综述：轻水反应堆严重事故中的碎片床形成：实验、模拟及建模挑战的综述

《Annals of Nuclear Energy》：Debris bed formation in LWR severe accidents: a review of experiments, simulations, and modeling challenges

本文系统综述了轻水堆堆芯熔毁后堆体形成与冷却能力的核心问题，通过整合实验观测（如DEFOR-A、DAVINCI-SP等）、数值模拟（CFD-DEM与系统级代码MEWA/MELCOR对比）及理论模型，揭示了实验数据不一致性、多相流阻力模型缺失等关键不确定性来源，并对比了LWR与SFR的堆体形成差异。提出基于多尺度建模和不确定性分类的改进路线图，为安全评估提供理论支撑。

　　

阿伊马德·布卢杜宁（Aimad Bouloudenine）|梁星（Liangxing Li）|桂家斌（Jiabin Gui）|郭一文（Yiwen Guo）|贾静文（Jingwen Jia）|韩俊鹏（Junpeng Han）|法伊扎·比比（Faiza Bibi）

西安交通大学，电力工程多相流国家重点实验室，中国西安市西安西路28号，710049

摘要

评估轻水反应堆严重事故的发展情况取决于对碎片床冷却能力的理解，然而这一理解仍受到实际观察现象与预测模型中使用的理想化表示之间的差距的限制。碎片床形成的不确定性在严重事故管理指南中引入了一个关键脆弱性，其中碎片物理特性、碎片形态以及不同床层的多相流阻力方面的不确定性限制了当前的安全评估。本文通过实验研究、数值模拟和理论模型回顾了碎片床的形成和流动阻力特性，并强调了轻水反应堆（LWRs）的冷却能力分析与其他类型核反应堆（如钠冷快中子反应堆SFRs）之间的区别。在实验研究中，使用了一系列模拟材料来考察了燃料-冷却剂相互作用产生的碎片床的特性和形成机制。在广泛的条件下进行了熔融喷射破碎实验，包括喷射直径、熔融温度、冷却剂温度和穿透速度的变化。本文还介绍了使用CFD-DEM方法和预测代码（如MEWA、MELCOR、ASTEC等）进行的数值模拟及其相应的预测模型。在相同条件下进行的不同实验得出了不一致的结果。这种差异部分可以归因于对界面阻力的理解不足，这是总压降的一个重要且模型敏感的组成部分，尤其是在大颗粒碎片床中。因此，预测模拟代码缺乏这一关键参数的可靠本构模型，从而在安全评估中引入了显著的不确定性。通过这篇综述，我们旨在提供对碎片床冷却能力分析的有益理解，并为减少严重事故管理策略中的不确定性提供一条路径。

引言

轻水反应堆（LWRs）的安全性取决于对堆芯熔毁情景的稳健管理（Shen等人，2018年；Sehgal，2006年）。尽管采用了纵深防御设计，但严重事故的风险仍然存在，因此需要可靠的缓解策略，如容器内保留（IVR）和容器外保留（EVR）（Ma等人，2016年；Fischer和Keim，2020年）。这些策略的成功在很大程度上取决于熔融堆芯材料（堆芯熔融物）移动并与冷却剂相互作用时形成的碎片床的冷却能力（Magallon，2006年）。这种冷却能力不是静态属性，而是碎片床的形态、内部结构和渗透性的动态结果，这些都是在燃料-冷却剂相互作用（FCI）过程中形成的（Jo等人，2024年）。

然而，当前的安全分析中仍存在严重差距；碎片床形成的预测能力受到FCI过程中持续不确定性的限制（Ajah等人，2025年）。可冷却多孔介质的形成取决于热流体破碎、颗粒聚集和喷射流体力学的微妙相互作用（Jiang等人，2025年）。基础实验项目，如FARO、KROTOs和CCM，为这些现象提供了初步的数据库（Ma和Dinh，2010年；Huhtiniemi和Magallon，2001年；Magallon和Hohmann，1995年）。然而，这些测试通常受到熔融物排放时间短、熔融物质量小以及缺乏衰变热的限制，迫使安全代码依赖于可能无法捕捉到典型事故条件的简化几何形状（Kataoka，2013年）。

最近的实验进展开始揭示这一差异的深度。现代设施利用了先进的诊断技术，如X射线成像，揭示了复杂的破碎路径（Lu等人，2016年）。这些实验一致表明，典型的碎片床并不是Lipinski等经典冷却能力模型所假设的均匀球形堆积。相反，它们表现出非均匀的堆状地形、多模态颗粒尺寸分布以及显著的聚集或“结块形成”，这极大地影响了干燥热通量（Reinke等人，2006年）。

尽管有这些经验性见解，但在计算建模中仍然存在脱节（Amidu等人，2022年）。系统级代码，如MELCOR和ASTEC，作为严重事故管理指南（SAMGs）的主要工具，难以表示实验中观察到的空间异质性和非理想的颗粒形态（Chen等人，2019年；Pohlner，2014年）。虽然高保真机制技术，如CFD-DEM，正在出现，但它们在扩展到反应堆相关条件方面面临挑战（Ding，2024年）。这种差距在SAMGs中引入了显著的不确定性，特别是在高压情景下非可冷却结块形成的阈值方面（Leskovar和Ur?i?，2009年）。

这篇综述综合了关于碎片床形成和冷却能力的不断发展的知识基础，特别关注整合近期实验和计算进展的见解（Li等人，2025年）。通过系统地阐明控制碎片床特性的参数依赖性并评估最先进模拟工具的局限性，我们确定了关键的知识空白。最终，这项工作旨在为更可靠的、基于物理的冷却能力标准提供基础（Nakayoshi，2020年；Jo等人，2024年）。图1展示了一个分层的三阶段工作流程，连接了碎片床形成过程、床层特性的实验/物理表征以及系统级安全评估。第2.6节末尾的表7提供了全球实验工作的全面总结，包括设施和关键研究领域；该总结是为本研究编制的，并不声称包含所有研究项目。

这篇综述的结构如下：第2节通过提供不同原型和模拟实验方法的比较综合，建立了经验基础。第3节深入探讨了物理机制，详细说明了参数依赖性在创建异质碎片结构中的作用。第4节讨论了计算建模；第5节和第6节分别对当前的计算景观进行了关键评估，评估了系统级和机制代码与实验现实的吻合度。第7节和第8节讨论了从非LWR研究中得出的见解和局限性，并提出了减少碎片床形成不确定性的未来路径，从而提高反应堆安全性。

这篇综述的独特贡献：

虽然之前的综述已经讨论了碎片床冷却能力的某些方面（Li等人，2025年；Sun，2022年），但这项工作提供了几个独特的进展：

1.

整合现代实验诊断技术：通过系统地结合来自实验设施（DEFOR-A、JAEA聚集研究、DAVINCI-SP沉积实验）的发现，这些设施采用了早期程序无法使用的先进表征技术（3D激光扫描、断层扫描）。这揭示了经典实验解释与高分辨率现代数据之间的关键差异。

2.

明确的不确定性分类：与描述性实验结果总结不同，我们提供了按物理来源、尺度效应、边界条件敏感性、材料属性变化和模型形式不确定性组织的结构化不确定性分类（Iwasawa和Abe，2018年）。这种分类使研究优先级得以确定。

3.

跨尺度建模差距分析：通过明确桥接高保真CFD-DEM模拟（第4.2节）与系统级代码要求（第4.1节）之间的脱节，识别了机械见解尚未成功转化为实际闭合关系的具体本构关系（特别是界面阻力模型）。

4.

反应堆类型比较视角：通过将LWR碎片床现象与钠冷快中子反应堆（SFR）研究（第6节）进行对比，我们强调了常常被单一反应堆类型综述忽视的依赖冷却剂的机制（沸腾驱动的碎片重新分布与分层沉降）（Huang和Cheng，2025年7月；Xu和Cheng，2022年）。

5.

可行的研究路线图：第7节为实验人员、建模者和代码开发者提供了按利益相关者优先级组织的建议。

这些贡献共同解决了“我们知道什么”与“如何学习它”之间的差距。

节选内容

实验工作的期刊总结

碎片床的形成是由于堆芯熔融物在冷却剂中的破碎和沉降。因此，冷却能力的重要性的第一个问题是碎片床的外观。然而，目前还没有直接的答案。迄今为止进行的实验主要集中在熔融物破碎和蒸汽爆炸上（Magallon和Hohmann，1995年；Min等人，2022年）。

使用不含衰变热的真实堆芯材料的著名测试包括CCM、KROTOS、FARO、TROI和COTELS项目。

参数效应对碎片床形成的影响

轻水反应堆（LWRs）在严重事故中形成的碎片床的特性容易受到控制堆芯熔融物-冷却剂相互作用的各种物理参数的影响。理解这些参数依赖性对于减少预测碎片形态、冷却能力以及最终缓解策略（如容器内保留）的成功至关重要（Ma等人，2016年）。

计算建模

数值模拟在填补轻水反应堆（LWRs）碎片床形成和冷却能力评估的有限实验数据与全尺寸反应堆条件之间的差距方面起着关键作用。它涵盖了从整体系统级代码到旨在解决特定物理现象的高保真机制代码的各种工具。每一类工具都有其独特的能力和局限性。本节对这些方法进行了批判性审查，并对其与实验数据的验证进行了评估。

模型和相关性

人们认为，冷却能力不仅受到颗粒与冷却剂之间热传递的限制，还受到通过碎片床的两相流摩擦的流体动力学限制。因此，对于大多数干燥模型（例如，最常引用和应用于DHF估计的Lipinski模型），建模的核心是提供动量方程的摩擦定律的表述（Lipinski，1981年）。多孔介质中两相流动的1D动量方程

与非LWR系统的对比

虽然这篇综述主要关注轻水反应堆（LWRs）中的碎片床形成，但研究其他反应堆系统的对比行为为理解LWR情景的独特性提供了宝贵的背景，并强调了在不同反应堆技术之间转移知识时的重要局限性。钠冷快中子反应堆（SFRs）是关于碎片床形成研究最多的非LWR系统，提供了见解和警示教训（Ye等人，

讨论

本文对实验数据、模拟方法和参数效应的全面回顾揭示了轻水反应堆在严重事故中碎片床形成的关键见解，同时强调了挑战准确预测和安全评估的持续不确定性。

总结

这篇综述考察了轻水反应堆在严重事故中碎片床形成的当前知识状态，特别强调了识别和减少影响冷却能力预测和安全评估的不确定性。实验数据、模拟方法和参数依赖性的综合揭示了我们在理解这一关键现象方面的显著进展和持续挑战。

主要实验的证据

利益冲突声明

作者声明他们没有已知的竞争性财务利益或个人关系可能会影响本文报告的工作。

致谢

作者感谢高压高温下两相流与传热部门的所有工作人员提供的建设性讨论和建议。

支持本研究发现的数据可向相应作者提出合理请求获得。

关于手稿准备过程中使用生成式AI和AI辅助技术的声明

在准备这项工作时，作者使用了ChatGPT-4o来改进语言和可读性。使用该工具/服务后，作者根据需要审查和编辑了内容。