核电站堆芯熔融物的处理措施

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1、第33卷第10期华电技术Vo1．33No．102011年l0月HuadianTechnologyOct．2011核电站堆芯熔融物的处理措施冉刻，周涛，李精精(华北电力大学核热工安全与标准化研究所，北京102206)摘要：在分析核电站堆芯熔融物的结构特性、传热特点以及熔融物冷却处理策略的基础上，通过对APIO00，EPR，VVER一1000以及福岛核电站沸水堆4种堆芯熔融物处理措施的分析及比较中得出，压力容器内堆芯熔融物的冷却和包容对严重事故的缓解起着至关重要的作用。堆芯熔融物处理方式的不同，在一定程度上影响反应堆机组功率的适用范围，新一代堆型在堆芯熔

2、融处理方式上较以前有明显改进；严重事故缓解措施的不同，反映了不同堆型设计理念的差异。深入研究了各种堆型熔融物的处理措施，对保障核电站安全具有重要价值。关键词：核电站；堆芯熔融物；缓解措施；严重事故中图分类号：TM623文献标志码：A文章编号：1674—1951(2011)lO一0077—05(2)第2层为氧化物熔融池，主要由UO一ZrO0引言的氧化物组成。2011年3月l1Et在日本发生的9级地震及其有文献把第2层细分为2层，即外围的氧化引发的海啸最终造成了福岛核电站发生了堆芯熔融物壳层(又叫冷凝壳层)和内部的氧化物熔融池。事故，导致大量的放射性物质

3、释放到大气中。福岛氧化物壳层是氧化混合物与温度偏低的金属熔融核电站沸水堆的堆芯熔融事故，与通常研究的压水层、下封头相接触后冷凝形成的一个厚度为几毫米堆堆芯熔融有着一定的差别，这在一定程度上也体到几十毫米的壳层，其熔点大约为2730oC；壳层上现了各种堆型中堆芯熔融的差别，同时也对堆芯熔部由于和金属熔融层相接触，所以厚度只有几毫米，融物的控制和收集提出了更高的要求。国外As—而下部由于接触的下封头温度较低，壳层厚度则达molov⋯和RempeL2较早开始了堆内熔融物维持的几十毫米。金属熔融层的厚度相对其直径较小，第分析研究，Hawkes和Hammers

4、ley_4也对AP600这2层的热量是通过此薄层的上表面和侧面传递，其一具体堆型的熔融物的特性进行了研究；国内中国中占传热总量15％左右的热量是通过上表面以热核动力研究设计院和清华大学核能与新能源技辐射的方式传递出去的，其余大部分的热量则是以术研究院则分别研究了堆芯熔融物在下腔室的对流的方式从侧面传导给压力容器壁面；金属熔融冷却及其与混凝土的反应，但对不同堆型的堆芯熔层的厚度越小，其对应的侧面换热面则越小，压力容融物的维持及其差异的研究目前较少。因此，堆芯器壁面也将承受更大的热应力以及热负荷。熔融物的处理措施应成为缓解核电站严重事故的重在干燥的安全壳

5、大气环境中，严重事故发生后，要研究内容，急需对各种堆型熔融物的处理方式进压力容器收集到的堆芯熔融物在作为安全壳底板的行更深入的研究，以达到保护环境、实现核电安全发混凝土基底上扩散，不同的扩散过程形成了不同高展之目的度的、需要充分冷却的熔融池，直接影响后续的熔融1堆芯熔融物的特性及冷却策略物冷却进程。影响熔融物扩散过程的因素包括：决定熔融碎片扩散速度的流体动力学行为、熔融物表1．1堆芯熔融物的特性面张力和黏度、由外界释热所决定的熔融池固化过堆芯熔融物在高温(高于其熔点)环境下存在程。熔融池衰变热主要是通过表面辐射、对流、导热强烈的对流运动，由于密度不同

6、，会存在分层现象。以及底部的消融过程传递出来的j。堆芯熔融物有代表性的分层结构为：在安全壳下腔室的结构如图1所示。(1)第1层为金属熔融层，主要由Fe—zr的混压力容器失效后，堆芯熔融物跌人堆腔形成熔合液态金属组成。渣池，温度可达3000～4000℃，而与之接触的底板收稿日期：2011—06—07；修回日期：2011—07一O1混凝土熔化分解温度仅为1100℃左右。熔渣与混基金项目：国家自然科学基金资助(50976033)；凝土的相互作用逐渐向下侵蚀底板，试验中观测到华北电力大学校内“211”资助的最高烧蚀速率可达lmm／／sJ。熔融池外围形成·78

7、·华电技术第33卷熔点硬壳也会增加热传导的阻力。依据Theofanous_1叫的研究，图2描述了不同载荷所使用的术语、失效准则、相关的载荷状态以及整个过程存在的3个状态(图中：g为穿过容器壁的局部热流量；gcHF为临界热流量；F为推动力；下标f为失效情形)。迄今为止，对堆芯熔融物的冷却主要是在图2中3个状态的长期热状态阶段进行，此阶段技术的可行性最先在Loviisa核电站得到了验证，它们采取在反应堆安装冰冷凝器安全壳以及在严重事故中通过冰的熔化来对堆腔淹没的措施，使得堆芯熔融物得到了很好的维持。在随后的不断发图1堆芯熔融物在下腔室的结构展中，冷却方式

8、有了很多的变化，技术也有了很多的的高熔点硬壳会使其表面热辐射的热量变小，而熔融改进，但堆芯熔融物的冷却依然被