CN109635457A - 一种分析原子能机组稳定性的反应堆活性区数学模型 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及原子能机组运行技术领域，具体涉及一种分析原子能机组稳定性的反应堆活性区数学模型，包括注量率部分、热量传递部分，注量率部分用于仿真分析电压、频率扰动时引起反应堆活性区中子注量率动态变化时对原子能机组运行的影响特性；热量传递部分用于仿真分析当活性区核燃料及载热剂温度变化时热量传递对原子能机组运行的影响特性；本发明率先提出了压水堆原子能机组反应堆活性区的简化数学模型，一举攻克了高阶数的原子能机组数学模型结构复杂、仿真计算繁复、计算时间冗长的关键技术难题，显著提升了仿真分析电网扰动对原子能机组固有特性影响的准确率。

Description

一种分析原子能机组稳定性的反应堆活性区数学模型
技术领域
本发明涉及原子能机组运行技术领域，具体涉及一种分析原子能机组稳定性的反应堆活 性区数学模型。
背景技术
原子能为我国在清洁低碳、调整能源结构方面提供了一种现实选择，我国电力企业贯彻 落实国家关于绿色低碳发展、电力市场化改革的要求，积极推广应用核电能源，克服水火核 风光发电矛盾等不平衡不充分难题。
原子能机组的原理是核燃料发生可控链式分裂反应释放出的核能产生蒸汽，推动汽轮机 发电，具有单机容量大、核安全要求高、对电网扰动敏感等特点。原子能机组由反应堆及其 配套的汽轮发电机等组成，其中反应堆活性区由安置在具有一定栅格的堆芯格架中的核燃料 组件构成，是核反应堆中发生核分裂的地方。反应堆活性区中的活性区核燃料热量及载热剂 热量传递是反映安全水平的重要参数；而中子注量率即是单位时间内垂直于其运动方向单位 面积的中子数，是反映功率水平的重要参数。
在原子能机组运行过程中，电网电压和频率扰动影响电机驱动载热剂泵，导致反应堆内 部温度升高，甚至引起反应堆活性区熔毁。上述情况制约安全发展原子能能源的目标，故有 必要建立适用于电力系统中长期稳定性分析的反应堆活性区数学模型，用于仿真分析电网和 原子能机组的相互影响特性。
发明内容
为了解决上述问题，本发明提供了一种分析原子能机组稳定性的反应堆活性区数学模型， 具体技术方案如下：
一种分析原子能机组稳定性的反应堆活性区数学模型包括注量率部分、热量传递部分， 所述注量率部分用于仿真分析电压、频率扰动时引起反应堆活性区中子注量率动态变化时对 原子能机组运行的影响特性；所述热量传递部分用于仿真分析当活性区核燃料及载热剂温度 变化时热量传递对原子能机组运行的影响特性；
所述注量率部分的特性方程具体如下：
式(1)-(3)中，x是指中子数；y是中子寿期；z是指动态时间；β是指缓发中子份额，β＝∑βn，βn是指第n组缓发中子份额；λ是指单组缓发中子的衰变系数，其中 λn是指第n组缓发中子的衰变系数，m为缓发中子的组数；C是指等效单组缓发中子先导核 份额；ρ是指由控制棒、核燃料温度负反馈和冷区剂温度负反馈产生的活性区反应性；
Δρ是指活性区总反应性的偏差值；Δρext是指由控制棒引入的反应性偏差值；αF、αc分别 是指核燃料温度和载热剂温度反应性系数；
TF是指活性区核燃料的总体温度，ΔTF是指活性区核燃料的总体温度偏差，Tθi1、Tθi2是指 活性区进口处载热剂温度1、温度2，ΔTθi1、ΔTθi2是指活性区进口温差1、温差2；Tθo1、Tθo2是指活性区排口处载热剂温度1、温度2，ΔTθo1、ΔTθo2是指活性区排口温差1、温差2；
所述热量传递部分的特性方程具体如下：
式(4)-(8)中，k是指活性区升温占活性区总功率的份额；N0是指活性区起始出力值；mF是指活性区核燃料总质量；CPF是指活性区核燃料比热容量；Δx是指中子数偏差；w 是指热量传递的总传热系数；A是指热量传递的总传热区域面积；mC是指活性区载热剂质量；CCP是指活性区载热剂比热容量；mc是指载热剂经过活性区时的流动速度大小；ΔTCL是指原子能机组冷线温度模块的温度偏差。
优选地，所述为缓发中子设置8组，即m，8组中子的参数设置具体如下表1所示：
表18组中子的设置参数
本发明的有益效果为：
本发明率先提出了压水堆原子能机组反应堆活性区的简化数学模型，一举攻克了高阶数 的原子能机组数学模型结构复杂、仿真计算繁复、计算时间冗长的关键技术难题，显著提升 了仿真分析电网扰动对原子能机组固有特性影响的准确率。
为提高热传递模型仿真精度，特别把活性区进口及出口温度测量分为两个区域，极大提 高了温度测量上的准确性，更能实时表现反应堆活性区的变化，对原子能机组快速负荷扰动 变化的仿真起到了关键性作用。
创造性地提出了核分裂时的八组中子寿期、衰变系数、缓发中子份额常见设置参数，彻底 扭转了难以仿真反应堆活性区中子注量率变化的被动局面，大幅提高了仿真核反应堆运行(启 动、停堆、负荷变化)过程的还原度。
附图说明
图1是中子注入率模型+0.001阶跃输出变化过程示意图；
图2是考虑燃料和载热剂温度反馈之后+0.001反应性阶跃的反应堆功率响应示意图；
图3是考虑燃料和载热剂温度反馈之后+0.001反应性阶跃的热线温度响应示意图；
图4是考虑燃料和载热剂温度反馈之后冷线温度+10F阶跃的反应堆功率响应示意图；
图5是考虑燃料和载热剂温度反馈之后冷线温度+10F阶跃的热线温度响应示意图；
图6是考虑燃料和载热剂温度反馈之后冷线温度+10F阶跃的核反应堆活性区温度响应示意 图。
具体实施方式
为了更好的理解本发明，下面结合附图和具体实施例对本发明作进一步说明：
一种分析原子能机组稳定性的反应堆活性区数学模型包括注量率部分、热量传递部分， 注量率部分用于仿真分析电压、频率扰动时引起反应堆活性区中子注量率动态变化时对原子 能机组运行的影响特性；热量传递部分用于仿真分析当活性区核燃料及载热剂温度变化时热 量传递对原子能机组运行的影响特性；
注量率部分的特性方程具体如下：
式(1)-(3)中，x是指中子数；y是中子寿期；z是指动态时间；β是指缓发中子份额，β＝∑βn，βn是指第n组缓发中子份额；λ是指单组缓发中子的衰变系数，其中 λn是指第n组缓发中子的衰变系数，m为缓发中子的组数，在本实施例中设置为8组，具体 参数如表1所示；C是指等效单组缓发中子先导核份额；ρ是指由控制棒、核燃料温度负反 馈和冷区剂温度负反馈产生的活性区反应性；
Δρ是指活性区总反应性的偏差值；Δρext是指由控制棒引入的反应性偏差值；αF、αc分别 是指核燃料温度和载热剂温度反应性系数；
TF是指活性区核燃料的总体温度，ΔTF是指活性区核燃料的总体温度偏差，Tθi1、Tθi2是指 活性区进口处载热剂温度1、温度2，ΔTθi1、ΔTθi2是指活性区进口温差1、温差2；Tθo1、Tθo2是指活性区排口处载热剂温度1、温度2，ΔTθo1、ΔTθo2是指活性区排口温差1、温差2；
表18组中子的设置参数
热量传递部分的特性方程具体如下：
式(4)-(8)中，k是指活性区升温占活性区总功率的份额；N0是指活性区起始出力值；mF是指活性区核燃料总质量；CPF是指活性区核燃料比热容量；Δx是指中子数偏差；w 是指热量传递的总传热系数；A是指热量传递的总传热区域面积；mC是指活性区载热剂质量；CCP是指活性区载热剂比热容量；mc是指载热剂经过活性区时的流动速度大小；ΔTCL是指原子能机组冷线温度模块的温度偏差。
原子能机组的能量来至于原子能发电堆，采用调整发电堆偏离临界状态的总程度ρ(t)来 控制反应的进行速率，从而调整能量输出大小。在电力系统全数字实时仿真系统(ADPSS) 平台，利用上述模型进行特性仿真，可以得到如下结果：
在中子注入动力学模型上添加一个Δρ＝+0.001的反应性阶跃，反应堆活性区中子通量的 变化如图1所示。从图1可见，中子注入动力学模型本身是不稳定的，只要引入一个初始正 反应性，中子通量增加速度很快且未出现收敛迹象。因此，仅考虑中子注入动力学模型的核 反应堆是不稳定的。
考虑了热量传递部分，加入对活性区燃料和载热剂温度进行负反馈控制后，在反应堆活 性区模块上加入一个Δρ＝+0.001的反应性阶跃，反应堆功率、热线温度的变化分别如图2、 图3所示。从图2和图3可见，当中子注入动力学模型发生一个+0.001的反应性阶跃时，中 子通量迅速上升，活性区热能增加，燃料温度和热线温度均随着上升。由于燃料温度和载热 剂温度的负反馈，其温度上升引入负反应性，逐步抵消一开始引入的正反应性阶跃，最终使 得反应性归零，系统趋于稳定。燃料和温度的负反馈效应使得反应堆成为一个自稳自调的系 统，外界扰动发生时，即使功率控制系统不动作，反应堆也能最终稳定。
在以上模型中，增加一个冷线温度ΔTCL＝+10F的阶跃，反应堆功率、热线温度和活性区燃 料温度的变化如图4-6所示。从图4-6可见，当引入ΔTCL＝+10F的扰动后，载热剂平均温度上 升，引入负反应性，导致中子通量降低，活性区产热减少，燃料温度降低，引入正反应性， 最终使反应性归零，系统趋于稳定。
与其他数学模型相比，本发明所述的核反应堆活性区数学模型具有简单高效的优势。通 过适当简化模型边界条件，引入八组活性区核分裂设置参数，克服了以往原子能机组高阶数 学模型结构复杂、非线性变化大，难以在电力系统运行中进行特性仿真的难题，研究显著提 高了仿真分析电网扰动对原子能机组固有特性影响的准确率，达到了便于仿真计算又能反应 系统特性的目标。
本发明不局限于以上所述的具体实施方式，以上所述仅为本发明的较佳实施案例而已， 并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等， 均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (2)

1.一种分析原子能机组稳定性的反应堆活性区数学模型，其特征在于：包括注量率部分、热量传递部分，所述注量率部分用于仿真分析电压、频率扰动时引起反应堆活性区中子注量率动态变化时对原子能机组运行的影响特性；所述热量传递部分用于仿真分析当活性区核燃料及载热剂温度变化时热量传递对原子能机组运行的影响特性；
所述注量率部分的特性方程具体如下：
式(1)-(3)中，x是指中子数；y是中子寿期；z是指动态时间；β是指缓发中子份额，β＝∑βn，βn是指第n组缓发中子份额；λ是指单组缓发中子的衰变系数，其中λn是指第n组缓发中子的衰变系数，m为缓发中子的组数；C是指等效单组缓发中子先导核份额；ρ是指由控制棒、核燃料温度负反馈和载热剂温度负反馈产生的活性区总的反应性；
Δρ是指活性区总反应性的偏差值；Δρext是指由控制棒引入的反应性偏差值；αF、αc分别是指核燃料温度和载热剂温度反应性系数；
TF是指活性区核燃料的总体温度，ΔTF是指活性区核燃料的总体温度偏差，Tθi1、Tθi2是指活性区进口处载热剂温度1、温度2，ΔTθi1、ΔTθi2是指活性区进口温差1、温差2；Tθo1、Tθo2是指活性区排口处载热剂温度1、温度2，ΔTθo1、ΔTθo2是指活性区排口温差1、温差2；
所述热量传递部分的特性方程具体如下：
式(4)-(8)中，k是指活性区升温占活性区总功率的份额；N0是指活性区起始出力值；mF是指活性区核燃料总质量；CPF是指活性区核燃料比热容量；Δx是指中子数偏差；w是指热量传递的总传热系数；A是指热量传递的总传热区域面积；mC是指活性区载热剂质量；CCP是指活性区载热剂比热容量；mc是指载热剂经过活性区时的流动速度大小；ΔTCL是指原子能机组冷线温度模块的温度偏差。
2.根据权利要求1所述的一种分析原子能机组稳定性的反应堆活性区数学模型，其特征在于：所述为缓发中子设置8组，即m，8组中子的参数设置具体如下表1所示：
表1 8组中子的设置参数
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