[發(fā)明專利]壓力容器下封頭內(nèi)多層熔融池傳熱分析方法

有效

• 申請(qǐng)?zhí)枺?/td>: 201810126135.0
• 申請(qǐng)日: 2018-02-07
• 公開（公告）號(hào): CN108416112B
• 公開（公告）日: 2019-02-26
• 發(fā)明（設(shè)計(jì)）人: 蘇光輝;胡亮;張亞培;田文喜;秋穗正;李龍澤
• 申請(qǐng)（專利權(quán)）人: 西安交通大學(xué)
• 主分類號(hào): G06F17/50
• 分類號(hào): G06F17/50
• 代理公司: 西安智大知識(shí)產(chǎn)權(quán)代理事務(wù)所 61215
• 代理人: 何會(huì)俠

壓力容器下封頭內(nèi)多層熔融池傳熱分析方法，1、進(jìn)行熔融池構(gòu)型選擇及衰變熱計(jì)算，選擇熔融池多層構(gòu)型，完成氧化物層、金屬層的初始化并得到熔融池的幾何參數(shù)，根據(jù)各層成分和物性計(jì)算衰變熱；2、進(jìn)行氧化物層換熱計(jì)算，根據(jù)所選取的換熱關(guān)系式計(jì)算熔融氧化物層內(nèi)的自然對(duì)流換熱過程，如壓力容器外壁面熱流密度，氧化物硬殼的厚度以及熱流密度與臨界熱流密度的比值等；3、進(jìn)行金屬層換熱計(jì)算，根據(jù)熔融氧化物層的計(jì)算結(jié)果，求解液體金屬層內(nèi)的自然對(duì)流換熱和液體金屬層上表面與上部堆內(nèi)構(gòu)件之間的輻射換熱過程；通過對(duì)壓力容器內(nèi)多層熔融物構(gòu)型傳熱特性進(jìn)行分析，為核電站安全策略的制定提供一定的參考。

技術(shù)領(lǐng)域

本發(fā)明屬于反應(yīng)堆嚴(yán)重事故現(xiàn)象計(jì)算領(lǐng)域，具體涉及壓力容器下封頭內(nèi)多層熔融池傳熱分析方法。

背景技術(shù)

熔融物堆內(nèi)持留(IVR)是一項(xiàng)重要的嚴(yán)重事故管理策略，反應(yīng)堆壓力容器外部冷卻(ERVC)是實(shí)現(xiàn)IVR的一項(xiàng)關(guān)鍵措施。通過向反應(yīng)堆腔室充水淹沒壓力容器下封頭來對(duì)壓力容器的外部進(jìn)行冷卻進(jìn)而實(shí)現(xiàn)IVR。壓力容器外側(cè)水的沸騰換熱若能有效地將下封頭內(nèi)熔融物的衰變熱帶走，就能保持壓力容器的完整性，進(jìn)而可以避免后續(xù)事故的發(fā)生以及大量放射性物質(zhì)外逸的可能。因此，IVR‐ERVC技術(shù)已被第三代壓水堆核電站作為一項(xiàng)重要的嚴(yán)重事故緩解措施所采用，如美國(guó)西屋公司開發(fā)的第三代先進(jìn)非能動(dòng)核電站AP600和AP1000，以及韓國(guó)開發(fā)的APR1400核電站都采用了壓力容器外部冷卻技術(shù)作為一項(xiàng)重要的嚴(yán)重事故緩解策略。

嚴(yán)重事故過程中，當(dāng)堆芯發(fā)生熔化，堆芯熔融物再分布進(jìn)入壓力容器下封頭時(shí)，通過向反應(yīng)堆堆腔注水實(shí)現(xiàn)壓力容器外部冷卻。壓力容器外側(cè)被水淹沒，進(jìn)入下封頭內(nèi)的高溫熔融物將下封頭壁面加熱到很高的溫度，在下封頭外壁面會(huì)發(fā)生泡核沸騰，當(dāng)下封頭壁面熱通量小于該處臨界熱通量時(shí)，壓力容器外壁面的兩相自然循環(huán)泡核沸騰可以有效地帶走下封頭內(nèi)堆芯熔融物的衰變熱，保證壓力容器的完整性，可以有效地實(shí)現(xiàn)IVR。然而，當(dāng)下封頭壁面熱通量大于該處臨界熱通量時(shí)，將會(huì)發(fā)生沸騰危機(jī)，即發(fā)生流動(dòng)沸騰條件下的CHF現(xiàn)象，壓力容器外壁面換熱系數(shù)迅速下降，導(dǎo)致下封頭壁面溫度迅速升高甚至熔穿，從而使壓力容器失效；在下封頭壁面溫度迅速升高的同時(shí)，由于下封頭壁面材料的高溫蠕變，會(huì)加速下封頭壁面蠕變變形，也可能使下封頭壁面蠕變失效破裂，而導(dǎo)致IVR失效。

發(fā)明內(nèi)容

為解決上述問題，本發(fā)明充分調(diào)研和總結(jié)了國(guó)際上基于熔融池?fù)Q熱特性實(shí)驗(yàn)獲得的熔融池?fù)Q熱關(guān)系式和壓力容器外部冷卻實(shí)驗(yàn)獲得的CHF關(guān)系式，基于IVR‐ERVC和描述熔融池內(nèi)換熱過程的實(shí)驗(yàn)換熱關(guān)系式，提供一種適用于壓水堆核電站嚴(yán)重事故的壓力容器下封頭內(nèi)多層熔融池傳熱分析方法，并利用該技術(shù)對(duì)AP1000核電站嚴(yán)重事故下熔融物IVR進(jìn)行分析計(jì)算。

為了到達(dá)上述目的，本發(fā)明采用如下技術(shù)方案：

壓力容器下封頭內(nèi)多層熔融池傳熱分析技術(shù)，包括如下步驟：

1、壓力容器下封頭內(nèi)多層熔融池傳熱分析方法，其特征在于：包括如下步驟：

步驟1：進(jìn)行熔融池構(gòu)型選擇及衰變熱計(jì)算，選擇熔融池多層構(gòu)型，完成氧化物層、金屬層的初始化并得到熔融池的幾何參數(shù)，并計(jì)算衰變熱,熔融池構(gòu)型選擇及衰變熱計(jì)算具體內(nèi)容：