作者:Jaehyok Lim, phd, Nuclear Engineer, Basar Ozar, phd, Nuclear Engineer, Sung Jin Lee, phd。
Fauske&Associates有限责任公司高级咨询工程师
目前在MAAP的CRD住房模式
模块化事故分析程序(MAAP)是一个电力研究所(EPRI)拥有和许可的计算机程序，模拟轻水和重水慢化核电站的反应，为当前和先进轻水反应堆(ALWR)在严重事故的设计。MAAP代表了严重事故条件下的整体行为，包括芯材过热、高温芯材在蒸汽环境下的氧化、熔融材料从芯材区域转移到下静压箱，随后反应堆压力容器(RPV)的失效和堆芯材料在安全壳中的积累，以及伴随后一次搬迁而来的熔化的堆芯混凝土相互作用。
目前，沸水反应堆（BWR）版本的MAAP规范考虑了反应堆容器内控制棒驱动（CRD）管的响应，但未明确模拟反应堆容器下方的CRD管段。相反，该规范计算并将有效传热系数作为反应堆容器下封头外表面的边界条件。有效传热系数表示下封头反射隔热层中的热辐射和泄漏。
通常，通过下扬程的热损失很小，只占反应堆容器产生总热量的10%左右。然而，在发生严重事故时，大部分堆芯被重新安置到下静压箱后，需要对下压头进行更精确的传热计算。明确地模拟反应堆容器下面的CRD外壳可以解决这一需求。此外，在下部气箱的碎片床中可能会有熔化物溢出到失效的CRD外壳中。熔体在冻结之前会在反应堆容器下方移动一段距离，堵塞管道的环形缝隙。堆芯塞中的衰变热必须通过管壁消散。如果管壁变得足够热，它可以通过蠕变破裂而失效，导致血管失效。
评估这一现象需要对下封头、CRD管、基座气体和基座壁之间的传热进行建模，包括堆芯熔透距离和堆芯熔塞中的衰变热。
明确建模反应堆容器下面的CRD管的另一个动机是确定容器失效后由于堆芯熔化而熔化的CRD管的质量。CRD管的熔化量影响容器失效后安全壳底部碎片床的质量和组成。
MAAP中的新CRD住房模型
目前，下静压室的CRD管在多达100个径向通道上结节化，与核心径向结节化一致，以及100个轴向节点上结节化，与下头部轴向结节化一致。通常使用6个径向通道和25个轴向节点来模拟CRD管。在新的CRD管模型中，轴向节点延伸到反应器容器下方的CRD支撑杆水平。最多允许20个轴向节点模拟支撑杆和底部内容器之间的延伸。通常使用10个轴向节点。
考虑了下封头到CRD管的热传导和热辐射传热。保守的假设是不考虑CRD管内筒体的热容。考虑了沿管壁的传导传热。考虑了CRD管与基座气体之间的对流换热。考虑了相邻CRD管之间以及与基座墙之间的热辐射。
面对基座气体的下封头的传热面积因CRD管所占面积而减小。下封头上的有效热系数保持不变。
反应堆容器内的CRD管倒塌后，考虑了从真皮外壳到反应堆容器下方CRD管内表面的热辐射。当下腔室内的碎屑重新熔化时，熔体溢出到CRD管的环形间隙中。确定了管壁内熔融碎屑再冻结的穿透距离。堵塞的CRD管中的衰变热被添加到管壁。跟踪单个CRD管壁的蠕变损伤分数。在反应堆容器下方的CRD管中进行详细的传热计算，直到容器发生故障。
容器失效后，考虑反应堆容器下方存在的真皮射流导致CRD管熔化。MAAP考虑了几种失效机制，包括堆芯仪表（ICI）管失效或穿过堆芯探头（TIPs）、ICI贯穿件或CRD管闭合焊缝蠕变失效以及反应堆容器下封头蠕变断裂。每个故障条件都有初始故障位置和大小。初始失效后，熔化的真皮流经失效开口，将导致开口发生实质性烧蚀。根据MAAP结果，故障半径迅速增长至10至30 cm。
通过破裂开口排出的熔融真皮将达到足够的速度，并具有足够的过热，以熔化位于真皮流动路径下的容器下方的CRD管和支撑结构【Epstein等人（1976年），以及Pilch和Tarbell（1985年）】。Chu等人（1992年）的分析还表明，受熔融真皮射流影响的表面在初始接触和开始熔化的15-30秒内加热至熔化温度。因此，容器外CRD管熔化模型假设CRD管在熔融真皮射流的直接路径中完全熔化。
CRD管中受熔芯射流影响的部分可以用几何关系来估计。如图1所示，假设仪器管失效引发的熔化熔化物射流位于CRD管之间。熔化的堆芯熔化液喷射到CRD管的外表面并继续增长，可能会覆盖四个CRD管。假设CRD管的质量成分是均匀的，熔化的总质量与烧蚀面积有关。
当CRD管之间的距离为0.305 m，CRD管的外径为0.152 m时，具有不同半径的熔融corium射流的结果如图2所示。在熔融真皮射流半径增加到0.14 m之前，熔融真皮射流和CRD管之间没有重叠。然后，重叠区域增大，直到熔化的真皮射流半径达到0.292m时，四个CRD管被烧蚀。
在第二种情况下，熔化熔芯射流是由CRD管闭合焊缝的失效引起的，如图3所示。熔芯射流与相邻CRD管的重叠区域如图4所示。熔融堆芯射流与CRD管之间没有重叠，直到熔融堆芯射流半径增大到0.23 m。然后，重叠区域增长，直到八个相邻的CRD管被烧蚀。
结果-容器外CRD管传热
对BWR-MARK I型反应堆在使用和不使用前容器CRD管换热模型时的模拟结果进行了检验，以评估模型的影响。如表1所示，当控制标志IEQ1HT设置为1或2时，调用前容器CRD管传热模型。当IEQ1HT设置为2时，考虑CRD管芯块塞的衰变热。
表1调用Ex-Vessel CRD管传热和熔化模型的控制标志
当IEQ1HT = 0时，考虑了容器外CRD管与基座气体之间的对流换热。CRD管在血管内塌陷后，沿CRD管的轴向传导受到抑制。
一般情况下，离容器CRD管传热模型对CRD管倒塌和容器失效时间影响不大。在隔离冷凝器(IC)停止工作后，核心在10500秒左右暴露。在大约38000秒的时候，容器内部的CRD管坍塌了，容器在47600秒的时候发生了故障。注意，在容器失效之前，堆芯熔化物溢出到CRD管中，在这个模拟中没有发生。
图5到图7显示了通道6(最外面的通道)的CRD管壁温度。请注意，轴位结节16与下头接触(绿色曲线)。因此，轴结17是血管内最低的CRD轴结(红色曲线)。当容器内的CRD管倒塌时，它的温度被设置为钢的熔点1,700 K。值得注意的是，只有血管下方的几个淋巴结，即淋巴结16和15，受到头部温度降低的影响;节点14及以下遵循台座气体温度。IEQ1HT = 1(图6)和IEQ1HT = 2(图7)的结果是相同的，因为在这个模拟中芯块没有进入CRD环形缝隙。
表2显示了容器发生故障时下部增压室中碎屑床的热平衡。当容器在47600秒左右发生故障时，下部增压室内碎屑床的热辐射传热率为3935 kW至RPV堆内构件，73 kW至通过下部封头隔热层的基座气体，38 kW至基座气体的CRD管，161 kW至基座壁的CRD管。在没有容器外CRD管模型（IEQ1HT=0）的情况下，碎片床中的热辐射传热率为3961 kW至RPV堆内构件，通过下封头隔热层至基座气体的传热率为78 kW。因此，尽管明确建模容器外CRD管显著增加了向下传热速率，但碎片床中产生的大部分热量向上辐射至RPV堆内构件，并且通过CRD管的额外向下传热速率不会影响容器失效。此外，当容器发生故障时，下部增压室中的碎屑仍在加热，如碎屑床中衰变热和总传热率之间的巨大差异所示（5857 kW对4207 kW）。因此，与通过下封头和CRD管的向下传热速率相比，碎屑床的热容和下静压箱中的水量在确定容器失效方面更为重要。
进行了敏感性试验，以延迟容器失效，以便观察堆芯熔化物溢出到CRD管中。当当地堆芯熔化在大约56000秒时，大约335公斤堆芯流入通道6 CRD管。熔化的堆芯熔化物在冻结之前穿透CRD管大约0.4米，堵塞了CRD。将堵塞的堆芯熔化物的衰变热加到CRD管壁上。下静压箱中的堆芯熔化物的衰变热也减少了同样的量。没有预测到由于CRD管中的堆芯物堵塞而导致的血管失效。对相邻CRD管和基座壁的热辐射和管壁的轴向传导足以消除衰变热。
结果-血管外CRD管熔化
为了延缓血管失效，进行了敏感性试验，以便观察到在血管失效后，由于堆芯熔化而导致的离管CRD管的熔化。
由于与CRD管径向通道6、轴向节点17接触的下封头轴向节点7处的仪表管穿透故障，容器在约57000秒时发生故障。由于烧蚀，故障开口半径迅速增加至0.294 m。在大约60000秒时，695千克容器外CRD管熔化，其中包括125千克铬、514千克铁和56千克镍。基座地板上碎屑中的金属总质量为153千克铬、4850千克铁和74千克镍。
结论
在MAAP中对反应堆容器下面的CRD管进行了明确建模，以改进对容器失效和安全壳底部碎片组成的预测。BWR-MARK I模拟结果表明，明确地建模前容器CRD管对容器失效时间的影响很小。当堆芯熔化物溢出到坍塌的CRD管时，预测穿透距离为0.4 m。尽管如此，堆芯塞并未引起CRD管壁蠕变破裂，而蠕变破裂可导致血管衰竭。在容器发生故障时，由于堆芯熔化物喷射，有不到1,000公斤的CRD熔化，占安全壳底部碎片床钢质量的14%左右。
表2-容器发生故障时下部静压箱中碎屑床的温度和热平衡
参考文献
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修改7。NUREG / cr - 4383 rev.7(砂- 85 - 0012 - rev.7)。
图1-由于CRD管之间的容器故障，熔融真皮射流与容器外CRD管的相互作用
图2 - Ex-Vessel CRD管烧蚀区和熔化堆芯喷射区
由仪表管故障引起因为熔化熔化物喷射
图3 -由于CRD管所在位置的容器失效，熔融熔化熔化物射流与排出容器CRD管的相互作用
图4 -容器外CRD管烧蚀区和熔化堆芯射流区
熔化的真皮射流导致CRD管闭合焊缝失效
图5 - CRD管壁温度无容器外CRD管传热模型
图6-CRD管壁温度与容器外CRD管传热模型的相互作用
图7-考虑真皮塞衰变热的容器外CRD管传热模型的CRD管壁温度
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