[发明专利]一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法

说明书

本发明公开了一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法，包括以下步骤：1)、获得模拟准则数：通过对重力驱动型安注建立质量和动量守恒方程，对方程进行合理简化和无量纲后获得模拟原型非能动安注设备特性的模拟准则数；2)、确保试验装置与原型设备的模拟准则数相同，获得试验装置主要参数的模拟比例；3)、在满足压力容器、非能动安注设备和安注管线等比例缩小的前提下，根据模拟比例和等高模拟的要求设置试验装置和参数控制。本发明能够以小规模的实验规模比例，实时、准确地模拟核反应堆发生失水事故后重力型非能动安注设备的安注特性以及对堆芯的冷却能力。

技术领域

本发明涉及核反应堆领域，具体涉及一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法。

背景技术

当核反应堆发生失水事故时，一回路压力急剧下降，随后控制棒落棒实施紧急堆芯，主泵短暂惰转后停止运转。随着一回路冷却剂不断从破口喷放，反应堆堆芯内的液位不断下降，堆芯出现裸露后燃料元件的衰变热功率可能烧毁燃料元件包壳，导致放射性物质外泄。因此当反应堆发生失水事故后，往反应堆压力容器注入冷却剂对堆芯进行有效冷却是防止核反应堆发生放射性物质外泄的重要措施。

目前核反应堆采用安注泵对失水事故下的堆芯进行补水。日本福岛核事故后，全世界范围内对反应堆的安全提出了更高的要求。采用非能动安注方式往堆芯注入冷流体，对失水事故条件下的核反应堆堆芯进行有效冷却是当今先进核反应堆设计和研发的一个重要方向。

由于非能动安注方式产生的安注驱动力较小，且受诸多因素的影响，如安注位差和回路阻力等。因此新型核反应堆失水事故下非能动安注系统的安注和冷却堆芯能力需要经过实验验证。

发明内容

本发明的目的在于提供一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法，能够以小规模的实验规模比例，实时、准确地模拟核反应堆发生失水事故后重力型非能动安注设备的安注特性以及对堆芯的冷却能力。

本发明通过下述技术方案实现：

一种核反应堆重力型非能动安注设备特性的模拟方法，包括以下步骤：

1)、获得模拟准则数：

a1)、根据质量守恒方程和能量守恒方程获得对安注过程进行描述的公式：

式中，A_E为安注管线出口流通截面积，A_T为安注设备流通截面积，Π_TE为摩擦数，ΔP为静压差，ρ_l为流体密度，L为液位，g为重力加速度，M为流体质量，t为时间；

b1)、考虑重力型非能动安注设备的特性对步骤1)获得的公式进行简化，令ΔP＝0，M＝ρ_lA_TL，(A_E/A_T)²≈0，获得简化公式：

c1)、引入无量纲参数将步骤2)获得的公式进行无量纲化得到无量纲方程：

其中，无量纲参数为：

式中，L⁺为无量纲液位，t⁺为无量纲时间，M⁺为无量纲质量，L₀为无量纲初始液位，M₀为无量纲初始质量，W₀为无量纲初始质量流速；

将无量纲方程解析得到：

式中，0≤L⁺≤1，0≤t⁺≤2；

通过步骤1)获得的公式得到重力驱动型非能动设备初始安注流速的表达式：