坩埚式堆芯捕集器的发展及设计需求研究

王小吉

（中国核动力研究设计院，四川 成都 610000）

0 引言

当反应堆发生堆芯熔化严重事故后，熔融物可能熔穿反应堆压力容器， 从而可能造成大量放射性释放后果。 三代核电站对严重事故缓解能力提出了更高的要求， 致力于解决严重事故缓解中的熔融物长期冷却问题， 以实现堆芯完全熔化后将熔融物稳定限制在一定空间范围内，最终终止事故发展，确保安全壳的完整性。

目前， 国际核电领域对熔融物冷却措施提出两种方案： 第一种方案是以压力容器作为堆芯熔融物的包容装置， 通过压力容器外冷却包容堆芯熔融物（IVR）[1，2]。 将堆芯熔融物滞留在压力容器内，通过能动或非能动方式注水冷却压力容器外表面， 防止压力容器被熔穿，实现对堆芯熔融物的包容。 但是，由于目前对熔池形成的物理和化学等动态过程认识的不足，这种方案尚存在不确定因素；同时，为了保证压力容器外壁能被充分冷却而不致破坏， 需确保下封头具有较大的临界热流密度并保证下封头的完整性。 研究表明[3]，对于中等功率的反应堆，通过压力容器下封头外表面注水冷却措施基本能够实现熔融物堆内滞留。

第二种方案是压力容器外熔融物的冷却，主要通过设置堆芯捕集器隔离熔融碎片与混凝土， 并对碎片提供长期冷却； 其主要的设计思想是采用可与混凝土发生吸热反应的牺牲材料稀释堆芯熔融物，利用注水直接冷却熔融物或采用换热器对熔融物进行间接冷却。

从20 世纪90 年代开始，陆续提出了多种不同堆芯捕集器的设计方案[4]，这些堆芯捕集器设计根据熔融物的收集方式可分为扩展式（层式）和坩埚式（熔池式）， 本文将主要针对坩埚式堆芯捕集器的发展历程和设计需求进行研究。

1 扩展式和坩埚式堆芯捕集器设计对比

两种堆芯捕集器各有优缺点。 扩展式堆芯捕集器的优点是熔融物被摊薄后易冷却，而且上下同时冷却的效率高，捕集器隔离无失效风险，而缺点是捕集器需求面积太大，熔融物最终的限制范围不紧凑。 坩埚式堆芯捕集器的面积小，熔融物内外冷却的效率也较高，但在长期释放衰变热的过程中如果热量无法有效带出仍有可能促使底板熔穿。

相比扩展式堆芯捕集器，坩埚式堆芯捕集器采用布置在压力容器下部堆坑内的水冷热交换器作为包容堆芯熔融物的主要边界，冷却水为来自安全壳内乏燃料水池和堆内构件检查井内的含硼水，并且在热交换器组成的内部空间填充低熔点的氧化物作为牺牲性材料。 这种方案一方面采用牺牲性材料改善堆芯熔融物的特性，将热交换面的热流密度降低到低于IVR措施的水平，另一方面避开了扩展式堆芯捕集器需要在安全壳底部设置大面积堆芯熔融物展开和冷却空间的问题。

2 坩埚式堆芯捕集器的发展历程

早在 20 世纪 80 年代，以德国的 GRS、IKE，法国的CEA、IRSN 等为主的研究机构就开始了对堆芯捕集器的研究[4]，主要的研究成果集中在堆芯熔融物物性、MCCI 模型等基础研究上，并大量借鉴了国际上的研究成果 （如MATPRO 物性库等）。 从20 世纪90 年代开始， 陆续提出了多种不同堆芯捕集器的设计方案， 其中坩埚式堆芯捕集器主要有德国的Widmann、Alsmeyer 等[5]提出的 COMET 设计， 法国的 Szabo、Seiler 等[6]提出的 MCCC（Multi-Crucible Core-Catcher）设计，以及田湾VVER 核电站[7]的坩埚式堆芯捕集器设计等。

2.1 COMET

COMET 堆芯捕集器设计的主要特点是采用了底部注水、熔融物层内部冷却的方案（见图1）。 所以，COMET 设计分析需要解决的主要问题是如何模拟底部注水后堆芯熔融物的碎化和多孔结构的形成。 IKE与FKP 联合对COMET 堆芯捕集器设计进行了研究，并在实验结果的基础上提出了形成堆芯熔融物多孔结构的机理性模型。 该模型对骤冷初期堆芯熔融物的上部和下部分别建模，下部研究冷却水的汽化、升压、膨胀以及多孔结构的形成和向侧面的扩展，上部研究垂直流道的形成和在冷却水注入点附件的多孔结构的形成。 在熔融物骤冷的后期，由于多孔结构已形成，冷却水与液态熔融物接触时的汽化效应将大大减弱。注入冷却水对堆芯熔融物的主要影响，将是熔融物的降温与多孔结构的固化。

图1 COMET 机理模型

COMET 机理模型主要回答了两个问题：（1）熔融物下部的多孔结构是如何形成的；（2）向上的蒸汽流是如何形成垂直流道的。 基于Sehgal 等人对紊流交混过程的分析，提出了局部升压模型，认为升压是导致多孔结构，尤其是侧面多孔结构形成的重要原因，而升压后的坍塌则进一步促进了熔融物的碎化。 COMET机理模型直接应用在IKE 开发的WABE-2D 程序中，该程序能够计算冷却水的汽化、熔融物的骤冷和多孔结构的形成过程。

2.2 MCCC

德国采用的是熔融物层内部冷却的方式，而CEA的Szabo、Seiler 等人是干式堆芯捕集器MCCC 的支持者。 他们认为利用冷却水与堆芯熔融物的直接接触冷却熔融物，有相当多仍需解决的问题：

（1）如何选取足够保守的模型描述堆芯熔融物与水接触的过程；（2）发生蒸汽爆炸的概率和强度受多种不可控因素的制约，如何解决不确定性问题；（3）如何保证可靠的并且可控的冷却水的收集和供应；（4）压力容器内堆芯熔融物实验 （LOFT-FP2、CORA 等），都显示注水后氢产量的迅速增加和堆芯的迅速升温，注水过程反而会导致事故的进一步恶化；（5）注水后，将通过包括熔融物与水的反应、蒸汽爆炸、沉积物再悬浮、气泡输运等过程，增加裂变产物的释放；（6）大量水蒸气的释放将使压力容器地坑和安全壳升温升压。 基于以上的考虑，CEA 提出了MCCC 堆芯捕集器设计，如图2 所示。MCCC 是一个经典的堆芯捕集器设计，从图2 中可以看出，这种多坩埚的堆芯捕集器包括三个重要部分：

（1）一个收集器，它围绕着RPV；

（2）数十个竖直坩埚，位于收集器下面；

（3）一个非能动冷却系统。

图2 MCCC 堆芯捕集器设计

当发生严重事故并且下封头失效后，飞溅的液态和固态堆芯熔融物被熔融物收集系统所捕获。 堆芯熔融物继续熔蚀收集系统底板上的防水环和金属塞，当金属塞被熔穿后，堆芯熔融物将直接进入无水的坩埚中。 坩埚中的堆芯熔融物被坩埚外侧的冷却水所冷却，被加热的液态冷却水返回安全壳内熔融物冷却水箱（ICCWT）后，由水箱内的换热器冷却，并将余热最终带至安全壳最终导热系统。 水蒸气则在安全壳内冷凝后收集至ICCWT 中。

MCCC 设计的主要特点是采用多坩埚堆芯捕集器的外部池式冷却。 分析的重点在于坩埚内熔融物的传热过程：（1）堆芯熔融物的物性与初始条件；（2）堆芯熔融物向堆芯捕集器的传热；（3）堆芯捕集器向冷却水的传热；（4）堆芯捕集器坩埚阵列中冷却水的流动。 遗憾的是，CEA 除了利用FLICA-III 热工水力程序与CASTEM-2000 有限元程序对MCCC 概念设计进行了分析之外，没有继续其实验研究与验证工作，虽然进行了初步的不确定性分析，甚至进行了初步的热工水力分析。但MCCC 堆芯捕集器概念设计中难以工程实现的坩埚阵列、复杂的两相流动以及经典的严重事故不确定性和蒸汽爆炸等问题，注定了这一堆芯捕集器设计最终只可能停留在概念设计阶段。

2.3 VVER

田湾VVER 堆型堆芯捕集器设计原理与MCCC理念相当类似，主要的区别在于田湾堆芯捕集器用一个大坩埚取代了MCCC 中的数十个小坩埚的设计。

田湾堆芯捕集器的设计基准是能够包容、冷却并滞留初始衰变热为 25 MW， 质量约 200t 的 UO2、Zr、ZrO2以及不锈钢的混合物。 在堆芯捕集器中预先堆积了大量的牺牲材料， 从而降低堆芯熔融物的温度和熔点，增大堆芯熔融物的体积，以满足堆芯捕集器冷却堆芯熔融物的要求——堆芯熔融物向堆芯捕集器传热的热流密度， 必须小于堆芯捕集器向冷却水传热的临界热流密度（CHF）。经过RASPLAV 以及MACE项目的研究，通过以下准则：（1）牺牲材料熔化后能与氧化熔融物混合；（2）牺牲材料能与堆芯熔融物形成均质的氧化熔融混合物；（3）牺牲材料有较低的熔化温度， 从而能够显著地降低氧化熔融混合物的凝固温度；（4）牺牲材料与堆芯熔融物形成的氧化熔融混合物的密度， 最终小于金属熔融混合物的密度；（5）牺牲材料能降低形成的氧化熔融混合物的粘度；（6）牺牲材料应该是稳定而且不易挥发的；（7）牺牲材料应当是低成本而且易于制造的。 最终确定了合适的牺牲材料——按50%-50%摩尔分数烧结的氧化铁与氧化铝的混合物。

田湾核电站堆芯捕集器设计，充分利用了田湾电站的设计特点和其他成熟的堆芯捕集器设计与严重事故的研究成果，在工程应用上有其独特的优势。 但采用熔池外部包容冷却，意味着堆芯熔融物将在数个月内保持液态，并在相当长的一段时间后（约1 年）才能被充分冷却。 与EPR 堆芯捕集器设计相比，田湾堆芯捕集器设计有着突出的优点：系统简洁、造价低廉、节约空间。 虽然该堆芯捕集器设计也没有引入功能隔离的思想，从工程上彻底地解决蒸汽爆炸与严重事故不确定性的问题，同时熔池外部冷却方式需要数周的时间固化冷却堆芯熔融物，但可以通过对其设计的改进，解决以上问题。

3 坩埚式堆芯捕集器设计需求

堆芯捕集器的分析是其工程设计的重要理论支撑，在进行堆芯捕集器设计时，应对其功能以及可用性和可靠性进行充分的分析评价。 VVER 式坩埚堆芯捕集器作为较成熟的缓解严重事故后果且冷却堆芯熔融物的设计，本文将参考该捕集器设计经验提出坩埚式堆芯捕集器的设计需求。

3.1 设计功能

坩埚式堆芯捕集器在设计上应具备以下功能：

（1）接收和保持堆芯和结构材料的熔融物；

（2）提供从熔融物到冷却水之间稳定的热传递；

（3）用熔融物包容压力容器底部防止其破裂或者塑性变形导致的压力容器内的熔融物喷射；

（4）防止熔融物超出设定的边界；

（5）在混凝土腔内保持熔融物处于次临界状态；

（6）保证向堆芯捕集器供应水并排出水蒸气；

（7）保证向安全壳内排出尽量少的放射性物质；

（8）使氢的产生最小化；

（9）在可能的静态和动态载荷下不超过布置在混凝土腔内的设备的最大应力；

（10）堆芯捕集器执行功能时，应使人员控制最小化；

（11）保持安全壳的完整性；

（12）超压保护。

3.2 可靠性及可用性评价

为满足以上功能需求，需对堆芯捕集器进行充分的计算分析和试验研究，以确定其形态、材料组成、布局设置和运行状态等。 对坩埚式堆芯捕集器，需要进行的可靠性及可用性评价包括：

（1）需开发可用于计算坩埚式堆芯捕集器内相关现象的分析程序， 并可与现有的严重事故计算程序，如 SCDAP/RELAP、MELCOR 和 MAAP 等相耦合，需利用严重事故计算程序对压力容器内整个堆芯熔化过程直到堆芯熔融物迁移到压力容器下封头进行分析计算，并对计算结果进行对比分析。

（2）需对熔融物与“牺牲性”材料之间的物理化学反应过程以及熔融物对堆芯捕集器内壁面的腐蚀过程进行研究计算。

（3）需利用熔融物材料的热力学特性计算其在堆芯捕集器内的分层现象以及冷却过程。

（4）需计算热交换器的热工水力现象并分析其在运行温度下的力学性能。

（5）需计算可用冷却水装量及供给堆芯捕集器的流量，并确定熔融物保持长期处于次临界状态的最小流量。

（6）需计算堆芯捕集器释放的蒸汽、氢气、不凝结气体、气溶胶和裂变产物量。

4 结语

随着国际社会对核电安全要求的不断提高，堆芯熔融物冷却和包容策略对严重事故缓解起着越来越重要的作用。 三代核电站对熔融物处理方式较以前有明显改进，而深入研究各种堆型熔融物的处理措施对保障核电站安全具有重要的价值。

本文广泛调研了坩埚式堆芯捕集器的特点，分析了坩埚式堆芯捕集器的发展历程， 提出了针对坩埚式堆芯捕集器的研究思路及需开展相应的理论研究。对于坩埚式堆芯捕集器，需开展的相关计算分析包括坩埚式堆芯捕集器内事故现象的计算程序开发、熔融物与“牺牲性”材料及与堆芯捕集器壁面之间的物理化学反应、 堆芯捕集器内混合物的热力学特性、分层现象以及冷却过程、热交换器的热工水力现象等。