)以外，最终用于堆芯损伤评价的参数还包括安全壳内氢气 浓度（CH)以及一回路冷却剂取样浓度（SAM)。
[0039] 本发明主要针对事故早期的应急辅助决策，将堆芯损伤状态划分为三类：无堆芯 损伤（状态〇)、燃料包壳损伤（状态1)和燃料过热损伤（状态2)。参数CET和CRM主要 用于判断堆芯状态，并在堆芯损伤时进一步计算损伤份额；参数RTD、RVL、SRM和CH用于确 认堆芯损伤状态诊断结果的合理性。对于SGTR事故工况，参数CRM和CH不适用于堆芯状 态诊断，在评价过程中将舍弃这两种参数。
[0040] 对于利用参数CET、CRM、RTD、RVL、SRM评价堆芯损伤的具体方法可以参见《核电厂 堆芯损伤评价研究及软件开发》已公开的内容，本发明建立了利用CH和SAM进行堆芯损伤 评价的t吴型。
[0041] (1)利用安全壳内氢气浓度CH对过热损伤份额KeH的评价模型如下：
[0042] 当堆芯开始过热损伤时，燃料包壳达到锆水反应所需温度，故可利用安全壳内氢 气浓度进一步评价过热损伤份额Κ εΗ。然而，若电厂安装了非能动氢气复合器，复合器则会 消除安全壳内部分氢气，因此氢气浓度监测仪测得的氢气量并不等于锆水反应的实际产氢 量。
[0043] 假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；
[0044] t时刻非能动氢气复合器的消氢效率mHa)与安全壳内氢气量MHadP氧气量11。0相 关，即m HW= f (MhW, Ml3w)，此为公知技术；其中Mhw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+ △ t时间内消耗的氢气质量△ Mhw，同时根据公知的氢氧反应关 系计算出该At时间内消耗的氧气质量AMl3w,
[0045] Δ Mh (t) = mH (t) X Δ t
[0046] Δ M0 (t) = f ( Δ Mh (t))
[0047] 则t+ Δ t时刻氢气实际的产量Mh (t+ Δ t)为：
[0048] Mh (t+ Δ t) = Mh ⑴ + Σ Δ Mh ⑴
[0049] t+Δ t时刻氧气的剩余质量Μ〇(?+Δ t)为：
[0050] M0(r+A/) = M^-J]AM0(〇
[0051] 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，这是通用的数学方 法，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:
[0052]
[0053] 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；
[0054] 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。
[0055] CH]ik属于电厂整定值范畴，需根据不同电厂分别进行计算。具体计算方法可简述 为：CH]ik为100%锆水反应释放到安全壳内的氢气总量，同时考虑了一回路注水以及一回 路滞留作用的影响，属于特定电厂整定值，需根据特定电厂进行计算。具体的计算方法对于 本领域的技术人员来说是公知的。
[0056] (2)利用一回路冷却剂取样浓度SAM对堆芯损伤份额Ksami的评价模型如下：
[0057] 当通过取样分析得到一回路冷却剂浓度时，可以进一步进行堆芯损伤评价作为参 考。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；
[0058] 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 :
[0059]
此公式中的下标i与堆芯损伤 状态相对应。
[0060] 本发明基于上述方法建立的堆芯损伤评价软件系统为B/S架构，系统输入和输出 作为与管理人员、数据库系统以及其他应急辅助决策平台的接口。本系统的用户通过网络 登录进行管理、数据输入、计算分析、结果查看等。该系统可以将监测参数、堆芯状态、计算 结果、提示建议等通过网络实时、动态地呈现给用户。软件系统的架构如图2所示。
[0061] 系统采用模块化设计理念，以堆芯损伤评价模块为核心，同时集成了源项计算模 块以及应急状态评估模块。按照不同的输入参数，将堆芯损伤评价模块又划分为不同的堆 芯损伤评价子模块，以便适用于不同的压水堆核电厂。也就是说，可根据特定电厂的设计特 征，通过配置输入参数种类及数目，来调用不同的堆芯损伤评价子模块，通过配置特定电厂 的初始化相关参数，以使计算结果适用于该电厂。
[0062] 显然，本领域的技术人员可以对本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，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范 围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。
【主权项】
1. 一种核电厂堆忍损伤评价方法，其特征在于：至少包括利用安全壳内氨气浓度对过 热损伤份额的评价，评价模型如下： 设安全壳内最初氧气量为MS，且在事故早期，安全壳内氨气由错水反应产生，安全壳 内的氧气仅因氨气与氧气反应而减少； t时刻非能动氨气复合器的消氨效率niHW与安全壳内氨气量MHW和氧气量M相关， 即叫W=f(MHW，Mew);其中Mhw由氨气监测仪表测量，根据氨气复合器的消氨效率，计算 出t~t+At时间内消耗的氨气质量AMhw，同时根据氨氧反应关系计算出该At时间内 消耗的氧气质量AMew， AMh(t)=叫（t)XAt AM〇 (t) =f(AMh(t)) 则t+At时刻氨气实际的产量Mh(t+At)为： Mh(t+At) =Mh(t) +EAMh(t) t+At时刻氧气的剩余质量M。(t+At)为：上述公式形成闭合循环，采用数值分析方法求得实际产氨量，模型中认为堆忍损伤程 度与实际产氨量正相关，则进一步计算堆忍过热损伤份额Kch: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；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。2. 如权利要求1所述的核电厂堆忍损伤评价方法，其特征在于：还包括利用一回路冷 却剂取样浓度SAM对堆忍损伤份额的评价，评价模型如下： 当一回路冷却剂取样浓度SAM超过状态i相应的整定值时，就认为堆忍可能处于状态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； 设堆忍损伤程度与一回路冷却剂浓度正相关，则堆忍损伤份额KsAMi为：3. 如权利要求1或2所述的核电厂堆忍损伤评价方法，其特征在于：还包括利用堆忍 出口热电偶溫度、安全壳内福射水平、一回路热管段溫度、压力容器水位、源量程探测器示 数对堆忍损伤的评价。
【专利摘要】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。该方法除了采用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)等参数进行堆芯损伤评价外，还包括采用安全壳内氢气浓度(CH)以及一回路冷却剂取样浓度(SAM)进行堆芯损伤评价。本发明充分考虑了最新核电厂的设计特征，利用能够反应堆芯状态的多种监测参数，从而采用多样化的手段评价堆芯损伤状态及程度，为核电厂应急辅助决策提供快速、直观的支持。
【IPC分类】G21C17/00
【公开号】CN105006259
【申请号】CN201510340796
【发明人】李文静, 朱文韬, 赵博, 孙金龙, 魏玮, 喻新利
【申请人】中国核电工程有限公司
【公开日】2015年10月28日
【申请日】2015年6月18日