[发明专利]准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品

说明书

本申请公开了一种准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品，涉及核反应堆安全分析技术领域。该方法包括：建立针对瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则的稳态瞬态分析数学物理模型；建立针对瞬变外力场的六自由度运动的三维空间加速度模型；根据所述稳态瞬态分析数学物理模型和所述三维空间加速度模型，确定瞬变外力场下的流动失稳和沸腾临界预测机理模型；根据所述流动失稳和沸腾临界预测机理模型，确定瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则。根据本申请实施例，能够对瞬变外力场下的核反应堆堆芯热工安全准则进行准确制定，为先进核能动力系统热工安全研发设计提供了可靠的理论依据。

技术领域

本申请属于核反应堆安全分析技术领域，尤其涉及一种准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品。

背景技术

核能动力在浮动核电站、破冰船、海洋科考装置等领域具有重要的应用和广阔的应用潜力，动态自反馈方式、强迫循环方式是核反应堆的常用运行工况，对我国海洋发展战略具有重大意义。反应堆在动态自反馈方式、强迫循环方式下的热工安全性能是决定装备动力性能、安全性能的核心指标之一。实现反应堆热工安全的核心和关键是确保堆芯不发生流动失稳，同时也要避免堆芯发生沸腾临界。因此，在设计上通过精确制定反应堆堆芯热工安全准则，使核反应堆系统热工安全裕量得到充分挖掘和提升的同时，能够在各类复杂工况下确保其运行在安全参数范围内。

海洋环境复杂多变，由风、浪、涌、流及浮动核电站、破冰船、海洋科考装置自身动作产生复杂多变的瞬变外力场，对动态自反馈方式、强迫循环方式下核反应堆堆芯热工安全带来复杂的影响。而陆基核反应堆堆芯热工安全准则是基于静止条件下的实验和理论分析获得的，没有考虑瞬变外力场对热工水力特性的影响，不适用于海洋环境中核的反应堆系统。目前现有技术中并没有针对瞬变外力场条件对动态自反馈方式、强迫循环方式下堆芯热工安全准则的分析及获取方法，因此，在实际对反应堆堆芯热工安全准则进行制定时，需要对每种设计的反应堆进行大量的实验，耗费经费高、时间长。

发明内容

本申请实施例提供一种准则确定方法、装置、设备、计算机存储介质及程序产品，能够对瞬变外力场下的核反应堆堆芯热工安全准则进行准确制定，为先进核能动力系统热工安全研发设计提供了可靠的理论依据。

第一方面，本申请实施例提供一种准则确定方法，该准则确定方法包括：

建立针对瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则的稳态瞬态分析数学物理模型；

建立针对瞬变外力场的六自由度运动的三维空间加速度模型；

根据稳态瞬态分析数学物理模型和三维空间加速度模型，确定瞬变外力场下的流动失稳和沸腾临界预测机理模型；

根据流动失稳和沸腾临界预测机理模型，确定瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则；反应堆堆芯热工安全准则包括DNBR限值、堆芯出口过冷度限值、堆芯热通道出口含汽率限值中的至少一项。

在一些可能的实现方式中，在确定瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则之前，该准则确定方法还包括：

获取瞬变外力场对反应堆堆芯热工安全的作用机制；

瞬变外力场对反应堆堆芯热工安全的作用机制，包括以下至少一项：

对于闭式通道堆芯结构，第一出口含汽率限值随流量变化呈非单调影响，第一出口含汽率限值为在瞬变外力场及动态自反馈条件下的流动失稳边界所对应的出口含汽率限值；

对于开式通道和闭式通道堆芯结构的堆芯冷却剂通道，在瞬变外力场及动态自反馈条件下的沸腾临界存在且唯一；

确定瞬变外力场下的反应堆堆芯热工安全准则，包括：

根据流动失稳和沸腾临界预测机理模型、瞬变外力场对反应堆堆芯热工安全的作用机制，确定反应堆堆芯热工安全准则。