[发明专利]压水堆核电厂严重事故分析方法

说明书

压水堆核电厂严重事故分析方法，1、进行严重事故早期堆芯行为特性及燃料组件应力‑应变特性计算；2、进行堆芯熔化计算；3、进行堆芯碎片床特性计算；4、进行压力容器下封头内熔融物构型分析计算，首先利用龙格库塔法计算熔融物与周围物质的传热量，接着计算熔融物在冷却对流过程中释放到堆芯的蒸汽流量，然后计算熔融物颗粒与周围环境间的质量和能量交换，最后根据硬壳内部温度计算来自碎片硬壳的热流量；通过对大型压水堆严重事故机理及事故序列的分析，提出适合于我国压水堆的严重事故管理策略和缓解措施，为我国核电站严重事故安全策略的制定提供技术支持。

技术领域

本发明属于反应堆严重事故现象计算领域，具体涉及压水堆核电厂严重事故分析方法。

背景技术

核电厂严重事故可能带来大量的放射性物质泄漏，从而造成极大的经济损失和恶劣的社会后果，人类和平利用核能的道路上曾发生过三次比较严重的核电站事故：即美国的三哩岛事故(1979年)、前苏联的切尔诺贝利事故(1986年)和日本福岛核电站事故(2011年)。核事故将会对本世纪以来全球范围内的核电复苏抹上一层浓重的阴影。

近几年我国核电发展迅速，为了改变我国现有的能源结构，增强能源安全性、缓解对环境的压力、实现减排目标，国家制定了庞大的核电中长期发展规划。在我国核电快速发展时日本福岛核事故对我国核电安全性敲响了警钟。事故发生后，我国政府高度重视我国核电的安全问题，并明确提出了‘要对当前在役的核电厂进行安全评估’和‘要在确保安全的前提下积极发展我国核电事业’，这表明我国政府对核安全的高度重视和加强核电站严重事故研究及评估的重要性和必要性。

最近几年，国内在严重事故研究方面开始投入较多的人力和物力，并取得了很多研究成果，但是与核工业发达国家相比，我国对严重事故的研究相对不足。相对于国际上的这些较为成熟的大型商业软件，我国在严重事故程序分析开发方面缺少成熟的相关的研究。目前我国尚没有具有自主知识产权的大型先进压水堆严重事故综合分析软件，严重事故综合分析平台的建设，难度高、耗资大。而开发大型先进压水堆严重事故综合分析平台对我国核电安全分析有着重要的意义，具有自主知识产权的严重事故综合分析平台可以用于我国大型压水堆核电站严重事故分析和评审，同时开发严重事故相关的分析软件，对严重事故机理分析、事故仿真和预测、事故防范演练、以及事故预防措施研究和事故后缓解措施管理都有重要作用。

发明内容

为解决上述问题，本发明在已经积累的相当的知识、经验和吸收国际上近30年严重事故最新研究成果的基础上，通过整合现有的资源和人员力量，同时基于现有严重事故分析程序中的成熟模型，开发出压水堆核电厂严重事故分析方法，分析严重事故早期堆芯行为，堆芯过热氧化熔化过程等堆内复杂的物理化学过程，堆芯形成碎片床的过程，及压力容器内熔融物行为分析。

为了到达上述目的，本发明采用如下技术方案：

压水堆核电厂严重事故分析方法，包括如下步骤：

步骤1：进行严重事故早期堆芯行为特性及燃料组件应力-应变特性计算，计算得到各堆芯节点的分布温度、堆芯包壳氧化量、氢气产生质量以及燃料包壳应力应变的变化率，早期堆芯行为特性及燃料组件应力-应变特性计算具体包含以下内容：

1)读取所有事故相态中堆芯的热工水力参数和响应信息；

2)对计算堆芯进行几何建模：根据计算需求对计算区域进行剖分，给出了一个7×13的堆芯节点划分，有三个非燃料层：两个在底部，代表堆芯支撑板和下部固定板以及下部气体腔室；一个在顶部，代表上部气体腔室和上部固定板；其他的层轴向长度相同，代表堆芯活性区；根据计算需求对计算区域进行剖分，在每一个节点内生成初始状态参数，对每个计算子区域的材料中的各状态进行赋初值；

3)基于2)所得到的初始状态参数和各材料的状态信息，利用龙格库塔法进行计算得到堆芯各节点的温度分布T_N，所述的堆芯各节点温度分布T_N的计算如公式(1)：