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模块化事故分析程序(MAAP)中的前船控制杆驱动器(CRD)壳体模型

张贴者 The 福斯克 Team 上06.08.16

作者:Jaehyok Lim博士,核工程师,Basar Ozar博士,核工程师和Sung Jin Lee博士。
Senior Consulting Engineer, 福斯克 & Associates, LLC

行动计划当前的CRD住房模型

模块化事故分析程序(MAAP) 是电力研究所(EPRI)拥有并获得许可的计算机程序,该程序可在严重事故中模拟轻水和重水调节的核电站对当前和高级轻水反应堆(ALWR)设计的响应。 行动计划代表严重事故情况的整体行为,包括核心材料过热,蒸汽环境中高温核心材料的氧化,熔融材料从核心区域转移到下部气室,随后反应堆压力容器( RPV)和核心材料在安全壳中的积聚,以及熔融的混凝土芯相互作用(伴随后者的迁移)。

当前,MAAP代码的沸水反应堆(BWR)版本考虑了反应堆容器内部的控制棒驱动(CRD)管的响应,但未明确建模反应堆容器下方的CRD管的截面。相反,该代码计算有效传热系数并将其作为边界条件强加于反应堆容器下盖的外表面。有效的传热系数表示下部头反射绝缘中的热辐射和泄漏。

通常,通过下缸盖的热损失很小,仅占反应堆容器中产生的总热量的约10%。但是,在严重事故期间,很大一部分岩心已转移到下部通风系统之后,需要在下部封头中进行更准确的传热计算。对反应堆容器下方的CRD壳体进行显式建模可以满足这一需求。同样,下部充气室中碎屑床中的熔体可能溢出到有故障的CRD外壳中。熔体在冻结之前将在反应器容器下方移动一定距离,从而堵塞了管中的环形间隙。皮质塞子中的衰变热必须通过管壁消散。如果管壁变得足够热,它可能会因蠕变破裂而失效,从而导致容器失效。

要评估此现象,需要对下缸盖,CRD管,基座气体和基座壁之间的传热进行建模,包括真皮穿透距离和真皮塞中的衰减热量。
对反应堆容器下方的CRD管进行显式建模的另一个动机是,确定容器故障后由于射流引起的CRD管熔化的质量。 CRD管的熔化量会影响容器故障后安全壳底板中碎片床的质量和组成。

行动计划中的新CRD住房模型

目前,下腔室中的CRD管在多达100个径向通道中与核心径向节点一致,而在100个轴向节点中与下头部轴向节点一致。通常使用六个径向通道和二十五个轴向节点来建模CRD管。在新的CRD管模型中,轴向节点扩展到了反应堆容器的下方,达到了CRD支撑杆的高度。最多允许二十个轴向节点对支撑杆和底部容器之间的延伸进行建模。通常使用十个轴向节点。

考虑了从下头到CRD管的传导和热辐射传热。保守的假设没有考虑CRD管内缸的热容量。考虑沿CRD管壁的传导热传递。考虑了CRD管和基座气体之间的对流传热。考虑到相邻CRD管之间以及基座壁的热辐射。

面对基座气体的下头的传热面积减少了CRD管所占的面积。下头的有效热系数保持不变。

在反应堆容器内的CRD管塌陷后,考虑了从皮壳到反应堆容器下方CRD管内表面的热辐射。当下部增压室中的碎屑重新熔化时,熔化物溢出到CRD管的环形间隙中。确定用于重新熔化管壁内的熔融碎屑的穿透距离。堵塞的CRD管中的衰减热被添加到管壁中。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。

容器发生故障后,应考虑由于反应堆容器下方的出口射流使CRD管熔化。 行动计划考虑了多种故障机制,包括堆芯仪表(ICI)管或横穿堆芯探头(TIP)的故障,ICI穿刺孔或CRD管的封闭焊缝的蠕变故障,以及反应堆容器下盖的蠕变断裂。这些故障条件中的每一个都有初始故障位置和大小。在最初的故障之后,熔融的皮质通过故障孔的流动将导致孔的大量烧蚀。根据MAAP结果,破坏的半径迅速增长到10至30 cm。

通过失效开口排出的熔融的皮质将达到足够的速度,并具有足够的过热度,以熔化CRD管和容器下方位于皮质流动路径中的支撑结构[Epstein等。 (1976),以及Pilch和Tarbell(1985)]。楚等人的分析。 (1992年)还表明,受熔化的皮质射流影响的表面在初次接触并开始熔化后的15-30秒内加热到熔化温度。因此,容器前CRD管熔化模型假定CRD管在熔融的Cor射流的直接路径中完全熔化。

可以使用几何关系来估算CRD管受熔化的皮质射流影响的部分。如图1所示,假设由于仪器管故障而引发的熔融碳射流位于CRD管之间。熔融碳射流一直生长到到达CRD管的外表面并继续生长,可能覆盖了四个CRD管。假设CRD管的质量成分均匀,则总熔化质量与烧蚀面积相关。

当CRD管之间的距离为0.305 m且CRD管的外径为0.152 m时,具有不同半径的熔融Cor射流的结果如图2所示。在熔融的皮质射流和CRD管之间没有重叠,直到熔融的皮质射流半径增长到0.14 m。然后,当熔化的皮质射流半径达到0.292 m时,重叠区域会增大,直到消融四个CRD管为止。

在第二种情况下,熔融C射流由CRD管闭合焊缝的失效引发,如图3所示。熔融C射流与相邻CRD管之间的重叠区域如图4所示。直到熔融的碳射流半径增加到0.23 m为止。然后,重叠区域增大,直到消融了八个相邻的CRD管。

结果–船上CRD管传热

检查带有和不带有前容器CRD管传热模型的BWR-MAR​​K I仿真结果,以评估该模型的影响。如表1所示,当控制标志IEQ1HT设置为一或两个时,将调用容器外CRD管传热模型。当IEQ1HT设置为2时,将考虑CRD管中的皮质塞子的衰变热。

表1调用前容器CRD管传热和熔化模型的控制标志

Table_1_rev.png

当IEQ1HT = 0时,将考虑前容器CRD管与基座气体之间的对流传热。 CRD管在血管内塌陷后,沿CRD管的轴向传导受到抑制。

通常,船外CRD管传热模型对CRD管塌陷时间和容器故障影响不大。隔离电容器(IC)停止工作后,大约10,500秒后铁心被发现。船内的CRD管在约38,000秒时坍塌,船在约47,600秒时失灵。请注意,在此模拟中,没有发生在熔体破裂之前,Cor熔体溢出到CRD管中的情况。

图5至图7显示了通道6(最外面的通道)中CRD管壁的温度。请注意,轴向节点16与下端头接触(绿色曲线)。因此,轴向节点17是容器内部的最低CRD轴向节点(红色曲线)。当容器内的CRD管塌陷时,其温度设定为钢的熔点1,700K。请注意,只有较低的顶部温度会影响容器下方的几个节点,即节点16和15。节点14及以下节点遵循基座气体温度。 IEQ1HT = 1(图6)和IEQ1HT = 2(图7)的结果是相同的,因为在此模拟中没有发生钙进入CRD环形间隙的情况。

表2显示了容器破裂时下充气室中杂物床中的热量平衡。当船舶在约47,600秒处失灵时,下部通风室中的杂物床中的热量通过热辐射向RPV内部传递的热量为3,935 kW,通过下部头部隔热层向底座气体的传递的热量为73 kW,通过CRD管向塔顶气体传递的功率为38 kW。气体和161 kW的气体通过CRD管到达基座壁。在没有前容器CRD管模型(IEQ1HT = 0)的情况下,杂物床中的热量通过热辐射向RPV内部传递的热量为3,961 kW,通过下部头部隔热层向基座气体的传递的热量为78 kW。因此,尽管显式建模前容器CRD管显着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到RPV内部,并且通过CRD管的额外向下传热速率并未影响容器故障。此外,当容器发生故障时,下部通风室中的碎屑仍在加热,如衰减热和碎屑床的总传热率之间的巨大差异(5,857 kW对4,207 kW)所示。因此,在确定容器故障时,碎屑床的热容量和下气室中的水量比通过下压头和CRD管的向下传热速率更重要。

进行了敏感性测试以延迟容器故障,以便可以观察到Cortex熔体溢出到CRD管中。当当地的皮质在约56,000秒处熔化时,约335 kg的皮质流入6通道CRD管中。熔化的皮质在冻结之前渗透了CRD管约0.4 m,堵塞了CRD。将堵塞的皮质的衰减热添加到CRD管壁上。下腔室中的皮质的衰减热降低了相同的量。未能预测到由于CRD管中的前血管皮质堵塞导致的血管衰竭。向相邻CRD管和基座壁的热辐射以及管壁中的轴向传导足以消除衰变热。

结果–前容器CRD管熔化

进行敏感性试验以延迟血管衰竭,以便可以观察到血管衰竭后由于皮质射流引起的前血管CRD管融化。

由于在下部头部轴向节点7与CRD管径向通道6,轴向节点17接触的仪器管穿透失败,该容器在大约57,000秒时失灵。由于消融,失效开口半径迅速增加到0.294 m 。在大约60,000秒的时间里,695千克的前CRD管熔化了,由125千克的铬,514千克的铁和56千克的镍组成。基座地板上的碎片中的金属总量为153千克铬,4,850千克铁和74千克镍。

结论


在MAAP中对反应堆容器下方的CRD管进行了显式建模,以提高对容器故障和安全壳底部碎屑成分的预测。 压水堆 -MAR​​K I仿真结果表明,对船外CRD管进行显式建模对船舶故障时间影响较小。当真皮熔体溢出到坍塌的CRD管中时,预计的穿透距离为0.4 m。尽管如此,皮质塞子并未引起CRD管壁的蠕变破裂,而这可能导致血管破裂。容器发生故障时,由于射流的作用,熔化的CRD不到1000公斤,占安全壳层碎片床钢量的14%。

表2-血管破裂时下全静脉碎屑床的温度和热平衡Table_2.png

参考文献
Chu,C. C.,Sienicki,J. J.和Spencer,B.W.,1992年。“容器下方结构和水对前容器的影响”
     标记I收容中的融化到达条件。 NURETH5,盐湖城的议事录。
电力研究所(EPRI),2016a。模块化事故分析程序(MAAP5)沸水反应堆
     (BWR)和加压水反应堆(PWR)下全模型改进:日本财政
     年(JFY)2015项目。产品ID 3002007466。
电力研究所(EPRI),2016b。模块化事故分析程序(MAAP5)遏制模型
     改进:日本会计年度(JFY)2015项目。产品ID 3002007467。
Epstein,M.,Grolmes,M. A.,Henry,and R.E.,Fauske,H.K.,1976年。
     钢通道。核科学与工程61,310-323。
Pilch,M.,Tarbell,W. M.,1985。从反应堆中高压熔体喷射 压力容器,排放阶段,
     修订版7. NUREG / CR-4383-REV.7(SAND-85-0012-REV.7)。

图1-由于CRD管之间的容器故障,熔融的Coljet射流与前容器CRD管之间的相互作用

20141119-1BO _-_ Figure_1.png


图2-前血管CRD管的消融区域和熔融的皮质射流区域
由仪表管故障引发
由于熔火喷射

Figure_2.png图3-由于CRD管位置处的容器故障,熔融的Coljet射流与前容器CRD管之间的相互作用

20151029-1BO _-_ Figure_3.png
图4-前血管CRD管的消融面积和由以下部位引发的熔融皮质射流面积
熔融的碳射流导致CRD管关闭焊接失败

Figure_4.png
图5-不带前容器的CRD管壁温度CRD管传热模型

Figure_5.png

 

图6-CRD管壁温度与前容器CRD管传热模型的相互作用

Figure_6.png

图7-带有前塞CRD管传热模型的CRD管壁温度,考虑了皮塞的衰减热

Figure_7.png

有关更多信息,请联系: Sung Jin Lee, (630)887-5205,高级咨询工程师, [email protected]

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