[发明专利]一种钠冷快堆严重事故后碎片床传热及干涸点确定方法

说明书

本发明公开了一种钠冷快堆严重事故后碎片床传热及干涸点确定方法，确定反应堆严重事故后碎片床的边界条件，根据温度分布的能量方程进行网格划分；然后针对未沸腾状态、沸腾状态和干涸工况，分别计算碎片床的等效热导率；再对在碎片床局部过热时，计算蒸汽挤开碎片颗粒形成裂缝的通道区域碎片床的等效热导率；最后设置初始条件和边界条件，分别计算每个网格下一时间步温度以及等效导热率，最终求得每一时刻碎片床温度分布以及干涸点位置。本发明采用简单等效导热模型计算碎片床中复杂的能量传递过程，针对不同的工况，碎片床的等效热导率采用不同计算方式，最后得到钠冷快堆碎片床冷却过程中各个时刻的温度分布以及冷却不足时碎片床干涸点的位置。

技术领域

本发明属于核反应堆严重事故后碎片床传热以及安全分析技术领域，具体涉及一种钠冷快堆严重事故后碎片床传热及干涸点确定方法。

背景技术

碎片床传热特性分析是钠冷快堆严重事故后行为研究的关键之一，碎片床的传热能力、温度分布以及干涸状态的热流密度预测对于严重事故的缓解和预防具有重要意义。

碎片床传热特性分析研究主要有实验研究和数值模拟两种方式。目前为止，受实验经费、实验条件等的限制，关于钠冷快堆碎片床传热特性分析的实验研究较少，上世纪70年代，日本、美国、欧洲合作进行了碎片床冷却性能实验(简称D系列实验)，该实验采用美国圣地亚哥国立研究所的环形堆芯研究堆ACRR(Annular Core Research Reactor)，较为系统的研究了不同形状、粒子排布、分层结构等的钠冷快堆碎片床的冷却特性。D系列实验采用真实的堆芯研究堆，实验材料采用UO₂和冷却剂钠，以核衰变热为主要产热方式，辅以电加热进行控制，较为系统真实的研究了不同碎片床结构、形状、粒子排布和分层结构下钠冷快堆碎片床的传热特性，提供了大量的实验数据，是现有的为数不多的关于钠冷快堆碎片床传热特性的公开实验数据。

数值模拟是目前严重事故后碎片床传热特性研究的主要方式，由于快堆发展并没有进入商业堆阶段，现有的较为成熟的数值模拟程序主要针对水堆碎片床进行开发完善，而没有成熟的针对钠冷快堆碎片床的程序。目前为止，比较通用的严重事故分析程序如MAAP、MELCOR等针对整个严重事故序列进行计算，大都含有反应堆严重事故下堆芯碎片床冷却分析计算模块，但是计算模型都较简单，不能详细地分析碎片床冷却过程。法国放射性防护与核安全(IRSN)研究院开发了MC3D程序，最早由Berthoud和Valette等于1994年提出，采用瞬态三维四方程模型，MC3D程序采用通用的热力学平衡假设，可用于碎片床冷却特性计算以及dryout的预测，但不能计算dryout后的工况。

发明内容

本发明所要解决的技术问题在于针对上述现有技术中的不足，提供一种钠冷快堆严重事故后碎片床传热及干涸点确定方法，针对钠冷快堆严重事故后碎片床传热特性进行分析计算，可以计算碎片床的温度分布并且得到碎片床发生dryout的位置，即干涸点。

本发明采用以下技术方案：

一种钠冷快堆严重事故后碎片床传热及干涸点确定方法，包括以下步骤：

S1、确定反应堆严重事故后碎片床的边界条件，根据温度分布的能量方程进行网格划分；

S2、针对未沸腾状态、沸腾状态和干涸工况，分别计算碎片床的等效热导率K'_B；

S3、对在碎片床局部过热时，计算蒸汽挤开碎片颗粒形成裂缝的通道区域的碎片床的等效热导率；

S4、设置初始条件和边界条件，重复以上步骤，分别计算每个网格下一时间步温度以及等效导热率，最终求得每一时刻碎片床温度分布以及干涸点位置。

具体的，步骤S1中，温度分布的能量方程如下：