核反应堆严重事故下堆坑注水后RPV的结构完整性分析方法与流程

核反应堆严重事故下堆坑注水后rpv的结构完整性分析方法
技术领域
1.本发明涉及核电站安全评估技术领域，尤其涉及一种核反应堆严重事故下堆坑注水后rpv的结构完整性分析方法。


背景技术：

2.现有技术中仅涉及核电站正常运行/极端工况下rpv(reactor pressure vessel；反应堆压力容器)的断裂分析和老化分析，并没有针对在核反应堆严重事故下rpv固壁的烧蚀情况进行分析的方法。比如，专利号为cn201510493360.4的中国发明专利公开了一种rpv含裂纹类缺陷的简化弹塑性断裂力学分析方法，通过求解塑性修正后的应力强度因子结合rcc
‑
m规范中弹塑性断裂力学分析方法判断rpv结构的安全性能。申请号为cn 201710201425的中国发明专利申请公开了一种基于rcc
‑
m规范的极端事故工况下rpv简化弹塑性断裂分析方法。申请号为cn 201910422774的中国发明专利申请公开了一种用于基于法国rccm标准设计建造的核电机组rpv时限老化分析方法。
3.而在核反应堆严重事故发生后，反应堆堆芯会坍塌、烛熔，并重新定位至rpv下封头，形成具有高热流密度的熔融池。二代改进型和三代核电机组均采用在rpv外部堆坑注水的方式，导出熔池衰变热，使熔融物滞留在rpv内，确保rpv的结构完整性和包容性，从而避免放射性物质外泄。在上述复杂工况下，rpv固壁将会出现被烧蚀的情况。


技术实现要素：

4.本发明的目的在于提供一种核反应堆严重事故下堆坑注水后rpv的结构完整性分析方法、装置及计算机可读存储介质，能够在核反应堆严重事故下对rpv固壁的烧蚀情况进行完整性分析。
5.为了实现上述目的，本发明提供了一种核反应堆严重事故下堆坑注水后rpv的结构完整性分析方法，包括如下步骤：
6.(1)建立包括rpv内部熔池、rpv固壁和rpv外部堆坑冷却水的瞬态cfd(computational fluid dynamics，计算流体力学)烧蚀传热计算模型；
7.(2)使用所述瞬态cfd烧蚀传热计算模型进行计算以获得不同时刻的rpv固壁的烧蚀情况和温度场分布情况以及rpv外部堆坑的流道内气液两相的流动传热特征；
8.(3)根据所述瞬态cfd烧蚀传热计算模型的计算结果，判断rpv固壁是否会被熔穿，如果rpv固壁没有被熔穿，则执行步骤(4)；
9.(4)提取达到稳定状态的rpv固壁剩余区域的模型和温度场；
10.(5)评估所述rpv固壁剩余区域的模型中的最小剩余壁厚是否满足静力学承载要求，如果满足静力学承载要求，则执行步骤(6)；
11.(6)基于所述rpv固壁剩余区域的模型和温度场判断剩余的rpv固壁是否发生蠕变失效。
12.可选地，步骤(3)包括：判断所述瞬态cfd烧蚀传热计算模型的计算是否发散或者
rpv外壁面的温度是否稳定在高于其对应金属材料熔点的温度值，如果判断结果为否，则进入步骤(4)。
13.可选地，步骤(4)包括：对比分析不同时刻下rpv固壁的烧蚀情况和rpv外部堆坑的流道内气液两相的流动传热特征；当rpv外部堆坑的流道内气液两相的流动传热状态稳定且rpv固壁不再继续烧蚀时，提取达到稳定状态的rpv固壁剩余区域的模型和温度场。
14.可选地，所述瞬态cfd烧蚀传热计算模型包括cfd传热计算模型和rpv固壁烧蚀计算模型。
15.可选地，所述cfd传热计算模型包括rpv固壁cfd传热计算模型和rpv堆坑cfd传热计算模型，rpv外壁面被设置为共轭传热面，所述rpv固壁cfd传热计算模型与所述rpv堆坑cfd传热计算模型之间共轭求解。
16.可选地，所述cfd传热计算模型包括rpv熔池cfd传热计算模型和rpv固壁cfd传热计算模型，rpv内壁面被设置为共轭传热面，所述rpv熔池cfd传热计算模型与所述rpv固壁cfd传热计算模型之间共轭求解。
17.可选地，所述cfd传热计算模型包括rpv固壁cfd传热计算模型，所述rpv固壁cfd传热计算模型根据输入施加到rpv内壁面的边界条件进行计算，所述边界条件为通过对严重事故下rpv熔池进行传热分析获取到的rpv内壁面的热流密度分布。
18.可选地，所述rpv固壁烧蚀计算模型的计算方法包括如下步骤：
19.(a)基于所述cfd传热计算模型的瞬态求解结果，读取并判断rpv内壁面的各网格温度是否高于对应的金属材料熔点，如果判断结果为是，则执行步骤(b)，如果判断结果为否，则执行步骤(e)；
20.(b)基于动态网格技术，寻找rpv固壁中温度等于金属材料熔点的等温面，并按照最小距离原则或沿等温线原则将rpv内壁面发生烧蚀的节点与rpv固壁中的等温面上的节点一一对应以控制rpv内壁面发生烧蚀的节点移动；
21.(c)判断是否对剩余的rpv固壁进行网格光顺与重构，如果判断结果为是，则执行步骤(d)，如果判断结果为否，则返回步骤(a)；
22.(d)对剩余的rpv固壁进行网格光顺与重构并返回步骤(a)；
23.(e)判断rpv内壁面的各网格温度不高于金属材料熔点的时间是否达到指定时间，如果判断结果为是，则执行步骤(f)，如果判断结果为否，则返回步骤a；
24.(f)判定rpv固壁不再继续烧蚀。
25.可选地，步骤(5)包括：
26.确定rpv下封头的总载荷；
27.根据rpv下封头的总载荷和材料屈服强度，确定rpv最小承压面积；
28.根据所述rpv最小承压面积确定rpv最小承载厚度；
29.将所述rpv固壁剩余区域的模型中的最小剩余壁厚与所述rpv最小承载厚度进行比较以确定是否满足静力学承载要求。
30.可选地，步骤(6)包括：
31.将所述rpv固壁剩余区域的模型作为力学分析模型输入预先建立的cfd
‑
fem耦合计算模型，以及将rpv固壁剩余区域的温度场作为体温度载荷同重量载荷及压力载荷一并施加至所述cfd
‑
fem耦合计算模型，以进行力学分析；
32.将通过所述cfd
‑
fem耦合计算模型获取的rpv固壁的最大等效塑性应变和最大等效蠕变应变的数值分别与rpv固壁材料的塑性失效准则和蠕变失效准则比较；
33.如果rpv固壁的最大等效塑性应变的数值小于所述塑性失效准则，且rpv固壁的最大等效蠕变应变的数值小于所述蠕变失效准则，则判定rpv固壁没有蠕变失效，否则，判定rpv固壁蠕变失效。
34.为了实现上述目的，本发明提供了一种核反应堆严重事故下rpv的结构完整性分析装置，包括：
35.一个或多个处理器；
36.一个或多个存储器，用于存储一个或多个程序，当一个或多个所述程序被所述处理器执行，使得所述处理器实现如上所述的核反应堆严重事故下堆坑注水后rpv的结构完整性分析方法。
37.为了实现上述目的，本发明提供了一种计算机可读存储介质，其上存储有程序，所述程序被处理器执行时实现如上所述的核反应堆严重事故下堆坑注水后rpv的结构完整性分析方法。
38.与现有技术相比，本发明建立了涵盖rpv内部熔池、rpv固壁和rpv外部堆坑冷却水在内的瞬态cfd烧蚀传热计算模型，可以计算获得不同时刻的rpv固壁的烧蚀情况和温度场分布情况以及rpv外部堆坑的流道内气液两相的流动传热特征，并且可以根据瞬态cfd烧蚀传热计算模型的计算结果，判断rpv固壁是否会被熔穿，如果rpv固壁没有被熔穿，则提取达到稳定状态的rpv固壁剩余区域的模型和温度场，进而可以在此基础上进行rpv固壁是否满足静力学承载要求的评估，而且可以在rpv固壁满足静力学承载要求的基础上，进一步进行rpv固壁是否发生蠕变失效的判断。从而本发明能够在核反应堆严重事故下对rpv固壁的烧蚀情况进行完整性分析，可以更准确评估严重事故后rpv的结构失效风险，并涵盖严重事故发生后rpv结构的多种可能响应。
附图说明
39.图1是本发明实施例核反应堆严重事故下堆坑注水后rpv的结构完整性分析方法的流程图。
40.图2是本发明实施例rpv固壁烧蚀计算模型的计算方法的流程图。
41.图3是本发明实施例核反应堆严重事故下堆坑注水后rpv的结构完整性分析装置的示意框体。
具体实施方式
42.为详细说明本发明的内容、构造特征、所实现目的及效果，以下结合实施方式并配合附图详予说明。
43.请参阅图1，本发明公开了一种核反应堆严重事故下堆坑注水后rpv的结构完整性分析方法，包括如下步骤：
44.101、建立包括rpv内部熔池、rpv固壁和rpv外部堆坑冷却水的瞬态cfd烧蚀传热计算模型。
45.102、使用瞬态cfd烧蚀传热计算模型进行计算以获得不同时刻的rpv固壁的烧蚀
情况和温度场分布情况以及rpv外部堆坑的流道内气液两相的流动传热特征。
46.103、根据瞬态cfd烧蚀传热计算模型的计算结果，判断rpv固壁是否会被熔穿，如果rpv固壁没有被熔穿，则执行步骤104。
47.104、提取达到稳定状态的rpv固壁剩余区域的模型和温度场。
48.105、评估rpv固壁剩余区域的模型中的最小剩余壁厚是否满足静力学承载要求，如果满足静力学承载要求，则执行步骤106。
49.106、基于所述rpv固壁剩余区域的模型和温度场判断剩余的rpv固壁是否发生蠕变失效。
50.如果经评估rpv不会发生蠕变失效，则可以认为严重事故堆坑注水正常投运条件下(不考虑其他非rpv本体由烧蚀或载荷诱发的结构失效；不考虑堆坑注水没有正常投运工况下的结构失效)，rpv结构完整、有效。
51.本发明建立了涵盖rpv内部熔池、rpv固壁和rpv外部堆坑冷却水在内的瞬态cfd烧蚀传热计算模型，可以计算获得不同时刻的rpv固壁的烧蚀情况和温度场分布情况以及rpv外部堆坑的流道内气液两相的流动传热特征，并且可以根据瞬态cfd烧蚀传热计算模型的计算结果，判断rpv固壁是否会被熔穿，如果rpv固壁没有被熔穿，则提取达到稳定状态的rpv固壁剩余区域的模型和温度场，进而可以在此基础上进行rpv固壁是否满足静力学承载要求的评估，而且可以在rpv固壁满足静力学承载要求的基础上，进一步进行rpv固壁是否发生蠕变失效的判断。从而能够在核反应堆严重事故下对rpv固壁的烧蚀情况进行完整性分析，可以更准确评估严重事故后rpv的结构失效风险，并涵盖严重事故发生后rpv结构的多种可能响应。而且，由于瞬态cfd烧蚀传热计算模型是涵盖rpv内部熔池传热、rpv固壁烧蚀及传热和rpv外部堆坑冷却水流动沸腾传热的全耦合的计算模型，因此便于更加准确的分析严重事故后rpv固壁的烧蚀进程以及rpv内外流场的发展演进过程。
52.在一些实施例中，步骤103包括：判断瞬态cfd烧蚀传热计算模型的计算是否发散(未加壁面超温保护程序)或者rpv外壁面的温度是否稳定在高于其对应金属材料熔点的温度值(添加壁面超温保护程序后)，如果判断结果为否，则说明熔池衰变热可以被堆坑冷却水带出，因此，随着瞬态cfd计算时间的增加，最终堆坑流道内气液两相流动传热状态会达到稳定，rpv固壁烧蚀达到一定程度后也不再继续发生，相应的，可以进入步骤104。如果判断结果为是，则认为该工况下堆坑注水策略(ivr
‑
ervc)失效，rpv下封头将会被堆芯熔融物熔穿，rpv结构完整性被破坏。
53.在一些实施例中，步骤104包括：对比分析不同时刻下rpv固壁的烧蚀情况和rpv外部堆坑的流道内气液两相的流动传热特征；当rpv外部堆坑的流道内气液两相的流动传热状态稳定且rpv固壁不再继续烧蚀时，提取达到稳定状态的rpv固壁剩余区域的模型和温度场。否则，返回步骤102。
54.为了进行烧蚀传热计算，瞬态cfd烧蚀传热计算模型包括cfd传热计算模型和rpv固壁烧蚀计算模型。
55.在一些实施例中，cfd传热计算模型包括rpv固壁cfd传热计算模型和rpv堆坑cfd传热计算模型，rpv外壁面被设置为共轭传热面，rpv固壁cfd传热计算模型与rpv堆坑cfd传热计算模型之间共轭求解。
56.具体而言，rpv的外部堆坑流道区域使用euler两相流模型模拟气液(水、水蒸气)
两相分布，使用rpi boiling壁面沸腾模型模拟rpv外壁气液相变过程，计算边界条件基于严重事故管理导则中的规定进行设置。
57.在一些实施例中，cfd传热计算模型包括rpv熔池cfd传热计算模型和rpv固壁cfd传热计算模型，rpv内壁面被设置为共轭传热面，rpv熔池cfd传热计算模型与rpv固壁cfd传热计算模型之间共轭求解。
58.在一些实施例中，cfd传热计算模型包括rpv固壁cfd传热计算模型，rpv固壁cfd传热计算模型根据输入施加到rpv内壁面的边界条件进行计算，边界条件为通过对严重事故下rpv熔池进行传热分析获取到的rpv内壁面的热流密度分布。
59.请参阅图2，在一些实施例中，rpv固壁烧蚀计算模型的计算方法包括如下步骤：
60.201、基于cfd传热计算模型的瞬态求解结果，读取并判断rpv内壁面的各网格温度是否高于对应的金属材料熔点，如果判断结果为是，则执行步骤202，如果判断结果为否，则执行步骤205。
61.202、基于动态网格技术，寻找rpv固壁中温度等于金属材料熔点的等温面，并按照最小距离原则或沿等温线原则将rpv内壁面发生烧蚀的节点与rpv固壁中的等温面上的节点一一对应以控制rpv内壁面发生烧蚀的节点移动。
62.203、判断是否对剩余的rpv固壁进行网格光顺与重构，如果判断结果为是，则执行步骤204，如果判断结果为否，则返回步骤201。
63.204、对剩余的rpv固壁进行网格光顺与重构并返回步骤201。
64.205、判断rpv内壁面的各网格温度不高于金属材料熔点的时间是否达到指定时间，如果判断结果为是，则执行步骤206，如果判断结果为否，则返回步骤201。
65.206、判定rpv固壁不再继续烧蚀。
66.为了提高耦合cfd模型在不同工况下的计算稳定性和收敛性，rpv固壁区域内所有节点温度均被实时提取，以配合自定义二次开发的rpv固壁烧蚀计算模型实现相关保护功能。
67.在一些实施例中，步骤105包括：
68.(1)确定rpv下封头的总载荷。
69.具体而言，总载荷是基于rpv自重、熔池重量及内压等确定。
70.(2)根据rpv下封头的总载荷和材料屈服强度，确定rpv最小承压面积。
71.(3)根据rpv最小承压面积确定rpv最小承载厚度(最小许用剩余厚度)。
72.(4)将rpv固壁剩余区域的模型中的最小剩余壁厚与rpv最小承载厚度进行比较以确定是否满足静力学承载要求。
73.如rpv固壁剩余区域的模型中的最小剩余壁厚大于rpv最小承载厚度，则说明可以满足静力学承载要求；如果rpv固壁剩余区域的模型中的最小剩余厚度小于rpv最小承载厚度，则说明无法满足静力学承载要求，rpv结构静力承载失效。
74.在一些实施例中，步骤106包括：
75.(1)将rpv固壁剩余区域的模型作为力学分析模型输入预先建立的cfd
‑
fem耦合计算模型，以及将rpv固壁剩余区域的温度场作为体温度载荷(保守认为熔池热流不发生衰减)同重量载荷及压力载荷一并施加至cfd
‑
fem耦合计算模型，以进行力学分析。
76.具体而言，重量载荷包括熔池重量和rpv自重，压力载荷包括内压。可以理解的是，
cfd
‑
fem耦合计算模型并非限制于只是施加上述条件进行计算分析，比如还应当施加有相关约束条件。
77.(2)将通过cfd
‑
fem耦合计算模型获取的rpv固壁的最大等效塑性应变和最大等效蠕变应变的数值分别与rpv固壁材料的塑性失效准则和蠕变失效准则比较。
78.(3)如果rpv固壁的最大等效塑性应变的数值小于塑性失效准则，且rpv固壁的最大等效蠕变应变的数值小于蠕变失效准则，则判定rpv固壁没有蠕变失效，否则，判定rpv固壁蠕变失效。
79.在具体的示例中，rpv固壁材料的塑性失效准则为11％，rpv固壁材料的蠕变失效准则为15％。
80.由于蠕变具有随时间积累的效应，因此蠕变分析需基于瞬态cfd
‑
fem计算开展不同时刻数据的对比论证。如可以选取6h、12h、24h、48h、72h等时刻下的计算结果，分析等效塑性应变和等效蠕变应变的数值以及变化规律，进而给出rpv蠕变失效风险的评估。
81.请参阅图3，本发明还公开了一种核反应堆严重事故下堆坑注水后rpv的结构完整性分析装置，包括：
82.一个或多个处理器30；
83.一个或多个存储器40，用于存储一个或多个程序，当一个或多个所述程序被处理器30执行，使得处理器30实现如上述实施例所述的核反应堆严重事故下堆坑注水后rpv的结构完整性分析方法。
84.另外，本发明还公开了一种计算机可读存储介质，其上存储有程序，该程序被处理器30执行时实现如上述实施例所述的核反应堆严重事故下堆坑注水后rpv的结构完整性分析方法。
85.以上所揭露的仅为本发明的较佳实例而已，其作用是方便本领域的技术人员理解并据以实施，当然不能以此来限定本发明之权利范围，因此依本发明申请专利范围所作的等同变化，仍属于本发明所涵盖的范围。