsmeyer 等[5]提出的 COMET 設計， 法國的 Szabo、Seiler 等[6]提出的 MCCC（Multi-Crucible Core-Catcher）設計，以及田灣VVER 核電站[7]的坩堝式堆芯捕集器設計等。

2.1 COMET

COMET 堆芯捕集器設計的主要特點是采用了底部注水、熔融物層內部冷卻的方案（見圖1）。 所以，COMET 設計分析需要解決的主要問題是如何模擬底部注水后堆芯熔融物的碎化和多孔結構的形成。 IKE與FKP 聯合對COMET 堆芯捕集器設計進行了研究，并在實驗結果的基礎上提出了形成堆芯熔融物多孔結構的機理性模型。 該模型對驟冷初期堆芯熔融物的上部和下部分別建模，下部研究冷卻水的汽化、升壓、膨脹以及多孔結構的形成和向側面的擴展，上部研究垂直流道的形成和在冷卻水注入點附件的多孔結構的形成。 在熔融物驟冷的后期，由于多孔結構已形成，冷卻水與液態熔融物接觸時的汽化效應將大大減弱。注入冷卻水對堆芯熔融物的主要影響，將是熔融物的降溫與多孔結構的固化。

圖1 COMET 機理模型

COMET 機理模型主要回答了兩個問題：（1）熔融物下部的多孔結構是如何形成的；（2）向上的蒸汽流是如何形成垂直流道的。 基于Sehgal 等人對紊流交混過程的分析，提出了局部升壓模型，認為升壓是導致多孔結構，尤其是側面多孔結構形成的重要原因，而升壓后的坍塌則進一步促進了熔融物的碎化。 COMET機理模型直接應用在IKE 開發的WABE-2D 程序中，該程序能夠計算冷卻水的汽化、熔融物的驟冷和多孔結構的形成過程。

2.2 MCCC

德國采用的是熔融物層內部冷卻的方式，而CEA的Szabo、Seiler 等人是干式堆芯捕集器MCCC 的支持者。 他們認為利用冷卻水與堆芯熔融物的直接接觸冷卻熔融物，有相當多仍需解決的問題：

（1）如何選取足夠保守的模型描述堆芯熔融物與水接觸的過程；（2）發生蒸汽爆炸的概率和強度受多種不可控因素的制約，如何解決不確定性問題；（3）如何保證可靠的并且可控的冷卻水的收集和供應；（4）壓力容器內堆芯熔融物實驗 （LOFT-FP2、CORA 等），都顯示注水后氫產量的迅速增加和堆芯的迅速升溫，注水過程反而會導致事故的進一步惡化；（5）注水后，將通過包括熔融物與水的反應、蒸汽爆炸、沉積物再懸浮、氣泡輸運等過程，增加裂變產物的釋放；（6）大量水蒸氣的釋放將使壓力容器地坑和安全殼升溫升壓。 基于以上的考慮，CEA 提出了MCCC 堆芯捕集器設計，如圖2 所示。MCCC 是一個經典的堆芯捕集器設計，從圖2 中可以看出，這種多坩堝的堆芯捕集器包括三個重要部分：

（1）一個收集器，它圍繞著RPV；

（2）數十個豎直坩堝，位于收集器下面；

（3）一個非能動冷卻系統。

圖2 MCCC 堆芯捕集器設計

當發生嚴重事故并且下封頭失效后，飛濺的液態和固態堆芯熔融物被熔融物收集系統所捕獲。 堆芯熔融物繼續熔蝕收集系統底板上的防水環和金屬塞，當金屬塞被熔穿后，堆芯熔融物將直接進入無水的坩堝中。 坩堝中的堆芯熔融物被坩堝外側的冷卻水所冷卻，被加熱的液態冷卻水返回安全殼內熔融物冷卻水箱（ICCWT）后，由水箱內的換熱器冷卻，并將余熱最終帶至安全殼最終導熱系統。 水蒸氣則在安全殼內冷凝后收集至ICCWT 中。

MCCC 設計的主要特點是采用多坩堝堆芯捕集器的外部池式冷卻。 分析的重點在于坩堝內熔融物的傳熱過程：（1）堆芯熔融物的物性與初始條件；（2）堆芯熔融物向堆芯捕集器的傳熱；（3）堆芯捕集器向冷卻水的傳熱；（4）堆芯捕集器坩堝陣列中冷卻水的流動。 遺憾的是，CEA 除了利用FLICA-III 熱工水力程序與CASTEM-2000 有限元程序對MCCC 概念設計進行了分析之外，沒有繼續其實驗研究與驗證工作，雖然進行了初步的不確定性分析，甚至進行了初步的熱工水力分析。但MCCC 堆芯捕集器概念設計中難以工程實現的坩堝陣列、復雜的兩相流動以及經典的嚴重事故不確定性和蒸汽爆炸等問題，注定了這一堆芯捕集器設計最終只可能停留在概念設計階段。

2.3 VVER

田灣VVER 堆型堆芯捕集器設計原理與MCCC理念相當類似，主要的區別在于田灣堆芯捕集器用一個大坩堝取代了MCCC 中的數十個小坩堝的設計。

田灣堆芯捕集器的設計基準是能夠包容、冷卻并滯留初始衰變熱為 25 MW， 質量約 200t 的 UO2、Zr、ZrO2以及不銹鋼的混合物。 在堆芯捕集器中預先堆積了大量的犧牲材料， 從而降低堆芯熔融物的溫度和熔點，增大堆芯熔融物的體積，以滿足堆芯捕集器冷卻堆芯熔融物的要求——堆芯熔融物向堆芯捕集器傳熱的熱流密度， 必須小于堆芯捕集器向冷卻水傳熱的臨界熱流密度（CHF）。經過RASPLAV 以及MACE項目的研究，通過以下準則：（1）犧牲材料熔化后能與氧化熔融物混合；（2）犧牲材料能與堆芯熔融物形成均質的氧化熔融混合物；（3）犧牲材料有較低的熔化溫度， 從而能夠顯著地降低氧化熔融混合物的凝固溫度；（4）犧牲材料與堆芯熔融物形成的氧化熔融混合物的密度， 最終小于金屬熔融混合物的密度；（5）犧牲材料能降低形成的氧化熔融混合物的粘度；（6）犧牲材料應該是穩定而且不易揮發的；（7）犧牲材料應當是低成本而且易于制造的。 最終確定了合適的犧牲材料——按50%-50%摩爾分數燒結的氧化鐵與氧化鋁的混合物。

田灣核電站堆芯捕集器設計，充分利用了田灣電站的設計特點和其他成熟的堆芯捕集器設計與嚴重事故的研究成果，在工程應用上有其獨特的優勢。 但采用熔池外部包容冷卻，意味著堆芯熔融物將在數個月內保持液態，并在相當長的一段時間后（約1 年）才能被充分冷卻。 與EPR 堆芯捕集器設計相比，田灣堆芯捕集器設計有著突出的優點：系統簡潔、造價低廉、節約空間。 雖然該堆芯捕集器設計也沒有引入功能隔離的思想，從工程上徹底地解決蒸汽爆炸與嚴重事故不確定性的問題，同時熔池外部冷卻方式需要數周的時間固化冷卻堆芯熔融物，但可以通過對其設計的改進，解決以上問題。

3 坩堝式堆芯捕集器設計需求

堆芯捕集器的分析是其工程設計的重要理論支撐，在進行堆芯捕集器設計時，應對其功能以及可用性和可靠性進行充分的分析評價。 VVER 式坩堝堆芯捕集器作為較成熟的緩解嚴重事故后果且冷卻堆芯熔融物的設計，本文將參考該捕集器設計經驗提出坩堝式堆芯捕集器的設計需求。

3.1 設計功能

坩堝式堆芯捕集器在設計上應具備以下功能：

（1）接收和保持堆芯和結構材料的熔融物；

（2）提供從熔融物到冷卻水之間穩定的熱傳遞；

（3）用熔融物包容壓力容器底部防止其破裂或者塑性變形導致的壓力容器內的熔融物噴射；

（4）防止熔融物超出設定的邊界；

（5）在混凝土腔內保持熔融物處于次臨界狀態；

（6）保證向堆芯捕集器供應水并排出水蒸氣；

（7）保證向安全殼內排出盡量少的放射性物質；

（8）使氫的產生最小化；

（9）在可能的靜態和動態載荷下不超過布置在混凝土腔內的設備的最大應力；

（10）堆芯捕集器執行功能時，應使人員控制最小化；

（11）保持安全殼的完整性；

（12）超壓保護。

3.2 可靠性及可用性評價

為滿足以上功能需求，需對堆芯捕集器進行充分的計算分析和試驗研究，以確定其形態、材料組成、布局設置和運行狀態等。 對坩堝式堆芯捕集器，需要進行的可靠性及可用性評價包括：

（1）需開發可用于計算坩堝式堆芯捕集器內相關現象的分析程序， 并可與現有的嚴重事故計算程序，如 SCDAP/RELAP、MELCOR 和 MAAP 等相耦合，需利用嚴重事故計算程序對壓力容器內整個堆芯熔化過程直到堆芯熔融物遷移到壓力容器下封頭進行分析計算，并對計算結果進行對比分析。

（2）需對熔融物與“犧牲性”材料之間的物理化學反應過程以及熔融物對堆芯捕集器內壁面的腐蝕過程進行研究計算。

（3）需利用熔融物材料的熱力學特性計算其在堆芯捕集器內的分層現象以及冷卻過程。

（4）需計算熱交換器的熱工水力現象并分析其在運行溫度下的力學性能。

（5）需計算可用冷卻水裝量及供給堆芯捕集器的流量，并確定熔融物保持長期處于次臨界狀態的最小流量。

（6）需計算堆芯捕集器釋放的蒸汽、氫氣、不凝結氣體、氣溶膠和裂變產物量。

4 結語

隨著國際社會對核電安全要求的不斷提高，堆芯熔融物冷卻和包容策略對嚴重事故緩解起著越來越重要的作用。 三代核電站對熔融物處理方式較以前有明顯改進，而深入研究各種堆型熔融物的處理措施對保障核電站安全具有重要的價值。

本文廣泛調研了坩堝式堆芯捕集器的特點，分析了坩堝式堆芯捕集器的發展歷程， 提出了針對坩堝式堆芯捕集器的研究思路及需開展相應的理論研究。對于坩堝式堆芯捕集器，需開展的相關計算分析包括坩堝式堆芯捕集器內事故現象的計算程序開發、熔融物與“犧牲性”材料及與堆芯捕集器壁面之間的物理化學反應、 堆芯捕集器內混合物的熱力學特性、分層現象以及冷卻過程、熱交換器的熱工水力現象等。