【技术实现步骤摘要】
一种用于熔融物碎片床形成过程特性分析的方法
[0001]本专利技术涉及核电厂严重事故堆芯熔融物碎片与冷却剂的流固耦合力学作用及传热相变研究
,具体涉及一种用于熔融物碎片床形成过程特性分析的方法。
技术介绍
[0002]1979年三哩岛核事故中,反应堆堆芯发生熔毁导致部分燃料棒锆包壳核铀燃料熔化,造成放射性物质外泄。此事故引起国际上核领域的学者对核反应堆严重事故的高度关注,对此提出了一项严重事故管理策略:熔融物堆内滞留(In
‑
Vessel Retention,IVR)策略。熔融物堆内滞留是指核电厂发生严重事故后,通过采用一系列策略或手段,使堆芯熔融物滞留在压力容器内,以保持压力容器的完整性,从而将严重事故后果限定在一回路边界内。
[0003]国际上对此熔融物堆内滞留策略进行了广泛而深入的研究,目前可将堆芯熔融严重事故后行为分为以下几个方面:熔融物与水相互反应(含蒸汽爆炸阶段、射流破碎)、熔融物碎片沉降堆积形成碎片床、碎片床的冷却、碎片床再熔化、熔池动态行为。前期的研究主要针对蒸汽爆炸过程、碎片床的冷却过程,而碎片床形成过程以及碎片床再熔化此类过程的研究相对空白,本专利技术是针对熔融物碎片床形成过程特性分析而开发的一种计算方法。
[0004]初始阶段的碎片床形成过程研究主要利用实验研究,国际上对此开展了大量的熔融物注入水池的实验,并据此提出一系列机理模型、半经验公式以及经验公式。在实验和模型的基础上,继而开发出大量一体化严重事故分析程序,可对熔融物射流进入水池后的一系列过程进行模
【技术保护点】
【技术特征摘要】
1.一种用于熔融物碎片床形成过程特性分析的方法,其特征在于:该方法包括以下步骤:步骤1:基于核电厂反应堆堆芯熔融事故模拟或熔融物与水相互作用实验中的计算对象,获取熔融物碎片特征信息及核反应堆堆芯结构或实验设备信息,对堆芯结构或实验设备、熔融物碎片和流体的计算域进行几何建模,并对几何体进行网格划分;步骤2:在EDEM软件内对熔融物碎片形态及尺寸进行建模,设置熔融物碎片的材料类型、材料热物性、材料力学性能、质量或体积、初始速度、初始温度基本信息,设置核反应堆堆芯结构或实验容器的材料类型、材料热物性和力学性能信息,设置熔融物碎片间、熔融物碎片与壁面间的接触力学参数;在Fluent软件内选择流体名称并设置流体的形态、热物性、初始温度、初始速度及流体在计算域内的分布;步骤3:通过Fluent软件的UDF功能将Fluent软件与EDEM软件提供的适配器接口Adaptor Interface实现耦合,使得两个软件的熔融物碎片运动及流场信息能进行互相传递;选择EDEM软件内的接触力学模型、熔融物碎片的颗粒传热模型,并设置熔融物碎片释放的边界条件、计算时间步长、计算时间及数据存储频率;选择Fluent软件内流体的多相流模型、湍流模型、气液蒸发冷凝模型、流固耦合曳力模型及相应的边界条件;步骤4:结合EDEM软件传递的初始熔融物碎片颗粒信息,将熔融物碎片视为Fluent软件内DPM模型注入的固相碎片,使用Fluent软件内多相流模型计算质量方程、动量方程、能量方程得到下一时刻流体域的气液份额及其分布、流体流动状态、温度分布;其中气液份额使用蒸发冷凝模型—Lee模型进行计算,如式(1)、式(2)、式(3)所示,能计算气液相间质量交换:换:换:式中:v——代表蒸汽相;l——代表液相;α
v
——蒸汽体积份额;ρ
v
——蒸汽密度/kg
·
m
‑3;——蒸汽相速度/m
·
s
‑1;——蒸发质量速率/kg
·
s
‑1·
m
‑3;——冷凝质量速率/kg
·
s
‑1·
m
‑3;α
l
——液相体积份额;ρ
l
——液相密度/kg
·
m
‑3;T
l
——液相温度/K;
T
sat
——液相饱和温度/K;c——调节系数,类似于松弛时间;步骤5:使用流固耦合力学模型及流固相间传热模型计算流体对熔融物碎片颗粒的曳力、相间传热量,并传递给EDEM软件内所有熔融物碎片颗粒;流固耦合力学模型形式如下式(4),流固相间传热模型如下式(5):(4),流固相间传热模型如下式(5):式中:——代表熔融物碎片颗粒的受力/N;s——代表熔融物碎片颗粒相;f——代表流体相;m
s
——颗粒质量/kg;τ
r
——颗粒松弛时间;——流体相速度/m
·
s
‑1;——熔融物碎片颗粒相速度/m
·
s
‑1;ρ
s
——熔融物碎片颗粒相密度/kg
·
m
‑3;ρ
f
——流体相密度/kg
·
m
‑3;——重力加速度/m
·
s
‑2;C
vm
——虚拟质量因子;c
p,s
——颗粒的比热容/J
·
kg
‑1·
K
‑1;h——对流换热...
【专利技术属性】
技术研发人员:陈荣华,丁雯,田文喜,苏光辉,秋穗正,
申请(专利权)人:西安交通大学,
类型:发明
国别省市:
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