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)

0 引言

2011年3月11日在日本发生的9级地震及其引发的海啸最终造成了福岛核电站发生了堆芯熔融事故，导致大量的放射性物质释放到大气中。福岛核电站沸水堆的堆芯熔融事故，与通常研究的压水堆堆芯熔融有着一定的差别，这在一定程度上也体现了各种堆型中堆芯熔融的差别，同时也对堆芯熔融物的控制和收集提出了更高的要求。国外Asmolov[1]和Rempe[2]较早开始了堆内熔融物维持的分析研究，Hawkes[3]和Hammersley[4]也对AP600这一具体堆型的熔融物的特性进行了研究;国内中国核动力研究设计院[5]和清华大学核能与新能源技术研究院[6]则分别研究了堆芯熔融物在下腔室的冷却及其与混凝土的反应，但对不同堆型的堆芯熔融物的维持及其差异的研究目前较少。因此，堆芯熔融物的处理措施应成为缓解核电站严重事故的重要研究内容，急需对各种堆型熔融物的处理方式进行更深入的研究，以达到保护环境、实现核电安全发展之目的。

1 堆芯熔融物的特性及冷却策略

1.1 堆芯熔融物的特性

堆芯熔融物在高温(高于其熔点)环境下存在强烈的对流运动，由于密度不同，会存在分层现象。有代表性的分层结构为:

(1)第1层为金属熔融层，主要由Fe－Zr的混合液态金属组成。

(2)第2层为氧化物熔融池，主要由UO2－ZrO2的氧化物组成。

有文献[7]把第2层细分为2层，即外围的氧化物壳层(又叫冷凝壳层)和内部的氧化物熔融池。氧化物壳层是氧化混合物与温度偏低的金属熔融层、下封头相接触后冷凝形成的一个厚度为几毫米到几十毫米的壳层，其熔点大约为2730℃;壳层上部由于和金属熔融层相接触，所以厚度只有几毫米，而下部由于接触的下封头温度较低，壳层厚度则达几十毫米。金属熔融层的厚度相对其直径较小，第2层的热量是通过此薄层的上表面和侧面传递，其中占传热总量15%左右的热量是通过上表面以热辐射的方式传递出去的，其余大部分的热量则是以对流的方式从侧面传导给压力容器壁面;金属熔融层的厚度越小，其对应的侧面换热面则越小，压力容器壁面也将承受更大的热应力以及热负荷。

在干燥的安全壳大气环境中，严重事故发生后，压力容器收集到的堆芯熔融物在作为安全壳底板的混凝土基底上扩散，不同的扩散过程形成了不同高度的、需要充分冷却的熔融池，直接影响后续的熔融物冷却进程。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、熔融物表面张力和黏度、由外界释热所决定的熔融池固化过程。熔融池衰变热主要是通过表面辐射、对流、导热以及底部的消融过程传递出来的[8]。堆芯熔融物在安全壳下腔室的结构如图1所示。

图1 堆芯熔融物在下腔室的结构

压力容器失效后，堆芯熔融物跌入堆腔形成熔渣池，温度可达3000～4000℃，而与之接触的底板混凝土熔化分解温度仅为1100℃左右。熔渣与混凝土的相互作用逐渐向下侵蚀底板，试验中观测到的最高烧蚀速率可达1mm/s[9]。熔融池外围形成的高熔点硬壳会使其表面热辐射的热量变小，而熔融物与混凝土的相互作用(MCCI)反应仍然在熔融池下部进行，熔融物的衰变热以及MCCI的反应热决定了混凝土的被侵蚀程度，如果底板被熔穿将使得安全壳的完整性被破坏，可能使环境被污染。在切尔诺贝利核电站事故抢救中，为了防止熔融物进入环境中污染地下水，曾花费巨大的人力和物力在其堆芯底部设置冷却层，这正体现了堆芯熔融物的侵蚀特性。

1.2 堆芯熔融物的冷却

堆芯熔融是由于堆芯余热不能及时排出使得堆芯温度骤升，燃料元件超温而熔化，堆芯熔融物落入下腔室，从而使压力容器下封头失效。如果压力容器内部压力较低，熔融物可能流入堆腔与底板的混凝土发生反应，反应释放出的不可凝气体可能会造成安全壳的晚期失效;如果压力容器内部压力较高，熔融物则可能高压喷射而出，对安全壳直接加热，可能会造成安全壳的早期失效。

堆芯熔融物如果能得到充分的冷却，就不会造成安全壳和底板的融穿，就能保证系统的完整性。目前主要是通过冷却水水淹的方法对堆芯熔融物进行冷却，但高温熔融物和冷却水有发生反应生成蒸汽而爆炸的危险，而且氧化物熔融池外部形成的高熔点硬壳也会增加热传导的阻力。

依据Theofanous[10]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:qw为穿过容器壁的局部热流量;qCHF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。在随后的不断发展中，冷却方式有了很多的变化，技术也有了很多的改进，但堆芯熔融物的冷却依然被视作目前轻水堆设计中非常薄弱的一个环节，这也是在第3代压水堆核电站中冷却方式发生根本性变化的一大原因。

1.3 堆芯熔融物的冷却策略

堆芯熔融事故处理的总体管理策略是对反应堆腔注水、淹没反应堆容器。该策略的理论基础是受外部冷却的下封头能够抵御堆芯熔融的下降侵蚀。

在实际情况中，可能面临的问题却是下封头在承受此环境下的热力载荷时能否保持完整性。载荷是由于容器内存在高温熔化(对氧化物而言温度高达2700℃，对金属熔融物而言则达1500℃)而产生的。在高温熔融物布置在下封头上部的过程中，最初是强迫对流占主导地位，经过一系列的混合转化后最终达到完全自然对流状态。下封头的完整性一方面可能因为熔穿而受到破坏，另一方面也可能由于机械载荷(包括所有的内部压力和内、外冷热造成的热应力)促使结构失效和壁厚的不断变薄相结合而使其破坏。

图2 堆内维持的分析图

当前国际核电领域对堆芯熔融这类严重事故主要提出了2类缓解方案:第1类是把压力容器作为堆芯熔融物的包容装置，通过外部的非能动水对压力压力容器进行冷却，保证压力容器的完整性;第2类则是在压力容器外设置熔融物的包容区，即在压力容器外面采用专门的材料和设施来保证熔融物不外泄。

2 不同堆型堆芯熔融物的处理措施

2.1 福岛核电站沸水堆堆芯熔融物处理措施

福岛核电站所使用的沸水堆分别由通用电气、东芝、日立3个公司提供。该电站设计于20世纪60年代，属于早期的沸水反应堆，设计和安全标准都满足了当时的要求，但在严重事故的堆芯熔融物的滞留处理方面，没有类似AP1000，EPR的专门设计。

沸水堆的一次安全壳内部结构如图3所示，下部干井的地坑表面是一层矾土层，面积为79m2，下部干井和上部干井相通。在下部干井和抑压池之间连有带熔断阀的连通管，当发生堆芯熔融并且压力容器失效时，熔融物进入下部干井;由于熔融物没有得到有效冷却，使得下部干井内部温度不断上升，温度上升到260℃后促使熔断阀熔化，抑压池中的冷却水进入下部干井确保熔融物冷却，同时减少了干井底部混凝土与熔融物的反应。消防注水系统(ACIWA)为干井的最终水源，它一方面对抑压池进行水量的补充，另一方面对上部干井进行喷淋冷却，达到冷却干井空间和吸附气溶胶物的目的。

图3 沸水堆安全壳内部结构示意图

2.2 AP1000堆芯熔融物处理措施

AP1000在传统成熟的压水堆核电技术的基础上针对目前在运核电厂的薄弱环节，引入了安全系统“非能动化”和简化系统的设计理念。AP1000最大的特点是主要安全系统采用非能动设计理念，利用重力、自然循环、压缩空气能量的原理，简化了系统设计，降低了设备失效概率，建立了全面的严重事故预防和缓解策略[11]。

AP1000在发生堆芯熔化事故时，通过冷却水对压力容器外表面进行冷却，从而保证熔融物维持在压力容器内部(In-vesselRetention)是它的一个固有特性，其功能主要靠压力容器外淹没冷却系统实现。在发生堆芯熔化事故时，冷却水将注入压力容器外璧和其保温层之间，带走压力容器外壁的热量，有效地冷却掉到压力容器下封头的堆芯熔融物;产生的蒸汽由蒸汽/水出口排出，从而将熔融物保持在压力容器内，保证压力容器的完整性，避免了堆芯熔融物和混凝土底板发生反应，如图4所示[12]。

2.3 EPR堆芯熔融物处理措施

EPR是AREVANP和SIEMENS联合设计的改进型核电站。EPR总体设计目标和安全指标需达到EUR对第3代核电站的要求，包括对严重事故预防和缓解的要求[13－14]。EUR特别强调通过安全壳系统缓解严重事故后果(如滞留和冷却堆芯碎片、熔融堆芯与混凝土相互作用、限制安全壳系统的泄漏、延长需要操纵员干预或进行事故管理的宽限时间等)。

EPR在发生堆芯熔融事故时采用的是压力容器外熔融物冷却的处理方式，即设置堆芯搜集器阻隔堆芯熔融物和混凝土发生反应，同时对熔融物进行持续冷却，使其热量最终排出堆内。如果压力容器破裂，熔融物将会在面积约170m2的堆芯搜集器上摊开，通过提高表面积与体积的比，将堆芯熔融物转化成更易于冷却的结构形式。一旦熔融物到达扩展间，安全壳换料水箱内的水靠重力非能动的作用给扩展区底部的冷却元件提供冷却水源。当扩展间与安全壳换料水箱达到水压力平衡时，将会停止注水。安全壳内压力降到足够低时，安全壳热量导出系统可切换到长期再循环模式，直接向扩展区供水。此外，扩展区上部的蒸汽进入安全壳，在安全壳壁面凝结成水后返回到安全壳换料水箱，再循环进入扩展间冷却系统，从而形成一个蒸汽－水的自然循环系统，其结构如图5[15]所示。

2.4 VVER－1000堆芯熔融物处理措施

田湾核电站VVER－1000型反应堆使用堆芯捕集器来缓解堆芯熔融物对压力容器的熔穿。堆芯搜集器的设计过程是在结合第3代堆型2种主要设计思路的基础上而进行发展的:第1种是类似AP1000的设计思路，通过非能动水冷却压力容器外表面，使堆芯熔融物滞留在压力容器内;第2种就是EPR的设计思路，使用压力容器外部的专门设施来实现对堆芯熔融物的包容。

在实际情况中，当发生堆芯熔融事故时，堆芯的熔融物将会被堆芯捕集器收集，在掉落的过程中加剧破碎，与“牺牲性”材料发生反应，之后在熔融池下层形成金属熔融物。冷却捕集器的外壁为金属，通过热交换装置供水管道通入含硼冷却水，实现压力容器外堆芯熔融物的冷却和保持。此方案能保证搜集器的完整性，即在事故过程中，搜集器的包容边界不会被破坏，能保持长期的次临界状态，其结构系统如图6所示[7]。

图6 田湾核电站堆芯捕集器示意图

2.5 熔融物处理措施的比较分析

福岛核电站所使用的沸水堆没有专门的堆芯熔融物的包容装置，主要是通过冷却水和熔融物的直接接触以及上、下干井的自然对流来进行热量的释放，同时还铺设了类似于“牺牲性”材料的矾土层来防止熔融物与混凝土层的反应。但在长期释放衰变热的过程中，热量无法有效带出，仍可能会促使底板基座的熔穿。

AP1000对熔融物的包容和冷却，引入了非能动的理念，即通过非能动冷却水对压力容器外部进行冷却，从而防止了压力容器的熔穿，进而实现对堆芯熔融物的包容。此方案一方面符合AP1000的设计思路，不用专门的设施，节省了投资;另一方面也预防了堆芯熔融物的外泄，保证了压力容器的完整性。由于堆芯熔融物复杂的物理、化学过程以及氧化物壳层的热阻作用，其失效裕度很难确定。为了充分保证压力容器的完整性，需要提供较大的DNBR(临界热流密度比)热工裕量，在一定程度上限制了核电站的功率。当前的堆功率也证实，超过1000MW的反应堆很少使用这种方案。

EPR作为欧洲新一代大功率压水堆，早在1993年就开始了堆芯熔融物的搜集设施的研究，它所采用的方案是在压力容器底部的堆坑内设置熔融物的搜集器，同时在区域内加入低熔点的“牺牲性”材料，改变其熔融物的物理特性，之后的封闭式大面积扩展空间提供了熔融物的充分冷却。此方案是在压力容器外对熔融物进行冷却，能有效地对熔融物进行冷却;同时，由安全壳对扩散区的弥散蒸汽进行包容，保证核电站有较大的功率(EPR的功率达1525 MW)。但由于EPR比AP1000多了搜集设施及扩容冷却区域，其成本也相应增加，而且目前也只是一种设计方案。

田湾核电站VVER－1000堆型也是使用压力容器外部的搜集设施实现熔融物的包容，但同时还结合了压力容器内保持和压力容器外冷却的设计特点，其堆芯搜捕器的金属壁面受硼化水的外部冷却，有效地保证了熔融物的冷却。此方案一方面使用“牺牲性”材料保证了熔融物的特性，另一方面解决了压力容器下方需设置大面积冷却区域的问题。此方案也为AP1000和EPR的局部改进提供了一个新思路。

4种堆芯熔融物的处理措施及其对应机组的功率见表1。

表1 熔融物处理方式及对应功率

从表1可以看出，功率范围最大的为EPR，其次为AP1000，VVER－1000和福岛沸水堆。由此可知:堆芯熔融物处理方式的不同在一定程度上也影响了功率范围;VVER－1000功率较EPR和AP1000小则更多体现的是其他因素对功率的影响，在相同设计水准下的熔融物处理，它应该具有更多的裕度。

3 结论

通过对反应堆堆芯熔融物的特性、冷却策略的分析，比较了福岛沸水堆，AP1000，EPR和VVER－1000这4种堆芯熔融物的处理措施，明确了压力容器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，这一过程的成功实施，为延缓严重事故提供了重要保证。

(1)福岛核电堆型所用的熔融物处理方式与第3代核电AP1000，EPR有很大差别，处理效果较另外的堆型有一定差距。

(2)EPR使用的是对熔融物进行压力容器外保持的方案，AP1000使用的是对熔融物进行压力容器内冷却的方案，这分别与两者“冗余”和“简化”的设计理念相符，但实际效果有待在实践中检验。田湾核电站所使用的熔融物包容方式在结合2种方案的基础上，凸显了设计的创新性。

(3)在对不同处理方式对应的功率的比较中可知，堆芯熔融物的处理方式的不同，一定程度上也影响着机组的功率范围。

[1]V Asmolov，N N Ponomarev-Stepony，V Strizhov，et al.Challenges Left in the Area of In-vesselMelt Retention[J].Nuclear Engineering and Design，2001(209):87－96.

[2]Rempe J L，Knudson D L，Allison C M，et al.Potential for AP600 In-vessel Retention Through Ex-vessel Flooding[R].ID Idaho:Idaho National Engineering and Environmental Laboratory，1997.

[3]Hawkes G L，O’Brien J E.ARSAP AP600 In-vessel Coolability Thermal Analysis，Final Report[R].Washington，D.C.:DOE/ID－10369，1991.

[4]Hammersley，R J，Henry，R E，et al.In-vessel Retention for the AP600 Design During Severe Accidents[C]//Presented at the Second Intern，Conference on Nuclear Engineering(ICONE－2).San Francisco:ICONE，1993.

[5]关仲华，余红星.堆芯熔融物在下腔室内冷却模型研究及缓解集热效应的对策[J].核动力工程，2008(5):72－76.

[6]徐进良，薛大知.轻水堆严重事故及可能的缓解措施[J].核动力工程，1998，19(8):423－430.

[7]Bal T Ral Sehgal.Stabilization and Termination of Servere Accidents in LWRs[J].Nuclear Engineering and Design，2006(236):1941－1952.

[8]李琳，臧希年.压水堆核电厂严重事故下堆芯熔融物的冷却研究[J].核安全，2007(4):39－44.

[9]淮继龙.核电厂安全壳及其功能保障问题[J].核科学与工程，1992，12(8):253－259.

[10]Theofanous TG，Liu C，Assition S，etal.In-vessel Coolability and Retention of a Core Melt[J].Nuclear Engineering and Design，1997(169):1－48.

[11]张英振.AP－1000严重事故缓解措施[J].核安全，2007(2):38－45.

[12]林诚格.非能动安全核电厂AP1000[M].北京:原子能出版社，2008.

[13]AREVA.Taishan Nuclear Power Plant Preliminary Safety Analysis Report[R].Taishan:Taishan Nuclear Power Company Limited，2008.

[14]USNRC.USEPR Final Safety Analysis Report[R].Paris:AREVA NP Inc.，2007.

[15]Francois Bouteille，Garo Azarian，Dietmar Bittermann，et al.The EPR Overall Approach for Severe Accident Mitigation[J].Nuclear Engineering and Design，2006(236):1464－1470.