王盟

【摘 要】文中对MAAP5程序中的堆芯捕集器模型进行了较为深入的描述，并对国际上现有EVR设计方案进行适应性分析，现有MAAP5程序堆芯捕集器模型还需要进一步的试验数据验证和模型适应性升级。

【关键词】MAAP5;堆芯捕集器

中图分类号： TK421.5文献标识码： A文章编号： 2095-2457（2019）35-0133-001

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.35.061

1 熔融物滞留技术

针对堆芯熔融物的收集和冷却，就目前而言具体策略可分为熔融物堆内滞留（IVR）和熔融物堆外捕集（EVR）两种。其中IVR技术于1989年Theofanous[1-2]提出，并最先应用于Loviisa核电厂，并于1995年被芬兰核安全监管当局（STUK）所接受。IVR技术结构简单，在后续AP600/AP1000[3]和CAP1400等先进堆型中得到了沿用。

出于对熔融物行为的不确定性、大功率反应堆热工限制条件以及沸水堆下封头特殊结构等众多因素的综合考虑，俄罗斯、法国、日本、韩国、德国开展了大量关于EVR的相关研究，给出了很多别具一格的技术方案，目前VVER和EPR的方案在工程上得到了应用。

针对先进核电厂的EVR措施，新版本一体化分析程MAAP5新增了EVR模型，本文就MAAP5程序中的堆芯捕集器模型的本体结构、数学模型以及适应性等方面进行综合阐述，为从事核电厂严重事故相关工作的人员提供技术参考。

2 捕集器本体结构描述

图1给了MAAP5程序中堆芯捕集器模型的本体结构示意和原理性工作流程。堆芯捕集器由V形盆、下部倾斜的冷却通道、环形上升段、环形下降段和中心水腔室组成，堆芯捕集器布置在安全壳底部基座以上，以包容和捕集所有喷射的熔融物，其轴对称结构可以使得熔融物均匀累积和冷却。

图1 MAAP5堆芯捕集器模型

在接收到压力容器破损信号后，捕集器与内置换料水箱（IRWST）之间的阀门触发开启，水进入捕集器底部的联箱。经过一段时间的充水，当液位高于冷却通道，水则会向熔融物收集容器溢出，形成熔融物的上部淹没;进而液面高于下降通道上部时，则下降段与冷却通道之间将逐步建立自然循环，对熔融物进行冷却，以非能动的方式实现热量的导出。

3 冷却通道数学模型

3.1 冷却通道水体积/高度对照关系

MAAP5程序可进行EVR措施初始充水和长期冷却的全过程分析，其中初始充水过程由冷却通道水体积/高度对照关系模型进行描述。

图2 MAAP5堆芯捕集器冷却通道模型

如图2所示，以联箱底部为基础平面，对于倾斜段，由于冷却通道为楔形结构，则水体积与垂直高度之间的通用关系有：

V（x）=C0+C1x+C2x2（1）

式中：V（x）为水体积，m3;x为竖直高度，m;C0、C1、C2与通道的输入参数，如倾角、长度和通道宽度相关。

进一步的，对于给定的倾斜通道任意水体积Vw，则液位高度X（w）为：

X（w）=■（2）

当注水高度高于倾斜通道上表面，则根据结构处理成等截面的水体积，则有：

X（w）=■+Xc（3）

式中：Vc为倾斜段水体积，m3;AU为竖直段截面积，m2;Xc倾斜段顶部相对下部联箱底面的高度，m。

3.2 冷却通道流动和换热

不考虑熔池上部空间水的内部自然循环，该EVR模型存在三个典型的流动过程：IRWST向捕集器底部联箱、下降段到捕集器底部联箱以及底部联箱到熔池上部水空间的流动，冷卻通道的换热的机理与IVR相似。基于质量、能量、和动量守恒和特征关系式构建，其中两相区选用Drift-flux模型，依据系统所处的热工边界条件，迭代求解获得各循环支路的流量和其它附属热工参数。

3.3 冷却通道临界热负荷

临界热负荷（CHF）是确保EVR有效的重要热工评价指标，MAAP5中的EVR冷却通道包含倾斜段和竖直段两部分，其中倾斜段的临界热负荷跟角度有关，程序中采用式（4）进行CHF的评价。

qcrit=0.1λρg■■sinθ0.5（4）

式中：λ为汽化潜热，J/Kg;ρg为汽相密度，kg/m3;δ为液体表面张力kg/s2;g为重力加速度，m/s2;ρl为液相密度，kg/m3;θ为倾斜角度，°。

该关系式采用Guo， Z. and M.S. El-Genk[4]、Kymalainen[5]以及T. D. Bui and V. K. Dhir[6]的实验数据进行了适应性评价。

4 结论

MAAP5在一体化程序层面上实现了EVR行为模拟的新突破，现有的模型目前还不具有通用性，现有模型是基于韩国的技术方案开发，无法适用于EPR以及VVER核电站的堆芯捕集器行为分析。该程序模块仅进行了代码检查，还缺乏一定的试验数据验证基础，还需要开展进一步的研究工作。

【参考文献】

[1]O.Kymalainen， H.Tuomisto， T.G. Theofanous. In-Vessel retention of corium at the Loviisa plant[J].Nuclear Engineering and Design，1997（169）.

[2]Seong H. Ghyym. Involving level of passivity： with application to evolutionary pressurized water reactor design[J]. Ann. Nucl. Energy， 1998， 25（13）.

[3]林诚格，等.非能动安全先进压水堆核电技术[M].北京：原子能出版社.

[4]Guo， Z. and M.S. El-Genk. An Experimental Study of the Effect of Surface Orientation on Boiling Heat Transfer During Quenching[C].ASME Annual Winter Meeting， Atlanta， CA， 1991.

[5]Kymalainen， O. et al. Critical Heat Flux on Thick Walls of Large，Naturally Convective Loops[C].Heat Transfer Conference， San Diego，1992.

[6]T. D. Bui and V. K. Dhir. Film Boiling Heat Transfer on an Isothermal Vertical Surface. Heat Transfer，1985：764-771.