CN111967130B - 一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法 - Google Patents

一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法 Download PDF

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Abstract

本发明属于核电厂事故处理策略设计领域，具体涉及一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法。用于对核电厂的事故处理策略中的堆芯的过冷裕度的定值进行分析，包括如下步骤：步骤S1，确定事故处理策略中过冷裕度的定值名义值；步骤S2，确认过冷裕度是事故处理策略的关键定值；步骤S3，计算安全壳正常和不利工况下的过冷裕度不确定度；步骤S4，对事故处理策略定值考虑过冷裕度不确定度的影响并进行事故处理策略的验证。本发明提供的分析方法适用于不同堆型的压水堆核电厂，提出了一种广泛适用于压水堆核电厂的过冷裕度定值的分析方法。

Description

一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法
技术领域
本发明属于核电厂事故处理策略设计领域，具体涉及一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法。
背景技术
事故处理策略是实现核电厂纵深防御的重要组成部分，对限制事故发展以及保证反应堆安全起着重要的作用。事故处理策略中应用到的定值取决于该导则所要达到的目标以及每一子步骤所需要达成的目标，决定着整个导则的执行。对于事故处理策略的关键参数，正确设置其定值可以保证事故策略的有效性，对维持核电厂安全运行有着重要的意义。
堆芯的过冷裕度与堆芯最高温度以及一回路压力对应的冷却剂饱和温度有关。作为核电厂堆芯冷却功能的重要参数，其定值的设计直接影响到事故处理的合理性与快速性。正确设置过冷裕度定值可以防止沸腾危机，保证电厂核安全。在对过冷裕度的计算中，为了保证参数定值的有效性，需要将热电偶仪表的测温误差考虑在堆芯过冷裕度定值的设置中，特别是安全壳不利工况条件下的仪表误差。此外，还应考虑一回路压力不同压力范围仪表误差、以及代数计算带来的偏差等因素。在事故处理策略中，需要结合上述影响过冷裕度不确定度的因素对过冷裕度定值进行合理的设计分析，保证其在导则执行中的有效性。
发明内容
过冷裕度作为关键定值，是判断事故处理策略入口、选取合适事故处理策略的依据之一。该定值的正确设置是事故处理策略设计的重要内容，决定着事故处理策略缓解事故工况的效果。为保证参数定值的有效性，需要将热电偶测温的仪表误差以及一回路压力对应饱和温度的误差考虑在定值设置中，特别是安全壳不利工况条件下的仪表误差。重点解决以下问题：
对热电偶测温的误差进行准确分析与计算；
对过冷裕度不确定度的代数换算进行保守分析；
正确选取不同压力范围内的过冷裕度不确定度。
为解决上述问题，本发明采用的技术方案是一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法，用于对核电厂的事故处理策略中的堆芯的过冷裕度的定值进行分析，包括如下步骤：
步骤S1，确定事故处理策略中过冷裕度的定值名义值；
步骤S2，确认所述过冷裕度是所述事故处理策略的关键定值，所述关键定值需要考虑仪表不确定度，所述仪表不确定度是指仪表误差；
步骤S3，计算安全壳正常和不利工况下的过冷裕度不确定度，所述过冷裕度不确定度是指所述过冷裕度的误差；
步骤S4，对事故处理策略定值考虑所述过冷裕度不确定度的影响并进行事故处理策略的验证。
进一步，
在所述步骤S1中，基于对相关事故处理策略的分析，根据所要完成的任务或者功能对所述过冷裕度设置相应定值，并通过符合性分析计算对设置的定值进行有效性分析，最终形成所述过冷裕度的定值名义值的数值。
进一步，
在所述步骤S2中，所述关键定值是指对所述事故处理策略的执行有决定性的意义、会影响到所述事故处理策略的执行效果的定值，所述过冷裕度的定值可用于事故诊断，决定所述事故处理策略的走向，能够作为所述事故处理策略的所述关键定值。
进一步，
在所述步骤S3中，计算安全壳正常和不利工况下的所述过冷裕度不确定度包括：
热电偶测堆芯最高温度的误差分析；
一回路压力对应的饱和温度误差分析；
过冷裕度不确定度计算分析；
综合考虑分段选取过冷裕度不确定度。
进一步，
在所述步骤S3中，通过以下公式得到所述热电偶测堆芯最高温度的误差的范围：
ε为热电偶测温总误差，
εt为热电偶基本误差，
εc为热电偶冷端温度补偿误差，
εd为显示仪表误差。
进一步，
在所述步骤S3中，所述一回路压力对应饱和温度误差需将压力测量仪表误差考虑在内，先对一回路压力值考虑仪表误差得到实际压力可能的波动范围，再对该实际压力的波动范围对应计算出其饱和温度范围，进而得到所述一回路压力对应饱和温度误差的范围；
一回路压力在不同的压力定值下都对应有不同的饱和温度误差的范围。
进一步，
在所述步骤S3的所述过冷裕度不确定度计算分析中，由于所述过冷裕度是堆芯最高温度与一回路压力对应饱和温度的差值，所述过冷裕度不确定度的计算与堆芯温度误差范围及饱和温度误差范围相关，将堆芯温度误差范围最小值与一回路压力的某压力定值对应饱和温度误差范围最大值做差可得该压力对应过冷裕度不确定度的最小值；而将堆芯温度误差范围最大值与该压力定值对应饱和温度误差范围最小值做差可得该压力对应过冷裕度不确定度的最大值；
不同压力定值的一回路压力对应一组过冷裕度范围在整个压力定值的测量范围内，可以得到所述过冷裕度的误差曲线，所述过冷裕度的误差曲线包括正偏差上限值曲线以及负偏差上限值曲线。
进一步，
在所述步骤S3的所述过冷裕度不确定度计算分析中，采用分段方法，在不同的一回路的压力定值范围下保守考虑该压力范围内的过冷裕度不确定度；
所述分段方法的依据有两点：
第一点，所述过冷裕度的误差曲线随着一回路压力的变化而变化；对所述过冷裕度的误差曲线取导数，所述导数为过冷裕度不确定度导数；根据所述导数变化的分段进一步确定压力分段的范围；对所述过冷裕度不确定度导数的绝对值在(0，0.5)之间，[0.5，1]之间，(1，∞)之间进行分段划分，再确认其对应的压力范围分段；
第二点，结合核电厂基本运行工况的压力分界定值进行划分。
进一步，
在所述步骤S4中，对所述过冷裕度的定值名义值需要考虑安全壳正常工况下的所述过冷裕度不确定度和安全壳不利工况下的所述过冷裕度不确定度，并将安全壳正常工况下的所述过冷裕度不确定度和安全壳不利工况下的所述过冷裕度不确定度带入对所述过冷裕度的定值名义值的优化计算中，得到优化定值，最后通过对整体事故处理策略进行平台验证和确认来确保所述优化定值的合理性和有效性。
本发明的有益效果在于：
1.本发明提供的分析方法适用于不同堆型的压水堆核电厂，提出了一种广泛适用于压水堆核电厂的过冷裕度定值的分析方法。
2.本发明提出了一种热电偶测温的误差分析方法。
3.本发明提出了一种过冷裕度不确定度在全压力范围内的分析方法。
4.本发明提出了一种综合确定过冷裕度的分段分析方法。
附图说明
图1是本发明具体实施方式中所述的一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法的流程图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明作进一步描述。
如图1所示，本发明提供的一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法，用于对核电厂的事故处理策略中的堆芯的过冷裕度的定值进行分析，包括如下步骤：
步骤S1，确定事故处理策略中过冷裕度的定值名义值；
步骤S2，确认过冷裕度是事故处理策略的关键定值，关键定值需要考虑仪表不确定度，仪表不确定度是指仪表误差；
步骤S3，计算安全壳正常工况下的过冷裕度不确定度和安全壳不利工况下过的冷裕度不确定度，过冷裕度不确定度是指过冷裕度的误差；
步骤S4，对事故处理策略定值考虑过冷裕度不确定度的影响并进行事故处理策略的验证。
在步骤S1中，基于对相关事故处理策略的分析，根据所要完成的任务或者功能对过冷裕度设置相应定值，并通过符合性分析计算对设置的定值进行有效性分析，最终形成过冷裕度的定值名义值的数值。
在步骤S2中，事故处理策略中的关键定值是指对事故处理策略的执行有决定性的意义、会影响到事故处理策略的执行效果的定值，对这样的定值将分析安全壳不利工况仪表误差产生的影响。而过冷裕度的定值可用于事故诊断，决定事故处理策略的走向，能够作为事故处理策略的关键定值。
在步骤S3中，堆芯的过冷裕度与堆芯最高温度以及一回路压力对应的冷却剂饱和温度有关，因此过冷裕度不确定度应和堆芯温度测量误差以及一回路压力对应饱和温度误差相关。计算安全壳正常工况下的过冷裕度不确定度和安全壳不利工况下的过冷裕度不确定度包括：
热电偶测堆芯最高温度的误差分析；
一回路压力对应的饱和温度误差分析；
过冷裕度不确定度计算分析；
综合考虑分段选取过冷裕度不确定度。
关于“热电偶测堆芯最高温度的误差分析”
在步骤S3中，通过以下公式(和根法计算)得到热电偶测堆芯最高温度的误差的范围(仪表误差的范围)：
ε为热电偶测温总误差，
εt为热电偶基本误差，
εc为热电偶冷端温度补偿误差，
εd为显示仪表误差。
关于“一回路压力对应的饱和温度误差分析”
在步骤S3中，一回路压力对应饱和温度误差需将压力测量仪表误差考虑在内，先对一回路压力值考虑仪表误差得到实际压力可能的波动范围，再对该实际压力的波动范围对应计算出其饱和温度范围，进而得到一回路压力对应饱和温度误差的范围；
一回路压力在不同的压力定值下都对应有不同的饱和温度误差的范围。一回路压力值是变化的，对于每一个压力定值点，在考虑仪表正负误差后会得到基于该压力值得一个压力波动范围。基于这样一个范围，可以得到对应的饱和温度范围，进而得到饱和温度误差范围。
关于“过冷裕度不确定度计算分析”
在步骤S3的过冷裕度不确定度计算分析中，由于过冷裕度是堆芯最高温度与一回路压力对应饱和温度的差值，过冷裕度不确定度的计算与堆芯温度误差范围及饱和温度误差范围相关，保守考虑，将堆芯温度误差范围最小值与一回路压力的某压力定值对应饱和温度误差范围最大值做差可得该压力对应过冷裕度不确定度的最小值；而将堆芯温度误差范围最大值与该压力定值对应饱和温度误差范围最小值做差可得该压力对应过冷裕度不确定度的最大值；
不同压力定值的一回路压力对应一组过冷裕度范围(从负偏差上限到正偏差上限)；因此，在整个压力定值的测量范围内，可以得到过冷裕度的误差曲线，过冷裕度的误差曲线包括正偏差上限值曲线以及负偏差上限值曲线。
关于“综合考虑分段选取过冷裕度不确定度”
在步骤S3的过冷裕度不确定度计算分析中，根据上述对过冷裕度不确定度的具体计算分析可知，一回路的不同的压力定值对应不同的过冷裕度不确定度。为了对该过冷裕度不确定度进行统一包络性考虑，但又希望避免对某些压力范围内较小不确定度的过度影响，可采用分段方法(分段思想)，在不同的一回路的压力定值范围下保守考虑该压力范围内的过冷裕度不确定度；
分段方法的主要依据有两点：
第一点，过冷裕度的误差曲线随着一回路压力的变化而变化；对过冷裕度的误差曲线取导数，导数为过冷裕度不确定度导数；可以根据导数变化的分段进一步确定压力分段的范围；可以对过冷裕度不确定度导数的绝对值在(0，0.5)之间，[0.5，1]之间，(1，∞)之间进行分段划分，再确认其对应的压力范围分段；
第二点，结合核电厂基本运行工况的压力分界定值进行划分。
在步骤S4中，对过冷裕度的定值名义值需要考虑安全壳正常工况下的过冷裕度不确定度和安全壳不利工况下的过冷裕度不确定度，并将安全壳正常工况下的过冷裕度不确定度和安全壳不利工况下的过冷裕度不确定度带入对过冷裕度的定值名义值的优化计算中，得到优化定值，最后通过对整体事故处理策略进行平台验证和确认来确保该优化定值的合理性和有效性。
最后举例说明本发明所提供的一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法的实际应用。
根据图1的方法理论，以压力容器汽腔事故处理策略中过冷裕度为例，对本发明进行说明：
1.确定事故处理策略中过冷裕度的定值名义值
主泵启动的过冷裕度条件经符合性分析计算为T1(℃)，该定值即为不考虑不确定度的定值名义值。
2.确认过冷裕度是事故处理策略的关键定值(关键定值需要考虑仪表不确定度)
该导则中过冷裕度值T1作为主泵启动的条件，是导则的关键定值。主泵是否启动会影响蒸汽空泡冷凝的效果，因此必须保证T1定值的准确性和有效性。需要对该值考虑不确定度影响。
3.计算安全壳正常工况下的过冷裕度不确定度和安全壳不利工况下过冷裕度不确定度
下面主要以安全壳不利工况为例进行计算说明。在安全壳正常工况下可以采取同样的计算方法。
1)热电偶测堆芯最高温度的误差分析
按照计算公式可以计算热电偶测温的总误差，得到仪表误差范围
可记为ε∈[-ε1,+ε1]。
2)一回路压力对应的饱和温度误差分析
一回路压力对应饱和温度的误差需将压力测量仪表误差考虑在内。
先对一回路压力值pi(i＝1,2,3,...,)考虑仪表误差△pi得到实际压力可能的波动范围p∈[pi-△pi,pi+△pi]，再对该压力范围对应计算出其饱和温度范围tpi∈[tpi-,tpi+]，进而计算得出饱和温度的误差范围εtpi∈[tpi--tpisat,tpi+-tpisat]。其中tpisat为一回路压力值pi所对应的饱和温度。令εtpi-＝tpi--tpisat，εtpi+＝tpi+-tpisat，则饱和温度的误差范围可化简为：
εtpi∈[εtpi-,εtpi+]
一回路压力在不同的压力定值下都对应有其饱和温度的误差范围。
3)过冷裕度不确定度计算分析
过冷裕度是堆芯最高温度与一回路压力对应饱和温度的差值，其不确定度的计算与堆芯温度误差范围及饱和温度误差范围相关。保守考虑，将堆芯温度误差范围最小值-ε1与某压力定值对应饱和温度误差范围最大值εtpi+做差可得该压力对应过冷裕度不确定度的最小值-ε1-εtpi+；而将堆芯温度误差范围最大值+ε1与该压力定值对应饱和温度误差范围最小值εtpi-做差可得该压力对应过冷裕度不确定度的最大值+ε1-εtpi-。因此可得在一回路压力值pi时对应的过冷裕度不确定度正负偏差范围为：
[-ε1-εtpi+，+ε1-εtpi-]
不同的一回路压力对应一组过冷裕度范围[-ε1-εtpi+，+ε1-εtpi-]，其中i＝1,2,3……。因此，在整个连续的压力测量范围内，可以得到过冷裕度正偏差上限值曲线f+(pi)＝+ε1-εtpi-(pi)以及负偏差上限值曲线f-(pi)＝-ε1-εtpi+(pi)。
4)综合考虑分段选取过冷裕度不确定度
根据上述对过冷裕度不确定度的具体计算分析，得到正偏差上限曲线以及负偏差上限曲线。为了对该过冷裕度不确定度进行统一包络性考虑，但又希望避免对某些压力范围内较小不确定度的过度影响，可采用分段思想，在不同的压力范围下保守考虑该压力范围内的过冷裕度不确定度。
分段方法的主要依据是对过冷裕度偏差曲线取导数并根据导数变化的分段来确定压力分段的范围，例如对f+(pi)函数以及f-(pi)函数的导数绝对值在(0，0.5)、[0.5，1]、(1，∞)之间进行分段划分使其有对应的压力区间，以及综合考虑核电厂基本运行工况的压力分界定值来确定过冷裕度不确定度的压力范围。最后选取压力区间(0，P1)、[P1，P2]、(P2，∞)内各自最保守过冷裕度不确定度作为该压力区间内的过冷裕度不确定度定值：
·压力在(0，P1)间，过冷裕度不确定度保守选取为：ε(P＜P1)+，ε(P＜P1)-
·压力在[P1，P2]间，过冷裕度不确定度保守选取为：
ε(P1≤P≤P2)+，ε(P1≤P≤P2)-
·压力在(P2，∞)间，过冷裕度不确定度保守选取为：ε(P＞P2)+，ε(P＞P2)-
4.对事故处理策略定值考虑过冷裕度不确定度的影响并进行事故处理策略的验证
上述步骤S3是针对安全壳不利工况下计算得到的过冷裕度不确定度。安全壳正常工况下的过冷裕度不确定度可以采用相同方法进行计算。在得到两种工况下的分段过冷裕度不确定度后，对压力容器汽腔事故处理策略适用的工况模式进行分析，得到该导则适用的压力范围处于区间(P2，∞)，因此只考虑该压力范围内的过冷裕度不确定度。且保守考虑其正偏差。
安全壳正常工况下：对名义值T1保守考虑应该叠加ε(P＞P2)+(安全壳正常工况下的过冷裕度不确定度)
安全壳不利工况下：对名义值T1保守考虑应该叠加ε(P＞P2)+(安全壳不利工况下的过冷裕度不确定度)
最后还应通过验证平台对事故处理策略进行全面验证，确认策略的有效性。如不能满足要求则同样返回步骤S3继续进行分析验证，直至最终满足要求。
本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例，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。

Claims (6)

1.一种压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法，用于对核电厂的事故处理策略中的堆芯的过冷裕度的定值进行分析，包括如下步骤：
步骤S1，确定事故处理策略中过冷裕度的定值名义值；
步骤S2，确认所述过冷裕度是所述事故处理策略的关键定值，所述关键定值需要考虑仪表不确定度，所述仪表不确定度是指仪表误差；
步骤S3，计算安全壳正常和不利工况下的过冷裕度不确定度，所述过冷裕度不确定度是指所述过冷裕度的误差；
步骤S4，对事故处理策略定值考虑所述过冷裕度不确定度的影响并进行事故处理策略的验证；
在所述步骤S3中，计算安全壳正常和不利工况下的所述过冷裕度不确定度包括：
热电偶测堆芯最高温度的误差分析；
一回路压力对应的饱和温度误差分析；
过冷裕度不确定度计算分析；
综合考虑分段选取过冷裕度不确定度；
在所述步骤S3的所述过冷裕度不确定度计算分析中，由于所述过冷裕度是堆芯最高温度与一回路压力对应饱和温度的差值，所述过冷裕度不确定度的计算与堆芯温度误差范围及饱和温度误差范围相关，将堆芯温度误差范围最小值与一回路压力的某压力定值对应饱和温度误差范围最大值做差可得该压力对应过冷裕度不确定度的最小值；而将堆芯温度误差范围最大值与该压力定值对应饱和温度误差范围最小值做差可得该压力对应过冷裕度不确定度的最大值；
不同压力定值的一回路压力对应一组过冷裕度范围在整个压力定值的测量范围内，可以得到所述过冷裕度的误差曲线，所述过冷裕度的误差曲线包括正偏差上限值曲线以及负偏差上限值曲线；
在所述步骤S3的所述过冷裕度不确定度计算分析中，采用分段方法，在不同的一回路的压力定值范围下保守考虑该压力范围内的过冷裕度不确定度；
所述分段方法的依据有两点：
第一点，所述过冷裕度的误差曲线随着一回路压力的变化而变化；对所述过冷裕度的误差曲线取导数，所述导数为过冷裕度不确定度导数；根据所述导数变化的分段进一步确定压力分段的范围；对所述过冷裕度不确定度导数的绝对值在(0，0.5)之间，[0.5，1]之间，(1，∞)之间进行分段划分，再确认其对应的压力范围分段；
第二点，结合核电厂基本运行工况的压力分界定值进行划分。
2.如权利要求1所述的压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法，其特征是：在所述步骤S1中，基于对相关事故处理策略的分析，根据所要完成的任务或者功能对所述过冷裕度设置相应定值，并通过符合性分析计算对设置的定值进行有效性分析，最终形成所述过冷裕度的定值名义值的数值。
3.如权利要求2所述的压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法，其特征是：在所述步骤S2中，所述关键定值是指对所述事故处理策略的执行有决定性的意义、会影响到所述事故处理策略的执行效果的定值，所述过冷裕度的定值用于事故诊断，决定所述事故处理策略的走向，能够作为所述事故处理策略的所述关键定值。
4.如权利要求1所述的压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法，其特征是，在所述步骤S3中，通过以下公式得到所述热电偶测堆芯最高温度的误差的范围：
ε为热电偶测温总误差，
εt为热电偶基本误差，
εc为热电偶冷端温度补偿误差，
εd为显示仪表误差。
5.如权利要求4所述的压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法，其特征是：在所述步骤S3中，所述一回路压力对应饱和温度误差需将压力测量仪表误差考虑在内，先对一回路压力值考虑仪表误差得到实际压力可能的波动范围，再对该实际压力的波动范围对应计算出其饱和温度范围，进而得到所述一回路压力对应饱和温度误差的范围；
一回路压力在不同的压力定值下都对应有不同的饱和温度误差的范围。
6.如权利要求1所述的压水堆核电厂事故工况下过冷裕度定值的分析方法，其特征是：在所述步骤S4中，对所述过冷裕度的定值名义值需要考虑安全壳正常工况下的所述过冷裕度不确定度和安全壳不利工况下的所述过冷裕度不确定度，并将安全壳正常工况下的所述过冷裕度不确定度和安全壳不利工况下的所述过冷裕度不确定度带入对所述过冷裕度的定值名义值的优化计算中，得到优化定值，最后通过对整体事故处理策略进行平台验证和确认来确保所述优化定值的合理性和有效性。
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