[发明专利]基于粒子法的熔融物与混凝土相互作用分析方法有效

专利信息
申请号: 201910609572.2 申请日: 2019-07-08
公开(公告)号: CN110321641B 公开(公告)日: 2020-08-04
发明(设计)人: 陈荣华;蔡庆航;田文喜;苏光辉;秋穗正 申请(专利权)人: 西安交通大学
主分类号: G06F30/25 分类号: G06F30/25
代理公司: 西安智大知识产权代理事务所 61215 代理人: 何会侠
地址: 710049 陕*** 国省代码: 陕西;61
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摘要:
搜索关键词: 基于 粒子 熔融 混凝土 相互作用 分析 方法
【说明书】:

一种基于粒子法的熔融物与混凝土相互作用分析方法,主要步骤如下:1、粒子建模,设定粒子初始布置和参数;2、建立背景网格并按节点划分,检索邻居粒子;3、计算粒子焓值、温度和相态;4、计算共晶和化学反应,更新粒子物质组分和物性参数,同时计算化学热,更新粒子焓值、温度和相态;6、计算气体运动,更新粒子类型、速度和位置;7、显示计算动量方程中的粘性项、表面张力项和重力项,估算粒子速度和位置;8、使用估算的粒子位置显示计算动量方程中的压力项并修正粒子速度和位置;9、输出计算结果。本方法考虑熔融物与混凝土相互作用的所有现象;基于粒子法,能够精确捕捉自由液面、方便建模及精确处理相变;采用显示压力模型有利于进行大规模计算。

技术领域

发明涉及核电厂严重事故堆芯熔融物与混凝土相互作用研究技术领域,具体涉及一种基于粒子法的熔融物与混凝土相互作用分析方法。

背景技术

当核电厂压水堆发生严重事故时,堆芯如果得不到充分的冷却可能发生熔化并向下迁移,落入压力容器下封头的堆芯熔融可能会将下封头熔穿,随后,堆芯熔融物会进入安全壳并与安全壳内的混凝土发生长期的相互作用,这个过程涉及众多的化学和物理变化。高温的熔融物会不断加热混凝土,使其温度不断升高并发生熔化和化学分解。混凝土分解会产生水蒸气和其他不可凝气体,这些气体会影响熔池的流动换热行为并可能导致安全壳的超压失效。混凝土分解还会在混凝土表面形成熔渣层,影响其与堆芯熔融物的换热过程。与此同时,堆芯熔融物的温度会不断降低,并在混凝土-熔融物界面首先形成壳层,阻碍熔融物和混凝土进一步的相互作用。此外,熔融物和混凝土的相互作用还受到熔融物的初始温度、质量和成分、熔融物下落速率、注水的时间、混凝土的组成成分等因素影响。因此,熔融物与混凝土相互作用过程存在大量的不确定性,是核反应堆严重事故研究领域的热点和难点问题,至今其机理仍未被完全研究透彻,对其的研究有助于严重事故源项及安全壳完整性的分析,对于核电厂严重事故安全分析具有重大意义。

关于熔融物与混凝土相互作用的研究,国内外已经展开了一些研究,包括实验研究和数值模拟研究。对于实验研究,由于不同的研究侧重点和实验条件的限制,各实验采用不同比例的实验装置、不同的熔融物模拟物、不同的混凝土、不同的注入方式以及不同的加热方式,并且有的实验还考虑了熔融物衰变热、水的注入等的影响,主要探究了熔融物对混凝土的烧蚀过程、不可凝气体的产生。由实验研究可知,熔融物和混凝土的种类会很大程度影响熔融物对混凝土的烧蚀过程,不同的熔融物和混凝土会引起不同的烧蚀模式,如硅酸混凝土呈现烧蚀的各向异性,而石灰石混凝土呈现烧蚀的各向同性,再如金属熔融物和氧化物熔融物会出现明显的分层现象,形成多层熔池的结构特征。对于数值模拟研究,国内外基本都以集总参数法进行自编程分析,很少使用基于网格法的CFD软件对具体的相互作用过程进行分析,这是因为熔融物与混凝土相互作用过程过于复杂,气泡产生、熔融物流动行为、混凝土烧蚀界面、物质相变过程、熔池相界面等均难使用基于欧拉方法的网格法进行模拟。而对于基于拉格朗日方法的粒子法,在处理自由表面、物质流动、物质相变、气泡行为上有着独特的优势,能够很好的重现熔融物流动、熔融物和混凝土相变、熔融物-混凝土界面变化的过程。目前,有少数学者采用移动粒子法对熔融物和混凝土相互作用过程展开了模拟,但并未全面考虑熔融物和混凝土相互作用过程中的全部机理性现象,并且模拟过程中作了大量假设,特别是忽略了熔融物和混凝土相互作用过程中的化学分解、不可凝气体的产生。因此,本研究综合粒子法及熔融物与混凝土相互作用过程的机理性分析提出一种熔融物与混凝土相互作用分析方法。

发明内容

为了全面研究熔融物与混凝土相互作用过程,揭示作用过程中可能存在的一些机理现象,本发明在对熔融物与混凝土相互作用的机理性分析的基础上结合粒子法、基础控制方程及相关的机理性化学物理模型,提出一种研究熔融物与混凝土相互作用分析方法,该方法能够对熔融物与混凝土相互作用过程中存在的多种物质流动、传热、传质、相变、化学反应、气体运动进行研究,获得熔融物与混凝土相互作用过程中熔池组成及形态的变化、混凝土-熔融物界面的变化、不可凝气体的运动、化学反应程度,为核电厂反应堆严重事故安全特性研究提供重要依据。

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