CN109887554B - 核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法 - Google Patents

核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,包括:将上一次启堆时的临界状态与本次启堆时的预估临界状态进行比较计算反应性的变化量;上一次启堆时的临界状态的相应变量包括第一一回路冷却剂溶解硼含量;本次启堆时的预估临界状态的相应变量包括第二一回路冷却剂溶解硼含量;上一次启堆时的临界状态与本次启堆时的预估临界状态通过列反应性平衡公式计算第二一回路冷却剂溶解硼含量的反应性;通过第二一回路冷却剂溶解硼含量的反应性乘以对应的硼微分价值计算出本次启堆时的第二一回路冷却剂溶解硼含量的值。本发明的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,可以避免反应性带来的理论数据误差,计算更加精准。

Description

核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法
技术领域
本发明是关于核反应堆技术领域,特别是关于一种核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法。
背景技术
核反应堆进行达临界操作是核反应堆实现稳定功率运行的前提条件。在核反应堆实际达临界前,首先要预估核反应堆的临界状态。
临界状态是核反应堆中核燃料铀235发生裂变反应时消耗的中子数与产生的中子数相等的一种状态。所以,直接影响临界状态的是中子数,而影响核反应堆中子数的变量主要是控制棒棒位、一回路冷却剂溶解硼含量、中子毒物、冷却剂温度、功率和燃料消耗量。
所有影响达临界的变量都可以通过理论参数确定。但是,由于实际情况的复杂性,实际达临界时的参数和理论计算出的参数会有偏差。在实际达临界操作中,先是通过理论计算确定临界状态的“范围”,然后在该“范围”之内进行寻找。所以,确定临界状态的“范围”尤为重要。
所有影响达临界的变量在知道何时进行达临界后,都可以通过理论参数计算进行确定。首先,中子毒物、冷却剂温度、功率、燃料消耗量等变量在选定状态后就可以确定。其次,控制棒棒位根据运行的要求进行预估。最后,根据反应性平衡方程,计算一回路冷却剂临界溶解硼含量(理论值)。
实际达临界中,核反应堆操作员根据预估的控制棒棒位和计算好的一回路冷却剂临界溶解硼含量进行相应操作。首先,将一回路冷却剂溶解硼含量逐步逼近到理论的一回路冷却剂临界溶解硼含量,然后提升控制棒棒位(预估得到理论值附近),观测中子变化趋势,使核反应堆处于临界状态。
核反应堆发生事故后,反应堆会触发自我保护措施,实施紧急跳堆。其目的主要是为防止核反应堆堆芯发生熔化。之后,如排除和解除相应故障,核反应堆在进入功率运行状态之前,首先要进行达临界操作。达临界的目的主要是为使核反应堆进行自持的链式反应。(简单说就是达到最初的消耗的中子数与产生的中子数相等)
核反应堆实际达临界操作前。首先,要计算一回路冷却剂溶解硼含量。方法如下:
根据预期达临界时的棒位要求,在考虑了中子毒物、冷却剂温度、功率、燃料消耗量等变量停堆后各种反应性效应的变化后,通过对停堆前和预期临界状态进行比较来计算反应性的变化量。(停堆前核反应堆是功率运行模式,核反应堆在同一功率平台持续运行,堆内就是临界状态)。
通过停堆前(临界状态)反应性平衡和启堆时(临界状态)时的反应性平衡之差计算一回路冷却剂溶解硼含量所需要改变的反应性。然后,再通过乘以对应的硼微分价值就可以计算出启堆时(临界状态)一回路冷却剂溶解硼含量。
但是用上述方法,计算启堆时(临界状态)一回路冷却剂溶解硼含量,有以下几点问题,可导致计算的启堆时(临界状态)一回路冷却剂溶解硼含量与实际启堆时(临界状态)一回路冷却剂溶解硼含量偏差增大,甚至对实际达临界产生危险的影响和造成无法达临界。
1、停堆前(临界状态)和启堆时(临界状态)的功率不同,功率引起的反应性是通过理论数据带入计算。理论数据本身就有误差;
2、停堆前(临界状态)和启堆时(临界状态)的冷却剂温度不同,冷却剂温度引起的反应性是通过理论数据带入计算,理论数据本身就有误差;
3、停堆前(临界状态)和启堆时(临界状态)的中子毒物含量不同,中子毒物引起的反应性与停堆的长短也有关系,同时,停堆很长时间在启动堆与停堆很短时间在启动堆,核反应堆中的中子毒物也不同,理论数据虽然给出了不同时间下中子毒物变化引起反应性的变化情况,但是所给数据的时间不是精确到分,所以,也会产生误差,加上理论数据本身的误差,叠加后,所用数据的误差可能会增大;
4、停堆前(临界状态)和启堆时(临界状态)的一回路冷却剂溶解硼含量不同,其一回路冷却剂溶解硼含量的硼微分价值也不同,其引入的误差也会导致计算的启堆时(临界状态)的一回路冷却剂临界溶解硼含量偏差很大。
公开于该背景技术部分的信息仅仅旨在增加对本发明的总体背景的理解,而不应当被视为承认或以任何形式暗示该信息构成已为本领域一般技术人员所公知的现有技术。
发明内容
本发明的目的在于提供一种核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,其可以避免反应性带来的理论数据误差及硼微分价值所引起的误差,计算更加精准。
为实现上述目的,本发明提供了核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,包括:将上一次启堆时的临界状态与本次启堆时的预估临界状态进行比较计算反应性的变化量;其中,上一次启堆时的临界状态的相应变量包括:第一功率水平、第一控制棒棒位、第一一回路冷却剂溶解硼含量、第一中子毒物、第一冷却剂温度及第一燃料消耗量;其中,本次启堆时的预估临界状态的相应变量包括:第二功率水平、第二控制棒棒位、第二一回路冷却剂溶解硼含量、第二中子毒物、第二冷却剂温度及第二燃料消耗量;其中,上一次启堆时的临界状态与本次启堆时的预估临界状态通过列反应性平衡公式计算第二一回路冷却剂溶解硼含量的反应性;以及其中,通过第二一回路冷却剂溶解硼含量的反应性乘以对应的硼微分价值计算出本次启堆时的第二一回路冷却剂溶解硼含量的值。
在一优选的实施方式中,反应性平衡公式包括:ρ总1=ρ燃料1棒1氙1钐1功1温1硼1;其中,ρ总1为上一次启堆时的临界状态的相应变量变化值;其中,ρ燃料1为上一次启堆时的临界状态的第一燃料消耗量;其中,ρ棒1为上一次启堆时的临界状态的第一控制棒棒位;其中,ρ氙1为上一次启堆时的临界状态的第一中子毒物中的氙;其中,ρ钐1为上一次启堆时的临界状态的第一中子毒物中的钐;其中,ρ功1为上一次启堆时的临界状态的第一功率水平;其中,ρ温1为上一次启堆时的临界状态的第一冷却剂温度;以及其中,ρ硼1为上一次启堆时的临界状态的第一一回路冷却剂溶解硼含量。
在一优选的实施方式中,反应性平衡公式还包括:ρ总2=ρ燃料2棒2氙2钐2功2温2硼2;其中,ρ总2为本次启堆时的预估临界状态的相应变量变化值;其中,ρ燃料2为本次启堆时的预估临界状态的第一燃料消耗量;其中,ρ棒2为本次启堆时的预估临界状态的第一控制棒棒位;其中,ρ氙2为本次启堆时的预估临界状态的第一中子毒物中的氙;其中,ρ钐2为本次启堆时的预估临界状态的第一中子毒物中的钐;其中,ρ功2为本次启堆时的预估临界状态的第一功率水平;其中,ρ温2为本次启堆时的预估临界状态的第一冷却剂温度;以及其中,ρ硼2为本次启堆时的预估临界状态的第二一回路冷却剂溶解硼含量。
在一优选的实施方式中,计算第二一回路冷却剂溶解硼含量的反应性的公式为:ρ硼2=ρ补偿硼棒1棒2硼1;其中,ρ补偿硼为第一一回路冷却剂溶解硼含量的减少补偿反应性。
在一优选的实施方式中,计算第二一回路冷却剂溶解硼含量的值的公式包括:ρ硼2*A2=(ρ补偿硼棒1棒2)*A2硼1*A1;ρ硼2*A2=ρ补偿硼*A2+(ρ棒1棒2)*A2硼1*A1;ρ补偿硼*A2=(T2-T1)*D;其中,A1为上一次启堆时的硼微分价值;其中,A2为本次启堆时的硼微分价值;其中,T1为上一次启堆时的临界状态的核燃料消耗量的等效满功率天;其中,T2为本次启堆时的临界状态的核燃料消耗量的等效满功率天;以及其中,D为硼降微分价值。
在一优选的实施方式中,计算第二一回路冷却剂溶解硼含量的值的公式包括:
Figure BDA0001993297530000051
CB2=CB补偿硼+ΔCB+CB1;其中,CB2为本次启堆时的临界状态的第二一回路冷却剂溶解硼含量的值;其中,CB1为上一次启堆时的临界状态的第一一回路冷却剂溶解硼含量的值;其中,
Figure BDA0001993297530000052
等于D;其中,ΔCB为控制棒积分反应性折合的等价硼积分反应性对应的一回路冷却剂溶解硼含量;其中,CB补偿硼为上一次启堆时的临界状态和本次启堆时的临界状态的核燃料消耗量差值所对应的一回路冷却剂溶解硼含量的减少量。
与现有技术相比,根据本发明的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,其可以避免反应性带来的理论数据误差及硼微分价值所引起的误差,计算更加精准。
附图说明
图1是根据本发明一实施方式的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法的流程示意图。
具体实施方式
下面结合附图,对本发明的具体实施方式进行详细描述,但应当理解本发明的保护范围并不受具体实施方式的限制。
除非另有其它明确表示,否则在整个说明书和权利要求书中,术语“包括”或其变换如“包含”或“包括有”等等将被理解为包括所陈述的元件或组成部分,而并未排除其它元件或其它组成部分。
如图1所示,图1是根据本发明一实施方式的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法的流程示意图。
根据本发明优选实施方式的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,包括:将上一次启堆时的临界状态与本次启堆时的预估临界状态进行比较计算反应性的变化量;其中,上一次启堆时的临界状态的相应变量包括:第一功率水平、第一控制棒棒位、第一一回路冷却剂溶解硼含量、第一中子毒物、第一冷却剂温度及第一燃料消耗量;其中,本次启堆时的预估临界状态的相应变量包括:第二功率水平、第二控制棒棒位、第二一回路冷却剂溶解硼含量、第二中子毒物、第二冷却剂温度及第二燃料消耗量;其中,上一次启堆时的临界状态与本次启堆时的预估临界状态通过列反应性平衡公式计算第二一回路冷却剂溶解硼含量的反应性;以及其中,通过第二一回路冷却剂溶解硼含量的反应性乘以对应的硼微分价值计算出本次启堆时的第二一回路冷却剂溶解硼含量的值。
在一优选的实施方式中,反应性平衡公式包括:ρ总1=ρ燃料1棒1氙1钐1功1温1硼1;其中,ρ总1为上一次启堆时的临界状态的相应变量变化值;其中,ρ燃料1为上一次启堆时的临界状态的第一燃料消耗量;其中,ρ棒1为上一次启堆时的临界状态的第一控制棒棒位;其中,ρ氙1为上一次启堆时的临界状态的第一中子毒物中的氙;其中,ρ钐1为上一次启堆时的临界状态的第一中子毒物中的钐;其中,ρ功1为上一次启堆时的临界状态的第一功率水平;其中,ρ温1为上一次启堆时的临界状态的第一冷却剂温度;以及其中,ρ硼1为上一次启堆时的临界状态的第一一回路冷却剂溶解硼含量。
在一优选的实施方式中,反应性平衡公式还包括:ρ总2=ρ燃料2棒2氙2钐2功2温2硼2;其中,ρ总2为本次启堆时的预估临界状态的相应变量变化值;其中,ρ燃料2为本次启堆时的预估临界状态的第一燃料消耗量;其中,ρ棒2为本次启堆时的预估临界状态的第一控制棒棒位;其中,ρ氙2为本次启堆时的预估临界状态的第一中子毒物中的氙;其中,ρ钐2为本次启堆时的预估临界状态的第一中子毒物中的钐;其中,ρ功2为本次启堆时的预估临界状态的第一功率水平;其中,ρ温2为本次启堆时的预估临界状态的第一冷却剂温度;以及其中,ρ硼2为本次启堆时的预估临界状态的第二一回路冷却剂溶解硼含量。
在一优选的实施方式中,计算第二一回路冷却剂溶解硼含量的反应性的公式为:ρ硼2=ρ补偿硼棒1棒2硼1;其中,ρ补偿硼为第一一回路冷却剂溶解硼含量的减少补偿反应性。
在一优选的实施方式中,计算第二一回路冷却剂溶解硼含量的值的公式包括:ρ2*A2=(ρ补偿硼棒1棒2)*A2硼1*A1;ρ硼2*A2=ρ补偿硼*A2+(ρ棒1棒2)*A2硼1*A1;ρ补偿硼*A2=(T2-T1)*D;其中,A1为上一次启堆时的硼微分价值;其中,A2为本次启堆时的硼微分价值;其中,T1为上一次启堆时的临界状态的核燃料消耗量的等效满功率天;其中,T2为本次启堆时的临界状态的核燃料消耗量的等效满功率天;以及其中,D为硼降微分价值。
在一优选的实施方式中,计算第二一回路冷却剂溶解硼含量的值的公式包括:
Figure BDA0001993297530000071
CB2=CB补偿硼+ΔCB+CB1;其中,CB2为本次启堆时的临界状态的第二一回路冷却剂溶解硼含量的值;其中,CB1为上一次启堆时的临界状态的第一一回路冷却剂溶解硼含量的值;其中,
Figure BDA0001993297530000072
等于D;其中,ΔCB为控制棒积分反应性折合的等价硼积分反应性对应的一回路冷却剂溶解硼含量;其中,CB补偿硼为上一次启堆时的临界状态和本次启堆时的临界状态的核燃料消耗量差值所对应的一回路冷却剂溶解硼含量的减少量。
在实际应用中,本发明的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法具体如下:
1、根据预期达临界时的棒位要求,不在选择停堆前(临界状态),而是选择上一次启堆时(临界状态)。通过对上一次启堆时(临界状态)和预期临界状态进行比较来计算反应性的变化量。(上一次启堆时(临界状态)是核反应堆上一次启堆达临界的状态)
上一次启堆时(临界状态)和本次启堆前(预估临界状态)相应变量罗列如下:
(1)上一次启堆时(临界状态):功率水平(启堆时为零功率)、控制棒棒位、一回路冷却剂溶解硼含量、中子毒物、冷却剂温度、燃料消耗量。
(2)本次启堆前(预估临界状态):功率水平(启堆时为零功率)、控制棒棒位、中子毒物、冷却剂温度、燃料消耗量。
3、根据上一次启堆时(临界状态)和本次启堆前(预估临界状态)列反应性平衡方式(1)、(2)。
ρ总1=ρ燃料1棒1氙1钐1功1温1硼1 (1)
ρ总2=ρ燃料2棒2氙2钐2功2温2硼2 (2)
4、上一次启堆时(临界状态)和本次启堆前(预估临界状态)相应变量变化分析:
(1)上一次达临界(临界状态)和本次启堆前(预估临界状态)都是零功率平台。所以,在相同的临界状态下功率、中子毒物(氙、衫)、冷却剂温度相同,该相应变量引起的反应性也相同。
(2)上一次启堆时(临界状态)和本次启堆前(预估临界状态)之间核燃料消耗量很大。但是,由于核燃料消耗量主要是通过一回路冷却剂溶解硼含量的减少补偿反应性。所以,只有知道上一次达临界(临界状态)和本次启堆前(预估临界状态)之间的一回路冷却核燃料消耗量差值即可。同时,该数据来源是现场的实际值,可避免理论数据带来的误差。
(3)上一次启堆时(临界状态)已知道控制棒和一回路冷却剂溶解硼含量引入的反应性,本次启堆时(临界状态)通过实际情况假定控制棒引入的反应性。然后,计算本次启堆时(临界状态)的一回路冷却剂临界溶解硼含量。
5、根据上一次启堆时(临界状态)和本次启堆时(临界状态)相应变量变化分析,进行计算,根据分析,由于选取的都是同一功率平台,则:
ρ氙1钐1功3温4=ρ氙2钐2功2温2
用式(1)减去式(2):
ρ总1总2=ρ燃料1燃料2棒1棒2硼1硼2 (3)
其中,临界状态下:
ρ总1总2=0;
同时同一功率平台ρ燃料引起的反应性主要和核燃料消耗量相关,反应堆正常运行(带功率运行)主要以一回路冷却剂溶解硼含量的减少补偿反应性(用ρ补偿硼表示),可得:
ρ燃料1=ρ燃料2补偿硼
整理式(3)则为:
0=ρ补偿硼棒1棒2硼1硼2
ρ硼2=ρ补偿硼棒1棒2硼1 (4)
将式(4)的两边乘以硼微分价值A后,则
ρ硼2*A2=(ρ补偿硼棒1棒2)*A2硼1*A1 (5)
ρ硼2*A2=ρ补偿硼*A2+(ρ棒1棒2)*A2硼1*A1 (6)
ρ补偿硼*A2=(T2-T1)*D (7)
其中:
T2为本次启堆时(临界状态)的核燃料消耗量的等效满功率天(核燃料消耗的一种表述方式,1个等效满功率天大约等于40MWD/TU核燃料消耗量);
T1为上一次启堆时(临界状态)的核燃料消耗量的等效满功率天;
D为硼降微分价值(1个等效满功率天所引起的一回路冷却剂溶解硼含量减少量);
这主要是由于核燃料消耗量而导致的一回路冷却剂溶解硼含量所补偿的反应性是通过现场实际数据来获取,比用理论数据更好。
其中:
Figure BDA0001993297530000091
为1个等效满功率天所引起的一回路冷却剂溶解硼含量减少量。
之后对式(7)进行变换,其中:
CB2=ρ硼2*A2
CB1=ρ硼1*A1
ΔCB=(ρ棒1棒2)*A2 (18)
Figure BDA0001993297530000101
CB2=CB补偿硼+ΔCB+CB1 (20)
CB2为目标计算的本次启堆时(临界状态)一回路冷却剂溶解硼含量;
CB1为已知的上一次启堆时(临界状态)一回路冷却剂溶解硼含量;
ΔCB为控制棒积分反应性折合的等价硼积分反应性对应的一回路冷却剂溶解硼含量;
CB补偿硼为上一次启堆时(临界状态)和本次启堆时(临界状态)核燃料消耗量差值所对应的等效满功率天,等效满功率天所对应的一回路冷却剂溶解硼含量减少量。
A2为本次启堆时(临界状态)一回路冷却剂溶解硼含量的硼微分价值;
A1为上一次启堆时(临界状态)一回路冷却剂溶解硼含量的硼微分价值。
总之,本发明的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,通过上一次启堆时(临界状态)反应性平衡和本次启堆时(临界状态)时的反应性平衡之差计算一回路冷却剂溶解硼含量所需要改变的反应性,然后再通过乘以对应的硼微分价值就可以计算出本次启堆时(临界状态)一回路冷却剂溶解硼含量,从而使得计算更加精准。
前述对本发明的具体示例性实施方案的描述是为了说明和例证的目的。这些描述并非想将本发明限定为所公开的精确形式,并且很显然,根据上述教导,可以进行很多改变和变化。对示例性实施例进行选择和描述的目的在于解释本发明的特定原理及其实际应用,从而使得本领域的技术人员能够实现并利用本发明的各种不同的示例性实施方案以及各种不同的选择和改变。本发明的范围意在由权利要求书及其等同形式所限定。

Claims (8)

1.一种核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,其特征在于,包括:
将上一次启堆时的临界状态与本次启堆时的预估临界状态进行比较计算反应性的变化量;
其中,所述上一次启堆时的临界状态的相应变量包括第一一回路冷却剂溶解硼含量;
其中,所述本次启堆时的预估临界状态的相应变量包括第二一回路冷却剂溶解硼含量;
其中,所述上一次启堆时的临界状态与所述本次启堆时的预估临界状态通过列反应性平衡公式计算所述第二一回路冷却剂溶解硼含量的反应性;以及
其中,通过所述第二一回路冷却剂溶解硼含量的反应性乘以对应的硼微分价值计算出所述本次启堆时的所述第二一回路冷却剂溶解硼含量的值。
2.如权利要求1所述的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,其特征在于,所述上一次启堆时的临界状态的相应变量还包括:第一功率水平、第一控制棒棒位、第一中子毒物、第一冷却剂温度及第一燃料消耗量。
3.如权利要求2所述的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,其特征在于,所述本次启堆时的预估临界状态的相应变量还包括:第二功率水平、第二控制棒棒位、第二中子毒物、第二冷却剂温度及第二燃料消耗量。
4.如权利要求3所述的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,其特征在于,所述反应性平衡公式包括:
ρ总1=ρ燃料1棒1氙1钐1功1温1硼1
其中,ρ总1为所述上一次启堆时的临界状态的相应变量变化值;
其中,ρ燃料1为所述上一次启堆时的临界状态的所述第一燃料消耗量;
其中,ρ棒1为所述上一次启堆时的临界状态的所述第一控制棒棒位;
其中,ρ氙1为所述上一次启堆时的临界状态的所述第一中子毒物中的氙;
其中,ρ钐1为所述上一次启堆时的临界状态的所述第一中子毒物中的钐;
其中,ρ功1为所述上一次启堆时的临界状态的所述第一功率水平;
其中,ρ温1为所述上一次启堆时的临界状态的所述第一冷却剂温度;以及
其中,ρ硼1为所述上一次启堆时的临界状态的所述第一一回路冷却剂溶解硼含量。
5.如权利要求4所述的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,其特征在于,所述反应性平衡公式还包括:
ρ总2=ρ燃料2棒2氙2钐2功2温2硼2
其中,ρ总2为所述本次启堆时的预估临界状态的相应变量变化值;
其中,ρ燃料2为所述本次启堆时的预估临界状态的所述第一燃料消耗量;
其中,ρ棒2为所述本次启堆时的预估临界状态的所述第一控制棒棒位;
其中,ρ氙2为所述本次启堆时的预估临界状态的所述第一中子毒物中的氙;
其中,ρ钐2为所述本次启堆时的预估临界状态的所述第一中子毒物中的钐;
其中,ρ功2为所述本次启堆时的预估临界状态的所述第一功率水平;
其中,ρ温2为所述本次启堆时的预估临界状态的所述第一冷却剂温度;以及
其中,ρ硼2为所述本次启堆时的预估临界状态的所述第二一回路冷却剂溶解硼含量。
6.如权利要求5所述的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,其特征在于,计算所述第二一回路冷却剂溶解硼含量的反应性的公式为:
ρ硼2=ρ补偿硼棒1棒2硼1
其中,ρ补偿硼为所述第一一回路冷却剂溶解硼含量的减少补偿反应性。
7.如权利要求6所述的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,其特征在于,计算所述第二一回路冷却剂溶解硼含量的值的公式包括:
ρ硼2*A2=(ρ补偿硼棒1棒2)*A2硼1*A1
ρ硼2*A2=ρ补偿硼*A2+(ρ1-ρ棒2)*A2硼1*A1
ρ补偿硼*A2=(T2-T1)*D;
其中,A1为所述上一次启堆时的硼微分价值;
其中,A2为所述本次启堆时的硼微分价值;
其中,T1为所述上一次启堆时的临界状态的核燃料消耗量的等效满功率天;
其中,T2为所述本次启堆时的临界状态的核燃料消耗量的等效满功率天;以及
其中,D为硼降微分价值。
8.如权利要求7所述的核反应堆一回路冷却剂临界溶解硼含量的计算方法,其特征在于,计算所述第二一回路冷却剂溶解硼含量的值的公式包括:
Figure FDA0001993297520000031
C2=CB补偿硼+ΔCB+CB1
其中,CB2为所述本次启堆时的临界状态的第二一回路冷却剂溶解硼含量的值;
其中,CB1为所述上一次启堆时的临界状态的第一一回路冷却剂溶解硼含量的值;
其中,
Figure FDA0001993297520000041
等于所述D;
其中,ΔCB为控制棒积分反应性折合的等价硼积分反应性对应的一回路冷却剂溶解硼含量;
其中,CB补偿硼为所述上一次启堆时的临界状态和所述本次启堆时的临界状态的核燃料消耗量差值所对应的一回路冷却剂溶解硼含量的减少量。
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CN113297529A (zh) * 2021-04-15 2021-08-24 中核核电运行管理有限公司 一种预测压水反应堆循环停堆日期的方法
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US9761335B2 (en) * 2013-10-21 2017-09-12 Westinghouse Electric Company Llc Method for monitoring boron dilution during a reactor outage
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CN109147967B (zh) * 2017-06-15 2022-08-16 广东核电合营有限公司 一种用于核电站的硼浓度控制装置和方法
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