一种固态反应堆现象识别和分级方法与流程

1.本发明属于固态反应堆技术领域，尤其涉及一种固态反应堆现象识别和分级方法。


背景技术：

2.固态反应堆是指反应堆一回路系统不采用冷却剂回路式布置方式，而采用热管将堆芯产生的热量传导至二回路系统或热电转换装置的固态反应堆。如图1所示的固态反应堆，其特点在于使用热管将热量从堆芯蒸发段输送到外部冷凝段，没有主冷却回路，因此没有机械泵、阀门或大尺寸的主回路管道。其中，固态反应堆系统用于利用反应堆裂变产生热量，并将热量从堆芯安全地传输至换热器，主要包括有反应堆堆芯、高温热管、转鼓、安全棒、屏蔽层、驱动机构、热管换热器等设备。
3.与传统反应堆相比，固态反应堆在功率、尺寸、重量等方面都显著减小，具备可工厂预制、装置可运输、运行自调节等特点。固态反应堆在系统设计上大为简化，安全性、灵活性显著提高，可实现不同环境场景下快速安装部署和应用，并且相对于其它能源形式，其具有能量密度大、功率输出稳定、燃料补给需求少、运行寿期长、占地面积小等优势，从而在国防特殊用途、分布式能源系统等方面具备极大发展潜力。
4.在固态反应堆的研发阶段，需要对其进行现象识别与分级(pirt)。pirt用于识别与安全相关的重要安全现象，并通过对这些现象进行排序来评估其重要性和认知度。pirt是新堆型研发的起点，也是分析程序开发、程序适用性评价、瞬态和事故分析工作的重要参考。
5.目前，现有技术中还没有针对固态反应堆的pirt分析方法，只能参考针对压水堆的pirt分析而进行分析。但是，由于反应堆原理和冷却剂的不同，压水堆电站的pirt分析方法和结果并不适用于对固态反应堆的pirt分析。


技术实现要素：

6.为解决上述现有技术的不足，本发明提供了一种固态反应堆现象识别和分级方法，能够识别出固态反应堆在瞬态运行和假想事故运行条件下与热工安全相关的现象，并基于对该识别现象的等级划分，获得固态反应堆全范围事故pirt表，用于识别固态反应堆传热相关的重要现象，指导固态反应堆的研发设计和程序开发，解决现有技术中缺乏对固态反应堆进行现象识别及分级的问题。
7.第一方面，本公开提供了一种固态反应堆现象识别和分级方法，包括以下步骤：
8.构建固态反应堆事故清单；
9.确定与固态反应堆安全相关的关注对象及其准则；
10.分析并识别固态反应堆事故清单中各事故下与固态反应堆安全相关的现象，所述现象为影响固态反应堆关注对象及其准则的现象；
11.对所识别出的现象进行分级，确定每一事故下各现象的重要程度，形成固态反应
堆的现象清单；
12.判断所述现象清单是否完整，若否则循环迭代上述现象识别和分级，直至满足判断条件，获取现象识别及分级报告。
13.进一步的技术方案，所述构建固态反应堆事故清单，具体为：
14.首先，基于固态反应堆的总体设计方案，结合固态反应堆运行方式，参考已有的反应堆事故工况的分类方法，形成固态反应堆瞬态运行及事故工况的全范围的基本事故清单，所述基本事故清单包括事故及事故类别；
15.然后，评估所述基本事故清单中各事故之间的包络性，形成固态反应堆事故清单。
16.进一步的技术方案，分析并确定固态反应堆的基本事故清单，包括：
17.全面理解固态反应堆的系统设计，确定固态反应堆全范围的系统或设备的事故，作为事故清单的构成基础，确定系统异常或误动的事故；
18.根据固态反应堆的运行方式，确定系统异常运行的事故；
19.根据现有的压水堆核电厂事故工况的分类方法，将确定的系统异常或误动的事故进行事故类别的确定，得到固态反应堆的基本事故清单。
20.进一步的技术方案，所述事故类别包括：反应堆系统输出增加、热电转换系统热移出能力减小、反应性和功率分布异常、基体/热管换热能力下降、以及未能紧急停堆的预期瞬态。
21.进一步的技术方案，与固态反应堆安全相关的关注对象为燃料芯块和燃料包壳。
22.进一步的技术方案，与固态反应堆安全相关的关注对象的准则为燃料元件的温度准则，即燃料芯块和燃料包壳的材料温度限值。
23.进一步的技术方案，现象识别是指，针对新研发的非成熟反应堆型号，分析固态反应堆的设计特征和事故缓解特点，识别出影响固态反应堆关注对象及其准则的现象。
24.进一步的技术方案，所述识别出影响固态反应堆关注对象及其准则的现象，具体为：
25.确定影响固态反应堆关注对象及其准则的设备，包括固态反应堆系统中的反应堆堆芯和热管、主换热器、余排换热器；针对每一设备中各部件所产生的现象进行识别。
26.进一步的技术方案，针对识别出的现象，从不同维度分析确定所识别出的现象对固态反应堆传热的重要程度，对识别的现象进行等级划分。
27.以上技术方案存在以下有益效果：
28.1、本发明提供了一种固态反应堆现象识别和分级方法，该方法能够基于制定的固态反应堆在瞬态运行和假想事故运行条件下全范围事故清单，识别出固态反应堆中与安全相关的现象，并基于对该识别现象的等级划分，获得固态反应堆全范围事故的现象识别及分级表，用于识别固态反应堆传热相关的重要现象，为固态反应堆总体设计、程序开发和适用性评价、事故分析工作提供指导，对于固态反应堆的研究和开发具有重要的指导作用。
附图说明
29.构成本发明的一部分的说明书附图用来提供对本发明的进一步理解，本发明的示意性实施例及其说明用于解释本发明，并不构成对本发明的不当限定。
30.图1为固态反应堆的结构示意图；
31.图2为本发明实施例一所述方法的流程图。
具体实施方式
32.应该指出，以下详细说明都是示例性的，旨在对本发明提供进一步的说明。除非另有指明，本文使用的所有技术和科学术语具有与本发明所属技术领域的普通技术人员通常理解的相同含义。
33.需要注意的是，这里所使用的术语仅是为了描述具体实施方式，而非意图限制根据本发明的示例性实施方式。如在这里所使用的，除非上下文另外明确指出，否则单数形式也意图包括复数形式，此外，还应当理解的是，当在本说明书中使用术语“包含”和/或“包括”时，其指明存在特征、步骤、操作、器件、组件和/或它们的组合。
34.实施例一
35.本实施例提供了一种针对固态反应堆的现象识别和分级方法，如图2所示，包括以下步骤：
36.步骤s1、构建固态反应堆事故清单；
37.步骤s2、确定与固态反应堆安全相关的关注对象及其准则；
38.步骤s3、分析并识别固态反应堆事故清单中各事故下与固态反应堆安全相关的现象，所述现象为影响固态反应堆关注对象及其准则的现象；
39.步骤s4、对所识别出的现象进行分级，确定每一事故下各现象的重要程度，形成固态反应堆的现象清单；
40.步骤s5、判断所述现象清单是否完整，若否则循环迭代上述现象识别和分级，直至满足判断条件，获取pirt报告。
41.通常，固态反应堆有三种运行状态：正常运行、瞬态运行、事故工况。其中，瞬态运行是指发生了后果不严重的偏离，适当调整后，可重新运行；而事故工况是指发生了后果相对严重的偏离，需要停堆、安全设施投入等措施进行缓解。步骤s1中，针对兆瓦级热功率的固态反应堆，首先，基于固态反应堆的总体设计方案，结合固态反应堆运行方式，参考已有的反应堆事故工况的分类方法，构建固态反应堆瞬态运行及事故工况的全范围的基本事故清单，该基本事故清单包括事故及事故类别；然后，评估事故清单中各事故之间的包络性，形成用于现象识别及分级的固态反应堆事故清单。
42.上述事故清单的确定方法，适用于任一新研发的反应堆型号。首先，分析并确定固态反应堆的基本事故清单。具体的，全面理解固态反应堆的系统设计，确定固态反应堆全范围的系统或设备的事故，作为事故清单的构成基础，确定系统异常或误动的事故；根据固态反应堆的运行方式，确定系统异常运行的事故；根据现有的压水堆核电厂事故工况的分类方法，将确定的系统异常或误动的事故进行事故类别的确定，此时，得到固态反应堆的基本事故清单。然后，结合事故类别进行各事故的包络性分析，统筹考虑事故发生的频率和后果，最终形成用于现象识别及分级的瞬态运行及全范围的事故清单。
43.上述全面理解固态反应堆的系统设计，确定固态反应堆全范围的系统或设备的事故是指，一方面，从上到下，从基本安全功能出发，分析获得反应性控制、堆芯冷却和放射性包容的潜在事故清单；另一方面，从下到上，全面掌握系统设置、运行方式等，分析运行状态下的传热路径，分析故障模式，全范围形成清单。此外，还可以借鉴已有反应堆的成熟经验，
统筹确定事故清单。
44.在本实施例中，最终形成的用于现象识别及分级的事故清单如下表1所示，共包含五种事故类别，即反应堆系统输出增加、热电转换系统热移出能力减小、反应性和功率分布异常、基体/热管换热能力下降、以及未能紧急停堆的预期瞬态，每一事故类别中包括相应的事故，如反应堆系统输出增加这一事故类别中，存在送风系统送风温度下降、送风系统送风流量增加、送风系统出风流量增加、送风系统阀门出风管道阀门误开、出风管道破这些事故，其均将导致反应堆系统输出增加。针对每一事故进行包络性分析，明确各事故之间的关系。
45.表1固态反应堆的事故清单
46.[0047][0048]
步骤s2中，确定固态反应堆中与安全相关的关注对象及其准则。固态反应堆的安全最终取决于能否保证燃料元件完好。结合上述五类事故的潜在后果，将固态反应堆燃料元件损坏归结为两种方式：第一，由于短时间内功率迅速上升，堆芯短时间内热量无法及时导出，燃料元件升温，燃料元件发生损坏；第二，堆芯余热长时间无法得到有效导出，堆芯传热恶化，缓慢升温过热，燃料元件发生损坏。因此，从热工事故分析的角度，热工安全准则最终都聚焦在燃料元件的温度准则上。也就是说，固态反应堆中与安全相关的关注对象为燃料芯块/燃料包壳，更进一步的，固态反应堆中与安全相关的关注对象的准则是燃料元件的温度准则，即燃料芯块/燃料包壳的材料温度限值。
[0049]
步骤s3中，分析并识别固态反应堆的事故清单中各事故下与固态反应堆安全相关的现象。现象识别是固态反应堆pirt的前提和基础。现象识别是指，针对新研发的非成熟反应堆型号，根据固态反应堆的设计特征和事故缓解特点，如传热途径(从燃料-包壳-基体-热管-热动系统)、停堆手段、余排系统等，从物理现象到宏观系统、从燃料热源内部到热动系统外部等进行全方位的评价，识别出影响固态反应堆关注对象及其准则的现象。
[0050]
需要指出的是，本实施例并非是针对成熟的在役核电厂(其现象明确)的数据采集和成熟现象的识别，而是针对新研发的非成熟反应堆型号，通过对反应堆的多种现象的分析，从中筛选并识别出影响反应堆关注对象及其准则的现象，以此作为关键现象，以便于后续固态反应堆pirt表的搭建。上述所识别的现象作为指导堆型研发和程序开发而必须关注的现象需要识别完整，在此基础上，再通过后续的现象分级步骤进一步进行筛选并确定现象是否为关键现象。
[0051]
针对影响固态反应堆关注对象及其准则的现象，首先，影响固态反应堆关注对象及其准则的设备有多种，包括固态反应堆系统中的反应堆堆芯和热管、主换热器、余排换热器等设备，而针对每一设备中各部件所产生的现象进行识别，在本实施例中，以反应堆堆芯和热管中的反应堆堆芯燃料棒为例，最终确定反应堆堆芯燃料棒相关现象，包括：
[0052]
(1)反应性反馈
[0053]
反应性反馈产生于堆内温度、压力或流量的变化，其中温度是主要的反馈效应，决定了反应堆对于功率变化的内在稳定性；
[0054]
(2)功率和通量分布
[0055]
堆芯功率分布取决于中子注量率和燃料分布，其主要影响因素包括反射层、燃料装载及燃耗、控制棒、结构材料、温度场、燃料元件的自屏效应等；
[0056]
(3)衰变热
[0057]
堆芯衰变热功率对于停堆后燃料元件继续冷却非常重要，直接影响后续事故进程。该参数与停堆后时间、裂变核素种类等密切相关；
[0058]
(4)燃料棒储热
[0059]
燃料棒储热指在反应堆运行过程中，燃料棒温度上升而储存的裂变热能，主要与燃料棒的比热容、升温温差有关；
[0060]
(5)燃料棒导热
[0061]
燃料棒的导热过程实际上是一个具有内热源的固体热传导问题。一般将其考虑为径向一维导热，其中最重要的参数为燃料热导率为温度的函数，由于燃料棒内径向温度梯度很大，因此不同位置热导率变化很大；
[0062]
(6)燃料棒形变(膨胀、弯曲)
[0063]
在堆芯冷却丧失后，燃料中的衰变热无法导出，将引起燃料棒温度上升，燃料棒内部温度分布不均匀和燃料棒内气体压力上升将导致燃料棒发生形变而膨胀、弯曲；
[0064]
(7)“燃料—包壳”间隙导热
[0065]
燃料芯块与包壳之间的间隙可看做一个没有内热源的薄层，热量主要是靠导热作用通过这个充气的间隙传递给包壳；
[0066]
(8)“燃料—包壳”辐射换热
[0067]
由于燃料芯块与包壳之间存在间隙，同时燃料芯块与包壳存在温度差，因此除间隙导热外，还存在辐射换热现象，可根据两者的温度、角系数等通过辐射换热关系式计算得到辐射换热量；
[0068]
(9)包壳导热
[0069]
由于燃料包壳内外表面存在温差，存在导热现象，可等效为简单的一维导热问题，通过包壳热导率、内外表面温度等计算得到包壳导热量；
[0070]
(10)“包壳—基体”间隙导热
[0071]
与燃料-包壳间隙导热类似，燃料包壳与基体之间的间隙可看做一个没有内热源的薄层，热量主要是靠导热作用通过这个充气的间隙传递给基体；
[0072]
(11)“包壳—基体”辐射换热
[0073]
由于燃料包壳与基体之间存在间隙，同时燃料包壳与基体存在温度差，因此除间隙导热外，还存在辐射换热现象。
[0074]
步骤s4中，对步骤s3识别出的现象进行分级，确定每一事故下各现象的重要程度，形成固态反应堆的现象清单。具体的，针对步骤s3识别出的现象，通过试验研究、比例分析、敏感性分析、开展试验研究、经验判断等多种方式，从不同维度研究识别出的现象的对固态反应堆传热的重要程度，全方位支承现象分级。
[0075]
上述方法包括试验研究、比例分析、敏感性分析、开展试验研究、经验判断等，其中：
[0076]
(1)试验研究：基于对目前已有固态反应堆相关现象的试验研究，进行现象分级。如：通过全方位研究国内外已有固态反应堆试验，明确热管失效直接影响热管堆的正常运行和载热能力，因此“热管失效”现象的评级为h。
[0077]
(2)比例分析：采用程序或计算方式，定量分析固态反应堆传热过程(包括导热、储热、对流、辐射等)，以比例的形式评价这些现象对固态反应堆传热现象的贡献，进行现象分级。如：通过建立固态反应堆的传热守恒方法等，推导无量纲参数如努塞尔数(nu)，在换热器中，该参数与热管冷凝段外壁面对流换热有关，因此“热管冷凝段外壁面对流换热”现象的评级为h。
[0078]
(3)敏感性分析：应用系统分析程序或cfd程序分析敏感性参数(如功率分布、衰变热、燃料棒比热/导热系数等热物性参数、包壳间隙等)在合理的范围内变化时，对固态反应
堆传热现象的贡献的影响，进行现象分级。如：通过cfd计算热管堆组件，发现热管堆换热对于基体-热管之间的间隙热阻非常敏感，因此“基体-热管间隙导热”现象的评价为h。
[0079]
(4)试验研究：采用试验的方式研究固态反应堆传热，确定上述每一现象对传热的重要程度，进行现象分级。如：通过热管试验，发现热管的壁面导热直接影响其换热性能，因此“热管壁面导热”现象的评级为h。
[0080]
(5)经验判断：针对识别出来的现象，通过专家和设计人员打分，并取平均值，确定现象分级，在打分时，设置分值为整数，介于0～10，为：
[0081]
非常重要的现象分值：8～10；
[0082]
中等重要的现象分值：5～7；
[0083]
不重要的现象分值：2～4；
[0084]
无关现象分值：0～1。
[0085]
待对现象分级完成后，结合上述事故清单，形成固态反应堆的pirt表，如下表2所示，其中，h表示高等级，即该现象对传热的重要程度较高；m表示中等级，表示该现象对传热的重要程度中等；l表示低等级，表示该现象对传热的重要程度较低；na表示无等级，表示该现象对传热没有影响。
[0086]
表2送风系统送风温度下降事故的固态反应堆pirt表
[0087]
[0088]
[0089][0090]
步骤s5中，判断所述现象清单是否完整，若否则循环迭代上述现象识别和分级，直至满足判断条件，获取pirt报告。基于该pirt表(即pirt报告)识别出的各现象及其等级，其中，高、中等级的现象在程序开发、程序适用性评价、事故分析中，必须准确模拟或以其它保守方法进行分析，以提供可信的预计，指导固态反应堆的研发设计。
[0091]
也就是说，pirt是新堆型研发的起点，也是分析程序开发、程序适用性评价、瞬态和事故分析工作的重要参考，本实施例实现了固态反应堆现象的识别及分级，为固态反应堆的研究和开发提供了重要的指导作用。
[0092]
以上所述仅为本发明的优选实施例而已，并不用于限制本发明，对于本领域的技术人员来说，本发明可以有各种更改和变化。凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。
[0093]
上述虽然结合附图对本发明的具体实施方式进行了描述，但并非对本发明保护范围的限制，所属领域技术人员应该明白，在本发明的技术方案的基础上，本领域技术人员不需要付出创造性劳动即可做出的各种修改或变形仍在本发明的保护范围以内。