日本原子能机构利用JUPITER三维模拟再现反应堆内熔融材料流动

日本原子能研究开发机构 (JAEA) 近日宣布，其研究团队利用三维数值模拟程序“JUPITER”，再现了核反应堆堆芯在严重事故条件下可能发生的熔融金属材料流动过程。相关成果已于2026年4月28日在线发表于国际学术期刊《核科学与技术杂志》。

JUPITER是JAEA自2018年起开发的多相、多组分详细热工水力分析程序，主要用于分析严重事故中复杂的流体运动。该程序能够较精细地处理反应堆内部结构、热量传递以及不同材料之间的相互作用，从而在虚拟环境中模拟熔融核燃料、结构材料和周围气体的流动行为。

模拟目标区域和反应堆内部熔融材料的传递行为

在核电站严重事故中，燃料棒、控制棒及其周边金属部件可能在高温下熔化，并沿反应堆内部结构向下迁移，最终在反应堆压力容器下部积聚。熔融物质的流动路径、堵塞位置和积聚状态，会影响碎片形成以及反应堆压力容器完整性判断。由于真实熔化实验涉及高温熔融材料和复杂几何结构，实验过程中往往难以完整观察熔融物迁移全过程。

本次研究以美国桑迪亚国家实验室 (Sandia National Laboratories) 1995年开展的XR2-1实验为对象。该实验模拟沸水堆 (BWR) 下部堆芯燃料组件内熔融材料的迁移行为，观测熔融金属从上方滴落后如何穿过堆芯内部结构，并在不同位置流动和积聚。

图 1. XR2-1 实验模拟系统（左）及其反应堆内的目标区域。

研究团队按照XR2-1实验条件开展JUPITER数值模拟，注入熔融控制棒材料不锈钢/碳化硼以及锆合金包壳材料，并纳入共晶反应影响。共晶反应会使不同金属接触后的熔点降低，是严重事故中影响熔融材料流动的重要现象之一。

图 2 显示了燃料组件内部熔融材料的分布。该图显示了组件内部的迁移路径 A-C（左图）、从侧面观察到的熔融材料分布（中图）以及水平横截面 ①-⑥ 中熔融材料的分布（右图）。

模拟结果显示，JUPITER再现了实验中观察到的三条主要迁移路径：熔融材料穿过无控制棒通道盒并流向堆芯支撑板;从燃料棒区域经燃料支撑接头内部和冷却剂入口流向外部;以及穿过有控制棒通道盒并流向控制棒限速器。研究团队还通过三维可视化方式展示了熔融物从上到下迁移的连续过程。

图 3 显示了燃料组件内部熔融材料体积（左）和每个区域中熔融材料体积（右）的区域划分，以便进行定量比较。

为进一步评估模拟结果，研究团队将燃料组件划分为多个区域，并比较各区域中剩余熔融材料体积与实验结果。结果显示，在堆芯支撑板上方区域，模拟与实验吻合较好;在堆芯支撑板下方部分区域，模拟体积小于实验值，研究团队认为这可能与为缩短计算时间而简化部分区域尺度有关。总体来看，模拟结果能够反映实验所呈现的主要趋势。

JAEA表示，JUPITER可用于补充大规模熔化实验中难以直接观测的现象，有助于提高严重事故进程评估和相关分析软件可靠性。由于该程序尽量避免对反应堆内部结构作过度简化，未来也有望应用于沸水堆、压水堆 (PWR) 和快堆等不同堆型的热流体现象分析，为下一代创新型反应堆安全设计提供支撑。