壓水堆熔融物堆內(nèi)滯留策略：歷史回顧與研究展望

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(nèi)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(yán)重事故

熔融物堆內(nèi)滯留

碎片床形成

碎片床再熔化

熔池形成

熔池?zé)峁にW(xué)

臨界熱流密度

本文對(duì)廣泛應(yīng)用于第三代壓水堆的嚴(yán)重事故緩解措施——熔融物堆內(nèi)滯留(IVR)進(jìn)行了歷史回顧。IVR策略最早源自于第二代反應(yīng)堆Lovissa VVER-440的改進(jìn)設(shè)計(jì)，以應(yīng)對(duì)堆芯熔化事故。隨后，IVR策略被應(yīng)用于許多新設(shè)計(jì)的反應(yīng)堆，如西屋的AP1000、韓國(guó)的APR1400以及中國(guó)的先進(jìn)壓水堆CAP1400和華龍一號(hào)。對(duì)IVR策略有效性影響最大的因素分別為堆內(nèi)堆芯熔化進(jìn)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(duì)于堆芯熔化進(jìn)程，過(guò)去人們一直僅關(guān)注壓力容器下腔室內(nèi)熔池的換熱行為。但通過(guò)回顧與分析，本文認(rèn)為堆內(nèi)的其他現(xiàn)象，如堆芯的降級(jí)和遷移、碎片床的形成及其可冷卻性以及熔池的動(dòng)態(tài)形成過(guò)程等，可能也會(huì)對(duì)熔池的最終狀態(tài)及其作用于下封頭的熱負(fù)荷產(chǎn)生影響。通過(guò)對(duì)相關(guān)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(jù)目前發(fā)展水平提出未來(lái)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(guān)注的核電安全基本上都與整體評(píng)估單個(gè)或多個(gè)核電站對(duì)公眾的風(fēng)險(xiǎn)有關(guān)，還包括為降低這些風(fēng)險(xiǎn)采取的有效措施。不僅居住在核電站附近的民眾關(guān)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(guān)注核電安全。核電安全的基本目標(biāo)是確保核電站不會(huì)對(duì)個(gè)體和社會(huì)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(zhì)；防止事故對(duì)核電站造成損傷，保護(hù)核電站工作人員的人身安全。

針對(duì)安全目標(biāo)，核電站通常設(shè)置三道物理屏障，以防止裂變產(chǎn)物釋放至環(huán)境：①燃料包殼，生成的裂變產(chǎn)物被約束于包殼內(nèi)；②反應(yīng)堆壓力容器，包容所有燃料組件，組成反應(yīng)堆堆芯；③安全殼，防止裂變產(chǎn)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(yīng)用于核電安全。在嚴(yán)重事故中，反應(yīng)堆堆芯熔化可能使前兩道屏障失效，導(dǎo)致一部分的裂變產(chǎn)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(chǎn)物可能被釋放至環(huán)境。因此，在某種意義上說(shuō)，核電安全的最終目標(biāo)就是維持安全殼的完整性。

根據(jù)目前對(duì)壓水堆嚴(yán)重事故的了解[1]，對(duì)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(zhǎng)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(shè)計(jì)而言，以上(1)～(5)項(xiàng)主要通過(guò)精心的設(shè)計(jì)、建設(shè)、運(yùn)行和事故管理來(lái)避免，從而使安全殼破裂的風(fēng)險(xiǎn)在合理范圍內(nèi)降到最低。最后一項(xiàng)，即底板熔穿，涉及衰變熱造成的堆芯熔融物的熱化學(xué)沖擊，如果不能實(shí)現(xiàn)堆芯熔融物的冷卻，就可能會(huì)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(yīng)堆或早期壓水堆設(shè)計(jì)的“阿喀琉斯之踵”[2]。第三代反應(yīng)堆的解決方法基本上分為兩類：熔融物堆內(nèi)滯留(IVR)和熔融物堆外滯留(EVR)，相應(yīng)地，嚴(yán)重事故分別被終止于壓力容器內(nèi)和安全殼內(nèi)。IVR策略的關(guān)鍵是通過(guò)反應(yīng)堆堆腔的注水淹沒(méi)，將堆芯熔融物滯留于壓力容器下封頭內(nèi)，而EVR則是通過(guò)布置在安全殼內(nèi)的堆芯捕集器對(duì)堆芯熔融物進(jìn)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(kuò)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(guó)和中國(guó)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(guó)首次建造并于2007年投入運(yùn)行。

中國(guó)設(shè)計(jì)的先進(jìn)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(shè)計(jì)中均使用了該策略。該策略也是目前中國(guó)兩座在建的并且在不遠(yuǎn)的將來(lái)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(yīng)用于新的壓水堆設(shè)計(jì)，本文對(duì)IVR策略的發(fā)展進(jìn)行了歷史回顧，并對(duì)其未來(lái)的研究需求提出建議。IVR策略的歷史回顧與壓水堆嚴(yán)重事故的最新進(jìn)展可作為確定進(jìn)一步的研究需要的依據(jù)和理由。

2.熔融物堆內(nèi)滯留(IVR)策略的歷史

熔融物堆內(nèi)冷卻及滯留技術(shù)一般包含三個(gè)重要的概念：①堆芯驟冷；②堆內(nèi)碎片床的冷卻；③堆內(nèi)熔池的冷卻。第一個(gè)概念是指一旦安注系統(tǒng)恢復(fù)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(shí)機(jī)。堆芯驟冷并不是簡(jiǎn)單的注水操作，因?yàn)轶E冷形成的蒸汽導(dǎo)致的鋯包殼氧化(會(huì)釋放氧化熱和氫氣)也可能使事故更加惡化。快速降低包殼溫度和氫氣產(chǎn)量的關(guān)鍵手段是以極大的流量向堆內(nèi)注入大量的冷卻水。由于燃料棒驟冷會(huì)導(dǎo)致包殼碎裂，因此向極熱的堆芯中注入冷卻水可能會(huì)形成微?；乃槠?。當(dāng)熔融物從堆芯掉入充滿水的下封頭中時(shí)，也可能形成微粒碎片床。對(duì)這種碎片床的冷卻是終止事故的第二最佳時(shí)機(jī)，因?yàn)橄噍^于熔池，多孔介質(zhì)更容易被冷卻。如 果不能實(shí)現(xiàn)堆芯的再淹沒(méi)，最后的策略是通過(guò)對(duì)壓力容器進(jìn)行外部冷卻以實(shí)現(xiàn)下封頭內(nèi)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(yīng)與堆內(nèi)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?yàn)樗プ儫岬淖饔枚鴮?duì)容器壁面持續(xù)加熱；壓力容器外表面被完全淹沒(méi)或至少被淹沒(méi)至下封頭以上。冷卻劑沿著壓力容器外表面流動(dòng)(通?？孔匀谎h(huán)驅(qū)動(dòng))，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(guò)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(huì)導(dǎo)致壓力容器完整性喪失。這一想法聽(tīng)起來(lái)似乎相當(dāng)簡(jiǎn)單，但要以高可信度證明其有效性卻是項(xiàng)艱巨的任務(wù)。因?yàn)闊o(wú)論是qw還是CHF都很難被精確量化，特別是qw，其值受堆內(nèi)嚴(yán)重事故進(jìn)程及現(xiàn)象影響較大。由于堆內(nèi)事故進(jìn)程及現(xiàn)象的不確定性，針對(duì)IVR策略不確定性的評(píng)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(huì)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(guó)加州大學(xué)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(yīng)堆的技術(shù)改進(jìn)[5]。由于洛維薩核電站的安全殼承壓等級(jí)相對(duì)較低，并且在熔融物侵蝕底板的事故中容易失效，在對(duì)核電站安全升級(jí)的審議中就考慮了IVR策略。洛維薩核電站有許多獨(dú)有的適合應(yīng)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(jìn)程，安全殼內(nèi)布置有冰冷凝器以保證在冰融化后淹沒(méi)反應(yīng)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(xiàn)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(quán)威機(jī)構(gòu)——國(guó)家核安全和放射委員會(huì)(STUK)。1995年12月STUK核準(zhǔn)了該項(xiàng)實(shí)施方案。

圖2.不同角度下CHF與qw的比較。

針對(duì)洛維薩核電站的IVR策略有效性的評(píng)估，Theofanous教授等開(kāi)展了大量的分析和試驗(yàn)研究。為確定下封頭內(nèi)熔池對(duì)流換熱的熱流密度，IVO和UCSB分別開(kāi)展了COPO和ACOPO試驗(yàn)，得出了預(yù)測(cè)下封頭熱流密度的關(guān)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(yīng)，上層壁面的熱流密度最高可達(dá)680 kW·m-2。建于UCSB的ULPU被用于研究壓力容器的外部冷卻現(xiàn)象，試驗(yàn)發(fā)現(xiàn)，類似于洛維薩核電站配置的CHF高于1200 kW·m-2?？紤]到試驗(yàn)條件和裝置與電站原型存在差異(模化的失真、模擬物和原型材料間的區(qū)別、有限的模擬場(chǎng)景等)，Theofanous教授等提出了風(fēng)險(xiǎn)導(dǎo)向事故分析方法(ROAAM)[6]，結(jié)合研究結(jié)果證明了IVR策略的有效性。ROAAM的關(guān)鍵元素包括：分別考慮現(xiàn)象不確定性和認(rèn)知不確定性，保守考慮不可知的認(rèn)知不確定性，以及采用外部專家意見(jiàn)。研究結(jié)果表明，熔池對(duì)壓力容器下封頭的熱負(fù)荷遠(yuǎn)低于外壁面CHF，因此可以認(rèn)為在反應(yīng)堆堆坑被淹沒(méi)的情況下物理上不可能發(fā)生壓力容器的失效。由于現(xiàn)有的安全裕度足夠大，未定義的不確定性不會(huì)危及應(yīng)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(yīng)用

AP600反應(yīng)堆是由美國(guó)西屋公司設(shè)計(jì)的先進(jìn)的第三代壓水堆，盡管并沒(méi)有被投入建設(shè)，但其后繼堆型AP1000即將在中國(guó)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(shí)現(xiàn)非能動(dòng)安全，特別是在異常瞬態(tài)和事故工況下；主要目標(biāo)是滿足核管當(dāng)局對(duì)核電安全日益嚴(yán)格的要求，包括嚴(yán)重事故的預(yù)防及緩解。AP600的另一理念是通過(guò)減少材料和設(shè)備，降低建造成本及縮短建造工期，來(lái)減少核電站的“足跡”。

非能動(dòng)冷卻系統(tǒng)為AP600的眾多設(shè)計(jì)特點(diǎn)之一，包括非能動(dòng)堆芯冷卻、非能動(dòng)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(nèi)換料水箱的水從底部淹沒(méi)反應(yīng)堆堆腔，淹沒(méi)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(gòu)成了兩相流動(dòng)的上升流道，流道的特征對(duì)自然循環(huán)流量及壓力容器外表面CHF至關(guān)重要。

與洛維薩核電站為實(shí)現(xiàn)IVR策略需采取的一些改進(jìn)措施(如壓力容器保溫層的改動(dòng))相比，AP600反應(yīng)堆能夠依據(jù)其支撐性研究設(shè)計(jì)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(shí)期，Theofanous教授及其同事就已開(kāi)展AP600反應(yīng)堆[7]的IVR策略綜合性研究。因此，這兩項(xiàng)研究幾乎是平行開(kāi)展的，甚至共享了一些試驗(yàn)人員和研究成果[5]。

AP600反應(yīng)堆IVR策略的研究[7]開(kāi)始于事故場(chǎng)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(jù)以下現(xiàn)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(nèi)蒸汽爆炸(已被證明概率極低)。最后，確定下封頭的熱負(fù)荷以及壓力容器外部冷卻的CHF。除了從其他研究獲得的見(jiàn)解，UCSB開(kāi)展的ACOPO和ULPU-2000試驗(yàn)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(yīng)堆IVR策略的研究中，應(yīng)用了ROAAM方法來(lái)得出綜合性的結(jié)論(最終認(rèn)證評(píng)估)。研究中特別關(guān)注了熔池組分和分層對(duì)壁面熱負(fù)荷的影響。由于AP600的金屬層很厚，在聚焦效應(yīng)的熱流密度與外壁面CHF之間仍有足夠的裕度。研究發(fā)現(xiàn)內(nèi)壁面熱流密度隨著角度變化，在下封頭赤道線附近達(dá)到最大值。值得慶幸的是，外壁面CHF也在赤道線附近達(dá)到最大值(1.5 MW·m-2)。在大多數(shù)考慮的情況下，內(nèi)壁面熱流密度與CHF的比值低于0.6。因此，研究結(jié)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(fù)荷引起的失效。盡管美國(guó)核管理委員會(huì)(USNRC)未對(duì)IVR的概念進(jìn)行特別的認(rèn)證，但AP600的最終設(shè)計(jì)仍在1998年9月通過(guò)，并在1999年12月得到USNRC的設(shè)計(jì)認(rèn)證。

基于AP600的成功范例，IVR策略被繼續(xù)應(yīng)用于西屋公司的AP1000設(shè)計(jì)中。這一設(shè)計(jì)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(jìn)一步開(kāi)展了IVR策略的技術(shù)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(dú)特的設(shè)計(jì)特征可提升IVR策略的性能：①反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)布置有多級(jí)且冗余的自動(dòng)泄壓系統(tǒng)(ADS)，可降低壓力容器壁面的壓力負(fù)荷；②壓力容器下封頭沒(méi)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(nèi)構(gòu)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(yīng)；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(jìn)一步提高CHF。ULPU-2400試驗(yàn)[8]模擬了AP1000的外部冷卻流道，試驗(yàn)結(jié)果表明，下封頭赤道線附近的CHF能夠達(dá)到2 MW·m-2，高于AP1000評(píng)估的最大熱負(fù)荷1.3 MW·m-2[1]。另一獨(dú)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(fù)荷可能會(huì)超過(guò)CHF，但概率極低。針對(duì)MASCA試驗(yàn)發(fā)現(xiàn)的三層模型進(jìn)行了參數(shù)計(jì)算[10,11]。這個(gè)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(jié)果表明，底層熱流密度仍明顯低于ULPU-2400試驗(yàn)得出的CHF。AP1000的最終設(shè)計(jì)于2004年9月通過(guò)，并在2006年1月得到USNRC的設(shè)計(jì)認(rèn)證。此后，中國(guó)于2008年開(kāi)始在兩個(gè)廠址建造4個(gè)AP1000反應(yīng)堆機(jī)組。

圖4.下封頭熔池構(gòu)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(yīng)用

IVR策略也被應(yīng)用于韓國(guó)設(shè)計(jì)的1400 MWe先進(jìn)壓水堆APR1400。除了外部冷卻(ERVC)，AP1400的系統(tǒng)設(shè)計(jì)計(jì)劃包括：在一回路降壓后，同時(shí)將金屬層注水淹沒(méi)的能力；有望從熔融物上表面移除部分熱量，以將聚焦效應(yīng)處的熱流密度降至CHF以下的行動(dòng)(圖5 [12])。堆內(nèi)安裝有專設(shè)冷卻水系統(tǒng)，在合適時(shí)機(jī)可以將冷卻水注入下封頭熔池[1]。需要指出的是，在合適時(shí)機(jī)向極熱的容器內(nèi)注水并非易事，可能需要進(jìn)行復(fù)雜的評(píng)估甚至驗(yàn)證。

圖5.APR1400的IVR示意圖[12]。

為了解目前提出的ERVC及額外強(qiáng)化措施對(duì)更高功率的反應(yīng)堆(1500 MWe)是否仍然有效，美國(guó)愛(ài)達(dá)荷國(guó)家實(shí)驗(yàn)室(INL)、賓夕法尼亞州立大學(xué)(PSU)、韓國(guó)原子能研究所(KAERI)以及首爾國(guó)立大學(xué)(SNU)合作研究出ERVC增強(qiáng)措施和堆內(nèi)堆芯捕集器(IVCC)[13]。研究包括四個(gè)部分：①利用SCDAP/RELAP5計(jì)算，確定典型的熔融物后期包絡(luò)狀態(tài)；②IVCC設(shè)計(jì)；③ERVC強(qiáng)化措施；④從改進(jìn)的設(shè)計(jì)獲得的安全裕度提升評(píng)估。研究選取APR1400作為參考反應(yīng)堆，利用美國(guó)和韓國(guó)的多個(gè)試驗(yàn)設(shè)備和先進(jìn)的分析程序，研究了可以強(qiáng)化ERVC和IVCC性能的方法。主要的發(fā)現(xiàn)和結(jié)論如下所述：

(1) 在不考慮任何ERVC強(qiáng)化措施的情況下，APR1400下封頭的平均熱負(fù)荷范圍為0.147～1.64 MW·m-2。利用HERMES-HALF試驗(yàn)設(shè)備測(cè)得的自然循環(huán)流量(根據(jù)APR1400的ERVC模型，注入空氣模擬沸騰效應(yīng))能夠達(dá)到200 kg·s-1，根據(jù)SULTAN模型[14]可推出下封頭赤道線附近的CHF能達(dá)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(nèi)熔池的衰變熱移除，也無(wú)法保證壓力容器的完整性。研究未提及頂部注水對(duì)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(shè)計(jì)(圖6 [13])以增強(qiáng)其冷卻性能，利用GAMMA-2D試驗(yàn)設(shè)備(外徑為0.5 m的半圓形壓力容器切片結(jié)構(gòu))研究了間隙冷卻及大氣壓下的CHF。試驗(yàn)結(jié)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(yàn)還研究了熔融物對(duì)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(duì)RCS的影響還未知。IVCC以及壓力容器注水屬于壓力容器內(nèi)冷卻增強(qiáng)措施。

(3) ERVC的強(qiáng)化措施之一是改進(jìn)保溫層結(jié)構(gòu)，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(dá)到更加有效的冷卻。這一想法與從AP600到AP1000的IVR策略升級(jí)類似，重新設(shè)計(jì)的AP1000的擋板結(jié)構(gòu)可獲得更高的CHF。利用SBLB試驗(yàn)設(shè)備(與原型比例為1：5的下封頭半球形結(jié)構(gòu))開(kāi)展的相關(guān)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(nèi)堆芯捕集器概念設(shè)計(jì)[13]。

(4) ERVC的另一強(qiáng)化措施是在下封頭外表面應(yīng)用鋁或銅的多孔涂層。研究發(fā)現(xiàn)，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?yàn)榧词乖诙啻畏€(wěn)態(tài)沸騰循環(huán)后，鋁涂層仍能保持其完整性。

(5) 當(dāng)同時(shí)應(yīng)用改進(jìn)的保溫層和壓力容器表面涂層時(shí)，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?yàn)楦吖β史磻?yīng)堆，如APR1400，提供有效的冷卻。

韓國(guó)APR1400反應(yīng)堆的嚴(yán)重事故緩解策略目前似乎還未確定，并且仍在不斷改進(jìn)。如何理解小規(guī)模測(cè)試的試驗(yàn)數(shù)據(jù)以及如何將表面涂層應(yīng)用至原型壓力容器的問(wèn)題還不明確。值得注意的是，雖然標(biāo)準(zhǔn)版的APR1400采用IVR策略，但為歐洲市場(chǎng)設(shè)計(jì)的改進(jìn)版將采用堆芯捕集器，該裝置與經(jīng)濟(jì)簡(jiǎn)化型沸水堆(ESBWR，一種由通用日立核能公司設(shè)計(jì)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(hào)中的應(yīng)用

福島事故后，中國(guó)核安全局針對(duì)核電安全提出了更為嚴(yán)格的要求，新建的反應(yīng)堆要求能夠?qū)崿F(xiàn)“實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放”。為實(shí)現(xiàn)這些目標(biāo)，嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施至關(guān)重要。在引入AP1000后，中國(guó)第三代壓水堆設(shè)計(jì)首選IVR策略，華龍一號(hào)和CAP1400即為這種類型的兩個(gè)先進(jìn)壓水堆。

CAP1400是由國(guó)家核電技術(shù)公司(SNPTC)設(shè)計(jì)的1400 MWe反應(yīng)堆，基本上繼承了AP1000的設(shè)計(jì)理念和技術(shù)特征。由于其功率的提升，SNPTC及其合作單位開(kāi)展了一系列的研究，包括IVR的設(shè)計(jì)和量化。一個(gè)將CAP1400按比例縮小且類似于ULPU的試驗(yàn)設(shè)備在上海交通大學(xué)被研發(fā)，以驗(yàn)證反應(yīng)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(yù)計(jì)2016年開(kāi)始建造。

圖7.保溫層強(qiáng)化示意圖[13]。

HPR1000，也稱華龍一號(hào)，是由中國(guó)核工業(yè)集團(tuán)公司(CNNC)和中國(guó)廣核集團(tuán)有限公司(CGNPC)聯(lián)合研發(fā)設(shè)計(jì)的1000 MWe先進(jìn)反應(yīng)堆。華龍一號(hào)同樣具有非能動(dòng)安全的優(yōu)點(diǎn)，配備了非能動(dòng)安全殼冷卻系統(tǒng)(PCCS)和非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)(PRS)。不過(guò)，華龍一號(hào)的IVR策略具有“能動(dòng)+非能動(dòng)”的特點(diǎn)，即外部冷卻的冷卻水可由泵(能動(dòng))或重力(非能動(dòng))驅(qū)動(dòng)。這一設(shè)計(jì)理念旨在提高其冗余性和安全裕度?；趪?guó)內(nèi)對(duì)壓水堆的設(shè)計(jì)、建造及運(yùn)行的豐富經(jīng)驗(yàn)，CNNC和CGNPC已經(jīng)完成了華龍一號(hào)的諸多研發(fā)工作。華龍一號(hào)的首堆已于2015年5月開(kāi)始建造。

目前中國(guó)國(guó)內(nèi)多個(gè)不同的組織已針對(duì)IVR策略在中國(guó)核反應(yīng)堆中的應(yīng)用開(kāi)展了大量的研究[16-18]，但由于商業(yè)機(jī)密，大部分?jǐn)?shù)據(jù)尚未公開(kāi)。

3.未來(lái)研究需求

根據(jù)上文的分析，IVR策略有效性的量化直接取決于兩個(gè)參數(shù)：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?yàn)橄路忸^外表面的CHF可通過(guò)?；囼?yàn)測(cè)得，所以其不確定度相對(duì)較低。增強(qiáng)CHF的最新研究主要采用優(yōu)化保溫層結(jié)構(gòu)、設(shè)計(jì)流線型流道和提高驅(qū)動(dòng)壓頭等技術(shù)路線。通過(guò)表面涂層、加工表面結(jié)構(gòu)、向冷卻劑中添加表面活性劑或納米流體等手段來(lái)強(qiáng)化CHF的研究也有所開(kāi)展，然而，其研究成果在工程方面應(yīng)用的可能性仍待商榷。

IVR策略有效性的不確定性主要來(lái)自熔池加載于壓力容器壁面的熱流密度，因?yàn)樵诶碚撋纤械亩褍?nèi)熔融物進(jìn)程和現(xiàn)象都會(huì)對(duì)其產(chǎn)生影響。目前為止，只有三英里島核反應(yīng)堆2號(hào)堆(TMI-2)事故這一典型案例展示了壓水堆內(nèi)熔融物的事故進(jìn)程[1]。之后發(fā)現(xiàn)，在壓力容器充滿水的同時(shí)，壓力容器壁幾乎達(dá)到蠕變溫度。然而，不知何故，壓力容器壁會(huì)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(guān)注的現(xiàn)象包括：堆芯內(nèi)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(jìn)程的中間狀態(tài)，而對(duì)IVR策略的評(píng)估僅采用最終穩(wěn)定狀態(tài)作為包絡(luò)性的熔池構(gòu)型(圖4)。由于目前沒(méi)有最終構(gòu)型形成過(guò)程的研究成果，所以 可能會(huì)對(duì)包絡(luò)構(gòu)型產(chǎn)生很多疑問(wèn)。本文接下來(lái)將對(duì)碎片床形成、再熔化，儀器導(dǎo)管(IGT)滲透脆弱性以及熔池行為進(jìn)行簡(jiǎn)要回顧，這些因素對(duì)下封頭內(nèi)碎片床和熔池的最終狀態(tài)形成至關(guān)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(huì)引起壓力容器內(nèi)蒸汽爆炸。表1給出了一些FARO試驗(yàn)[19,20]的數(shù)據(jù)，該試驗(yàn)研究了熔融物射流在進(jìn)入水池過(guò)程中的破碎和驟冷現(xiàn)象。大部分的FARO試驗(yàn)主要針對(duì)堆內(nèi)顆粒碎片床的形成情況而設(shè)計(jì)，大多使用超過(guò)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(yàn)發(fā)現(xiàn)，碎片并不會(huì)在底部均勻鋪展，而會(huì)形成堆積狀的碎片床。試驗(yàn)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(yàn)的一個(gè)重要發(fā)現(xiàn)是蛋糕狀碎片床的形成。試驗(yàn)中最不利的工況出現(xiàn)在L-19，其蛋糕狀碎片床的質(zhì)量達(dá)熔融物總量的50 %。蛋糕狀碎片對(duì)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(shí)、以何種方式出現(xiàn)也不明確。FARO試驗(yàn)中還觀察到大量的氫氣產(chǎn)生，這意味著發(fā)生了化學(xué)反應(yīng)，這種伴隨的化學(xué)反應(yīng)也對(duì)碎片床的形成產(chǎn)生了一定影響。

圖8.堆芯融化進(jìn)程的中間階段[7]。

表1 FARO試驗(yàn)的初始條件及關(guān)鍵特征

由于原型材料試驗(yàn)的開(kāi)展和控制具有一定難度，試驗(yàn)研究廣泛采用低熔點(diǎn)的模擬材料。為更好地理解FCI的物理過(guò)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(guān)注熔融物碎化機(jī)理、混合和FCI能量轉(zhuǎn)化率，有關(guān)碎片床形成的數(shù)據(jù)很少，這些數(shù)據(jù)對(duì)碎片床的可冷卻性具有重要意義。瑞典皇家理工學(xué)院開(kāi)展的DEFOR試驗(yàn)正試圖填補(bǔ)這一空白[21]。目前已開(kāi)展許多模擬材料試驗(yàn)，試驗(yàn)中關(guān)于碎片尺寸分布的結(jié)果與FARO試驗(yàn)類似。一些模擬材料的試驗(yàn)中也觀察到了碎片堆積的現(xiàn)象。

碎片床一旦形成，其可冷卻性至關(guān)重要。由于已經(jīng)開(kāi)展了許多分析和試驗(yàn)研究，與碎片床的形成相比，人們對(duì)碎片床的可冷卻性有更好的理解。盡管對(duì)原型碎片床的特征及其對(duì)可冷卻性的影響仍不完全明確[22]，可以確定的是，下封頭內(nèi)形成的碎片床不能被冷卻，碎片床遲早會(huì)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(lǐng)域。碎片床再熔化對(duì)下封頭內(nèi)熔池的形成有重要意義，因?yàn)樵谠偃刍膭?dòng)態(tài)過(guò)程中，許多中間過(guò)程可能出現(xiàn)，其熱負(fù)荷可能不會(huì)一直低于外部冷卻極限。例如，碎片床中金屬組分由于熔點(diǎn)較低，在再熔化過(guò)程中將首先熔化，形成液態(tài)金屬熔池，而熔點(diǎn)較高的固態(tài)碎片(氧化物)則淹沒(méi)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(jié)構(gòu)將具有較薄的金屬層，可能使聚焦效應(yīng)增強(qiáng)。

圖9.一種可能的碎片床結(jié)構(gòu)。

3.3.熔池行為

熔池的傳熱性是非常熱點(diǎn)的研究課題，因?yàn)樗鼪Q定了壓力容器內(nèi)的熱負(fù)荷。目前已經(jīng)有了許多試驗(yàn)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(jī)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(nèi)自然對(duì)流現(xiàn)象。試驗(yàn)?zāi)繕?biāo)是獲取熔池?fù)Q熱系數(shù)的關(guān)系式，從而用于IVR策略的評(píng)估。RASPLAV [27]和MASCA [10]試驗(yàn)使用原型材料開(kāi)展了小尺度研究。已有試驗(yàn)的主要限制來(lái)源于它們的瑞利數(shù)，由于使用縮比的試驗(yàn)裝置，試驗(yàn)中的瑞利數(shù)都低于原型。BALI試驗(yàn)裝置[28]的半徑與壓力容器原型相等，因此達(dá)到了較高的瑞利數(shù)。該試驗(yàn)采用了有機(jī)流體模擬熔融物。最近由中國(guó)核電工程有限公司(CNPE)開(kāi)展的COPRA試驗(yàn)[29]的試驗(yàn)裝置尺寸也與原型一致，試驗(yàn)使用了二元混合物KNO3-NaNO3模擬熔融物?？傊捎谏鲜鲅芯炕诙喾N尺寸的試驗(yàn)設(shè)備和模擬物，試驗(yàn)數(shù)據(jù)是離散的，其在原型條件下的應(yīng)用還需謹(jǐn)慎。顯然，未來(lái)有必要開(kāi)展更高溫度、更高瑞利數(shù)的試驗(yàn)，用以模擬更為現(xiàn)實(shí)的工況。

另一個(gè)關(guān)于熔池行為的問(wèn)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?fù)Q熱研究中最先假設(shè)的構(gòu)型為兩層結(jié)構(gòu)。而國(guó)際經(jīng)濟(jì)合作與發(fā)展組織(OECD)資助的RASPLAV和MASCA試驗(yàn)發(fā)現(xiàn)，在熔融金屬層和氧化層之間可能由于化學(xué)反應(yīng)發(fā)生元素分區(qū)，形成新的熔池構(gòu)型。例如，在MASCA試驗(yàn)中發(fā)現(xiàn)，鐵和鈾結(jié)合形成的金屬混合物密度高于氧化物，會(huì)沉入氧化物豐富的熔池的底部。這一重要發(fā)現(xiàn)表明下封頭內(nèi)有可能出現(xiàn)層間翻轉(zhuǎn)，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(jié)構(gòu)，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(jié)構(gòu)帶來(lái)的最壞后果是更為強(qiáng)烈的聚焦效應(yīng)。層間翻轉(zhuǎn)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(shù)據(jù)表明，一旦鋯被完全氧化，鋼會(huì)被金屬鈾釋放，重新回到熔池頂部[1]。因此，目前對(duì)熔池的組成和結(jié)構(gòu)的理解仍比較混亂，還需要開(kāi)展更多關(guān)于熔池分層的研究。進(jìn)一步的研究需要關(guān)注以下幾點(diǎn)：①分層動(dòng)力學(xué)、層間硬殼完整性及層間擴(kuò)散阻力；②層間溫度差異的影響；③堆芯降級(jí)并遷移至下腔室的過(guò)程；④由蒸汽供應(yīng)點(diǎn)向熔池表面、熔池內(nèi)部，特別是熔池底部重金屬層的氧氣擴(kuò)散。因此，確定從重金屬層形成到鋼從重金屬層釋放的時(shí)間區(qū)間至關(guān)重要。如果時(shí)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(huì)使壓力容器失效。然而，如果時(shí)間很長(zhǎng)，頂部金屬層附近則可能出現(xiàn)壓力容器失效。因此，有必要針對(duì)底部重金屬層與頂部輕金屬層間的氧氣擴(kuò)散和鋼的運(yùn)動(dòng)的相互作用現(xiàn)象開(kāi)展研究。

最后，IVR策略的評(píng)估還涉及：①熔池?fù)Q熱、壓力容器壁面導(dǎo)熱和外部沸騰冷卻的耦合問(wèn)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(xué)侵蝕。這些問(wèn)題都還缺乏研究和了解。

4.結(jié)論與展望

通過(guò)壓力容器外部冷卻方式實(shí)現(xiàn)的堆芯熔化的IVR策略正在被廣泛應(yīng)用于在役核電站的技術(shù)改造和新建核電站(即第三代核反應(yīng)堆)的設(shè)計(jì)中，包括VVER-440、AP1000、APR1400、CAP1400和華龍一號(hào)等。IVR策略被認(rèn)為是實(shí)現(xiàn)“實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放”安全目標(biāo)的有效嚴(yán)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(píng)估的兩個(gè)關(guān)鍵參數(shù)，即熔池加載于壓力容器內(nèi)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(kāi)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(nèi)熔融物進(jìn)程領(lǐng)域，僅有TMI-2事故作為唯一參考。

為進(jìn)一步降低這些不確定性，完善知識(shí)基礎(chǔ)，本文建議未來(lái)開(kāi)展以下專題的研究：

(1) 重點(diǎn)關(guān)注熔融物從堆芯遷移至下腔室過(guò)程中的碎片床形成；

(2) 碎片床再熔化及來(lái)自不可冷卻的碎片床的熔池形成；

圖10.IVR現(xiàn)象。

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

(4) 熔池分層機(jī)制，伴隨熔池化學(xué)作用和氧擴(kuò)散動(dòng)力學(xué)的熔池動(dòng)力學(xué)，以及嚴(yán)重事故下可能的熔池結(jié)構(gòu)；

(5) 熔池對(duì)流換熱、壓力容器壁面導(dǎo)熱和外部沸騰傳熱的耦合分析和試驗(yàn)研究；

(6) 外部冷卻強(qiáng)化措施及其在反應(yīng)堆的應(yīng)用，和其他冷卻強(qiáng)化措施。

隨著國(guó)內(nèi)外(如歐盟的IVMR和SAFEST項(xiàng)目)研究的持續(xù)開(kāi)展，IVR策略的可靠性會(huì)得到顯著的提高。通過(guò)未來(lái)的研究，驗(yàn)證IVR上限與反應(yīng)堆功率的關(guān)系，對(duì)指導(dǎo)反應(yīng)堆設(shè)計(jì)、促進(jìn)安全設(shè)計(jì)認(rèn)證頗有裨益。此外，進(jìn)一步的研究工作將增強(qiáng)我們對(duì)嚴(yán)重事故的知識(shí)基礎(chǔ)，有助于認(rèn)證反應(yīng)堆設(shè)計(jì)和嚴(yán)重事故管理策略，以及為重要的未解決問(wèn)題提供解決方法，最終提高公眾對(duì)核電的認(rèn)可度。

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Weimin Ma, Yidan Yuan, and Bal Raj Sehgal declare that they have no confl ict of interest or fi nancial confl icts to disclose.

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* 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