[发明专利]核电厂破口失水事故水力载荷分析方法

说明书

一种核电厂破口失水事故水力载荷分析方法，包括：考虑了控制体面积变化随时间变化的两流体水力学模型；基于半隐差分的数值解法；基于逐步分段解析法的结构动力学分析方法；实现了水力学与力学之间的流固耦合计算。与现有技术相比，本发明方法考虑了控制体面积随时间的变化，实现了水力学与力学的耦合计算，能够更加精确地进行核电厂失水事故下结构受力分析，为反应堆的设计提供标准。

技术领域

本发明属于核电厂安全分析技术领域，具体涉及一种核电厂失水 事故水力载荷分析方法。

背景技术

作为压水堆核电厂设计基准事故之一，冷却剂丧失事故一直是国 内外核反应堆设计时关注的重点。破口失水事故发生时，瞬间产生的 卸压载荷会引起反应堆堆内结构的振动，威胁反应堆压力容器的安全 性和完整性，所以反应堆的破口失水事故动力分析一直受到核电发达 国家的高度重视，开发了一系列的分析方法进行数值模拟。但水力载 荷分析方法在我国依旧处于发展阶段，设计先进的破口失水事故水力 载荷分析方法对于我国的核电自主化具有重要意义。

目前国际主流的核反应堆水力载荷分析方法已经得到了广泛的 应用和验证，其发展已相对成熟。但是依旧存在一些问题亟待解决和 优化。

对于常见的水力载荷专用分析程序，如：MULTIFLUX或者ATHIS 程序，其使用均相流模型模拟两相流动，而均相流模型将两相流体均 匀处理，没有考虑相间的相互作用，模拟两相流动存在一定的误差；

当使用反应堆事故分析程序分析水力载荷时，由于程序全都认为 管道时刚性的，流体流动面积不会随时间变化，但是破口失水事故发 生后，瞬间产生的泄压波会冲击反应堆压力容器内部结构，导致结构 震动，流道发生变化，因此这些程序计算水力载荷时存在偏差；

一些计算流体力学程序(如：ANSYS或者ABAQUS)也可以用来 分析反应堆的破口失水事故水力载荷，但是这些程序建模复杂，计算 耗费大。

总之，目前已存在的水力载荷分析方法存在一些模型方面的问题， 会导致核电厂水力载荷分析的结果不够准确和真实，因此需要针对模 型和算法进行更适用于破口失水事故水力载荷分析的研究。

发明内容

本发明中开展了相关研究以解决现有水力载荷分析方法存在的 问题。首先建立了考虑控制体面积随时间变化的两流体水力学分析模 型，计算一回路各个节点的水力学参数；其次建立了基于模态分析的 结构力学分析方法，使用逐步分段解析法求解结构动力学方程；随后 建立了流固耦合模型，实现了水力学与力学的耦合计算；最后基于计 算结果计算结构受力，得到了核电厂破口失水事故水力载荷分析方法。

本发明采用如下技术方案：

一种核电厂破口失水事故水力载荷分析方法，其特征在于，包括 如下步骤：

第一步：根据核电厂一回路的运行参数和管道结构参数建立数学 模型；

第二步：确定反应堆吊篮的节点划分与周围管道的对应关系，并 对吊篮结构进行模态振型分析，得到吊篮结构的固有振动频率和模态 振型向量参数；

由于吊篮结构复杂，因此将圆筒状的模型当作板状进行简化处理， 并划分成若干个小的振荡单元，而每个小的振荡单元均存在结构动力 学方程：

式中：m—吊篮结构的质量；c—吊篮结构的阻尼系数；k—吊篮结 构的刚度系数；v(t)—吊篮结构的位移；f(t)—吊篮结构随时间的受 到的载荷；——吊篮结构的速度；——吊篮结构的加速度；

由于各个吊篮结构振荡单元之间存在相互影响，所以m、k、c都 不是对角矩阵，为了消除这种相互影响，简化计算，引入模态振型分 析；首先，通过坐标变换，将物理坐标转化为模态坐标：