CN110489796B - 一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法 - Google Patents

一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法 Download PDF

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Abstract

本发明属于核电站安全技术领域，尤其涉及一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法。该方法以热管为热量导出系统基础，包括以下步骤：步骤1：热量导出系统有效性数据收集；步骤2：用收集数据构建三维曲面图；步骤3：依据热量导出系统、热管及运行规程所体现的限定条件，选取表征热管几何数、热量导出系统的延后投入时间、及对应延后投入时间的热流密度的点值，并将对应点标记于笛卡尔直角坐标系内，判断对应点的位置是否在步骤2形成的三维曲面图内，进而判定限定条件是否满足有效性；本发明的优点是在反应堆系统、热管、热量导出系统的限定条件下，不依赖热管极限工况瞬态计算模型，为判定限定条件有效性提供依据。

Description

一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法
技术领域
本发明属于核电站安全技术领域，尤其涉及一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法。
背景技术
近年来，随着核反应堆技术的发展，越来越多的非能动系统被引入反应堆系统中，尤其是在传递热量过程中，非能动系统因其固有的安全性，被广泛地应用于先进反应堆中。
热管是人们所知的最有效的传热元件之一，它可将大量热量通过其很小横截面积远距离传输而无需外加动力，进而利用热管组成反应堆系统的非能动预热排出模块，在反应堆系统设计中正在逐渐得到应用；
由于对热管极限工况进行计算的瞬态计算模型发展尚未成熟，不能在瞬态计算中对热管是否达到极限工况进行判断，因此开发出一套不依赖于热管极限工况瞬态计算模型的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法，对引入热管的反应堆系统分析及其设计具有重大的实际意义。
发明内容
为了解决上述问题，本发明的目的是公开一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法，在反应堆系统、热管、热量导出系统的限定条件下，在不依赖热管极限工况瞬态计算模型的情况下，提供一种判断限定条件是否有效的判断方法，其对运行方案选择、运行特性分析和几何尺寸优化提供较为全面而灵活的判断依据。
一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法，该方法包括以下步骤：
步骤1：热量导出系统有效性数据收集，该数据包括热管几何数、热量导出系统的延后投入时间、热流密度；
步骤2：利用步骤1的收集数据建立三维笛卡尔坐标系，并对所得点集数据处理以得到三维曲面图；
步骤3：依据热量导出系统、热管及运行规程所体现的限定条件，选取表征热管几何数、热量导出系统的延后投入时间、及对应延后投入时间的热流密度的点值，并将对应点标记于笛卡尔直角坐标系内；
步骤4：判断步骤3得到的对应点的位置是否在步骤2形成的三维曲面图内，若对应点的位置在三维曲面图内判定限定条件有效，若对应点的位置不在三维曲面图内，则更换限定条件的点值，重复步骤3。
所述步骤1包括：
步骤1.1：依据热量导出系统的工艺要求，收集系统参数和运行参数，在系统参数和运行参数的限定条件下，确定热管的几何结构，再将描述热管几何结构的变量带入守恒方程内计算出热管几何尺寸参数；
步骤1.2：依据步骤1.1所得热管几何尺寸参数，利用热量导出系统瞬态计算方法对反应堆发生事故危险进行分析，以得出需要热量导出系统投入的临界时间点及与所述临界时间点对应的热流密度，再依据热量导出系统投入的临界时间点得出热量导出系统的延后投入时间；
步骤1.3：将步骤1.1内的热管几何尺寸参数带入极限公式内，以获得与所述极限公式对应的热流密度。
步骤1.1所述守恒方程包括质量守恒方程、动量守恒方程和能量守恒方程，质量守恒方程表示为下式：
Figure BDA0002132950360000021
动量守恒方程表示为下式：
Figure BDA0002132950360000022
能量守恒方程表示为下式：
Figure BDA0002132950360000023
其中，Wm表示质量流量；z表示几何位置；ρm为流体密度；p表示压力；
Figure BDA0002132950360000024
为摩擦压降梯度；
Figure BDA0002132950360000025
为重位压降梯度；
Figure BDA0002132950360000026
为局部压降梯度；A表示流通横截面积；q为线功率密度；im表示流体比焓；即将描述热管几何结构的变量带入上述公式中计算出影响热量导出系统有效性热管几何尺寸参数。
步骤1.2所述热量导出系统瞬态计算方法包括以下步骤：
步骤1.2.1：所述反应堆瞬态安全分析单元对除热管外的全反应堆一回路系统进行建模；
步骤1.2.2：对正常满功率稳态运行工况准确性验证，并利用反应堆瞬态安全分析单元内的计算模块对满功率下的全厂断电事故工况进行计算；
步骤1.2.3：反应堆各系统按照事故运行规程进行动作，依据反应堆瞬态安全分析单元内计算模块计算的参数峰值，判断该峰值是否超过安全限制，若未超过安全限制，则延后热量导出系统的投入时间，直至参数峰值超过安全限制，得到热量导出系统投入的临界时间点；
所述热量导出系统瞬态计算方法包括相互耦合的反应堆瞬态安全分析单元和计算单元，在热量导出系统是闭合回路系统的前提下，所述计算单元用于计算出热量导出系统的传热量，所述反应堆瞬态安全分析单元用于控制热量导出系统的投入时间；其中所述计算单元包括与反应堆瞬态安全分析单元连接的接口模块、将几何尺寸参数输入的输入输出模块、以及利用几何尺寸参数完成计算的两相流计算模块，且所得计算结果再经所述输入输出模块输出。
步骤1.2热量导出系统投入临界时间点的具体计算方法包括：若第n(n≥1)次计算的延后时间为x(x≥0)秒，第n+1次计算延后时间为x+a(a＞0)秒，若第n+1次计算时反应堆无法正常排出余热，则在进行n+2次计算时将延后时间取为x-1/2a；若第n+1次计算时反应堆能正常排出余热，则在进行n+2次计算时将延后时间取为x+2a，以此类推，直至寻找出反应堆正常排出余热的时间点，该时间点即为热管延时投入的临界时间点。
步骤1.3所述极限公式包括粘性传热极限公式、声速极限公式、传热极限公式、毛细传热极限公式、携带传热极限公式、沸腾传热极限公式。
所述步骤2包括：
步骤2.1：建立以热管几何数为x坐标、热量导出系统的延后投入时间为y坐标，热流密度为z坐标的笛卡尔直角坐标系；
步骤2.2：将在步骤1.1内所得热管几何数对应笛卡尔直角坐标系中标出；将步骤1.2内所得的热量导出系统的延后投入时间、与临界时间点对应的热流密度在笛卡尔直角坐标系中标出，对得到的点集进行数据处理以形成三维下曲面。
步骤2.2所述三维下曲面形成方法包括以下步骤：
步骤2.2.1：在热管几何数符合系统参数和运行参数的限定条件下，对几何数从小到大逐次抽样；
步骤2.2.2：将抽样的几何数带入步骤1.3中的极限公式、热量导出系统瞬态计算方法进行计算，获得对应的热量导出系统的临界热流密度值、热量导出系统的延后投入时间及其对应的最大、平均热流密度值；
步骤2.2.3：将所得热量导出系统的临界热流密度值、热量导出系统的延后投入时间及其对应的最大、平均热流密度值对应标记于笛卡尔直角坐标系中，而后更改几何数，重复步骤2.2.1到步骤2.2.3的过程，在笛卡尔直角坐标系中形成空间点集，再采用数据处理方法将空间的点集处理为空间曲面。
本发明的有益效果在于：
根据反应堆系统和热管的安全运行条件，结合热量导出系统使用特性，在不依赖热管极限工况瞬态计算模型的情况下，提供一种判断限定条件是否有效的判断方法，其对运行方案选择、运行特性分析和几何尺寸优化提供较为全面而灵活的判断依据；譬如在进行后续运行方案选择时，若选定了热量排出系统的投入时间，则可根据空间曲面判断该投入时间下，系统所接受的最大热流密度是否超过了热管极限热流密度；若未选定投入时间，则可根据几何结构从空间曲面观察系统允许的投入时间选择区间。
附图说明
图1是本发明体现热量导出系统的有效性判断方法的框图。
图2是本发明体现三维曲面图形成的框图。
图3是本发明体现热量导出系统瞬态计算软件计算临界投入时间的框图。
具体实施方式
下面结合附图对本发明做进一步的描述。
本发明是通过以下技术方案实现的：一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法，该方法以热管为热量导出系统基础；
该方法对基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性结果进行判断，具体包括以下步骤：
环节1：热量导出系统有效性数据收集，该数据包括热管几何数、热量导出系统的延后投入时间、热流密度；
环节1-1：依据热量导出系统的工艺要求，收集系统参数和运行参数，在系统参数和运行参数的限定条件下，确定热管的几何结构，再将描述热管几何结构的变量带入守恒方程内计算出热管几何尺寸参数；
针对描述热管几何结构的变量，依据对热量导出系统特性的影响大小，筛选出可选择变量，再依据所得可选择变量之间的联系，筛选出一个或两个独立变量，且所述独立变量以单个或组合的形式作为描述热量导出系统特性的热管几何数；
环节1-2：依据环节1-1所得热管几何尺寸参数，利用热量导出系统瞬态计算软件对反应堆发生事故危险进行分析，以得出需要热量导出系统投入的临界时间点及与所述临界时间点对应的热流密度，再依据热量导出系统投入的临界时间点得出热量导出系统的延后投入时间；
环节1-3：将环节1-1内的热管几何尺寸参数带入极限公式内，以获得与所述极限公式对应的热流密度；其中极限公式包括粘性传热极限公式、声速极限公式、传热极限公式、毛细传热极限公式、携带传热极限公式、沸腾传热极限公式；
环节2：利用环节1的收集数据建立三维笛卡尔坐标系，并对所得点集数据处理以得到三维曲面图；
环节2-1：建立以热管几何数为x坐标、热量导出系统的延后投入时间为y坐标，热流密度为z坐标的笛卡尔直角坐标系；
环节2-2：将在环节1-1内所得热管几何数对应笛卡尔直角坐标系中标出；将环节1-2内所得的热量导出系统的延后投入时间、与所述临界时间点对应的热流密度在笛卡尔直角坐标系中标出，对得到的点集进行数据处理以形成三维下曲面；
将环节1-3中得到的与所述极限公式对应的热流密度在x-z坐标系中标出，对得到的点集进行数据处理以形成二维曲线图，然后将曲线图向y坐标正方向进行拉伸，获得三维上曲面；再对三维下曲面和三维上曲面进行数据拟合处理以形成三维曲面图；
环节3：依据热量导出系统、热管及运行规程所体现的限定条件，选取表征热管几何数、热量导出系统的延后投入时间、及对应延后投入时间的热流密度的点值，并将对应点标记于笛卡尔直角坐标系内，判断对应点的位置是否在环节2形成的三维曲面图内，进而判定限定条件是否满足有效性。
进一步地，在环节1-2中，所述热量导出系统瞬态计算软件包括相互耦合的反应堆瞬态安全分析单元和计算单元，在热量导出系统是闭合回路系统的前提下，所述计算单元用于计算出热量导出系统的传热量，所述反应堆瞬态安全分析单元用于控制热量导出系统的投入时间；
其中所述计算单元包括与反应堆瞬态安全分析单元连接的接口模块、将几何尺寸参数输入的输入输出模块、以及利用几何尺寸参数完成计算的两相流计算模块，且所得计算结果再经所述输入输出模块输出。
进一步地，所述热量导出系统瞬态计算软件的具体分析方法如下：1)、所述反应堆瞬态安全分析单元对除热管外的全反应堆一回路系统进行建模；2)、对正常满功率稳态运行工况准确性验证，并利用反应堆瞬态安全分析单元内的计算模块对满功率下的全厂断电事故等事故工况进行计算；3)、反应堆各系统按照事故运行规程进行动作，依据反应堆瞬态安全分析单元内计算模块计算的参数峰值，判断该峰值是否超过安全限制，若未超过安全限制，则延后热量导出系统的投入时间，直至参数峰值超过安全限制，得到热量导出系统投入的临界时间点。
进一步地，在热量导出系统无延后投入到投入的临界时间点间，利用计算单元对不同投入时间点进行抽样计算，得到热量导出系统的最大热流密度值或一段时间内的平均热流密度值。
更进一步地，依据反应堆瞬态安全分析单元内计算模块，所述热量导出系统投入临界时间点的具体计算方法如下：若第n(n≥1)次计算的延后时间为x(x≥0)秒，第n+1次计算延后时间为x+a(a＞0)秒，若第n+1次计算时反应堆无法正常排出余热，则在进行n+2次计算时将延后时间取为x-1/2a；若第n+1次计算时反应堆能正常排出余热，则在进行n+2次计算时将延后时间取为x+2a，以此类推，直至寻出反应堆正常排出余热的时间点，该时间点即为热管延时投入的临界时间点。
更进一步地，所述计算单元针对热管与实验对比并进行调试，具体调试方法，包括以下具体步骤：
1)接通计算单元；
2)查阅公开文献中的实验结果，将实验结果的几何数输入计算单元；
3)将实验初始参数输入计算单元进行计算，得到与上述实验结果相吻合的计算结果，说明计算单元能进行有效计算。
更进一步地，所述反应堆瞬态安全分析单元与计算单元耦合的方法指的是，在热管形成闭合回路，与其他系统不存在质量和动量的交换条件下，反应堆瞬态安全分析单元将热管换热器管外流体的入口温度和流量传递至计算单元，并设立热流密度边界，使得计算单元将热管的传热量传递给反应堆瞬态安全分析单元的热流密度边界，即利用计算单元计算出传热量。
更进一步地，所述三维下曲面具体形成方法：
①、在热管几何数符合系统参数和运行参数的限定条件下，对几何数从小到大逐次抽样；
②、将抽样的几何数带入环节1-3中的极限公式、热量导出系统瞬态计算软件进行计算，获得相对应的热量导出系统的临界热流密度值、热量导出系统的延后投入时间及其相对应的最大/平均热流密度值；
③、将所得热量导出系统的临界热流密度值、热量导出系统的延后投入时间及其相对应的最大/平均热流密度值对应标记于笛卡尔直角坐标系中，而后更改几何数，重复①-③的过程，在笛卡尔直角坐标系中形成空间点集，再采用数据处理方法将空间的点集处理为空间曲面。
一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法，该方法以热管为热量导出系统基础；该方法对基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性结果进行判断，如图1所示，具体包括以下步骤：
环节1：热量导出系统有效性数据收集，该数据包括热管几何数、热量导出系统的延后投入时间、热流密度；
环节1-1：依据热量导出系统的工艺要求，收集系统参数和运行参数，在系统参数和运行参数的限定条件下，确定热管的几何结构，再将描述热管几何结构的变量带入守恒方程内计算出热管几何尺寸参数；其中守恒方程包括质量守恒方程、动量守恒方程及能量守恒方程，具体方程如下：
质量守恒方程：
Figure BDA0002132950360000071
动量守恒方程：
Figure BDA0002132950360000072
能量守恒方程：
Figure BDA0002132950360000073
其中：Wm表示质量流量，kg/s；z表示几何位置；ρm为流体密度，kg/m3；p表示压力，pa；
Figure BDA0002132950360000074
为摩擦压降梯度，pa/m；
Figure BDA0002132950360000075
为重位压降梯度，pa/m；
Figure BDA0002132950360000076
为局部压降梯度，pa/m；A表示流通横截面积，m2；q为线功率密度，W/m；im表示流体比焓，J/Kg；即将描述热管几何结构的变量带入上述公式中可计算出影响热量导出系统有效性热管几何尺寸参数；
在上述方案的基础上，针对描述热管几何结构的变量，依据对热量导出系统特性的影响大小，筛选出可选择变量，再依据所得可选择变量之间的联系，筛选出一个或两个独立变量，且所述独立变量以单个或组合的形式作为描述热量导出系统特性的热管几何数；
环节1-2：依据环节1-1所得热管几何尺寸参数，利用热量导出系统瞬态计算软件对反应堆发生事故危险进行分析，以得出需要热量导出系统投入的临界时间点及与所述临界时间点对应的热流密度，再依据热量导出系统投入的临界时间点得出热量导出系统的延后投入时间；
其中热量导出系统瞬态计算软件包括相互耦合的反应堆瞬态安全分析单元和计算单元，其中反应堆瞬态安全分析单元对反应堆一回路系统和除热管系统之外的热量导出系统进行建模，对反应堆稳态工况进行调试；而计算单元对热管系统进行单独建模，对其进行调试并与实验进行对比；因此，在反应堆瞬态安全分析单元和计算单元进行耦合的情况下，形成完整的计算过程。此外，在热量导出系统是闭合回路系统的前提下，所述计算单元用于计算出热量导出系统的传热量，所述反应堆瞬态安全分析单元用于控制热量导出系统的投入时间；
其中所述计算单元包括与反应堆瞬态安全分析单元连接的接口模块、将几何尺寸参数输入的输入输出模块、以及利用几何尺寸参数完成计算的两相流计算模块，而所得计算结果再经所述输入输出模块输出；
针对计算单元对热管与实验对比并进行调试，具体调试方法，包括以下具体步骤：
1)接通计算单元；
2)查阅公开文献中的实验结果，将实验结果的几何数输入计算单元；
3)将实验初始参数输入计算单元进行计算，得到与上述实验结果相吻合的计算结果，说明计算单元能进行有效计算。
此外，反应堆瞬态安全分析单元与计算单元耦合的方法指的是，在热管形成闭合回路，与其他系统不存在质量和动量的交换条件下，反应堆瞬态安全分析单元将热管换热器管外流体的入口温度和流量传递至计算单元，并设立热流密度边界，使得计算单元将热管的传热量传递给反应堆瞬态安全分析单元的热流量边界，即利用计算单元计算出传热量。
针对所述热量导出系统瞬态计算软件的分析方法，如图2所示，具体分析方法如下：1)、所述反应堆瞬态安全分析单元对除热管外的全反应堆一回路系统进行建模；2)、对正常满功率稳态运行工况准确性验证，并利用反应堆瞬态安全分析单元内的计算模块对满功率下的全厂断电事故进行计算；3)、反应堆各系统按照事故运行规程进行动作，依据反应堆瞬态安全分析单元内计算模块计算的参数峰值，判断该峰值是否超过安全限制，若未超过安全限制，则延后热量导出系统的延后投入时间，直至参数峰值超过安全限制，得到热量导出系统投入的临界时间点；
而所述热量导出系统投入临界时间点的具体计算方法如下：若第n(n≥1)次计算的延后时间为x(x≥0)秒，第n+1次计算延后时间为x+a(a＞0)秒，若第n+1次计算时反应堆无法正常排出余热，则在进行n+2次计算时将延后时间取为x-1/2a；若第n+1次计算时反应堆能正常排出余热，则在进行n+2次计算时将延后时间取为x+2a，以此类推，直至寻出反应堆正常排出余热的时间点，该时间点即为热管延时投入的临界时间点；
环节1-3：将环节1-1内的热管几何尺寸参数带入极限公式内，以获得与所述极限公式对应的热流密度；其中极限公式包括粘性传热极限公式、声速极限公式、传热极限公式、毛细传热极限公式、携带传热极限公式、沸腾传热极限公式；
将热管几何尺寸参数带入极限公式内，以获得与所述极限公式对应的热流密度，其中极限公式包括粘性传热极限公式、声速极限公式、传热极限公式、毛细传热极限公式、携带传热极限公式、沸腾传热极限公式；并且在热量导出系统无延后投入到投入的临界时间点间，利用计算单元对不同投入时间点进行抽样计算，得到热量导出系统的最大热流密度值或一段时间内的平均热流密度值。
环节2：利用环节1的收集数据建立三维笛卡尔坐标系，并对所得点集数据处理以得到三维曲面图；
环节2-1：建立以热管几何数为x坐标、热量导出系统的延后投入时间为y坐标，热流密度为z坐标的笛卡尔直角坐标系；
环节2-2：将在环节1-1内所得热管几何数对应笛卡尔直角坐标系中标出；将环节1-2内所得的热量导出系统的延后投入时间、与所述临界时间点对应的热流密度在笛卡尔直角坐标系中标出，对得到的点集进行数据处理以形成三维下曲面；
将环节1-3中得到的与所述极限公式对应的热流密度在x-z坐标系中标出，对得到的点集进行数据处理以形成二维曲线图，然后将曲线图向y坐标正方向进行拉伸，获得三维上曲面；再对三维下曲面和三维上曲面进行数据拟合处理以形成三维曲面图；
如图2所示，所述三维下曲面具体形成方法如下：
①、在热管几何数符合系统参数和运行参数的限定条件下，对几何数从小到大逐次抽样；
②、将抽样的几何数带入环节1-3中的极限公式、热量导出系统瞬态计算软件进行计算，获得相对应的热量导出系统的临界热流密度值、热量导出系统的延后投入时间及其相对应的最大/平均热流密度值；
③、将所得热量导出系统的临界热流密度值、热量导出系统的延后投入时间及其相对应的最大/平均热流密度值对应标记于笛卡尔直角坐标系中，而后更改几何数，重复①-③的过程，在笛卡尔直角坐标系中形成空间点集，再采用数据处理方法将空间的点集处理为空间曲面。
环节3：依据热量导出系统、热管及运行规程所体现的限定条件，选取表征热管几何数、热量导出系统的延后投入时间、及对应延后投入时间的热流密度的点值，并将对应点标记于笛卡尔直角坐标系内，判断对应点的位置是否在环节2形成的三维曲面图内，进而判定限定条件是否满足有效性。
综上所述，依据热量导出系统、热管及运行规程所体现的限定条件，在得出热管几何尺寸数、热量导出系统的延后投入时间及热流密度的对应点，并将对应点标记于笛卡尔直角坐标系内，判断对应点的位置是否在所形成的三维曲面图内，进而判定限定条件是否满足有效性的判断方法；
其对于运行方案选择、运行特性分析和几何尺寸优化提供较为全面而灵活的判断依据，譬如在进行后续运行方案选择时，若选定了热量排出系统的投入时间，则可根据空间曲面判断该投入时间下，系统所接受的最大热流密度是否超过了热管极限热流密度；若未选定投入时间，则可根据几何结构从空间曲面观察系统允许的投入时间选择区间。
以上所述实施方式仅表达了本发明的一种或多种实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对本发明专利范围的限制。应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明构思的前提下，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本发明的保护范围。
本发明公开了一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法，该方法以热管为热量导出系统基础，包括以下步骤：环节1：热量导出系统有效性数据收集；环节2：用收集数据构建三维曲面图；环节3：依据热量导出系统、热管及运行规程所体现的限定条件，选取表征热管几何数、热量导出系统的延后投入时间、及对应延后投入时间的热流密度的点值，并将对应点标记于笛卡尔直角坐标系内，判断对应点的位置是否在环节2形成的三维曲面图内，进而判定限定条件是否满足有效性；本发明的优点是在反应堆系统、热管、热量导出系统的限定条件下，不依赖热管极限工况瞬态计算模型，为判定限定条件有效性提供依据。

Claims (6)

1.一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法，其特征在于，该方法包括以下步骤：
步骤1：热量导出系统有效性数据收集，该数据包括热管几何数、热量导出系统的延后投入时间、热流密度；
步骤1.1：依据热量导出系统的工艺要求，收集系统参数和运行参数，在系统参数和运行参数的限定条件下，确定热管的几何结构，再将描述热管几何结构的变量带入守恒方程内计算出热管几何尺寸参数；
步骤1.2：依据步骤1.1所得热管几何尺寸参数，利用热量导出系统瞬态计算方法对反应堆发生事故危险进行分析，以得出需要热量导出系统投入的临界时间点及与所述临界时间点对应的热流密度，再依据热量导出系统投入的临界时间点得出热量导出系统的延后投入时间；
所述热量导出系统瞬态计算方法包括以下步骤：
步骤1.2.1：所述反应堆瞬态安全分析单元对除热管外的全反应堆一回路系统进行建模；
步骤1.2.2：对正常满功率稳态运行工况准确性验证，并利用反应堆瞬态安全分析单元内的计算模块对满功率下的全厂断电事故工况进行计算；
步骤1.2.3：反应堆各系统按照事故运行规程进行动作，依据反应堆瞬态安全分析单元内计算模块计算的参数峰值，判断该峰值是否超过安全限制，若未超过安全限制，则延后热量导出系统的投入时间，直至参数峰值超过安全限制，得到热量导出系统投入的临界时间点；
所述热量导出系统瞬态计算方法包括相互耦合的反应堆瞬态安全分析单元和计算单元，在热量导出系统是闭合回路系统的前提下，所述计算单元用于计算出热量导出系统的传热量，所述反应堆瞬态安全分析单元用于控制热量导出系统的投入时间；其中所述计算单元包括与反应堆瞬态安全分析单元连接的接口模块、将几何尺寸参数输入的输入输出模块、以及利用几何尺寸参数完成计算的两相流计算模块，且所得计算结果再经所述输入输出模块输出；
步骤1.3：将步骤1.1内的热管几何尺寸参数带入极限公式内，以获得与所述极限公式对应的热流密度；
步骤2：利用步骤1的收集数据建立三维笛卡尔坐标系，并对所得点集数据处理以得到三维曲面图；
步骤3：依据热量导出系统、热管及运行规程所体现的限定条件，选取表征热管几何数、热量导出系统的延后投入时间、及对应延后投入时间的热流密度的点值，并将对应点标记于笛卡尔直角坐标系内；
步骤4：判断步骤3得到的对应点的位置是否在步骤2形成的三维曲面图内，若对应点的位置在三维曲面图内判定限定条件有效，若对应点的位置不在三维曲面图内，则更换限定条件的点值，重复步骤3。
2.根据权利要求1所述的一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法，其特征在于，步骤1.1所述守恒方程包括质量守恒方程、动量守恒方程和能量守恒方程，质量守恒方程表示为下式：
Figure FDA0003548946160000021
动量守恒方程表示为下式：
Figure FDA0003548946160000022
能量守恒方程表示为下式：
Figure FDA0003548946160000023
其中，Wm表示质量流量；z表示几何位置；ρm为流体密度；p表示压力；
Figure FDA0003548946160000024
为摩擦压降梯度；
Figure FDA0003548946160000025
为重位压降梯度；
Figure FDA0003548946160000026
为局部压降梯度；A表示流通横截面积；q为线功率密度；im表示流体比焓；即将描述热管几何结构的变量带入上述公式中计算出影响热量导出系统有效性热管几何尺寸参数。
3.根据权利要求1所述的一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法，其特征在于，步骤1.2热量导出系统投入临界时间点的具体计算方法包括：若第n(n≥1)次计算的延后时间为x(x≥0)秒，第n+1次计算延后时间为x+a(a＞0)秒，若第n+1次计算时反应堆无法正常排出余热，则在进行n+2次计算时将延后时间取为x-1/2a；若第n+1次计算时反应堆能正常排出余热，则在进行n+2次计算时将延后时间取为x+2a，以此类推，直至寻找出反应堆正常排出余热的时间点，该时间点即为热管延时投入的临界时间点。
4.根据权利要求1所述的一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法，其特征在于，步骤1.3所述极限公式包括粘性传热极限公式、声速极限公式、传热极限公式、毛细传热极限公式、携带传热极限公式、沸腾传热极限公式。
5.根据权利要求1所述的一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法，其特征在于，所述步骤2包括：
步骤2.1：建立以热管几何数为x坐标、热量导出系统的延后投入时间为y坐标，热流密度为z坐标的笛卡尔直角坐标系；
步骤2.2：将在步骤1.1内所得热管几何数对应笛卡尔直角坐标系中标出；将步骤1.2内所得的热量导出系统的延后投入时间、与临界时间点对应的热流密度在笛卡尔直角坐标系中标出，对得到的点集进行数据处理以形成三维下曲面。
6.根据权利要求5所述的一种基于热管的核反应堆热量导出系统的有效性判断方法，其特征在于，步骤2.2所述三维下曲面形成方法包括以下步骤：
步骤2.2.1：在热管几何数符合系统参数和运行参数的限定条件下，对几何数从小到大逐次抽样；
步骤2.2.2：将抽样的几何数带入步骤1.3中的极限公式、热量导出系统瞬态计算方法进行计算，获得对应的热量导出系统的临界热流密度值、热量导出系统的延后投入时间及其对应的最大、平均热流密度值；
步骤2.2.3：将所得热量导出系统的临界热流密度值、热量导出系统的延后投入时间及其对应的最大、平均热流密度值对应标记于笛卡尔直角坐标系中，而后更改几何数，重复步骤2.2.1到步骤2.2.3的过程，在笛卡尔直角坐标系中形成空间点集，再采用数据处理方法将空间的点集处理为空间曲面。
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