CN114420329A - 一种测量核反应堆燃料温度的方法 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及核反应堆燃料温度测定领域，公开了一种测量核反应堆燃料温度的方法，包括：S1：通过气体收集装置收集核反应堆产生的裂变气体，S2：通过压力和温度传感器检测裂变气体的压力值和温度值，S3：通过压力值及温度值计算得到相应的燃料温度，本发明提供一种测量核反应堆燃料温度的方法，通过裂变气体收集装置收集燃料排出的裂变气体并利用金属燃料裂变气体释放量与燃料温度变化之间在特有温度区间敏感的关联性，将金属燃料裂变气体的压力与燃料的温度进行对应，从而将难以实现的燃料温度测量转化为容易实现的裂变气体压力测量。
Description
技术领域
本发明涉及核反应堆燃料温度测定领域，特别涉及一种测量核反应堆燃料温度的方法。
背景技术
核能是利用核反应来产生能量的一种绿色清洁能源，其二氧化碳排放量几乎为零，利用核能可以有效的避免环境污染和温室效应，因此，发展核能是我国能源结构的转型的一大重要举措。核能发展同样受限于铀资源储量以及水堆对铀资源的大量需求，为了实现核能的可持续发展，探索新一代核电技术、进行技术革新已成为当前核能行业的重要任务。在高效发展核电的背景下，我国依据世界范围内的经验和自身国情，提出了热堆、快堆、聚变堆“三步走”的发展战略。其中，快堆作为过渡堆型，是现时代主要的研究对象。快中子堆在运行时，会进行可裂变核素转至易裂变核素的转化过程，增加对核燃料资源的利用率，可将目前热堆对铀资源的利用率从1％提高到60％以上，同时还可以对热堆运行产生的长寿命放射性废物进行嬗变，大大减少放射性废物。快堆燃料种类较多，包含金属燃料、氧化物燃料、碳化物燃料和氮化物燃料等，其中金属燃料具有更强的中子增殖性、更高的安全性能，生产工艺要求相对较低，中国政府计划将金属燃料作为未来中国示范增殖快堆(Commercial Demonstration Fast Reactor，CDFBR)的装载燃料，具有较好的发展前景。
在反应堆的利用当中，一个长期没有得到解决的问题就是燃料温度的测定。燃料温度的限制，尤其是瞬态运行时温度不超过安全限值，是保证燃料不发生烧毁或熔化的定量准则之一，而温度限值在核反应堆的安全分析中是一个重要的参数。而在反应堆中，由于燃料处于高裂变率、高温的情况下，常规的热电偶根本无法运行，因此燃料棒温度的确定也就成为了燃料发明领域的一个难题。在正常运行情况下，可以通过冷却剂的进出口温度估算出燃料的温度，但是在瞬态运行情况下，冷却剂的温度变化比较缓慢，通过冷却剂进出口温度估算燃料棒温度的方法具有较长的延迟时间，误差也特别大。
而对于金属燃料而言，其特有的裂变气体释放温度依赖性就可以为核反应堆燃料瞬态温度的测定提供一个解决方法。核燃料在发生裂变反应时，燃料会产生大量的裂变产物，裂变产物当中的惰性气体，由于它们在燃料基体当中的溶解度非常低，会以气体形式存在于燃料基质当中，这些气体会不断的聚集，造成燃料的肿胀，同时，裂变气体也会通过扩散到达晶界处，并在晶界处形成通孔，向外界释放。而裂变气体的释放和温度具有较大的关联性，利用这一点，就可以通过确定裂变气体的量来获得燃料的温度，对于金属燃料裂变气体释放量和温度的关联性，可以通过速率理论模型来获得。
在针对高燃耗金属燃料装载的反应堆进行发明时，由于裂变气体释放量很大，需要将裂变气体进行释放。裂变气体如果释放至一回路则其放射性会对一回路系统产生污染，未反应堆运行维护造成较大的经济和安全性负担。因此，有必要将裂变气体进行专门的收集，进而可以通过获得裂变气体的压力来反推燃料所处于的温度状态。由于金属燃料本身的裂变气体释放量较高，通过排气装置将裂变气体释放到这一收集装置中，使用压力和温度传感器测量释放的裂变气体的压力和温度，通过金属燃料裂变气体释放与温度在特定温度区间特有的敏感关析即可反推得到燃料瞬态运行时的即时温度。
发明内容
本发明提供一种测量核反应堆燃料温度的方法，通过裂变气体收集装置收集燃料排出的裂变气体，并利用金属燃料裂变气体释放量与燃料温度变化之间在特有温度区间敏感的关联性，将金属燃料裂变气体的压力与燃料的温度进行对应，从而将难以实现的燃料温度测量转化为容易实现的裂变气体压力及温度测量。
本发明提供了一种测量核反应堆燃料温度的方法，包括：
S1：通过气体收集装置收集核反应堆产生的裂变气体；
S2：通过压力和温度传感器检测裂变气体的压力值和温度值；
S3：通过压力值及温度值计算得到相应的燃料温度。
可选的，S3具体为：
S31：通过理想气体状态方程PV＝nRT，得到裂变气体产生的总量n1，其中，P为压力和温度传感器检测到的裂变气体的压力值，V为气体收集装置的体积，R为裂变气体的气体普适常数，T为裂变气体的热力学温度，裂变气体的热力学温度通过压力和温度传感器进行实时测量；
S32：通过速率理论模型计算得到某一对应时刻不同温度下产生的裂变气体释放总量n2，通过将测量气压计算出的n1与速率理论计算获得的n2进行比对，当两者相等时，获得燃料此时所处的温度。
可选的，S1中具体为将气体收集装置与核反应堆的燃料原件连接，气体收集装置用于收集燃料原件产生的裂变气体。
可选的，S2中具体为在气体收集装置的顶部内侧设置压力和温度传感器，以检测裂变气体的压力值和温度值。
可选的，压力和温度传感器为多个。
可选的，压力和温度传感器的外周包裹有屏蔽层，屏蔽层上具有开孔。
可选的，屏蔽层为硼钢材料制成。
可选的，气体收集装置及燃料原件均包裹于安全壳内部。
可选的，燃料组件包括多根燃料棒，燃料棒连接有排气系统，排气系统与气体收集装置通过管路连接。
与现有技术相比，本发明的有益效果在于：本发明通过设置在压力容器上部的气体收集装置能够收集金属燃料释放的裂变气体，再通过压力和温度传感器检测裂变气体产生的压力和温度，结合理想气体状态方程，就可以实时得到裂变气体产生的量，再通过经典的速率理论模型计算不同温度对应的裂变气体产生量，最终通过人工智能算法反推计算，即可获得实时的燃料温度。应用本发明方法相较于传统的温度估算方式，准确性更高，时效性更好。
附图说明
图1为本发明实施例提供的一种测量核反应堆燃料温度的方法的结构示意图；
图2为本发明实施例提供的裂变气体释放率随温度的变化图。
具体实施方式
下面结合附图，对本发明的一个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。
在本发明的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“纵向”、“横向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”、“轴向”、“径向”、“周向”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明的技术方案和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。
在反应堆的利用当中，一个长期没有得到解决的问题就是燃料温度的测定。燃料温度的限制，尤其是瞬态运行时温度不超过安全限值，是保证燃料不发生烧毁或熔化的定量准则之一，而温度限值在核反应堆的安全分析中是一个重要的参数。而在反应堆中，由于燃料处于高裂变率、高温的情况下，常规的热电偶根本无法运行，因此燃料棒温度的确定也就成为了燃料设计领域的一个难题。在正常运行情况下，可以通过冷却剂的进出口温度估算出燃料的温度，但是在瞬态运行情况下，冷却剂的温度变化比较缓慢，通过冷却剂进出口温度估算燃料棒温度的方法具有较长的延迟时间，误差也特别大。
而对于金属燃料而言，其特有的裂变气体释放温度依赖性就可以为核反应堆燃料瞬态温度的测定提供一个解决方法。核燃料在发生裂变反应时，燃料会产生大量的裂变产物，裂变产物当中的稀有气体，由于它们在燃料基体当中的溶解度非常低，会以气体形式存在于燃料基质当中，这些气体会不断的聚集，造成燃料的肿胀，同时，裂变气体也会通过扩散到达晶界处，并在晶界处形成通孔，向外界释放。而裂变气体的释放和温度具有较大的关联性，利用这一点，就可以通过确定裂变气体的量来获得燃料的温度，对于金属燃料裂变气体释放量和温度的关联性，可以通过速率理论模型来获得。
在针对高燃耗金属燃料装载的反应堆进行设计时，由于裂变气体释放量很大，需要将裂变气体进行释放。裂变气体如果释放至一回路则其放射性会对一回路系统产生污染，未反应堆运行维护造成较大的经济和安全性负担。因此，有必要将裂变气体进行专门的收集，进而可以通过获得裂变气体的压力来反推燃料所处于的温度状态。由于金属燃料本身的裂变气体释放量较高，通过排气装置将裂变气体释放到这一收集装置中，使用压力和温度传感器测量释放的裂变气体的压力和温度，通过金属燃料裂变气体释放与温度在特定温度区间特有的敏感关析即可反推得到燃料瞬态运行时的即时温度。
为解决上述技术问题，本发明提供一种测量核反应堆燃料温度的方法，可获得实时的燃料温度，以下将结合附图对本发明实施例中的技术方案进行详细说明，其中，图1为本发明实施例提供的一种测量核反应堆燃料温度的装置的结构示意图，图2为本发明实施例提供的裂变气体释放量随温度的变化图。
如图1-2所示，本发明实施例提供的一种测量核反应堆燃料温度的方法，包括：
S1：通过气体收集装置1收集核反应堆产生的裂变气体；
S2：通过压力和温度传感器3检测裂变气体的压力值和温度值；
S3：通过压力值及温度值计算得到相应的燃料温度，具体步骤为：
S31：通过理想气体状态方程PV＝nRT，得到裂变气体产生的总量n1，其中，P为压力和温度传感器3检测到的裂变气体的压力值，V为气体收集装置1的体积，R为裂变气体的气体普适常数，T为裂变气体的热力学温度，裂变气体的热力学温度通过压力和温度传感器进行实时测量；
S32：通过速率理论模型计算得到某一对应时刻不同温度下产生的裂变气体释放总量n2，通过将测量气压计算出的n1与速率理论计算获得的n2进行比对，当两者相等时，获得燃料此时所处的温度。
可选的，S1中具体为将气体收集装置1与核反应堆的燃料原件连接，气体收集装置1用于收集燃料原件产生的裂变气体。
可选的，S2中具体为在气体收集装置1的顶部内侧设置压力和温度传感器3，以检测裂变气体的压力值和温度值。
可选的，压力和温度传感器3为多个，多个压力和温度传感器3主要是备用，如果一个失效了，还有其他的数据可用，如果一个的读数和其他都不一样说明它故障了，进而可以保证检测数据的准确性。
可选的，压力和温度传感器3的外周包裹有屏蔽层4，屏蔽层4上具有开孔，屏蔽层4可以隔绝裂变中子对于压力和温度传感器3测量结果的影响，屏蔽层4开孔可以收集气体收集装置1上部容纳的裂变气体。
可选的，屏蔽层4为硼钢材料制成。
可选的，气体收集装置1及燃料原件均包裹于安全壳6内部。
可选的，燃料组件包括多根燃料棒5，燃料棒5连接有排气系统，排气系统与气体收集装置1通过管路7连接。
使用方法及工作原理：
现有的数据表明，裂变气体释放量和金属燃料的温度有很大的相关性，不同温度对应着不同的裂变气体释放量，而在某一个固定时刻的裂变气体释放量可以通过已有的速率理论模型得到。同时，快中子堆瞬态工况下堆芯的功率均匀性相对较好，堆芯燃料组件温度相对展平，可以根据这种稳定的温度分布来确定最高温度与最低温度的差别。同时，金属燃料中的裂变气体释放在特定温度区间，即550℃-650℃，对温度变化具有很高的敏感度。这样，借助速率理论模型、人工智能的反算算法和裂变气体收集装置及压力和温度传感器，就可以对燃料温度进行较为准确的估计，在金属燃料在稳态低于相变温度运行而瞬态运行中于610℃-630℃产生相变时，大量裂变气体也会出现释放，因此针对金属燃料相变引入的裂变气体释放突增则更容易被压力和温度传感器探测到。
燃料组件包含多根燃料棒，燃料棒设计有排气系统，产生的裂变气体通过管路可以释放到气体收集装置中，裂变气体会聚集在气体收集装置中，气体收集装置上部设置有压力和温度传感器，压力和温度传感器使用屏蔽材料包裹，隔绝裂变中子对于压力和温度传感器测量结果的影响，屏蔽层开孔以收集压力容器上部容纳的裂变气体，获得金属燃料释放的裂变气体产生的压力，再结合理想气体状态方程PV＝nRT，即可得到裂变气体产生的总量n1。而通过速率理论模型可以计算得到某一对应时刻不同温度下产生的裂变气体释放总量n2，通过将两者进行比对，就可以较为准确的获得燃料此时所处的温度。由于气体收集装置收集的是所有燃料棒释放的裂变气体，而燃料棒之间存在着温度差异，虽然该温度差异不大，但因为这些差异的存在使得建立总气体释放量与所有燃料棒温度之间唯一对应的关系成为不可能，因此，需要建立全堆芯裂变气体释放行为数据库，进而采用人工智能算法反推获得堆芯燃料棒的温度分布。
在本发明中，借助设置在裂变气体收集装置上部且使用屏蔽材料包裹的多个压力和温度传感器，我们可以得到在不同时刻金属燃料释放的裂变气体产生的压力。
在本发明中，一个值得关注的问题就是裂变气体释放量与温度之间关联性的计算。本发明计划采用长期用于裂变气体释放计算的速率理论模型作为计算裂变气体释放量的工具，借助速率理论模型，我们就可以得到如图2的裂变气体释放率与温度的关联性图，而裂变气体释放量等于气体产生量与释放率的乘积，不难看出，不同温度下的裂变气体释放量存在较大的差异，尤其是在燃料瞬态运行的温度区间，裂变气体释放与温度呈现很敏感的对应关系。利用好这一点，就可以较为准确的估算出燃料棒的温度。
以上公开的仅为本发明的几个具体实施例，但是，本发明实施例并非局限于此，任何本领域的技术人员能思之的变化都应落入本发明的保护范围。
Claims (9)
1.一种测量核反应堆燃料温度的方法，其特征在于，包括：
S1：通过气体收集装置(1)收集核反应堆产生的裂变气体；
S2：通过压力和温度传感器(3)检测所述裂变气体的压力值和温度值；
S3：通过所述压力值及温度值计算得到相应的燃料温度。
2.如权利要求1所述的测量核反应堆燃料温度的方法，其特征在于，所述S3具体为：
S31：通过理想气体状态方程PV＝nRT，得到裂变气体产生的总量n1，其中，P为所述压力和温度传感器(3)检测到的所述裂变气体的压力值，V为所述气体收集装置(1)的体积，R为所述裂变气体的气体普适常数，T为所述裂变气体的热力学温度，所述裂变气体的热力学温度通过所述压力和温度传感器进行实时测量；
S32：通过速率理论模型计算得到某一对应时刻不同温度下产生的裂变气体释放总量n2，通过将测量气压计算出的n1与速率理论计算获得的n2进行比对，当两者相等时，获得燃料此时所处的温度。
3.如权利要求1所述的测量核反应堆燃料温度的方法，其特征在于，所述S1中具体为将所述气体收集装置(1)与核反应堆的燃料原件连接，所述气体收集装置(1)用于收集所述燃料原件产生的裂变气体。
4.如权利要求1所述的测量核反应堆燃料温度的方法，其特征在于，所述S2中具体为在所述气体收集装置(1)的顶部内侧设置所述压力和温度传感器(3)，以检测所述裂变气体的压力值和温度值。
5.如权利要求4所述的测量核反应堆燃料温度的方法，其特征在于，所述压力和温度传感器(3)为多个。
6.如权利要求4或5所述的测量核反应堆燃料温度的方法，其特征在于，所述压力和温度传感器(3)的外周包裹有屏蔽层(4)，所述屏蔽层(4)上具有开孔。
7.如权利要求6所述的测量核反应堆燃料温度的方法，其特征在于，所述屏蔽层(4)为硼钢材料制成。
8.如权利要求3所述的一种测量核反应堆燃料温度的方法，其特征在于，所述气体收集装置(1)及燃料原件均包裹于安全壳(6)内部。
9.如权利要求3所述的一种测量核反应堆燃料温度的方法，其特征在于，所述燃料组件包括多根燃料棒(5)，所述燃料棒(5)连接有排气系统，所述排气系统与所述气体收集装置(1)通过管路(7)连接。
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Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN117079848B (zh) * | 2023-10-17 | 2023-12-19 | 四川大学 | 一种核电厂一回路最优测温点的选择方法 |
Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3432388A (en) * | 1967-06-09 | 1969-03-11 | Atomic Energy Commission | Nuclear reactor system with fission gas removal |
| US4859076A (en) * | 1987-06-05 | 1989-08-22 | Westinghouse Electric Corp. | Differential temperature sensors |
| RU94030041A (ru) * | 1994-08-09 | 1996-08-10 | Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им. С.П.Королева | Способ определения максимальной температуры окисного топлива в сердечнике вентилируемого твэла термоэмиссионного элемента |
| US20090323881A1 (en) * | 2003-02-25 | 2009-12-31 | Dauvergne Hector A | Reactor geometry and dry confinement for a nuclear reactor enabling the racquetball effect of neutron conservation dry confinement to be supported by the four-factor and six-factor formula |
| US20100266087A1 (en) * | 2009-04-16 | 2010-10-21 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system |
| US20110110477A1 (en) * | 2009-11-06 | 2011-05-12 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| CN204242607U (zh) * | 2014-12-03 | 2015-04-01 | 中国核动力研究设计院 | 具有排放气体暂存功能的安全壳排放系统 |
| CN102598150B (zh) * | 2009-08-28 | 2015-04-01 | 泰拉能源有限责任公司 | 透气式核裂变燃料模块系统 |
| US20180174695A1 (en) * | 2016-12-15 | 2018-06-21 | Westinghouse Electric Company, Llc | Integration of real-time measurements and atomistic modeling to license nuclear components |
| CN112380719A (zh) * | 2020-11-23 | 2021-02-19 | 中国科学技术大学 | 一种快堆边界下的裂变气体释放的数值确定方法 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US10643754B2 (en) * | 2016-03-14 | 2020-05-05 | Ultra Safe Nuclear Corporation | Passive reactivity control of nuclear thermal propulsion reactors |
-
2022
- 2022-01-18 CN CN202210065314.4A patent/CN114420329B/zh active Active
- 2022-05-16 US US17/745,597 patent/US20230230715A1/en active Pending
Patent Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3432388A (en) * | 1967-06-09 | 1969-03-11 | Atomic Energy Commission | Nuclear reactor system with fission gas removal |
| US4859076A (en) * | 1987-06-05 | 1989-08-22 | Westinghouse Electric Corp. | Differential temperature sensors |
| RU94030041A (ru) * | 1994-08-09 | 1996-08-10 | Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им. С.П.Королева | Способ определения максимальной температуры окисного топлива в сердечнике вентилируемого твэла термоэмиссионного элемента |
| US20090323881A1 (en) * | 2003-02-25 | 2009-12-31 | Dauvergne Hector A | Reactor geometry and dry confinement for a nuclear reactor enabling the racquetball effect of neutron conservation dry confinement to be supported by the four-factor and six-factor formula |
| US20100266087A1 (en) * | 2009-04-16 | 2010-10-21 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission reactor, flow control assembly, methods therefor and a flow control assembly system |
| CN102598150B (zh) * | 2009-08-28 | 2015-04-01 | 泰拉能源有限责任公司 | 透气式核裂变燃料模块系统 |
| US20110110477A1 (en) * | 2009-11-06 | 2011-05-12 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor |
| CN204242607U (zh) * | 2014-12-03 | 2015-04-01 | 中国核动力研究设计院 | 具有排放气体暂存功能的安全壳排放系统 |
| US20180174695A1 (en) * | 2016-12-15 | 2018-06-21 | Westinghouse Electric Company, Llc | Integration of real-time measurements and atomistic modeling to license nuclear components |
| CN112380719A (zh) * | 2020-11-23 | 2021-02-19 | 中国科学技术大学 | 一种快堆边界下的裂变气体释放的数值确定方法 |
Non-Patent Citations (8)
| Title |
|---|
| CHAN BOCK LEE, DAE HO KIM, YOUN HO JUNG: "Fission gas release and swelling model of metallic fast reactor fuel", 《JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS》 * |
| CHAN BOCK LEE, DAE HO KIM, YOUN HO JUNG: "Fission gas release and swelling model of metallic fast reactor fuel", 《JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS》, vol. 288, no. 1, 31 January 2001 (2001-01-31) * |
| J.REST: "Kinetics of fission-gas-bubble-nucleated void swelling of the alpha-uranium phase of", 《JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS》 * |
| J.REST: "Kinetics of fission-gas-bubble-nucleated void swelling of the alpha-uranium phase of", 《JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS》, vol. 207, 31 December 1993 (1993-12-31), pages 3 - 6 * |
| 严峰;孔祥喆;简晓彬;丁淑蓉: "核燃料颗粒断裂失效行为的数值模拟研究", 2018年全国固体力学学术会议 * |
| 崔羿;丁淑蓉;霍永忠: "UO2核燃料非稳态辐照下裂变气体行为的解析分析", 第十三届现代数学和力学学术会议(MMM-XIII)暨钱伟长诞辰100周年纪念大会 * |
| 曹;曹建主;: "10MW高温气冷堆一回路放射性裂变产物活度测量实验及分析", 原子能科学技术, no. 05 * |
| 朱欣欣;王鑫;钱进;王华才;梁政强: "秦山一期乏燃料元件裂变气体测量分析", 中国核学会2019年学术年会 * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
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