CN110111917A - 事故后堆外核中子通量监测方法、装置以及可读存储介质 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种事故后堆外核中子通量监测方法、装置以及可读存储介质，方法包括：监测预选的每一种事故后物理现象的所有场景参数的参数值；基于每一种物理现象的所有场景参数的参数值以及预先确定的每一种物理现象对中子通量的影响因子的函数，确定当前的每一种物理现象对应的影响因子；利用预选的每一种物理现象对应的影响因子，同时对探测器测量回路内产生的电流进行修正；对修正后的电流进行电流与和功率的转换以得到堆芯核功率。本发明通过引入一系列影响因子，统筹考虑事故后物理现象对堆外核中子通量测量过程的影响，能弱化甚至消除这些物理现象对堆外核中子通量测量的影响，确保操纵员能够正确地诊断堆芯反应性水平。

Description

事故后堆外核中子通量监测方法、装置以及可读存储介质

技术领域

本发明涉及核电领域，尤其涉及一种事故后堆外核中子通量监测方法、装置以及可读存储介质。

背景技术

压水堆核电厂一般安装有堆外核中子通量测量装置(或称作：堆外核中子通量测量通道)，用以连续测量反应堆堆芯的核中子通量水平，实时监测堆芯反应性的变化情况及堆芯核功率的变化趋势，反应性是反映核反应堆物理状态的物理量，表征反应堆偏离临界状态的程度，临界是指堆芯核裂变反应产生的新中子刚好可以维持反应堆持续的裂变反应。堆外核中子通量测量装置的探测器一般采用γ补偿电离室、硼比计数管等测量探头，探测器一般安装固定于反应堆水池池壁内侧，安装高度水平于堆芯燃料组件活性区的中心。堆芯核裂变反应产生的中子一部分被反应堆冷却剂慢化而滞留在堆芯内部，维持持续的链式核裂变反应；另有一部分中子穿透压力容器，向压力容器四周弥散。弥散到探测器位置的中子在探测器内发生电离反应，从而在测量回路内产生电流，电流的大小与堆芯核中子通量水平(堆芯核功率)存在比例关系，测量原理如图1所示(图中In为探测器内电离反应产生的电流，Ke为电流-功率转换因子)。堆外核中子通量测量装置覆盖了从机组达临界到功率运行期间的堆芯核中子通量变化范围，跨越近10个量级。其不仅在正常运行工况下使用，也用于在事故后监测堆芯的核中子通量变化情况，进而对堆芯反应性状态进行评估。

堆外核中子通量测量通道被用于监测事故运行工况下可能的反应堆重返临界和伴随的核功率增加的风险。而事故后的一些物理现象对堆外中子通量测量通道的响应有显著影响，如：文献《Analysis of the source range monitor during the first fourhours of the Three Mile Island unit 2accident》(Nuclear Technology Vol.84,1989.2)对三哩岛事故期间堆外核中子通量测量通道的响应情况进行了分析，分析结果表明：在主泵运行期间，随着堆芯冷却剂空泡份额(汽液两相流动中汽相部分所占的比例)的增加，堆外核中子通量测量通道测得的核中子通量水平越来越偏离堆芯真实的核中子通量水平(最高可达可数10倍)；同样地，在主泵停运后，一回路冷却剂(兼作慢化剂)丧失导致的堆芯裸露会使得堆芯内部中子慢化效应显著减弱，慢化中子份额显著降低而使堆芯实际处于次临界状态，但是堆芯裸露也会导致外逸的中子数量明显增加，到达堆外核中子通量测量通道的中子数目也将明显增加，此时核中子通量测量通道测得的中子通量将数十倍于堆芯实际的中子通量水平。文献《SOP堆芯次临界状态监测问题研究》(核电子学与探测技术，Vol.34，2014)的分析表明如果反应堆控制棒卡棒将导致堆芯中子通量分布的不均匀，靠近卡棒位置的核中子通量测量通道测得的核中子通量水平将高于堆芯的平均中子通量水平，而远离卡棒位置的核中子通量测量通道测得的核中子通量水平将低于堆芯的中子通量水平。等。

考虑到上述事故后物理现象对堆外核中子通量测量通道的不可忽视的影响，直接读取核中子通量测量通道的测量值，依据测量值评估堆芯反应性状态可能会造成对堆芯次临界状态的错误诊断。可以说，想要在所有工况下依据堆外核中子通量测量通道的指示判断堆芯次临界状态是不可能的，堆外核中子通量测量通道信号的演化并不一定反映堆芯次临界度的变化。要定义一个阈值表征反应堆确实处于次临界状态是比较困难的，有可能堆外核中子通量测量通道信号数值很小而反应堆已经临界，或堆外核中子通量测量通道信号数值很大而反应堆实际上却处于次临界。因此，在事故后使用堆外核中子通量测量通道监测堆芯反应性状态时，有必要对上述物理现象的影响进行必要且合理的考虑。

当前常见技术方案为：对反应堆事故后运行，考虑到事故后物理现象对堆外核中子通量测量通道的影响，将问题转化为确保反应堆的核功率水平远远低于正常的堆芯余热功率水平，一般确保核功率水平与停堆一段时间后(如，30分钟)的余热功率水平处于一个量级(如，约1％名义功率，名义功率一般指额定功率)。一旦堆芯的平均核功率水平超过该理论功率阈值(如，1％名义功率)，则认为堆芯反应性控制出现降级，操纵员需要考虑调整运行策略降低堆芯核功率(如，停止正在进行的冷却操作、隔离稀释源、硼化等)。

考虑到事故后物理现象对堆外核中子通量测量通道的影响，前述理论功率阈值不能直接使用，而是需要在考虑堆外核中子通量测量通道测量误差的同时，同时考虑那些可能导致堆外核中子通量测量通道信号衰减的物理现象的影响(如控制棒卡棒、反应堆水池充满硼水等)。实际使用的功率阈值远低于前述理论功率阈值，如：实际使用的功率阈值一般取1/1000的系数，选取10^-3％名义功率，以确保在所有事故工况下，在操纵员通过堆外核中子通量监测通道读取的堆芯核功率低于10^-3％名义功率时，堆芯实际的核中子通量水平不超过1％名义功率。

当前技术方案保守地考虑了事故后物理现象对堆外核中子通量测量通道信号的衰减效应，确定的功率阈值(如，10^-3％名义功率)远低于理论功率阈值(如，1％名义功率)。这就造成：

(1)对一些情形，该功率阈值过于保守。如，对简单的反应堆误停堆工况(控制棒全部落入堆芯、堆芯水装量未有降级、反应堆水池为空等)，堆芯在停堆30分钟后的堆芯核功率，仍约为10^-2％名义功率(主要是缓发中子导致的剩余裂变反应)。该值比前述功率阈值(10^-3％名义功率)高约一个量级。这就导致，虽是简单的停堆工况，操纵员仍会认为堆芯反应性水平处于恶化状态，进而会采取一系列不必要的控制堆芯反应性的行动操作：停止正在进行的冷却操作、隔离稀释源、硼化等，而这些操作对单纯的停堆事件而言是完全没有必要的。

(2)回避了事故后物理现象对堆外核中子通量测量通道信号的放大效应，实际上，放大效应的存在可能导致在操纵员通过堆外核中子通量监测通道读取到的核功率数值高于前述功率阈值时，堆芯实际的核中子通量水平处于次临界甚至深度次临界的状态。

发明内容

本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的上述直接依据探测器测量值评估堆芯反应性状态可能会造成错误诊断的缺陷，提供一种事故后堆外核中子通量监测方法、装置以及可读存储介质。

本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：

一方面，构造一种事故后堆外核中子通量监测方法，包括：

监测预选的每一种事故后物理现象的所有场景参数的参数值；

基于每一种物理现象的所有场景参数的参数值以及预先确定的每一种物理现象对中子通量的影响因子的函数，确定当前的每一种物理现象对应的影响因子；

利用预选的每一种物理现象对应的影响因子，同时对探测器测量回路内产生的电流进行修正；

对修正后的电流进行电流与和功率的转换以得到堆芯核功率。

优选地，所述方法还包括预先确定每一种物理现象对中子通量的影响因子的函数，具体包括：

选定正常停堆工况为基准工况，获取基准工况下堆芯中子通量水平；

单独选取每一种物理现象，在建立的中子扩散的物理模型中变更所选取的物理现象的场景参数的参数值并获取不同参数值时所述物理模型所测定的堆芯中子通量水平；

将不通过参数值时的堆芯中子通量水平与基准工况下的堆芯中子通量水平进行比较得到每一个场景参数取不同参数值时对堆芯中子通量的影响因子；

将同一种物理现象的场景参数的影响因子进行数学处理得到反应每一种物理现象的各个场景参数对堆芯中子通量水平的影响因子的函数。

第二方面，构造一种事故后堆外核中子通量监测装置，包括：

参数值监测模块，用于监测预选的每一种事故后物理现象的所有场景参数的参数值；

影响因子确定模块，用于基于每一种物理现象的所有场景参数的参数值以及预先确定的每一种物理现象对中子通量的影响因子的函数，确定当前的每一种物理现象对应的影响因子；

电流修正模块，用于利用预选的每一种物理现象对应的影响因子，同时对探测器测量回路内产生的电流进行修正；

核功率获取模块，用于对修正后的电流进行电流与和功率的转换以得到堆芯核功率。

优选地，所述装置还包括影响因子函数确定模块，用于预先确定每一种物理现象对中子通量的影响因子的函数；

所述影响因子函数确定模块包括：

第一堆芯中子通量水平确定单元，用于选定正常停堆工况为基准工况，获取基准工况下堆芯中子通量水平；

第二堆芯中子通量水平确定单元，用于单独选取每一种物理现象，在建立的中子扩散的物理模型中变更所选取的物理现象的场景参数的参数值并获取不同参数值时所述物理模型所测定的堆芯中子通量水平；

影响因子确定单元，将不通过参数值时的堆芯中子通量水平与基准工况下的堆芯中子通量水平进行比较得到每一个场景参数取不同参数值时对堆芯中子通量的影响因子；

影响因子函数确定单元，用于将同一种物理现象的场景参数的影响因子进行数学处理得到反应每一种物理现象的各个场景参数对堆芯中子通量水平的影响因子的函数。

第三方面，构造一种事故后堆外核中子通量监测装置，包括处理器和存储器，所述存储器存储有计算机程序，所述计算机程序可被所述处理器运行以实现如前任一项所述的方法的步骤。

第四方面，一种计算机可读存储介质，包括计算机程序，所述计算机程序可被处理器运行以实现如前任一项所述的方法的步骤。

本发明的事故后堆外核中子通量监测方法、装置以及可读存储介质，具有以下有益效果：本发明通过引入一系列影响因子，统筹考虑事故后物理现象对堆外核中子通量测量过程的影响，能弱化甚至消除这些物理现象对堆外核中子通量测量的影响，使得堆外核中子通量测量通道不仅能在正常运行工况准确地监测堆芯核功率，也能够在事故工况下相对准确地监测事故后堆芯的核中子通量水平，确保操纵员能够正确地诊断堆芯反应性水平，为操纵员选取合适的事故处理策略提供依据。

附图说明

为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本发明的实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据提供的附图获得其他的附图：

图1是现有方案中进行堆外核中子通量测量的原理图；

图2是本发明进行堆外核中子通量测量的原理图；

图3是本发明实施例一的事故后堆外核中子通量监测方法的流程图；

图4是一维中子扩散物理模型建模时应考虑的各种因素示意简图；

图5是典型压水堆堆芯控制棒的布置示例图；

图6是本发明实施例一的事故后堆外核中子通量监测方法的时序图；

图7是拟合得到的K2函数示意图；

图8是拟合得到的K3函数示意图；

图9是拟合得到的K4函数示意图；

图10是考虑主泵运行和停运两种状态的事故后堆外核中子通量监测方法的时序图；

图11是事故后堆外核中子通量监测装置的结构示意图。

具体实施方式

为了便于理解本发明，下面将参照相关附图对本发明进行更全面的描述。附图中给出了本发明的典型实施例。但是，本发明可以以许多不同的形式来实现，并不限于本文所描述的实施例。相反地，提供这些实施例的目的是使对本发明的公开内容更加透彻全面。

除非另有定义，本文所使用的所有的技术和科学术语与属于本发明的技术领域的技术人员通常理解的含义相同。本文中在本发明的说明书中所使用的术语只是为了描述具体的实施例的目的，不是旨在于限制本发明。

本说明书中使用的“第一”、“第二”等包含序数的术语可用于说明各种构成要素，但是这些构成要素不受这些术语的限定。使用这些术语的目的仅在于将一个构成要素区别于其他构成要素。例如，在不脱离本发明的权利范围的前提下，第一构成要素可被命名为第二构成要素，类似地，第二构成要素也可以被命名为第一构成要素。

参考图2，弥散到探测器位置的中子在探测器内发生电离反应，从而在测量回路内产生电流In，本发明总的思路是：对探测器测量回路内产生的电流In，考虑事故后物理现象的影响而对其进行修正，对修正后的电流In-c进行电流与和功率的转换以得到堆芯核功率，比如电流In-c乘以电流-功率转换因子Ke即得到堆芯核功率。

修正时采取的技术措施如下：分析事故后物理现象对堆外核中子通量测量通道的影响，对每种物理现象定义一个影响因子，这些影响因子与电流-功率转换因子Ke一起，用以实现事故后堆芯核中子通量水平的准确测量。

为了更好的理解上述技术方案，下面将结合说明书附图以及具体的实施方式对上述技术方案进行详细的说明，应当理解本发明实施例以及实施例中的具体特征是对本申请技术方案的详细的说明，而不是对本申请技术方案的限定，在不冲突的情况下，本发明实施例以及实施例中的技术特征可以相互组合。

实施例一

参考图3，是本发明实施例一的事故后堆外核中子通量监测方法的流程图。本实施例的事故后堆外核中子通量监测方法，包括：

S301、监测预选的每一种事故后物理现象的所有场景参数的参数值；

预选的事故后物理现象，是指的图2中对电流In进行修正时需要考虑的事故后物理现象。

一般核电站在主泵停运时进行事故后堆外核中子通量监测，本实施例中预选的物理现象包括：(1)控制棒卡棒；(2)反应堆水池充水；(3)堆芯裸露；(4)下降环腔液位降低。其中，下降环腔是指的压力容器内壁和堆芯围桶之间的环形区域。

本实施例中对每种物理现象定义一个影响因子，包括：(1)控制棒卡棒影响因子K1；(2)反应堆水池充水影响因子K2；(3)堆芯裸露影响因子K3；(4)下降环腔液位降低影响因子K4。这些影响因子将和核中子通量测量通道的电流-功率转换因子Ke一起，用以实现事故后堆芯核中子通量水平的准确测量。

对每种物理现象的影响因子，本实施例选取该物理现象的场景参数进行分析计算，也就是本步骤中所监测的场景参数。比如：(1)控制棒卡棒的物理现象的场景参数包括发生卡棒的棒束位置，即选取发生卡棒的棒束位置来分析计算K1；(2)反应堆水池充水的物理现象的场景参数包括硼浓度和反应堆水池液位，即选取硼浓度和反应堆水池液位来分析计算K2；(3)堆芯裸露的物理现象的场景参数包括压力容器液位，即选取压力容器液位来分析计算K3；(4)下降环腔液位降低的物理现象的场景参数包括下降环腔液位，即选取下降环腔液位来分析计算K4。

S302、基于每一种物理现象的所有场景参数的参数值以及预先确定的每一种物理现象对中子通量的影响因子的函数，确定当前的每一种物理现象对应的影响因子。

本实施例中，需要预先确定每一种物理现象对中子通量的影响因子的函数，比如本实施例的四种物理现象的影响因子的函数我们暂且分别称之为K1函数、K2函数、K3函数、K4函数，这些影响因子的函数包括自变量和因变量，自变量即步骤S301中监测到的场景参数，因变量为物理现象对应的影响因子(即K1、K2、K3、K4的具体数值)。所以步骤中，只需将每一种物理现象的所有场景参数的参数值代入对应的影响因子的函数中，即可求得影响因子的具体数值。

下面就影响因子的函数的确定，给出一种可行的方式，需要说的是，每种物理现象的影响因子确定不尽相同，也可以采取其他方法进行论证确定。本实施例通过如下方式确定各种物理现象的影响因子的函数：

(1)选定正常停堆工况为基准工况(所有控制棒插入，反应堆水池为空，压力容器满水，下降环腔满水)，获取基准工况下堆芯中子通量水平L1(可以直接从核电站的设计指标获取)；

(2)每次仅独立考虑上述一种事故后物理现象的存在，而不叠加考虑他们的影响，单独选取每一种物理现象，在建立的中子扩散的物理模型中变更所选取的物理现象的场景参数的参数值并获取不同参数值时所述物理模型所测定的堆芯中子通量水平。以压力容器液位为例，可选取一些能够反映堆芯不同裸露程度的典型液位值(如：80％、60％、40％、20％、0％)，获取堆芯不同裸露程度下堆外核中子通量测量通道测得的堆芯中子通量水平；

(3)将不通过参数值时的堆芯中子通量水平Li与基准工况下的堆芯中子通量水平L1进行比较(比如Li/L1)得到每一个场景参数取不同参数值时对堆芯中子通量的影响因子，该影响因子代表了相对基准工况的比例系数，影响因子大于1则表示该物理现象对堆外核中子通量测量通道有衰减作用，影响因子小于1则表示该物理现象对堆外核中子通量测量有放大作用。

(4)将同一种物理现象的场景参数的影响因子进行数学处理(如进行数据拟合等)得到反应每一种物理现象的各个场景参数对堆芯中子通量水平的影响因子的函数。

上述提到的中子扩散的物理模型，可以预先利用成熟的堆芯物理设计软件(如一维或三维核中子扩散软件包)或工具(如蒙特卡洛分析工具)等建立，建模原理为本领域公知技术，所建立的物理模型应能描述刻画堆芯产生的核中子弥散到探测器安装位置所的覆盖空间区域的过程，应考虑堆芯布置、屏蔽板、堆芯围桶、下降环腔、压力容器壁、反应堆水池空间等因素。可选择的方法或工具包括：一维或三维核中子扩散软件、蒙特卡洛分析方法等。

作为示例，图4给出了一维中子扩散物理模型建模时应考虑的各种因素示意简图，已经建立好的中子扩散的物理模型，应提供设置边界条件的接口。边界条件至少应包括：堆芯布置、控制棒棒位、堆芯液位、下降环腔液位、压力容器内空泡份额、反应堆水池液位、反应堆水池硼浓度等。在给定具体边界条件后，中子扩散物理模型将计算出相应的结果。

下面针对本实施例的四种物理现象的影响因子的函数的确定，依照上述方法分别介绍其影响因子的函数的确定。

(1)控制棒卡棒的影响因子的函数的确定，即K1函数的确定

对压水堆而言，为应对控制棒卡棒导致的ATWS(未能紧急停堆的预期瞬态)，一般设计有应急硼化系统，在探测到ATWS信号触发后自动启动应急硼化系统，向堆芯注入浓硼水，限制堆芯反应性。典型地，如果在触发停堆信号后两束或两束以上的控制棒卡在堆顶，则认为发生了ATWS(未能紧急停堆的预期瞬态)，直接触发ATWS信号。

考虑到事故后堆外核中子通量监测的目的是探测可能的堆芯反应性状态降级，及时启动应急硼化系统限制堆芯反应性，而对两束或两束以上的控制棒卡在堆顶的情形，应急硼化系统已经因ATWS信号触发而自动启动。因此，K1只需针对性地考虑仅一束控制棒卡在堆顶的情形。

作为示例，依据前述方法，选定所有控制棒插入的正常停堆工况为基准工况，基准工况下堆芯中子通量水平L1。控制棒卡棒的场景参数只有一个，就是发生卡棒的棒束位置，典型地，一般压水堆约有近70束控制棒，如图5给出了典型压水堆堆芯控制棒的布置示例图，利用建立的中子扩散物理模型，假设其中一束控制棒卡02-K在堆顶，物理模型会输出此情形下堆芯中子通量水平Li-1，并得到影响因子K1为Li-1/L1；再假设其中一束控制棒卡02-H在堆顶，物理模型会输出此情形下堆芯中子通量水平Li-2，并得到影响因子K1为Li-2/L1，依次类推，可以得到其他棒束位置对应的影响因子，即可得到约70个影响因子，表1给出了一个不完全示例。

表1

棒束位置(棒束编号)

02-K

02-H

02-F

……

14-K

14-H

14-E

……

影响因子K1

6.2

6.8

6.2

……

0.23

0.21

0.23

……

上述表1即为最终得到的K1函数，当然他也可以以其他形式表现出来，对此不做限制，只要能反应出棒束位置(棒束编号)与影响因子之间的关系即可。

参考图6，当采用本发明的方法进行监测时，一旦在步骤S301中获取到控制棒卡棒的棒束位置(棒束编号)，则在步骤S302中可以直接根据上述表1确定控制棒卡棒对应的影响因子K1的具体数值。

需要说明的是，发生卡棒的棒束位置(也即棒束编号)一般不是直接可以读取的，而是需要依据来自控制棒棒位测量和控制系统的控制棒棒位信号识别，这也是本领域公知常识。

(2)反应堆水池充水的影响因子的函数的确定，即K2函数的确定

整体而言，反应堆水池充满纯水会对堆外核中子通量测量起到明显的放大作用，而充满一定浓度的硼水时会对堆外核中子通量测量起到明显的衰减作用。

作为示例，依据前述方法，选定反应堆水池为空的工况为基准工况，基准工况下堆芯中子通量水平L1。利用建立的中子扩散物理模型，因为反应堆水池充水的场景参数有两个：硼浓度和反应堆水池液位，所以可以先将硼浓度固定，改变反应堆水池液位，得到反应堆水池液位的变化与K2之间的关系，再将反应堆水池液位固定，改变硼浓度，得到硼浓度与K2之间的关系，具体的，例如，先假设硼浓度为2500ppm，在不同反应堆水池液位20％、40％、60％、80％、100％下，得到堆芯中子通量水平Li-20％、Li-40％、Li-60％、Li-80％、Li-100％，然后再比较得到影响因子K2分别为：Li-20％/L1、Li-40％/L1、Li-60％/L1、Li-80％/L1、Li-100％/L1，依次类推，再依次假设硼浓度为2000ppm、1500ppm、1000ppm、500ppm和0ppm(纯水)，计算得到在不同反应堆水池液位20％、40％、60％、80％、100％下的影响因子K2，对每一种硼浓度，分别以反应堆水池液位与影响因子K2构成的数据对进行曲线拟合得到一条曲线，如此可以得到多种硼浓度的一系列曲线，结果如图7所示，图7所示一系列曲线即K2函数。

参考图6，当采用本发明的方法进行监测时，一旦在步骤S301中获取到反应堆水池充水的硼浓度和反应堆水池液位，则在步骤S302中可以直接根据图7确定反应堆水池充水对应的影响因子K2的具体数值。例如，先保守地在图7中选定给定硼浓度向上靠近的硼浓度曲线作为监测到的硼浓度对应的曲线(如：监测到硼浓度为670ppm，则选取1000ppm硼浓度曲线)，然后依据给定的反应堆水池液位，在选定的曲线上读取出反应堆水池充水影响因子K2。

(3)堆芯裸露的影响因子的函数的确定，即K3函数的确定

典型压水堆一般设置有主泵自动停运保护逻辑，在一回路冷却剂处于饱和状态(沸腾)时自动停运主泵，以限制LOCA(冷却剂失流事故)事故后一回路水装量的持续恶化，同时避免主泵的损坏(可能的汽蚀等)。即，在堆芯冷却剂从液相流动转换至两相流动(空泡份额开始显现)时主泵就将自动停运。在主泵停运后，堆芯冷却剂汽相和液相分离，并具有明显的分界面。因此，本发明涉及的堆外核中子通量测量装置不考虑空泡份额的影响，而只考虑堆芯裸露的影响。

在主泵停运状态下，一回路冷却剂(兼作慢化剂)丧失导致的堆芯裸露一方面会使堆芯内部中子慢化效应显著减弱而使堆芯实际处于次临界状态，另一方面，堆芯裸露也会导致逃逸到堆外的中子数量明显增加，使堆外核中子通量测量通道测得的中子通量将数十倍于堆芯实际的中子通量水平。

作为示例，依据前述方法，选定压力容器液位满水的工况为基准工况，基准工况下堆芯中子通量水平L1。堆芯裸露的场景参数只有一个，就是压力容器液位，利用建立的中子扩散物理模型，依次改变压力容器液位为0％、20％、40％、60％、80％，分别得到这些情形下的堆芯中子通量水平Li-0％、Li-20％、Li-40％、Li-60％、Li-80％，然后再比较得到一系列影响因子K3：Li-0％/L1、Li-20％/L1、Li-40％/L1、Li-60％/L1、Li-80％/L1，并对压力容器液位与影响因子K3构成的数据对进行曲线拟合得到K3函数，结果如图8所示。

参考图6，当采用本发明的方法进行监测时，一旦在步骤S301中获取到堆芯裸露的压力容器液位，则在步骤S302中可以直接根据图8的函数确定堆芯裸露对应的影响因子K3的具体数值。

(4)下降环腔液位降低的影响因子的函数的确定，即K4函数的确定

与堆芯裸露类似，下降环腔液位的降低也会导致逃逸到堆外的中子数量明显增加，堆外核中子通量测量通道测得的中子通量将远高于堆芯实际的中子通量水平。

作为示例，依据前述方法，选定下降环腔满水的工况为基准工况，基准工况下堆芯中子通量水平L1。下降环腔液位降低的场景参数只有一个，就是下降环腔液位，利用建立的中子扩散物理模型，依次改变下降环腔液位为0％、20％、40％、60％、80％，分别得到这些情形下的堆芯中子通量水平Li-0％、Li-20％、Li-40％、Li-60％、Li-80％，然后再比较得到一系列影响因子K4：Li-0％/L1、Li-20％/L1、Li-40％/L1、Li-60％/L1、Li-80％/L1，并对下降环腔液位与影响因子K3构成的数据对进行曲线拟合得到K4函数，结果如图9所示。

参考图6，当采用本发明的方法进行监测时，一旦在步骤S301中获取到下降环腔液位降低的下降环腔液位时，则在步骤S302中可以直接根据图9的函数确定下降环腔液位降低对应的影响因子K4的具体数值。

S303、利用预选的每一种物理现象对应的影响因子，同时对探测器测量回路内产生的电流进行修正；

如图5所示，针对探测器测量回路内产生的电流In，依次经过控制棒卡棒修正、反应堆水池充水修正、堆芯裸露修正、下降环腔液位修正，修正后的电流In-c为K1×K2×K3×K4×In。

S304、对修正后的电流进行电流与和功率的转换以得到堆芯核功率。

可见，本实施例对事故后特定物理现象对测量过程的影响进行了针对性考虑，可以在一定程度上消除这些物理现象对堆外核中子通量测量的影响，使得堆外核中子通量测量通道能够相对准确地监测事故后堆芯的中子通量水平，可协助操纵员正确诊断事故后堆芯的反应性水平，为选取适合的事故处理策略提供依据。

需要说明的是，对影响因子K2及K2函数，本实施例给出了一种相对简易实现的确定方法，实际上，也可以采取其他数学方法进行处理，如线性插值法等。对影响因子K3和K4，本实施例中将其分开考虑，以更精确地量化他们对堆外核中子通量测量过程的影响。实际上，从简化技术方案的角度考虑，也可以K3和K4综合到一起考虑，如：将他们合并为一个压力容器水装量影响因子，不再详细区分堆芯液位和下降环腔液位。

另外需要说明的是，以上仅考虑了主泵停运状态时的事故后堆外核中子通量监测，对并未设置主泵自动停运保护逻辑的核电厂，主泵不会在一回路冷却剂处于饱和状态(沸腾)时自动停运，需要对事故后主泵一直运行的情形予以考虑，在主泵运行的条件下可认为一回路冷却剂处于两相混合状态，此情形下，预选的物理现象还可以包括汽液两相流动时空泡出现的情形，空泡出现的场景参数包括空泡份额，可引入并参照前述方法确定空泡对应的影响因子K5以及K5函数：比如选定堆芯都是水的工况为基准工况，基准工况下堆芯中子通量水平L1，空泡出现的场景参数只有一个，就是空泡份额，利用建立的中子扩散物理模型，依次改变空泡份额，分别得到这些情形下的堆芯中子通量水平Li,i＝1…N，然后再比较得到一系列影响因子K5:Li/L1，并对空泡份额与影响因子K5构成的数据对进行曲线拟合得到K5函数。另外，在主泵运行时不再需要考虑影响因子K3和K4(实际上，主泵运行时堆芯和下降环腔内的冷却剂也处于两相混合状态，并不存在明显的汽液分界面)，如图10所示。

本领域普通技术人员可以理解实现上述实施例方法中的全部或部分流程，是可以通过计算机程序来指令相关的硬件来完成，所述的程序可存储于一计算机可读取存储介质中，该程序在执行时，可包括如上述各方法的实施例的流程。

实施例二

参考图11，本实施例的事故后堆外核中子通量监测装置包括：

参数值监测模块1101，用于监测预选的每一种事故后物理现象的所有场景参数的参数值；

影响因子确定模块1102，用于基于每一种物理现象的所有场景参数的参数值以及预先确定的每一种物理现象对中子通量的影响因子的函数，确定当前的每一种物理现象对应的影响因子；

电流修正模块1103，用于利用预选的每一种物理现象对应的影响因子，同时对探测器测量回路内产生的电流进行修正；

核功率获取模块1104，用于对修正后的电流进行电流与和功率的转换以得到堆芯核功率。

进一步地，所述装置还包括影响因子函数确定模块，用于预先确定每一种物理现象对中子通量的影响因子的函数，所述影响因子函数确定模块包括：

第一堆芯中子通量水平确定单元，用于选定正常停堆工况为基准工况，获取基准工况下堆芯中子通量水平；

第二堆芯中子通量水平确定单元，用于单独选取每一种物理现象，在建立的中子扩散的物理模型中变更所选取的物理现象的场景参数的参数值并获取不同参数值时所述物理模型所测定的堆芯中子通量水平；

影响因子确定单元，将不通过参数值时的堆芯中子通量水平与基准工况下的堆芯中子通量水平进行比较得到每一个场景参数取不同参数值时对堆芯中子通量的影响因子；

影响因子函数确定单元，用于将同一种物理现象的场景参数的影响因子进行数学处理得到反应每一种物理现象的各个场景参数对堆芯中子通量水平的影响因子的函数。

当在主泵停运时进行事故后堆外核中子通量监测时，预选的物理现象包括：控制棒卡棒的物理现象、反应堆水池充水的物理现象、堆芯裸露的物理现象以及下降环腔液位降低的物理现象。当在主泵运行时进行事故后堆外核中子通量监测时，预选的物理现象包括：控制棒卡棒的物理现象、反应堆水池充水的物理现象以及空泡出现的物理现象。

其中：控制棒卡棒的物理现象的场景参数包括发生卡棒的棒束位置，反应堆水池充水的物理现象的场景参数包括硼浓度和反应堆水池液位，堆芯裸露的物理现象的场景参数包括压力容器液位，下降环腔液位降低的物理现象的场景参数包括下降环腔液位，空泡出现的物理现象的场景参数包括空泡份额。

本实施例所述装置的各功能模块的功能可根据上述方法实施例中的方法具体实现，其具体实现过程可以参照上述方法实施例的相关描述，此处不再赘述。

上述描述涉及各种模块，需要指出的是，上文对各种模块的描述中，分割成这些模块，是为了说明清楚。然而，在实际实施中，各种模块的界限可以是模糊的。例如，本文中的任意或所有功能性模块可以共享各种硬件和/或软件元件。又例如，本文中的任何和/或所有功能模块可以由共有的处理器执行软件指令来全部或部分实施。另外，由一个或多个处理器执行的各种软件子模块可以在各种软件模块间共享。相应地，除非明确要求，本发明的范围不受各种硬件和/或软件元件间强制性界限的限制。

实施例三

本实施例公开了一种事故后堆外核中子通量监测系统，其特征在于，包括处理器和存储器，所述存储器存储有计算机程序，所述计算机程序可被所述处理器运行以实现如实施例一所述的方法的步骤。具体实现过程可参阅上述方法实施例的描述，此处不再赘述。

实施例四

本实施例公开了一种计算机可读存储介质，包括计算机程序，所述计算机程序可被处理器运行以实现如实施例一所述的方法的步骤，具体实现过程可参阅上述方法实施例的描述，此处不再赘述。

综上所述，本发明的事故后堆外核中子通量监测方法、装置以及可读存储介质，具有以下有益效果：本发明通过引入一系列影响因子，统筹考虑事故后物理现象对堆外核中子通量测量过程的影响，能弱化甚至消除这些物理现象对堆外核中子通量测量的影响，使得堆外核中子通量测量通道不仅能在正常运行工况准确地监测堆芯核功率，也能够在事故工况下相对准确地监测事故后堆芯的核中子通量水平，确保操纵员能够正确地诊断堆芯反应性水平，为操纵员选取合适的事故处理策略提供依据。

上面结合附图对本发明的实施例进行了描述，但是本发明并不局限于上述的具体实施方式，上述的具体实施方式仅仅是示意性的，而不是限制性的，本领域的普通技术人员在本发明的启示下，在不脱离本发明宗旨和权利要求所保护的范围情况下，还可做出很多形式，这些均属于本发明的保护之内。

Claims (10)

1.一种事故后堆外核中子通量监测方法，其特征在于，包括：

监测预选的每一种事故后物理现象的所有场景参数的参数值；

基于每一种物理现象的所有场景参数的参数值以及预先确定的每一种物理现象对中子通量的影响因子的函数，确定当前的每一种物理现象对应的影响因子；

利用预选的每一种物理现象对应的影响因子，同时对探测器测量回路内产生的电流进行修正；

对修正后的电流进行电流与和功率的转换以得到堆芯核功率。

2.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述方法还包括预先确定每一种物理现象对中子通量的影响因子的函数，具体包括：

选定正常停堆工况为基准工况，获取基准工况下堆芯中子通量水平；

单独选取每一种物理现象，在建立的中子扩散的物理模型中变更所选取的物理现象的场景参数的参数值并获取不同参数值时所述物理模型所测定的堆芯中子通量水平；

将不通过参数值时的堆芯中子通量水平与基准工况下的堆芯中子通量水平进行比较得到每一个场景参数取不同参数值时对堆芯中子通量的影响因子；

将同一种物理现象的场景参数的影响因子进行数学处理得到反应每一种物理现象的各个场景参数对堆芯中子通量水平的影响因子的函数。

3.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，当在主泵停运时进行事故后堆外核中子通量监测时，预选的物理现象包括：控制棒卡棒的物理现象、反应堆水池充水的物理现象、堆芯裸露的物理现象以及下降环腔液位降低的物理现象；

其中：控制棒卡棒的物理现象的场景参数包括发生卡棒的棒束位置，反应堆水池充水的物理现象的场景参数包括硼浓度和反应堆水池液位，堆芯裸露的物理现象的场景参数包括压力容器液位，下降环腔液位降低的物理现象的场景参数包括下降环腔液位。

4.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，当在主泵运行时进行事故后堆外核中子通量监测时，预选的物理现象包括：控制棒卡棒的物理现象、反应堆水池充水的物理现象以及空泡出现的物理现象；

其中：控制棒卡棒的物理现象的场景参数包括发生卡棒的棒束位置，反应堆水池充水的物理现象的场景参数包括硼浓度和反应堆水池液位，空泡出现的物理现象的场景参数包括空泡份额。

5.一种事故后堆外核中子通量监测装置，其特征在于，包括：

参数值监测模块，用于监测预选的每一种事故后物理现象的所有场景参数的参数值；

影响因子确定模块，用于基于每一种物理现象的所有场景参数的参数值以及预先确定的每一种物理现象对中子通量的影响因子的函数，确定当前的每一种物理现象对应的影响因子；

电流修正模块，用于利用预选的每一种物理现象对应的影响因子，同时对探测器测量回路内产生的电流进行修正；

核功率获取模块，用于对修正后的电流进行电流与和功率的转换以得到堆芯核功率。

6.根据权利要求5所述的装置，其特征在于，所述装置还包括影响因子函数确定模块，用于预先确定每一种物理现象对中子通量的影响因子的函数；

所述影响因子函数确定模块包括：

第一堆芯中子通量水平确定单元，用于选定正常停堆工况为基准工况，获取基准工况下堆芯中子通量水平；

第二堆芯中子通量水平确定单元，用于单独选取每一种物理现象，在建立的中子扩散的物理模型中变更所选取的物理现象的场景参数的参数值并获取不同参数值时所述物理模型所测定的堆芯中子通量水平；

影响因子确定单元，将不通过参数值时的堆芯中子通量水平与基准工况下的堆芯中子通量水平进行比较得到每一个场景参数取不同参数值时对堆芯中子通量的影响因子；

影响因子函数确定单元，用于将同一种物理现象的场景参数的影响因子进行数学处理得到反应每一种物理现象的各个场景参数对堆芯中子通量水平的影响因子的函数。

7.根据权利要求5所述的装置，其特征在于，当在主泵停运时进行事故后堆外核中子通量监测时，预选的物理现象包括：控制棒卡棒的物理现象、反应堆水池充水的物理现象、堆芯裸露的物理现象以及下降环腔液位降低的物理现象；

其中：控制棒卡棒的物理现象的场景参数包括发生卡棒的棒束位置，反应堆水池充水的物理现象的场景参数包括硼浓度和反应堆水池液位，堆芯裸露的物理现象的场景参数包括压力容器液位，下降环腔液位降低的物理现象的场景参数包括下降环腔液位。

8.根据权利要求5所述的装置，其特征在于，当在主泵运行时进行事故后堆外核中子通量监测时，预选的物理现象包括：控制棒卡棒的物理现象、反应堆水池充水的物理现象以及空泡出现的物理现象；

其中：控制棒卡棒的物理现象的场景参数包括发生卡棒的棒束位置，反应堆水池充水的物理现象的场景参数包括硼浓度和反应堆水池液位，空泡出现的物理现象的场景参数包括空泡份额。

9.一种事故后堆外核中子通量监测装置，其特征在于，包括处理器和存储器，所述存储器存储有计算机程序，所述计算机程序可被所述处理器运行以实现如权利要求1-4任一项所述的方法的步骤。

10.一种计算机可读存储介质，其特征在于，包括计算机程序，所述计算机程序可被处理器运行以实现如权利要求1-4任一项所述的方法的步骤。