蒸汽爆炸研究综述

1、蒸汽爆炸现象国际研究综述宫厚军1,2,熊万玉2,闫晓2,黄彦平2(1.清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京，1000842.中核集团核反应堆热工水力技术重点实验室，成都，610041)摘要：蒸汽爆炸是严重事故条件下安全分析的关注点，蒸汽爆炸的巨大威力可能威胁反应堆压力容器、安全壳的完整性以及安全壳内部与安全相关设备的可用性。在过去的20多年内，研究人员专注于蒸汽爆炸程序的开发与验证，以及在全尺寸真实事故条件下的应用。程序开发和验证所需的数据由大多由JRC-Ispra的FARO和KROTOS实验、KAERI的TROI实验、德国 FZK的PREMIX 实验以及J

2、AERI的MJB系列实 验提供。本文是已经完成的蒸汽爆炸研究工作的综述，包括研究内容、研究结论以及遗留问题。关键词：蒸汽爆炸，反应堆，严重事故1引言轻水反应堆在严重事故条件下，含有燃料的堆 内熔融物可能会与冷却剂直接接触发生燃料-冷却剂反应(fuel-coolant interaction, FCI )。当大量熔融 物与冷却水接触后，熔融物在极端时间内将自身储 存的部分热量传递给冷却水，冷却水在熔融物表面 剧烈沸腾，当热量传递的时间尺度远小于系统的压 力释放时间尺度时，压力在局部骤增，热能转换为 机械能，巨大的动能冲击周围构件。根据熔融物的迁移过程，熔融物落入压力容器 下封头引起的蒸汽爆炸称为

3、堆内蒸汽爆炸，熔融物 落入堆腔引起的蒸汽爆炸称为堆外蒸汽爆炸。堆内 蒸汽爆炸产生的巨大能量可能会破坏压力容器的 完整性，早期的研究认为爆炸的冲击严重威胁上封 头紧固螺栓，更为严重的情况是上封头如一枚高速 运动的弹头击穿安全壳，第三道安全屏障遭到破 坏，放射性物质向环境释放，这种情形下的安全壳 失效称为 a-mode失效。德国 FZK最早进行了 BERDA实验1-2以研究o-mode失效的假设是否成 立，如图1所示，实验装置与反应堆原型比例为 1:10,部分构件材料与原型完全相同，部分构件材 料为替代金属以模拟高温条件下的原型构件材料 属性。BERDA实验证实：之前上封头及紧固螺栓可 接受冲击能

4、量的估计过于保守，从而堆内蒸汽爆炸 引起的上封头脱离而导致安全壳失效的假设是不 成立的。因此在 1995年NRC召开的第二次 SERG (Steam Explosion Review Group )会议上关闭了安 全壳a-mode失效的研究，研究重点转为堆内蒸汽 爆炸对压力容器下封头早期失效和堆外蒸汽爆炸 危害的研究。图1 BERDA实验示意图国际上关于蒸汽爆炸的研究主要分为两个部 分，首先开展机理性实验，研究蒸汽爆炸机理和热 能转化为冲击动能的比例(也称能量转化系数)，然后应用实验获取的机理认识和数据进行程序开 发，并最终将程序应用到全尺寸反应堆的安全分 析。2实验研究为了获得蒸汽爆炸的机理

5、性认识，国际上开展 了 FARO、KROTOS、TROI、PREMIX、ALPHA 等著名实验项目。2.1 FARO/KROTOS 项目FARO/KROTOS 项目是由JRC-Ispra发起的国 际合作项目3,图2为FARO与KROTOS试验装置。FARO实验目的是模拟反应堆发生严重事故时，真 实条件下大质量熔融物与水的接触反应，实验材料 与堆芯熔融物基本相同，UO2、ZrO2、Zr、 SS按一定比例配比，虽然质量比实际堆芯熔融物质量小 两个数量级，但是比其他类似实验仍高出一个量 级。FARO的水池深度达到2m,系统压力最高10MPa,实验获取数据包括注射熔融物在水中的破 裂分布形式、能量释放

6、曲线、碎片形状、水池底部 热负荷以及金属错氧化等重要信息，能够反应出熔融物在水中所经历过程的主要现象。种模拟金属,例如金属锡、AI2O3、UO2、ZrO2等,为了认识蒸汽爆炸机理,在FARO实验之后开质量范围为1-10kg,温度为3300K,反应区域压力展了小规模的KROTOS基础实验4。实验材料为多2.5MPa。FmeeeMft vnAn- sot, dCZff ffl3) IMJnowd-VUCkme Dwc(W3 ，wfjMnm!田占修 冲. AC nniVESSEL EtwmKifTCK (ratki nci)TESTS8CTK1M-IQ |ILania. FARO实验装置b. KRO

7、TOS实验装置图 2 FARO 与 KROTOS试验装置示意图2.2 TROI 实验韩国原子能研究院1997年开始组织TROI (Test5-6for Real cOnum Interaction with water ) 头验1鳍Mah gtwnlurE1M置如图3所示。金属材料为 UO2、ZrO2、Zr、SS的混合物，如今韩国继续在TROI上进行实验,实验结果也成为程序开发与验证的重要依据。MrtgniBfcPpymmailar.Furnpc：I M,J IFVBPt-* FWTCCCIIrtrgrwiruMrvrais,llaShx*Fim w#rg nnaFflffTWftT4wuri

8、 .CyimdwRJFOEMpkiwn. 1 InggorPrtl O- 、EWw pwl= _PratembVlEO! j rPre写如守图4 PREMIX与ECO实验装置示意图PEXMIX、ECO实验是在德国 FZK 开展的,* IPV1TO1ItfT I4KJ- )t* UWDP IplIVUIIII：IT02” ivur iifi ITrA-l V如图4所示，其目的为研究蒸汽爆炸的整个过程,并获得能量转化比，为分析程序提供可靠数据，减少不必要的保守估计。两个实验中，堆芯熔融物模Unll ： cmHMiJH -rinnJn拟材料大部分为氧化铝，温度高达2600K。2.4 ALPHA-MJ

9、B 实验2.3 PREMIX 与 ECO 实验日本原子能研究院在ALPHA项目框架下开展了MJB系列实验7-8,装置如图5所示。熔融物材料图3 TROI实验装置示意图为研究金属喷射物在水中的分裂、破碎机理,为低熔点的铅州合金，反应水池体积为83cm x83cm x 3000cm。图5 ALPHA-MJB实验装置示意图2.5上海交大细粒化实验目前，上海交通大学是国内唯一开展过蒸汽爆炸机理实验研究的单位，建立了如图6所示的实验装置，用于研究高温金属液滴在水中运动及细粒化 现象9-10。图6上海交大细粒化实验装置示意图实验中选用了纯锡（99%纯度）、铅锡合金（50% 锡）、纯铅（99%纯度）3种金属

10、或合金粉末作为实 验材料，通过此装置研究了熔融液滴与水作用后的 实验产物形状，高温金属球在水中的运动曲线，熔 融液滴细粒化的影响因素，结果表明：熔融液滴的 下落高度对细粒化过程的影响不大；水温和材料悟 性对细粒化过程影响很大；熔融液滴初始温度是一 个敏感参数，在 400500 c之间发生细粒化的效果 最明显。3机理认识经过30年的研究，对蒸汽爆炸的机理有了深 刻的认识，普遍将蒸汽爆炸过程分为 4个阶段11-12, 分别是预混合、触发、传播、爆炸。预混合当熔融物落入水中之后会破碎成毫米级到厘 米级大小的颗粒，释放热量，产生蒸汽，生成熔融 物-水-蒸汽的混合物，因为这个过程在蒸汽爆炸之 前，所以在

11、蒸汽爆炸术语中称为预混合 （premixing）。图7为实验中拍摄到的预混合景象， 在预混合阶段，熔融物的释热受到包裹蒸汽的低导 热率限制，熔融物颗粒外部为固体表层，内部为高 温液体。预混合物类似于油-空气的混合物，当油气 混合物温度升高时就会引起爆炸。同样，当预混合 物中局部区域的熔融物出现细粒化，细粒化反应会 迅速大范围传播，此时熔融物与水的接触面积骤 增，水的汽化加剧，产生爆炸。细粒化现象类似传 统爆炸中的剧烈化学反应。预混合物是不同物质，不同相态的组合，对蒸 汽爆炸的热力学过程有重要影响。经过实验验证， 任何偏离最佳比例的预混合物对蒸汽爆炸的触发 都有阻碍作用，即使触发，也会对爆炸起到

12、缓解作 用。在预混合过程中，对一个封闭系统，温度、压 力的变化取决于熔融物的坠落速率。蒸汽爆炸未发 生时，熔融物聚集在底部形成粒子床，在衰变热的 作用下可能会形成液态金属池。三哩岛事故中，20吨熔融物聚集在下封头形成粒子床，压力升高 2MPa,但未发生蒸汽爆炸。KROTOS实验发现，不同组分的金属材料形成 的预混合区大小有所不同，氧化铝的预混合区占据 了整个反应水池截面，真实熔融物的预混合区更集 中围绕熔融物下落中心线，而且氧化铝颗粒的平均 直径为10mm ,熔融物颗粒的平均直径为 2mm。通 过KROTOS与FARO的对比，说明预混合过程中 熔融物颗粒的大小与金属材料、组分及液态金属释 放速

13、率相关。图7金属熔融物与水反应的预混合过程触发预混合区的稳定性取决于包裹熔融物颗粒的 蒸汽膜的稳定性。当局部的蒸汽膜脱落，液态金属 与水直接接触，可能会引发局部的熔融物细粒化， 细粒化加剧并在几毫秒的时间内传播到整个混合 物区，系统会急剧升压，局部压力可达几十MPa。把引起细粒化的初始事件成为触发，触发可能来自 内部（熔融物触底），也可能来自外部（震荡）。实 际上，在实验中观察到的蒸汽爆炸，触发几乎全部 是来源于熔融物触底。对这一现象的解释不是很充 分，但可以肯定的是沸腾机理发生改变（膜态沸腾 转变为核态沸腾）会造成局部的压力脉动，能够触 发蒸汽爆炸。实验中发现在不锈钢底部安装热塑料 衬垫能够

14、明显抑制蒸汽爆炸，从而说明沸腾机理改 变是蒸汽爆炸的触发事件。轻微改变金属熔融物组分，例如从共晶变为非 共晶，或者在预混合区内添加惰性气体都能阻止蒸 汽爆炸的发生。在 FARO与KROTOS使用非共晶 材料，实验中并没有发现明显的蒸汽爆炸，但在 TROI实验中使用共晶的70% UO2与30%ZrO2混合 物，更容易产生蒸汽爆炸。三哩岛事故中未发生蒸 汽爆炸的原因推测为不具备触发条件，熔融物在下 封头内与水接触时，压力大于 100巴，过大的蒸汽 体积份额，不凝性气体氢气的产生以及非共晶的熔 融物都因素起到了抑制出发的作用。传播蒸汽膜塌缩会造成熔融物细粒化及液态金属 与水的直接接触传热这一现象已得

15、到公认，这个过 程称为热裂，首先影响到几个熔融物颗粒，然后波 及临近的颗粒，层层向外传播。如果混合物金属颗 粒的密度足够大，空泡份额比较低，传播的速度会 迅速增加，甚至达到超音速。熔融物的能量释放维持一个冲击波，波前沿以准稳态穿过整个混合物区 域。普遍认为，单独依靠热裂作用是不能产生冲击 波的，而是波在前进过程中，热力裂变被动力裂变 所替代或补充，而动力裂变是由液态金属颗粒与冷 却水的运动速度不同引起的。对于反应堆压力容器 的尺度，传播过程几毫秒就可完成。熔融物的性质在几个方面影响到传播过程。熔 融物颗粒外部的固体包层能够阻止冲击波引起的 细粒化，显著减小参与爆炸的液态金属量。近期的 研究表明

16、，氧化铝与真实熔融物的辐射性质不同 （氧化铝半透明，熔融物不透明），对液体金属的表面固化有影响13-14。通过分析爆炸与未爆炸实验 的颗粒，发现氧化铝的化学性质能够强化爆炸过程 中的能量释放。在 TROI实验中，共晶与非共晶熔 融物组分在蒸汽爆炸时表现出了不同的力能学，共 晶的70%UO2与30%2。2的爆炸效率大于 78%UO2 与22%ZrO 2的爆炸效率，起原因归结于后者的浆状 区域的粘性更大，对细粒化是一种阻碍15。爆炸目前为止，所有计算蒸汽爆炸的程序均不能对 上述物理化学现象直接建模，一般基于两种概念， 一是微彳用（micro-interaction ）,二是非平衡传热。 程序中关于

17、细粒化、能量释放、传热系数、触发事 件、能量分配等参数都需要作为输入，这些参数直 接决定给定预混合物的爆炸能量。图8为 SERENA-1成员应用不同程序计算出的堆外蒸汽爆 炸对墙壁的冲击16,计算结果具有很大的发散性， 从中等破坏水平变化到严重破坏水平，而且依赖于 堆腔的结构设计。目前的蒸汽爆炸模型非常丰富， 当务之急就是确定一组较为合理的参数，较为保守 且合理的评估蒸汽爆炸的危害。蒸汽爆炸与熔融物 组分密切相关，在大尺度 FARO实验中，熔融物含 有4%Zr,几乎难以触发蒸汽爆炸。在小尺度ZREX实验中，熔融物含有超 60%Zr,蒸汽爆炸的能量转 化系数与KROTOS的氧化铝相当，因此熔融物

18、组 分对蒸汽爆炸的影响还需继续研究。压力容器下封 头的失效位置目前没有定论，目前的蒸汽爆炸程序 多为2D,无法计算下封头侧面失效，熔融物在堆 腔引起的蒸汽爆炸18。In wvsvl. MdAitviuii4 ijqiipulH* 吼 ibdloma.堆内蒸汽爆炸模拟结果Gfld。纪 ng认为AP1000发生堆内蒸汽爆炸的可能性非常小， 原因是堆芯活性区有非常大的热阱(错端塞、燃料 组件管座、堆芯下支撑板)，堆芯活性区下部很难 快速熔化，相反，活性区周围的吊篮、屏蔽相对薄 弱，熔融物从四周向下聚集的可能性较大，因此不 具备蒸汽爆炸的条件。虽然安全壳c-mode失效已被排出，堆内蒸汽 爆炸造成下封

19、头早期失效也被认为可能性较低，但 堆外蒸汽爆炸仍被认定为会严重破坏堆腔及相应 安全设备。同时蒸汽爆炸会造成熔融物颗粒飞溅， 对熔融物滞留与冷却造成挑战。参考文献：150.DIOC DI K fl* 2DO.O见口口 CO 5-0 1ID.O 15,D2J&.D25.0 3G.DIrmib.堆外蒸汽爆炸模拟结果图8不同程序计算的蒸汽爆炸作用力4总结通过对蒸汽爆炸的实验研究，对蒸汽爆炸的机 理有了一定的认识，但无法量化或模型化其中的物 理过程。目前，已经形成了多款能够计算蒸汽爆炸 的程序(IKEMIX , JASMINE , MC3D , VESUVIUS , ESPROSE),程序采用了不同的物

20、理模型与数值方 法，并通过实验进行了验证，但根据现有知识很难 对其应用于全尺寸反应堆模拟的准确度做出评价。 不同的机构应用不同的程序进行了蒸汽爆炸的安 全评估，计算结果具有很大的发散性，缺少说服力。具有IVR-ERVC系统第三代反应堆， 必须考虑 到RPV内蒸汽爆炸可能造成的下封头早期失效。造成下封头失效的冲击能量为11.5GJ,大约3-5t熔融物储存的能量。T.G.Theofanous, W.W.Yuen等 人从4个技术方面对RPV内蒸汽爆炸进行研究18, 分别是堆内构件失效条件，熔融物迁移过程，预混 合物的量化，蒸汽爆炸能量量化，并考虑了再淹没 过程中的FCI,其结论是类似 AP600的反

21、应堆，RPV 内蒸汽爆炸造成下封头失效是不可信的。西屋公司. R.Krieg, B.Dolensky. Load carrying capacity of a reactor vessel head under a corium slug impact from a postulated in-vessel steam explosionJ. Nuclear Engineering and Design, 2000,202:P179-196. R. Krieg, B. Dolensky. Load carrying capacity of a reactor vessel head under

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