一种压水堆实心燃料冷却剂丧失事故的分析方法及系统技术方案

本发明专利技术公开一种压水堆实心燃料冷却剂丧失事故的分析方法及系统，包括以下步骤：确定压水堆燃料包壳中包壳材料的强度参数，建立对燃料芯块中包壳的失效判断准则；基于实心燃料的

【技术实现步骤摘要】
一种压水堆实心燃料冷却剂丧失事故的分析方法及系统


[0001]本专利技术涉及核反应堆燃料棒热力性能分析领域，尤其涉及一种压水堆实心燃料冷却剂丧失事故的分析方法及系统
。

技术介绍

[0002]自从核反应堆出现以来，人们一直在努力提高核反应堆的安全性
。
研究事故工况下的燃料性能具有重要意义，如失水事故
(LOCA)
和反应性引发事故
(RIA)
，目前压水堆燃料的计算主要基于反应堆正常运行工况，对于
LOCA(Loss of coolant accident)
工况下燃料性能的分析方法较少，国外的燃料性能分析程序
FRAPCON
程序采用代码集成的方式，开发周期较长，熟练运用难度较大
(CN201510830405.2)
，为了分析压水堆实心燃料的安全性，因而，有必要提出一种快速
、
可靠
、
准确的压水堆实心燃料
LOCA
工况的分析方法
。
而采用
COMSOL
有限元分析平台，能够快速建模，并拥有灵活的输入输出接口，能利用高效的数值求解器快速准确的对压水堆实心燃料的
LOCA
工况进行分析
。

技术实现思路

[0003]为了克服现有技术存在的缺陷与不足，本专利技术第一目的在于提供一种压水堆实心燃料冷却剂丧失事故的分析方法，采用传热
、
固体力学全耦合计算的方式，并联合冷却剂丧失以及再淹没模块，计算
LOCA
工况下各个时刻燃料芯块以及包壳的温度分布和包壳的应力应变，并同时考虑了包壳的失效，获得准确可靠的计算结果
。
[0004]本专利技术的第二目的在提供一种压水堆实心燃料冷却剂丧失事故的计算系统
。
[0005]本专利技术的第三目的在于提供一种存储介质
。
[0006]本专利技术的第四目的在于提供一种计算设备
。
[0007]本专利技术至少通过如下技术方案之一实现
。
[0008]一种压水堆实心燃料冷却剂丧失事故的分析方法，在压水堆实心燃料棒外存在一条冷却剂通道，且发生冷却剂丧失事故时，燃料棒冷却效率下降，温度升高，直至冷却剂再淹没后恢复冷却，所述方法具体包括以下步骤：
[0009](1)
确定所述压水堆燃料棒中包壳材料的强度参数，建立对燃料棒中包壳的失效判断准则；
[0010](2)
基于实心燃料的
LOCA
案例确定冷却剂高度以及流量随时间的变化关系，并拟合为经验函数，建立冷却剂丧失以及再淹没模型，实现随着时间变化，冷却剂从丧失，到补充，再到淹没堆芯的整个过程；
[0011](3)
基于所述燃料芯块线功率以及燃料芯块
、
包壳及燃料芯块与包壳之间间隙的物理性质，冷却剂丧失以及再淹没模型计算各个时刻燃料芯块与包壳的温度分布及包壳的应力和应变情况；
[0012](4)
基于所述燃料棒中包壳的应力和应变，结合所述燃料棒中包壳的失效判断准则，分析燃料棒的包壳失效情况
。
[0013]进一步地，实心燃料棒内燃料芯块
、
包壳以及芯块与包壳之间的间隙的导热计算，具体计算公式为：
[0014][0015]式中，
ρ
为材料的密度，
C
p
为燃料芯块或包壳的热容，
T
燃料芯块或包壳的温度，
τ
为时间，
k
为燃料芯块或包壳的热导率，
r
为距燃料芯块中心线的距离，
q
为单位体积的燃料芯块产热速率
。
[0016]进一步地，步骤
(2)
中冷却剂丧失以及再淹没模型包括：从
0s
到
10s
，反应堆冷却剂正常流动，
10s
后，发生冷却剂丧失，发现冷却液液位降至零，并保持为零6０秒后，冷却剂液位开始升高，不同高度的冷却剂处于不同相状态，包壳轴向位置大于冷却剂高度时，包壳与水蒸气换热，包壳轴向位置低于或等于冷却剂高度时，包壳与冷却水换热
。
[0017]进一步地，步骤
(3)
中，对燃料芯块与气体间隙
、
气体间隙与包壳
、
包壳与冷却剂的对流换热进行计算，即
[0018]q
＝
h*
△
T
ꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀ
(2)
[0019]式中，
q
为单位体积的换热量；
h
为换热面的对流换热系数，
Δ
T
为换热面两种材料的温差
。
[0020]进一步地，在
CAMPUS
程序的蠕变模块中加入
LOCA
工况下的锆合金高温热蠕变的计算：
[0021]在
LOCA
工况下，燃料棒内部压力和包壳温度会非常高，这会导致较大的蠕变变形，最终导致包壳失效，其形式为
Norton
幂方程：
[0022][0023]其中，是高温下的有效热蠕变速率，
A
是以
MPa
‑
n
s
‑1为单位的强度系数，
Q
蠕变变形的活化能，
σ
eff
是包壳的有效应力，
n
是应力指数，
T
表示燃料芯块或包壳的温度；
R
表示通用气体常数；
[0024]采用两种不同的方法在混合
(
α
+
β
)
相中进行插值：
[0025]3)
仅为
α
相时，为任意值，
A
的值取
8737MPa
‑
n
s
‑1，
Q
的值取
3.21
×
105+24.69
×
(T
‑
9332.15)(J
·
mol
‑1)
，
N
的值取
5.89
；
[0026]4)
为
50
％
α
50
％
β
相时，考虑和的情况：
[0027]a.
对于
A
的值取
0.24MPa
‑
n
s
‑1，
Q
的值取
102366J
·
mol
‑1，
N
的值取
2.33
；
[0028]b.
...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.
一种压水堆实心燃料冷却剂丧失事故的分析方法，其特征在于，包括以下步骤：
(1)
确定所述压水堆燃料棒中包壳材料的强度参数，建立对燃料棒中包壳的失效判断准则；
(2)
基于实心燃料的
LOCA
案例确定冷却剂高度以及流量随时间的变化关系，并拟合为经验函数，建立冷却剂丧失以及再淹没模型，实现随着时间变化，冷却剂从丧失，到补充，再到淹没堆芯的整个过程；
(3)
基于所述燃料芯块线功率以及燃料芯块
、
包壳及燃料芯块与包壳之间间隙的物理性质，冷却剂丧失以及再淹没模型计算各个时刻燃料芯块与包壳的温度分布及包壳的应力和应变情况；
(4)
基于所述燃料棒中包壳的应力和应变，结合所述燃料棒中包壳的失效判断准则，分析燃料棒的包壳失效情况
。2.
根据权利要求1所述的一种压水堆实心燃料冷却剂丧失事故的分析方法，其特征在于，实心燃料棒内燃料芯块
、
包壳以及芯块与包壳之间的间隙的导热计算，具体计算公式为：式中，
ρ
为材料的密度，
C
p
为燃料芯块或包壳的热容，
T
燃料芯块或包壳的温度，
τ
为时间，
k
为燃料芯块或包壳的热导率，
r
为距燃料芯块中心线的距离，
q
为单位体积的燃料芯块产热速率
。3.
根据权利要求1所述的一种压水堆实心燃料冷却剂丧失事故的分析方法，其特征在于，步骤
(2)
中冷却剂丧失以及再淹没模型包括：从
0s
到
10s
，反应堆冷却剂正常流动，
10s
后，发生冷却剂丧失，发现冷却液液位降至零，并保持为零
60
秒后，冷却剂液位开始升高，不同高度的冷却剂处于不同相状态，包壳轴向位置大于冷却剂高度时，包壳与水蒸气换热，包壳轴向位置低于或等于冷却剂高度时，包壳与冷却水换热
。4.
根据权利要求1所述的一种压水堆实心燃料冷却剂丧失事故的分析方法，其特征在于，步骤
(3)
中，对燃料芯块与气体间隙
、
气体间隙与包壳
、
包壳与冷却剂的对流换热进行计算，即
q
＝
h*
Δ
T
ꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀꢀ
(2)
式中，
q
为单位体积的换热量；
h
为换热面的对流换热系数，
Δ
T
为换热面两种材料的温差
。5.
根据权利要求1所述的一种压水堆实心燃料冷却剂丧失事故的分析方法，其特征在于，在
CAMPUS
程序的蠕变模块中加入
LOCA
工况下的锆合金高温热蠕变的计算：在
LOCA
工况下，燃料棒内部压力和包壳温度会非常高，这会导致较大的蠕变变形，最终导致包壳失效，其形式为
Norton
幂方程：其中，是高温下的有效热蠕变速率，
A
是以
MPa
‑
n
s
‑1为单位的强度系数，
Q
蠕变变形的活化能，
σ
eff
是包壳的有效应力，
n
是应力指数，
T
表示燃料芯块或包壳的温度；
R
表示
通用气体常数；采用两种不同的方法在混合
(
α
+
β
)
相中进行插值：
1)
仅为
α
相时，为任意值，
A
的值取
8737MPa
‑
n
s
‑1，
Q
的值取
3.21
×
105+24.69
×
(T
‑
9332.15)(J
·
mol
‑1)
，
N
的值取
5.89
；
2)
为
50
％
α
50
％
β...

【专利技术属性】
技术研发人员：刘荣，刘迈，刘胜禹，
申请(专利权)人：华南理工大学，
类型：发明
国别省市：