01  研究背景壓水反應堆是美國貝蒂斯原子能實驗室開發成功的一種輕水核反應堆，壓水反應堆利用普通水作為冷卻劑和中子慢化劑。全球

01 研究背景

壓水反應堆是美國貝蒂斯原子能實驗室開發成功的一種輕水核反應堆，壓水反應堆利用普通水作為冷卻劑和中子慢化劑。全球大多數核電站都是壓水堆核電站。在壓水堆中，水作為主冷卻劑在高壓下被泵入反應堆堆芯，并在其中被原子裂變釋放的能量加熱。加熱的高壓水流向蒸汽發生器，將熱能轉移到產生蒸汽的二次系統的低壓水中。然后蒸汽驅動渦輪機，渦輪機旋轉發電機。與沸水反應堆相比，主冷卻劑回路中的壓力可防止水在反應堆內沸騰。

壓水堆工作原理壓水反應堆冷卻系統由兩個循環回路組成。一回路連接著堆芯和二回路中的蒸汽發生器，回路內壓力保持在150個大氣壓左右，在此壓力下可將一回路水加熱至約343℃而不沸騰。一回路水在二回路蒸汽發生器的傳熱管中將壓力約為70個大氣壓左右的二回路水加熱至沸騰（溫度約260℃），形成的水蒸氣在過濾掉混雜的液態水后通過二回路送至汽輪機，推動渦輪發動機運轉。在傳熱管中釋放熱能的一回路水以290℃左右的溫度回流至堆芯，完成一回路循環。從汽輪機流出的二回路水經冷凝器凝結為液態水后，回流至蒸汽發生器，完成二回路循環。和沸水反應堆相比，壓水堆堆芯體積更小，堆芯的功率密度較大（大型壓水堆的堆芯功率密度可達100千瓦/升），壓水堆的發電效率約為33%；但由于堆芯中的工作壓力和溫度都較沸水堆高，因此對反應堆材料性能的要求也較沸水堆更高。在核事故中，反應堆喪失冷卻能力，無法及時散熱，金屬鋯燃料棒包層在高溫下會與蒸汽發生鋯水反應，產生大量熱量的同時還會向安全殼內釋放氫氣。釋放的氫氣和空氣、氧氣、蒸汽混合，可能會創造出局部易燃環境。如果氫氣發生燃燒甚至爆炸，會對安全殼造成強烈的破壞，進而引起嚴重的反應堆泄漏事故。因此氫氣在安全殼內的分布是嚴重事故分析的一個重要內容。為了預防此類事件的發生，通常在反應堆內部設置除氫裝置，吸收氫氣，防止產生更加嚴重的事故。例如，法國的壓水堆安裝了被動式自催化復合器（Passive Autocatalytic Recombiner，PAR）以吸收并置換因鋯水反應產生的氫氣，防止在局部氫氣濃度過高，單個PAR裝置每分鐘可以吸收25立方米的氫氣。反應堆內流場復雜，同時由于氫氣、空氣、蒸汽的密度差和混合過程，在浮力驅動流的作用下湍流進一步加劇，必須進行局部分析以評估爆燃/爆炸風險。因此法國電力集團使用他們所研發的開源通用流體力學求解器code_saturne對嚴重事故中壓水堆內氫氣行為進行了CFD數值模擬，以評估目前所安裝的PAR是否可以滿足安全要求。

02 模型建立

以下案例為法國電力集團使用code_saturne結合開源前后處理平臺SALOME以某壓水堆為模型，模擬嚴重事故場景下的氫氣行為。在事故中反應堆喪失冷卻能力，燃料棒包層與高溫蒸汽發生鋯水反應生成氫氣。對反應堆進行了全尺寸三維建模，反應堆內安裝有24個PAR除氫設備，如下圖所示：

網格包含了整個反應堆和內部設施，其中PAR設備使用體積源項表示，網格數量達到了50萬。氫氣在反應堆中心處產生，蒸汽在穩壓器設備處產生，計算中使用k-ε模型。

03 仿真結果

從仿真結果可以觀察到，隨著時間的推進：

1. Time=719.989s：大量氫氣在浮力驅動下富集在反應堆上層；
2. Time=779.92s：穩壓器釋放大量氣體，使得圓頂上形成了一個氫氣占比大于安全值（10%）的氣團；
3. Time=1139.86s：在穩壓器釋放的蒸汽的稀釋作用、反應堆內流場的對流作用和PAR對氫氣的吸收的共同作用下，氫氣氣團快速消失，濃度降低；
4. Time=1379.84s-4019.93s：停止注入氫氣，氫氣在混合氣體中緩慢稀釋并產生了一定的分層現象；

04 研究結論

計算表明：通過在反應堆中安裝PAR設備可以有效降低壓水堆嚴重事故中氫氣燃燒爆炸的風險；氫氣可燃時段保持在一小時內，一小時后在PAR設備的作用下氫氣已經基本沒有了燃燒爆炸風險；爆燃/爆炸現象可能會在事故發生的短時間內在狹小空間內發生，需要根據仿真結果進行設計優化。

使用code_saturne可以對嚴重事故中壓水堆內氫氣行為進行預測，且處于世界領先水平，同時，code_saturne也可以解決類似的混合組分氣體模擬相關問題。