RPV下封頭熔融池?fù)Q熱特性數(shù)值模擬研究

朱光昱閔金坤靖劍平王昆鵬劉福東

1（生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心北京100082）

2（國(guó)家環(huán)境保護(hù)核與輻射安全審評(píng)模擬分析與驗(yàn)證重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室北京102488）

3（中國(guó)核電工程有限公司北京100840）

4（清華大學(xué)工程物理系北京100084）

核電廠發(fā)生嚴(yán)重事故后，堆芯各類(lèi)構(gòu)件由于失去冷卻后熔化，逐漸在壓力容器下封頭內(nèi)形成了Fe、Zr和UO2-ZrO2組成的高溫熔融池。為防止事故進(jìn)一步發(fā)展造成大規(guī)模放射性釋放后果，第三代核電廠設(shè)計(jì)過(guò)程中均進(jìn)行了堆芯熔融物滯留設(shè)計(jì)。主要包括：將熔融物滯留在壓力容器內(nèi)的堆內(nèi)滯留（In-vessel Retention，IVR）技術(shù)［1］，以及在壓力容器破損后將熔融物重新收集冷卻的堆外滯留（Exvessel Retention，EVR）技術(shù)［2］。我國(guó)的先進(jìn)壓水堆設(shè)計(jì)更傾向于采用IVR技術(shù)，在第三代反應(yīng)堆（如HPR1000）以及隨后的新型設(shè)計(jì)中均使用了該策略［3］。

在堆芯熔融池形成后，由于輕金屬與氧化物并不相溶，金屬層會(huì)浮于氧化物層之上形成雙層熔融池結(jié)構(gòu)［4］。在此基礎(chǔ)上，由于部分析出的U與Zr混合可能會(huì)形成重金屬層，而形成三層熔融池結(jié)構(gòu)。然而，根據(jù)Bechta等［5］基于熔融池中U-Zr-Fe-O的相平衡機(jī)理分析結(jié)果，三層熔融池僅屬于過(guò)渡段形態(tài)，雙層結(jié)構(gòu)是熔融池發(fā)展的最終形態(tài)。由于輕金屬層的熱聚集效應(yīng)會(huì)使反應(yīng)堆壓力容器（Reactor Pressure Vessel，RPV）下封頭更容易發(fā)生熔穿，在IVR設(shè)計(jì)過(guò)程中必須考慮雙層熔融池對(duì)壓力容器完整性的挑戰(zhàn)。由于真實(shí)熔融物的大尺度熔融池實(shí)驗(yàn)存在一定困難，國(guó)內(nèi)外一些學(xué)者采用數(shù)值模擬手段對(duì)雙層［6-7］或三層［8-9］熔融池的熱工水力特性、金屬層的聚焦效應(yīng)和下封頭機(jī)械性能進(jìn)行了研究。……