本发明属于核电厂设计技术领域，具体涉及一种先进的核电厂堆芯损伤评价方法。
背景技术：
福岛事故后，核电运营单位具备堆芯损伤评价手段和能力是核安全局下达的重要改进项之一。我国核安全导则《核动力厂营运单位的应急准备和应急响应》(had002/01-2010)中明确规定，核动力厂场内应急计划应对堆芯损伤评价的方法和模式进行说明。此外，《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》要求在“十二五”末应建成核电机组事故工况下堆芯损伤状况的实时评价专家系统。先进的堆芯损伤评价方法的建立，能够为工程应用性强的堆芯损伤评价系统开发提供技术基础，为电厂事故应急响应和辅助决策提供必要的参考，同时满足现行国家法规要求，具有重要的意义。
西屋公司于1984年提出了堆芯损伤评价方法(cdam)。该方法主要依赖事故后取样系统对样品取样并分析以实现堆芯损伤状态的评估。单独采用该技术由于评价结果时效性较差，无法满足电厂应急响应的要求，在工程应用方面受到了较大的挑战。
西屋公司于1999年提出了堆芯损伤评价导则(cdag)。该导则以堆芯出口温度和安全壳内剂量率水平作为主要评估参数，实现状态和份额的评估，以堆芯水位、热段温度、安全壳内氢气浓度等参数作为辅助评估参数，对评估结果进行校验，以提升评估结果的可信度。此导则为电厂应急人员提供了通过电厂监测装置的监测来诊断堆芯损伤的状态和份额的手段，结果具备一定的时效性和有效性。但是，该导则在实际工程应用方面仍存在一定得局限性，例如：导则需结合具体电厂设计特征进行再研发以提升对具体机组的适用性；导则依赖电厂监测系统的运行，对监测系统失效的情况有较大局限性；导则中的评估模型未体现核电厂技术的最新进展等。因此直接沿用cdag的方法在工程应用方面存在较大的局限性。
国际原子能机构(iaea)tecdoc-955报告中推荐了一种堆芯损伤评价的方法。该方法建议采用堆芯水位、安全壳内剂量率水平、堆芯裸露时间等参数对堆芯状态进行评估。该方法与cdag类似，但更加简单，精度较差。
法国irsn提出通过对核电厂三道屏障的监测来获得堆芯损伤的状态和释放的源项，主要采用参数为堆芯出口热电偶监测温度、安全壳内剂量率和烟囱流出物放射性监测。这同样与cdag中的方法类似，不过烟囱流出物具备一定的延时性。
美国核管会(nrc)的rtm-96报告中建议采用堆芯裸露时间、安全壳剂量率水平、氢气浓度水平对堆芯损伤状态进行评估，其中还对堆芯裸露的时间判断方法进行了推荐。
专利cn105006259a“一种核电厂堆芯损伤评价方法”中推荐采用安全壳内的氢气浓度、一回路冷却剂取样浓度，以及包括堆芯出口温度、安全壳内辐射水平、一回路热段温度、压力容器水位、源量程探测器显示的参数对堆芯损伤进行评价。该方法广泛的采用了国际上多种成熟评价手段来开展堆芯损伤状态的评估，但该专利发明的方法中同样存在较大的局限性。
专利cn105006259a中明确采用安全壳内氢气浓度的评价方法。该方法通过非能动氢复合器的消氢量和安全壳内氢气浓度推导堆芯中因锆水反应的产氢量，并反推得到堆芯损伤份额。但在事故期间，实时获取氢复合器的消氢量不具备工程实施性，并且事故后壳内环境复杂恶劣，氢复合器的工作状态如消氢效率等受环境条件影响显著，这也给堆芯损伤状态的评估带来较大的不确定性。此外，为进一步降低安全壳失效的风险，现在大部分核电厂均配置了可靠性高的氢点火器，该设备的投入将显著的降低壳内氢气浓度，但也为产氢量的预测带来了巨大的不确定性和不可预测性。经分析，消氢系统的运行能有效将氢气浓度长期控制在安全水平之内，因此采用安全壳内氢气浓度来评估堆芯损伤状态的手段对于现代核电厂有较大的局限性。
专利cn105006259a中规定采用主回路冷却剂样品中放射性核素的活度浓度来评价堆芯损伤的程度。但事故后从堆芯释放出的部分放射性还可能迁移到安全壳地坑和大气中，因此仅采用主回路冷却剂样品进行评估的方法存在一定的局限性。此外，事故后取样因涉及繁杂操作，在评估时效性上远远超出了电厂应急的要求，因此不推荐单独采用取样的手段开展堆芯损伤的评估，评估出来的结果仅能作为辅助参考。
技术实现要素：
本发明针对现有技术的不足，提出一种核电厂堆芯损伤评价方法。
本发明提供一种核电厂堆芯损伤评价方法，其包括以下步骤：
事故期间，如果电厂状态的参数的监测系统处于有效健康的状态，则采用堆芯出口温度、安全壳内辐射水平、主回路热段温度、压力容器水位和源量程探测器响应对堆芯损伤进行评价的结果作为进行损伤评价的参考；或
如果发生全厂断电或状态参数监测系统失效的情况，则采用厂外放射性水平进行监测，并结合源项反演技术对堆芯损伤进行评价的结果应作为进行损伤评价的参考。
优选地，还包括步骤：事故后，如果电厂取样系统能够使用，则通过对主回路冷却剂、地坑水、安全壳大气样品取样分析对堆芯损伤进行评价的结果作为进行损伤评价的补充参考。
优选地，采用堆芯出口温度、安全壳内辐射水平、主回路热段温度、压力容器水位和源量程探测器响应对堆芯损伤进行评价的结果作为进行损伤评价的参考时，如果堆芯损伤处于包壳破损的状态，则采用堆芯出口温度所计算出的损伤份额作为进行损伤评价的主要参考；如果堆芯损伤处于芯块过热的状态，则采用安全壳内剂量率作为进行损伤评价的主要参考。
优选地，采用厂外放射性水平进行监测，并结合源项反演技术对堆芯损伤进行评价的结果应作为进行损伤评价的参考时，评价模型为：
假设事故过程中放射性核素以点源的形式释放到大气环境中，根据事故期间的气象数据利用大气扩散模型求得假定的释放源项对各个监测点的浓度贡献；
对比模型计算结果和实际场外监测数据的差异，并根据该差异利用数值算法对释放源项进行修正，判断差异程度的公式如下：
其中，f表征数据差异程度，其值越小，表明监测数据与计算数据越接近；
c为扩散模型计算结果，r为实际厂外监测结果，下标r代表第r个监测点，(x，y)为监测点的位置坐标；
上述计算过程形成闭合循环，经迭代使得模型计算结果趋近于监测值，由此得到反演的事故释放源项；
将堆芯熔化事故根据安全壳的状态分为6类：安全壳完好、安全壳旁通、安全壳隔离失效、安全壳早期失效、安全壳中期失效和安全壳晚期失效；分别计算6类事故堆芯发生100％熔化从安全壳释放的源项；
统计分析由反演获得的释放源项随时间变化的趋势和特征，结合电厂应急响应规程以及预先计算得到的100％堆芯熔化安全壳释放源项的结果，确定事故类型；且
在确定事故类型基础上，采用以下公式，对堆芯损伤份额进行计算，堆芯状态默认为堆芯熔化：
其中，d反演为损伤份额，分子为事故期间反演所得的监测值，分母为计算值。
优选地，事故后，如果电厂取样系统能够使用，则通过样品分析结果作为进行损伤评价的补充参考；其中，取样包括主回路冷却剂、地坑水以及安全壳大气的样品，评价模型为：
其中，d取样为损伤份额，分子为事故期间取样所得的监测值，分母为计算值。
优选地，采用安全壳内氢气浓度的监测对堆芯损伤进行评价的结果仅作为进行损伤评价的辅助参考。
优选地，采用堆芯出口温度、安全壳内辐射水平、主回路热段温度、压力容器水位和源量程探测器响应对堆芯损伤进行评价的结果作为进行损伤评价的参考时，具备数字化自动评估系统，并配置评估界面；操作界面能够考虑人因工程、实际工程应用方面的需求；数字化自动评估系统能够与电厂应急信息系统进行对接，且具备实时监测评估功能。
优选地，采用堆芯出口温度、安全壳内辐射水平、主回路热段温度、压力容器水位和源量程探测器响应对堆芯损伤进行评价的结果作为进行损伤评价的参考时，在评估系统中考虑人机干预接口，为评价人员对事故进程的特征保留修正手段和接口；干预内容集中在对事故进程的特征上的修正，评估系统能够自动对干预内容进行反馈且调整计算模型。
优选地，所述事故进程的特征包括主回路的破口情况、电厂是否发生安全壳旁通、安全壳内喷淋系统是否开启。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
1、本发明提供的核电厂堆芯损伤评价方法，基于全面成熟的堆芯损伤评价手段，创造了一种先进的，无论在电厂处于何种状态下，提供全天候的有效的堆芯损伤评价方法。
2、本发明提供的核电厂堆芯损伤评价方法，能快速及时的为人员提供可靠性高的评估结果，为电厂应急辅助决策提供技术支持。
3、本发明提供的核电厂堆芯损伤评价方法，结合工程实践经验，充分考虑了工程实用性，具备可操作性强、评估结果可靠性高的特点。
4、本发明提供的核电厂堆芯损伤评价方法，充分考虑现代核电厂的设计特征，并在评价方法和模型中充分体现，显著的提升评估结果的可靠性。
5、根据本发明提供的核电厂堆芯损伤评价方法设计的软件系统，能够实现与电厂应急信息系统的对接，实现实时评价实时监测的功能。此外，系统充分具备工程实用性，具有可操作性，并体现现代电厂设计特点，具备良好的工程实用价值。
附图说明
图1为符合本发明优选实施例的核电厂堆芯损伤评价方法的流程图。
图2为符合本发明优选实施例的评价系统的部分界面图。
图3为符合本发明优选实施例的核电厂堆芯损伤评价方法的架构图。
具体实施方式
为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明。
本发明对电厂参数监测系统健康情况、电厂参数监测系统失效情况以及堆芯长期冷却建立的情况，提出了相对应的堆芯损伤评价方法，建立了全天候有效的堆芯损伤评价方法，快速及时的为人员提供可靠性高的评估结果，为电厂应急辅助决策提供技术支持。评价人员需根据电厂不同状态选择相适应的评价手段，若选择三种手段同时评估，则评价结果应有优先度区分，见图1。
电厂状态可分为两种：电厂主要实时监测系统有效健康，操作员可通过信息平台获取实时监测数据；全厂断电或监测系统故障，操作员无法获取电厂主要监测参数的极端情况。
事故期间，当电厂状态主要参数的监测系统处于有效健康的状态，采用堆芯出口温度、安全壳内辐射水平、主回路热段温度、压力容器水位、源量程探测器响应的评价手段过程中，参数主回路热段温度、压力容器水位、源量程探测器响应用于对堆芯是否发生裸露进行预警，不参与堆芯损伤状态和份额的计算。评价人员在事故初期应重点关注这些参数是否超过评估整定值并且报警，若发生则意味着堆芯冷却很有可能恶化，其状态可能从完好向损伤进行发展。对于堆芯出口温度和安全壳内剂量率水平两个参数，应采用他们分别对堆芯损伤状态和份额进行评估和计算。堆芯损伤状态分为无损伤、燃料包壳破损和燃料芯块过热。若堆芯处于“燃料包壳破损”状态，则堆芯损伤份额应以堆芯出口温度评估为主，若堆芯处于“燃料芯块过热”状态，则堆芯损伤份额应以安全壳内剂量率水平评估为主。
当电厂状态主要参数的监测系统处于有效健康的状态，采用堆芯出口温度、安全壳内辐射水平、主回路热段温度、压力容器水位、源量程探测器响应的评价手段时，应基于评估模型形成数字化操作系统。该系统可为c/s或b/s架构，系统应直接与核电厂应急信息系统进行对接，数据刷新频率与电厂信息系统保持一致，系统评估时间应低于数据的刷新时间间隔，实现系统实时监测评估的功能。系统需充分考虑实践经验、工程实用性、人因工程、操作友好等要求，对操作界面进行设计开发。界面能够清晰显示并且实时更新评价相关重要信息，对历史数据具有追述查询功能，此外还需设置合理地人机干预的手段，为评价人员对事故进程的特征保留适当的修正途径。本发明给出了该系统界面的样例(见图2)以及该评价手段的构架图(见图3)。
对于安装了氢复合器、氢点火器的核电厂，应持续监测安全壳内氢气浓度，并在系统中实时显示，为评价人员提供参考。该方法不作为评估模型的一部分。
在上述评估手段模型中，评估整定值应充分考虑对应电厂的设计特征，对该电厂的严重事故现象和系统设计进行全面的分析和研究，以确定评估整定值，从而提升评估结果的可靠性。例如对于非能动压水堆核电厂，事故后气溶胶在安全壳内的行为表现以及去除机理就应在评估模型中予以考虑和体现。
在采用堆芯出口温度、安全壳内辐射水平等参数展开堆芯损伤评价时，应具备数字化自动评估系统，并配置直观且操作友好的评估界面。操作界面应充分考虑人因工程、实际工程应用方面的需求。该系统应与电厂应急信息系统进行对接，具备实时监测评估功能。
在采用堆芯出口温度、安全壳内辐射水平等参数展开堆芯损伤评价时，应在评估系统中考虑合理的人机干预接口，为评价人员对事故进程的特征保留适当的修正手段和接口。干预内容应集中在对事故进程重要特征上的修正，例如主回路的破口情况、电厂是否发生安全壳旁通、安全壳内喷淋系统是否开启。系统应能够自动对干预内容迅速反馈，调整计算模型，确保评估结果的有效性和时效性。
当全厂断电或电厂状态主要参数的监测系统处于失效状态，评价人员应启用源项反演技术，通过厂外放射性水平监测和事故期间气象数据，对事故时安全壳释放的源项进行计算，以实现堆芯损伤评价的目的，评价模型如下：
假设事故过程中放射性核素以点源的形式释放到大气环境中，根据事故期间的气象数据利用大气扩散模型求得假定的释放源项对各个监测点的浓度贡献。
对比模型计算结果和实际场外监测数据的差异，并据此利用数值算法对释放源项进行修正，判断差异程度的公式如下：
其中，f表征数据差异程度，其值越小，表明监测数据与计算数据越接近；
c为扩散模型计算结果，r为实际厂外监测结果，下标r代表第r个监测点，(x，y)为监测点的位置坐标；
上述计算过程形成闭合循环，经多次迭代使得模型计算结果趋近于监测值，由此得到反演的事故释放源项。
将堆芯熔化事故根据安全壳的状态分为6类：安全壳完好、安全壳旁通、安全壳隔离失效、安全壳早期失效、安全壳中期失效、安全壳晚期失效。分别计算6类事故堆芯发生100％熔化从安全壳释放的源项。
统计分析由反演获得的释放源项随时间变化的趋势和特征，结合电厂应急响应规程以及预先计算得到的100％堆芯熔化安全壳释放源项的结果，确定事故类型。
在确定事故类型基础上，采用以下评估模型，对堆芯损伤份额进行计算，堆芯状态默认为“堆芯熔化”：
其中，d反演为损伤份额，分子为事故期间反演所得的监测值，分母为计算值。
若电厂事故得以缓解，电厂处于长期冷却恢复阶段，采用事故后取样系统，以样品分析结果对堆芯损伤进行评价的结果仅可作为辅助参考。取样应包括主回路冷却剂、地坑水以及安全壳大气的样品，评价模型为：
以上公式中，d为损伤份额，分子为事故期间取样所得的监测值，分母为计算值。
通过取样对堆芯损伤状态进行评估的手段，因时效性较差，且在结果有效性上也有一定的局限性。因此通过该手段评估出结果的优先度最低，即其结果仅推荐作为参考。
堆芯损伤评价系统评估结果是否可靠与评估整定值，电厂应急规程等电厂相关参数息息相关。评价过程应充分考虑电厂的设计特征，严重事故后现象特点，事故进程特点，电厂系统特点等方面。评价模型包括系统评价整定值应充分体现上述特点，对参考电厂进行专属性、适应性开发，尽可能避免模块化设计以保障该发明对于不同类型电厂评估结果的可靠性和有效性。例如对于非能动压水堆核电厂，事故后气溶胶在安全壳内的行为表现以及去除机理就应在评估模型中予以考虑和体现。
现在大部分核电厂为降低安全壳失效的风险不仅设置了氢气复合器，还会配置可靠性高的氢点火器。这些消氢系统的投入尤其是氢点火器的投入将显著的降低安全壳内氢气浓度，确保安全壳内的氢气浓度水平控制在安全的水平之内。事故期间，实时获取氢复合器的消氢量不具备工程实施性，并且事故后壳内环境复杂恶劣，氢复合器的工作状态如消氢效率等受环境条件影响显著，这也给堆芯损伤状态的评估带来较大的不确定性。此外，为进一步降低安全壳失效的风险，现在大部分核电厂均配置了可靠性高的氢点火器，该设备的投入将显著的降低壳内氢气浓度，但也为产氢量的预测带来了巨大的不确定性和不可预测性。经分析，消氢系统的运行能有效将氢气浓度长期控制在安全水平之内，因此采用安全壳内氢气浓度来评估堆芯损伤状态的手段对于现代核电厂有较大的局限性。本发明方法中，为避免对最终结果引入更多的不确定性，建议不采用安全壳内氢气浓度水平参与堆芯损伤评价的计算，但监测值可进行显示，作为辅助参考。
上述三种手段，电厂评估人员可同时进行评价工作，但评估结果的优先选择原则应根据事故后电厂状态按本专利中的推荐方法进行筛选，以确保评估结果的有效性。例如，如图1所示，若技术人员选择上述三种手段同时进行，评估结果优先级排序为a＞b或c，若无a结果，b或c的选取应评价人员根据现场情况进行确定。
与现有技术相比，本实施例具有以下有益效果：
1、本实施例提供的核电厂堆芯损伤评价方法，基于全面成熟的堆芯损伤评价手段，创造了一种先进的，无论在电厂处于何种状态下，提供全天候的有效的堆芯损伤评价方法。
2、本实施例提供的核电厂堆芯损伤评价方法，能快速及时的为人员提供可靠性高的评估结果，为电厂应急辅助决策提供技术支持。
3、本实施例提供的核电厂堆芯损伤评价方法，结合工程实践经验，充分考虑了工程实用性，具备可操作性强、评估结果可靠性高的特点。
4、本实施例提供的核电厂堆芯损伤评价方法，充分考虑现代核电厂的设计特征，并在评价方法和模型中充分体现，显著的提升评估结果的可靠性。
5、根据本实施例提供的核电厂堆芯损伤评价方法设计的软件系统，能够实现与电厂应急信息系统的对接，实现实时评价实时监测的功能。此外，系统充分具备工程实用性，具有可操作性，并体现现代电厂设计特点，具备良好的工程实用价值。
本领域技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本发明的范围。
显然，本领域的技术人员可以对发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包括这些改动和变型在内。