CN111028965A - 一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法 - Google Patents

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Abstract

本发明提供一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,所述方法包括以下步骤:(1)判断氢气复合器是否启动过,若是,则估算氢气复合器的消氢量;(2)计算消除的氢气与氧气摩尔量;(3)反推氢气复合器未启动时对应的氢气浓度;(4)定量估算燃料元件过热损伤份额。本发明提供的一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,通过反推氢气复合器若未启动对应的安全氢气浓度,实现了氢气复合器启动状态下,燃料元件过热损伤份额的估算。

Description

一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法
技术领域
本发明属于反应堆堆芯工况评价技术领域,具体涉及一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法。
背景技术
反应堆堆芯损伤评价是核应急评价的重要组成部分,是采取紧急防护行动的重要依据,可作为事故释放源项估算的基础数据。
目前国内大多数核电厂的采用的堆芯损伤评价方法为,美国西屋公司推荐的一种基于固定式在线监测仪器仪表读数的综合评价。该方法实时性强,满足应急要求。该方法也是国际上针对压水堆堆芯损伤评价的主要方法。
西屋公司推荐的该堆芯损伤评价方法是将堆芯损伤状态划分为堆芯无损伤、包壳失效和燃料元件过热损伤。燃料元件过热损伤份额的定量计算主要基于堆芯热电偶读数、安全壳辐射监测计读数和安全壳氢气浓度这三种监测数据。其中基于安全壳氢气浓度进行燃料元件过热损伤份额的定量计算,并不适用于氢气复合器的启动运行。在氢气复合器的启动运行状态下,氢气复合器会不断的消耗氢气,会使得实际监测的氢气气体体积浓度小于事故发生时的浓度。如果在氢气复合器的启动运行状态下,直接使用西屋公司推荐的方法,将会使得计算出的燃料元件过热损伤份额偏小,不保守。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷,本发明的目的是提供一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,通过反推氢气复合器若未启动对应的安全氢气浓度,实现了氢气复合器启动状态下,燃料元件过热损伤份额的估算。
为达到以上目的,本发明采用的技术方案是:
一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,所述应用包括以下步骤:
(1)判断氢气复合器是否启动过,若是,则估算氢气复合器的消氢量;
(2)计算消除的氢气与氧气摩尔量;
(3)反推氢气复合器未启动时对应的氢气浓度;
(4)定量估算燃料元件过热损伤份额。
进一步的,步骤(1)还包括:
若没有启动,则获取实际监测的氢气体积浓度,进入步骤(4)。
进一步的,步骤(1)中计算氢气复合器启动运行t时间的消氢量mH的计算公式为:
Figure BDA0002262694590000021
其中,RH为氢气反应率,kg/s;t为氢气复合器启动运行时间。
进一步的,所述单一氢气反应率RH的计算公式为:
RH=ηρHQf(t) (2)
其中,ρH为进入的氢气密度(kg/m3);η为氢气反应效率(0.85);Q为通过氢气复合器总气体体积流量(m3/s);
Figure BDA0002262694590000031
该函数初始加热阶段的时间函数,τ为加热时间(1800s),t0为启动时间,t为启动后的时间。
进一步的,步骤(2)中计算消除的氢气与氧气摩尔量包括:
2.1计算初始氧气摩尔量;
2.2基于监测的氢气体积浓度计算安全壳内氢气摩尔量;
2.3基于消氢量计算消除的氢气摩尔量和氧气摩尔量。
进一步的,步骤2.1为假定安全壳正常状况下内的气体全部为氧气,根据监测温度与压力粗略估计安全壳初始的氧气量n0(02),计算公式为:
Figure BDA0002262694590000032
其中,P0为安全壳正常压力,T0为安全壳正常温度,V为安全壳体积。
进一步的,步骤2.2中若监测的氢气体积浓度为x%,则安全壳内氢气摩尔量n(H2)计算公式为:
Figure BDA0002262694590000033
其中,n0(02)为安全壳初始的氧气量。
进一步的,步骤2.3包括:
消除的氢气摩尔量n消除(H2)计算公式为:
Figure BDA0002262694590000034
其中,mH为氢气复合器启动运行t时间的消氢量,MH为氢气的摩尔质量;
消除的氧气摩尔量n消除(O2)计算公式为:
Figure BDA0002262694590000041
进一步的,步骤(3)中氢气复合器未启动时对应的氢气浓度X1%计算公式为:
Figure BDA0002262694590000042
其中,x为监测的氢气体积浓度;MH为氢气的摩尔质量;P0为安全壳正常压力;T0为安全壳正常温度;V为安全壳体积;mH为氢气复合器启动运行t时间的消氢量;R为气体常数:8.314J/(mol·K)。
本发明的效果在于,通过反推氢气复合器若未启动对应的安全氢气浓度,实现了氢气复合器启动状态下,燃料元件过热损伤份额的估算。
附图说明
图1为本发明方法流程示意图。
具体实施方式
为使本发明解决的技术问题、采用的技术方案和达到的技术效果更加清楚,下面将结合附图对本发明实施例的技术方案作进一步的详细描述。显然,所描述的实施例仅仅是本发明一部分实施例,而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例,本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例,均属于本发明保护的范围。
参阅图1,图1为本发明方法流程示意图。本发明提供的一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法包括以下步骤:
(1)判断氢气复合器是否启动过,若是,则估算氢气复合器的消氢量。
若没有启动,则获取实际监测的氢气体积浓度,直接进入步骤(4)。
计算氢气复合器启动运行t时间的消氢量mH的计算公式为:
Figure BDA0002262694590000051
其中,RH为氢气反应率,kg/s;t为氢气复合器启动运行时间。
具体的,单一氢气反应率RH的计算公式为:
RH=ηρHQf(t) (2)
其中,ρH为进入的氢气密度(kg/m3);η为氢气反应效率(0.85);Q为通过氢气复合器总气体体积流量(m3/s);
Figure BDA0002262694590000052
该函数初始加热阶段的时间函数,τ为加热时间(1800s),t0为启动时间,t为启动后的时间。
还需要说明的是,氢气反应效率η的取值约等于0.85。同样的,加热时间τ的取值约等于1800s。
(2)计算消除的氢气与氧气摩尔量。
2.1计算初始氧气摩尔量。
假定安全壳正常状况下内的气体全部为氧气,根据监测温度与压力粗略估计安全壳初始的氧气量n0(02),计算公式为:
Figure BDA0002262694590000053
其中,P0为安全壳正常压力,T0为安全壳正常温度,V为安全壳体积。
2.2基于监测的氢气体积浓度计算安全壳内氢气摩尔量。
若监测的氢气体积浓度为x%,则安全壳内氢气摩尔量n(H2)计算公式为:
Figure BDA0002262694590000054
其中,n0(02)为安全壳初始的氧气量。
2.3基于消氢量计算消除的氢气摩尔量和氧气摩尔量。
消除的氢气摩尔量n消除(H2)计算公式为:
Figure BDA0002262694590000061
其中,mH为氢气复合器启动运行t时间的消氢量,MH为氢气的摩尔质量。
由于氢气复合器产生水蒸汽的化学式为:
2H2+O2→2H2O
则消除的氧气摩尔量n消除(O2)计算公式为:
Figure BDA0002262694590000062
(3)反推氢气复合器未启动时对应的氢气浓度。
燃料元件过热损伤状态下,释放到安全壳的实际总氢气摩尔量为:安全壳内氢气摩尔量+氢气复合器除去的氢气摩尔量。假设监测氢气体积浓度为x%,氢气复合器消氢量为mH,则反推氢气复合器未启动时对应的氢气浓度X1%计算公式为:
Figure BDA0002262694590000063
公式(4)、(5)、(6)代入上式计算得到:
Figure BDA0002262694590000064
其中,x为监测的氢气体积浓度;MH为氢气的摩尔质量;P0为安全壳正常压力;T0为安全壳正常温度;V为安全壳体积;mH为氢气复合器启动运行t时间的消氢量;R为气体常数:8.314J/(mol·K)。
(4)定量估算燃料元件过热损伤份额。
在一个具体的实施例中,采用西屋公司推荐的基于安全壳氢气浓度估算燃料元件过热损伤份额方法为:
Figure BDA0002262694590000071
氢气复合器启动未启动运行时,采用西屋公司推荐的方法进行燃料元件过热损伤评价;当氢气复合器启动运行后,需估算氢气复合器的消氢量,计算氢气复合器消除的氢气与氧气摩尔量,然后反推若氢气复合器未启动此时对应的氢气浓度,最终用该氢气浓度代替西屋公司推荐方法中获取的氢气体积浓度监测值进行评价。
区别于现有技术,本发明提供的一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,通过反推氢气复合器若未启动对应的安全氢气浓度,实现了氢气复合器启动状态下,燃料元件过热损伤份额的估算。
本领域技术人员应该明白,本发明所述的方法并不限于具体实施方式中所述的实施例,上面的具体描述只是为了解释本发明的目的,并非用于限制本发明。本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式,同样属于本发明的技术创新范围,本发明的保护范围由权利要求及其等同物限定。

Claims (9)

1.一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,其特征在于,所述方法包括以下步骤:
(1)判断氢气复合器是否启动过,若是,则估算氢气复合器的消氢量;
(2)计算消除的氢气与氧气摩尔量;
(3)反推氢气复合器未启动时对应的氢气浓度;
(4)定量估算燃料元件过热损伤份额。
2.根据权利要求要求1所述的一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,其特征在于,步骤(1)还包括:
若没有启动,则获取实际监测的氢气体积浓度,进入步骤(4)。
3.根据权利要求要求1所述的一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,其特征在于,步骤(1)中计算氢气复合器启动运行t时间的消氢量mH的计算公式为:
Figure FDA0002262694580000011
其中,RH为氢气反应率,kg/s;t为氢气复合器启动运行时间。
4.根据权利要求要求3所述的一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,其特征在于,所述单一氢气反应率RH的计算公式为:
RH=ηρHQf(t) (2)
其中,ρH为进入的氢气密度(kg/m3);η为氢气反应效率(0.85);Q为通过氢气复合器总气体体积流量(m3/s);
Figure FDA0002262694580000012
该函数初始加热阶段的时间函数,τ为加热时间(1800s),t0为启动时间,t为启动后的时间。
5.根据权利要求要求1所述的一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,其特征在于,步骤(2)中计算消除的氢气与氧气摩尔量包括:
2.1计算初始氧气摩尔量;
2.2基于监测的氢气体积浓度计算安全壳内氢气摩尔量;
2.3基于消氢量计算消除的氢气摩尔量和氧气摩尔量。
6.根据权利要求要求5所述的一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,其特征在于,步骤2.1为假定安全壳正常状况下内的气体全部为氧气,根据监测温度与压力粗略估计安全壳初始的氧气量n0(02),计算公式为:
Figure FDA0002262694580000021
其中,P0为安全壳正常压力,R为气体常数:8.314J/(mol·K),T0为安全壳正常温度,V为安全壳体积。
7.根据权利要求要求6所述的一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,其特征在于,步骤2.2中若监测的氢气体积浓度为x%,则安全壳内氢气摩尔量n(H2)计算公式为:
Figure FDA0002262694580000022
其中,n0(02)为安全壳初始的氧气量。
8.根据权利要求要求7所述的一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,其特征在于,步骤2.3包括:
消除的氢气摩尔量n消除(H2)计算公式为:
Figure FDA0002262694580000023
其中,mH为氢气复合器启动运行t时间的消氢量,MH为氢气的摩尔质量;
消除的氧气摩尔量n消除(O2)计算公式为:
Figure FDA0002262694580000024
9.根据权利要求要求8所述的一种基于安全壳氢气浓度的燃料元件过热损伤评价方法,其特征在于,步骤(3)中氢气复合器未启动时对应的氢气浓度X1%计算公式为:
Figure FDA0002262694580000031
其中,x为监测的氢气体积浓度;MH为氢气的摩尔质量;P0为安全壳正常压力;T0为安全壳正常温度;V为安全壳体积;mH为氢气复合器启动运行t时间的消氢量;R为气体常数:8.314J/(mol·K)。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113593740A (zh) * 2021-07-01 2021-11-02 中广核研究院有限公司 核安全壳风险判断方法、装置、电子设备和存储介质

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102306509A (zh) * 2011-09-15 2012-01-04 中国核电工程有限公司 用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法
WO2014058339A1 (ru) * 2012-10-11 2014-04-17 Shepelin Vladimir Andreevich Пассивный автокаталитический рекомбинатор водорода и кислорода
CN105006259A (zh) * 2015-06-18 2015-10-28 中国核电工程有限公司 一种核电厂堆芯损伤评价方法

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102306509A (zh) * 2011-09-15 2012-01-04 中国核电工程有限公司 用于核电站严重事故下安全壳消氢的设计方法
WO2014058339A1 (ru) * 2012-10-11 2014-04-17 Shepelin Vladimir Andreevich Пассивный автокаталитический рекомбинатор водорода и кислорода
CN105006259A (zh) * 2015-06-18 2015-10-28 中国核电工程有限公司 一种核电厂堆芯损伤评价方法

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
何忠良等: "事故后的堆芯损伤评价方法和程序", 《中国核科技报告》 *
贾林胜等: "压水堆堆芯损伤评价系统研究与开发", 《辐射防护》 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113593740A (zh) * 2021-07-01 2021-11-02 中广核研究院有限公司 核安全壳风险判断方法、装置、电子设备和存储介质
CN113593740B (zh) * 2021-07-01 2024-02-27 中广核研究院有限公司 核安全壳风险判断方法、装置、电子设备和存储介质

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