一种压水堆核电厂SLB事故分析方法及装置与流程

本发明涉及核电厂事故安全分析，更具体地说，涉及一种压水堆核电厂slb事故分析方法及装置。

背景技术：

1、现阶段，在核电厂建造申请时提交国家核安全审评中心的安全分析报告中，传统大型压水堆核电厂的事故分析，一般采用设计专有软件工具、依据保守的方法进行计算分析。这些设计工具为设计单位内部使用的通过核安全当局审查认证的软件。在针对大型压水堆核电厂的主蒸汽管道断裂事故进行分析时，一般采用模型保守的软件工具和采用保守的分析方法，以确保计算结果的保守性。如果采用商用的热工流体软件工具进行宽泛的验证或研究，则存在对比基础差距大、建模分析方法不保守等问题，使得第三方验证或研究较难开展。

技术实现思路

1、本发明要解决的技术问题在于，提供一种压水堆核电厂slb事故分析方法及装置。

2、本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种压水堆核电厂slb事故分析方法，包括以下步骤：

3、s1、基于输入的中子动力学参数/反应堆功率计算模型、slb事故初始条件、核电厂工艺系统与设备数据和核电厂保护与控制系统数据，构建全电厂模型，其中slb事故为核电厂主蒸汽管道断裂事故；

4、s2、获取所述全电厂模型中压力容器对应的冷却剂系统环路，并根据所述冷却剂系统环路获取所述压力容器与堆芯对应的多个独立通道；

5、s3、获取每个独立通道中环路冷却剂在压力容器下腔室、堆芯进出口和压力容器上封头的交混效应以获取多个独立通道的流体流动模型；

6、s4、根据核安全当局审查要求获取每个独立通道的反应性反馈在堆芯总反应性反馈的权重，并与每个独立通道的流体流动模型构成堆芯多通道模型；

7、s5、调整全电厂模型中的蒸汽发生器内部流动模型，并基于所述堆芯多通道模型和slb事故特征，进行全电厂模型的热工水力瞬态计算，以获取预设参数的计算结果；

8、s6、在所述预设参数的计算结果不满足要求时，调整所述全电厂模型对应的预设关键参数并执行步骤s3，直至所述预设参数的计算结果满足要求。

9、优选地，在本发明所述的压水堆核电厂slb事故分析方法中，在所述步骤s3中，所述获取每个独立通道中环路冷却剂在压力容器下腔室、堆芯进出口和压力容器上封头的交混效应包括：

10、根据以下交混矩阵获取压力容器下腔室和堆芯入口交混效应的模拟结果；

11、

12、其中，

13、fi分别为第i个独立通道对应的压力容器外部冷却剂系统环路的流量；

14、fi'为第i个独立通道的流量；

15、cij为第i个独立通道对应的压力容器外部冷却剂系统环路流入第j个独立通道的流量份额，i和j为1、2、3……n，其中n为独立通道的总数。

16、优选地，在本发明所述的压水堆核电厂slb事故分析方法中，在所述步骤s3中还包括：

17、依据以下交混关系式获取与堆芯出口对应的多个独立通道的流体流动模型：

18、

19、其中，

20、fi'为第i个独立通道的流量；

21、fi”为第i个独立通道出口到冷却剂环路的流量；

22、fin：所有独立通道的总流量；

23、x：每个独立通道的出口流量中用于出口交混的份额。

24、优选地，在本发明所述的压水堆核电厂slb事故分析方法中，在所述步骤s4中，所述根据核安全当局审查要求获取每个独立通道的反应性反馈在堆芯总反应性反馈的权重；包括：

25、基于以下关系式获取所述每个独立通道的反应性反馈在堆芯总反应性反馈的权重：

26、

27、其中，

28、δk为反应堆堆芯总的反应性反馈；

29、δk(ρ,t)i为第i个独立通道产生的反应性反馈，并为该独立通道内流体密度ρ和燃料温度t的函数；

30、αi为第i个独立通道产生的反应性反馈在堆芯总反馈中的份额，根据核安全当局审查要求设置。

31、优选地，在本发明所述的压水堆核电厂slb事故分析方法中，在所述步骤s5中，所述基于所述堆芯多通道模型和slb事故特征，进行全电厂模型的热工水力瞬态计算，以获取预设参数的计算结果；包括：

32、基于slb事故发生后所述蒸汽发生器的流动和传热并通过六方程模型对所述全电厂模型的各个节点进行计算，以获取所述蒸汽发生器的流体状态各参数变化；并获取所述权重和所述独立通道的流体流动模型的计算结果。

33、优选地，在本发明所述的压水堆核电厂slb事故分析方法中，所述六方程模型包括以下两相连续性方程、两相能量方程和两相动量方程，

34、其中两相连续性方程如下：

35、

36、

37、两相能量方程如下：

38、

39、

40、两相动量方程如下：

41、

42、

43、αg为汽相的空泡份额，αf为液相的空泡份额；

44、ρg为汽相密度，ρf为液相密度；

45、a为流通面积；

46、vg为汽相流体流速，vf为液相流体流速；

47、γg为汽相质量变化，γf为液相质量变化；

48、ug为汽相流体内能，uf为液相流体内能；

49、qg为汽相流体传热率，qf为液相流体传热率；

50、为汽相传质导致的传热率，为液相传质导致的传热率；

51、wg为汽相做功导致的能量变化率，wf为液相做功导致的能量变化率；

52、fg两为汽相流体所受的所有外力项之和，ff为液相流体所受的所有外力项之和。

53、优选地，在本发明所述的压水堆核电厂slb事故分析方法中，所述预设参数包括：堆芯进出口交混份额、堆芯流量、蒸汽发生器压力与流量。

54、优选地，在本发明所述的压水堆核电厂slb事故分析方法中，所述调整预设关键参数包括调整压力容器内堆芯入口和堆芯出口阻力系数、压力容器上封头进出口的阻力系数、蒸汽发生器内的蒸汽上升段的阻力系数、汽水分离器内部流道和回水管的阻力系数，以及汽水分离器效率。

55、优选地，在本发明所述的压水堆核电厂slb事故分析方法中，所述独立通道的数量大于或等于2。

56、本发明还构造一种压水堆核电厂slb事故分析装置，包括：

57、全电厂模型获取单元，用于基于输入的中子动力学参数/反应堆功率计算模型、slb事故初始条件、核电厂工艺系统与设备数据和核电厂保护与控制系统数据，构建全电厂模型；

58、独立通道获取单元，用于获取所述全电厂模型中压力容器对应的冷却剂系统环路，并根据所述冷却剂系统环路获取所述压力容器与堆芯对应的多个独立通道；

59、流体流动模型建立单元，用于获取每个独立通道中环路冷却剂在压力容器下腔室、堆芯进出口和压力容器上封头的交混效应以获取多个独立通道的流体流动模型；

60、权重获取单元，用于根据核安全当局审查要求获取每个独立通道的反应性反馈在堆芯总反应性反馈的权重，并与每个独立通道的流体流动模型构成堆芯多通道模型；

61、瞬态计算单元，调整全电厂模型中的蒸汽发生器内部流动模型，并基于所述堆芯多通道模型和slb事故特征，进行全电厂模型的热工水力瞬态计算，以获取预设参数的计算结果；

62、模型参数调整单元，用于在所述预设参数的计算结果不满足要求时，调整所述全电厂模型对应的预设关键参数并驱动流体流动模型建立单元动作，直至所述预设参数的计算结果满足要求。

63、实施本发明的一种压水堆核电厂slb事故分析方法，具有以下有益效果：能够实现更为接近事故真实场景的slb事故分析研究，并适用于第三方独立验证。