[發明專利]壓力容器的臨界熱通量的評估方法、系統、介質及設備

有效

• 申請號: 202010591547.9
• 申請日: 2020-06-24
• 公開（公告）號: CN111753473B
• 公開（公告）日: 2023-03-28
• 發明（設計）人: 王凡;程俊杰;林樺;王亮亮
• 申請（專利權）人: 國核自儀系統工程有限公司
• 主分類號: G06F30/28
• 分類號: G06F30/28;G06F119/08;G06F119/14
• 代理公司: 上海弼興律師事務所 31283
• 代理人: 薛琦;張冉

本發明公開了一種壓力容器的臨界熱通量的評估方法、系統、介質及電子設備，所述評估方法包括獲取評估參數，所述評估參數包括評估位置處的物性參數以及所述壓力容器的結構參數；其中，所述評估位置為所述壓力容器的壁面上的預設位置；根據所述評估參數分別計算所述壓力容器的切向熱通量以及徑向熱通量；根據所述切向熱通量以及所述徑向熱通量評估所述壓力容器的臨界熱通量。本發明技術方案能夠精確評估壓力容器的臨界熱通量，計算精度較高。另外，在對臨界熱通量進行計算的同時，還可以得到評估位置處的關鍵兩相流參數，有效提高了壓力容器運行的安全性和可靠性。

技術領域

本發明涉及核反應堆熱工水力計算領域，具體涉及大型先進壓水堆嚴重事故條件下的壓力容器的臨界熱通量的評估方法、系統、介質及電子設備。

背景技術

國家關于核能的發展規劃預示著我國核電工業已經進入快速發展的新階段。然而，核能是把雙刃劍，在給人類帶來清潔高效的能源的同時，也可能會給人類帶來嚴重災難。特別是1979年美國三里島事故，1986年蘇聯切爾諾貝利事故和2011年日本福島核事故都給自然和社會環境造成了嚴重災難，并且對公眾身體和心理上都造成了嚴重創傷，極大打擊了公眾對發展核電的熱情和信心，此后的核電發展進入低谷期。在21世紀的今天，核電安全更是被提高到前所未有的高度，嚴重事故研究及其緩解措施成為核電發展必須要考慮的首要問題。

熔融物堆內滯留策略目的是為了在嚴重事故發生時，通過直接或者間接的方式有效冷卻堆內熔融物，從而使得壓力容器外壁的完整性得到保障，防止放射性物質泄漏到外部環境中，是重要的嚴重事故緩解措施之一。

目前，嚴重事故的研究重點在保持壓力容器的完整性上，應用最廣的做法是在嚴重事故時通過堆腔注水來冷卻壓力容器外壁(特別是下封頭)，從而實現熔融物堆內滯留。

通過嚴重事故條件下壓力容器外壁臨界熱通量的理論研究可以為科研人員提供相應的兩相自然循環流動參數進行分析，可以更好的評估堆腔注水時壓力容器外壁冷卻能力，為選擇合適的壓力容器下封頭設計提供有力的指導。另外，對于給定的壓力容器，可以預測在嚴重事故發生時，熔融物衰變局部熱流是否會超過下封頭底面的臨界熱通量。

因此，如何提供一種能夠準確評估壓力容器熱通量的方法成為目前亟待解決的問題。

發明內容

本發明要解決的技術問題是為了克服現有技術中因無法準確評估壓力容器的臨界熱通量，而使得壓力容器發生嚴重事故時容器內物質容易泄露的缺陷，提供一種壓力容器的臨界熱通量的評估方法、系統、介質及電子設備。

本發明是通過下述技術方案來解決上述技術問題：

一種壓力容器的臨界熱通量的評估方法，所述評估方法包括：

獲取評估參數，所述評估參數包括評估位置處的物性參數以及所述壓力容器的結構參數；其中，所述評估位置為所述壓力容器的壁面上的預設位置；

根據所述評估參數分別計算所述壓力容器的切向熱通量以及徑向熱通量；

根據所述切向熱通量以及所述徑向熱通量評估所述壓力容器的臨界熱通量。

較佳地，根據所述評估參數分別計算所述壓力容器的切向熱通量以及徑向熱通量的步驟包括：

根據所述評估參數計算所述評估位置處的宏液膜厚度、氣泡長度以及宏液膜內的液相流速，并利用所述宏液膜厚度、所述氣泡長度以及所述宏液膜內的液相流速計算所述切向熱通量；

根據所述評估參數計算氣泡貼壁滯留時間、兩相邊界層厚度以及空泡份額，并利用所述氣泡貼壁滯留時間、所述兩相邊界層厚度以及所述空泡份額計算所述徑向熱通量；

和/或，

所述根據所述切向熱通量以及所述徑向熱通量評估所述壓力容器的臨界熱通量的步驟包括：