CN115910406B - 一种非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法及系统 - Google Patents
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Abstract
本发明提出了一种非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法及系统，该方法包括：基于安全壳自由面积与标高确定安全壳自由容积；建立安全壳自由容积和标高之间的对应关系；确定堆腔初始条件和边界条件；基于安全壳自由容积以及堆腔初始条件和边界条件建立重力注射流量模型；基于重力注射流量模型，结合堆腔初始水位及安全壳自由容积与标高之间的对应关系，分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间。本发明提供了一种方便、快捷、精确的分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间的方法，分析结果可更好地支持IVR可信度的评估，进一步提高核电安全性。
Description
技术领域
本发明属于反应堆技术领域，尤其涉及一种非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法及系统。
背景技术
本部分的陈述仅仅是提供了与本发明相关的背景技术信息，不必然构成在先技术。
通过反应堆压力容器外水冷实现堆芯熔融物压力容器内滞留(IVR)是非能动核电厂重要的严重事故缓解措施，IVR有效性评估是非能动核电厂安全分析的关键内容。在特定的严重事故情景下，核电厂操纵员将打开堆腔淹没管线上的阀门，利用高位水箱的水淹没反应堆堆腔并冷却反应堆压力容器外表面，这一严重事故管理策略可有效地防止反应堆压力容器失效。通过将堆芯熔融物滞留在反应堆压力容器内，可限制发生某些具有很大不确定性的反应堆压力容器外的严重事故现象(如：反应堆外蒸汽爆炸、堆芯熔融物－混凝土相互作用等)，以维持安全壳的完整性，保护公众和环境免受辐射危险。
非能动核电厂IVR措施成功的前提条件之一是在反应堆吊篮底板熔化进入熔池前，堆腔水位需要淹没到一定的高度。因此，如何方便、快捷、精确的计算出堆腔淹没速率以及淹没时间，更好地支持IVR可信度的评估，提高核电安全性是需要解决的技术问题。
发明内容
为克服上述现有技术的不足，本发明提供了一种方便、快捷、精确的分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间的方法，分析结果可更好地支持IVR可信度的评估，进一步提高核电安全性。
为实现上述目的，本发明的一个或多个实施例提供了如下技术方案：
本发明第一方面提供了非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法，包括：
基于安全壳自由面积与标高确定安全壳自由容积；
建立安全壳自由容积和标高之间的对应关系；
确定堆腔初始条件和边界条件；
基于安全壳自由容积以及堆腔初始条件和边界条件建立重力注射流量模型；
基于重力注射流量模型，结合堆腔初始水位及安全壳自由容积与标高之间的对应关系，分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间。
本发明第二方面提供了一种非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析系统，包括：
安全壳自由容积确定模块，被配置为：基于安全壳自由面积与标高确定安全壳自由容积；
对应关系建立模块，被配置为：建立安全壳自由容积和标高之间的对应关系；
初始条件确定模块，被配置为：确定堆腔初始条件和边界条件；
重力注射流量模型建立模块，被配置为：基于安全壳自由容积以及堆腔初始条件和边界条件建立重力注射流量模型；
核电厂堆腔淹没分析模块，被配置为：基于重力注射流量模型，结合堆腔初始水位及安全壳自由容积与标高之间的对应关系，分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间。
本发明第三方面提供了计算机可读存储介质，其上存储有程序，该程序被处理器执行时实现如本发明第一方面所述的非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法中的步骤。
本发明第四方面提供了电子设备，包括存储器、处理器及存储在存储器上并可在处理器上运行的程序，所述处理器执行所述程序时实现如本发明第一方面所述的非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法中的步骤。
以上一个或多个技术方案存在以下有益效果：
(1)本发明涉及非能动压水堆核电厂严重事故下堆腔淹没速率及实现堆腔淹没所需时间的计算分析，特别是涉及大型复杂几何空间的自由容积精确计算、堆腔淹没速率及淹没高度的评估，从而为确定能否及时将堆腔淹没到指定的高度并实现堆芯熔融物压力容器内滞留提供条件，提高核电厂的安全性。
(2)本发明通过对设备形状划分与简化，实现了精确计算复杂几何结构的自由容积，根据分析目的需要给出分析对象的最大容积、名义容积、最小容积。
(3)本发明在确定堆腔初始水装量及初始水位时，综合考虑了多种不可用于计算堆腔淹没的水装量等方面的因素，提供了一种确定复杂系统内初始水位的方法。
本发明附加方面的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
构成本发明的一部分的说明书附图用来提供对本发明的进一步理解，本发明的示意性实施例及其说明用于解释本发明，并不构成对本发明的不当限定。
图1为第一个实施例的方法流程图。
具体实施方式
应该指出，以下详细说明都是示例性的，旨在对本发明提供进一步的说明。除非另有指明，本文使用的所有技术和科学术语具有与本发明所属技术领域的普通技术人员通常理解的相同含义。
需要注意的是，这里所使用的术语仅是为了描述具体实施方式，而非意图限制根据本发明的示例性实施方式。
在不冲突的情况下，本发明中的实施例及实施例中的特征可以相互组合。
实施例一
如图1所示，本实施例公开了一种非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法，包括三个关键步骤：步骤1、建立安全壳自由容积和标高之间的对应关系；
步骤2、明确堆腔淹没速率分析的关键初始条件和边界条件，包括高位水箱标高、堆腔初始水位、管道阻力等；
步骤3、建立重力注射流量模型，得到反应堆堆腔淹没速率及淹没时间。
具体的：步骤1中，建立安全壳自由容积与标高之间的对应关系，首先计算出安全壳内混凝土隔间的截面积和设备的截面积与标高的对应关系，然后隔间截面积减去设备截面积即可计算出自由面积与标高的对应关系，最后自由面积沿标高积分，即可得到安全壳自由容积。
本步骤中包含如下处理原则：1)计算中主要考虑的隔间和设备列表详见表1，忽略自由容积占比较小的管道、阀门等其它设备；
2)对于反应堆压力容器、蒸汽发生器、安注箱等设备，可假设为简单的几何形状，根据不同的底标高和顶标高进行划分后计算等效截面积或隔间截面积，简化规则详见表2；
3)对于部分形状或布置不规则的设备，等效截面积通过体积除以顶部和底部的标高差计算，这样就可以用截面积的常数值进行容积计算；
4)最大自由容积对应从自由容积中扣除所有可能为空的部分；最小自由容积对应扣除的这些体积中有一部分可以被淹没的情况。
对于横截面积沿高度方向不变的几何结构较为规整的设备或隔间可通过名义值±a％的(参数a推荐值取1，可根据具体电厂设计情况上下浮动)方式确定其最小/最大自由容积，对于横截面积沿高度方向上变化极度不规则的设备或隔间，其的最小容积可以通过最大容积减去b％(参数b推荐值取4，可根据具体电厂设计情况上下浮动)的方式确定。
表1隔间和设备列表
表2设备形状划分与简化
步骤2中，确定堆腔淹没速率分析的边界条件和初始条件，其中高位水箱几何参数及标高、堆腔淹没管道几何参数及阻力系数、堆腔标高等参数可根据电厂实际设计参数确定。
在确定堆腔初始水装量及初始水位时，需综合考虑从反应堆冷却剂系统中喷放进入到安全壳隔间的水装量、堆芯补水箱和安注箱的有效性以及由于水的蒸发及冷凝等原因导致的不可用于堆腔淹没的水装量等方面的因素，可用于堆腔淹没的最小水装量可根据下式求得：
m＝mRCS+nCMTmCMT+nACCmACC-mnon，
m：可用于堆腔淹没的最小水装量，kg
mRCS：反应堆冷却剂系统中喷放进入到安全壳隔间的水装量，kg；
nCMT：堆芯补水箱(CMT)台数；
mCMT：单台堆芯补水箱(CMT)水装量，kg；
nACC：中压安注箱(ACC)台数；
mACC：中压安注箱(ACC)水装量，kg；
mnon：水蒸发量(可参考一体化严重事故分析程序模拟结果确定)，kg；
步骤3中，非能动核电厂堆腔淹没实施过程中，操纵员打开堆腔淹没管线上的阀门，高位水箱内的水依靠重力注射到安全壳地坑，然后，从安全壳地坑流入到反应堆堆腔中。在已知堆腔淹没实施前初始条件、堆腔淹没高度和自由容积之间的对应关系的情况下，基于流量计算公式可得到堆腔淹没注射流量。
高位水箱中的水在重力作用下以非能动的方式注射到反应堆堆腔，注射流量可根据下式求得：
Q＝(ΔH/R)0.5，
其中：Q：体积流量，m3/s；
ΔH：高位水箱和安全壳地坑水位差，m；
R：流动阻力，s2/m5。
结合注水流量、堆腔初始水位及安全壳自由容积与标高之间的函数关系式，可得到将反应堆堆腔淹没到某一可确保IVR成功的特定高度所需要的总时间。进一步将实现堆腔淹没所需要的时间和核电厂严重事故进程模拟分析得到的时间窗口进行对比，即可得出非能动核电厂IIVR成功与否的结论。
具体的，根据上式确定的堆腔淹没注射流量，可得到从堆腔注水开启后的向堆腔注水的总体积和时间的对应关系。查询步骤一中确定的安全壳自由容积和标高之间的对应关系，当IVR成功所需特定堆腔淹没高度对应的自由容积和堆腔注水总体积相等时，对应的向堆腔注水的持续时间即为实现堆腔淹没所需的时间。
实施例二
本实施例公开了一种非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析系统，包括：
安全壳自由容积确定模块，被配置为：基于安全壳自由面积与标高确定安全壳自由容积；
对应关系建立模块，被配置为：建立安全壳自由容积和标高之间的对应关系；
初始条件确定模块，被配置为：确定堆腔初始条件和边界条件；
重力注射流量模型建立模块，被配置为：基于安全壳自由容积以及堆腔初始条件和边界条件建立重力注射流量模型；
核电厂堆腔淹没分析模块，被配置为：基于重力注射流量模型，结合堆腔初始水位及安全壳自由容积与标高之间的对应关系，分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间。
实施例三
本实施例的目的是提供计算机可读存储介质。
计算机可读存储介质，其上存储有计算机程序，该程序被处理器执行时实现如本公开实施例1所述的非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法中的步骤。
实施例四
本实施例的目的是提供电子设备。
电子设备，包括存储器、处理器及存储在存储器上并可在处理器上运行的程序，所述处理器执行所述程序时实现如本公开实施例1所述的非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法中的步骤。
以上实施例二、三和四的装置中涉及的各步骤与方法实施例一相对应，具体实施方式可参见实施例一的相关说明部分。术语“计算机可读存储介质”应该理解为包括一个或多个指令集的单个介质或多个介质；还应当被理解为包括任何介质，所述任何介质能够存储、编码或承载用于由处理器执行的指令集并使处理器执行本发明中的任一方法。
本领域技术人员应该明白，上述本发明的各模块或各步骤可以用通用的计算机装置来实现，可选地，它们可以用计算装置可执行的程序代码来实现，从而，可以将它们存储在存储装置中由计算装置来执行，或者将它们分别制作成各个集成电路模块，或者将它们中的多个模块或步骤制作成单个集成电路模块来实现。本发明不限制于任何特定的硬件和软件的结合。
上述虽然结合附图对本发明的具体实施方式进行了描述，但并非对本发明保护范围的限制，所属领域技术人员应该明白，在本发明的技术方案的基础上，本领域技术人员不需要付出创造性劳动即可做出的各种修改或变形仍在本发明的保护范围以内。
Claims (10)
1.一种非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法，其特征在于，包括：
基于安全壳自由面积与标高确定安全壳自由容积；
建立安全壳自由容积和标高之间的对应关系；
确定堆腔初始条件和边界条件；
基于安全壳自由容积以及堆腔初始条件和边界条件建立重力注射流量模型；
基于重力注射流量模型，结合堆腔初始水位及安全壳自由容积与标高之间的对应关系，分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间。
2.如权利要求1所述的非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法，其特征在于，所述基于安全壳自由面积与标高确定安全壳自由容积，包括以下步骤：建立反应堆厂房隔间截面积以及厂房主要设备截面积与标高的对应关系；
将隔间截面积减去设备截面积计算出安全壳自由面积与标高的对应关系；
将得到的安全壳自由面积延标高积分，得到安全壳自由容积。
3.如权利要求2所述的非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法，其特征在于，在计算过程中，基于厂房主要设备的形状特点，将其简化为简单的几何形状，根据不同的底标高和顶标高进行划分后计算等效截面积或隔间截面积。
4.如权利要求3所述的非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法，其特征在于，在计算过程中，对于部分形状或布置不规则的设备，通过体积除以顶部和底部的标高差计算等效截面积；对于横截面积沿高度方向不变的设备或隔间，通过名义容积值±1％的方式确定其最小/最大自由容积，部分隔间的最小容积以通过最大容积减去4％的方式确定。
5.如权利要求1所述的非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法，其特征在于，所述堆腔初始条件包括：高位水箱标高、堆腔初始水装量及初始水位；所述边界条件包括：堆腔淹没管道的几何参数及阻力系数；
在确定堆腔初始水装量及初始水位时，需综合考虑从反应堆冷却剂系统中喷放进入到安全壳隔间的水装量、堆芯补水箱和安注箱的有效性以及由于水的蒸发及冷凝原因导致的不可用于堆腔淹没的水装量因素。
6.如权利要求1所述的非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法，其特征在于，所述基于安全壳自由容积以及堆腔初始条件和边界条件建立重力注射流量模型，包括：高位水箱中的水在重力作用下以非能动的方式注射到反应堆堆腔，重力注射流量模型为：
Q＝(ΔH/R)0.5，
其中：Q：体积流量，m3/s；
ΔH：IRWST和安全壳地坑水位差，m；
R：流动阻力，s2/m5。
7.如权利要求1所述的非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法，其特征在于，所述基于重力注射流量模型，结合堆腔初始水位及安全壳自由容积与标高之间的对应关系，分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间，包括：
求解重力注射流量模型，得到从堆腔注水开启后的向堆腔注水的总体积和时间的对应关系，查询安全壳自由容积和标高之间的对应关系，当IVR成功所需特定堆腔淹没高度对应的自由容积和堆腔注水总体积相等时，对应的向堆腔注水的持续时间即为实现堆腔淹没所需要的时间；
基于重力注射流量模型，结合堆腔初始水位及安全壳自由容积与标高之间的对应关系，得到将反应堆堆腔淹没到确保IVR成功的特定高度所需要的总时间；
将实现堆腔淹没所需要的时间和核电厂严重事故进程模拟分析得到的时间进行对比，确定非能动核电厂IVR是否成功。
8.一种非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析系统，其特征在于，包括：
安全壳自由容积确定模块，被配置为：基于安全壳自由面积与标高确定安全壳自由容积；
对应关系建立模块，被配置为：建立安全壳自由容积和标高之间的对应关系；
初始条件确定模块，被配置为：确定堆腔初始条件和边界条件；
重力注射流量模型建立模块，被配置为：基于安全壳自由容积以及堆腔初始条件和边界条件建立重力注射流量模型；
核电厂堆腔淹没分析模块，被配置为：基于重力注射流量模型，结合堆腔初始水位及安全壳自由容积与标高之间的对应关系，分析核电厂堆腔淹没速率及淹没时间。
9.计算机可读存储介质，其上存储有程序，其特征在于，该程序被处理器执行时实现如权利要求1-7任一项所述的非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法中的步骤。
10.电子设备，包括存储器、处理器及存储在存储器上并可在处理器上运行的程序，其特征在于，所述处理器执行所述程序时实现如权利要求1-7任一项所述的非能动压水堆核电厂堆腔淹没分析方法中的步骤。
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