一种核电厂堆芯损伤评价方法技术

本发明专利技术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。本发明专利技术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。

A nuclear power plant core damage evaluation method

The present invention provides a nuclear power plant reactor core damage assessment method, which comprises the following steps: during the accident, if the monitoring system for the parameters of plant status in a healthy state, the core outlet temperature, the containment radiation levels, the main loop heat temperature and pressure vessel water level and the source range detector response of pile core damage assessment results as damage evaluation reference; or if the blackout or failure parameter monitoring system status, the radioactivity level of plant monitoring, combined with the source inversion technology to evaluate the core damage results should be used as reference for damage evaluation. The core damage assessment method of nuclear power plant provided by the invention is based on the fully mature core damage assessment method, which creates an advanced and all-weather effective core damage assessment method, regardless of the condition of the power plant.

【技术实现步骤摘要】
一种核电厂堆芯损伤评价方法
本专利技术属于核电厂设计
，具体涉及一种先进的核电厂堆芯损伤评价方法。
技术介绍
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，但该专利专利技术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。
技术实现思路
本专利技术针对现有技术的不足，提出一种核电厂堆芯损伤评价方法。本专利技术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；操作界面能够本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核电厂堆芯损伤评价方法，其特征在于，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。

【技术特征摘要】
1.一种核电厂堆芯损伤评价方法，其特征在于，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。2.如权利要求1所述的核电厂堆芯损伤评价方法，其特征在于，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。3.如权利要求1所述的核电厂堆芯损伤评价方法，其特征在于，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。4.如权利要求1所述的核电厂堆芯损伤评价方法，其特征在于，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...

【专利技术属性】
技术研发人员：潘楠，梅其良，杜风雷，付亚茹，王炫，孙大威，钱惠富，韩丰泽，韩建春，高圣钦，
申请(专利权)人：上海核工程研究设计院有限公司，
类型：发明
国别省市：上海,31