THEATRe和MELCOR程序耦合过程中材料物性参数分析.pdf

发布时间：2022-05-30 发布人：admin 分类：说明书资料大小：0.37M 资料格式：pdf 举报版权申诉

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中国科技论文在线 http://www.paper.edu.cn THEATRe 和 MELCOR 程序耦合过程中材料物性参数分析石兴伟1,2，曹欣荣1** 5 （1. 哈尔滨工程大学，核安全与仿真技术国防重点学科实验室，哈尔滨 150001； 2. 环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）摘要：单一程序在模拟范围、计算精度和运行时间上存在取舍的矛盾，这就导致程序在使用过程中存在一定的不足。程序耦合在保持原有优点的基础上能够弥补单一程序模拟范围上的不足，扩展程序功能。由于使用条件的限制，程序间的耦合常面临物性参数适用性问题。论文主要对热工水力计算程序 THEATRe 和严重事故分析 MELCOR 两程序耦合过程中水、蒸汽和空气物性参数，热构件物性参数和堆芯降级时堆芯构件材料的物性参数进行比较分析，为程序耦合后的计算提供物性参数保障关键词：核安全；THEATRe；MELCOR；程序耦合；物性参数中图分类号：TL364.4 10 15 Properties Analysis of Materials in coupling between THEATe and MELCOR Codes SHI Xingwei1,2, CAO Xinrong1 20 (1. National Defense Key Subject Laboratory of Nuclear Safety and Simulation Technique,Harbin Engineering University, Harbin 150001; 2. Nuclear and Radiation Safety Center,MEP,Beijing 100082) 25 30 Abstract: Due to the contradiction appeared among the simulation range, calculation accuracy and operating time, the deficiencies would exist in the utilization of a single code. Retaining the advantage of a single code, the coupling between codes can offset the deficiencies in simulation range through expanding the capability of code. However, the adaptability of material properties often has been emerged from coupling procession between codes because of the properties application strongly depends on its utilizing conditions. The properties of materials like water, steam, air, heat structures and component materials within core degradation are compared and analyzed in order to ensure accurate simulation in coupling between THEATRe and MELCOR codes. Key words: nuclear safety; THEATRe; MELCOR; coupling between codes; properties 0 引言 35 近年来计算机硬件的迅猛发展，仿真技术在核能事业的优点逐渐突出，利用仿真技术来研究核电事故已经成为现实[1,2]。通过仿真平台运行仿真程序，达到模拟超设计基准事故以及后来的严重事故，以及评估核电事故可能带来的风险。目前，设计基准事故计算程序和严重事故分析程序在准确描述事故进程方面有各自的限制条件。设计基准事故计算程序无法模拟严重事故中的堆芯熔化、熔融物重新定位、压力容器失效以及熔渣与混凝土的相互反应 40 等等。而严重事故模拟程序在热工水力实时计算能力上则表现不足，特别是在严重事故早期到堆芯熔化阶段。因此，将设计基准事故程序计算的热工水力结果作为严重事故早期的边界条件传输给严重事故计算程序，那么耦合后的程序在严重事故分析能力上将得到提升，其分作者简介：石兴伟（1985-），男，博士研究生，研究方向核动力装置安全可靠性通信联系人：曹欣荣（1965-），女，教授/博导，主要研究方向：反应堆堆芯物理设计计算方法及仿真，核反应堆安全，核动力装置运行与安全. E-mail: caoxinrong@hrbeu.edu.cn - 1 -

中国科技论文在线析范围也会得到拓展。 http://www.paper.edu.cn THEATRe 在描述压水堆核电厂典型设计基准事故热工水力行为上有足够的精度，若将 45 THEATRe 计算的堆芯热工水力数据严格地传输给 MELCOR 程序并作为随后的严重事故的边界条件，那么耦合程序的总体瞬态分析比 MELCOR 单独的分析将具有更高的可靠性和可信度。拟将 THEATRe 热工水力程序与 MELCOR 中严重事故模拟程序耦合，但物性参数的使用有诸多的使用限制，物性参数适用性也急需解决。文章通过对程序手册和程序本身研究，并对大量的物性参数进行比较分析，确定物性参数的使用范围，为耦合程序的准确计算提供 50 精确的物性参数。 1 堆芯冷却介质物性参数比较分析在热工水力计算部分，正常工况下堆型内的水作为冷却介质是将燃料释放的热量带出堆芯，而在堆芯冷却不足或者堆芯裸露的情况下，由蒸汽或者空气带出衰变释热来冷却堆芯，延缓严重事故进程。 55 在 THEATRe 程序中，热工水力特性计算必须准确迅速以满足实时要求。热工水力特性要求全范围功率电站运行不仅覆盖正常稳定状态(饱和、过冷流体和过热蒸汽)，还要覆盖亚稳定状态(过热流体和过热气体)[3]。但是在特殊范围内，水和蒸汽的特性为非线性的，利用高阶多项式虽然可以精确地描述特性趋势但是会消耗大量的计算时间，对程序实时性不利。为解决这些困难，THEATRe 选择用查表法来获取水和蒸汽的物性。 60 THEATRe 选择 1984 年的 NBS/NRC 蒸汽表作为水和蒸汽物性查询工具，但是将该表的查询变量密度和温度更改为压力和比内能，这和 RELAP5/SCDAP 保持一致。在非线性区如低温区和亚稳态区选择精细的网格划分来减小误差，并对划分的网格进行优化，使其最大误差保持在 0.5%以内。网格优化后，最终建立了二个二维物性表格(蒸汽和水)和一个一维饱和状态表格，如表 1 所示。 65 表 1 THEATRe 程序中水和蒸汽物性[3] Tab. 1 Properties of water and steam in THEATRe code 表格蒸汽 (2-D) 范围 0.001~20MPa 1850~3300kJ/kg 0.001~20MPa 30~1850kJ/kg 水(2-D) 表格入口优化网格网格/试验点误差评价 91(0.001~0.3MPa) P=0.001~ 93(0.3~20MPa) 16104/46827 0.01MPa 88(U=1850~3300 kJ/kg) 58(0.001~20MPa) 95(U=30~1850kJ/kg) 5510/13441 U=1700~ 2100kJ/kg 内 93.5%试验点 <0.5%， 0.53%试验点>5% 饱和态 0.001~20.25MPa (1-D) 280.1~639.9kJ/kg 200 200/199 <0.1% 由表 1 可知蒸汽过热状态下对应的最高温度达 791.34K，在严重事故下堆芯的蒸汽温度超过 791.34K 时则超出了 THEATRe 蒸汽表格温度查询范围，程序可能会出现计算不准确或者报错。如图 1~2 所示，MELCOR 程序提供的冷却介质的温度范围更广，以水、蒸汽和空 - 2 - ,,,,,,,,,,,ggggggggggggggPUThvTkPTvvUUffffffffffffff,,,,,,,,,,PUThvTkPTvvUUffff,,,,,,,,,sssssgggssssgUUvTvhhP

中国科技论文在线 http://www.paper.edu.cn 70 气的热导率和动力粘度为例表述它们的动力特性，MELCOR 提供的水的物性参数温度最高为其临界温度 647.245K，蒸汽和空气则在 2500K 以上。因此在严重事故条件下，MELCOR 提供的水、蒸汽和空气的物性参数可以令堆芯行为计算更为自如，所以在计算设计基准事故向严重事故演变过程中冷却介质温度完全可以作为程序耦合的触发启动开关。图 1 水、蒸汽和空气的热导率图 2 水、蒸汽和空气的动力粘度 Fig. 1 Conductivity of water, steam and air Fig. 2 Dynamic viscosity of water, steam and air 2 堆芯热构件物性参数比较分析 75 2.1 燃料构件热物性分析在 THEATRe 和 MELCOR 程序中，热构件在热量的传输中起着重要的作用。THEATRe 程序可以模拟热构件[3]如燃料棒、包壳管壁、堆芯围板和压力容器热交换 U 型管与流体之间的热交换。 THEATRe 采用经验高阶拟合公式来得到燃料构件的热导率和比热容，而 MELCOR 则 80 采用查表法。图 3~4 是 THEATRe 和 MELCOR 关于二氧化铀材料燃料构件的热导率和比热容的比较。THEATRe 中二氧化铀的热导率和比热容在温度低于 3000K 时的计算误差与 MELCOR 相比在 0~35%之间。当温度超过二氧化铀熔点 3113K 时二氧化铀开始发生熔化行为，因此它的热导率和比热容不再随温度变化。THEATRe 并没有考虑二氧化铀的熔点和金属共晶反应，计算出的参数值在超过熔点温度时严重偏离正常值如图 3。在模拟堆芯严重事 85 故时该公式的适用性受到限制，因此事故过渡期间参数的切换和传递显得尤为重要。图 3 二氧化铀导热率 Fig. 3 Conductivity of UO2 图 4 二氧化铀比热容 Fig. 4 Specific heat capacity of UO2 - 3 - 050010001500200025003000350040004500012345678温度（K）热导率（W/m·K）水蒸气空气0500100015002000250030003500400045000.00.51.01.52.02.53.0动力粘度 10-3（Kg/m·s）温度（K）水蒸汽空气050010001500200025003000350040004500500012345678910111213 MELCOR THEATRe温度（K）热导率(W/m·K) 05001000150020002500300035004000450050005500200300400500600700800 MELCOR THEATRe温度（K）比热容（J/kg·K）

中国科技论文在线 2.2 包壳构件热物性比较分析 http://www.paper.edu.cn THEATRe 采用拟合公式计算包壳构件的热导率和比热容，MELCOR 则是查询相应参数表格。图 5~6 比较分析了锆合金包壳的热导率和比热容。MELCOR 中锆合金的比热容变化受锆的金属相影响较大。由图 6 可知，锆的比热容在 1090K、1173K 和 1248K 对应三个转 90 折点，这和锆合金的金属相(包括单斜相、四方相和立方相)之间的转变有关，金属相之间由于金属键的不同而对应不同的比热容，但在 1248 K 以后锆合金维持在单一金属相，其比热容也稳定在 356 J/kg·K；THEATRe 则是采用高阶拟合方程计算得出比热容误差相对 MELCOR 在 25%左右，在计算精度上满足了 THEATRe 的需要。在温度更高的堆芯材料重新定位过程中锆合金包壳构件比热容的计算仍是以 MELCOR 提供的物性表格为准。图 5 锆合金导热率图 6 锆合金比热容 Fig. 5 Conductivity of Zircalloy cladding Fig. 6 Specific heat capacity of Zircalloy cladding 95 3 堆芯降级材料的物性参数在堆芯行为中，THEATRe 用到的热构件仅为燃料棒和包壳，且提供的材料参数多为多项式公式。严重事故状态下，由于构件材料与空气、蒸汽之间化学反应以及构件之间的共晶反应，MELCOR 模拟堆芯行为计算需要的构件无论是数量上还是材料特性要求上都多于 THEATRe。在严重事故序列中，堆芯构件材料将发生复杂的氧化反应和相互共晶反应，这 100 些复杂的过程涉及氧化动力学和冶金学。根据文献[4]介绍堆芯材料包括不锈钢格架、碳化硼/银铟镉控制棒、锆合金包壳、氧化锆和二氧化铀等，是在严重事故堆芯行为计算中是不可缺少的部分。表 2 为参考文献[5]给出的堆芯材料密度、熔点和熔化潜热参数。在 MELCOR 中大部分的堆芯材料密度都可以看作常量，认为在温度 273.15~5000K 之间材料的密度不会随温度而 105 发生太大的变化，但可以由用户在 MELCOR 输入卡中定义。表 2 材料的密度、熔点和熔化潜热 Tab .2 Density, melting temperature and fusion latent heat of materials 材料密度(kg/m3) 熔点(K) 熔化潜热(J/kg) 锆合金 (Zircalloy) 氧化锆 (ZrO2) 二氧化铀 (UO2) 碳化硼 (B4C) 银铟镉 (AgInCd) 碳钢 (Carbon steel) 不锈钢 (Stainless steel) 6500 5600 10960 2520 9689.4 7752.9 7930 2098 2990 3113 2620 1075 1810.9 1700 2.25×105 7.07×105 2.74×105 5.00×105 9.80×104 2.72×105 2.68×105 - 4 - 05001000150020002500300035004000450050005500050100150200250300 MELCOR THEATRe热导率(W/m·K) 温度（K）05001000150020002500300035004000450050005500200300400500600700800900比热容（J/kg·K）温度（K） MELCOR THEATRe

中国科技论文在线 http://www.paper.edu.cn 图 7~9 给出了堆芯材料比内能、热导率和比热容随温度的变化。这些物性参量在堆芯熔化和堆芯熔融物降级时非常重要。 110 图 7 中所有的堆芯材料比内能的曲线都有一个转折点，它对应的温度就是该材料的熔点，而转折点与其下一点之间的比内能差就是材料的熔化潜热。如图 8~9，堆芯材料的热导率和比热容随温度变化的趋势也各不相同，这主要由材料的自身特性决定。但是所有的堆芯材料在温度超过其熔点后热导率都设为定值。除氧化锆和碳化硼为恒定值外，其它堆芯材料在高温时的比热容都是随温度而出现上升趋势，但是二氧化铀、锆合金和碳钢在熔点出现之 115 前都达到一个极值后又出现下降的趋势，然后在温度超过熔点后成为定值，如碳钢的比热容先是随温度上升，在 1033K 达到峰值后随温度急剧下降，在温度高于其熔点 1810.9K 时稳定在 745.25 J/kg·K。图 7 堆芯材料的比焓图 8 堆芯材料的热导率 Fig. 7 Specific enthalpy of core materials Fig. 8 Conductivity of core materials 120 Fig. 9 Specific heat capacity of core materials 图 9 堆芯材料的比热容 4 结论通过对 THEATRe 程序和 MELCOR 程序堆芯冷却介质物性参数以及堆芯构件物性参数进行完整比较分析认为： (1)THEATRe 程序水和蒸汽两种冷却介质虽然详尽但是使用范围过窄，无法完成温度在 125 791.34K 以上的物性计算，需要借助 MELCOR 提供的高温蒸汽表格为耦合程序提供物性参数，同时还要借助其空气物性计算压力容器损坏后的燃料冷却； (2)热构件中燃料和锆包壳的计算虽然能够满足 THEATRe 程序的计算精度，但是在耦合程序中严重事故工况下与实际值偏离较大，同时高阶拟合多项式还会占用计算时间，用查询表格的方式可以弥补此项不足； 130 (3)堆芯材料的物性参数对堆芯熔化和堆芯降级行为的模拟起到至关重要的作用，本次 - 5 - 050010001500200025003000350040004500500055000.00.40.81.21.62.02.42.8 Zr ZrO2 UO2 B4C AgInCd carbon steel stainless steel温度（K）比焓106(J/kg)050010001500200025003000350040004500500055000102030405060708090100 AgInCd carbon steel stainless steelZrZrO2UO2B4C温度（K）热导率(W/m·K)0500100015002000250030003500400045005000550020030040050060070080090010001100120013001400比焓 (J/kg·K)温度（K）ZrZrO2UO2B4C AgInCd carbon steel stainless steel

中国科技论文在线 http://www.paper.edu.cn 总结为以后程序间的耦合提供了参数保障。在保障物性参数合理的基础上，将 THEATRe 程序和 MELCOR 程序耦合，扩展了前者的模拟范围，同时合理的变量也使耦合程序的模拟计算更加合理化。今后的工作主要对程序耦合后参数的匹配进行调试和验证。 135 [参考文献] (References) 140 [1] 胡晓琦,廖永达,辛宇.程序仿真在核能科学中的应用[J],一重技术,2005,104(2):10-11. [2] 周刚,伊雄鹰.核动力仿真技术及其发展[J].原子能科学技术,2006,9(40):23-29. [3] GSE Power Systems, Inc. THEATReTM Modeling Techniques Handbook[R]. Document No. MT.22.VB, 2005. [4] Sandia National Laboratories. MELCOR Computer Code Manuals Vol. 2: Reference Manuals [R]. America: Office of Nuclear Regulatory Research, 2000. [5] Sandia National Laboratories. MELCOR Computer Code Manuals: Material Properties (MP) Package Manual[R]. America: Office of Nuclear Regulatory Research, 2000. - 6 -

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