CN116306345B - 一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法及系统 - Google Patents

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Abstract

本发明提出了一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法及系统，包括以下步骤：预设熔池顶部上边界温度，根据上边界温度与熔融物熔点的关系，判断换热类型；根据换热类型选择对应的换热模型，并根据换热模型计算熔池顶部热流密度；根据熔池顶部热流密度直接计算熔池中心温度Tb,或，根据熔池顶部热流密度先计算熔池侧壁热流密度，然后根据熔池侧壁热流密度计算熔池中心温度Tb’；将Tb和Tb’进行比较，根据比较结果，确定实际的熔池顶部上边界温度和热流分布；本发明的对熔融池金属顶部换热效果开展定量化分析，进一步支撑IVR缓解策略的有效性。

Description

一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法及系统
技术领域
本发明属于反应堆安全分析领域，尤其涉及一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法及系统。
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)是核电厂严重事故管理的主要手段之一。在严重事故期间，堆芯失去冷却后熔化掉落，并换热至压力容器下封头，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换热。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。
评价IVR缓解策略是否成功时，需要开展下封头内熔融物的换热分析。通常认为堆芯熔融物在下封头可能形成稳定的两层，其中顶部为Zr-Fe混合的熔融金属层，金属层底部有来自氧化层的稳定热流加热，侧面向压力容器换热，顶部向压力容器下腔室辐射换热。有研究表明在某些可能的熔池结构下(如三层熔池结构)，顶部金属层显著变薄而导致顶部金属层向压力容器壁面的热负荷增加，形成“聚焦效应”，这可能降低IVR的安全裕量或使IVR不成功。
近年来，国际上考虑了熔融池顶部注水冷却的缓解策略来应对上述问题，从而进一步增强IVR的有效性。韩国APR1400反应堆已采用压力容器外部冷却结合堆内注水作为重要的严重事故缓解策略，分析表明，APR1400熔池顶部金属层侧向热流密度不会高于1.5MW/m2，能保证IVR热工不失效。对于非能动核电厂，在严重事故过程中绝大部分工况会通过破口倒灌等方式自动实现堆内注水。通过优化事故管理策略，在应急运行规程及严重事故管理导则中考虑相关的注水策略，可使几乎所有严重事故工况都能实现堆内注水。因此，亟需一种计算方法能够用于分析高温熔融金属顶部水冷传热效果，以达到评价堆内注水策略对IVR措施带来的效果的目的。
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严重事故堆芯熔融物换热计算方法及系统，用于定量化核电厂严重事故条件下，下封头内熔融物顶部水冷的换热效果。
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：
在本发明的第一方面，一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法，包括以下步骤：
预设熔池顶部上边界温度，根据上边界温度与熔融物熔点的关系，判断换热类型；
根据换热类型选择对应的换热模型，并根据换热模型计算熔池顶部热流密度；
根据熔池顶部热流密度直接计算熔池中心温度Tb,或，根据熔池顶部热流密度先计算熔池侧壁热流密度，然后根据熔池侧壁热流密度计算熔池中心温度Tb’；
将Tb和Tb’进行比较，根据比较结果，进行迭代计算确定实际的熔池顶部上边界温度和热流分布。
在本发明的一些实施方式中，判断换热类型具体为：将上边界温度与熔融物熔点进行比较，若上边界温度大于熔融物熔点，则为膜态沸腾换热，若上边界温度小于熔融物熔点，则为核态沸腾换热。
在本发明的一些实施方式中，换热类型为膜态沸腾换热时，采用膜态沸腾换热模型叠加辐射换热模型计算熔池顶部热流密度；然后根据熔池顶部热流密度及熔池顶部温度计算熔池中心温度Tb。
在本发明的一些实施方式中，换热类型为核态沸腾换热时，采用核态沸腾换热模型计算熔池顶部热流密度；然后根据熔池顶部热流密度及熔池与硬壳交界面温度计算熔池中心温度Tb。
在本发明的一些实施方式中，所述熔池中心温度Tb’的具体计算过程为：先根据熔池顶部热流密度更新熔池高度，然后根据更新后的熔池高度、熔池顶部热流密度计算熔池侧壁热流密度，通过熔池侧壁热流密度得到熔池中心温度Tb’。
在本发明的一些实施方式中，更新熔池高度的具体过程为：根据导热关系式利用熔融物顶部热流密度计算硬壳厚度，熔池高度更新为原始熔池高度减去硬壳厚度。
在本发明的一些实施方式中，确定实际的熔池顶部上边界温度和热流分布具体为：判断Tb与Tb’之差与Tb’的比值是否满足收敛条件，若不收敛，重新预设熔池顶部上边界温度实施迭代；若收敛，则预设的熔池顶部上边界温度和计算的熔池顶部热流密度与熔池侧壁热流密度为实际的熔池顶部上边界温度和热流分布。
在本发明的第二方面，一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算系统，包括：
换热类型判断模块，被配置为：预设熔池顶部上边界温度，根据上边界温度与熔融物熔点的关系，判断换热类型；
热流密度计算模块，被配置为：根据换热类型选择对应的换热模型，并根据换热模型计算熔池顶部热流密度；
中心温度计算模块，被配置为：根据熔池顶部热流密度直接计算熔池中心温度Tb,或，根据熔池顶部热流密度先计算熔池侧壁热流密度，然后根据熔池侧壁热流密度计算熔池中心温度Tb’；
比较模块，被配置为：将Tb和Tb’进行比较，根据比较结果，进行迭代计算确定实际的熔池顶部上边界温度和热流分布。
在本发明的第三方面，提供了一种计算机装置，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第一方面所述的方法的步骤。
在本发明的第四方面，提供了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第一方面所述的方法的步骤。
以上一个或多个技术方案存在以下有益效果：
(1)本发明提供的计算方法用于定量化核电厂严重事故条件下，下封头内熔融物顶部水冷的换热效果，与通用分析方法中采用保守的顶部辐射换热模型相比，本发明提出的换热模型更加接近电厂事故实际情况，也能带来更高的安全裕量，在反应堆的安全分析中具有较高的应用价值。
(2)本发明提供的计算方法，在计算过程中，综合考虑膜态沸腾及核态沸腾两类换热模型，获得稳态换热条件下的两类解，使得计算结果更加全面。
(3)本发明提供的计算方法，在计算过程中考虑了熔池顶部硬壳的导热效果以及对熔池高度的影响，能够准确分析高温熔融金属顶部水冷传热效果，进而评价堆内注水策略对IVR措施带来的效果。
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为本发明的核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法的流程图；
图2为本发明膜态沸腾换热示意图；
图3为本发明核态沸腾换热示意图。
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。
本发明旨在构建一套完整的计算方法，用于定量化核电厂严重事故条件下，下封头内熔融物顶部水冷的换热效果，其主要特点包括：1)预设熔池顶部上边界温度，分步骤计算获得熔池中心温度、侧壁热流、底部加热热流等参数，通过熔池中心温度迭代计算获得实际的熔池顶部温度及热流分布。2)在计算过程中，综合考虑膜态沸腾及核态沸腾两类换热模型，获得稳态换热条件下的两类解。3)考虑熔池顶部硬壳的导热效果以及对熔池高度的影响。
实施例一
对于压力容器内的高温熔融金属，其底部加热热流qi、侧壁温度(熔融金属熔点)Tm、顶部冷却水温Tsat和熔池高度H、直径r已知，需要计算该熔融物向侧面和顶部的换热量，即熔池顶部热流密度qo’和熔池侧壁热流密度qm’。一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法，如图1所示，包括以下步骤：
步骤1：预设熔池顶部上边界温度To’，根据上边界温度To’与熔融物熔点的关系，判断换热类型：将上边界温度To’与熔融物熔点进行比较，若上边界温度To’大于熔融物熔点，则为膜态沸腾换热，若上边界温度To’小于熔融物熔点，则为核态沸腾换热。
步骤2：根据换热类型选择对应的换热模型，并根据换热模型计算熔池顶部热流密度：
对于熔池顶部上边界温度To’大于熔融物熔点，考虑过热金属和水之间发生稳定的膜态沸腾换热，如图2，其底部为氧化层传入的固定热流，侧壁温度(Tm)，上下表面温度(To，Ti)以及熔池的中心温度(Tb)未知。熔池顶部热流密度qo’考虑膜态沸腾模型叠加辐射换热模型后计算：
其中，hb为与膜态沸腾相关的传热系数；kv为气相导热系数；g为重力加速度；ρl、ρv分别为液相和气相密度；hfg为汽化潜热；μv为气相动力黏度；ΔT为过热度；σ为表面张力；cpv为气相比热容，ε为发射率；C1,C2,C3,C4为基于试验的半经验系数。
对于熔池顶部上边界温度To’小于熔融物熔点时，采用核态沸腾换热模型计算熔池顶部热流密度qo’，考虑到核态沸腾的表面过热度较低，假设在金属层顶部形成硬壳，硬壳下边界与金属熔融物自然对流，硬壳内部依靠导热传递热量，硬壳顶部与水沸腾传热，如图3所示。熔池顶部热流密度qo’计算如下：
其中：μl为液相动力黏度；cpl为液相比热容；Cwl为经验因子；Prl为液相普朗特数。
步骤(3)：根据熔池顶部热流密度qo’直接计算熔池中心温度Tb,或，根据熔池顶部热流密度qo’先计算熔池侧壁热流密度qm’，然后根据熔池侧壁热流密度qm’计算熔池中心温度Tb’：
其中，对于膜态沸腾模型，熔池中心温度Tb采用下式计算：
其中：Pr为熔融金属的普朗特数，g为重力加速度，β为膨胀系数，α为热扩散系数，v为运动粘度。C5，C6，C7为基于试验的半经验系数。
对于核态沸腾模型，所述熔池中心温度Tb的具体计算过程为：
此处由于硬壳的产生，采用硬壳与熔池交界面温度Tm(即熔融金属熔点温度)计算熔池中心温度。
熔池中心温度Tb’的计算过程如下：
根据熔池顶部热流密度qo’更新熔池高度h，先根据导热关系式计算硬壳厚度：
熔池高度更新为h＝H-τ；当To’大于或等于熔点温度Tm时，τ取0；
然后根据更新后的熔池高度h、熔池顶部热流密度qo’采用热平衡计算熔池侧壁热流密度qm’：
利用熔池侧壁热流密度qm’采用公式(7)计算熔池中心温度Tb’：
其中，C8，C9，C10为基于试验的半经验系数。
步骤4：将Tb和Tb’进行比较，根据比较结果，确定实际的熔池顶部上边界温度TO，热流分布，包括熔池顶部热流密度qo和熔池侧壁热流密度qm。
具体为：判断Tb与Tb’之差与Tb’的比值是否满足收敛条件，若不收敛，重新预设熔池顶部上边界温度TO’实施迭代；若收敛，则该计算过程中预设的熔池顶部上边界温度TO’和计算的熔池顶部热流密度qo’与熔池侧壁热流密度qm’为实际的熔池顶部上边界温度TO、熔池顶部热流密度qo与熔池侧壁热流密度qm。
在本实施例中收敛条件为：(Tb-Tb’)/Tb’<Z，Z为收敛准则，通常可以取10-2至10-7，若满足该收敛条件则判断为收敛，若不满足该收敛条件则判断为不收敛。
在本实施例中，可以从高温开始迭代，(例如To’大于金属熔融物熔点温度+800℃)，之后逐步降低温度搜索满足条件的实际解，也可从低于熔点的温度逐步向高温迭代。
在本实施例中，根据实际的熔池顶部上边界温度TO、熔池顶部热流密度qo与熔池侧壁热流密度qm，分析高温熔融金属顶部水冷传热效果，进而评价堆内注水策略对IVR措施带来的效果。
实施例二
本实施例的目的是提供一种计算机装置,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。
实施例三
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。
实施例四
本实施例的目的是提供一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算系统，包括：
换热类型判断模块，被配置为：预设熔池顶部上边界温度，根据上边界温度与熔融物熔点的关系，判断换热类型；
热流密度计算模块，被配置为：根据换热类型选择对应的换热模型，并根据换热模型计算熔池顶部热流密度；
中心温度计算模块，被配置为：根据熔池顶部热流密度直接计算熔池中心温度Tb,或，根据熔池顶部热流密度先计算熔池侧壁热流密度，然后根据熔池侧壁热流密度计算熔池中心温度Tb’；
比较模块，被配置为：将Tb和Tb’进行比较，根据比较结果，进行迭代计算确定实际的熔池顶部上边界温度和热流分布。
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)

1.一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法，其特征在于，包括以下步骤：
预设熔池顶部上边界温度，根据上边界温度与熔融物熔点的关系，判断换热类型；
根据换热类型选择对应的换热模型，并根据换热模型计算熔池顶部热流密度；
根据熔池顶部热流密度直接计算熔池中心温度Tb,或，根据熔池顶部热流密度先计算熔池侧壁热流密度，然后根据熔池侧壁热流密度计算熔池中心温度Tb’；
将Tb和Tb’进行比较，根据比较结果，进行迭代计算确定实际的熔池顶部上边界温度和热流分布。
2.如权利要求1所述的核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法，其特征在于，判断换热类型具体为：将上边界温度与熔融物熔点进行比较，若上边界温度大于熔融物熔点，则为膜态沸腾换热，若上边界温度小于熔融物熔点，则为核态沸腾换热。
3.如权利要求2所述的核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法，其特征在于，换热类型为膜态沸腾换热时，采用膜态沸腾换热模型叠加辐射换热模型计算熔池顶部热流密度；然后根据熔池顶部热流密度及熔池顶部温度计算熔池中心温度Tb。
4.如权利要求2所述的核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法，其特征在于，换热类型为核态沸腾换热时，采用核态沸腾换热模型计算熔池顶部热流密度；然后根据熔池顶部热流密度及熔池与硬壳交界面温度计算熔池中心温度Tb。
5.如权利要求3或4所述的核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法，其特征在于，所述熔池中心温度Tb’的具体计算过程为：先根据熔池顶部热流密度更新熔池高度，然后根据更新后的熔池高度、熔池顶部热流密度计算熔池侧壁热流密度，通过熔池侧壁热流密度及侧壁温度得到熔池中心温度Tb’。
6.如权利要求5所述的核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法，其特征在于，更新熔池高度的具体过程为：根据导热关系式利用熔融物顶部热流密度计算硬壳厚度，熔池高度更新为原始熔池高度减去硬壳厚度。
7.如权利要求1所述的核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算方法，其特征在于，确定实际的熔池顶部上边界温度和热流分布具体为：判断Tb与Tb’之差与Tb’的比值是否满足收敛条件，若不收敛，重新预设熔池顶部上边界温度实施迭代；若收敛，则预设的熔池顶部上边界温度和计算的熔池顶部热流密度与熔池侧壁热流密度为实际的熔池顶部上边界温度和热流分布。
8.一种核电厂严重事故堆芯熔融物换热计算系统，其特征在于，包括：
换热类型判断模块，被配置为：预设熔池顶部上边界温度，根据上边界温度与熔融物熔点的关系，判断换热类型；
热流密度计算模块，被配置为：根据换热类型选择对应的换热模型，并根据换热模型计算熔池顶部热流密度；
中心温度计算模块，被配置为：根据熔池顶部热流密度直接计算熔池中心温度Tb,或，根据熔池顶部热流密度先计算熔池侧壁热流密度，然后根据熔池侧壁热流密度计算熔池中心温度Tb’；
比较模块，被配置为：将Tb和Tb’进行比较，根据比较结果，进行迭代计算确定实际的熔池顶部上边界温度和热流分布。
9.一种计算机装置，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，其特征在于，所述处理器执行所述程序时实现上述权利要求1-7任一所述的方法的步骤。
10.一种计算机可读存储介质，其上存储有计算机程序，其特征在于，该程序被处理器执行时执行上述权利要求1-7任一所述的方法的步骤。
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