一种第三代核电站压水堆堆芯功率计算方法
【专利摘要】本发明提供了一种第三代核电站压水堆堆芯功率计算方法，根据现场测量的信号，计算出蒸汽发生器热功率WSG、其他热源输入的热功率WΔPr以及测量仪表、采集板卡、计算公式等的相对不确定度uWR后，再根据公式WR＝WSG-WΔPr+uWR计算出压水堆堆芯的功率WR。本发明提供的第三代压水堆堆芯的功率的计算方法可用于核电站的保护系统的高功率水平保护功能和反应堆热功率的校核，并且在简化计算公式的基础上，进一步提高了计算精度。
【专利说明】—种第三代核电站压水堆堆芯功率计算方法
【技术领域】
[0001]本发明属于核电【技术领域】，特别涉及一种核电站压水堆堆芯功率测量技术。
【背景技术】
[0002]第三代压水堆堆芯功率的计算，主要用于核电站的保护系统的高功率水平保护功能和反应堆热功率的校核，对核电站反应堆的安全和经济运行，起着非常重要的作用，而我国现有的核电技术的压水堆核电站基本都是第二代、第二代半，使用的热平衡计算方法，也只能用于第二代、第二代半核电技术的压水堆核电站的堆芯热功率的计算，无法用于第三代核电技术压水堆堆芯热功率的计算。
[0003]另外，由于现有的热平衡计算方法中，对水和水蒸汽热力性质的计算，使用的是旧标准的公式，在计算精度上也有待提高。
[0004]因此，需要能应用于第三代核电技术压水堆堆芯热功率的计算方法。
【发明内容】
[0005]为了解决可以用于第三代核电技术压水堆堆芯热功率的计算方法，可以在热平衡计算方法中，需要计算热平衡方程中的水和水蒸汽的热力性质等参数，以及计算热平衡方程中的给水流量等参数，进而求出反应堆堆芯热功率。堆芯热功率的计算结果，还需要考虑到测量信号使用的传感器、变送器、采集信号使用的采集板卡、热平衡方程中的使用的计算公式等环节造成的不确定度以及其他热源输入的热功率。
[0006]因此，本发明提供了一种可用于核电站的保护系统的高功率水平保护功能和反应堆热功率的校核的第三代核电站压水堆堆芯功率计算方法，可根据现场测量的信号，计算出蒸汽发生器热功率Wse、其他热源输入的热功率、相对不确定度uWK后，再根据公式Wk=ffSG-ff.Pr+uffE计算出压水堆堆芯的功率WK，所述的相对不确定度uWK包括:测量仪表、采集板卡、计算公式的不确定度。
[0007]其中，所述蒸汽发生器热功率Wse可由公式:%G = (Hv-He)Qe-(Hv-Hp)Qp计算得到，其中，Hv为湿蒸汽j:含，He为主给水j:含，Hp为排污j:含，Qe为主给水流量，Qp为排污流量，所述排污流量Qp为现场测量的信号，由蒸汽发生器排污系统APG测量得到，取值范围0-17kg/s。
[0008]1.本发明中的湿蒸汽焓扎由式:扎=1!1'+(11)!1\得到，其中:x为蒸汽品质的取值范围0.95-1，H"v为饱和蒸汽焓，H’ ν为饱和水焓，其中，
[0009]1.1饱和蒸汽焓Η〃ν由式:
[0010]
【权利要求】
1.一种第三代核电站压水堆堆芯功率计算方法，用于核电站的保护系统的高功率水平保护功能和反应堆热功率的校核，其特征在于，根据现场测量的信号，计算出蒸汽发生器热功率Wse和相对不确定度UWk后，再根据公式Wk = ffSG+uffE计算出压水堆堆芯的功率\，所述的相对不确定度uWK包括:测量仪表、采集板卡、计算公式的不确定度。
2.根据权利要求1所述的一种第三代核电站压水堆堆芯功率计算方法，其特征在于，根据Wse = (Hv-He) Qe- (Hv-Hp) Qp计算得到所述蒸汽发生器热功率Wse，其中，Hv为湿蒸汽焓，He为主给水j:含，Hp为排污j:含，Qe为主给水流量，Qp为排污流量， 所述湿蒸汽焓Hv和所述排污焓Hp，由现场测量的信号:主蒸汽压力Pvvp经过计算得到； 所述主给水焓Ηε，由现场测量的信号:主给水压力Pare和主给水温度经过计算得到； 所述Q6为主给水流量，由现场测量的信号:主给水压力、主给水压差ΛΡ和主给水温度Tare经过计算得到； 所述排污流量Qp为现场测量的信号，由蒸汽发生器排污系统APG测量得到。
3.根据权利要求2所述的一种第三代核电站压水堆堆芯功率计算方法，其特征在于，所述的湿蒸汽焓Hv由式:HV = χΗ〃ν+(1-χ)Η’ν得到，其中:χ为蒸汽品质，取值范围为.0.95-1，Η〃ν为饱和蒸汽焓，H’ ν为饱和水焓，其中， (3.1)所述饱和蒸汽焓Η"ν由式:
π = Pvvp/p*, τ = T*/t, p* = IMPa, T* = 540K，R = 0.4615261^1---1,所述主蒸汽压力Pvvp,是现场测量的信号，由主蒸汽芊统VVP测量得到，t为饱和温度值，由步骤(3.3)计算得到，kjkg^r1是单位量纲，1、η力系数，来自于标准IAPWS-1F97 ； (3.2)所述饱和水焓H’ ν由式
.31 = Ρννρ/ρ*, τ = T*/t, P* = 16.53MPa, Τ* = 1386K, R = 0.461，
t为饱和温度值，由步骤(3.3)计算得到，IHni为系数，来自于标准IAPWS-1F97 ；
(3.3)所述饱和温度t由式:
-F-(F2-4EG)i]>
E = β 2+η3 β +η6
F = Ii1 β 2+η4 β +η7
G = η2 β 2+η5 β +η8
β = (Ρ-/ρ*)。.25
P* = IMPaI^ni为系数，来自于标准IAPWS-1F97。
4.根据权利要求2或3所述的一种第三代核电站压水堆堆芯功率计算方法，其特征在于，所述排污焓Hp与所述饱和水焓H’ v取值相同，即Hp = H’ v。
5.根据权利要求2所述的一种第三代核电站压水堆堆芯功率计算方法，其特征在于，所述主给水焓由式
得到，其中，π =Pare/p*，τ = T*/Tare, p* =16.53MPa，T* = 1386K，R = 0.461526^8^, Ji^ni 为系数,来自于标准 IAPWS-1F97, Pare为王给水压力，Tare为王给水温度，所述王给水压力Pfffe和所述王给水温度Tfffe，是现场测量信号，由主给水流量系统ARE测量得到。
6.根据权利要求2所述的一种第三代核电站压水堆堆芯功率计算方法，其特征在于，所述主给水流量Q6由式
得到，其中，π =P_/P'C为流出系数，由步骤(6.1)计算得到；P为密度，由步骤(6.2)计算得到；ε为流体可膨胀系数，这里ε = 1， d为孔板节流孔直径，β为孔板内径与管道内径的比值，所述孔板节流孔直径d和所述孔板内径与管道内径的比值β是现场测量信号，取自系统设备的参数，所述的参数值取自标准 IS05167-2003。 Pare为主给水压力，Λ P为主给水压差，所述主给水压力Pare和所述主给水压差ΛΡ均为现场测量信号，由主给水流量系统ARE测量得到； (6.1)所述流出系数C由式
得到，其中: ReD为迭代后的雷诺数，由步骤(6.3)计算得到； L^= I1ZDf)为孔板上游端面到上游取压口的距离除以管道直径的值， L’2(= 1’2/Df)为孔板下游端面到下游取压口的距离除以管道直径的值， Df为孔板上游取压法兰内径，取自系统设备的参数，所述参数值取自标准IS05167-2003 ； 对于角接取压口 =L1 = L’ 2 = 25.4/Df，
对于 D 和 D/2 取压口 =L1 = I, Lj2 = 0.47, 对于法兰取压口 =L1 = V2 = 25.4/Df，
(6.2)所述给水密度P由式
得到，其中
J1、Iii为系数，来自于标准IAPWS-1F97 ； (6.3)所述迭代后的雷诺数Re11由式
得到，其中 μ !为给水动力粘度，由步骤(6.4)计算得到； (6.4)所述给水动力粘度μ I由式
得到，其中
δ = ρ/ρ*, θ = Tare/T*，P * = Pc = 322kgnT3，Τ* = Tc = 647.096K, μ * =lX10_6Pa.s，P为密度值，由公式(6.2)计算得到，1、为系数，来自于标准IAPWS-1F97。
7.根据权利要求1所述的第三代核电站压水堆堆芯功率计算方法，其特征在于，所述蒸汽发生器有多台，优选4台，所述压水堆堆芯的功率为
其中，
为4台蒸汽发生器热功率的总功率。
8.根据权利要求1-7所述的任一第三代核电站压水堆堆芯功率计算方法，其特征在于，所述不确定度uWK由公式:得到，其中， Wsgi为第I台蒸汽发生器热功率、Wse2为第2台蒸汽发生器热功率、Wse3为第三台蒸汽发生器热功率、Wse4S第四单台蒸汽发生器热功率，所述每台蒸汽发生器热功率由所述公式Wse=(Hv-He) Qe-(Hv-Hp) Qp 得到；
为第I台蒸汽发生器热功率相对不确定度、
为第2台蒸汽发生器热功率相对不确定度、
为第3台蒸汽发生器热功率相对不确定度、
为第4台蒸汽发生器热功率相对不确定度，所述每台蒸汽发生器的热功率相对不确定度计算方法相同，由公式
f为蒸汽发生器出口焓值相对不确定度，由所述主蒸汽系统VVP的蒸汽压力测量不确定度和水蒸汽热力性质计算不确定度得到； M1-FT为主给水焓值相对不确定度，由所述主给水流量控制系统ARE的主给水温度测量
He的不确定度和水蒸汽热力性质计算不确定度得到；
Al/,, t为排污焓值相对不确定度，等于饱和水焓值的不确定度，由主蒸汽系统VVP的蒸
P汽压力测量不确定度和水和水蒸汽热力性质计算不确定度得到； AQ #为给水流量相对不确定度，所述给水流量相对不确定度由步骤(10.1)得到；
AQ., ^为污流量相对不确定度，来自工艺设计参数；
为其他热源输入的热功率不确定度，来自工艺设计参数；
,APr (8.1)所述给水流量相对不确定度由式:
得到。
9.根据权利要求1所述的第三代核电站压水堆堆芯功率计算方法，其特征在于，还包括其他热源输入的热功率W_，所述的压水堆堆芯的功率Wk的计算公式为:WK =Wse-W_+uWK，其中，所述其他热源输入的热功率的计算包括:主泵带入的热量、补给泵带入的热量、稳压器带入的热量、非再生热交换器带走的热量、密封水换热器带走的热量、反应堆冷却系统带走的热量以及系统热损失，正常情况下，所述其他热源输入的热功率W.Pr的数值变化不大，优选的，所述= 26丽。
【文档编号】G06F19/00GK104200061SQ201410373737
【公开日】2014年12月10日 申请日期:2014年7月31日 优先权日:2014年7月31日
【发明者】邓喜刚, 郑夕佳, 高景斌, 宋宪均, 王刚, 苏宇, 李强, 刘昕亚, 柏祥基 申请人:北京广利核系统工程有限公司, 中国广核集团有限公司