压水堆核电厂严重事故分析方法技术

压水堆核电厂严重事故分析方法，1、进行严重事故早期堆芯行为特性及燃料组件应力‑应变特性计算；2、进行堆芯熔化计算；3、进行堆芯碎片床特性计算；4、进行压力容器下封头内熔融物构型分析计算，首先利用龙格库塔法计算熔融物与周围物质的传热量，接着计算熔融物在冷却对流过程中释放到堆芯的蒸汽流量，然后计算熔融物颗粒与周围环境间的质量和能量交换，最后根据硬壳内部温度计算来自碎片硬壳的热流量；通过对大型压水堆严重事故机理及事故序列的分析，提出适合于我国压水堆的严重事故管理策略和缓解措施，为我国核电站严重事故安全策略的制定提供技术支持。

Analysis method of serious accident in PWR nuclear power plant

The analysis method of severe accident of PWR nuclear power plant, 1, calculate the force strain serious accident early core behavior characteristics and fuel assembly; 2, core melt calculation; 3, core debris bed characteristics calculation; 4, type analysis in the head of the melt pressure vessel under the heat pass first calculate the melt and the surrounding material by using Runge Kutta method, then calculate the melt flow of steam released into the reactor core in the convection cooling process, and then calculate the melting particles and the surrounding environment between mass and energy exchange, the calculation of heat flow from the shell fragments according to the temperature of the internal hard shell; through the analysis of serious accident mechanism of large pressurized water reactor and the accident sequence, for the severe accident management strategy in China of PWR and mitigation measures for China's nuclear power plant serious accident safety strategy It provides technical support.

【技术实现步骤摘要】
压水堆核电厂严重事故分析方法
本专利技术属于反应堆严重事故现象计算领域，具体涉及压水堆核电厂严重事故分析方法。
技术介绍
核电厂严重事故可能带来大量的放射性物质泄漏，从而造成极大的经济损失和恶劣的社会后果，人类和平利用核能的道路上曾发生过三次比较严重的核电站事故：即美国的三哩岛事故(1979年)、前苏联的切尔诺贝利事故(1986年)和日本福岛核电站事故(2011年)。核事故将会对本世纪以来全球范围内的核电复苏抹上一层浓重的阴影。近几年我国核电发展迅速，为了改变我国现有的能源结构，增强能源安全性、缓解对环境的压力、实现减排目标，国家制定了庞大的核电中长期发展规划。在我国核电快速发展时日本福岛核事故对我国核电安全性敲响了警钟。事故发生后，我国政府高度重视我国核电的安全问题，并明确提出了‘要对当前在役的核电厂进行安全评估’和‘要在确保安全的前提下积极发展我国核电事业’，这表明我国政府对核安全的高度重视和加强核电站严重事故研究及评估的重要性和必要性。最近几年，国内在严重事故研究方面开始投入较多的人力和物力，并取得了很多研究成果，但是与核工业发达国家相比，我国对严重事故的研究相对不足。相对于国际上的这些较为成熟的大型商业软件，我国在严重事故程序分析开发方面缺少成熟的相关的研究。目前我国尚没有具有自主知识产权的大型先进压水堆严重事故综合分析软件，严重事故综合分析平台的建设，难度高、耗资大。而开发大型先进压水堆严重事故综合分析平台对我国核电安全分析有着重要的意义，具有自主知识产权的严重事故综合分析平台可以用于我国大型压水堆核电站严重事故分析和评审，同时开发严重事故相关的分析软件，对严重事故机理分析、事故仿真和预测、事故防范演练、以及事故预防措施研究和事故后缓解措施管理都有重要作用。
技术实现思路
为解决上述问题，本专利技术在已经积累的相当的知识、经验和吸收国际上近30年严重事故最新研究成果的基础上，通过整合现有的资源和人员力量，同时基于现有严重事故分析程序中的成熟模型，开发出压水堆核电厂严重事故分析方法，分析严重事故早期堆芯行为，堆芯过热氧化熔化过程等堆内复杂的物理化学过程，堆芯形成碎片床的过程，及压力容器内熔融物行为分析。为了到达上述目的，本专利技术采用如下技术方案：压水堆核电厂严重事故分析方法，包括如下步骤：步骤1：进行严重事故早期堆芯行为特性及燃料组件应力-应变特性计算，计算得到各堆芯节点的分布温度、堆芯包壳氧化量、氢气产生质量以及燃料包壳应力应变的变化率，早期堆芯行为特性及燃料组件应力-应变特性计算具体包含以下内容：1)读取所有事故相态中堆芯的热工水力参数和响应信息；2)对计算堆芯进行几何建模：根据计算需求对计算区域进行剖分，给出了一个7×13的堆芯节点划分，有三个非燃料层：两个在底部，代表堆芯支撑板和下部固定板以及下部气体腔室；一个在顶部，代表上部气体腔室和上部固定板；其他的层轴向长度相同，代表堆芯活性区；根据计算需求对计算区域进行剖分，在每一个节点内生成初始状态参数，对每个计算子区域的材料中的各状态进行赋初值；3)基于2)所得到的初始状态参数和各材料的状态信息，利用龙格库塔法进行计算得到堆芯各节点的温度分布TN，所述的堆芯各节点温度分布TN的计算如公式(1)：式中：QN——流过堆芯节点的热流量；Wst——水质量流量；hst——在冷却剂温度为TN，分压为时的焓值；——冷却剂饱和分压；4)基于3)所得到堆芯各节点温度分布，计算得到堆芯包壳氧化量所述的堆芯包壳氧化量的计算如公式(2)：式中：T——堆芯节点温度即包壳，控制棒或者水棒，燃料包壳的温度；x——氧化物厚度；ρZr——锆合金密度；A——氧化系数；B——温度修正系数；R——理想气体常数；5)基于4)所得到堆芯包壳氧化量，计算包壳氧化过程中的氢气产生质量，所述的氢气产生质量如反应式(5)所示，所述的氢气产生质量计算公式如(6)所示：Zr+2H2O→ZrO2+2H2+ΔHZr(5)式中：ΔHZr——每摩尔的锆合金反应产生的热量；hst——蒸汽入口焓值；——金属温度下的氢气焓值；——氢气的质量流量；Wst,rct——蒸汽的质量流量；Qrct——反应产生的化学热；——锆合金消耗的摩尔速率；6)基于3)和5)所分别得到的堆芯各节点的温度分布和堆芯包壳氧化量，计算得到各堆芯节点的燃料包壳应力应变的变化率，所述的燃料包壳应力应变变化率的计算如公式(7)、(8)：式中：σr，σθ，σz——径向应力，周向应力，轴向应力；εr，εθ，εz——径向应变，周向应变，轴向应变；——径向塑性应变量，周向塑性应变量，轴向塑性应变量；——径向塑性应变增量，周向塑性应变增量，轴向塑性应变增量；——径向热变形应变量，周向热变形应变量，轴向热变形应变量；——径向弹性变形应变量，周向弹性变形应变量，轴向弹性变形应变量；E——杨氏模量；v——泊松比；αr，αθ，αz——径向热膨胀率，周向热膨胀率，轴向热膨胀率；——膨胀导致的热应变；Boz——Boltzmann常数；K1,K2,K3,ED——经验常数；T——温度；由于燃料棒的长度远大于其半径尺寸，计算时将其视为一维平面应力问题进行处理；7)利用6)计算得到各堆芯节点的燃料包壳应力应变的变化率进行下一步早期堆芯行为特性及燃料组件应力-应变特性计算，即重复3)、4)、5)、6)的计算过程，直到计算结束；步骤2：基于步骤1中计算得到的各堆芯节点下的温度分布、堆芯包壳氧化量、氢气产生质量以及燃料包壳应力应变的变化率进行堆芯熔化计算，堆芯熔化计算相比于早期堆芯行为特性及燃料组件应力-应变特性计算在时间上是一个顺向的过程，堆芯熔化计算具体包含以下内容：1)读取早期堆芯行为特性及燃料组件应力-应变特性计算得到的几何区域信息以及堆芯节点各状态参数；2)利用各堆芯节点下的温度分布、堆芯包壳氧化量、氢气产生质量以及燃料包壳应力应变的变化率，对燃料组件各参数进行初始化计算，首先计算各燃料组件各材料溶解率Wd,j，所述的各燃料组件各材料溶解率计算如公式(9)：式中：Dmd,j——B4C、Zr、ZrO2、SS和SSO溶解质量；Dt——时间步长；Dmd,j其具体的表达式如公式(10)：Dmd,j＝Nmolwj(10)式中：N——材料的摩尔数；molwj——材料的分子量；3)基于2)得到的各燃料组件各材料溶解率，计算堆芯源节点的熔融物质量流率Wf，所述的堆芯源节点的熔融物质量流率计算方程如公式(11)：Wf＝rcdUfXpN(11)式中：rc——熔化堆芯材料质量密度；d——熔化堆芯材料稳态膜厚度；Uf——熔化堆芯材料平均速度；Xp——熔化堆芯材料当量直径；N——源节点中的燃料棒数。如果熔融物流动为膜状，源节点处圆柱燃料棒上稳态膜厚度d按下式(12)计算式中：——源节点处熔化堆芯材料质量；XpL——源节点处堆芯熔化材料当量直径；4)利用3)中得到的堆芯源节点的熔融物质量流率求解下一时刻的接受节点的冷凝的熔融物质量mfz，所述的接受节点的冷凝的熔融物质量mfz计算如公式(13)：mfz＝rcXpNLdc/2(13)式中：rc——熔化堆芯材料质量密度；dc——熔融物稳态膜厚度；L——熔化堆芯材料平均速度；Xp——熔融物稳态膜长度；N——接受节点中的燃料棒数；逐渐增长的冷凝外壳的计算与本文档来自技高网...

【技术保护点】
压水堆核电厂严重事故分析方法，其特征在于：包括如下步骤：步骤1：进行严重事故早期堆芯行为特性及燃料组件应力‑应变特性计算，计算得到各堆芯节点的分布温度、堆芯包壳氧化量、氢气产生质量以及燃料包壳应力应变的变化率，早期堆芯行为特性及燃料组件应力‑应变特性计算具体包含以下内容：1)读取所有事故相态中堆芯的热工水力参数和响应信息；2)对计算堆芯进行几何建模：根据计算需求对计算区域进行剖分，给出了一个7×13的堆芯节点划分，有三个非燃料层：两个在底部，代表堆芯支撑板和下部固定板以及下部气体腔室；一个在顶部，代表上部气体腔室和上部固定板；其他的层轴向长度相同，代表堆芯活性区；根据计算需求对计算区域进行剖分，在每一个节点内生成初始状态参数，对每个计算子区域的材料中的各状态进行赋初值；3)基于2)所得到的初始状态参数和各材料的状态信息，利用龙格库塔法进行计算得到堆芯各节点的温度分布TN，所述的堆芯各节点温度分布TN的计算如公式(1)：

【技术特征摘要】
1.压水堆核电厂严重事故分析方法，其特征在于：包括如下步骤：步骤1：进行严重事故早期堆芯行为特性及燃料组件应力-应变特性计算，计算得到各堆芯节点的分布温度、堆芯包壳氧化量、氢气产生质量以及燃料包壳应力应变的变化率，早期堆芯行为特性及燃料组件应力-应变特性计算具体包含以下内容：1)读取所有事故相态中堆芯的热工水力参数和响应信息；2)对计算堆芯进行几何建模：根据计算需求对计算区域进行剖分，给出了一个7×13的堆芯节点划分，有三个非燃料层：两个在底部，代表堆芯支撑板和下部固定板以及下部气体腔室；一个在顶部，代表上部气体腔室和上部固定板；其他的层轴向长度相同，代表堆芯活性区；根据计算需求对计算区域进行剖分，在每一个节点内生成初始状态参数，对每个计算子区域的材料中的各状态进行赋初值；3)基于2)所得到的初始状态参数和各材料的状态信息，利用龙格库塔法进行计算得到堆芯各节点的温度分布TN，所述的堆芯各节点温度分布TN的计算如公式(1)：式中：QN——流过堆芯节点的热流量；Wst——水质量流量；hst——在冷却剂温度为TN，分压为时的焓值；——冷却剂饱和分压；4)基于3)所得到堆芯各节点温度分布，计算得到堆芯包壳氧化量所述的堆芯包壳氧化量的计算如公式(2)：式中：T——堆芯节点温度即包壳，控制棒或者水棒，燃料包壳的温度；x——氧化物厚度；ρZr——锆合金密度；A——氧化系数；B——温度修正系数；R——理想气体常数；5)基于4)所得到堆芯包壳氧化量，计算包壳氧化过程中的氢气产生质量，所述的氢气产生质量如反应式(5)所示，所述的氢气产生质量计算公式如(6)所示：Zr+2H2O→ZrO2+2H2+ΔHZr(5)1式中：ΔHZr——每摩尔的锆合金反应产生的热量；hst——蒸汽入口焓值；——金属温度下的氢气焓值；——氢气的质量流量；Wst,rct——蒸汽的质量流量；Qrct——反应产生的化学热；——锆合金消耗的摩尔速率；6)基于3)和5)所分别得到的堆芯各节点的温度分布和堆芯包壳氧化量，计算得到各堆芯节点的燃料包壳应力应变的变化率，所述的燃料包壳应力应变变化率的计算如公式(7)、(8)：式中：σr，σθ，σz——径向应力，周向应力，轴向应力；εr，εθ，εz——径向应变，周向应变，轴向应变；——径向塑性应变量，周向塑性应变量，轴向塑性应变量；——径向塑性应变增量，周向塑性应变增量，轴向塑性应变增量；——径向热变形应变量，周向热变形应变量，轴向热变形应变量；——径向弹性变形应变量，周向弹性变形应变量，轴向弹性变形应变量；E——杨氏模量；v——泊松比；αr，αθ，αz——径向热膨胀率，周向热膨胀率，轴向热膨胀率；——膨胀导致的热应变；Boz——Boltzmann常数；K1,K2,K3,ED——经验常数；T——温度；由于燃料棒的长度远大于其半径尺寸，计算时将其视为一维平面应力问题进行处理；7)利用6)计算得到各堆芯节点的燃料包壳应力应变的变化率进行下一步早期堆芯行为特性及燃料组件应力-应变特性计算，即重复3)、4)、5)、6)的计算过程，直到计算结束；步骤2：基于步骤1中计算得到的各堆芯节点下的温度分布、堆芯包壳氧化量、氢气产生质量以及燃料包壳应力应变的变化率进行堆芯熔化计算，堆芯熔化计算相比于早期堆芯行为特性及燃料组件应力-应变特性计算在时间上是一个顺向的过程，堆芯熔化计算具体包含以下内容：1)读取早期堆芯行为特性及燃料组件应力-应变特性计算得到的几何区域信息以及堆芯节点各状态参数；2)利用各堆芯节点下的温度分布、堆芯包壳氧化量、氢气产生质量以及燃料包壳应力应变的变化率，对燃料组件各参数进行初始化计算，首先计算各燃料组件各材料溶解率Wd,j，所述的各燃料组件各材料溶解率计算如公式(9)：式中：Dmd,j——B4C、Zr、ZrO2、SS和SSO溶解质量；Dt——时间步长；Dmd,j其具体的表达式如公式(10)：Dmd,j＝Nmolwj(10)式中：N——材料的摩尔数；molwj——材料的分子量；3)基于2)得到的各燃料组件各材料溶解率，计算堆芯源节点的熔融物质量流率Wf，所述的堆芯源节点的熔融物质量流率计算方程如公式(11)：Wf＝rcdUfXpN(11)式中：rc——熔化堆芯材料质量密度；d——熔化堆芯材料稳态膜厚度；Uf——熔化堆芯材料平均速度；Xp——熔化堆芯材料当量直径；N——源节点中的燃料棒数。如果熔融物流动为膜状，源节点处圆柱燃料棒上稳态膜厚度d按下式(12)计算式中：mlc——源节点处熔化堆芯材料质量；XpL——源节点处堆芯熔化材料当量直径；4)利用3)中得到的堆芯源节点的熔融物质量流率求解下一时刻的接受节点的冷凝的熔融物质量mfz，所述的接受节点的冷凝的熔融物质量mfz计算如公式(13)：mfz＝rcXpNLdc/2(13)式中：rc——熔化堆芯材料质量密度；dc——熔融物稳态膜厚度；L——熔化堆芯材料平均速度；Xp——熔融物稳态膜长度；N——接受节点中的燃料棒数；逐渐增长的冷凝外壳的计算与在一半无限体上冷凝一个处于其熔点的液体物质的问题相同；对于这种情况，传导理论产生的平方根增长定律用来计算不断增长的冷凝外壳的瞬时厚度dc，如公式(14)：式中：ac——熔融物的热扩散系数；l——增长常数；t——熔融物熔点；增长常数用下面的隐式关系(15)给出：式中：b——无因次熔化潜热；s——修正系数；l——增长常数；5)基于4)中得到的接受节点的冷凝的熔融物质量，计算接收节点中待重新分布的熔融物质量mac，所述的接收节点中待重新分布的熔融物质量mac计算方程如公式(16)：mac＝DtW-MAX(DtrW,mfz)(16)式中：W——熔融物的质量流率；Dt——时间步长；Dtr——当前的时间步长；mfz——一个步长后接受节点冷凝熔融物质量；值得注意的是这个质量要加入开始时间步长接受节点已存在的熔融物质量中，将两质量和作为熔融物质量来估算...

【专利技术属性】
技术研发人员：苏光辉，张亚培，田文喜，余红星，秋穗正，
申请(专利权)人：西安交通大学，
类型：发明
国别省市：陕西,61