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【摘 要】PAREO和MELCOR程序均可用于事故后安全壳压力温度响应的分析。本文基于相同的失水事故质能释放，分别采用PAREO和MELOCR程序分析了安全壳的响应，并通过两个程序在关键物理模型上的对比研究分析了程序计算结果的合理性和保守性，为工程设计分析工具的选择提供了参考。
【关键词】PAREO;MELCOR;安全壳;压力和温度
中图分类号： TL941;TM623 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2019）06-0217-004
DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.06.085
【Abstract】The codes of PAREO and MELOCR are always used for analysis of containment pressure and temperature after accidents. In this study， the containment response was analyzed by the codes of PAREO and MELCOR based on the same mass and energy release for postulated loss of coolant accident （LOCA）， and the comparison of key physical models of these two codes were studied for analyzing the rationality and penalizing of the results. And the results of this paper could provide reference of tool choosing for engineering design.
【Key words】PAREO; MELCOR; Containment; Pressure and temperture
0 引言
安全壳屏障是防止或减少放射性物质向环境释放的最后一道屏障，在设计基准事故后的一个相当长时间内，安全壳结构必须保持其功能的完整性。对于干式安全壳，安全壳结构及系统设计应满足设计基准事故后安全壳受到的最高压力不超过安全壳设计压力[1]。
目前对于设计基准事故下安全壳的压力温度分析广泛采用了专门的安全壳压力温度分析程序，如CONTEMPT-LT、PAREO等。这类程序采用集总参数方法，该方法基于多年的核工业经验确定的动量方程简化所导致的偏差、通过大量试验确定的集总参数局限性，采用了保守的分析模型，以确定保守的安全壳压力峰值。除了这些专门用于设计基准事故安全壳响应分析的程序外，用于严重事故分析的程序，如MELCOR、MAAP、CONTAIN等也开始尝试应用于设计基准事故下的分析。
本文分別采用PAREO和MELCOR程序对失水事故后的安全壳压力温度响应进行了分析，通过两个程序关键物理模型的对比研究，阐明了程序计算结果的合理性和保守性，为工程设计选择合适的分析工具提供了参考。
1 程序简介
1.1 PAREO程序
PAREO程序是由法国EDF公司开发的用于安全壳压力分析的程序。该程序可用于确定在一回路或二回路管道破裂事故下压水堆安全壳压力和温度的变化。
PAREO程序热力学系统包括：气区、液区、吸热结构等，其可模拟的物理现象主要包括：破口处水和水蒸汽向气区或液区的传递、喷淋液滴和气区之间的对流热交换、喷淋水和冷凝水与液区混合、气区和壁面之间的对流传热、气区和冷凝液膜之间对流传热和冷凝传热、壁面和外界（大气或地面）之间的对流传热、液区和壁面之间的对流传热、再循环阶段热交换器的换热等。
1.2 MELCOR程序
MELCOR程序是一个完整的系统性严重事故分析程序，由美国桑迪亚国家实验室（SNL）开发。该程序能模拟轻水堆严重事故过程中的主要现象，如反应堆冷却剂系统、堆坑、安全壳和设备隔间的热工水力响应;堆芯裸露、燃料升温、包壳氧化、燃料损坏及堆芯材料熔化和流动;下封头热响应和失效等严重事故现象。
MELCOR程序是模块化分析程序，由不同的模型或程序包组成，各模型分别处理不同的事故现象或负责不同的程序控制功能。用于设计基准事故下安全壳压力温度响应分析可能涉及到的主要模块包括：控制体水力动力学（CVH）、流道（FL）、热构件（HS）、安全壳喷淋（SPR）、材料物性（MP）、不可凝气体（NCG）、控制函数（CF）、表函数（TF）、外部数据文件（EDF）等[2]。
2 安全壳压力温度响应分析
2.1 安全壳输入参数
2.2 主要假设
2.2.1 传热系数
2.2.2 考虑安全壳的泄漏率为零;
2.2.3 不考虑安全壳热量导出系统的投入。
2.3 主要计算结果
根据前两节所述的计算条件，分别采用两个程序对安全壳压力温度响应进行了分析，图1、图2和图3分别给出了两个程序计算的随时间变化的安全壳压力、安全壳露点温度和地坑水温度计算结果。
从安全壳压力、温度和地坑水温度计算结果可以看出，PAREO程序对于压力和露点温度的估计更为保守，但对于地坑水温度的估计PAREO程序结果明显偏低。
3 程序模型对比分析
为进一步研究两个程序对于安全壳压力温度响应计算结果的合理性，对程序主要物理模型进行对比分析研究。
3.1 状态方程及相关假设
PAREO程序安全壳为单控制体，该体积内分气区和液区。气区由空气、水蒸汽和氢气（如果有）混合组成，液区为液相水。在每一区内（气区或液区），压力和温度是均匀的。两个区处于力学平衡，但热不平衡。空气-水蒸汽混合物组成一个理想混合气体。
MELCOR程序的安全壳采用CVH模拟，该模型将水力控制体划分为水池和大气两部分，水池中可能为单相水，也可能为含有汽泡的两相水，大气中可能含水蒸汽、不可凝气体及雾滴（fog）。通常考虑安全壳内水池和大气间处于非平衡态（仅指热不平衡）。
从图4所示安全壳大气温度可以看出，事故早期在水蒸汽大量进入气区后空气被绝热压缩，安全壳内大气出现过热，但PAREO计算的大气温度较MELCOR更高，其空气分压也更高。这可能是两个程序采用了不同的热物性公式所致。从图2、图5两个程序对露点温度、水蒸汽质量的结果对比来看，事故后200秒内水蒸汽质量并未受到安全壳大气温度明显差异的影响。从能量平衡角度来分析，这主要是因为水蒸汽的比热容是空气的2倍左右，且水蒸汽形成需吸纳足够的潜热，空气吸收的能量远低于水蒸汽能量，同时，热构件的吸热量只占总能量较小份额，因此事故早期两个程序的蒸汽质量等结果几乎相同。此后，热构件的吸热量占总能量份额增大，由于PAREO程序对热构件吸热作用估计得更保守，水蒸汽质量更高，其蒸汽分压和总压也更保守。
3.2 破口处流体释放
PAREO程序破口处喷放出的流体在安全壳气区和液区之间有不同的走向：欠热水直接流到液区;过热蒸汽直接流到气区;破口处沸腾的乳状液分离成饱和水蒸汽和饱和水。该程序中对于两相分离存在多种模型：体积闪蒸模型（VFM）、压力闪蒸模型（PFM）、温度闪蒸模型（TFM）等。通常，温度闪蒸模型计算出的压力和温度偏保守。
MELCOR程序可定义破口质能释放流向大气还是水池中。在本文计算中，破口质能释放流入大气中。对于汽水分离模型，采用的是温度闪蒸模型。
在本文PAREO与MELCOR的对比分析中，均采用了相对保守的温度闪蒸模型。从早期水蒸汽量对比来看，这两个程序的预计应是相当的。在后期水蒸汽量的差异要受到壁面冷凝能力等的影响。
3.3 壁面冷凝换热
在PAREO程序中，对于空气-水混合物与壁面的传热，采用TAGAMI或UCHIDA关系式计算。对于一回路大破口，在噴放阶段，安全壳大气的剧烈运动能形成一个很好的热交换条件，壁面冷凝换热系数Hs （t）采用TAGAMI关系式：
MELCOR程序中对蒸汽冷凝主要考虑膜状凝结，其采用了传热传质理论建立了膜状凝结的模型，该模型可考虑不可凝气体质量扩散的影响，还能考虑液膜厚度在瞬态过程中的变化。
MELCOR中考虑不同结构形式（矩形结构、水平圆柱、半球或球）热构件上形成的液膜层流与紊流判别准则等的差异，如垂直向下矩形结构根据液膜的Rayleigh数判断液膜是处于层流区还是紊流区或过渡区，垂直向上矩形结构、水平圆柱和球型结构根据液膜的Reynolds数来判断流动状态。
图6给出了两个程序计算的壁面冷凝换热系数。从换热系数可以明显看出，在整个事故过程中MELCOR模型明显比Uchida关系式的结果更高，PAREO的模型是保守的。在事故后期，虽然冷凝换热系数在增大，但壁面与安全壳内大气的温差在逐渐缩小，换热量维持在一个较低水平。
MELCOR模型中更多的蒸汽被冷凝成液体而流向液区，因此其地坑水温度明显较PAREO程序更高，见图3。
通过以上模型比较可以发现，MELCOR由于采用了较现实的壁面冷凝换热模型，其对于安全壳压力和露点温度的估计较PAREO偏低，而地坑水温度则偏高。
4 结论
通过本文分别采用PAREO和MELCOR程序对安全壳压力温度响应的分析，研究了两个程序在分析安全壳响应时主要模型的差异，可以发现由于MELCOR采用了更现实的壁面冷凝换热模型，其对于安全壳压力和露点温度的估计较PAREO偏低，而地坑水温度则偏高。
在工程设计中，可根据分析的需要选取合适的分析工具。
【参考文献】
[1]核工业标准化研究所，轻水堆安全壳压力和温度瞬态分析，EJ/T 1013-1996，1996.
[2]MELCOR computer code manuals，Vol.2，Reference manuals， Version 1.8.5，May 2000.