[发明专利]一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法

说明书

本发明公开了一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法，步骤如下：1、对核电厂的各个系统建模，并使用流道连接各系统；2、使用热阱模型建立钢制安全壳内壁面蒸汽冷凝模型；3、使用热阱模型建立钢制安全壳内部设备表面蒸汽冷凝模型；4、使用核电厂严重事故分析软件根据步骤1、步骤2及步骤3中建立的核电厂系统模型、钢制安全壳内壁面蒸汽冷凝模型和钢制安全壳内部设备表面蒸汽冷凝模型计算获得钢制安全壳内蒸汽冷凝回流总量；该方法能够对核电厂事故后的安全系统的动作，主系统(尤其是堆芯)和安全壳的响应进行整体分析，并在此基础上分析计算钢制安全壳内蒸汽冷凝回流量；本方法具有计算方便、精确度高、易于调控等优点。

技术领域

本发明属于方法发明技术领域，具体涉及到一种压水反应堆事故后，对核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝液回流现象的模拟方法。

背景技术

安全壳是核电厂防止放射性物质向外界泄漏的最后一道物理实体屏障，在各种事故工况下防止或缓解放射性物质对环境的可能释放，因此核电厂安全壳必须能承受最大热载荷和最大机械载荷，这些载荷由破口事故(Loss Of Coolant Accident,LOCA)、电厂断电、内部失火等设计基准事故(Design Bade Accident,DBA)确定。在任何事故工况下，都必须尽力控制其内部温度、压力等参数在设计限值内，同时容纳事故后的大量放射性物质，保证安全壳结构完整性，从而把事故后果降至最低。

安全壳作为核反应堆与环境之间的实体屏障，其内布置了大量的设备与系统，主要包括混凝土结构、核反应堆主系统与设备、安全相关系统、以及其他系统和设备。这些系统和设备的主要作用是保证主系统能够安全稳定地运行，从而持续地将核反应堆内的裂变能传递到二回路内。

在第三代核电技术AP1000中，事故中释放的大量蒸汽在非能动安全壳冷却系统的作用下在钢制安全壳内壁面大量冷凝，通过壁面的水堰槽将冷凝液大部分回收到安全壳内置换料水箱内，及时补充安注系统的消耗，然后通过安注系统将不断回收的冷凝液安注到压力容器内，及时冷却堆芯，从而延缓事故进程，降低事故危害。

上海交通大学于意奇、杨燕华等人针对AP1000核电厂安全壳内壁面的蒸汽冷凝液膜流动现象，搭建了WABREC和MICARE+实验台架，并在其上开展了关于大尺度平板降膜流动行为的实验研究，分析了液膜雷诺数、入口条件、平板表面特性和倾角等因素对下降液膜连续流动行为和破断行为的影响，获得了大量的研究成果，并总结了较可靠的实验关系式。上海交通大学的韦胜杰、杨燕华等人对AP1000核电厂非能动安全冷却系统水膜流动行为以及冷却能力进行了实验研究，搭建降液膜流动特性实验台架和传热能力实验台架，得到了降液膜的覆盖率、液膜厚度、波动振幅、液膜的流动发展和扩展情况，然后通过分析实验结果，获得了降液膜传热热流密度和传热系数变化规律。

上述研究进行的实验获取了大量安全壳内壁面的蒸汽冷凝液膜流动实验数据，但是这些实验数据并不能直接得到反应堆事故后安全壳内蒸汽冷凝回流量及其对反应堆事故进程的影响。为了得到反应堆事故后安全壳内蒸汽冷凝回流量及其对反应堆事故进程的影响，需要进行系统分析。

发明内容

为了解决上述问题，本发明提供了一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法。该方法能够准确模拟钢制安全壳内壁面的蒸汽冷凝和收集过程，同时又能够分析事故后不同冷凝液回流份额工况下的事故进程和对事故后果的影响。

为达到上述目的，本发明采用了如下技术方案：

一种核电厂钢制安全壳内蒸汽冷凝回流模拟方法，包括如下步骤：

步骤一：根据核电厂设备布置及结构分布，通过反应堆安全分析程序建立完整的核电厂系统模型，核电厂系统模型包括一回路主系统模型、安全设施模型、安全壳模型和安全壳非能动冷却系统模型，从而模拟计算主系统及钢制安全壳在严重事故后的热工水力响应过程，这些核电厂系统模型之间通过流道连接，实现各系统模型间质量、动量和能量的交换；