CN111723450A - 核电厂安全分析方法及系统 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核电厂安全分析方法及系统。其中，核电厂安全分析方法，包括：建立网格模型，并设定网格模型的初始条件和边界条件，其中，网格模型至少包括边界和控制体；根据网格模型、初始条件和边界条件，通过动量守恒方程计算速度与压力之间的表达式，并得到临时速度；根据速度与压力之间的表达式和临时速度，通过质量守恒方程和能量守恒方程求解主变量；根据主变量求解所需的辅助变量，并基于主变量和辅助变量对核电厂进行安全分析。本发明的核电厂安全分析方法能实现核电厂热工水力现象的模拟，具有计算结果准确、可靠的优点，从而在核电厂的安全分析中，提供可靠的参考。

Description

核电厂安全分析方法及系统
技术领域
本发明涉及核电技术领域，特别涉及一种核电厂安全分析方法及系统。
背景技术
核电是涉及多学科、多系统的高度复杂的系统工程，在核电厂设计与安全分析中，需要进行大量的计算分析工作。通常建立模型，然后利用相关算法对模型求解，从而根据求解结果分析核电厂的安全性。因此，如何得到准确的求解结果至关重要。
发明内容
本发明旨在至少在一定程度上解决上述相关技术中的技术问题之一。
为此，本发明的第一个目的在于提出一种核电厂安全分析方法。该方法能实现核电厂热工水力现象的模拟，具有计算结果准确、可靠的优点，从而在核电厂的安全分析中，提供可靠的参考。
为了实现上述目的，本发明的第一方面公开了一种核电厂安全分析方法，包括以下步骤：建立网格模型，并设定所述网格模型的初始条件和边界条件，其中，所述网格模型至少包括边界和控制体；根据所述网格模型、所述初始条件和边界条件，通过动量守恒方程计算速度与压力之间的表达式，并得到临时速度；根据所述速度与压力之间的表达式和临时速度，通过质量守恒方程和能量守恒方程求解主变量；根据所述主变量求解所需的辅助变量，并基于所述主变量和所述辅助变量对所述核电厂进行安全分析。
本发明的核电厂安全分析方法，能实现核电厂热工水力现象的模拟，具有计算结果准确、可靠的优点，从而在核电厂的安全分析中，提供可靠的参考。
在一些示例中，还包括：根据所述临时速度至少对水力学特殊模型进行计算。
在一些示例中，所述根据所述速度与压力之间的表达式，通过质量守恒方程和能量守恒方程求解主变量，包括：根据所述速度与压力之间的表达式，通过质量守恒方程和能量守恒方程生成全场的求解矩阵；根据所述求解矩阵进行所述主变量的全场求解。
在一些示例中，其中，所述动量守恒方程为：
Figure BDA0001984533690000021
其中，所述动量守恒方程由时间项、对流项、压力项、重力项和源项构成；
所述质量守恒方程为：
Figure BDA0001984533690000022
其中，所述质量守恒方程由时间项、体积在运动中的相对膨胀率和源项构成；
所述能量守恒方程为：
Figure BDA0001984533690000031
其中，所述能量守恒方程由时间项、对流项、压力项和源项构成。
在一些示例中，所述根据所述主变量求解所需的辅助变量，并基于所述主变量和所述辅助变量对所述核电厂进行安全分析，包括：至少根据所述主变量求解所需的辅助变量分析核电厂的一、二回路的热工水力现象和破口、蒸汽发生器传热管破裂等事故。
本发明的第二方面的实施例公开了一种核电厂安全分析系统，包括：预处理模块，用于建立网格模型，并设定所述网格模型的初始条件和边界条件，其中，所述网格模型至少包括边界和控制体；边界、连接件模块，用于根据所述网格模型、所述初始条件和边界条件，通过动量守恒方程计算速度与压力之间的表达式，并得到临时速度；控制体求解模块，用于根据所述速度与压力之间的表达式和临时速度，通过质量守恒方程和能量守恒方程求解主变量，并根据所述主变量求解所需的辅助变量，以及基于所述主变量和所述辅助变量对所述核电厂进行安全分析。
本发明的核电厂安全分析系统，能实现核电厂热工水力现象的模拟，具有计算结果准确、可靠的优点，从而在核电厂的安全分析中，提供可靠的参考。
在一些示例中，所述边界、连接件计算模块还用于根据所述临时速度至少对水力学特殊模型进行计算。
在一些示例中，所述控制体求解模块用于根据所述速度与压力之间的表达式，通过质量守恒方程和能量守恒方程生成全场的求解矩阵，并根据所述求解矩阵进行所述主变量的全场求解。
在一些示例中，其中，所述动量守恒方程为：
Figure BDA0001984533690000041
其中，所述动量守恒方程由时间项、对流项、压力项、重力项和源项构成；
所述质量守恒方程为：
Figure BDA0001984533690000042
其中，所述质量守恒方程由时间项、体积在运动中的相对膨胀率和源项构成；
所述能量守恒方程为：
Figure BDA0001984533690000043
其中，所述能量守恒方程由时间项、对流项、压力项和源项构成。
在一些示例中，所述控制体求解模块用于至少根据所述主变量求解所需的辅助变量分析核电厂的一、二回路的热工水力现象和破口、蒸汽发生器传热管破裂等事故。
本发明的附加方面和优点将在下面的描述中部分给出，部分将从下面的描述中变得明显，或通过本发明的实践了解到。
附图说明
本发明的上述的或附加的方面和优点结合下面附图对实施例的描述中将变得明显和容易理解，其中：
图1是根据本发明一个实施例的核电厂安全分析方法的流程图；
图2是根据本发明一个实施例的核电厂安全分析方法中网络模型的示意图；
图3是根据本发明一个实施例的核电厂安全分析方法计算结果与相关技术中的计算结果的比对示意图；
图4是根据本发明另一个实施例的核电厂安全分析方法计算结果与相关技术中的计算结果的比对示意图；
图5是根据本发明再一个实施例的核电厂安全分析方法计算结果与相关技术中的计算结果的比对示意图；
图6是根据本发明一个实施例的核电厂安全分析系统的结构框图。
具体实施方式
下面详细描述本发明的实施例，所述实施例的示例在附图中示出，其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，仅用于解释本发明，而不能理解为对本发明的限制。
以下结合附图描述根据本发明实施例所述的核电厂安全分析方法及系统。
图1是根据本发明一个实施例的核电厂安全分析方法的流程图。
如图1所示，根据本发明一个实施例的核电厂安全分析方法，包括如下步骤：
S101：建立网格模型，并设定所述网格模型的初始条件和边界条件，其中，所述网格模型包括但不限于边界和控制体，当然，还可以有管路和阀体。其核心为边界、控制体以及内部连接件(如连接件与边界均作为连接控制体的存在)，通过连接件和控制体来模拟管路、阀门等设备来完成核电厂系统的安全分析计算。
S102：根据所述网格模型、所述初始条件和边界条件，通过动量守恒方程计算速度与压力之间的表达式，并得到临时速度。
其中，动量守恒方程例如为：
Figure BDA0001984533690000061
其中，所述动量守恒方程由时间项、对流项、压力项、重力项和源项构成。
进一步地，还包括：根据所述临时速度对水力学特殊模型进行计算，当然对水力学特殊模型进行计算仅是示例性的。还可以根据临时速度对其它相关的模型等进行计算。
S103：根据所述速度与压力之间的表达式和临时速度，通过质量守恒方程和能量守恒方程求解主变量。
具体地，根据所述速度与压力之间的表达式，通过质量守恒方程和能量守恒方程生成全场的求解矩阵；根据所述求解矩阵进行所述主变量的全场求解。
其中，质量守恒方程例如为：
Figure BDA0001984533690000062
其中，所述质量守恒方程由时间项、体积在运动中的相对膨胀率和源项构成；
所述能量守恒方程例如为：
Figure BDA0001984533690000071
其中，所述能量守恒方程由时间项、对流项、压力项和源项构成。
其中，根据方程所求解的主变量进行临时速度的修正，并判断计算结果是否收敛，若结果收敛则继续计算，若结果未收敛，则通过Newton-Raphson方法重复S102-S103的步骤进行迭代计算，直至结果收敛。
S104：根据所述主变量求解所需的辅助变量，并基于所述主变量和所述辅助变量对所述核电厂进行安全分析。
例如：根据所述主变量求解所需的辅助变量分析核电厂的一、二回路的热工水力现象和破口、蒸汽发生器传热管破裂等事故。当然，分析核电厂的一、二回路的热工水力现象和破口、蒸汽发生器传热管破裂等事故仅是示例性的，在其他示例中，还可以对其它问题进行分析。
即：首先通过动量守恒方程与给定的边界条件得到速度与压力之间的表达式，并得到临时速度值，用于当前时刻的相关水力学特殊过程，如临界流等功能模块的计算；然后利用速度与压力之间得出的表达式，联立质量守恒方程与能量守恒方程，生成全场的求解矩阵进行主变量的全场求解；再利用求解得到的主变量和相应的状态方程计算所需要用到的其他辅助变量。
也就是说，该方法通过在边界和连接控制体的连接件上计算动量守恒方程。得出速度与压力之间的表达式和临时速度，随后代入质量与能量方程，并定义压力与焓为主变量在控制体上进行方程联立求解，随后根据得出的主变量求解其他所需的辅助变量。
举例来说，如图2所示，定义一个网格模型，由两根管路，三个边界与一个阀门构成。
其中，BC为边界，对边界上给定边界条件，pipe1、pipe2为两根管道，CV对应管道上的控制体，阀门位于两根管道之间，该阀门初始状态设定为关闭，将于计算时间5秒时开启。
初始条件和边界条件给定如下：
Pipe1、pipe2以及阀门和边界的流通面积为：7.85398*10-3m2，Pipe1与pipe2的长度均为0.6m；管内流体以及流量边界定义流速为10m/s，流体温度为气相温度393.15K、液相温度293.15K，压力边界及管内压强定义为0.1*10-6Pa。
通过以上网格模型、初始条件以及边界条件，通过本发明实施例的方法进行计算求解，计算结果与相关技术中的求解方法相比，结果如图3-图5所示，其中，图3示出了BC2上的气相与液相速度的对比结果、图4示出了BC3上的气相与液相速度的对比结果、图5示出了阀门上的气相与液相速度的对比结果。
通过以上对比结果，可以看到随着计算时间到达5s，阀门的开合在计算中得到了明确的反馈，通过与相关技术中的求解算法进行对比，其计算结果精确，进而，该方法具有较高的可行性和可靠性。
本发明实施例的核电厂安全分析方法，能实现核电厂热工水力现象的模拟，具有计算结果准确、可靠的优点，从而在核电厂的安全分析中，提供可靠的参考。
图6是根据本发明一个实施例的核电厂安全分析系统的结构框图。如图6所示，根据本发明一个实施例的核电厂安全分析系统600，包括：预处理模块610、边界、连接件计算模块620和控制体求解模块630。
其中，预处理模块610用于建立网格模型，并设定所述网格模型的初始条件和边界条件，其中，所述网格模型包括但不限于边界和控制体，当然，还可以包括管路和阀体；边界、连接件计算模块620用于根据所述网格模型、所述初始条件和边界条件，通过动量守恒方程计算速度与压力之间的表达式，并得到临时速度；控制体求解模块630用于根据所述速度与压力之间的表达式和临时速度，通过质量守恒方程和能量守恒方程求解主变量，并根据所述主变量求解所需的辅助变量，以及基于所述主变量和所述辅助变量对所述核电厂进行安全分析。
在本发明的一个实施例中，所述边界、连接件计算模块620还用于根据所述网格模型、所述初始条件和边界条件，通过动量守恒方程计算临时速度，并根据所述临时速度对临界流等水力学特殊模型进进行计算。
在本发明的一个实施例中，所述控制体求解模块630用于根据所述速度与压力之间的表达式和临时速度，通过质量守恒方程和能量守恒方程生成全场的求解矩阵，并根据所述求解矩阵进行所述主变量的全场求解。
在本发明的一个实施例中，所述动量守恒方程为：
Figure BDA0001984533690000091
其中，所述动量守恒方程由时间项、对流项、压力项、重力项和源项构成；
所述质量守恒方程为：
Figure BDA0001984533690000092
其中，所述质量守恒方程由时间项、体积在运动中的相对膨胀率和源项构成；
所述能量守恒方程为：
Figure BDA0001984533690000101
其中，所述能量守恒方程由时间项、对流项、压力项和源项构成。
在本发明的一个实施例中，所述控制体求解模块630用于根据所述主变量求解所需的辅助变量分析核电厂的一、二回路的热工水力现象和破口、蒸汽发生器传热管破裂事故等。
本发明实施例的核电厂安全分析系统，能实现核电厂热工水力现象的模拟，具有计算结果准确、可靠的优点，从而在核电厂的安全分析中，提供可靠的参考。
需要说明的是，本发明实施例的核电厂安全分析系统的具体实现方式于本发明实施例的核电厂安全分析方法的具体实现方式类似，具体请参见方法部分的描述，此处不做赘述。
在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个实施例或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不是必须针对的是相同的实施例或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。此外，在不相互矛盾的情况下，本领域的技术人员可以将本说明书中描述的不同实施例或示例以及不同实施例或示例的特征进行结合和组合。
在本发明的描述中，需要说明的是，除非另有规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”应做广义理解，例如，可以是机械连接或电连接，也可以是两个元件内部的连通，可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，对于本领域的普通技术人员而言，可以根据具体情况理解上述术语的具体含义
尽管上面已经示出和描述了本发明的实施例，可以理解的是，上述实施例是示例性的，不能理解为对本发明的限制，本领域的普通技术人员在本发明的范围内可以对上述实施例进行变化、修改、替换和变型。

Claims (10)

1.一种核电厂安全分析方法，其特征在于，包括以下步骤：
建立网格模型，并设定所述网格模型的初始条件和边界条件，其中，所述网格模型至少包括边界和控制体；
根据所述网格模型、所述初始条件和边界条件，通过动量守恒方程计算速度与压力之间的表达式，并得到临时速度；
根据所述速度与压力之间的表达式和临时速度，通过质量守恒方程和能量守恒方程求解主变量；
根据所述主变量求解所需的辅助变量，并基于所述主变量和所述辅助变量对所述核电厂进行安全分析。
2.根据权利要求1所述的核电厂安全分析方法，其特征在于，还包括：
根据所述临时速度至少对水力学特殊模型进行计算。
3.根据权利要求1或2所述的核电厂安全分析方法，其特征在于，所述根据所述速度与压力之间的表达式，通过质量守恒方程和能量守恒方程求解主变量，包括：
根据所述速度与压力之间的表达式，通过质量守恒方程和能量守恒方程生成全场的求解矩阵；
根据所述求解矩阵进行所述主变量的全场求解。
4.根据权利要求1所述的核电厂安全分析方法，其特征在于，其中，
所述动量守恒方程为：
Figure FDA0001984533680000021
其中，所述动量守恒方程由时间项、对流项、压力项、重力项和源项构成；
所述质量守恒方程为：
Figure FDA0001984533680000022
其中，所述质量守恒方程由时间项、体积在运动中的相对膨胀率和源项构成；
所述能量守恒方程为：
Figure FDA0001984533680000023
其中，所述能量守恒方程由时间项、对流项、压力项和源项构成。
5.根据权利要求1所述的核电厂安全分析方法，其特征在于，所述根据所述主变量求解所需的辅助变量，并基于所述主变量和所述辅助变量对所述核电厂进行安全分析，包括：
至少根据所述主变量求解所需的辅助变量分析核电厂的一、二回路的热工水力现象和破口、蒸汽发生器传热管破裂等事故。
6.一种核电厂安全分析系统，其特征在于，包括：
预处理模块，用于建立网格模型，并设定所述网格模型的初始条件和边界条件，其中，所述网格模型至少包括边界和控制体；
边界、连接件计算模块，用于根据所述网格模型、所述初始条件和边界条件，通过动量守恒方程计算速度与压力之间的表达式，并得到临时速度；
控制体求解模块，用于根据所述速度与压力之间的表达式和临时速度，通过质量守恒方程和能量守恒方程求解主变量，并根据所述主变量求解所需的辅助变量，以及基于所述主变量和所述辅助变量对所述核电厂进行安全分析。
7.根据权利要求6所述的核电厂安全分析系统，其特征在于，所述边界、连接件计算模块还用于根据所述临时速度至少对水力学特殊模型进行计算。
8.根据权利要求6或7所述的核电厂安全分析系统，其特征在于，所述控制体求解模块用于根据所述速度与压力之间的表达式，通过质量守恒方程和能量守恒方程生成全场的求解矩阵，并根据所述求解矩阵进行所述主变量的全场求解。
9.根据权利要求6所述的核电厂安全分析系统，其特征在于，其中，
所述动量守恒方程为：
Figure FDA0001984533680000031
其中，所述动量守恒方程由时间项、对流项、压力项、重力项和源项构成；
所述质量守恒方程为：
Figure FDA0001984533680000032
其中，所述质量守恒方程由时间项、体积在运动中的相对膨胀率和源项构成；
所述能量守恒方程为：
Figure FDA0001984533680000041
其中，所述能量守恒方程由时间项、对流项、压力项和源项构成。
10.根据权利要求6所述的核电厂安全分析系统，其特征在于，所述控制体求解模块用于至少根据所述主变量求解所需的辅助变量分析核电厂的一、二回路的热工水力现象和破口、蒸汽发生器传热管破裂等事故。
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