[发明专利]压力容器下封头内多层熔融池传热分析方法

说明书

压力容器下封头内多层熔融池传热分析方法，1、进行熔融池构型选择及衰变热计算，选择熔融池多层构型，完成氧化物层、金属层的初始化并得到熔融池的几何参数，根据各层成分和物性计算衰变热；2、进行氧化物层换热计算，根据所选取的换热关系式计算熔融氧化物层内的自然对流换热过程，如压力容器外壁面热流密度，氧化物硬壳的厚度以及热流密度与临界热流密度的比值等；3、进行金属层换热计算，根据熔融氧化物层的计算结果，求解液体金属层内的自然对流换热和液体金属层上表面与上部堆内构件之间的辐射换热过程；通过对压力容器内多层熔融物构型传热特性进行分析，为核电站安全策略的制定提供一定的参考。

技术领域

本发明属于反应堆严重事故现象计算领域，具体涉及压力容器下封头内多层熔融池传热分析方法。

背景技术

熔融物堆内持留(IVR)是一项重要的严重事故管理策略，反应堆压力容器外部冷却(ERVC)是实现IVR的一项关键措施。通过向反应堆腔室充水淹没压力容器下封头来对压力容器的外部进行冷却进而实现IVR。压力容器外侧水的沸腾换热若能有效地将下封头内熔融物的衰变热带走，就能保持压力容器的完整性，进而可以避免后续事故的发生以及大量放射性物质外逸的可能。因此，IVR‐ERVC技术已被第三代压水堆核电站作为一项重要的严重事故缓解措施所采用，如美国西屋公司开发的第三代先进非能动核电站AP600和AP1000，以及韩国开发的APR1400核电站都采用了压力容器外部冷却技术作为一项重要的严重事故缓解策略。

严重事故过程中，当堆芯发生熔化，堆芯熔融物再分布进入压力容器下封头时，通过向反应堆堆腔注水实现压力容器外部冷却。压力容器外侧被水淹没，进入下封头内的高温熔融物将下封头壁面加热到很高的温度，在下封头外壁面会发生泡核沸腾，当下封头壁面热通量小于该处临界热通量时，压力容器外壁面的两相自然循环泡核沸腾可以有效地带走下封头内堆芯熔融物的衰变热，保证压力容器的完整性，可以有效地实现IVR。然而，当下封头壁面热通量大于该处临界热通量时，将会发生沸腾危机，即发生流动沸腾条件下的CHF现象，压力容器外壁面换热系数迅速下降，导致下封头壁面温度迅速升高甚至熔穿，从而使压力容器失效；在下封头壁面温度迅速升高的同时，由于下封头壁面材料的高温蠕变，会加速下封头壁面蠕变变形，也可能使下封头壁面蠕变失效破裂，而导致IVR失效。

发明内容

为解决上述问题，本发明充分调研和总结了国际上基于熔融池换热特性实验获得的熔融池换热关系式和压力容器外部冷却实验获得的CHF关系式，基于IVR‐ERVC和描述熔融池内换热过程的实验换热关系式，提供一种适用于压水堆核电站严重事故的压力容器下封头内多层熔融池传热分析方法，并利用该技术对AP1000核电站严重事故下熔融物IVR进行分析计算。

为了到达上述目的，本发明采用如下技术方案：

压力容器下封头内多层熔融池传热分析技术，包括如下步骤：

1、压力容器下封头内多层熔融池传热分析方法，其特征在于：包括如下步骤：

步骤1：进行熔融池构型选择及衰变热计算，选择熔融池多层构型，完成氧化物层、金属层的初始化并得到熔融池的几何参数，并计算衰变热,熔融池构型选择及衰变热计算具体内容：