一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法专利检索-反应堆压力容器核能专利检索查询-专利查询网

一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故 堆芯损伤评价方法

阅读：51发布：2020-05-08

专利汇可以提供一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法专利检索，专利查询，专利分析的服务。并且本发明提供一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，所述方法包括以下步骤：(1)建立模型预测分析大LOCA事故应急工况进程，事故情景包括两种：一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加 SBO始发的严重事故和一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故；(2)计算出重要事件的时间节点；(3)建立裸露时间与堆芯损伤状态之间的关系；(4)针对待评价事故计算堆芯裸露时间，并进行堆芯损伤评价。本发明提供的方法基于大LOCA事故的进程，将事故具体分为一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故和一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故两种情形，分别建立标准进行评价。，下面是一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法专利的具体信息内容。

权利要求

1.一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，其特征在于，所述方法包括以下步骤：
(1)建立模型预测分析大LOCA事故应急工况进程，事故情景包括两种：一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故和一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故；
(2)计算出重要事件的时间节点；
(3)建立裸露时间与堆芯损伤状态之间的关系；
(4)针对待评价事故计算堆芯裸露时间，并进行堆芯损伤评价。
2.根据权利要求要求1所述的一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，其特征在于，步骤(1)具体包括：
事故情景假设：事故前反应堆处于100％功率稳定运行状态；大破口和全厂断电于0时刻同时发生；0s时反应堆停堆；高压安注、低压安注、主辅给水失效，非能动中压安注能够正常运行；主泵惰转时间为30s；安全壳泄露速率为0.1％/d；仿真计算以下封头失效为终止事件；破口发生在稳压器所在环路。
3.根据权利要求要求1所述的一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，其特征在于，步骤(1)具体包括：
以900MW典型压水堆满功率运行参数作为严重事故程序的建模参数。
4.根据权利要求要求1所述的一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，其特征在于，步骤(1)具体包括：
建立的模型包括三条环路，每条环路都建模有1台主泵、1台蒸汽发生器和1个安注箱，三条环路共用一个稳压器；模型共包括46个控制体：堆芯由5个控制体组成，每条一回路管道均由5个控制体组成，每台蒸汽发生器均由5个控制体组成，安全壳和环境分别由1个控制体代表；堆芯沿径向划分为4个径向环，沿轴向划分为14个轴向层；其中，堆芯二次支撑结构位于第1轴向层，堆芯支撑板位于第2轴向层，堆芯下栅格板位于第3轴向层，堆芯活性区位于第4-13轴向层，堆芯上栅格板位于第14轴向层。
5.根据权利要求要求1所述的一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，其特征在于，步骤(1)具体包括：以包壳温度为依据判断应急工况进程。
6.根据权利要求要求1所述的一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，其特征在于，步骤(2)中重要事件具体包括：
堆芯开始裸露、稳压器排空、中压安注开始注水、安注箱排空、包壳开始破损、剧烈的锆水反应开始、堆芯开始熔化、堆芯首次完全裸露、堆芯开始坍塌，形成熔池和下封头失效。
7.根据权利要求要求1所述的一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，其特征在于，步骤(3)具体包括：当事故情景为一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故时，
若裸露时间在0到9.8min，堆芯无损伤；
若裸露时间在9.8min到14.3min，包壳开始破损；
若裸露时间在14.3min到31.8min，堆芯开始熔化；
若裸露时间大于31.8min，堆芯开始坍塌，形成熔池。
8.根据权利要求要求1所述的一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，其特征在于，步骤(3)具体还包括：当事故情景为一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故时，
若裸露时间在0到0.5min，堆芯无损伤；
若裸露时间在0.5min到8.1min，包壳开始破损；
若裸露时间在8.1min到27.7min，堆芯开始熔化；
若裸露时间大于27.7min，堆芯开始坍塌，形成熔池。
9.根据权利要求要求4所述的一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，其特征在于，步骤(4)具体包括：
4.1获取待评价事故的压力容器水位、堆芯热电偶温度、一回路系统温度、一回路系统压力、一回路系统负冷却裕度、堆芯注水速率；
4.2估算堆芯顶部裸露的时刻:将大LOCA事故发生时刻假定为堆芯顶部裸露的时刻；
4.3估算堆芯得到冷却的时刻；
4.4计算堆芯裸露时间；
4.5基于不同的事故情景，根据堆芯裸露时间和裸露时间与堆芯损伤状态之间的关系进行评价。
10.根据权利要求要求9所述的一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，其特征在于，步骤4.3中堆芯得到冷却的时刻为同时满足(1)、(2)和(3)，或同时满足(1)、(2)和(4)的时刻：
(1)水位位于活性段顶部；
(2)CET大多数小于300℃；
(3)一回路压力和大多数堆芯出口热电偶显示出正冷却裕度；
(4)注入压力容器的水速率大于停堆后堆芯由于衰变热导致所需补充注水速率的3倍。

说明书全文

一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故 堆芯损伤评价方法

技术领域

[0001] 本发明属于反应堆应急评价技术领域，具体涉及一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法。

背景技术

[0002] 随着我国核能事业的快速发展，以及以人为本的政策叠加，使得核安全越来越重视，达到了前所未有的高度。核应急作为核安全的最后一道防线，必须常备不懈地做好核应急准备工作，加强核应急响应能力。

[0003] 堆芯损伤评价是核应急的重要内容，它可作为事故释放源项估算的基础，同时也是应急指挥者进行决策的重要信息基础。大LOCA事故是压水堆核电厂典型的严重事故情景，针对该事故进行堆芯损伤评价非常有意义。由于核事故应急时，核电厂工况数据繁多，监测仪表设备的工作环境恶劣，因此采用一种保守、方便、快捷的方法，进行大LOCA事故堆芯损伤评价，是非常有必要的辅助决策支持手段。但现有技术中，国外文献提供的基于裸露时间的堆芯损伤评价，并未针对具体的事故情景。

[0004] 本文具体研究了大LOCA事故的进程，形成了多不同事故情景下基于裸露时间的堆芯损伤评价方法。

发明内容

[0005] 针对现有技术中存在的缺陷，本发明的目的是提供一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，将事故情景具体分为：(1)一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故；(2)一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故，分别进行评价。

[0006] 为达到以上目的，本发明采用的技术方案是：

[0007] 一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，所述应用包括以下步骤：

[0008] (1)建立模型预测分析大LOCA事故应急工况进程，事故情景包括两种：一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故和一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故；

[0009] (2)计算出重要事件的时间节点；

[0010] (3)建立裸露时间与堆芯损伤状态之间的关系；

[0011] (4)针对待评价事故计算堆芯裸露时间，并进行堆芯损伤评价。

[0012] 进一步的，步骤(1)具体包括：

[0013] 事故情景假设：事故前反应堆处于100％功率稳定运行状态；大破口和全厂断电于0时刻同时发生；0s时反应堆停堆；高压安注、低压安注、主辅给水失效，非能动中压安注能够正常运行；主泵惰转时间为30s；安全壳泄露速率为0.1％/d；仿真计算以下封头失效为终止事件；破口发生在稳压器所在环路。

[0014] 进一步的，步骤(1)具体包括：

[0015] 以900MW典型压水堆满功率运行参数作为严重事故程序的建模参数。

[0016] 进一步的，步骤(1)具体包括：

[0017] 建立的模型包括三条环路，每条环路都建模有1台主泵、1台蒸汽发生器和1个安注箱，三条环路共用一个稳压器；模型共包括46个控制体：堆芯由5个控制体组成，每条一回路管道均由5个控制体组成，每台蒸汽发生器均由5个控制体组成，安全壳和环境分别由1个控制体代表；堆芯沿径向划分为4个径向环，沿轴向划分为14个轴向层；其中，堆芯二次支撑结构位于第1轴向层，堆芯支撑板位于第2轴向层，堆芯下栅格板位于第3轴向层，堆芯活性区位于第4-13轴向层，堆芯上栅格板位于第14轴向层。

[0018] 进一步的，步骤(1)具体包括：以包壳温度为依据判断应急工况进程。

[0019] 进一步的，步骤(2)中重要事件具体包括：

[0020] 堆芯开始裸露、稳压器排空、中压安注开始注水、安注箱排空、包壳开始破损、剧烈的锆水反应开始、堆芯开始熔化、堆芯首次完全裸露、堆芯开始坍塌，形成熔池和下封头失效。

[0021] 进一步的，步骤(3)具体包括：当事故情景为一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故时，

[0022] 若裸露时间在0到9.8min，堆芯无损伤；

[0023] 若裸露时间在9.8min到14.3min，包壳开始破损；

[0024] 若裸露时间在14.3min到31.8min，堆芯开始熔化；

[0025] 若裸露时间大于31.8min，堆芯开始坍塌，形成熔池。

[0026] 进一步的，步骤(3)具体还包括：当事故情景为一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故时，

[0027] 若裸露时间在0到0.5min，堆芯无损伤；

[0028] 若裸露时间在0.5min到8.1min，包壳开始破损；

[0029] 若裸露时间在8.1min到27.7min，堆芯开始熔化；

[0030] 若裸露时间大于27.7min，堆芯开始坍塌，形成熔池。

[0031] 进一步的，步骤(4)具体包括：

[0032] 4.1获取待评价事故的压力容器水位、堆芯热电偶温度、一回路系统温度、一回路系统压力、一回路系统负冷却裕度、堆芯注水速率；

[0033] 4.2估算堆芯顶部裸露的时刻:将大LOCA事故发生时刻假定为堆芯顶部裸露的时刻；

[0034] 4.3估算堆芯得到冷却的时刻；

[0035] 4.4计算堆芯裸露时间；

[0036] 4.5基于不同的事故情景，根据堆芯裸露时间和裸露时间与堆芯损伤状态之间的关系进行评价。

[0037] 进一步的，步骤4.3中堆芯得到冷却的时刻为同时满足(1)、(2)和(3)，或同时满足(1)、(2)和(4)的时刻：

[0038] (1)水位位于活性段顶部；

[0039] (2)CET大多数小于300℃；

[0040] (3)一回路压力和大多数堆芯出口热电偶显示出正冷却裕度；

[0041] (4)注入压力容器的水速率大于停堆后堆芯由于衰变热导致所需补充注水速率的3倍。

[0042] 本发明的效果在于，本发明提供的方法基于大LOCA事故的进程，将事故具体分为一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故和一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故两种情形，分别建立标准进行评价。附图说明

[0043] 图1为本发明方法流程示意图。

具体实施方式

[0044] 为使本发明解决的技术问题、采用的技术方案和达到的技术效果更加清楚，下面将结合附图对本发明实施例的技术方案作进一步的详细描述。显然，所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，均属于本发明保护的范围。

[0045] 参阅图1，图1为本发明方法流程示意图。本发明提供的一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法包括以下步骤：

[0046] (1)建立模型预测分析大LOCA事故应急工况进程，事故情景包括两种：一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故和一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故。

[0047] 本文专利采用严重事故分析程序进行了大LOCA事故应急工况预测分析。具体包括：

[0048] 事故情景假设：事故前反应堆处于100％功率稳定运行状态；大破口和全厂断电于0时刻同时发生；由于大破口发生后0.1s内一回路压力即可降到冷却剂饱和压力，瞬间产生大量蒸汽，空泡效应引入的负反应性可使反应堆停堆，故假设0s时反应堆停堆；高压安注、低压安注、主辅给水失效，非能动中压安注能够正常运行；主泵惰转时间为30s；安全壳泄露速率为0.1％/d；仿真计算以下封头失效为终止事件，安全壳的响应不在本专利的研究范围内；破口发生在稳压器所在环路。

[0049] 建立的模型包括三条环路，每条环路都建模有1台主泵、1台蒸汽发生器和1个安注箱，三条环路共用一个稳压器；模型共包括46个控制体：堆芯由5个控制体组成，每条一回路管道均由5个控制体组成，每台蒸汽发生器均由5个控制体组成，安全壳和环境分别由1个控制体代表；堆芯沿径向划分为4个径向环，沿轴向划分为14个轴向层；其中，堆芯二次支撑结构位于第1轴向层，堆芯支撑板位于第2轴向层，堆芯下栅格板位于第3轴向层，堆芯活性区位于第4～13轴向层，堆芯上栅格板位于第14轴向层。

[0050] 本专利以900MW典型压水堆满功率运行参数作为严重事故程序的建模参数，主要参数见表1。

[0051] 表1建模使用的主要参数表

[0052]

[0053] 根据上述模型、参数及设定的条件分两种事故情况进行模拟。基于模拟结果以包壳温度为依据判断应急工况进程。具体的判断数据见表2。

[0054] 表2应急工况进程的判断依据

[0055]

[0056]

[0057] (2)计算出重要事件的时间节点。

[0058] 重要事件具体包括：堆芯开始裸露、稳压器排空、中压安注开始注水、安注箱排空、包壳开始破损、剧烈的锆水反应开始、堆芯开始熔化、堆芯首次完全裸露、堆芯开始坍塌，形成熔池和下封头失效。具体的重要事件及其时间节点见表3。

[0059] 表3冷热管段双端断裂的严重事故应急工况对比

[0060]

[0061] (3)建立裸露时间与堆芯损伤状态之间的关系。

[0062] 当事故情景为一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故时，若裸露时间在0到9.8min，堆芯无损伤；若裸露时间在9.8min到14.3min，包壳开始破损；若裸露时间在14.3min到31.8min，堆芯开始熔化；若裸露时间大于31.8min，堆芯开始坍塌，形成熔池。

[0063] 当事故情景为一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故时，若裸露时间在0到0.5min，堆芯无损伤；若裸露时间在0.5min到8.1min，包壳开始破损；若裸露时间在8.1min到27.7min，堆芯开始熔化；若裸露时间大于27.7min，堆芯开始坍塌，形成熔池。

[0064] 大LOCA事故裸露时间与堆芯损伤状态之间的关系见表4。

[0065] 表4压水堆大LOCA裸露时间与堆芯损伤关系

[0066]

[0067] 堆芯开始坍塌，形成熔池状态，可以认为此时堆芯100％熔化。针对压水堆大LOCA事故，进行基于裸露时间的堆芯损伤评价，可将堆芯损伤状态划分为堆芯无损伤、包壳破损和堆芯熔化。

[0068] (4)针对待评价事故计算堆芯裸露时间，并进行堆芯损伤评价。

[0069] 4.1获取待评价事故的压力容器水位、堆芯热电偶温度、一回路系统温度、一回路系统压力、一回路系统负冷却裕度、堆芯注水速率；

[0070] 4.2估算堆芯顶部裸露的时刻:将大LOCA事故发生时刻假定为堆芯顶部裸露的时刻；

[0071] 4.3估算堆芯得到冷却的时刻；

[0072] 在一个具体的实施例中，堆芯得到冷却的时刻为同时满足水位位于活性段顶部、CET大多数小于300℃以及一回路压力和大多数堆芯出口热电偶显示出正冷却裕度的时刻。

[0073] 在另一个具体的实施例中，堆芯得到冷却的时刻为同时满足水位位于活性段顶部、CET大多数小于300℃以及注入压力容器的水速率大于停堆后堆芯由于衰变热导致所需补充注水速率的3倍的时刻。

[0074] 4.4计算堆芯裸露时间。

[0075] 用公式(1)估计堆芯裸露时间。

[0076] TUC＝t冷却-tUC (1)

[0077] 式中:TUC＝堆芯裸露时间长度；t冷却＝堆芯得到冷却的时刻；tuc＝堆芯顶部裸露的时刻。

[0078] 4.5基于不同的事故情景，根据堆芯裸露时间和裸露时间与堆芯损伤状态之间的关系进行评价。

[0079] 区别于现有技术，本发明提供的一种基于裸露时间的压水堆大LOCA事故堆芯损伤评价方法，基于大LOCA事故的进程，将事故具体分为一回路冷却剂主管道冷管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故和一回路冷却剂主管道热管段双端断裂叠加SBO始发的严重事故两种情形，分别建立标准进行评价。

[0080] 本领域技术人员应该明白，本发明所述的方法并不限于具体实施方式中所述的实施例，上面的具体描述只是为了解释本发明的目的，并非用于限制本发明。本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围，本发明的保护范围由权利要求及其等同物限定。

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