开题报告--绪论

1．1概述

面对世界能源短缺和全球气候变暖，核能作为清洁能源，其优越性得到了充分的肯定，只要能确保其安全运行，核电站对环境的影响是极小的。但是核电历史上的两次严重事故，使人类认识到核能是把双刃剑，必须要考虑到其可能发生严重事故的潜在威胁，并需要全范围，多角度的评估堆芯熔化带来的后果，因此开展核电安全研究就变得尤为重要了。 1970年，美国标准学会按反应堆事故出现的预计概率和对广大居民可能带来的放射性后果，把核电厂运行工况分为以下四类：正常运行和运行瞬变；中等频率事件；稀有事故；极限事故。

传统的反应堆设计着重于应付设计基准事故，但是，三哩岛和切尔诺贝利的两次严重事故证实了核电站的风险主要来自堆芯熔化事故。因此，IAEA各成员国先后发表了严重事故对策声明，要求业界开展严重事故研究，寻求严重事故对策，提高核电站抗严重事故的能力。 严重事故管理的基本任务是确保下列安全目标：终止已开始的堆芯损坏；尽可能长时间维持安全壳能力；减小厂内和厂外的响应及其后果：将电厂返回可控的安全状态。 严重事故属于超设计基准事故，当核电站发生设计基准事故时，如果专设安全设施发生多重故障或者操纵员判断处理不当，致使部分或全部丧失余热排出手段，就有可能演变成超设计基准的严重事故。

一般来说，核反应堆的严重事故可以分为两大类：一类为堆芯熔化事故(CMAs)，当堆芯丧失余热载出手段后，堆芯开始升温，随着温度的逐渐上升，包壳首先熔化，然后控制棒解体，进而燃料芯块熔化、下移，造成堆芯支撑结构失效和堆芯解体。堆芯熔化后的作用机理如下：

(1) 堆内构件影响流动和熔化喷射；

(2) (3) (4) (5)

碎片残骸和水在下腔室相互作用，导致碎片分裂成更小的微粒； 新的碎片对下腔室已经形成的碎片床的直接碰撞； 碎片床，水和压力容器之间的热量和质量传递；

熔化的固体碎片继续形成熔融池外壳，阻止熔融池外壳稳定性；

(6) 水在固体微粒碎片中的蒸发以及化学反应； (7) 下封头可能熔穿或失效。

另一类为堆芯解体事故(CDAs)。堆芯熔化事故是由于堆芯冷却不充．分，引起堆芯裸露，升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级。 堆芯解体事故是由于快速引入巨大的反应性，引起功率陡增和燃料碎裂的过程，其发展非常迅速，时间尺度为秒量级。

压水堆的固有负反应性温度反馈特性和专设安全设施，堆芯解体事故发生在压水堆中的可能性极小，因此压水堆中主要针对堆芯熔化事故进行研究。 在压水堆核电站中，虽然发生堆芯熔化事故的概率远远低于设计基准事故，但是严重事故的潜在风险及其发生后对公众安全和环境的威胁却相当大。因此，必须对严重事故进行深人、全面的研究，制定严重事故的管理规程嗍。 1．2严重事故堆芯熔化行为的研究现状

严重事故研究的重点是严重事故的预防，其目标是：降低堆芯损坏概率、寻求阻滞严重事故进程的有效手段、提出降低放射性后果的方法。

目前，国际上已经开展了一些模拟堆芯熔化的研究项目，例如法国核安全与辐射防护研究所(IPSN)及欧共体(EC)分别在1993年，1996年，1999年，2000年成功的进行了堆芯熔化实验模拟，实验主要研究低压熔堆；日本利用大型ALPHA装置研究假想堆芯熔化事故下安全壳的载荷及性能，评价可能的事故管理措施；EPRI主持的VEGA项目、WIND项目，NSRR 项目，利用VEGAWIND装置研究各种堆芯熔化事故下燃料行为，及其与控制组件、结构材

料的相互作用。

1．2．1国内的研究现状

目前已开展的过程比较全的堆芯熔化实验有中国快堆的在瞬间流动封锁过程中的热工水力现象调查，实验的目的在于调查研究中国实验快堆安全特性下的堆芯解体事故，以检验实验快堆的安全性。

由于受到实验设备和实验条件的制约，国内严重事故研究主要从事严重事故的仿真，通过给定能够触发严重事故的事故序列(例如LOCA事故，全厂断电事故等)，及相应的初始参数，建立仿真模型，通过灵活、友好的图形界面，为严重事故分析提供可视化分析工具。 国内引进了用于分析堆芯熔化状态及损坏程度的机理性程序ICARE2，它能预测堆芯的热工水力行为、堆芯损坏过程以及化学反应等，同时，它还包括一些简单的模型，分析堆芯熔渣床的行为。

另外，还引进了堆芯熔化过程的整体分析程序包ESCARE，用于分析严重事故下堆芯行为、热工水力响应、堆坑中熔渣与混凝土间的相互作用矗盘守。 一些相关的科研单位也逐步开展了相应的仿真研究工作，上海核工程研究设计院关于核电厂严重事故的研究始于20世纪80年代末，1995--2000年，与中国核动力研究设计院合作申请IAEA技术援助项目获得成功，建立了严重事故PSA分析软件系统。

核电厂也开展了一些关于堆芯熔化的严重事故研究工作，例如用STCP进行大亚湾核电站的堆芯熔化事故的主导序列分析，用MELCOR程序进行秦山二期核电厂的主导事故序列分析。

1．2．2国外的研究现状

随着严重事故研究的不断开展，国外的一些单位机构也做了相应的模拟堆芯熔化行为的实验：

美国进行了高压下熔渣的分布实验模拟，以1／10的刻度比例在14．5MPa的高压下进行熔融堆芯的熔渣分布模拟，目的是为了更深入的了解熔渣的流动分布机理，用氮气加压来模拟实际过程的蒸汽加压[，】。美国橡树岭国家实验室进行了沸水堆的堆芯熔化实验模拟，目的是想了解关于金属熔化时流动到堆芯较低区域的重新定位的不确定性行为，以及熔化的锆和不锈钢以及燃料之间的共晶情况。

意大利进行了熔化的碎片床的瞬时冷却实验，实验中二氧化铀和氧化锆下落入水中分裂成更小的碎片，并且形成了三厘米至七厘米之间的浅碎片床。

FP实验，它是由多个国家历时多年共同协作完成的实验，实验过程中模拟了堆芯加热，降解，堆内构件的热工水力响应等一系列[-：】堆芯熔化过程。

美国阿贡实验室和美国原子能委员会进行了熔渣床的冷却实验，以确定冷却水对熔渣床的冷却速度，以及水进入多孔碎片床的缝隙的冷却行为。 法国进行了熔渣的外壳被飞溅气体的夹带效应实验，目的是定性和定量的分析这种夹带效应现象，还包括模拟随着材料粘性增加的熔渣的富集。 德国进行了堆芯熔化后压力容器的保持实验，通过对熔融物的持续加热，能够突出流动和冷却序列，开放的碎片的多孔性和大的表面积在熔融物重新凝固成有浸透性的多孔结构的过程中产生。

美国威斯康星州大学作了关于堆芯熔化时在一定的动力黏度和固体颗粒份额情况下的多层液体的传热行为实验。

汉城国立大学和美国宾夕法尼亚州立大学以及美国爱达荷州国家实验室共同进行了在压力容器捕集器中模拟堆芯熔化的实验，此实验采用氧化铝的熔化进行模拟，实验中使用半球状的测试段。

德国等欧洲国家共同模拟的四次大刻度实验，包括QUENCH，LIVE，DISCO，和

COMET，其中QUENCH这个实验适用于所有类型的反应堆，它提供了一个在严重事故和设计基准事故之间的链接，其中DISCO．L2是关于动力流动性的研究，在VVER．1000／320型反应堆压力容器下封头破口处的熔化喷射的热量和化学过程研究，COMET．L2主要是调查在压力容器与安全壳的空腔中的金属熔渣的长期的相互作用，伴随着第一阶段的衰变热的模拟，以及后来第二阶段的功率水平下降的模拟。

日本的应用物理与量子物理局与德国的核能科技学会进行了熔化金属在金属构件上的再凝固行为实验模拟。

法国进行了熔化后的金属氧化物熔渣与混凝土的相互作用的实验模拟。 德国进行了在堆芯熔化时在颗粒碎片中的空隙组分的传热实验。 1．3严重事故仿真研究的主要分析程序

从上个世纪七八十年代发生反应堆严重事故以来，严重事故的研究受到广泛的重视，国际上对核电站发生严重事故的可能性和后果提出各种要求和应对措施，并且开发了各种评价严重事故进程和缓解措施有效性的评价程序。

目前，国际上核安全界常用的严重事故分析程序主要有：系统性程序：STCP(分成四部分：MARCH3、TRAP．MELT3、VANESA与NAU～SPARC／ICEDF)，ASTEC(法国和德国)，MAAP(美国)，THALES(法国)，ESTER(欧洲)，JASMINE，MACRES，MAPLE，MELCOR(美国)等。

机理性程序： SCDAP／RELAP5， CONTAIN，VICTORIA，CATHARE／ICARE，GASFLOW等。

STCP由巴特力哥伦布公司为美国核管会开发，STCP程序分四部分：MARCH3，TRAP．MELT3，VANESA，与NAUA／SPARC／ICEDF。

MELCOR是一个全集成、工程应用的计算机程序，能够模拟轻水堆核电站严重事故过程，由美国核管会委托Sandia国立实验室开发，是第二代核电站风险评价工具，利用粗网格大步长，可模拟轻水堆内大部分严重事故现象。

MELCOR能模拟轻水堆严重事故进程的主要现象，并能计算放射性核素的释放及其后果。它是在STCP的基础上开发的，为克服其某些限制，重写了两部分代码，包括裂变核素释放到环境的系统反应以及泄漏的后果。严重事故进程与源项部分程序称为MELCOR，相关后果部分程序称为MACCS。MELCOR的大部分模型是机理性的，且已经过验证，带有可调参数，在一定范围内可作不确定性与敏感度分析。

MELCOR可以一次连续运算从初因事件开始，直到给出事故源项为止的全过程，并能在程序内部传递各个阶段不同计算模块间的数据。

ASTEC(Accident Source Term Evaluation Code)程序是由IRSN和GRS联合开发的，用于评估核电站在发生严重事故时可能出现的各种过程的一体化程序。 MARCH程序是一个汇总了主系统热工水力学、堆芯熔化和安全壳的热工水力响应的快速堆芯熔化分析程序。

MAAP程序耦合了热工水力学以及裂变产物释放和迁移的相关计算，可以模拟严重事故的进程现象。

SCDAP／I迮LAP5是由美国NRC提出，美国Idaho国家工程与环境实验室为美国核管会(USNRC)开发的机理性轻水堆严重事故分析程序。20世纪70年代早期，INEEL开始开发用于分析严重事故下堆芯损坏进程的程序SCDAP。1979年，首次实现了SCDAP程序和RELAP程序的动态联接，形成了SCDAP瓜ELAP程序包。

VICTORIA程序是一个机理性程序，是在美国核管会资助下，由桑地亚实验室开发。它被用来预测严重事故中放射性物质的释放、迁移与沉积。

CONTAIN程序是美国著名的用于计算安全壳压力、温度和氢气浓度分布的计算程序。

韩国曾利用CONTAIN程序，对失水事故、全厂断电事故和给水全部丧失事故进行了长期分析，给出了通过点火器和蒸汽惰性排出氢气的作用。 CATHARE程序是先进的热工水力分析程序。它有3种基本模型：AXIAL模型、VOLUME模型和TEE模型。 ATHLET．SA程序由德国核设施与安全研究中心开发，耦合了ATHLET与KESS，其中KESS由斯图加特核能研究所开发，处理堆芯升温与裂变产物泄漏相关的物理化学行为。 用于严重事故模拟的程序目前比较普遍的是：SCDAP／I也LAP5和MELCOR，前者为机理性程序，侧重考虑事故进程中特定过程的状态，可以用来分析事故中发生的局部现象和过程，因而运行起来也更耗机时。后者为系统性程序，计算模型简单，但涉及的系统和物理过程比较完整，能快速进行分析计算。 1．4课题完成的主要工作

严重事故中堆芯熔化及热量转移涉及许多复杂的物理过程，这些物理过程对严重事故的发展以及事故后果的危害程度起着决定性的作用。研究其物理过程和作用机理对于降低现役核电厂和新建核电厂严重事故发生的可能性，提高核电厂预防和缓解严重事故的能力有重要作用。

但是由于严重事故有很大的危害，所以这就给严重事故的实验研究带来了很大的困难。而随着计算机技术的不断发展，仿真技术的应用在严重事故研究领域起着重要的作用。 本文研究的严重事故堆芯熔化过程仿真程序的开发参考了由美国Sandia国家实验室(SNL)开发的MELCOR程序中的堆芯行为包COR部。

COR子程序包计算堆芯、下腔室构件以及直接位于堆芯以下的下封头部分的热工水力响应，模拟堆芯材料在熔化、坍塌以及形成碎片期间的迁移过程。

燃料芯块、包壳、定位格架、控制棒及导向管、砾状碎片在COR的每个计算节点CELL(也称节点单元)中分别予以处理，COR的堆芯熔化模型可以处理共晶熔化和熔解反应。本文的主要工作是参考COR堆芯行为包中的子程序，计算堆芯熔化时热量转移和氧化的进程，通过消化理解MELCOR用户参考手册的数学模型，以及阅读COR程序包中的热量转移和氧化模块所调用的相关程序，弄清楚各个变量以及接口的关系，合理的划分堆芯的节点，并进行事故序列描述和主要的计算假设，然后开始编写程序，形成堆芯熔化行为计算程序模块，进行严重事故堆芯熔化仿真研究。

在课题的研究过程中，本文完成了以下工作： 1．阅读MELCOR源程序

将MELCOR中的COR子程序从源程序中剥离出来。COR子程序共有2万多条语句，其中包括COMMON语句和DATA语句等非执行语句以及注释说明的部分。 从分离出的COR子程序包中确定程序接口变量，这些变量在源程序中是作为中间变量的，其数值由源程序的其他子程序计算得到的，而且数值随程序的运行不断变化。为了使子程序包在脱离了源程序后仍然能够正确地独立运行，就需要定义许多的变量作为初始化数据。

2．阅读并理解COR子程序

首先，确定COR子程序的逻辑层次结构，并画出该子程序层次结构的逻辑图。确定本文所要用到的子程序，并将它们合理准确的分离出来。

其次，弄清其与上下程序之间的逻辑调用关系，清楚分离出的这段子程序在整个子程序中的作用，理清各个接口变量，弄清其输入数据是由哪些子程序计算得出的输出值，输出数据又是哪些程序包的输入值，并明确所有变量的物理意义。

画出所研究的子程序的层次结构逻辑图，弄清其分支结构，理清该段子程序的物理过程，将其所调用的子程序进行逐一阅读，弄清其在逻辑图中的作用，仔细阅读每个子程序中的计

算语句，并对照用户参考手册，理解程序语句中所描写的物理模型和数学函数。

本文所参考的热量转移和氧化模块需要做如下计算： (1)堆芯的衰变热

(2)每个单元(即节点)的裂变能，并将它加到衰变热的分配中去 (3)堆芯的辐射换热

(4)堆芯区域的轴向导热 (5)堆芯的对流换热

(6)锆合金或不锈钢的氧化率

(7)模拟碳化硼和蒸汽的反应，计算反应速率 3．编写并调试仿真程序

这部分程序描述了堆芯熔化后热量迁移过程的物理过程和现象，为了使程序能够独立运行，以方便调试，对原来的接口变量初始化，以文本文件的形式进行输入。调试并且运行仿真程序，检查程序的语法的正确性，变量的合理性。 4．验证仿真程序

通过查找相关实验资料，找到与程序相对应的实验，本文选取的是熔渣在蒸汽空间自由下落的传热实验，将实验资料的初始数据与程序的初始参数进行比对分析，确定程序的输入数据，在实验参数下运行程序，得到熔渣在蒸汽空间自由下落的仿真程序。 将仿真程序的输出结果绘制成曲线图，与实验结果的曲线进行比较分析，在实验条件下对仿真程序编写的合理性以及程序的正确性进行进一步验证。并按照正常的堆芯尺寸对停堆后的堆芯剩余裂变功率和衰变热进行计算，得到反应堆发生严重事故停堆后的释热曲线。