CN116306335B - 一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统 - Google Patents
一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统 Download PDFInfo
- Publication number
- CN116306335B CN116306335B CN202211632241.9A CN202211632241A CN116306335B CN 116306335 B CN116306335 B CN 116306335B CN 202211632241 A CN202211632241 A CN 202211632241A CN 116306335 B CN116306335 B CN 116306335B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- core
- migration
- mass
- melt
- nuclear power
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
- 238000013508 migration Methods 0.000 title claims abstract description 98
- 230000005012 migration Effects 0.000 title claims abstract description 98
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 title claims abstract description 29
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 85
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 55
- 230000008018 melting Effects 0.000 claims abstract description 52
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims abstract description 52
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 34
- 230000035515 penetration Effects 0.000 claims abstract description 29
- 238000009826 distribution Methods 0.000 claims abstract description 27
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 claims abstract description 22
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 claims abstract description 14
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims abstract description 13
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 claims abstract description 12
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 claims abstract description 11
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 claims abstract description 10
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 19
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 claims description 18
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 11
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 11
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 9
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 8
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 8
- 238000003860 storage Methods 0.000 claims description 6
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 5
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 4
- 238000004590 computer program Methods 0.000 claims description 4
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 claims description 4
- ATYZRBBOXUWECY-UHFFFAOYSA-N zirconium;hydrate Chemical compound O.[Zr] ATYZRBBOXUWECY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 230000004927 fusion Effects 0.000 claims description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims description 3
- 230000010354 integration Effects 0.000 claims description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 2
- RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);zirconium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[Zr+4] RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910001928 zirconium oxide Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 claims 2
- 239000000155 melt Substances 0.000 abstract description 18
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 abstract description 5
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 abstract description 5
- 239000011162 core material Substances 0.000 description 102
- 238000007711 solidification Methods 0.000 description 5
- 230000008023 solidification Effects 0.000 description 5
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 4
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 239000012768 molten material Substances 0.000 description 3
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N Zirconium dioxide Chemical compound O=[Zr]=O MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 2
- 238000013461 design Methods 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 238000009834 vaporization Methods 0.000 description 2
- 230000008016 vaporization Effects 0.000 description 2
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 1
- 238000007499 fusion processing Methods 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 238000004088 simulation Methods 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
- G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
- G06F30/00—Computer-aided design [CAD]
- G06F30/20—Design optimisation, verification or simulation
- G06F30/28—Design optimisation, verification or simulation using fluid dynamics, e.g. using Navier-Stokes equations or computational fluid dynamics [CFD]
-
- G—PHYSICS
- G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
- G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
- G06F2113/00—Details relating to the application field
- G06F2113/08—Fluids
-
- G—PHYSICS
- G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
- G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
- G06F2119/00—Details relating to the type or aim of the analysis or the optimisation
- G06F2119/08—Thermal analysis or thermal optimisation
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Theoretical Computer Science (AREA)
- Mathematical Physics (AREA)
- Fluid Mechanics (AREA)
- Mathematical Analysis (AREA)
- Mathematical Optimization (AREA)
- Computing Systems (AREA)
- Pure & Applied Mathematics (AREA)
- Computer Hardware Design (AREA)
- Evolutionary Computation (AREA)
- Geometry (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Algebra (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明提出了一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统，包括：获取首次熔穿位置，根据首次熔穿位置获得堆芯熔池首次迁移进入下封头时的堆芯熔融物质量、时序以及下封头内水蒸干信息；根据首次熔穿位置以上堆芯的各材料的熔点和氧化情况，获得首次迁移至堆芯下支撑板上、堆芯环形间隙内所形成的阻塞层的材料分布、质量和体积；根据首次迁移后堆芯剩余材料和所形成的阻塞层的各材料升温至熔点的顺序、时间以及下封头内经首次迁移后剩余水量情况，对堆芯熔融物二次迁移进行分析。对堆芯熔化以及迁移进行更细致的分析评价，从而为核电安全分析中熔融物滞留有效性评价提供更为有效的支撑。
Description
技术领域
本发明属于核电厂安全相关技术领域，尤其涉及一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统。
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。
通过压力容器外水冷实现堆芯熔融物压力容器内滞留(IVR)是治理核电厂严重事故的主要手段之一。在严重事故期间，堆芯失去冷却后熔化并迁移至压力容器下封头，通过将反应堆压力容器浸没于水中，利用水冷却压力容器外表面，可有效地带走堆芯熔融物的热量，防止压力容器失效，从而防止堆芯熔融物进入安全壳迁移。通过将堆芯熔融物滞留在压力容器内，可阻止发生某些与安全壳完整性相关且具有很大不确定性的压力容器外的严重事故现象(如：压力容器外蒸汽爆炸、堆芯熔融物－混凝土反应等)，以保证安全壳的完整性。
堆芯熔化及熔融物向反应堆下腔室迁移的过程，涉及多组分材料的熔化、凝固、蒸发、氧化等复杂物理化学现象，其将对下封头内熔融池的成分和结构有重要影响。而熔融池特性将对反应堆下封头壁面的热负荷以及对反应堆下封头完整性的威胁有显著的影响。因此，为了评价堆芯熔融物在反应堆下腔室内滞留措施的有效性，堆芯熔化和迁移现象的模拟是十分重要的一步。
通常可以采用一体化严重事故分析程序来模拟堆芯熔化和迁移的过程，同时通用的三维计算流体力学软件(CFD)也可以用于堆芯升温熔化的分析，但二者均存在一定的缺陷，一体化程序模拟的不够精细，例如不能模拟熔融物在环隙中凝固等现象。CFD软件通常用于计算堆芯升温，而对于整体的熔化、氧化以及凝固现象难以完全模拟。
发明内容
为克服上述现有技术的不足，本发明提供了一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统，分阶段考虑熔融物迁移至下封头，对堆芯熔化及迁移开展更加细致的分析评价，获得更为真实的熔融物迁移进程。
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：一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法，包括：
获取首次熔穿位置，根据首次熔穿位置获得堆芯熔池首次可迁移的堆芯熔融物总质量和各材料份额、时序以及压力容器剩余水量、熔穿时刻的衰变热分布信息；
根据首次熔穿位置以上堆芯的各材料的熔点和氧化情况，获得首次迁移至堆芯下支撑板上、堆芯环形间隙内所形成的阻塞层的材料分布、质量和体积，结合可迁移的堆芯熔融物总质量及未熔化材料质量获得首次迁移至下封头的质量和体积；
根据首次迁移后堆芯剩余材料和所形成的阻塞层的各材料升温至熔点的顺序、时间以及下封头内经首次迁移后剩余水量情况，对堆芯熔融物二次迁移进行分析。
本发明的第二个方面提供一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析系统，包括：
首次迁移确定模块：获取首次熔穿位置，根据首次熔穿位置获得堆芯熔池首次可迁移堆芯熔融物总质量和各材料份额、时序以及压力容器剩余水装量、熔穿时刻的衰变热分布信息；
二次迁移材料确定模块：根据首次熔穿位置以上堆芯的各材料的熔点和氧化情况，获得首次迁移至堆芯下支撑板上、堆芯环形间隙内所形成的阻塞层的材料分布、质量和体积，结合可迁移的总质量及未熔化材料质量获得首次迁移至下封头的质量和体积；
二次迁移分析模块：根据首次迁移后堆芯剩余材料和所形成的阻塞层的各材料升温至熔点的顺序、时间以及下封头内经首次迁移后剩余水量情况，对堆芯熔融物二次迁移进行分析。
本发明的第三个方面提供一种计算机可读存储介质，用于存储计算机指令，所述计算机指令被处理器执行时，完成上述方法所述的步骤。
本发明的第四个方面提供一种电子设备，包括存储器和处理器以及存储在存储器上并在处理器上运行的计算机指令，所述计算机指令被处理器运行时，完成上述方法所述的步骤。
以上一个或多个技术方案存在以下有益效果：
在本发明中，分批次考虑熔融物迁移至下封头，将熔融物熔穿侧向的堆芯包围构件作为首次迁移。将堆芯剩余熔融物的持续升温、熔化并逐渐向下封头掉落作为二次迁移，对堆芯熔化及迁移开展更加细致的分析评价，获得更为真实的熔融物迁移进程，从而为核电安全分析中熔融物滞留有效性评价提供更为有效的支撑。
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为本发明实施例一中核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法示意图；
图2为本发明实施例一中二次迁移分析的物理过程示意图。
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核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法，包括：
获取首次熔穿位置，根据首次熔穿位置获得堆芯熔池首次可迁移的堆芯熔融物总质量和各材料份额、以及下封头内压力容器内剩余水装量、熔穿时刻的衰变热分布信息；
根据首次熔穿位置以上堆芯的各材料的熔点和氧化情况，获得首次迁移至堆芯下支撑板上、堆芯环形间隙内所形成的阻塞层的材料分布、质量和体积。结合可迁移堆芯熔融物的总质量及未熔化材料质量获得首次迁移至下封头的质量和体积；
根据首次迁移后堆芯剩余材料和所形成的阻塞层的各材料升温至熔点的顺序、时间以及下封头内经首次迁移后剩余水量情况，对堆芯熔融物二次迁移进行分析。
在本实施例中，分批次考虑熔融物迁移至下封头，将熔融物穿侧向的堆芯包围构件作为首次迁移，将堆芯剩余熔融物的持续升温、熔化并逐渐向下封头掉落作为二次迁移。
采用一体化分析程序(例如MAAP)和CFD程序分析堆芯熔化进程，其中CFD分析可根据堆芯不同高度划分横截面开展升温分析。
通过MAAP和CFD程序获得首次熔穿时刻，反应堆压力容器内水/蒸汽混合水位、熔穿位置，压力容器内空泡份额以及熔穿时刻堆芯的衰变热总能量，二次迁移各材料的初始温度。
基于核电厂设计，获得堆芯各类材料如UO2’Zr和不锈钢的质量，以及压力容器内总水装量，堆芯流通面积，堆芯活性区高度，吊篮和围筒之间环隙面积，下支撑板以下体积等参数作为本分析的基础。
考虑水的冷却效果，将堆芯内熔融池底部设置在该混合水位以上，堆芯熔融池底部为再凝固的氧化物硬壳。
另外，在后续全程计算中，模型需追踪UO2熔融碎片并根据初始衰变热总能量，结合不同核电厂运行条件下的堆芯衰变热分布(轴向和径向分别给出热量分布比例)将热源赋值给该部分熔融物。
分析中考虑基于多种堆芯功率的衰变热分布，并建立衰变热追踪模型，即根据总衰变热和其分布因子分别计算各部分UO2的功率密度(体积释热率)，并根据熔化的UO2材料迁移情况，将衰变热带至迁移的位置并用于计算熔融物升温或水的蒸发。
在本实施例的首次迁移中，采用严重事故一体化分析程序，计算堆芯熔池首次熔穿时可向下迁移的熔融物质量、温度、组分以及堆芯衰变热和压力容器的水位。
在首次迁移中，基于压力容器水总装量、剩余水量和空泡份额，计算蒸发的水蒸汽质量，进而根据氧化反应化学方程式，计算获得堆芯金属的氧化份额。
具体的，根据一体化分析程序计算获得堆芯活性区顶部裸露时刻，压力容器内冷却剂的平均空泡份额，以及反应堆燃料活性区底部与压力容器内水/蒸汽混合水位顶部之间的堆芯区域的水质量，将此水质量与平均空泡份额相乘后获得可参与锆水反应的水蒸汽质量。
基于锆水反应的包壳化学方程式，结合水蒸汽质量以及混合水位以上的锆包壳质量，计算获得混合水位以上的锆包壳氧化份额，产生氧化锆的质量、以及剩余未氧化的锆质量。其中，锆包壳质量为核电厂设计值乘以燃料裸露部分占总高度的比例。未氧化的锆熔点低首先迁移至堆芯下部，氧化锆与堆芯熔化的UO2组成高温的氧化熔融物，进一步分析二次凝固后形成堆芯剩余材料的质量，以及可进入下封头的质量。
在本实施例中，对于首次迁移，针对首次熔穿位置以上的材料开展分析，各材料按照熔点依次熔化、低熔点的材料首先向下进入堆芯底部有水冷却的区域并凝固堵塞燃料通道，计算获得阻塞层的体积和材料分布。
具体的，计算堆芯熔化及向下迁移后凝固的过程，首次熔化熔点较低的(如1600K到2100K)金属(如锆、铁等)，其向下流到堆芯下部较冷的区域，最终凝固在支撑板以上的堆芯内底部位置。将这些金属的总质量除以金属密度和堆芯流通面积，可计算凝固后形成金属阻塞层的高度。
根据金属阻塞层顶部到首次熔穿位置的高度、堆芯流通面积(设计数据)计算该区域的容积。熔点较高的氧化熔融物填充满该区域，根据氧化熔融物密度，计算氧化熔融物质量，形成堆芯熔融池底部硬壳。
堆芯外围燃料组件的功率密度低，换热条件较好，熔化的比例低，基于CFD模型和MAAP分析结果，分析结果考虑一定份额(如20％-50％)的外围燃料组件熔化，其也下落并形成熔融氧化池和硬壳。将该质量的UO2加在堆芯剩余材料之上，对应的衰变热也随该部分质量一同下落，用于后续的二次迁移升温分析。
在本实施例中，对于首次迁移，针对首次熔穿位置以上的材料开展分析，侧向迁移的材料进入间隙后冷却，计算获得间隙阻塞层的体积及材料分布。
具体的，分析堆芯熔池硬壳侧向失效，熔融物流入堆芯外围的环形间隙(例如围筒和吊篮之间)，将该空间填充的质量。根据该环形间隙的底面积、熔池底部距离下支撑板的高度，计算获得迁移到围筒和吊篮之间口袋内的氧化熔融物体积，氧化熔融物体积再乘以氧化熔融物的密度获得氧化熔融物质量。
在本实施例中，对于首次迁移，通过首次熔穿位置以上堆芯材料总量及氧化反应的产物(例如ZrO2)，获得可迁移的熔融物总质量，再减去向下迁移和侧向迁移过程中凝固的熔融物质量、以及未熔化的外围燃料组件质量，计算获得首次向下封头迁移的熔融物质量和体积。
首次迁移后的压力容器内的剩余水量可由一体化分析程序输出得到。
在本实施例中，计算堆芯剩余材料的分布，至少包含如下材料：外围未熔化的燃料组件，侧向间隙中凝固的氧化物，向堆芯下部迁移凝固的氧化物硬壳和金属硬壳，堆芯下部未熔化的UO2燃料。
估算上述堆芯剩余材料绝热升温和熔化的时间及熔化质量，并结合保守估算的下封头内冷却剂蒸干时间。图2给出了二次迁移分析的物理过程，图中下封头内为首次迁移的熔融物，堆芯活性区底部以上一定高度区域为首次迁移后堆芯剩余的材料，堆芯剩余材料及下封头内的熔融物衰变热用于加热下降段和下封头内的水。其中外围燃料组件无水冷却，将直接升温熔化，其余堆芯材料随着压力容器水位下降逐渐裸露升温，熔化并向下迁移，在本实施例中将分别进行计算。
根据CFD模型计算的外围燃料组件温度的平均温度估算外围燃料组件二次迁移的初始温度。
根据衰变热分布及追踪方法获得外围燃料的发热率，并结合初始温度以及比热得到外围燃料组件升温到熔点温度的时间(tm)：
达到熔点后，根据衰变热熔化潜热计算其熔化速率
计算压力容器下降段及下封头内的水蒸发，综合考虑首次迁移的熔融物发热，以及二次迁移中陆续掉落的熔融物放热，分析下降段内冷却剂逐渐蒸发这一物理过程。采用堆芯剩余材料，其中堆芯剩余材料不包括外围组件、首次迁移碎片的全部衰变热及首次迁移熔融物的过热度来蒸发下降段内冷却剂(水)，水蒸发时间(t1)的计算：
t1×堆芯剩余熔融物(不包含外围燃料)衰变功率+首次迁移熔融物过热能量
＝下降段内水的汽化潜热能量
(3)
支撑板顶部以上水位完全蒸发后，采用下部堆芯即支撑板以下的总体积(Vmax)计算熔融物总衰变热来获得下腔室内冷却剂(质量为m)的蒸发时间t2：
t2×下封头内熔融物衰变功率＝剩余水汽化所吸收的能量 (4)
在本实施例中，在堆芯下降段内水蒸发干后，堆芯剩余材料完全裸露，开始计算各层碎片升温至熔点以及完全熔化的时间和熔化质量。各材料一同升温，当升至某材料熔点后，该材料相变熔化，然后其他材料继续升温。
首先，根据CFD分析保守地估算各层堆芯剩余材料初始温度，采用公式(1)的计算方法，利用衰变热追踪方法获得堆芯剩余材料的释热率，初始温度及比热得到堆芯剩余各层材料升温到熔点温度的时间。
堆芯剩余各层材料达到熔点后，采用公式(2)根据衰变热和熔化潜热计算其熔化速率。
通过(1)获得熔融物熔化开始时间(tm)、以及完全熔化的体积随时间的变化值，根据堆芯熔池的下凸形状，部分材料完全熔化后被包裹在下凸的硬壳内，不能完全迁移至下封头内。设置合适的惩罚因子(C)(例如0.2-0.5)，分析获得熔融物进入下封头的实际体积(Vr)。
通过判断下封头内水蒸发干前(t1+t2时刻)，熔融物的总体积(首次迁移体积叠加二次迁移体积Vr)是否能够接触到下支撑板，来作为滞留措施成功与否的准则之一。
实施例二
本实施例的目的是提供一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析系统，包括：
首次迁移确定模块：根据首次熔穿位置获得堆芯熔池首次可迁移的堆芯熔融物总质量和各材料份额、以及下封头内压力容器剩余水装量、熔穿时刻的衰变热分布信息；
二次迁移材料确定模块：根据首次熔穿位置以上堆芯的各材料的熔点和氧化情况，获得首次迁移至堆芯下支撑板上、堆芯环形间隙内所形成的阻塞层的材料分布、质量和体积，结合可迁移的总质量及未熔化材料质量获得首次迁移至下封头的质量和体积；
二次迁移分析模块：根据首次迁移后堆芯剩余材料和所形成的阻塞层的各材料升温至熔点的顺序、时间以及下封头内经首次迁移后剩余水量情况，对堆芯熔融物二次迁移进行分析。
实施例三
本实施例的目的是提供一种计算装置,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计算机程序，所述处理器执行所述程序时实现上述方法的步骤。
实施例四
本实施例的目的是提供一种计算机可读存储介质。
一种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执行上述方法的步骤。
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)
1.一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法，其特征在于，包括：
获取首次熔穿位置，根据首次熔穿位置获得堆芯熔池首次可迁移的堆芯熔融物总质量和各材料份额、时序以及下封头内压力容器剩余水装量、熔穿时刻的衰变热分布信息；
根据首次熔穿位置以上堆芯的各材料的熔点和氧化情况，获得首次迁移至堆芯下支撑板上、堆芯环形间隙内所形成的阻塞层的材料分布、质量和体积，结合可迁移的总质量及未熔化材料质量获得首次迁移至下封头的质量和体积；
根据首次迁移后堆芯剩余材料和所形成的阻塞层的各材料升温至熔点的顺序、时间以及下封头内经首次迁移后剩余水量情况，对堆芯熔融物二次迁移进行分析。
2.如权利要求1所述的一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法，其特征在于，在首次迁移中，对于压力容器内首次熔穿位置以上的按照熔点各材料向下进入堆芯底部并凝固形成阻塞层，计算阻塞层的体积和材料分布；
对于压力容器内首次熔穿位置以上的各材料侧向迁移进入堆芯的环形间隙并形成间隙阻塞层，计算间隙阻塞层的体积和材料分布；
根据堆芯在熔穿位置以上的各材料的总质量、阻塞层的体积和材料分布、间隙阻塞层的体积和材料分布、未熔化外围燃料的体积和材料分布获得首次迁移的堆芯熔融物质量和体积。
3.如权利要求1所述的一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法，其特征在于，在首次迁移中，根据严重事故一体化分析程序获得堆芯活性区顶部裸露时刻、压力容器内冷却剂的平均空泡份额、反应堆燃料活性底部与压力容器水/蒸汽混合水位顶部之间堆芯区域的水质量，得到可参与锆水反应的水蒸汽质量。
4.如权利要求3所述的一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法，其特征在于，在首次迁移中，根据锆水反应的包壳化学方程式、所述水蒸汽质量以及压力容器水/蒸汽混合水位以上的锆包壳质量，获得混合水位以上的锆包壳氧化份额，产生氧化锆的质量、以及剩余未氧化的锆质量。
5.如权利要求1所述的一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法，其特征在于，在首次迁移后，发生二次迁移的物质包括：外围未熔化的燃料组件，侧向间隙中的氧化物，向堆芯下部迁移凝固的氧化物硬壳和金属硬壳，堆芯下部未熔化的UO2燃料。
6.如权利要求1所述的一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法，其特征在于，在二次迁移中，外围未熔化的燃料组件首先升温熔化进行迁移，根据CFD模型获得外围燃烧组件的初始温度，根据衰变热分布以及追踪方法获得外围燃料组件的发热率，并结合初始温度得到外围燃烧组件升温至熔点温度的时间。
7.如权利要求1所述的一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法，其特征在于，在二次迁移中，采用堆芯剩余材料不包括外围燃烧组件，首次迁移的全部衰变热、以及首次迁移熔融物的过热度，计算二次迁移中下降段即下降至支撑板处冷却剂的第一蒸发时间，采用堆芯支撑板以下最大熔融物体积的衰变热计算堆芯支撑板以下冷却剂的第二蒸发时间；
根据下降段冷却剂的蒸发后，堆芯剩余材料的升温顺序以及各材料的熔点，结合衰变热及初始温度得到个剩余材料升温至熔点温度的时间；进一步根据衰变热及熔化潜热计算各材料熔化速率，结合第二蒸发时间对二次迁移进行分析。
8.一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析系统，其特征在于，包括：
首次迁移确定模块：根据首次熔穿位置获得堆芯熔池首次可迁移堆芯熔融物总质量和各材料份额、以及压力容器剩余水装量、熔穿时刻的衰变热分布信息；
二次迁移材料确定模块：根据首次熔穿位置以上堆芯的各材料的熔点和氧化情况，获得首次迁移至堆芯下支撑板上、堆芯环形间隙内所形成的阻塞层的材料分布、质量和体积，结合可迁移的总质量及未熔化材料质量获得首次迁移至下封头的质量和体积；
二次迁移分析模块：根据首次迁移后堆芯剩余材料和所形成的阻塞层的各材料升温至熔点的顺序、时间以及下封头内经首次迁移后剩余水量情况，对堆芯熔融物二次迁移进行分析。
9.一种计算机可读存储介质，其上存储有计算机程序，其特征是，该程序被处理器执行时实现如权利要求1-7中任一项所述的一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法中的步骤。
10.一种处理装置，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计算机程序，其特征是，所述处理器执行所述程序时实现如权利要求1-7中任一项所述的一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法中的步骤。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202211632241.9A CN116306335B (zh) | 2022-12-19 | 2022-12-19 | 一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202211632241.9A CN116306335B (zh) | 2022-12-19 | 2022-12-19 | 一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN116306335A CN116306335A (zh) | 2023-06-23 |
| CN116306335B true CN116306335B (zh) | 2024-01-12 |
Family
ID=86834806
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202211632241.9A Active CN116306335B (zh) | 2022-12-19 | 2022-12-19 | 一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN116306335B (zh) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20120032174A (ko) * | 2010-09-28 | 2012-04-05 | 한국수력원자력 주식회사 | 필터링 기법을 적용한 수평 관로형 원자로의 핵연료집합체 내부의 핵연료봉 용융질량 산출방법 |
| RU2012121403A (ru) * | 2012-05-24 | 2013-11-27 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" | Способ диагностики аварийного ядерного реактора |
| CN107451398A (zh) * | 2017-07-07 | 2017-12-08 | 西安交通大学 | 压水堆核电厂严重事故分析方法 |
| CN113435004A (zh) * | 2021-05-25 | 2021-09-24 | 上海交通大学 | 堆芯熔融进程中熔融材料迁移质量的计算方法和装置 |
| CN113506646A (zh) * | 2021-05-25 | 2021-10-15 | 上海交通大学 | 堆芯熔融进程中堆芯节点几何结构的判断方法和装置 |
-
2022
- 2022-12-19 CN CN202211632241.9A patent/CN116306335B/zh active Active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20120032174A (ko) * | 2010-09-28 | 2012-04-05 | 한국수력원자력 주식회사 | 필터링 기법을 적용한 수평 관로형 원자로의 핵연료집합체 내부의 핵연료봉 용융질량 산출방법 |
| RU2012121403A (ru) * | 2012-05-24 | 2013-11-27 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" | Способ диагностики аварийного ядерного реактора |
| CN107451398A (zh) * | 2017-07-07 | 2017-12-08 | 西安交通大学 | 压水堆核电厂严重事故分析方法 |
| CN113435004A (zh) * | 2021-05-25 | 2021-09-24 | 上海交通大学 | 堆芯熔融进程中熔融材料迁移质量的计算方法和装置 |
| CN113506646A (zh) * | 2021-05-25 | 2021-10-15 | 上海交通大学 | 堆芯熔融进程中堆芯节点几何结构的判断方法和装置 |
Non-Patent Citations (3)
| Title |
|---|
| Jinshun Wang,等.Numerical analysis of melt migration and solidification behavior in LBR severe accident with MPS method.Nuclear Engineering and Technology.2021,全文. * |
| 三层熔融池结构情况下反应堆压力容器外水冷有效性分析;曹克美;许以全;史国宝;蔡剑平;;核动力工程(第04期);全文 * |
| 大功率非能动压水堆严重事故工况堆芯熔毁进程研究;石兴伟;兰兵;靖剑平;毕金生;张春明;;核科学与工程(第02期);全文 * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN116306335A (zh) | 2023-06-23 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Kitagaki et al. | Thermodynamic evaluation of the solidification phase of molten core–concrete under estimated Fukushima Daiichi nuclear power plant accident conditions | |
| Asmolov et al. | Challenges left in the area of in-vessel melt retention | |
| Zhang et al. | The COPRA experiments on the in-vessel melt pool behavior in the RPV lower head | |
| Sehgal | Stabilization and termination of severe accidents in LWRs | |
| Guo et al. | Effect of ATF Cr-coated-Zircaloy on BWR in-vessel accident progression during a station blackout | |
| Fichot et al. | Chemical interactions of molten steel with (U-Zr-O) corium: main outcomes of the CORDEB program | |
| CN116306335B (zh) | 一种核电厂内堆芯熔融物迁移分析方法及系统 | |
| Konovalikhin | Investigations of Melt Spreading and Coolability in a LWR Severe accident | |
| Fichot et al. | Some consequences of material interactions for in-vessel melt retention | |
| Munot et al. | Experimental investigation of melt coolability and ablation behavior of oxidic sacrificial material at prototypic conditions in scaled down core catcher | |
| Granovsky et al. | Modeling of melt retention in EU-APR1400 ex-vessel core catcher | |
| Бекмулдин et al. | Heat-resistant composite coating with a fluidized bed of the under-reactor melt trap of a light-water nuclear reactor | |
| Sehgal et al. | Experiments on in-vessel melt coolability in the EC-FOREVER Program | |
| Pillai et al. | Experimental simulation of fragmentation and stratification of core debris on the core catcher of a fast breeder reactor | |
| Li et al. | Experimental study on heat transfer characteristics of water injection on molten pool with low mass fraction of zirconium | |
| Kudinov et al. | Development of surrogate model for prediction of corium debris agglomeration | |
| Xu et al. | Development and application of MOQUICO code to study molten corium-concrete interaction | |
| Heuer et al. | A starting procedure for the MSFR: approach to criticality and incident analysis | |
| Na | Concrete ablation depth analysis method during top water flooding ex-vessel cooling by considering phenomena in dry and flooded conditions | |
| Miassoedov et al. | LIVE experiments on melt behavior in the RPV lower head | |
| Kim et al. | Analysis on the discharge characteristics and spreading behavior of an ex-vessel core melt in the SMART | |
| Turquais | Influence of the steel properties on the progression of a severe accident in a nuclear reactor | |
| Sehgal et al. | Natural convection heat transfer in a stratified melt pool with volumetric heat generation | |
| Zvonarev et al. | Strategies of Corium Localization under Severe Accidents with Core Melting for New NPP Projects with VVER | |
| Hengra et al. | Assessment of corium concrete interaction and impact of water ingression mechanism using top flooding strategy for a small PWR with MELCOR 2.2 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PB01 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| GR01 | Patent grant | ||
| GR01 | Patent grant |