一种核反应堆冷却剂丧失事故堆芯关键参数分析方法技术

本发明专利技术公开一种核反应堆冷却剂丧失事故堆芯关键参数分析方法，具体步骤如下：1，确定压水堆发生冷却剂丧失事故时事故分析模型建模范围与破口位置、大小等起始因素；2，基于核反应堆系统分析程序建立事故分析模型；3，对满功率运行稳态工况开展计算得到关键运行参数；4，抽样建立蒙特卡洛分析所需要的初始瞬态工况算例集合；5，求解典型压水堆冷却剂丧失事故工况下关键热工水力参数变化；6，计算全部算例，统计得到冷却剂丧失事故中堆芯液位、燃料包壳最高温度、安全壳内压力的最佳估算值。本发明专利技术方法采用核反应堆系统分析程序在蒙特卡洛理论框架下完成了核反应堆冷却剂丧失事故下堆芯液位、燃料包壳最高温度、安全壳压力的的最佳估算值计算。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及压水堆核电厂发生冷却剂丧失这一设计基准事故后，随事故进程导致堆芯液位下降、燃料包壳温度升高、安全壳压力升高等影响核电厂安全的关键参数最佳估算值计算的研究，具体涉及一种核反应冷却剂丧失事故堆芯关键参数分析方法。

技术介绍

1、当前全球在运行的412个核电机组中有303个采用压水堆技术，同时在建的58个核电机组中压水堆技术也占据主导地位，达到49个，两者的比例均超过了70％，这一现状凸显了压水堆核电技术在核能发电领域的重要地位。在压水堆核电厂中冷却剂将堆芯热量不断导出至蒸汽发生器进而产生蒸汽推动汽轮机做功发电，当核电厂因故障导致冷却剂管道出现破口引发冷却剂泄露时，堆芯液位逐渐降低的同时因冷却不足使得燃料包壳温度不断升高，此外泄漏的高温高压冷却剂进入安全壳内使得安全壳内压力、温度逐渐升高，这对于反应堆安全形成严重的挑战；如果事故进一步发展，燃料包壳与冷却剂在高温条件下反应产生氢气从而产生与日本福岛核事故相同的氢气爆炸风险，另外安全壳内高温高压的水蒸气将严重威胁安全壳完整性。因此事故过程中核电厂的关键参数对于核电厂的安全评估具有重要意义，同时对于事故本文档来自技高网...

【技术保护点】

1.一种核反应堆冷却剂丧失事故堆芯关键参数分析方法，其特征在于：包括如下步骤：

【技术特征摘要】

1.一种核反应堆冷却剂丧失事故堆芯关键参...

【专利技术属性】
技术研发人员：陈荣华，肖鑫坤，卢国庆，秋穗正，苏光辉，田文喜，
申请(专利权)人：西安交通大学，
类型：发明
国别省市：