一种核反应堆堆腔注水冷却措施有效性评价方法与流程

本发明属于核反应堆安全评价，具体涉及一种核反应堆堆腔注水冷却措施有效性的评价方法。

背景技术：

1、目前，部分核反应堆设计上采用了堆腔注水冷却措施以防止严重事故工况下压力容器的失效。该技术通过对压力容器外壁面进行冷却达到熔融物堆内滞留(ervc-ivr)的目的，以保持压力容器的完整性，避免放射性物质在安全壳内的释放。

2、严重事故工况下，堆芯熔融物迁移到压力容器下腔室后形成熔融池，对下封头壁面进行加热，反应堆压力容器下封头承受熔融物引起的高热负荷与机械负荷。此时，启动堆腔注水冷却系统使压力容器外侧被水淹没，通过压力容器外侧冷却水的沸腾传热带走熔融池内的衰变热同时降低压力容器壁面温度，防止下封头失效。但是，冷水注入反应堆堆腔冷却反应堆压力容器外壁时，反应堆压力容器在内外壁温差作用下可能发生快速断裂失效。同时，在高温和内、外壁温差的共同作用下，压力容器下封头材料会产生严重的蠕变损伤。因此，在实施堆腔注水措施时，如果压力容器下封头外壁面热流密度小于其临界值则认为外冷却水的沸腾传热能有效冷却下封头，同时在下封头不发生力学失效(主要包括静载荷、蠕变和快速断裂失效)的情况下认为措施有效，反之，如果压力容器外壁面热流密度不小于其临界值或下封头发生了力学失效则认为措施无效。

3、为评价堆腔注水措施的有效性，有必要建立一种核反应堆堆腔注水措施有效性评价方法，以确认措施及严重事故后果缓解的有效性，从而进一步提高核反应堆的安全性。

技术实现思路

1、本发明的目的在于提供一种核反应堆堆腔注水冷却措施有效性评价方法，该方法能够准确、全面地评价严重事故工况下实施堆腔注水冷却措施时压力容器下封头的完整性。

2、实现本发明目的的技术方案如下：一种核反应堆堆腔注水冷却措施有效性评价方法，该方法具体包括以下步骤：

3、步骤1：利用严重事故系统计算分析典型事故进程，得到热工失效评价输入参数；

4、步骤2：利用熔融池分层模型、以及上述步骤1中得到的输入参数中的熔融物的成分和质量，确定熔融池的结构；

5、步骤3：针对步骤2中确定的熔融池的结构，计算熔融池内的传热；

6、步骤4：根据步骤3计算得到的熔融池内的传热，获得压力容器外壁面的热流密度；

7、步骤5：将步骤4获得的压力容器外壁面的热流密度值与相同位置处的临界热流密度值比较，判断压力容器下封头是否发生热工失效；

8、步骤6：对压力容器下封头材料进行静载荷分析、高温蠕变分析和快速断裂分析；

9、步骤7：将步骤6中分析得到的参数与极限值进行比较，判断压力容器下封头是否发生力学失效，包括压力容器下封头进行静载荷失效判断、高温蠕变失效判断、快速断裂失效判断；

10、步骤8：根据步骤5判断得到的压力容器下封头是否发生热工失效，以及步骤7判断得到的压力容器下封头是否发生力学失效，判断核反应堆堆腔注水冷却措施的有效性。

11、所述的步骤1中的热工失效评价输入参数包括核反应堆压力容器下腔室内熔融物的成分、质量、压力容器内的压力、熔融池衰变热随时间变化值。

12、所述的步骤2中的熔融池结构模型包括均匀分布模型、两层模型和三层模型。

13、所述的步骤2中的均匀分布模型中的熔融物是均匀混合的液体，两层模型中的熔融物分为金属层和氧化物层两层，三层模型的熔融物分为金属层、重金属层和氧化物层。

14、所述的步骤2中的均匀分布模型中的熔融物成分为uo2、zro2、zr、不锈钢。

15、所述的步骤2中的两层模型中的熔融物金属层成分为zr和不锈钢，氧化物层成分为uo2和zro2。

16、所述的步骤3中当熔融池的结构为均匀分布模型时，根据熔融池内的换热关系式计算熔融池内的传热，得到均匀分布熔融池的换热关系式如下式(1)所示：

17、qv＝qupsup+qsidesside

18、

19、

20、

21、所述的步骤3中当熔融池的结构为两层模型时，根据熔融池内的换热关系式计算熔融池内的传热，得到金属层、氧化物层换热关系式分别如下公式(2)、(3)所示：

22、金属层的换热关系式如下式(2)所示：

23、qlvl＝ql-dnsl-dn+ql-upsl-up+ql-sidesl-side

24、

25、

26、

27、

28、

29、氧化物层的换热关系式如下式(3)所示：

30、

31、

32、所述的步骤3中当熔融池的结构为三层模型时，根据熔融池内的换热关系式计算熔融池内的传热，得到金属层、氧化物层和重金属层的换热关系式分别如下公式(4)、(5)、(6)所示：

33、金属层的换热关系式如下式(4)所示：

34、qlvl＝ql-dnsl-dn+ql-upsl-up+ql-sidesl-side

35、

36、

37、

38、

39、

40、氧化物层的换热关系式如下式(5)所示：

41、

42、

43、重金属层的换热关系式如下式(6)所示：

44、qhvh＝qh-upsh-up+qh-sidesh-side

45、

46、所述的步骤4中当熔融池的结构为均匀分布模型时，随角度θ变化的压力容器外壁面的热流密度值qside(θ)如下式(7)所示：

47、qside(θ)＝qside(0.1θtot) θ/θtot≤0.

48、qside(θ)＝qside[0.1+1.08(θ/θtot)-4.5(θ/θtot)2+8.6(θ/θtot)3] 0.1＜θ/θtot≤0 (7)。

49、qside(θ)＝qside[0.41+0.35(θ/θtot)+(θ/θtot)2] 0.6＜θ/θtot≤1.0

50、所述的步骤4中当熔融池的结构为两层模型时，与金属层接触的压力容器内壁面热流密度ql-side不随角度变化，即ql-side(θ)＝ql-side；随角度θ变化的与氧化物层接触的压力容器外壁面的热流密度值qp-side(θ)如下式(8)所示：

51、qp-side(θ)＝qp-side(0.1θtot) θ/θtot≤0.

52、qp-side(θ)＝qp-side[0.1+1.08(θ/θtot)-4.5(θ/θtot)2+8.6(θ/θtot)3] 0.1＜θ/θtot≤0(8)。

53、qp-side(θ)＝qp-side[0.41+0.35(θ/θtot)+(θ/θtot)2] 0.6＜θ/θtot≤1.0

54、所述的步骤4中当熔融池的结构为三层模型时，与金属层、重金属层接触的压力容器内壁面热流密度ql-side和qh-side不随角度变化，即ql-side(θ)＝ql-side，qh-side(θ)＝qh-side；随角度θ变化的与氧化物层接触的压力容器外壁面的热流密度值qp-side(θ)如下式(8)所示：

55、qp-side(θ)＝qp-side(0.1θtot) θ/θtot≤0.

56、qp-side(θ)＝qp-side[0.1+1.08(θ/θtot)-4.5(θ/θtot)2+8.6(θ/θtot)3] 0.1＜θ/θtot≤0(8)。

57、qp-side(θ)＝qp-side[0.41+0.35(θ/θtot)+(θ/θtot)2]0.6＜θ/θtot≤1.0

58、所述的步骤5的具体步骤如下：步骤4将获得的压力容器外壁面的热流密度值与相同位置处的临界热流密度实验值进行比，如果压力容器外壁面的热流密度值小于相同位置处的临界热流密度值则认为压力容器下封头不会发生热工失效；如果压力容器外壁面的热流密度值不小于相同位置处的临界热流密度值则认为压力容器下封头会发生热工失效。

59、所述的步骤6包括步骤6.1：对压力容器下封头材料进行静载荷分析，得到下封头支承总静载荷g所需的最小壁厚dmin、下封头的烧蚀结构最薄承载壁厚l'、剩余壁厚可承载内压p。

60、所述的步骤6包括步骤6.2对压力容器下封头材料进行高温蠕变分析，得到下封头的蠕变应变εcr。

61、所述的步骤6包括步骤6.3：对压力容器下封头材料进行快速断裂分析，得到考虑塑性修正后的应力强度因子kcp、临界断裂韧性限值kic、延性撕裂断裂韧性kjc。

62、所述的步骤7中包括步骤7.1基于步骤6.1的计算结果判断是否发生静载荷失效，如果步骤6.1中得到的支承总静载荷g所需的最小壁厚dmin大于保证热工有效性的最小壁厚、下封头的烧蚀结构最薄承载壁厚l'均低于下封头的烧蚀后壁厚，同时剩余壁厚可承载内压高于实际压力，则认为压力容器下封头未发生静载荷失效；如果步骤6.1中得到的支承总静载荷g所需的最小壁厚dmin小于保证热工有效性的最小壁厚、下封头的烧蚀结构最薄承载壁厚l'高于下封头的烧蚀后壁厚，或剩余壁厚可承载内压低于实际压力则认为压力容器下封头发生静载荷失效。

63、所述的步骤7中包括步骤7.2基于步骤6.2的计算结果判断是否发生高温蠕变失效，压力容器下封头的蠕变失效系数当f<1时，认为压力容器下封头不发生蠕变失效；当f>1时，认为压力容器下封头发生蠕变失效。

64、所述的步骤7中包括步骤7.3基于步骤6.3的计算结果判断是否发生快速断裂失效，事故工况下的压力容器下封头的快速断裂分析评定准则如下：当压力容器下封头的裂尖温度t≤(rtndt+60)℃时：kcp≤kιc/1.2，当压力容器下封头的裂尖温度t＞(rtndt+60)℃时：kcp≤kjc/1.0，将kιc/1.2和kjc/1.0统称为限值，则当kcp与限值的比值<1时，为压力容器下封头不发生快速断裂失效，当kcp与限值的比值>1时认为压力容器下封头发生快速断裂失效。

65、所述的步骤8的具体步骤如下：如果步骤5判断压力容器下封头不发生热工失效，且步骤7判断压力容器下封头不发生力学失效，则认为核反应堆堆腔注水冷却措施有效；如果步骤5判断压力容器下封头发生热工失效，或步骤7判断压力容器下封头发生力学失效，则认为核反应堆堆腔注水冷却措施无效。

66、本发明的有益技术效果在于：本发明所提供的核反应堆堆腔注水冷却措施有效性的评价方法，是能够全面、完整的评价堆腔注水措施有效性的评价方法，能够准确地判断严重事故工况下熔融物跌落下腔室后实施堆腔注水措施时压力容器下封头的完整性。高温熔融物使压力容器下封头的完整性受到热负荷和机械负荷(包括压差和温差造成的热应力)的威胁。在对堆腔注水冷却措施的有效性进行评价时，需针对下封头承受的热负荷和机械负荷是否超过其极限值而展开，分析下封头是否发生热工(热负荷)失效和(或)力学(机械负荷)失效。本发明步骤1至步骤5完成的是压力容器下封头热工失效分析；步骤6至步骤7完成的是压力容器下封头力学失效分析。热工失效评价主要针对熔融物对压力容器下封头产生的热负荷而做出的评价。实施堆腔注水措施时，热量的传递是从熔融物到压力容器内冷却水再到压力容器壁、再由压力容器壁到堆腔内冷却水的传热过程。如果实际充分冷却需要的热流密度在临界热流密度的限值之内，能在自然对流的条件下形成泡核沸腾，就能达到最佳排热效果，即未发生热工失效。但如果实际充分冷却需要的热流密度超过了临界热流密度的限值，传热效果将无法保证，即认为发生了热工失效。因此，在开展热工失效评价时是通过比对压力容器下封头外壁面的热流密度与临界热流密度值开展热工失效分析。热工失效评价是基于下封头所承受的热负荷威胁，结合实施堆腔注水措施时的热量传导过程而开展的堆腔注水措施的有效性评价，关键步骤是得到下封头外壁面的热流密度。压力容器下封头的力学失效评价是根据严重事故工况下在实施堆腔注水措施后下封头所承受的机械负荷带来的负面影响而开展的分析：当堆芯熔融物迁移到下腔室后，下封头受熔融物重力的影响可能发生静载荷失效；当冷水注入反应堆堆腔冷却反应堆压力容器外壁面时，在高温和内外壁温差的共同作用下，压力容器下封头材料会产生严重的蠕变损伤；冷水注入也可能使反应堆压力容器在内外壁温差作用下出现快速断裂。因此，在力学失效评价中需对压力容器下封头材料开展静载荷、高温蠕变和快速断裂分析，以判断是否发生了力学失效。

67、本发明方法具有良好的通用性，可以应用于压水堆堆腔注水措施有效性评价，为提高核电站堆内熔融物滞留能力提供一些建议，为核电站安全策略的制定尤其是大功率反应堆提供一定的参考价值，具有较大的工程指导意义。本堆腔注水冷却措施有效性评价方法已应用于“华龙一号”项目(福清核电5、6号机组)，解决了“华龙一号”堆腔注水冷却措施有效性评价问题。