1、国外严重事故现象研究现状曹学武曹学武核科学与系统工程系核科学与系统工程系上海交通大学上海交通大学严重事故现象研究主要问题u压力容器内的事故u压力容器外事故u安全壳内事故u与氢气相关的事故u安全壳直接加热事故u源项各国严重事故现象研究现状严重事故现象分析方法今后严重事故现象研究的课题严重事故现象研究回主菜单严重事故现象研究主要问题严重事故现象研究主要问题1.1.压力容器内的事故压力容器内的事故 ：堆芯损伤、熔化进展过程 压力容器内的水蒸汽爆炸 压力容器内的氢气产生 压力容器下封头完整性 2.2.压力容器外事故：压力容器外事故：微粒化熔融物的喷出 安全壳内的水蒸汽爆炸 熔融堆芯与混凝土的反应 3.
2、3.安全壳内事故安全壳内事故 ：安全壳内的加压 安全壳的破损 4.4.与氢气相关的事故与氢气相关的事故 ：安全壳内的氢气产生 金属水反应的氢气产生 氢气燃烧到氢气爆炸的迁移 防止氢气爆炸的对策 5.5.源项源项 ：压力容器内的核裂变产物的释放 压力容器内的冷却系统中裂变产物的沉积 安全壳内的核裂变产物的沉积 裂变产物向环境中的释放 In-Vessel Phenomena1.压力容器内的事故压力容器内的事故下封头完整性的研究堆芯熔化进程裂变碎片可冷却性熔融物与结构材料相互作用研究堆芯损坏熔化发展过程堆芯损坏熔化发展过程堆芯损坏熔化发展过程堆芯损坏熔化发展过程发生于压力容器内的堆芯变性可以分为三个
3、阶段：类：堆芯有损坏，但主系统和燃料元件温度仍在许可证申请的限值以内；类：堆芯高度损坏且有部分熔化，然而，若能有足够的注射水，可望恢复堆芯的可冷却性；类：堆芯熔化过程不断发展，直至熔穿压力容器。堆芯损伤、熔化进展过程堆芯损伤、熔化进展过程类类:第类堆芯变性状态是DBA分析的直接延伸，对其热工水力学现象和系统行为都已了解得比较充分，有丰富的实验和分析数据支持。用于DBA的最佳估算系统响应程序可以用于类堆芯变性的热工水力分析，甚至可以作出某些第二阶段堆芯变性的估算。第阶段堆芯进一步升温，锆合金包壳就会氧化，随后液化、蜡烊并在燃料下半部冻结形成局部堵塞。进一步恶化，整个堆芯就会变成一堆碎片。这一过程
4、中可能出现的现象和系统行为，受到事故序列的强烈影响，包括压力容器内压的高低、注水量是否充分等因素的影响第阶段前期主要是局部燃料元件的变性行为，已有若干实验结果的支持。此时芯块与包壳的相互作用即局部效应占主导地位，若干分析程序(如SCDAP，ICARE，RELOC等)已经有了相应的模型。堆芯损伤、熔化进展过程堆芯损伤、熔化进展过程 类类:堆芯变性的第III阶段，二氧化铀可以溶解在液锆中，燃料芯块在比二氧化铀熔点低得多的温度下液化，流淌到堆芯下半部有残水的部分后可能会凝固形成固化堆芯残渣。计算表明，如果残渣的等效直径小于10l5cm，那么它们在下腔室水中仍可被冷却形成固体外壳。当残水全部蒸干后，残
5、渣就会再次熔化，在下封头处堆积成液池，随后因压力容器钢熔点比液池温度低得多，下封头很快失效。堆芯损伤、熔化进展过程堆芯损伤、熔化进展过程 类类:堆芯损伤、熔化进展过程堆芯损伤、熔化进展过程:(1)低压过程 忽略自然循环排出的堆芯余热，堆芯将在几乎绝热的条件下发生损伤。汽化产生的水蒸汽，以及产生的氢气，不断地释放到安全壳内，在自然循环的作用下进行混合和冷凝。在整个堆芯的升温和熔化坍塌过程中，安全壳负荷增加的可能性是很小的。当熔融堆芯多孔介质熔穿堆芯下部支撑结构，塌落到下部区域的时候，可能增加安全壳负荷，但该作用产生的后果还不能被准确预知。熔融物可能与混凝土反应，压力容器熔穿后，熔融物泄漏、分布到
6、安全壳底板上。如果没有冷却水，该结构将会导致使混凝土受到侵蚀并产生不同程度的分解；如果存在冷却水（例如安全壳喷淋），则可以认为相当深的熔融池是可冷却和可抑制的。总体上，由于没有蒸汽导致的压力上升，堆芯熔融物与混凝土的反应（干式）导致安全壳升压的可能性小于可冷却碎片情况（湿式）。(2)高压过程高压事故代表事故中的一大类。高压下，蒸汽的比热容占水比热容相当比重（约1/3），通过在堆芯和主系统冷却设备间建立自然循环，使堆芯余热得到排出。一般认为，随着余热的排出，主回路压力边界将在大规模堆芯熔化前失效，但失效的具体位置和尺寸不确定。如果压力容器下封头失效，激烈的熔融物喷射可能导致熔融物大范围散布和造成
7、直接安全壳加热。堆芯损伤、熔化进展过程堆芯损伤、熔化进展过程 concont tII.II.压力容器内的水蒸汽爆炸压力容器内的水蒸汽爆炸t=0mst=1.0mst=5.0msFig.4-2Steamexplosionbehaviorrecordedbyhigh-speedcamera(4,000frames/second)High-temperature melt is covered with a vapor film(t=0 ms).If the vapor film collapses at one location,the vapor film also collapses in ot
8、her locations due to rapid vapor generation.This pressure pulse results in the spattering of molten materials and the rapid heat transfer from the melt to the water(t=1.0 ms).The large amount of vapor generated expands vigorously due to the extremely high internal pressure(t=5.0 ms).JAERI蒸汽爆炸试验II.II
9、.压力容器内的水蒸汽爆炸压力容器内的水蒸汽爆炸concont t“蒸汽爆炸”指熔融燃料分裂并传递能量给冷却剂从而产生蒸汽、冲击波和可能的机械破坏的一种现象。当蒸汽爆炸反应很快，且包含大量的堆芯碎片时，会导致重大的安全问题。如果在反应堆压力容器内发生蒸汽爆炸，则可能产生飞射物，这种飞射物可能穿透安全壳并引起放射性物质早期释放。一致认为，压力容器内蒸汽爆炸导致安全壳破坏的发生概率极低，可以予以排除。锆合金氧化 钢氧化 B4C氧化 再淹没和淬火过程 堆芯熔融过程 燃料和冷却剂相互作用过程 氢气产生是很难预测的，氢气产生速率的计算需要准确预测温度和有效蒸汽量，计算中仍然存在很大的不确定性。总的看法是：
10、大多数堆芯熔化事故都会产生足够多的氢气，以致超过安全壳空间的燃烧极限，对安全壳来说不是永久惰性的。III.III.压力容器内的氢气产生压力容器内的氢气产生锆合金氧化 在堆芯加热的过程中，锆合金包壳氧化并和蒸汽反应产生氢气，该过程的各种潜在现象已经基本理解，一般地，典型1000MWe压水堆的氢气源速率是0.2kg/s。存在的不确定性之一是反应过程的自身催化特性，另一个不确定源是早期堆芯恶化阶段的熔融堆芯迁移和重新定位过程。这些因素可能导致冷却通道阻塞和蒸汽流减少，并减少衰变热导出，从而对氧化过程和氢气产生影响。钢氧化 可能会占氢气总产量的10%15%，其产生过程类似于锆合金。B4C氧化 中子毒物
11、，B4C可以大大地增加氢气来源，因为它在蒸汽中氧化可以放出更多的热量，产生比锆合金更多的氢气。III.III.压力容器内的氢气产生压力容器内的氢气产生再淹没和淬火过程 再淹没和淬火是对裸露堆芯最重要的事故管理措施，用以终止严重事故瞬态。如果堆芯过热，这个措施会导致锆合金包壳氧化，反过来又会引起温度上升。短期的淹没和淬火将导致较高的氢气产生速率，这必须在风险分析和氢气缓解系统设计中被考虑进去。III.III.压力容器内的氢气产生压力容器内的氢气产生KAERIKAERI再淹没和淬火再淹没和淬火观察观察大型压水堆中再淹没过程中的氢气产生分析可用SCDAP/RELAP5和MAAP4程序，主要的结论如下
12、：在堆芯已经强烈加热但是还保持完整的情况下，功率恢复时，氢气产生率是可以预测的，但是因为时间很短，这个结论并不可靠 再淹没过程中的氢气产生率可以用程序进行简单的预测。总氢气产生量可以由程序计算得到。再淹没措施对氢气产生很重要。可信的实验数据不足和缺少机理模型，导致氢气分析的不确定 这些结论并不是最终定论，需要进行重新评估。III.III.压力容器内的氢气产生压力容器内的氢气产生堆芯熔融过程 堆芯后期阶段的恶化在高温状态下将导致各种不同的过程，并影响氢气产生，它们包括：熔融物的形成和移位。反应物有效表面的改变和熔融物移位到低温区域凝结，可能导致通道阻塞或者形成碎片床，这减小了上部区域的蒸汽流，从
13、而使氢气产量减少。反应物物理化学交互作用。这会影响到堆芯的恶化进程，但由于对混合物的氧化作用了解不足，还无法确定氢气的产生速率。III.III.压力容器内的氢气产生压力容器内的氢气产生燃料和冷却剂相互作用过程 u在堆芯恶化的后期阶段，堆芯熔融物流入到可能充满水的下腔室，形成喷射和金属破裂，这将导致金属表面强烈的氧化。u氢气的产生速率取决于熔融物总质量和金属被氧化的程度。Zr-ZrO2 和 Zr-不锈钢实验表明，氧化程度可达到40%。III.III.压力容器内的氢气产生压力容器内的氢气产生KAERIKAERI燃料和冷却剂相互作用燃料和冷却剂相互作用Texas-vTexas-v模型模型德国德国FZ
14、KFZK实验实验氢气行为测试氢气行为测试下封头完整性破坏的主要机理有：融物与压力容器下封头的相互作用，可能首先熔化大量贯穿管道与压力容器的焊接部位，而导致压力容器的密封性能失效；如果不能冷却堆芯碎片，那么这些将在压力容器下腔室中形成一个熔融池，熔融池中流体的自然对流会使压力容器下封头局部熔化；作用在下封头上的机械应力和热应力也有可能损坏其完整性。熔融物与下封头之间的传热机理正在研究中。IV.压力容器下封头完整性：压力容器下封头完整性：堆芯捕集器实验堆芯捕集器实验 1/8 or 1/5 linear scale mock-up of the reactor vessel lower plenum
15、 Lower head vessel:I.D.-50/80 cm,t h i c k n e s s -2.5/4 c m Maximum system pressure:2.0 MPaEx-Vessel Phenomena2.压力容器外事故压力容器外事故堆外裂变碎片可冷却性堆外燃料冷却剂相互作用熔融燃料与混凝土相互作用压力容器熔融贯通压力容器冷却 压力容器熔穿后，熔融物从压力容器向堆坑或者扩展分区释放，一旦遇到水，则会发生高能量反应甚至蒸汽爆炸，这类现象在低压下更有可能发生。如果用水来淹没熔融物来达到冷却目的，就会发生剧烈的蒸汽爆炸，短时间内产生大量蒸汽，甚至危及到安全壳完整性。此过程中，微
16、粒化熔融物对碎片冷却能力问题至关重要。I.微粒化熔融物的喷出微粒化熔融物的喷出堆内熔融物可冷却能力实验堆内熔融物可冷却能力实验u如果燃料-冷却剂反应发生在压力容器外，例如压力容器熔穿时，熔融燃料落入充满水的地坑中，熔融物会与水发生强烈反应，导致安全壳压力骤增（蒸汽脉冲）。u一般地，大量的水有助于熔融物淬火，衰变热可以不断通过水的蒸发排出，但也会导致安全壳压力增大。很明显，尽管安全壳内存在非能动热阱来延长安全壳失效时间，但是若缺乏外部冷却，安全壳将最终将因超压而失效。压力容器外的水蒸汽爆炸压力容器外的水蒸汽爆炸 许多实验和模拟程序已经研究了干式堆芯与混凝土的相互作用，MCCI过程中的氢气、一氧化
17、碳的产生机理已经被很好的理解和描述 金属被氧化的顺序是：锆、硅、铬、铁，它们来源于熔融的堆芯、RPV熔融部分和混凝土。氢气的产生主要是在堆芯与混凝土反应的早期阶段，此时锆已经被氧化。一个典型压水堆完全通过锆氧化产生的氢气大约为1000kg。然而对于装有缓解装置（如被动自身催化复合器）的某些反应堆，氢气浓度已被降低到一定程度，对安全壳的威胁有限。在锆及其产物被消耗殆尽后，MCCI过程中相当部分氢气由氧化铁产生。容器内外的氧化进程具有很大不确定性，还需要进一步研究。III.熔融堆芯与混凝土的反应：熔融堆芯与混凝土的反应：欧洲严重事故现象研究重点2004年，欧洲已联合进行严重事故研究，新组织名称为
18、SARNET(SevereAccidentResearchNetwork)ProjectofEuropeanUnion.严重事故研究包含实验和分析，欧洲所有国家都参与了。实验支撑国家主要有 France,Germany,Sweden,Hungary.几乎所有国家都参与 验证验证IRSN和和GRS发展的发展的ASTEC程序的有效性。程序的有效性。SARNET 进行的实验 很多实验关注于熔融物的可冷却能力.实验材料主要为模拟材料和水:FZK on melt jet fragmentation and melt interaction melt jet fragmentation and melt
19、interaction with concretewith concrete and addition of water to a very hot coreCEA steam explosions of droplets and jetssteam explosions of droplets and jets at very high temperatures melt spreading,with water floodingmelt spreading,with water flooding.除此之外,OECD ANL 也在着手于大尺度 MCCI和 熔融池可冷却实验.日本研究容器外日本
20、研究容器外FCIs模型模型/程序系程序系统统CAMPCodeJASMINE-preJASMINECodeJASMINE-pro熔融物和混凝土相互作用熔融物和混凝土相互作用（MCCIMCCI）数值仿真数值仿真安全壳完整性研究堆外燃料冷却剂相互作用氢气产生，迁移，燃烧研究熔融燃料与混凝土相互作用安全壳直接加热的研究裂变产物的行为研究3.3.安全壳内事故安全壳内事故回二级菜单 如果安全壳热量不能排除，排向空气的蒸汽和不可冷凝气体不断增加，使安全壳内缓慢加压最终破坏安全壳完整性 不可冷凝气体的产生是在熔融堆芯流出压力容器后（如果压力容器内冷却不成功），与混凝土相互作用（MCCI）产生的。美国和德国对安
21、全壳被破坏所需的时间作了评估，得出结论是：在干式相互作用中，加压过程十分缓慢，几天时间内不会因压力造成安全壳破坏，这取决于安全壳的自由体积以及混凝土类型（某些混凝土会释放更多气体）；如果熔融堆芯被水覆盖，蒸汽产量会急剧上升，压力迅速上升以至在不到一天内达到破坏压力，与安全壳自由体积和除热速度直接相关。I.安全壳内的加压：安全壳内的加压：有两个方案可以避免或延缓安全壳超压破坏：将安全壳内的热量排出，可通过传统方式（喷淋、风冷）或通过专设系统（可选择内部或外部喷雾器）。将安全壳内的质量排出（安全壳排气）至于安全壳排气，一些欧洲国家已经尝试安装通风过滤系统，一定程度上限制了放射性释放水平。对未来电站
22、来说，更可取的方案是避免MCCI发生和提供有效的冷却方式。I.安全壳内的加压安全壳内的加压（续）：如果熔融碎片无法有效冷却，安全壳最终会因地基熔穿而破坏。另一方面，安全壳完整性也可能因隔离失效（例如某些隔离阀失效或者意外打开）而受到破坏。对现有核电站，可以采取事故管理措施是使这种事故尽量不发生，而对未来电站，至少可以将MCCI的效果降到最小。对空气冷却型安全壳来说，在线检测安全壳破口情况尽管没有安全壳压力测量那样准确能够连续地检测安全壳内放射性泄漏状况。II.安全壳的破损：安全壳的破损：德国德国FZK-FZK-安全壳失效实验安全壳失效实验芬兰安全壳和安全功能研究芬兰安全壳和安全功能研究Exte
23、rnal threatsPotentialreleases,environmentaleffectsContainmentProcess safety functionsPassivesystemsBalancedsafetyIntegrated assessment ofcontainment and process safety functions Severe accidentsshutdown conditionscoolabilitylong-term aspectsplant-specific questionschemistryfission productsEffects of
24、 ageing oncontainment functionIntegrityLeak-tightnessIII.III.安全壳直接加热事故安全壳直接加热事故 主系统减压是目前唯一可行的阻止DCH的方法(OECD,1989)，它可以通过操纵员动作（打开卸压阀）或者依靠自然过程（热气体自然循环能使不产生热段过热或稳压器波动）许多国家已经或计划安装安全壳减压系统，存在两个问题 减压系统何时动作，如果减压太早，会有额外的冷却剂通过卸压阀损失，可能导致早期堆芯恶化；减压裕度是多少，系统减压多少才能够有效地抑制碎片扩散，这个裕度叫做安全壳直接加热截止压力 具体电站解决安全壳直接加热问题的方法是通用的，这
25、些方法都是在纵深防御原则的基础上，操纵员有意识的对系统进行减压过程，而在这之前还需要尽量保持压力容器完整（通过冷却压力容器内熔融堆芯）III.安全壳直接加热事故：安全壳直接加热事故：安全壳内的氢气产生金属水反应的氢气产生氢气燃烧到氢气爆炸的迁移 防止氢气爆炸的对策 4.4.与氢气相关的事故与氢气相关的事故 ：水的辐照分解；腐蚀反应；铀与蒸汽或水的反应；熔融堆芯与混凝土的反应；4.4.安全壳内的氢气产生安全壳内的氢气产生 在堆芯解体事故中，最重要的金属水反应是锆和蒸汽的氧化反应。当堆芯部分或全部裸露且锆被加热到很高温度时，这个反应变得非常重要。另外在后期阶段，铁的氧化也可能产生大量蒸汽。u 锆合
26、金的氧化 u 钢的氧化 u B4C的氧化 金属水反应的氢气产生：KAERI蒸汽爆炸和熔融物构成影响实验氢气浓度限制技术:点燃、接触反应复合器点燃、接触反应复合器氢气缓解技术：限制氢气产生和释放。损坏堆芯在一定条件下才能释放出氢气，例如堆芯再淹没和冷却、熔融堆芯与混凝土相互作用，限制或终止这些条件就能够阻止氢气产生和释放；使用非能动氢气复合系统或点燃器，或者同时使用；事故发生后用惰性气体（N2,CO2）冲淡安全壳内的大气，防止氢气爆燃。此方法是向安全壳充入大量惰性气体使氢气与氧气不能混合成可燃气体，然后利用一个小型的非能动氢气复合系统长期缓慢地排出氢气；防止氢气爆炸的对策:三哩岛事故发生后，美国
27、许多堆型都安装了氢气缓解系统，大多数小容积安全壳都装有压力抑制系统，并注入了氮气，以便在正常功率运行过程中预防氢气燃烧。主动式点燃系统也被安装在几个核电站里用以作为严重事故对策。新技术和2级PSA促进了氢气缓解技术的应用，新的主动式氢气缓解措施被应用到大型干式安全壳中。OECD/NEA对氢气缓解技术应用现状的评价是：大多数国家倾向于安装被动式自催化复合器作为氢气缓解措施，传统的PARs仍是一种很好的选择，用作基准事故下长期的氢气控制，也可以应用到未来核电站中；氢气缓解技术的现状和发展趋势：点燃技术作为一个防止破坏性燃烧的措施保证氢气在接近可燃点附近燃烧，可与PARs达到相同的控制效果。相比PA
28、Rs，点燃器能处理更高流速的氢气，但必须被准确安放，而且点燃系统需要外部动力，因此可靠的功率供应和点燃器位置的布置是非常重要的，需要研究气流模式研究，选择最优的安放位置。事故发生后向安全壳注入惰性气体稀释氢气浓度是一个很好的氢气缓解措施，惰性气体可以是液态或气态氮，也可以是液态或气态二氧化碳。尽管该方法在理论上是可行的，但目前还没有被实际应用。氢气的产生和释放速率、氢气分布和燃烧过程都具有很大不确定性，需要进一步研究来提高氢气缓解措施的应用。关于氢气缓解技术的重要结论：5.5.源项源项 ：压力容器内的核裂变产物的释放 压力容器内的冷却系统中裂变产物的沉积 安全壳内的核裂变产物的沉积 裂变产物向
29、环境中的释放 日本日本JAERIJAERI高温高压下核素迁移实验高温高压下核素迁移实验 VEGAFacility(VerificationExperimentsofRadionuclidesGas/AerosolRelease)(Inprogress)Pressure MPa ORNL/CRL/KfK/IPSN(HEVA)(Finished)VEGAVERCORSTemperature K 10100020003000ImprovementofsourcetermpredictabilityforhighburnupandMOXfueluseinLWR（Xe,I,Csetc.）（Sr,Ru,B
30、aetc.）（U,Pu,Ceetc.）ReleaseVolatilityLowHigh1.00.1PWRstationblackoutScopeandTarget Cooledactivatedcarbon(210K）LeadshieldCondenser（273K）HeliumSteamgeneratorHydrogenPyrometerFuelspecimendetectorInductioncoilTGTsHotCellFiltersdetectordetectordetectorFurnaceCascadeimpactorSchematicofVEGAFacility裂变产物和其它物质
31、在主系统内的行为明显受到环路条件的影响。汽化过程、气溶胶形成和裂变产物蒸汽与气溶胶的迁移问题取决于温度、压力、流动工况等热工水力参数，而化学变化则受到温度以及氢对水蒸汽比值的影响。严重事故下这些工况参数的组合相当复杂，可以用V，TMLB和S2D三个序列来表示。I.压力容器内的核裂变产物的释放：压力容器内的核裂变产物的释放：VV，TMLBTMLB和和S S2 2DD三个序列三个序列 V序列与大破口失水事故序列AB相似，只是压力稍高。接合部破口使主冷却剂经过冷管段、ECCS管线后从破口流出，安全壳被旁路，这一序列下裂变产物在主系统内的滞留显得特别重要。高压堆芯熔化过程TMLB中假设二次侧热阱和EC
32、C全部失效，高温高压蒸汽通过稳压器泄出，堆芯约在3小时后在高压下(17.2MPa)裸露，进入一个缓慢的熔堆过程，随着温度的上升，堆芯内挥发性裂变产物与结构、控制材料释入氢-水蒸汽环境。小小破口失水事故S2D是一个压力较低的高压熔堆过程。高压安注的失效导致系统缓慢降压，最终堆芯升温熔化。当堆芯穿透压力容器落入堆腔后，堆芯热量引起的沸腾将持续很长（堆腔已注水），在这种条件下，硼酸会达到溶解极限而产成沉淀。堆芯材料重新定位引起的热量迁移能力很小，结晶沉淀仅是其结果之一，但这也会引起熔融堆芯与堆腔混凝土及基垫材料进一步分解消融。这个问题在堆芯熔融物离开压力容器后很长时间内都可能发生。目前文献上还没有如
33、何对待堆腔中核裂变产物沉积的资料。II.堆腔内的冷却系统中裂变产物的沉积：堆腔内的冷却系统中裂变产物的沉积：裂变产物的积聚和化学形式u 在反应堆堆芯中，有超过800种同位素以裂变产物的形式存在。u 最主要的有30多种，四个类别：惰性气体（Xe,Kr）易挥发性物质（I,Cs,Br,Rb）半挥发性物质（Te,Ru,Mo,Tc,Sb,Sn,Ag）不易挥发性物质（Ba,Sr,Y,Zr,Nh,Rh,Pd,La,Ce,Pr,Nd,Pm,Sm,Eu,U,Np,Pu,Am）裂变产物的空间分布 III.III.安全壳内的核裂变产物的沉积安全壳内的核裂变产物的沉积 ：核裂变产物的释放包括：重要系统或部件的放射物泄
34、漏；夹杂核裂变产物的蒸汽或悬浮物从安全壳释放到环境中；安全壳旁通工况存在大的潜在事故后果，目前事故管理的缓解效果还值得怀疑，较好的方式是通过改进设计达到。IV.IV.裂变产物向环境中的释放：裂变产物向环境中的释放：严重事故现象分析方法严重事故现象分析方法 一体化综合系统程序 STCP、MELCOR、MAAP 机理分析系统程序 SCDAP/RELAP5、CONTAIN、VICTORIA、MELPROG 单一现象程序 典型核电厂事故分析用程序 压力容器内分析程序压力容器外分析程序 源项分析程序 STCPSTCP程序程序STCP程序是严重事故下热工水力、裂变产物行为和向环境释放的简易计算程序。由于S
35、TCP是已有的程序的集合，彼此间存在平衡的问题，因此90年中止，USNRC转向MELCOR的开发。MELCOR程序 MELCOR是由USNRC委托圣地亚实验室开发的一体化、全综合的核电站事故模拟程序，主要为概率安全评价（PSA）的使用提供源项分析结果，为STCP的第二代程序。MELCOR能对压力容器内外现象、热工水力与裂变产物行为进行连贯分析，敏感度及不确定性分析容易，计算时间短。MELCOR大量采用参数模型，包含了许多其它NRC程序如SCDAP/RELAP5 和CONTAIN的参数模型，例如热工水力、堆芯熔化、裂变产物释放和迁移。MELCOR也可以与其它程序相融合，包括VANESA、CORC
36、ON/MOD3、ORSOR/CORSOR-M/CORSOR-BOOTH、MAEROS、TRAP-MELT2和SPARC-90等程序。MELCOR程序（续）NRC开发MELCOR程序的目的是：对现有的和改进的轻水反应堆进行PSA分析；对物理现象和电站运行进行最佳估算的事故序列研究；PSA分析结果的验证审核；事故管理研究，分析事故进程和评价不同管理策略的利弊。MAAP程序 MAAP 是EPRI的模块化事故分析程序，是由Fauske&Accosiates公司开发的，它是一种一体化分析工具，耦合了热工水力学计算以及裂变产物释放和迁移计算，已经被用来进行了多个PSA分析，特别是薄弱环节检查（IPEs）。
37、它可以模拟严重事故的全部进程，从初始事件开始，既可以向安全、稳定、可冷却的反应堆状态发展，也可以向安全壳结构失效最终导致裂变产物向环境释放的事故状态发展。MAAP程序（续）MAAP的事故分析模块包括一系列不同的瞬态，如旁通、运行和停堆序列等。MAAP 经过了独立设计审查和USNRC的审查，已经与其它严重事故计算程序进行了一系列严重事故现象的对比计算（例如与MELCOR程序进行了堆芯熔化进程、源项分析的对比计算）,长期用来进行严重事故管理（SAM）的评价分析。SCDAP/RELAP5程序SCDAP/RELAP程序是由美国NRC发起的，由美国Idaho国家工程与环境实验室（INEEL）开发的机理性
38、严重事故分析程序，程序主体为融合了SCDAP堆芯损坏模型的RELAP程序。1979年，形成SCDAP/RELAP程序包 1989年,SCDAP/RELAP5 MOD2 1995年,SCDAP/RELAP5 MOD3.2 2000年,SCDAP/RELAP5-3D CONTAIN程序 由美国圣地亚国家研究所（SNL）开发，可计算轻水堆和快堆的安全壳内的热工水力现象、裂变产物迁移行为。包含自然沉淀过程产生的裂变产物微粒的沉积行为、安全壳喷淋、冰冷凝器、通风器等设备除去裂变产物、氢气的扩散和燃烧、安全壳直接加热、熔融堆芯-混凝土相互作用等许多现象的详细模型。VICTORIA程序由美国圣地亚国家研究所
39、（SNL）开发，可计算分析气体及微粒状裂变产物的特性,包括从燃料内的释放，在压力容器内及一回路系统内的迁移、沉积过程。包含气体和微粒间的热化学平衡、沉积的裂变产物再蒸发再浮离、衰变热产生量计算等许多详细模型。MELPROG程序 由美国圣地亚国家研究所（SNL）开发，可计算关于压力容器内的事故进展。一次侧系统内的综合分析是结合热工水力分析程序TRAC进行的。其它计算包括燃料的熔化进展、压力容器内的构造物行为、裂变产物的释放及沉淀、压力容器底部的熔化破损、安全壳内放出的堆积物的状态等。原打算其计算结果为CONTAIN程序提供输入数据，后因程序开发的方针改变中止了。改由SCDAP/RELAP5提供该
40、功能。现在，一部分模块（如后期堆芯熔化进展分析模块DEBRIS，熔融燃料与冷却剂相互作用模块IFCI等）在被单独使用。单一现象程序 单一现象程序是针对某个主要局部现象的分析程序，它比机理分析系统程序更详细，往往是高精度多维多相计算程序。典型的程序:IFCI、TEXAS、PM-ALPHA/ESPROSE、ATHLET-CD、DEBRIS、ICARE、SIMMER、MC3D、REMOVAL、JASMINE、MAPLE、CORCON、CORDE、RALOC等。国际上核电站严重事故现象研究现状国际上核电站严重事故现象研究现状国家国家/单位单位研究计划研究计划研究重点研究重点实验研究实验研究数值研究数值
41、研究美国:NRC，SNL,ANL,UCSB,WUSFD，SARP,CSARP,ARSAP,ACE,ACEXFCI,MCCI,In&Ex DC,CMP,LHI,DCH,H2,STCODEX，MUSE，ANL，SNL，WU，UCSBMELCOR，MAAPSCDAP/RELAP5,CONTAIN,IFCI,INJECT，CORCON,TEXAS,PM-ALPHA/EPROSE 日本:JAERI,NUPEC,JNC,Univ.CSAI,VE,ALPHA,VEGA,WIND,SARJ,IMPACT,PSA完整性(RPV&CV),Debris Bed，Ex DC,MCSI,FCI,MCCI,H2,FPAL
42、PHA,VEGA,WIND,COTELS,FSI,MELT-II,EAGLE,POOLCAMP,JASMINE,THALES/ARTREMOVAL,ARTVESUVIUS,SAS4A,SIMMER-III,IV,MAPLE,MACRES德国:GRS,FZKCORANSRP(FZK)FCI,MCCI,In&Ex DC,RPV failure at high pressure,DCH,H2,ST,CMRQUEOS,PREMIX,QUENCH,PHDR,RUTIVA-KA,GASFLOW,D3D,DET3D,SAGEPROC,FIPLOC,RALOC,WECHSL国家/单位研究计划研究重点实验研究数
43、值研究法国法国:IPSN,CEAPhebusPhebus,TRANSAT,TRANSAT,PITEAS,IODEPITEAS,IODEFCI,MCCI,FCI,MCCI,In&Ex DC,In&Ex DC,H2,STH2,ST,FP,FPPhebusPhebus/FP,/FP,H2PAR,H2PAR,DETHER,MICRONIS,DETHER,MICRONIS,TREPAM,BILLEAU,TREPAM,BILLEAU,CARAIDAS,CORINE,CARAIDAS,CORINE,TOSQANTOSQAN，TURBTURBAEROSOLS-B2,AEROSOLS-B2,SOPHAEROS,
44、SOPHAEROS,ESCADRE,ESCADRE,PLEXUS,CASTEM,PLEXUS,CASTEM,MC3DMC3D韩国:KAERI,KINSSARPIn&Ex DC,In&Ex DC,FCI,MCCI,H2,FP,CIFCI,MCCI,H2,FP,CISONATA-IV CONVEXSONATA-IV CONVEXMIDASMIDAS,LILACLILAC 英国：AEA TechnoIn&Ex DC,In&Ex DC,FCI,MCCI,FPFCI,MCCI,FPMIXA,MIXA,CHEMY,CORDECHEMY,CORDE加拿大:AECLSAMMDebris BedDebris B
45、ed，M Molten olten Pool CoolingPool CoolingFCI,H2,FPFCI,H2,FPRTF,NRU国际上核电站严重事故现象研究现状国际上核电站严重事故现象研究现状回二级菜单严重事故现象研究程序介绍q全范围综合系统分析程序（源项分析）分析严重事故现象全部进程MELCOR，MAAPv 熱工水力，堆芯熔化进程，裂变产物从元件释放及在RPV内迁移，压力容器失效，MCCI，裂变产物在安全壳内迁移，安全壳载荷，安全壳行为q详细模型的机理分析程序分析严重事故现象局部过程与机理SCADP/RELAP5v 熱工水力，堆芯熔化进程，裂变产物从元件释放及在RPV内迁移，压力容器失
46、效CONTAINv MCCI，裂变产物在安全壳内迁移，安全壳载荷，安全壳行为VICTORIAv 裂变产物从元件释放及在RPV内迁移p单一现象详细分析程序IFCI，TEXASu 燃料冷却剂相互作用各国各国SASA研究程序开研究程序开发发及及验证现验证现状状国家程序名称压力容器内现象美国热工水力计算堆芯熔化进程FP从燃料释放FP在RCS内迁移压力容器失效MELCORMAAPSCDAP-RELAP5VICTORIAIFCIFCITEXASFCIPM-ALPHA/EPROSE FCI法国ESCADRECATHAREICAREMC3DFCI日本THALESARTTHALES-2MACRESREMOVAL
47、MAPLEJASMINE德国ATHLET-CDIVA-4，FCI欧共体各国各国SASA研究程序开研究程序开发发及及验证现验证现状状国家程序名称压力容器外现象美国高压熔融物喷射堆芯混凝土反应FP从碎片释放FP在安全壳内迁移氢气燃烧安全壳响应/载荷MELCORMAAPCONTAINCORCON/MOD3 HMS-BURNIFCIFCITEXASFCIPM-ALPHA/EPROSE FCI法国ESCADREPLEXUSCASTEMMC3DFCI各国各国SASA研究程序开研究程序开发发及及验证现验证现状状日本THALESARTTHALES-2MACRESREMOVALMAPLEJASMINEFCI英国
48、CORCONCORDE德国WECHSLRALOCFIPLOCSAGE PROCIVA-4FCI欧共体ESTER 1.0压水堆压力容器内分析现象PSA堆芯熔融进程的终止温度引发的热腿/波动管/SG传热管破裂压力容器内氢气产生容器内蒸汽爆炸下封头失效NUREG-1150SURRY1级PSA系统分析参数；非能动降压可能性；事故进程采用MELCOR程序计算；热腿/波动管破裂采用MELPROG,TRAC/MELPROG,CORMLT/PSAAC,RELAP5/SCDAP,MAAP等程序计算，计算由专家组成员进行MELPROG,TRAC/MELPROG,CORMLT/PSAAC,RELAP5/SCDAP,
49、MAAP，计算由专家组成员进行由USNRC蒸汽爆炸专家评审组的专家意见判断参考MELPROG,MAAP程序三哩岛事故分析结果，计算由专家组成员进行NUREG-1150Zion1级PSA系统分析参数；非能动降压可能性；事故进程采用MELCOR程序计算；热腿/波动管破裂采用MELPROG,TRAC/MELPROG,CORMLT/PSAAC,RELAP5/SCDAP,MAAP，计算由专家组成员进行MELPROG,TRAC/MELPROG,CORMLT/PSAAC,RELAP5/SCDAP,MAAP，计算由专家组成员进行由USNRC蒸汽爆炸专家评审组的专家意见判断参考MELPROG,MAAP程序三哩岛
50、事故分析结果，计算由专家组成员进行RobinsonIPE1级PSA系统分析参数；非能动降压可能性；MAAPMAAP专家判断MAAPMaine YankeeIPE1级PSA系统分析参数；非能动降压可能性；MAAPMAAP专家判断MAAPBeznau PLGMAAPMAAPMAAP专家判断MAAPBeznau HSK/ERIMELCORSCDAP/RELAP5,NUREG-1150结果,TMI事故的评价MELCOR专家判断基于Theofanus Corradini和HSK发起的研究工作MELCORRinghals 2MAAPMAAPMAAP专家判断基于Theofanus Corradini的工作M
