CN113470839A - 一种堆芯在线保护方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开一种堆芯在线保护方法，包括：步骤S1，获取现场实测数据以及预设的固定数据；步骤S2，根据所述现场实测数据和固定数据，计算获得局部参数数据；步骤S3，根据所述局部参数数据，计算得到堆芯各通道最小的偏离泡核沸腾比；步骤S4，在堆芯各通道最小的偏离泡核沸腾比中，选择第二小的偏离泡核沸腾比与预设的停堆保护定值进行比较，当第二小的偏离泡核沸腾比低于或等于所述预设的停堆保护定值时，触发紧急停堆信号。本发明通过在单通道基础上进行DNBR的修正计算，具备堆芯在线保护功能实时计算DNBR的要求；通过局部流速和焓值的修正，使DNBR计算结果接近子通道结果，相比单通道计算更加现实准确，提高了电厂的经济性。

Description

一种堆芯在线保护方法
技术领域
本发明涉及核电技术领域，具体涉及一种堆芯在线保护方法。
背景技术
BEACON在线监测系统主要用于堆芯参数的在线监测，而非保护功能，在时间上有很大的延迟。其堆芯偏离泡核沸腾比DNBR(Departure from Nucleate Boiling Ratio)计算由子通道程序计算，子通道程序详细计算堆芯各局部位置的温度、压力和含气率等参数，需要不断进行迭代最终得到堆芯DNBR。对于计算机而言每一时刻点都要进行复杂的迭代计算，工作量庞大而且增加计算处理的时间，不利于堆芯实时在线保护。
某些核电站中的DNBR保护是实时在线的保护功能，其DNBR计算为单通道基础上考虑一定不确定性。该DNBR单通道计算方法能够实现快速计算，但直接考虑不确定性的方式过于简单粗暴，可能会导致DNBR保护过于保守，不利于挖掘核电厂运行的经济性。
另一些压水反应堆堆芯DNBR监测报警装置其功能主要是监测，不具备保护系统的高可靠性要求，其装置中的算法是一种神经网络算法，目前还不具备高的可靠性和准确性，无法用于堆芯在线保护。
发明内容
本发明所要解决的技术问题在于，提供一种堆芯在线保护方法，以提高反应堆的安全性和经济性。
为了解决上述技术问题，本发明提供一种堆芯在线保护方法，包括：
步骤S1，获取现场实测数据以及预设的固定数据；
步骤S2，根据所述现场实测数据和固定数据，计算获得局部参数数据；
步骤S3，根据所述局部参数数据，计算得到堆芯各通道最小的偏离泡核沸腾比；
步骤S4，在堆芯各通道最小的偏离泡核沸腾比中，选择第二小的偏离泡核沸腾比与预设的停堆保护定值进行比较，当所述第二小的偏离泡核沸腾比低于或等于所述预设的停堆保护定值时，触发紧急停堆信号。
进一步地，所述现场实测数据包含以下随时间变化的数据：堆芯入口温度、入口质量流速、压力和功率分布。
进一步地，所述堆芯入口温度根据布置在冷管段处的温度测量仪表获得；所述入口质量流速根据反应堆冷却剂泵转速信号转化得到；所述压力根据布置于稳压器处的压力测量仪表获得；所述功率分布根据布置在堆芯仪表管测量通道中按等距离布置的自给能探测器信号重构得到。
进一步地，所述预设的固定数据是fQ质量流速修正曲线，fQ质量流速修正曲线根据一系列运行工况点由子通道程序计算并包络得到。
进一步地，所述步骤S2具体包括：
步骤S21，根据现场实测数据进行初始化计算，获得初始局部含气率XL，将该值在fQ修正曲线中进行插值获得对应的fQ质量流速修正系数，再计算修正的局部质量流速Qloc；
步骤S22，根据所述修正的局部质量流速Qloc，对轴向上各段的焓升进行修正；
步骤S23，根据分段焓升，计算得到各局部位置处的焓值；再计算得到轴向第i+1节点位置处的局部含气率XLi+1；
步骤S24，将轴向第i+1节点位置处的局部含气率XLi+1返回至所述步骤S21计算fQ质量流速修正系数，并对局部质量流速和局部焓值进行更新计算，直至迭代达到收敛。
进一步地，所述步骤S21中，计算修正的局部质量流速Qloc的方式为：
Qloc＝Qin/fQ
其中，Qloc为局部质量流速；Qin为通道入口质量流速；fQ为质量流速修正系数。
进一步地，所述步骤S22中，对轴向上各段的焓升进行修正的方式为：
Figure BDA0003164352660000021
其中，ΔHi第i段修正后的焓升；Qloci为轴向第i节点位置局部质量流速；Qloci+1为轴向第i+1节点位置局部质量流速；qi为轴向第i节点位置线功率密度；qi+1为轴向第i+1节点位置线功率密度；zi为轴向第i节点位置标高；zi+1为轴向第i+1节点位置标高。
进一步地，所述步骤S23中，按下式计算得到各局部位置处的焓值：
Figure BDA0003164352660000031
其中，Hin为堆芯入口焓；Hi+1为轴向第i+1节点位置处的焓值。
进一步地，所述步骤S23中，按下式计算得到轴向第i+1节点位置处的局部含气率XLi+1：
Figure BDA0003164352660000032
其中，XLi+1为轴向第i+1节点位置处的局部含气率；HV和HL分别为对应稳压器压力下的饱和蒸汽焓和饱和水焓。
进一步地，所述步骤S3具体包括：采用与子通道模型一致的CHF关系式，按下式计算各通道最小的偏离泡核沸腾比DNBR：
Figure BDA0003164352660000033
其中，q″CHF为临界热流密度；F为轴向热流不均匀修正系数；q′loc为实际热流密度，典型栅元和冷壁栅元的DNBR结果得到后取其中的较小值作为该通道最小的DNBR。
实施本发明实施例具有以下有益效果：本发明通过在单通道基础上进行DNBR的修正计算，具备堆芯在线保护功能实时计算DNBR的要求；本发明通过局部流速和焓值的修正，使DNBR计算结果接近子通道程序计算结果，相比单纯的单通道计算更加现实准确，提高了电厂的安全性和经济性。
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一些实施例，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，还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1为本发明实施例一种堆芯在线保护方法的流程示意图。
图2为本发明实施例中一种堆芯在线保护方法的具体流程示意图。
图3是本发明实施例中fQ质量流速修正曲线示意图。
图4是本发明实施例中DNBR计算结果对比示意图。
具体实施方式
以下各实施例的说明是参考附图，用以示例本发明可以用以实施的特定实施例。
堆芯偏离泡核沸腾比DNBR是评价堆芯安全的重要指标，反应堆运行过程中DNBR值一旦低于某一限值则表示堆芯传热将发生恶化，DNBR继续降低有可能导致燃料棒包壳因温度过高而导致损毁。因此，如果反应堆能实时准确地计算堆芯DNBR，并在达到某一定值后进行相应的缓减措施，比如紧急停堆等，将极大提高反应堆运行的安全性能。
请参照图1所示，本发明实施例提供一种堆芯在线保护方法，包括：
步骤S1，获取现场实测数据以及预设的固定数据；
步骤S2，根据所述现场实测数据和固定数据，计算获得局部参数数据；
步骤S3，根据所述局部参数数据，计算得到堆芯各通道最小的偏离泡核沸腾比；
步骤S4，在堆芯各通道最小的偏离泡核沸腾比中，选择第二小的偏离泡核沸腾比与预设的停堆保护定值进行比较，当所述第二小的偏离泡核沸腾比低于或等于所述预设的停堆保护定值时，触发紧急停堆信号。
具体地，请同时结合图2所示，本实施例步骤S1涉及现场实测数据以及预设的固定数据，其中现场实测数据包含以下随时间变化的数据：
堆芯入口温度：根据布置在冷管段处的温度测量仪表获得；
入口质量流速：根据反应堆冷却剂泵转速信号转化得到质量流速信号；
压力：根据布置于稳压器处的压力测量仪表获得；
功率分布：根据布置在堆芯仪表管测量通道中按等距离布置的7个自给能探测器信号重构得到该通道的轴向功率分布，不同的反应堆通道数不一样，本实施例以整个堆芯中有42个通道为例。
本实施例中，固定数据是fQ质量流速修正曲线。如图3所示，fQ质量流速修正曲线根据一系列运行工况点由子通道程序计算并包络得到：子通道程序计算一系列工况点，根据这些工况点的计算结果统计出fQ质量流速修正系数和局部含气率XL(XL参数是子通道程序计算时最小DNBR位置对应的局部含气率，从子通道程序计算结果中提取)的规律并得到一条包络线。计算工况范围如图3所示，可以理解的是，这一系列计算工况是指考虑堆芯功率、堆芯入口温度、压力和流量四个参数不同的组合得到的一系列计算工况。对计算的一系列工况点，提取最小DNBR处的局部含气率(XL)，以及入口质量流速与局部质量流速的比值，将所有工况点画在XY坐标中，向上取一条包络线fQ，应用时在DNBR模型中输入8个点即可。需要说明的是，局部指对轴向高度划分网格，对应每一个网格节点；横坐标是局部含气率XL，纵坐标为入口质量流速与局部质量流速的比值；“向上”指向上偏移一定距离，考虑一定的裕量；8个点指得到包络线通过8个点来表征。
基于现场实际测量信号转化得到的堆芯入口温度、入口质量流速、压力和功率分布等四个参数作为输入进行计算，得到堆芯各通道不同轴向高度的局部参数数据，再通过临界热流密度CHF(Critical Heat Flux)关系式计算DNBR。本实施例不考虑轴向压力损失，也不考虑与子通道模型在轴向压力分布上的差异。对局部质量流速和焓值进行修正使得DNBR计算结果接近通过子通道程序计算的结果。DNBR详细计算步骤如下：
步骤S21，局部质量流速修正：
首先根据现场实测数据进行初始化计算，获得局部含气率XL，将该值在fQ修正曲线中进行插值获得对应的fQ质量流速修正系数，再按下式计算修正的局部质量流速Qloc：
Qloc＝Qin/fQ (1)
其中，Qloc为局部质量流速；Qin为通道入口质量流速；fQ为质量流速修正系数。
步骤S22，热通道焓升修正：
基于各局部位置质量流速(Qloc)的变化，按下式对轴向上各段的焓升进行修正：
Figure BDA0003164352660000051
其中，ΔHi第i段修正后的焓升，i＝1～40；Qloci为轴向第i节点位置局部质量流速；Qloci+1为轴向第i+1节点位置局部质量流速；qi为轴向第i节点位置线功率密度；qi+1为轴向第i+1节点位置线功率密度；zi为轴向第i节点位置标高；zi+1为轴向第i+1节点位置标高。
步骤S23，局部位置处的焓值和局部含气率计算：
根据分段焓升，按下式可以得到各局部位置处的焓值：
Figure BDA0003164352660000061
其中，Hin为堆芯入口焓；Hi+1为轴向第i+1节点位置处的焓值。
局部含气率计算如下：
Figure BDA0003164352660000062
其中，XLi+1为轴向第i+1节点位置处的局部含气率；HV和HL分别为对应稳压器压力下的饱和蒸汽焓和饱和水焓。可以理解的是，如果轴向第i+1节点是最后一个节点，则该位置处计算的为出口含气率。
步骤S24，局部参数迭代计算：
根据公式(4)计算的局部含气率返回到步骤S21计算fQ质量流速修正系数，并对局部质量流速和局部焓值进行更新计算，以获得更为精确的局部参数，通常迭代5次即可达到收敛。可以理解的是，本次计算的出口含气率与上一步计算的出口含气率的差小于10-4，即认为迭代收敛。
在获得轴向各位置局部含气率、质量流速、焓值等局部参数后，步骤S3即可进行DNBR计算。修正DNBR计算采用与子通道模型一致的CHF关系式，最小DNBR计算如下：
Figure BDA0003164352660000063
其中，q″CHF为临界热流密度，可由获得的轴向各位置局部含气率、质量流速、焓值等局部参数计算而得；F为轴向热流不均匀修正系数；q′loc为实际热流密度，可由前述现场实测数据(堆芯入口温度、入口质量流速、压力和功率分布)计算而得。典型栅元和冷壁栅元加热周长不同，需分别计算。典型栅元和冷壁栅元DNBR结果得到后取其中的较小值作为该通道最小DNBR。
步骤S4在通过计算得到堆芯42个通道的最小DNBR结果中，筛选其中的第二小的DNBR结果与预设的停堆保护定值进行比较，当第二小的DNBR结果低于或等于预设的停堆保护定值时，则触发紧急停堆信号。在该信号传递至反应堆保护系统后，实施自动紧急停堆操作，停堆控制棒下落至堆芯底部，达到保护堆芯安全的目的。需要说明的是，本实施例是综合考虑保守性和经济性，选择各通道的最小DNBR结果中的第二小的DNBR结果与预设的停堆保护定值进行比较。
再请参照图4所示，通过5个计算工况的对比分析可以看出，本实施例DNBR修正算法计算效果(图4中典型栅元和冷壁栅元数据)比子通道结果更为保守(对DNBR而言，保护系统中计算值小表明是保守的)，而且比单通道结果更加接近子通道程序计算结果，因此在满足保守性的条件下，DNBR计算结果更为现实，对反应堆运行而言具有更好的经济性。
通过以上实施例的描述可知，本发明实施例的有益效果在于：本发明通过在单通道基础上进行DNBR的修正计算，具备堆芯在线保护功能实时计算DNBR的要求；本发明通过局部流速和焓值的修正，使DNBR计算结果接近子通道程序计算结果，相比单纯的单通道计算更加现实准确，提高了电厂的安全性和经济性。
以上所揭露的仅为本发明较佳实施例而已，当然不能以此来限定本发明之权利范围，因此依本发明权利要求所作的等同变化，仍属本发明所涵盖的范围。

Claims (10)

1.一种堆芯在线保护方法，其特征在于，包括：
步骤S1，获取现场实测数据以及预设的固定数据；
步骤S2，根据所述现场实测数据和固定数据，计算获得局部参数数据；
步骤S3，根据所述局部参数数据，计算得到堆芯各通道最小的偏离泡核沸腾比；
步骤S4，在堆芯各通道最小的偏离泡核沸腾比中，选择第二小的偏离泡核沸腾比与预设的停堆保护定值进行比较，当所述第二小的偏离泡核沸腾比低于或等于所述预设的停堆保护定值时，触发紧急停堆信号。
2.根据权利要求1所述的堆芯在线保护方法，其特征在于，所述现场实测数据包含以下随时间变化的数据：堆芯入口温度、入口质量流速、压力和功率分布。
3.根据权利要求2所述的堆芯在线保护方法，其特征在于，所述堆芯入口温度根据布置在冷管段处的温度测量仪表获得；所述入口质量流速根据反应堆冷却剂泵转速信号转化得到；所述压力根据布置于稳压器处的压力测量仪表获得；所述功率分布根据布置在堆芯仪表管测量通道中按等距离布置的自给能探测器信号重构得到。
4.根据权利要求1所述的堆芯在线保护方法，其特征在于，所述预设的固定数据是fQ质量流速修正曲线，fQ质量流速修正曲线根据一系列运行工况点由子通道程序计算并包络得到。
5.根据权利要求4所述的堆芯在线保护方法，其特征在于，所述步骤S2具体包括：
步骤S21，根据现场实测数据进行初始化计算，获得初始局部含气率XL，将该值在fQ修正曲线中进行插值获得对应的fQ质量流速修正系数，再计算修正的局部质量流速Qloc；
步骤S22，根据所述修正的局部质量流速Qloc，对轴向上各段的焓升进行修正；
步骤S23，根据分段焓升，计算得到各局部位置处的焓值；再计算得到轴向第i+1节点位置处的局部含气率XLi+1；
步骤S24，将轴向第i+1节点位置处的局部含气率XLi+1返回至所述步骤S21计算fQ质量流速修正系数，并对局部质量流速和局部焓值进行更新计算，直至迭代达到收敛。
6.根据权利要求5所述的堆芯在线保护方法，其特征在于，所述步骤S21中，计算修正的局部质量流速Qloc的方式为：
Qloc＝Qin/fQ
其中，Qloc为局部质量流速；Qin为通道入口质量流速；fQ为质量流速修正系数。
7.根据权利要求5所述的堆芯在线保护方法，其特征在于，所述步骤S22中，对轴向上各段的焓升进行修正的方式为：
Figure FDA0003164352650000021
其中，ΔHi第i段修正后的焓升；Qloci为轴向第i节点位置局部质量流速；Qloci+1为轴向第i+1节点位置局部质量流速；qi为轴向第i节点位置线功率密度；qi+1为轴向第i+1节点位置线功率密度；zi为轴向第i节点位置标高；zi+1为轴向第i+1节点位置标高。
8.根据权利要求5所述的堆芯在线保护方法，其特征在于，所述步骤S23中，按下式计算得到各局部位置处的焓值：
Figure FDA0003164352650000022
其中，Hin为堆芯入口焓；Hi+1为轴向第i+1节点位置处的焓值。
9.根据权利要求8所述的堆芯在线保护方法，其特征在于，所述步骤S23中，按下式计算得到轴向第i+1节点位置处的局部含气率XLi+1：
Figure FDA0003164352650000023
其中，XLi+1为轴向第i+1节点位置处的局部含气率；HV和HL分别为对应稳压器压力下的饱和蒸汽焓和饱和水焓。
10.根据权利要求5所述的堆芯在线保护方法，其特征在于，所述步骤S3具体包括：采用与子通道模型一致的CHF关系式，按下式计算各通道最小的偏离泡核沸腾比DNBR：
Figure FDA0003164352650000031
其中，q″CHF为临界热流密度；F为轴向热流不均匀修正系数；q′loc为实际热流密度，典型栅元和冷壁栅元的DNBR结果得到后取其中的较小值作为该通道最小的DNBR。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2023159938A1 (zh) * 2022-02-22 2023-08-31 中广核研究院有限公司 反应堆在线保护方法、系统及可读存储介质

Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA1083268A (en) * 1977-07-27 1980-08-05 Herbert N. Klingbeil Power measurement system with dynamic correction
US5141710A (en) * 1991-06-24 1992-08-25 General Electric Company Reactivity modulation of a boiling water reactor to stabilize thermal-hydraulic instabilities
CN1153573A (zh) * 1994-07-21 1997-07-02 西屋电气公司 根据堆芯外检测器电流来准确计算pwr功率的方法和系统
JPH1010275A (ja) * 1996-06-25 1998-01-16 Toshiba Corp 炉心性能計算装置
KR20040099884A (ko) * 2003-05-20 2004-12-02 한국원자력연구소 통합형 실시간 원자로 열적 보호시스템
JP2008232879A (ja) * 2007-03-22 2008-10-02 Toshiba Corp 炉心冷却材流量計測装置および炉心冷却材流量計測方法
US20090168946A1 (en) * 2008-01-02 2009-07-02 Yang-Kai Chiu Thermal limit analysis with hot-channel model for boiling water reactors
US20170082326A1 (en) * 2015-09-17 2017-03-23 Timothy S. Fisher Devices, systems, and methods for the rapid transient cooling of pulsed heat sources
JP2018081006A (ja) * 2016-11-16 2018-05-24 三菱重工業株式会社 原子力プラントの評価システム及び方法
CN110322976A (zh) * 2019-08-06 2019-10-11 中国核动力研究设计院 一种用于反应堆lpd和dnbr在线保护和监测的实现方法
CN110633454A (zh) * 2019-09-19 2019-12-31 中国核动力研究设计院 一种基于修正法的chf关系式dnbr限值统计学确定方法
CN111291307A (zh) * 2020-02-25 2020-06-16 中广核研究院有限公司 一种核电厂落棒事故分析方法及装置

Patent Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA1083268A (en) * 1977-07-27 1980-08-05 Herbert N. Klingbeil Power measurement system with dynamic correction
US5141710A (en) * 1991-06-24 1992-08-25 General Electric Company Reactivity modulation of a boiling water reactor to stabilize thermal-hydraulic instabilities
CN1153573A (zh) * 1994-07-21 1997-07-02 西屋电气公司 根据堆芯外检测器电流来准确计算pwr功率的方法和系统
JPH1010275A (ja) * 1996-06-25 1998-01-16 Toshiba Corp 炉心性能計算装置
KR20040099884A (ko) * 2003-05-20 2004-12-02 한국원자력연구소 통합형 실시간 원자로 열적 보호시스템
JP2008232879A (ja) * 2007-03-22 2008-10-02 Toshiba Corp 炉心冷却材流量計測装置および炉心冷却材流量計測方法
US20090168946A1 (en) * 2008-01-02 2009-07-02 Yang-Kai Chiu Thermal limit analysis with hot-channel model for boiling water reactors
US20170082326A1 (en) * 2015-09-17 2017-03-23 Timothy S. Fisher Devices, systems, and methods for the rapid transient cooling of pulsed heat sources
JP2018081006A (ja) * 2016-11-16 2018-05-24 三菱重工業株式会社 原子力プラントの評価システム及び方法
CN110322976A (zh) * 2019-08-06 2019-10-11 中国核动力研究设计院 一种用于反应堆lpd和dnbr在线保护和监测的实现方法
CN110633454A (zh) * 2019-09-19 2019-12-31 中国核动力研究设计院 一种基于修正法的chf关系式dnbr限值统计学确定方法
CN111291307A (zh) * 2020-02-25 2020-06-16 中广核研究院有限公司 一种核电厂落棒事故分析方法及装置

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2023159938A1 (zh) * 2022-02-22 2023-08-31 中广核研究院有限公司 反应堆在线保护方法、系统及可读存储介质

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