反应堆严重事故下高温熔融物凝固机理及模型的研究

Solidification mechanism of molten core under severe accidents for the nuclear power plants is studied with developing the Solidification model. Solidification process of high-temperature melt core has a great impact on the progression of nuclear reactor severe accidents and consequences, which determines the key process of deterioration of the accident process. Research on solidification is particularly important to the assessment of accident conditions, fuel residues in the core and the critical risk of the accidents. However, the mechanism and key factors are not clear and the corresponding model can not accurately describe the actual situation, the control method and Safety Criteria for solidification of the melt has not yet established. Through this project, make clear the high temperature melt solidification mechanism of the formation and morphology of the solidified shell, and analyze the quantitative impact of the system characteristic parameters with combining experimental and theoretical studies, which has theoretical significance to the development of the corresponding multi-phase thermophysical analysis tools. The research also has practical value to the Engineering Safety Features design and structure improvements for the safety consideration.

本项目研究核反应堆严重事故下堆芯高温熔融物的凝固机理并开发高温熔融物的凝固模型。高温熔融物凝固过程对核反应堆事故进程及后果有极大的影响，是决定事故进程恶化的关键过程，对评估事故工况下堆芯燃料残留量以及评估事故后再临界风险尤为重要。但是目前其机理及关键因素尚不清楚，相应的模型不能准确地描述实际情况，熔融物凝固的控制途径和安全判据还未建立起来。通过本项目的研究，采用实验与理论相结合的方法，解明高温熔融物凝固机理、凝固壳的形成及形态，分析系统特征参数的定量影响，相关研究对开发相应多相热物理分析工具具有理论意义。对考虑经济性与安全性相结合的工程安全系统的设计，指导相关系统结构安全方面的改进具有实际应用价值。

本项目研究核反应堆严重事故下堆芯高温熔融物的凝固机理并开发高温熔融物的凝固模型。高温熔融物凝固过程对核反应堆事故进程及后果有极大的影响，是决定事故进程恶化的关键过程，对评估事故工况下堆芯燃料残留量以及评估事故后再临界风险尤为重要。但是目前其机理及关键因素尚不清楚，相应的模型不能准确地描述实际情况，熔融物凝固的控制途径和安全判据还未建立起来。本课题通过高温熔融物在管内及棒束组件间的凝固机理实验，研究了管道结构、熔融物温度、熔融物质量、熔融物材料等条件对熔融物凝固过程的影响，研究表明：随着管道内径的增加，锡金属在管道内的凝固形态由整体凝固堵塞转变为环状凝固壳；在较低温度下锡金属在管道中为整体凝固形态，在较高温度下锡金属在管道内将形成环状凝固壳；当缺少足够的熔融物供应时，管内熔融物将被全部冷却并在壁面形成凝固壳；不同金属在棒束表面留下的凝固壳厚度是不同的；通过对比熔融物在管道和管束间的凝固形态，表明熔融物在管道中的凝固符合改进型凝固模型，在棒束间比较符合传热受阻模型。在实验研究基础上，将管道横截面上的速度、温度等进行平均处理，建立了一个融合整体凝固模型和传热凝固模型的数值模型，可用于熔融物在管道内凝固的的数值分析。此外，采用计算流体动力学方法对熔融物在管道内的凝固过程进行了数值模拟研究，研究表明：随着熔融物的入口初速度、入口压头和管道壁面温度的增加，熔融物流动穿透长度也将增加，而且壁面温度的增加将推迟熔融物的凝固时间；高熔点熔融物的凝固时间将提前，而且穿透长度也将大大减短。最后，本课题以百万千瓦级非能动压水堆为研究对象，建立了耦合堆腔注水措施的融熔物冷却的核电厂模型，针对冷段大破口始发严重事故序列，分析堆芯熔融进展过程中实施堆腔注水策略后融熔物的冷却特性。本课题的相关研究对开发相应多相热物理分析工具具有理论意义，对考虑经济性与安全性相结合的工程安全系统的设计，指导相关系统结构安全方面的改进具有实际应用价值。