一种核电厂堆芯损伤评价方法
【技术领域】
[0001] 本发明属于核电厂设计技术领域，具体涉及一种核电厂堆芯损伤评价方法。
【背景技术】
[0002] 核电厂堆芯损伤状态是应急事故处理和缓解以及应急防护行动决策的重要依据， 堆芯损伤评价程序的开发对核电厂应急辅助决策具有重要意义。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)规定，在应急计划中对堆芯损伤评 价的方法和模式应当有相应说明。《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。 因此，开发堆芯损伤状态评价系统也是满足国家相关法规要求的重要工作。
[0003] 在NRC提出堆芯损伤评价要求之后，西屋公司开展了大量的堆芯损伤评价分析工 作，并在1984年提出事故后堆芯损伤评价方法（CDAM)。该方法主要通过事故后取样系统 (PASS)评价堆芯损伤的状态和程度。由于取样的延时性，该方法不能实时反映堆芯的状态， 因此不能有效地支持应急响应决策。
[0004] 1999年，西屋公司在CDAM基础上开发了新的堆芯损伤评价导则（CDAG)。该导则 首先利用堆芯出口热电偶温度（CET)和安全壳辐射剂量率（CRM)两个主要测量参数评价堆 芯损伤状态和损伤份额，再利用辅助测量参数来确认堆芯损伤状态的合理性。它根据反应 堆固定装置测量参数来诊断堆芯损伤状态并评价堆芯损伤程度，可以提供较为及时准确的 堆芯损伤评价。
[0005] 美国核管会的RTM-96报告中建议使用堆芯裸露时长、安全壳辐射水平、冷却剂活 度以及氢气浓度对堆芯损伤程度进行评价。其中，欠冷度裕量和压力容器水位可以用于确 定堆芯裸露的起始时间。
[0006] 法国IRSN提出了用于评价事故发生时压水堆核电厂状态的3D/3P方法。它通过 对核电厂三道屏障循环诊断和预测，得到电厂损伤状态以及释放源项。该方法中对第一道 屏障（即燃料包壳）完整性的诊断即为堆芯损伤评价，它所选用的参数为堆芯出口热电偶 温度、安全壳辐射剂量率以及烟肉流出物的放射性水平，其中，烟肉流出物的放射性水平具 有一定延时性。
[0007] 此外，国际原子能机构（IAEA)的报告TE⑶0C-955中也给出了一种堆芯损伤评价 方法。该报告认为堆芯损伤程度与堆芯裸露时间相关，根据堆芯活性区的水位指示、辐射水 平的显著增加以及PWR欠冷度裕量的变化可以计算出堆芯裸露时间。此外，安全壳监测器 的读数以及冷却剂取样同位素浓度也可作为堆芯损伤评价的依据。该评价方法快速、简单， 但精度不高。
[0008] 目前，国内核电厂主要参考法国的3D/3P方法以及美国的CDAG方法开发堆芯损伤 评价系统。在发明人前期发表的文章《核电厂堆芯损伤评价研究及软件开发》中给出了一 种堆芯损伤评价系统，可根据部分监测参数评价堆芯损伤状态及损伤份额。但是，该系统并 没有考虑最新电厂设计特征，不能充分利用可监测堆芯状态的其他重要参数；此外，该系统 只可针对特定电厂开发，不具有通用性。
【发明内容】
[0009] 本发明的目的在于提供一种核电厂堆芯损伤评价方法，其考虑最新核电厂设计特 征，充分利用能够反应堆芯状态的监测参数，从而采用多样化的手段评价堆芯损伤状态及 程度。
[0010] 本发明的技术方案如下：一种核电厂堆芯损伤评价方法，至少包括利用安全壳内 氢气浓度对过热损伤份额κ εΗ的评价，评价模型如下：
[0011] 设安全壳内最初氧气量为，且在事故早期，安全壳内氢气由错水反应产生，安 全壳内的氧气仅因氢气与氧气反应而减少；
[0012] t时刻非能动氢气复合器的消氢效率mHW与安全壳内氢气量MHadP氧气量11(^相 关，即m H(t) = f (MH(t)，MQ(t));其中MH(t)由氢气监测仪表测量，根据氢气复合器的消氢效率，计 算出t~t+At时间内消耗的氢气质量AM hw，同时根据氢氧反应关系计算出该At时间 内消耗的氧气质量ΔΜ。^，
[0013] Δ Mh (t) = mH (t) X Δ t
[0014] Δ M0 (t) = f ( Δ Mh (t))
[0015] 则t+ Δ t时刻氢气实际的产量Mh (t+ Δ t)为：
[0016] Mh (t+Δ t) = Mh (t) + Σ Δ Mh (t)
[0017] t+At时刻氧气的剩余质量MQ(t+At)为：
[0018] M0(t+At) = M0o- YjMiJt)
[0019] 上述公式形成闭合循环，采用数值分析方法求得实际产氢量，模型中认为堆芯损 伤程度与实际产氢量正相关，则进一步计算堆芯过热损伤份额K ch:
[0020]
[0021] 其中，j = 0, 1，当j为0时表示一回路低压，j为1时表示一回路高压；
[0022] k = 0, 1，当k为0时表示未向一回路注水，k为1时表示向一回路注水。
[0023] 进一步，如上所述的核电厂堆芯损伤评价方法，还包括利用一回路冷却剂取样浓 度SAM对堆芯损伤份额K sami的评价，评价模型如下：
[0024] 当一回路冷却剂取样浓度SAM超过状态i相应的整定值时，就认为堆芯可能处于 状态i所对应的损伤状态，所述状态i包括：状态1-燃料包壳损伤，状态2-燃料过热损 伤；
[0025] 设堆芯损伤程度与一回路冷却剂浓度正相关，则堆芯损伤份额KsamiS :
[0026]
〇
[0027] 进一步，如上所述的核电厂堆芯损伤评价方法，还包括利用堆芯出口热电偶温度、 安全壳内辐射水平、一回路热管段温度、压力容器水位、源量程探测器示数对堆芯损伤的评 价。
[0028] 本发明的有益效果如下：
[0029] 1)本发明采用多样化的监测参数迅速诊断堆芯损伤状态及程度，计算事故源项， 评估应急状态，为核电厂应急辅助决策提供快速、直观的支持；
[0030] 2)本发明考虑了最新的电厂设计特征，能够用于设计有氢气监测系统以及氢气复 合器的核电厂；
[0031] 3)本发明可以在实时监测参数不可用情况下，利用事故取样分析结果对堆芯损伤 状态进彳丁评价；
[0032] 4)依据本发明所提供的评价方法设计的软件系统可以实现与核电厂其他数据平 台的便利连接，并在核电厂网络平台上实现数据信息共享；通过模块化设计，可以将本发明 应用于不同的压水堆核电厂。
【附图说明】
[0033] 图1为堆芯损伤状态评价方法流程图；
[0034] 图2为堆芯损伤评价软件系统的框架图。
【具体实施方式】
[0035] 下面结合附图和实施例对本发明进行详细的描述。
[0036] 对于压水堆核电厂，能够反映堆芯损伤状态的参数按照获取时间的先后主要分为 两类，一类是核电厂在线监测参数，能够实时反应堆芯状态；另一类是事故后取样参数，可 以在事故发生一段时间后给出结果。虽然事故后取样参数具有一定的延时性，但是一旦发 生在线监测参数不可用的情况，事故后取样参数还可以作为堆芯损伤状态评价的手段。
[0037] 锆水反应是严重事故过程中的重要现象，锆水反应产氢量与堆芯损伤程度成正相 关。对于安装有氢气监测仪表以及氢气复合器的核电厂，安全壳内的氢气浓度也可作为诊 断堆芯状态和估算堆芯损伤份额的重要参数。
[0038] 本发明除了已发表文章《核电厂堆芯损伤评价研究及软件开发》中提到的堆芯出 口热电偶温度（CET)、安全壳内辐射水平（CRM)、一回路热管段温度（RTD)、压力容器水位 (RVL)、源量程探测器示数（SRM