一種核電廠堆芯損傷評(píng)價(jià)方法
【技術(shù)領(lǐng)域】
[0001] 本發(fā)明屬于核電廠設(shè)計(jì)技術(shù)領(lǐng)域，具體涉及一種核電廠堆芯損傷評(píng)價(jià)方法。
【背景技術(shù)】
[0002] 核電廠堆芯損傷狀態(tài)是應(yīng)急事故處理和緩解以及應(yīng)急防護(hù)行動(dòng)決策的重要依據(jù)， 堆芯損傷評(píng)價(jià)程序的開發(fā)對(duì)核電廠應(yīng)急輔助決策具有重要意義。我國(guó)核安全導(dǎo)則《核動(dòng)力 廠營(yíng)運(yùn)單位的應(yīng)急準(zhǔn)備和應(yīng)急響應(yīng)》（HAD002/01-2010)規(guī)定，在應(yīng)急計(jì)劃中對(duì)堆芯損傷評(píng) 價(jià)的方法和模式應(yīng)當(dāng)有相應(yīng)說明?！逗税踩c放射性污染防治"十二五"規(guī)劃及2020年遠(yuǎn) 景目標(biāo)》要求在"十二五"末建成核電機(jī)組事故工況下堆芯損傷狀況的實(shí)時(shí)評(píng)價(jià)專家系統(tǒng)。 因此，開發(fā)堆芯損傷狀態(tài)評(píng)價(jià)系統(tǒng)也是滿足國(guó)家相關(guān)法規(guī)要求的重要工作。
[0003] 在NRC提出堆芯損傷評(píng)價(jià)要求之后，西屋公司開展了大量的堆芯損傷評(píng)價(jià)分析工 作，并在1984年提出事故后堆芯損傷評(píng)價(jià)方法（CDAM)。該方法主要通過事故后取樣系統(tǒng) (PASS)評(píng)價(jià)堆芯損傷的狀態(tài)和程度。由于取樣的延時(shí)性，該方法不能實(shí)時(shí)反映堆芯的狀態(tài)， 因此不能有效地支持應(yīng)急響應(yīng)決策。
[0004] 1999年，西屋公司在CDAM基礎(chǔ)上開發(fā)了新的堆芯損傷評(píng)價(jià)導(dǎo)則（CDAG)。該導(dǎo)則 首先利用堆芯出口熱電偶溫度（CET)和安全殼輻射劑量率（CRM)兩個(gè)主要測(cè)量參數(shù)評(píng)價(jià)堆 芯損傷狀態(tài)和損傷份額，再利用輔助測(cè)量參數(shù)來確認(rèn)堆芯損傷狀態(tài)的合理性。它根據(jù)反應(yīng) 堆固定裝置測(cè)量參數(shù)來診斷堆芯損傷狀態(tài)并評(píng)價(jià)堆芯損傷程度，可以提供較為及時(shí)準(zhǔn)確的 堆芯損傷評(píng)價(jià)。
[0005] 美國(guó)核管會(huì)的RTM-96報(bào)告中建議使用堆芯裸露時(shí)長(zhǎng)、安全殼輻射水平、冷卻劑活 度以及氫氣濃度對(duì)堆芯損傷程度進(jìn)行評(píng)價(jià)。其中，欠冷度裕量和壓力容器水位可以用于確 定堆芯裸露的起始時(shí)間。
[0006] 法國(guó)IRSN提出了用于評(píng)價(jià)事故發(fā)生時(shí)壓水堆核電廠狀態(tài)的3D/3P方法。它通過 對(duì)核電廠三道屏障循環(huán)診斷和預(yù)測(cè)，得到電廠損傷狀態(tài)以及釋放源項(xiàng)。該方法中對(duì)第一道 屏障（即燃料包殼）完整性的診斷即為堆芯損傷評(píng)價(jià)，它所選用的參數(shù)為堆芯出口熱電偶 溫度、安全殼輻射劑量率以及煙肉流出物的放射性水平，其中，煙肉流出物的放射性水平具 有一定延時(shí)性。
[0007] 此外，國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA)的報(bào)告TE⑶0C-955中也給出了一種堆芯損傷評(píng)價(jià) 方法。該報(bào)告認(rèn)為堆芯損傷程度與堆芯裸露時(shí)間相關(guān)，根據(jù)堆芯活性區(qū)的水位指示、輻射水 平的顯著增加以及PWR欠冷度裕量的變化可以計(jì)算出堆芯裸露時(shí)間。此外，安全殼監(jiān)測(cè)器 的讀數(shù)以及冷卻劑取樣同位素濃度也可作為堆芯損傷評(píng)價(jià)的依據(jù)。該評(píng)價(jià)方法快速、簡(jiǎn)單， 但精度不高。
[0008] 目前，國(guó)內(nèi)核電廠主要參考法國(guó)的3D/3P方法以及美國(guó)的CDAG方法開發(fā)堆芯損傷 評(píng)價(jià)系統(tǒng)。在發(fā)明人前期發(fā)表的文章《核電廠堆芯損傷評(píng)價(jià)研究及軟件開發(fā)》中給出了一 種堆芯損傷評(píng)價(jià)系統(tǒng)，可根據(jù)部分監(jiān)測(cè)參數(shù)評(píng)價(jià)堆芯損傷狀態(tài)及損傷份額。但是，該系統(tǒng)并 沒有考慮最新電廠設(shè)計(jì)特征，不能充分利用可監(jiān)測(cè)堆芯狀態(tài)的其他重要參數(shù)；此外，該系統(tǒng) 只可針對(duì)特定電廠開發(fā)，不具有通用性。

【發(fā)明內(nèi)容】

[0009] 本發(fā)明的目的在于提供一種核電廠堆芯損傷評(píng)價(jià)方法，其考慮最新核電廠設(shè)計(jì)特 征，充分利用能夠反應(yīng)堆芯狀態(tài)的監(jiān)測(cè)參數(shù)，從而采用多樣化的手段評(píng)價(jià)堆芯損傷狀態(tài)及 程度。
[0010] 本發(fā)明的技術(shù)方案如下：一種核電廠堆芯損傷評(píng)價(jià)方法，至少包括利用安全殼內(nèi) 氫氣濃度對(duì)過熱損傷份額κ εΗ的評(píng)價(jià)，評(píng)價(jià)模型如下：
[0011] 設(shè)安全殼內(nèi)最初氧氣量為，且在事故早期，安全殼內(nèi)氫氣由錯(cuò)水反應(yīng)產(chǎn)生，安 全殼內(nèi)的氧氣僅因氫氣與氧氣反應(yīng)而減少；
[0012] t時(shí)刻非能動(dòng)氫氣復(fù)合器的消氫效率mHW與安全殼內(nèi)氫氣量MHadP氧氣量11(^相 關(guān)，即m H(t) = f (MH(t)，MQ(t));其中MH(t)由氫氣監(jiān)測(cè)儀表測(cè)量，根據(jù)氫氣復(fù)合器的消氫效率，計(jì) 算出t~t+At時(shí)間內(nèi)消耗的氫氣質(zhì)量AM hw，同時(shí)根據(jù)氫氧反應(yīng)關(guān)系計(jì)算出該At時(shí)間 內(nèi)消耗的氧氣質(zhì)量ΔΜ。^，
[0013] Δ Mh (t) = mH (t) X Δ t
[0014] Δ M0 (t) = f ( Δ Mh (t))
[0015] 則t+ Δ t時(shí)刻氫氣實(shí)際的產(chǎn)量Mh (t+ Δ t)為：
[0016] Mh (t+Δ t) = Mh (t) + Σ Δ Mh (t)
[0017] t+At時(shí)刻氧氣的剩余質(zhì)量MQ(t+At)為：
[0018] M0(t+At) = M0o- YjMiJt)
[0019] 上述公式形成閉合循環(huán)，采用數(shù)值分析方法求得實(shí)際產(chǎn)氫量，模型中認(rèn)為堆芯損 傷程度與實(shí)際產(chǎn)氫量正相關(guān)，則進(jìn)一步計(jì)算堆芯過熱損傷份額K ch:
[0020]
[0021] 其中，j = 0, 1，當(dāng)j為0時(shí)表示一回路低壓，j為1時(shí)表示一回路高壓；
[0022] k = 0, 1，當(dāng)k為0時(shí)表示未向一回路注水，k為1時(shí)表示向一回路注水。
[0023] 進(jìn)一步，如上所述的核電廠堆芯損傷評(píng)價(jià)方法，還包括利用一回路冷卻劑取樣濃 度SAM對(duì)堆芯損傷份額K sami的評(píng)價(jià)，評(píng)價(jià)模型如下：
[0024] 當(dāng)一回路冷卻劑取樣濃度SAM超過狀態(tài)i相應(yīng)的整定值時(shí)，就認(rèn)為堆芯可能處于 狀態(tài)i所對(duì)應(yīng)的損傷狀態(tài)，所述狀態(tài)i包括：狀態(tài)1-燃料包殼損傷，狀態(tài)2-燃料過熱損 傷；
[0025] 設(shè)堆芯損傷程度與一回路冷卻劑濃度正相關(guān)，則堆芯損傷份額KsamiS :
[0026]
〇
[0027] 進(jìn)一步，如上所述的核電廠堆芯損傷評(píng)價(jià)方法，還包括利用堆芯出口熱電偶溫度、 安全殼內(nèi)輻射水平、一回路熱管段溫度、壓力容器水位、源量程探測(cè)器示數(shù)對(duì)堆芯損傷的評(píng) 價(jià)。
[0028] 本發(fā)明的有益效果如下：
[0029] 1)本發(fā)明采用多樣化的監(jiān)測(cè)參數(shù)迅速診斷堆芯損傷狀態(tài)及程度，計(jì)算事故源項(xiàng)， 評(píng)估應(yīng)急狀態(tài)，為核電廠應(yīng)急輔助決策提供快速、直觀的支持；
[0030] 2)本發(fā)明考慮了最新的電廠設(shè)計(jì)特征，能夠用于設(shè)計(jì)有氫氣監(jiān)測(cè)系統(tǒng)以及氫氣復(fù) 合器的核電廠；
[0031] 3)本發(fā)明可以在實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)參數(shù)不可用情況下，利用事故取樣分析結(jié)果對(duì)堆芯損傷 狀態(tài)進(jìn)彳丁評(píng)價(jià)；
[0032] 4)依據(jù)本發(fā)明所提供的評(píng)價(jià)方法設(shè)計(jì)的軟件系統(tǒng)可以實(shí)現(xiàn)與核電廠其他數(shù)據(jù)平 臺(tái)的便利連接，并在核電廠網(wǎng)絡(luò)平臺(tái)上實(shí)現(xiàn)數(shù)據(jù)信息共享；通過模塊化設(shè)計(jì)，可以將本發(fā)明 應(yīng)用于不同的壓水堆核電廠。
【附圖說明】
[0033] 圖1為堆芯損傷狀態(tài)評(píng)價(jià)方法流程圖；
[0034] 圖2為堆芯損傷評(píng)價(jià)軟件系統(tǒng)的框架圖。
【具體實(shí)施方式】
[0035] 下面結(jié)合附圖和實(shí)施例對(duì)本發(fā)明進(jìn)行詳細(xì)的描述。
[0036] 對(duì)于壓水堆核電廠，能夠反映堆芯損傷狀態(tài)的參數(shù)按照獲取時(shí)間的先后主要分為 兩類，一類是核電廠在線監(jiān)測(cè)參數(shù)，能夠?qū)崟r(shí)反應(yīng)堆芯狀態(tài)；另一類是事故后取樣參數(shù)，可 以在事故發(fā)生一段時(shí)間后給出結(jié)果。雖然事故后取樣參數(shù)具有一定的延時(shí)性，但是一旦發(fā) 生在線監(jiān)測(cè)參數(shù)不可用的情況，事故后取樣參數(shù)還可以作為堆芯損傷狀態(tài)評(píng)價(jià)的手段。
[0037] 鋯水反應(yīng)是嚴(yán)重事故過程中的重要現(xiàn)象，鋯水反應(yīng)產(chǎn)氫量與堆芯損傷程度成正相 關(guān)。對(duì)于安裝有氫氣監(jiān)測(cè)儀表以及氫氣復(fù)合器的核電廠，安全殼內(nèi)的氫氣濃度也可作為診 斷堆芯狀態(tài)和估算堆芯損傷份額的重要參數(shù)。
[0038] 本發(fā)明除了已發(fā)表文章《核電廠堆芯損傷評(píng)價(jià)研究及軟件開發(fā)》中提到的堆芯出 口熱電偶溫度（CET)、安全殼內(nèi)輻射水平（CRM)、一回路熱管段溫度（RTD)、壓力容器水位 (RVL)、源量程探測(cè)器示數(shù)（SRM