一种失水事故分析方法与流程

1.本发明涉及一种失水事故分析方法。


背景技术：

2.国际上常用的失水事故分析方法大致分为两种：使用最佳估算程序，同时准确界定模型以及分析方法的不确定性；采用保守模型，同时也配合采用一定的分析方法来挖掘一部分的裕量。第一种方法由于需要对所有模型进行验证并且要界定其不确定性，因此耗时长且工作量巨大，因此在进行三代改进核电项目以及海外出口项目时，拟采用保守模型，同时也配合采用一定的分析方法来挖掘一部分的裕量的方法来进行失水事故分析。
3.美国联邦法规10cfr 50.46附录k模型(简称“附录k模型”)是一套在核电站设计中被广泛应用的loca事故应急堆芯冷却系统(eccs)评价标准，是获得nrc认可的。目前，随着自主化三代核电以及核电出口的需求，需要研发出一套具有自主知识产权的分析程序和分析方法用于最复杂的设计基准事故(即失水事故)分析。


技术实现要素：

4.本发明实施例提供一种失水事故分析方法,以实现在满足法规的基础上进行失水事故分析。
5.本发明实施例通过下述技术方案实现：
6.第一方面，本发明实施例提供一种失水事故分析方法，包括：
7.s1.对一回路系统和二回路系统进行水力学几何建模；
8.s2.以包壳峰值温度为主要指标进行敏感性分析；
9.s3.结合失水事故程序的特点使用关键模型进行分析；
10.s4.建立满足双95％要求的分析方法。
11.进一步的，所述步骤s1包括：
12.对安全系统进行建模；
13.对热构件进行模拟；
14.对于失水事故相关的保护信号进行模拟；
15.对系统关键参量进行稳态调试。
16.进一步的，所述步骤s1还包括：
17.增加控制变量来追踪事故过程中下封头硼浓度的变化用以标定旁通结束时间，标定堆芯入口平均流速的变化用以判断再淹没阶段是否需要启用蒸汽冷却惩罚模型；
18.启用和水力学计算相关的满足法规要求的模型；
19.启用和热构件相关的满足法规要求的模型。
20.进一步的，所述步骤s2包括：
21.对喷放系数进行敏感性分析，确定能够获得最高包壳峰值温度的喷放系数值；
22.对破口节块划分进行敏感性分析，确定能够获得最高包壳峰值温度的破口节块划
分方法；
23.对高、中、低压安注注入点以及安注箱注入点进行节块划分敏感性分析，分别进行失水事故计算，确定能够获得最高包壳峰值温度的注入点节块划分方法；
24.对堆芯节块划分进行敏感性分析；
25.对再淹没过程二维移动精细热传导模型中的最大网格数进行敏感性分析；
26.对下降段、下封头、下腔室、上腔室、上封头节块划分依次进行敏感性分析；
27.对破损环路热管段、sg传热管节块划分进行敏感性分析，分别进行失水事故计算，确定能够获得最高包壳峰值温度的热管段、sg传热管节块划分方法；
28.对时间步长进行敏感性分析，确定能够获得最高包壳峰值温度的时间步长。
29.进一步的，所述步骤s3包括：
30.使用moody模型计算两相临界流；
31.使用间隙热传导模型进行分析；
32.使用二维移动精细热传导模型来计算再淹没过程径向以及轴向过程的热传导；
33.使用包壳肿胀破裂模型模拟肿胀破裂之后造成的流道阻塞对失水事故后续过程的影响；
34.使用液位跟踪模型进行分析；
35.使用1971ans模型来计算衰变热；
36.使用经过uptf test6验证的ccfl模型进行分析；
37.使用最小膜态沸腾温度模型进行分析；
38.使用壁面与液体、壁面与蒸汽之间的固-液辐射换热模型进行分析。
39.进一步的，步骤s4包括：
40.选择一系列与电厂初始状态相关的参数作为抽样对象；
41.选择再淹没阶段与临界后换热相关的重要模型；
42.通过临界后试验数据界定膜态沸腾换热模型、过渡沸腾换热模型、最小膜态沸腾温度模型的不确定度范围；
43.进行随机抽样获得124组参数，生成计算矩阵；
44.开展124组大破口失水事故分析，获得所有计算工况的包壳峰值温度；选取第三高的值作为满足双95％要求的结果。
45.进一步的，对系统关键参量进行稳态调试包括：对堆芯压降、旁流份额、回路压降、稳压器初始压力、稳压器初始水位、反应堆平均温度、蒸汽发生器初始水位以及热工设计流量进行稳态调试。
46.进一步的，对热构件进行模拟包括：
47.在进行堆芯热构件建模时，通过fq、fdh和fap参量确定各热构件的功率份额，并且分别构造热棒、热组件、平均组件的轴向功率分布形状。
48.进一步的，对于失水事故相关的保护信号进行模拟，包括：
49.对反应堆停堆信号、安注注入信号、汽轮机停机信号和主泵停运信号进行模拟。
50.进一步的，一回路系统包括堆芯、下降段、下腔室、下封头、上腔室、上封头、稳压器、冷管段、热管段、主泵和蒸汽发生器一次侧；二回路系统包括：蒸汽发生器、主蒸汽管道和汽轮机。
51.本发明实施例与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
52.本发明实施例的一种失水事故分析方法，通过水力学几何建模、敏感性分析、关键模型分析和双95％要求分析，实现了在满足法规的基础上对失水事故的分析。
附图说明
53.为了更清楚地说明本发明示例性实施方式的技术方案，下面将对实施例中所需要使用的附图作简单地介绍，应当理解，以下附图仅示出了本发明的某些实施例，因此不应被看作是对范围的限定，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他相关的附图。
54.图1为失水事故分析方法流程示意图。
具体实施方式
55.为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
56.在以下描述中，为了提供对本发明的透彻理解阐述了大量特定细节。然而，对于本领域普通技术人员显而易见的是：不必采用这些特定细节来实行本发明。在其他实施例中，为了避免混淆本发明，未具体描述公知的结构、电路、材料或方法。
57.在整个说明书中，对“一个实施例”、“实施例”、“一个示例”或“示例”的提及意味着：结合该实施例或示例描述的特定特征、结构或特性被包含在本发明至少一个实施例中。因此，在整个说明书的各个地方出现的短语“一个实施例”、“实施例”、“一个示例”或“示例”不一定都指同一实施例或示例。此外，可以以任何适当的组合和、或子组合将特定的特征、结构或特性组合在一个或多个实施例或示例中。此外，本领域普通技术人员应当理解，在此提供的示图都是为了说明的目的，并且示图不一定是按比例绘制的。这里使用的术语“和/或”包括一个或多个相关列出的项目的任何和所有组合。
58.在本发明的描述中，术语“前”、“后”、“左”、“右”、“上”、“下”、“竖直”、“水平”、“高”、“低”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明保护范围的限制。
59.实施例
60.第一方面，本发明实施例提供一种失水事故分析方法，包括：
61.s1.对一回路系统和二回路系统进行水力学几何建模；
62.s2.以包壳峰值温度为主要指标进行敏感性分析；
63.s3.结合失水事故程序的特点使用关键模型进行分析；
64.s4.建立满足双95％要求的分析方法。
65.进一步的，所述步骤s1包括：
66.对安全系统进行建模；
67.对热构件进行模拟；
68.对于失水事故相关的保护信号进行模拟；
69.对系统关键参量进行稳态调试。
70.进一步的，所述步骤s1还包括：
71.增加控制变量来追踪事故过程中下封头硼浓度的变化用以标定旁通结束时间，标定堆芯入口平均流速的变化用以判断再淹没阶段是否需要启用蒸汽冷却惩罚模型；
72.启用和水力学计算相关的满足法规要求的模型；
73.启用和热构件相关的满足法规要求的模型。
74.进一步的，所述步骤s2包括：
75.对喷放系数进行敏感性分析，确定能够获得最高包壳峰值温度的喷放系数值；
76.对破口节块划分进行敏感性分析，确定能够获得最高包壳峰值温度的破口节块划分方法；
77.对高、中、低压安注注入点以及安注箱注入点进行节块划分敏感性分析，分别进行失水事故计算，确定能够获得最高包壳峰值温度的注入点节块划分方法；
78.对堆芯节块划分进行敏感性分析；
79.对再淹没过程二维移动精细热传导模型中的最大网格数进行敏感性分析；
80.对下降段、下封头、下腔室、上腔室、上封头节块划分依次进行敏感性分析；
81.对破损环路热管段、sg传热管节块划分进行敏感性分析，分别进行失水事故计算，确定能够获得最高包壳峰值温度的热管段、sg传热管节块划分方法；
82.对时间步长进行敏感性分析，确定能够获得最高包壳峰值温度的时间步长。
83.进一步的，所述步骤s3包括：
84.使用moody模型计算两相临界流；
85.使用间隙热传导模型进行分析；
86.使用二维移动精细热传导模型来计算再淹没过程径向以及轴向过程的热传导；
87.使用包壳肿胀破裂模型模拟肿胀破裂之后造成的流道阻塞对失水事故后续过程的影响；
88.使用液位跟踪模型进行分析；
89.使用1971ans模型来计算衰变热；
90.使用经过uptf test6验证的ccfl模型进行分析；
91.使用最小膜态沸腾温度模型进行分析；
92.使用壁面与液体、壁面与蒸汽之间的固-液辐射换热模型进行分析。
93.进一步的，步骤s4包括：
94.选择一系列与电厂初始状态相关的参数作为抽样对象；
95.选择再淹没阶段与临界后换热相关的重要模型；
96.通过临界后试验数据界定膜态沸腾换热模型、过渡沸腾换热模型、最小膜态沸腾温度模型的不确定度范围；
97.进行随机抽样获得124组参数，生成计算矩阵；
98.开展124组大破口失水事故分析，获得所有计算工况的包壳峰值温度；选取第三高的值作为满足双95％要求的结果。
99.进一步的，对系统关键参量进行稳态调试包括：对堆芯压降、旁流份额、回路压降、稳压器初始压力、稳压器初始水位、反应堆平均温度、蒸汽发生器初始水位以及热工设计流
量进行稳态调试。
100.进一步的，对热构件进行模拟包括：
101.在进行堆芯热构件建模时，通过fq、fdh和fap参量确定各热构件的功率份额，并且分别构造热棒、热组件、平均组件的轴向功率分布形状。
102.进一步的，对于失水事故相关的保护信号进行模拟，包括：
103.对反应堆停堆信号、安注注入信号、汽轮机停机信号和主泵停运信号进行模拟。
104.进一步的，一回路系统包括堆芯、下降段、下腔室、下封头、上腔室、上封头、稳压器、冷管段、热管段、主泵和蒸汽发生器一次侧；二回路系统包括：蒸汽发生器、主蒸汽管道和汽轮机。
105.具体失水事故分析方法如下：
106.(1)分析程序的选择
107.选择一个能够模拟失水事故的分析软件，例如：arsac、relap、cathare、wcobra/trac等。推荐使用arsac程序，因为该程序是中国核动力研究设计院自主开发的系统分析程序，和国外程序相比，在很多方面，例如：矩阵求解、再淹没模型等，都有一定的优势。
108.(2)满足法规要求的建模方法的确定
109.这里对建模过程中的关键流程和需要重点关注的内容进行说明：
110.①
按自主化三代核电厂的设计特点，对一回路系统(包括堆芯、下降段、下腔室、下封头、上腔室、上封头、稳压器、冷管段、热管段、主泵、蒸汽发生器一次侧等)、二回路系统(包括：蒸汽发生器、主蒸汽管道、汽轮机等)进行水力学几何建模。确保节块划分合理、各部分连接关系正确。水力学建模中关键的问题在于将堆芯划分为1个热组件和若干个平均组件，并要模拟热组件和平均组件之间的横向流动(考虑截面突变的影响)。对于环形下降段的模拟需要根据回路数目来确定将其划分为几个部分(例如：对于三环路电厂，需将下降环腔分为三部分)，各个部分之间应该用横向接管连接。要输入正确的主泵特性曲线，并真实模拟燃料组件上大、小定位格架造成的局部阻力损失。为了能够满足“旁通阶段结束之前将注入至系统内部的安注水扣除”这一法规要求，建议在下降段上部区域模拟一个虚拟的接管和阀门，该接管和阀门执行的功能为在下封头出现一定量的含硼水的时刻之前强制性的将安注水抽出至系统之外。
111.②
对专设安全系统进行建模，包括：安注箱、高(或中)压安注系统、低压安注系统等进行建模。对于安注箱的模拟要确保相对高度、初始总容积、气容积、水容积、初始压力以及其与冷管段的接管建模正确；对于高、中、低压安注，选取保守的压力-流量曲线。此外，对于破损环路，不模拟安注注入。
112.③
对系统所涉及的热构件进行模拟，热构件包含两种类型：带热源的热构件、不带热源的热构件。带热源的热构件只存在堆芯内部，包括：热棒热构件、热组件热构件以及平均组件热构件。在进行堆芯热构件建模时，需要通过fq(堆芯最高功率点功率与平均功率的比值)、fdh(热组件焓升与平均组件焓升的比值)、fap(热棒平均功率和热组件中除热棒之外的单根燃料棒平均功率的比值)等参量确定各热构件的功率份额，并且通过合理的方式分别构造热棒、热组件、平均组件的轴向功率分布形状。此外，需要对芯块及包壳的材料物性、气隙组成及物性、边界条件等进行合理模拟。对于不带热源的热构件，存在于很多关键部件中，包括：稳压器、蒸汽发生器u型管、上封头等。对于这些热构件需要合理模拟材料物
性以及壁面厚度。
113.④
对于失水事故相关的保护信号进行模拟，包括：反应堆停堆信号、安注注入信号、汽轮机停机信号、主泵停运信号等。为了保证分析结果的保守性，在考虑信号定值时需要添加一定的偏差，这些偏差将会导致更晚停堆、更晚启动安注。
114.⑤
对系统关键参量进行稳态调试，包括：堆芯压降、旁流份额、回路压降、稳压器初始压力、稳压器初始水位、反应堆平均温度、蒸汽发生器初始水位、热工设计流量等。尽量保证以上参量与目标值偏差在1％范围以内。此外，为了满足法规的要求，在处理气隙组分以及芯块物性时，要满足获得储能保守这一条件。
115.⑥
在以上建模的基础上需要进行更加细化的处理，其中包括：
116.a)增加一些控制变量来追踪事故过程中下封头硼浓度的变化用以标定旁通结束时间，标定堆芯入口平均流速的变化用以判断再淹没阶段是否需要启用蒸汽冷却惩罚模型。此外还需要标定在堆芯完全裸露之后再次有一定量流体流入的时刻(代表再淹没开始)等。
117.b)要结合程序的特征在建模时启用和水力学计算相关的满足法规要求的模型，包括：合理的临界流模型，水力学构件内部的液位跟踪模型，由于燃料棒肿胀破裂造成的流道阻塞模型等。
118.c)要结合程序的特征在建模时启用和热构件相关的满足法规要求的模型，包括：合理的包壳氧化模型，燃料肿胀破裂模型等。
119.(3)规范的敏感性分析流程的确定
120.为了保证分析结果的合理性，应该以获得较高包壳峰值温度为目标，按照如下顺序进行敏感性分析：
121.①
对喷放系数进行敏感性分析，确定能够获得最高包壳峰值温度的喷放系数值；
122.②
对破口节块划分进行敏感性分析，确定能够获得最高包壳峰值温度的破口节块划分方法；
123.③
对高、中、低压安注注入点以及安注箱注入点进行节块划分敏感性分析，分别进行失水事故计算，确定能够获得最高包壳峰值温度的注入点节块划分方法。不同安注注入点敏感性分析应该分开进行；
124.④
对堆芯节块划分进行敏感性分析。由于堆芯轴向布置有大、小定位格架，在保证每一个定位格架处在一个水力学节块的前提下，对其余部分进行加粗或细分。在获得多种堆芯节块划分的基础上分别进行失水事故计算，确定能够获得最高包壳峰值温度的堆芯节块划分方法；
125.⑤
对再淹没过程二维移动精细热传导模型中的最大网格数进行敏感性分析，，确定能够获得最高包壳峰值温度的二维移动精细热传导模型中的最大网格数划分方法。
126.⑥
对下降段、下封头、下腔室、上腔室、上封头节块划分依次进行敏感性分析，在进行敏感性分析时，要保证细分的每个节块体积一致。通过进行多组失水事故计算，确定能够获得最高包壳峰值温度的下降段、下封头、下腔室、上腔室、上封头节块划分方法；
127.⑦
对破损环路热管段、sg传热管节块划分进行敏感性分析，分别进行失水事故计算，确定能够获得最高包壳峰值温度的热管段、sg传热管节块划分方法。
128.⑧
对时间步长进行敏感性分析。确定能够获得最高包壳峰值温度的时间步长。由
于大破口失水事故现象非常复杂，在计算初期如果选择较大的时间步长可能会引起较大的数值不稳定性导致计算无法继续开展，因此可以在破口发生后的2秒的时间内统一选择用较小的时间步长0.0005秒，对后续计算过程进行4组时间敏感性分析。
129.(4)关键模型使用方法的规定
130.为了满足附录k的要求，并且结合失水事故程序的特点，要按照如下要求启用相关模型或选择合适的模型(如果所选用的程序没有如下模型，则需要添加相关模型)：
131.a)两相临界流计算选择moody模型；
132.b)要启用间隙热传导模型；
133.c)要使用二维移动精细热传导模型来计算再淹没过程径向以及轴向过程的热传导；
134.d)要使用合理保守的包壳肿胀破裂模型，并且要模拟肿胀破裂之后造成的流道阻塞对失水事故后续过程的影响；
135.e)在喷放阶段，对于临界热流密度的计算，高压区域推荐使用b&w-2关系式；低压区域推荐使用barnett关系式(或在该关系式的基础上进行一定的修正)。在再淹没阶段，对于临界热流密度的计算推荐使用zuber关系式(或在该关系式的基础上进行修正)。
136.f)在喷放阶段，要使用满足附录k要求的换热逻辑，一旦出现偏离泡核沸腾情形，则之后的换热模式只能是过渡沸腾、膜态沸腾、单相蒸汽对流换热中的一种；一旦进入过渡沸腾且壁面过热度超过300℉之后，则之后的换热模式只能是膜态沸腾、单相蒸汽对流换热中的一种。在再淹没阶段，若如果流速小于1.0inch/s，则临界后换热区域的换热模式需要强制修改为单相蒸汽对流换热模型。
137.g)对于喷放阶段临界后换热，推荐使用mcdonough-milich-king的关系式来计算过渡沸腾换热；推荐使用groeneveld 5.7关系式来计算膜态沸腾换热。
138.h)为了较好的模拟ccfl现象，推荐使用经过uptf test6验证的ccfl模型。
139.i)要使用1971ans模型来计算衰变热。
140.j)在堆芯内部应启用液位跟踪模型。
141.k)应使用能够体现包壳材料表面特性以及氧化层厚度影响的最小膜态沸腾温度模型。
142.l)对于中、高流速(》1.0inch/s)下的再淹没过程，推荐使用flecht-seaset再淹没实验、rbht再淹没实验、neptun再淹没实验(这三个实验是国际上公认的能够作为再淹没模型验证的实验)各两组中、高流速工况作为标定，判断程序是否会低估包壳峰值温度。如果程序没有低估这6个工况的包壳峰值温度，则不需要修正再淹没阶段临界后换热系数，如果程序低估了包壳峰值温度，则应该使用小于1.0的因子来修正再淹没阶段临界后换热系数以保证程序不会低估这6个工况的包壳峰值温度。
143.m)在计算再淹没阶段的膜态沸腾换热时，需要根据空泡份额的大小区分是反环状流膜态沸腾还是弥散流膜态沸腾。根据不同的模式选取相应的模型。对于反环状流膜态沸腾，推荐选取bromley模型，对于弥散流膜态沸腾，推荐使用forslund-rohsenow关系式。
144.n)需要启用壁面与液体，壁面与蒸汽之间的固-液辐射换热模型。
145.(5)满足双95％要求的分析方法的建立
146.在对基准工况确定了建模方法、开展了敏感性分析工作以及确定了模型使用方法
的基础上，为了挖掘一定的分析裕量，以利于设计优化(例如：提升功率，减小安注箱尺寸等)，将采用在一定的边界条件的范围内通过非参数顺序统计以及简单抽样的方法开展多组计算，选取计算最高值。
147.为了获得满足双95％的结果，首先需要确定计算组数。在我们所建立的方法中，拟计算的组数为59组(只关注包壳峰值温度这一参量)或124组(同时关注包壳峰值温度、包壳氧化层厚度、产氢氯这三个参量)。挑选计算结果中最高包壳峰值温度或第三高包壳峰值温度(如果开展59组计算，则选择最高包壳峰值温度；若开展124组计算，则选择第三高包壳峰值温度)作为最终的分析结果。
148.具体方法如下：
149.(1)选择一系列与电厂初始状态相关的参数作为抽样对象。这些参数包括：初始功率、稳压器初始压力、稳压器初始水位、fq、fdh、功率分布形状、初始平均温度、燃耗相关参数(包括：与燃耗相关的内压、芯块热导率、气隙种类与份额等)、破口类型和尺寸等。
150.(2)选择再淹没阶段与临界后换热相关的重要模型，包括：膜态沸腾换热模型、过渡沸腾换热模型、最小膜态沸腾温度模型，将这三个模型的不确定度范围作为抽样对象。
151.(3)根据自主化三代核电厂的设计特点和运行特点，界定与电厂初始状态相关的参数的取值范围。
152.(4)通过临界后试验数据界定膜态沸腾换热模型、过渡沸腾换热模型、最小膜态沸腾温度模型的不确定度范围。
153.(5)进行随机抽样获得124组参数(这些参数中包括：与电厂初始状态相关的参数、模型不确定性相关参数)，生成计算矩阵。
154.(6)开展124组大破口失水事故分析，获得所有计算工况的包壳峰值温度，并同时关注包壳氧化层厚度和产氢率。选取第三高的值作为满足双95％要求的结果。
155.以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。