全厂断电事故进程预测方法、系统及计算机可读存储介质与流程

本发明涉及核电厂事故预测技术领域，尤其涉及一种全厂断电事故进程预测方法、系统及计算机可读存储介质。

背景技术：

全厂断电(sbo)事故是压水堆核电厂最为典型的设计基准事故，其事故进程一般为核电厂全厂断电、主机脱扣、反应堆停堆、一回路系统升温升压、稳压器安全阀循环起跳-回座泄压、稳压器及压力容器水位快速下降、反应堆堆芯裸露、燃料元件表面出现锆水反应、堆芯熔毁。日本福岛核事故本质即为全厂断电事故。因此，核电厂非常关注sbo事故进程仿真预测与分析工作。当前，国内外核电厂针对sbo等设计基准事故分析研究进程预测分析主要基于relap5、melcor、maap5等核电厂大型热工水力程序开展。这些大型热工水力程序通过精细模拟核电厂流体系统内的流动换热过程，在每个时间步长上精确求解每个管道或设备的两流体(多相流)能量、质量、动量方程(两流体六方程)，实现事故进程的模拟。现有技术中通过针对具体堆型开发针对性的仿真分析模型或仿真系统，实现对sbo等设计基准事故的仿真分析。该技术方案具有以下鲜明特点：一是建模复杂，实时或超时仿真不易实现，仿真进程易中断。该方案一般需要对核电厂反应堆及一回路系统、二回路系统及专设安全设施等的系统流体网络、设备结构与运行特性、核反应产热与传热、材料物性、仪表与控制等进行高精度建模，模型尺度一般都很大。一般而言，核电厂仿真模型的热工水力控制体(含泵阀等设备部件)一般在100节点以上。事故仿真时需要对全部控制体开展多流体的能量、质量、动量守恒方程矩阵求解，事故进程的实时或超时仿真实现难度较大，经常出现因控制体瞬时温度、压力、含气率等水物性参数异常导致仿真进程中断。二是对使用人员的专业能力要求很高、一回路操纵员使用难度很大。一般而言，事故分析模型开发人员不仅需要一定的专业知识，还要能熟练使用relap5、melcor、maap5等核电厂大型热工水力程序。事故分析模型开发完毕后，还需要进一步封装成模拟机或模拟器才能投入使用。此时，仿真分析系统往往需要多名操纵员才能顺利运行起来。单人分析操作难度较大。

因此，研发一种全厂断电事故进程预测方法、系统及计算机可读存储介质，用于解决上述至少一种技术问题成为一种必需。

技术实现要素：

本发明的目的是为了解决如何快速预测核电厂全厂断电的技术问题提出了一种全厂断电事故进程预测方法、系统及计算机可读存储介质。

为了实现上述目的，本发明采用了如下技术方案：

一方面，本发明提供一种核电厂全厂断电事故进程快速预测方法，所述方法包括如下操作步骤：

步骤1：不考虑稳压器内蒸汽与水之间的质量交换的前提下，计算稳压器安全阀起跳前稳压器的汽空间体积，并获得一回路液相水的体积膨胀量；

步骤2：计算所述稳压器安全阀起跳前，所述一回路的冷却剂焓升；

步骤3：推算所述稳压器安全阀的起跳时间；假设稳压器安全阀前一次起跳后在t1时刻回座，循环计算t1至t2时刻反应堆有效瞬时热功率积分值与冷却剂焓升的相对误差，当相对误差小于能量收敛误差时，t2即为稳压器安全阀起跳时间；所述反应堆有效瞬时热功率为反应堆瞬时衰变热与一回路边界散热、二回路导热的差值；

步骤4：更新所述一回路的液相水质量即时采集数据，和所述稳压器的空间体积即时采集数据；计算稳压器安全阀起跳后一回路液相水质量及稳压器汽空间体积。

优选的，在所述步骤1中，基于公式：计算稳压器安全阀起跳前稳压器的汽空间体积；式中：p1、p2分别为安全阀起跳间隔时间内稳压器汽空间两个瞬时状态压力，v1、v2分别对应两个状态的稳压器汽空间体积，t1,sat、t2,sat分别为对应两个状态的饱和温度。

优选的，在所述步骤2中，所述一回路冷却剂焓升基于一回路水膨胀前、后点的压力及比容参数，并结合查询h2o水物性表后计算获得。

优选的，在所述步骤3中，t2＝t1+i×dt，i为正整数。

优选的，在所述步骤4中，基于公式：δm＝δvvap×ρvap_close或δm＝δvvap×ρvap_close+(δvliq-δvvap)×ρliq_close计算稳压器安全阀起跳后一回路液相水质量；基于公式：v2＝max((v1-δvliq),0.0)计算稳压器汽空间体积；式中：δm为一回路冷却剂总损失量，kg；δvvap自安全阀排放的一回路蒸汽和液相水的体积，单位m³；δvliq为一回路液相水的膨胀体积，单位m³；ρvap_close、ρliq_close分别为安全阀回座压力饱和蒸汽和饱和水的密度；v1、v2为分别为稳压器安全阀起跳前和回座后的稳压器汽空间的体积，单位m³。

优选的，还包括步骤5：根据更新的一回路液相水质量推算堆芯活性区液位变化、锆水反应起始时间，进而预测反应堆核燃料元件损坏与熔化时间。

另一方面，本发明还提供一种核电厂全厂断电事故进程快速预测系统，包括：

稳压器汽空间参数计算模块：用于不考虑稳压器内蒸汽与水之间的质量交换的前提下，计算稳压器安全阀起跳前稳压器的汽空间体积，并获得一回路液相水的体积膨胀量；

冷却剂焓升计算模块：用于计算所述稳压器安全阀起跳前，一回路的冷却剂焓升；

稳压器安全阀起跳时间计算模块：用于推算所述稳压器安全阀的起跳时间；假设所述稳压器安全阀前一次起跳后在t1时刻回座，循环计算t1至t2时刻反应堆有效瞬时热功率积分值与冷却剂焓升的相对误差，当相对误差小于能量收敛误差时，t2即为稳压器安全阀起跳时间；所述反应堆有效瞬时热功率为反应堆瞬时衰变热与一回路散热、二回路导热等热阱的差值；

一回路液相水质量及稳压器汽空间体积计算模块：用于更新一回路的液相水质量即时采集数据，和所述稳压器的空间体积即时采集数据；计算所涉稳压器安全阀起跳后一回路液相水质量及稳压器汽空间体积。

优选的，基于公式：

计算稳压器安全阀起跳前稳压器的汽空间体积；式中：p1、p2分别为安全阀起跳间隔时间内稳压器汽空间两个瞬时状态压力，v1、v2分别对应两个状态的稳压器汽空间体积，t1,sat、t2,sat分别为对应两个状态的饱和温度。

优选的，所述一回路冷却剂焓升基于一回路水膨胀前、后点的压力及比容参数，并结合查询h2o水物性表后计算获得。

优选的，t2＝t1+i×dt，i为正整数；基于公式：

δm＝δvvap×ρvap_close

或

δm＝δvvap×ρvap_close+(δvliq-δvvap)×ρliq_close

计算稳压器安全阀起跳后一回路液相水质量；

基于公式：

v2＝max((v1-δvliq),0.0)

计算稳压器汽空间体积；式中：δm为一回路冷却剂总损失量，kg；

其中，δvvap自安全阀排放的一回路蒸汽和液相水的体积，单位m³；δvliq为一回路液相水的膨胀体积，单位m³；ρvap_close、ρliq_close分别为安全阀回座压力饱和蒸汽和饱和水的密度；v1、v2为分别为稳压器安全阀起跳前和回座后的稳压器汽空间的体积，单位m³。

进一步的，本发明还提供一种计算机可读存储介质，存储有计算机程序，该计算机程序被处理器执行时，用于实现如前所述的核电厂全厂断电事故进程快速预测方法。

综上所述，由于采用了上述技术方案后所具有的有益效果是：

1、本发明能够.解决现有技术方案存在的sbo事故分析实时或超时分析预测难度大，计算进程易中断问题，实现核电厂sbo事故进程的超实时稳定分析；进一步的，本发明还能降低核电厂sbo事故分析技术难度，满足核电厂普通运行操纵人员使用需求；此外，本发明为核电厂sbo事故分析引入新的技术方法，可用于与现有技术方案开展对比验证。

2、依本发明上述方法构建分析模型仅需要少量事故参数和核电厂宏观设计参数，不需要精确掌握系统设备尺寸结构与流动换热相关的设计参数。建模数据需求约为现有最好技术方案的10％。建模工作人力成本约为现有最好技术方案的1％。

3、采用本发明上述方法分析模型预测事故进程时，只需要对质量、能量方程沿时间尺度不断递进搜索，不需要在每个时间步长上对两流体六方程等参数开展迭代计算，计算用时可大幅度降低。在总时间尺度为24小时的sbo事故进程模拟时，在主频为2.0ghz的单核cpu上运行时，本发明事故进程预测用时一般为1-100秒级，当前最好技术方案事故进程预测一般用时为1-12小时。

附图说明

图1为本发明实施例中稳压器安全阀动作周期的sbo事故进程分析流程示意图；

具体实施方式

下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其它实施例，都属于本发明保护的范围。

实施例一：

本实施例中核电厂全厂断电事故进程快速预测方法所涉技术原理如下：

将一回路冷却剂区分为稳压器汽空间蒸汽和一回路液相水两部分，分别建立如下方程：

1、基于理想气体状态方程，建立安全阀开启前的稳压器汽空间状态近似方程(式(1))，以求解稳压器蒸汽的体积-压力变化，进而求解一回路冷却剂体积-压力变化。

2、基于能量守恒，建立一回路累积衰变热、二回路导热、一回路散热等热损耗与冷却剂焓升关系式(式(2))。

3、基于理想气体状态方程，建立稳压器安全阀起跳-回座两个状态的理想气体状态方程(式(3)和式(4))，可求解一回来冷却剂的排放量(式(5)和式(6))及新的稳压器汽空间体积(式(7))；基于质量守恒和能量守恒，可求解一回路剩余冷却剂质量及其焓(式(8)和式(9))。

以上过程既是一个稳压器安全阀动作周期的sbo事故进程分析过程。据此设计事故分析流程图参见图1所示。

其中，式(1)至式(9)计算关系式说明如下：

基于理想气体状态方程建立的稳压器汽空间状态方程：

式中：p1、p2分别为安全阀起跳间隔时间内稳压器汽空间两个瞬时状态压力，v1、v2分别对应两个状态的稳压器汽空间体积，t1,sat、t2,sat分别为对应两个状态的饱和温度。

一回路冷却剂焓升吸收热量计算关系式如下：

式中：t0、t1分别为两个状态出现的时间，s；δh为t0至t1时刻一回路冷却剂的焓差，j/kg；q(t)为一回路瞬时衰变热，w；s(t)为二回路导热、一回路散热等n种一回路热阱功率，w。

不考虑一回路冷却剂体积膨胀时，一次安全阀起跳、回座瞬态稳压器汽空间状态参数关系式如下：

考虑一回路冷却剂体积膨胀后的修正关系式如下：

式中：popen、pclose分别为安全阀起跳、回座压力，单位pa；vopen为安全阀起跳时稳压器汽空间体积，单位m³；δvvap为稳压器汽空间在安全阀起跳压力、回座压力的体积膨胀量，单位m³；tsat,open、tsat,close分别为安全阀起跳、回座压力对应的水的饱和温度。δvliq为安全阀起跳至回座两个压力状态一回路冷却剂体积膨胀量，单位m³。

当δvliq小于δvvap时，一次安全阀动作排放的一回路冷却剂质量如下：

δm＝δvvap×ρvap_close式(5)

当δvliq大于δvvap时，一次安全阀动作一回路损失冷却剂质量如下：

δm＝δvvap×ρvap_close+(δvliq-δvvap)×ρliq_close式(6)

式中：δm为一回路冷却剂总损失量，kg；δvvap自安全阀排放的一回路蒸汽和液相水的体积，单位m³；δvliq为一回路液相水的膨胀体积，单位m³；ρvap_close、ρliq_close分别为安全阀回座压力饱和蒸汽和饱和水的密度。

一次安全阀起跳-回座后，稳压器汽空间体积为：

v2＝max((v1-δvliq),0.0)式(7)

一次安全阀起跳-回座后，一回路液相水的质量为：

m2＝m1-max((δvliq-δvvap)×ρliq_close),0.0)式(8)

一次安全阀起跳-回座后，一回路液相水的焓为：

式中：v1、v2为分别为稳压器安全阀起跳前和回座后的稳压器汽空间的体积，单位m³；m1、m2、h1、h2分别为稳压器安全阀起跳前和回座后一回路液相水的质量和焓，单位分别为m³和j/kg。

本实施例中，sbo事故进程分析模型需要15类输入(假设)参数：

1.核电厂宏观设计(运行)参数：

(1)一回路系统水装量；

(2)稳压器安全阀起跳、回座压力，额定排量；

(3)稳压器容积；

(4)反应堆铀装量；

(5)一回路平均温度-散热功率表。

2.事故相关参数：

(6)事故前一回路压力；

(7)事故前反应堆进、出口温度；

(8)事故前稳压器水容积；

(9)事故前反应堆功率运行历史(功率和时间)；

(10)反应堆停堆时间；

(11)全厂断电时间；

(12)全厂断电后二回路用汽流量-时间表；

(13)全厂断电后二回路压力曲线。

3.分析假设相关参数

(14)时间步长；

(15)允许的收敛误差，含能量收敛误差和质量收敛误差；

本实施例的具体分析流程详述如下：

假设本专利的核电厂sbo事故进程分析的核心流程包括4个阶段，如图1所示：

1、计算安全阀起跳前稳压器汽空间体积：

不考虑稳压器内蒸汽-水之间的质量交换，基于式(1)计算安全阀起跳前稳压器汽空间体积，进而可计算一回路液相水的体积膨胀量。

2、计算安全阀起跳前一回路冷却剂焓升：

基于一回路水膨胀前、后点的(压力，比容)参数，查询h2o水物性表可计算出一回来冷却剂焓升。

3、推算安全阀起跳时间：

假设稳压器安全阀前一次起跳后在t1时刻回座，循环计算t1至t2(t2＝t1+i×dt，i＝1,...,n)时刻反应堆有效瞬时热功率积分值与冷却剂焓升的相对误差，当相对误差小于能量收敛误差时，t2即为安全阀起跳时间。

反应堆有效瞬时热功率为反应堆瞬时衰变热与一回来散热、二回路导热等热阱的差值。

4、更新一回路液相水质量和稳压器汽空间体积；

基于式(5)或式(6)计算稳压器安全阀起跳后一回路液相水质量。基于式(7)计算稳压器汽空间体积。

针对特定核电厂，还可根据更新的一回路液相水质量推算堆芯活性区液位等参数。

实施例2：

本实施例在实施例1的基础上提供一种核电厂全厂断电事故进程快速预测方法，能够快速预测核电厂全厂断电，包括但不限于；包括如下操作步骤：

步骤1：不考虑稳压器内蒸汽与水之间的质量交换的前提下，计算安全阀起跳前稳压器的汽空间体积，并获得一回路液相水的体积膨胀量；

步骤2：计算所述安全阀起跳前，所述一回路的冷却剂焓升；

步骤3：推算所述安全阀的起跳时间；假设稳压器安全阀前一次起跳后在t1时刻回座，循环计算t1至t2时刻反应堆有效瞬时热功率积分值与冷却剂焓升的相对误差，当相对误差小于能量收敛误差时，t2即为安全阀起跳时间；所述反应堆有效瞬时热功率为反应堆瞬时衰变热与一回路边界散热、二回路导热的差值；

步骤4：更新所述一回路的液相水质量即时采集数据，和所述稳压器的空间体积即时采集数据；计算稳压器安全阀起跳后一回路液相水质量及稳压器汽空间体积。

实施例三：

本实施例在实施例2的基础上进一步提供一种核电厂全厂断电事故进程快速预测系统，包括：

稳压器汽空间参数计算模块：用于不考虑稳压器内蒸汽与水之间的质量交换的前提下，计算稳压器安全阀起跳前稳压器的汽空间体积，并获得一回路液相水的体积膨胀量；

冷却剂焓升计算模块：用于计算所述稳压器安全阀起跳前，一回路的冷却剂焓升；

稳压器安全阀起跳时间计算模块：用于推算所述稳压器安全阀的起跳时间；假设所述稳压器安全阀前一次起跳后在t1时刻回座，循环计算t1至t2时刻反应堆有效瞬时热功率积分值与冷却剂焓升的相对误差，当相对误差小于能量收敛误差时，t2即为稳压器安全阀起跳时间；所述反应堆有效瞬时热功率为反应堆瞬时衰变热与一回路散热、二回路导热等热阱的差值；

一回路液相水质量及稳压器汽空间体积计算模块：用于更新一回路的液相水质量即时采集数据，和所述稳压器的空间体积即时采集数据；计算所涉稳压器安全阀起跳后一回路液相水质量及稳压器汽空间体积。

实施例四：

本实施例在上述实施例基础上提供一种计算机可读存储介质，存储有计算机程序，该计算机程序被处理器执行时，用于实现前述实施例中的方法。

综上所述，由于采用了上述技术方案后所具有的有益效果是：

1、本发明能够.解决现有技术方案存在的sbo事故分析实时或超时分析预测难度大，计算进程易中断问题，实现核电厂sbo事故进程的超实时稳定分析；进一步的，本发明还能降低核电厂sbo事故分析技术难度，满足核电厂普通运行操纵人员使用需求；此外，本发明为核电厂sbo事故分析引入新的技术方法，可用于与现有技术方案开展对比验证。

2、依本发明上述方法构建分析模型仅需要少量事故参数和核电厂宏观设计参数，不需要精确掌握系统设备尺寸结构与流动换热相关的设计参数。建模数据需求约为现有最好技术方案的10％。建模工作人力成本约为现有最好技术方案的1％。

3、采用本发明上述方法分析模型预测事故进程时，只需要对质量、能量方程沿时间尺度不断递进搜索，不需要在每个时间步长上对两流体六方程等参数开展迭代计算，计算用时可大幅度降低。在总时间尺度为24小时的sbo事故进程模拟时，在主频为2.0ghz的单核cpu上运行时，本发明事故进程预测用时一般为1-100秒级，当前最好技术方案事故进程预测一般用时为1-12小时。

以上所述，仅为本发明较佳的具体实施方式，但本发明的保护范围并不局限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本发明揭露的技术范围内，根据本发明的技术方案及其发明构思加以等同替换或改变，都应涵盖在本发明的保护范围之内。