利用模块化分析代码的核电站重大事故分析方法与流程

本发明涉及一种利用模块化分析代码的核电站重大事故分析方法。本申请是由韩国产业通商资源部(motie)和韩国能源技术评估与规划研究所(ketep)资助的研究课题(no.20193110100050)。

背景技术：

1、利用用于模拟核电站系统中可能发生的事故现象的热工水力安全解析代码来模拟系统内发生的热工水力现象。

2、需要对核燃料在高温高压的环境条件下熔融而导致核裂变产物大量泄漏的重大事故现象进行分析。在此基础上，可能随着核反应堆容器破损，堆芯熔融物向核反应堆外部的安全壳移动，从而发生复杂多样的重大事故现象。

3、为了进行这样的分析，就需要新型的分析系统，尤其是，需要用于分析重大事故的新型的方法。

技术实现思路

1、技术问题

2、因此，本发明的目的在于，提供一种利用模块化分析代码的核电站重大事故分析方法。

3、技术方案

4、上述的本发明的目的由一种利用模块化分析代码的核电站重大事故分析方法实现，其包括如下步骤：输入分析对象核电站和事故序列；在所述模块化分析代码中选择用于解析由所述事故序列引起的重大事故的个别模块；在核电站输入模型中设置用于模拟所述重大事故的事故模拟参数；判断所述事故模拟参数的有效性；以及，当判断为有效时，利用所述事故模拟参数并通过所述模块化分析代码对重大事故进行分析，其中，所述模块化分析代码的所述个别模块包括：主模块；第一模块，用于解析重大事故时的堆内现象；第二模块，用于解析重大事故时的堆外现象；以及第三模块，利用由所述第一模块和所述第二模块计算出的堆内热工水力信息和堆外热工水力信息来解析重大事故时的核裂变产物的行为，所述第一模块、所述第二模块以及所述第三模块之间经由所述主模块来传递信息。

5、所述事故模拟参数可包括该事故模拟参数的设定值。

6、在判断所述有效性的方法中，可判断所述事故模拟参数是否满足所述模块化分析代码的(1)输入允许范围；(2)逻辑允许范围；以及(3)物理允许范围。

7、所述信息包括所述第一模块、所述第二模块以及所述第三模块需要的第一信息以及由所述第一模块、所述第二模块以及所述第三模块生成的第二信息，所述信息被存储在所述主模块中，当被所述第一模块、所述第二模块以及所述第三模块请求时，由所述主模块提供所述信息。

8、所述信息可包括热工水力信息、核裂变产物信息以及熔融物信息，所述热工水力信息通过所述主模块在所述第一模块与第二模块之间传递并进行关联计算，经关联计算的所述热工水力信息经由所述主模块传递到所述第三模块，所述核裂变产物信息从所述第三模块传递到所述主模块，所述熔融物信息从所述第一模块经由所述主模块传递到所述第二模块。

9、所述第一模块将热工水力安全解析代码与堆芯损伤模块关联起来，所述热工水力安全解析代码可包括核反应堆冷却剂系统模型，所述堆芯损伤模块可包括堆芯形状模型、堆芯加热模型、堆芯重置模型以及下半球内堆芯熔融物行为解析模型。

10、所述第二模块可包括安全壳热工水力分析模型、氢气燃烧模型、蒸汽爆炸模型、hpme/dch模型以及堆芯熔融物与混凝土反应模型。

11、所述第三模块可包括核裂变产物泄漏模型、核裂变产物输送模型以及核裂变产物去除模型。

12、有益效果

13、根据本发明，提供一种利用模块化分析代码的核电站重大事故分析方法。

技术特征：

1.一种重大事故分析方法，其为利用模块化分析代码的核电站重大事故分析方法，其包括如下步骤：

2.根据权利要求1所述的重大事故分析方法，其中，

3.根据权利要求2所述的重大事故分析方法，其中，

4.根据权利要求1所述的重大事故分析方法，其中，

5.根据权利要求1所述的重大事故分析方法，其中，

6.根据权利要求1所述的重大事故分析方法，其中，

7.根据权利要求1所述的重大事故分析方法，其中，

8.根据权利要求1所述的重大事故分析方法，其中，

技术总结本发明涉及利用模块化分析代码的核电站重大事故分析方法，包括如下步骤：输入分析对象核电站和事故序列；在模块化分析代码中选择解析由事故序列引起的重大事故的个别模块；在核电站输入模型中设置用于模拟重大事故的事故模拟参数；判断事故模拟参数的有效性；当判断为有效时，利用事故模拟参数并通过模块化分析代码对重大事故进行分析，模块化分析代码的个别模块包括：主模块；第一模块，解析重大事故时的堆内现象；第二模块，解析重大事故时的堆外现象；第三模块，利用由第一模块和第二模块计算出的堆内热工水力信息和堆外热工水力信息来解析重大事故时的核裂变产物的行为，所述第一模块、第二模块、第三模块之间经由所述主模块来传递信息。技术研发人员：朴在焕,崔维贞,金昌贤受保护的技术使用者：韩国水力原子力株式会社技术研发日：技术公布日：2024/7/23