[发明专利]基于无网格法的核反应堆燃料元件失效分析方法

说明书

一种基于无网格法的核反应堆燃料元件失效分析方法，步骤如下：1、建立粒子几何模型，初始化粒子参数；2、更新邻点粒子，计算权重函数和粒子数密度；3、能量守恒计算，更新粒子焓值、温度和相态；4、共晶反应计算，更新粒子物质含量和物性，更新粒子焓值、温度和相态；6、计算流体重力、粘性和表面张力，估算流体粒子速度和位置；7、固体运动计算，更新固体粒子速度和位置；8、粘性修正，更新流体粒子速度和位置；9、更新流体对固体的载荷；10、输出数据。本方法考虑核反应堆燃料元件失效过程中的所有现象；基于无网格法，能够精确捕捉界面变化，相比于网格法，避免大变形中存在网格畸变的问题；算法过程易于实现大规模并行计算。

技术领域

本发明涉及核电厂严重事故堆芯燃料失效行为研究技术领域，具体涉及一种基于无网格法的核反应堆燃料元件失效分析方法。

背景技术

在核反应堆严重事故中，如果堆芯的热量无法正常导出，燃料元件和堆芯结构材料的温度会逐渐升高。随着温度的升高，核反应堆内会发生一系列反应，导致燃料元件失效。在严重事故早期阶段，温度的升高引起堆芯材料的热膨胀，局部变形产生局部应力，当应力超过对应材料的屈服应力时，堆芯材料可能发生断裂。并且，在堆芯高中子辐射条件下，堆芯材料发生脆性断裂的可能性大大增加。随着温度进一步升高，堆芯材料发生熔化、化学反应和共晶反应。当堆芯温度达到大约800℃时，堆芯内的Ag-In-Cd合金开始熔化；温度达到940℃，Fe-Zr和Ni-Zr共晶反应发生；温度达到1150℃，B₄C-Fe共晶反应发生；温度达到1200℃，Ni-Zr共晶反应，Ag-Zr反应，锆水氧化反应剧烈发生；温度达到1300℃，Fe-Zr，Al(Al₂O₃)-Zr共晶非反应发生；温度达到1450℃，不锈钢和铟科镍开始熔化；温度达到1760℃，锆-4合金开始熔化；温度达到1900℃，Al₂O₃-UO₂和Al₂O₃-ZrO₂共晶反应发生；温度达到1975℃，α-Zr(O)开始熔化；温度达到2050℃，Al₂O₃开始熔化；温度达到2350℃，B₄C开始熔化；温度达到2400℃，α-Zr(O)-UO₂和U-UO₂偏晶体产生；温度达到2600℃，U-Zr-O熔融物产生；温度达到2690℃，ZrO₂开始熔化；温度达到2850℃，UO₂开始熔化。熔融物产生后，会在堆芯通道内流动，与冷却剂和燃料元件、堆芯材料相互作用，改变堆芯状态。整个过程中存在巨大的不确定性，事故进程稍有不同，便可能存在不同的行为特性。通过以上一系列反应，严重事故进程中，核反应堆堆芯状态不断发生着变化，是一个复杂的多相态、多组分和多物理场问题。