[发明专利]核反应堆事故工况下耦合传热传质的包壳氧化分析方法

说明书

本发明公开了一种核反应堆事故工况下耦合传热传质的包壳氧化分析方法，步骤如下：1.建立包含β‑Zr，α‑Zr(O)和ZrO₂的包壳几何结构；2.建立计算模型的控制方程，包括氧原子扩散方程、锆原子守恒方程和导热方程；3.建立相界面的迁移方程；4.设置相界面处的边界条件；5.对包壳几何划分网格，离散控制方程，通过迭代求解获得下一个时刻收敛的温度场、氧原子浓度场、锆原子浓度场和变形速度场；6.计算在此次时间步长内相界面的位移，更新包壳的几何结构；7.若计算时间大于终止时间，则结束计算，否则对更新后的包壳几何划分网格，并执行步骤5～7。本发明可分析核反应堆事故工况下包壳的复杂氧化行为，对核反应堆安全分析具有重要意义。

技术领域

本发明涉及核反应堆安全分析方法领域，具体涉及一种核反应堆事故工况下耦合传热传质的包壳氧化分析方法。

背景技术

核反应堆燃料包壳作为核电站设计中的第二道屏障，采用锆合金制成，在长期运行的条件下不会使放射性裂变产物逸出，对反应堆安全具有重要作用。当反应堆发生事故例如冷却剂丧失事故(Loss-Of-Coolant Accident，LOCA)时，由于无法有效消除衰变热，包壳温度迅速上升，并发生剧烈的锆-水或锆-蒸汽氧化反应。当温度达到1500K时，反应热可与衰变热相当；当温度达到1800K时，反应热可达衰变热的10倍。因此包壳氧化现象将加速堆芯升温，过程中释放的氢气将引入爆炸风险，同时反应后包壳生成脆性的氧化物，更易产生裂纹或发生破碎，引起放射性裂变产物的逸出。因此，包壳氧化行为成为核反应堆事故分析中的重要内容，开发高效精确的包壳氧化模型对事故缓解措施的制定具有重要意义。

目前的反应堆事故分析软件广泛采用实验数据拟合的抛物线动力学关系式计算包壳氧化行为。但该方法基于包壳吸氧增重和化学计量二氧化锆假设，仅能获得等效的氧化层厚度，无法分析包壳内的氧原子浓度分布、物相演变过程及长时间、蒸汽不足等工况下的复杂行为。

发明内容

为克服上述现有技术存在的问题，本发明的目的在于提供一种核反应堆事故工况下耦合传热传质的包壳氧化分析方法，可以计算包壳内部的氧原子扩散、热传导和膨胀变形，获得核反应堆事故瞬态下的复杂氧化行为。

为达到上述目的，本发明采用如下技术方案：

一种核反应堆事故工况下耦合传热传质的包壳氧化分析方法，包括如下步骤：

步骤1：建立包壳的几何结构：环形包壳由三个相构成，从内侧到外侧分别为β-Zr，α-Zr(O)和ZrO₂；包壳外侧与水或水蒸汽接触，包壳内侧与包壳和芯块间的气隙接触；氧原子由外侧进入包壳；

步骤2：建立计算模型的控制方程。具体包括如下内容：

1)氧原子扩散方程：

式中：F_O为氧原子通量密度，v为变形速度，C_O为氧原子浓度，D为氧原子扩散系数，r为空间坐标，t为时间；

2)锆原子守恒方程：

式中：F_Zr为锆原子通量密度，C_Zr为锆原子浓度；

3)导热方程：

式中：Q为热流密度，ρ为密度，C_p为比热容，T为温度，λ为导热系数；

步骤3：建立相界面迁移方程，具体包括如下内容：

1)在β-Zr与α-Zr(O)的界面和α-Zr(O)与ZrO₂的界面，分别建立如下方程：