【技术实现步骤摘要】
一种压水堆核电厂SLB事故分析方法及装置
[0001]本专利技术涉及核电厂事故安全分析
,更具体地说,涉及一种压水堆核电厂SLB事故分析方法及装置。
技术介绍
[0002]现阶段,在核电厂建造申请时提交国家核安全审评中心的安全分析报告中,传统大型压水堆核电厂的事故分析,一般采用设计专有软件工具、依据保守的方法进行计算分析。这些设计工具为设计单位内部使用的通过核安全当局审查认证的软件。在针对大型压水堆核电厂的主蒸汽管道断裂事故进行分析时,一般采用模型保守的软件工具和采用保守的分析方法,以确保计算结果的保守性。如果采用商用的热工流体软件工具进行宽泛的验证或研究,则存在对比基础差距大、建模分析方法不保守等问题,使得第三方验证或研究较难开展。
技术实现思路
[0003]本专利技术要解决的技术问题在于,提供一种压水堆核电厂SLB事故分析方法及装置。
[0004]本专利技术解决其技术问题所采用的技术方案是:构造一种压水堆核电厂SLB事故分析方法,包括以下步骤:
[0005]S1、基于输入的中子动力学参数/反应堆功率计算模型、SLB事故初始条件、核电厂工艺系统与设备数据和核电厂保护与控制系统数据,构建全电厂模型,其中SLB事故为核电厂主蒸汽管道断裂事故;
[0006]S2、获取所述全电厂模型中压力容器对应的冷却剂系统环路,并根据所述冷却剂系统环路获取所述压力容器与堆芯对应的多个独立通道;
[0007]S3、获取每个独立通道中环路冷却剂在压力容器下腔室、堆芯进出口和压力容器上封头 ...
【技术保护点】
【技术特征摘要】
1.一种压水堆核电厂SLB事故分析方法,其特征在于,包括以下步骤:S1、基于输入的中子动力学参数/反应堆功率计算模型、SLB事故初始条件、核电厂工艺系统与设备数据和核电厂保护与控制系统数据,构建预设压水堆核电厂的全电厂模型,其中SLB事故为核电厂主蒸汽管道断裂事故;S2、获取所述全电厂模型中压力容器对应的冷却剂系统环路,并根据所述冷却剂系统环路获取所述压力容器与堆芯对应的多个独立通道;S3、获取每个独立通道中环路冷却剂在压力容器下腔室、堆芯进出口和压力容器上封头的交混效应以获取多个独立通道的流体流动模型;S4、根据核安全当局审查要求,获取每个独立通道的反应性反馈在堆芯总反应性反馈的权重,并与每个独立通道的流体流动模型构成堆芯多通道模型;S5、调整全电厂模型中的蒸汽发生器内部流动模型,并基于所述堆芯多通道模型和SLB事故特征,进行全电厂模型的热工水力瞬态计算,以获取预设参数的计算结果;S6、在预设参数的计算结果不满足要求时,调整所述全电厂模型对应的预设关键参数并执行步骤S3,直至所述预设参数的计算结果满足要求。2.根据权利要求1所述的压水堆核电厂SLB事故分析方法,其特征在于,在所述步骤S3中,所述获取每个独立通道中环路冷却剂在压力容器下腔室、堆芯进出口和压力容器上封头的交混效应包括:根据以下交混矩阵获取压力容器下腔室和堆芯入口交混效应的模拟结果;其中,Fi分别为第i个独立通道对应的压力容器外部冷却剂系统环路的流量;Fi'为第i个独立通道的流量;Cij为第i个独立通道对应的压力容器外部冷却剂系统环路流入第j个独立通道的流量份额,i和j为1、2、3
……
N,其中N为独立通道的总数。3.根据权利要求2所述的压水堆核电厂SLB事故分析方法,其特征在于,在所述步骤S3中还包括:依据以下交混关系式获取与堆芯出口对应的多个独立通道的流体流动模型:其中,Fi'为第i个独立通道的流量;Fi”为第i个独立通道出口到冷却剂环路的流量;F
in
:所有独立通道的总流量;x:每个独立通道的出口流量中用于出口交混的份额。4.根据权利要求3所述的压水堆核电厂SLB事故分析方法,其特征在于,在所述步骤S4中,所述根据核安全当局审查要求获取每个独立通道的反应性反馈在堆芯总反应性反馈的
权重;包括:基于以下关系式获取所述每个独立通道的反应性反馈在堆芯总反应性反馈的权重其中,δk为反应堆堆芯总的反应性反馈;δk(ρ,t)
i
为第i个独立通道产生的反应性反馈,并为该独立通道内流体密度ρ和燃料温度t的函数;α
i
为第i个独立通道产生的反应性反馈在堆芯总反馈中的份额,根据核安全当局审查要求设置。5.根据权利要求2所述的压水堆核电厂SLB事故分析方法,其特征在于,在所述步骤S5中,所述基于所述堆芯多通道模型和SLB事故特征,进行全电厂模型的热工水力瞬态计算,以获取预设参数的计算结果;包括:基于所述SLB事故发生后蒸汽发生器的流动和传热并通过六方程模型对所述全电厂模型的各个节点进行计算,以获取所述蒸汽发生器的流体状态各参数变化;并获取所述权重和所述独...
【专利技术属性】
技术研发人员:柯晓,蔡伟,乐志东,魏婷,张颖,
申请(专利权)人:深圳中广核工程设计有限公司,
类型:发明
国别省市:
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