[发明专利]一种压水反应堆衰变热分析方法

说明书

本发明公开了一种压水反应堆衰变热分析方法，该分析方法以ANSI/ANS 5.1‑2005标准分析方法为基础，应用于压水反应堆衰变热简化分析方法。该基于ANSI/ANS 5.1的压水反应堆衰变热简化分析方法包括以下步骤：第一步、创建衰变热计算简化分析模型；第二步、初态参数计算；第三步、终态参数计算。该方法简化反应堆停堆后衰变热分析复杂度，所确定的不确定度在合理范围内，不至于计算结果偏于保守，根据计算结果合理安排反应堆余热排出系统的投运，或事故后的补水策略。

技术领域

本发明涉及一种压水反应堆衰变热分析方法，以ANSI/ANS 5.1-2005标准分析方法为基础，实现压水反应堆衰变热的简化分析，属于压水反应堆衰变热分析领域。

背景技术

核电厂燃料与常规电厂燃料区别在于当核反应堆停堆后，初期仍有约相当于7％满功率余热，称之为反应堆衰变热。如果衰变热不能被移出则会造成沸腾事故或燃料组件裸露事故，造成放射性物质向环境释放的风险。

压水反应堆辐照后燃料组件衰变热计算分为物理方法和量热法。量热法是通过测量停堆后的衰变热积分实验曲线，进行指数多项式拟合，给出计算半经验公式。物理方法是根据反应堆裂变产物的种类及其产生的射线能谱，编制软件分别计算各种裂变产物中的衰变热，相加求得反应堆总的衰变热。我国国家能源局于2011年发布的NB/T 20056-2011《轻水堆核燃料衰变热功率的计算》标准与美国ANSI/ANS-5.1标准均采用物理方法。物理方法因根据反应堆裂变产物的种类及其产生的射线能谱分别计算各裂变产物衰变热，不同压水堆型其裂变链式反应相同，因此具有普适性。

ANSI/ANS-5.1附录C中提供了一种衰变热计算的简化方法，但是这种方法计算不确定度最大值达到18.9％，以此为不确定度系数将使计算结果偏于保守，对实际核电厂运行存在过度冷却的风险。

上述背景技术部分的信息仅仅旨在增加对本发明的总体背景的理解，而不应当被视为承认或以任何形式暗示该信息构成已为本领域一般技术人员所公知的现有技术。

发明内容

本发明的目的是提供一种恰当的反应堆衰变热简化分析方法，简化单一燃料组件计算复杂度以及多循环使用的堆芯燃料组件衰变热分析，确保分析结果保守性的同时降低分析不确定度，根据计算结果合理安排反应堆余热排出系统的投运，或事故后的补水策略。

为了解决上述技术问题，本发明的技术方案是提供了一种基于ANSI/ANS5.1的压水反应堆衰变热分析方法，其特征在于，步骤为：

第一步、创建衰变热计算简化模型；

第二步、初态参数计算；

第三步、终态参数计算。

步骤一中创建一个第N循环堆芯模型，其中包含n_N个第N循环新加入燃料组件；n_N-1个第N-1循环新加入燃料组件，并在第N循环继续使用；n_N-2个第N-2循环新加入燃料组件，并在第N-1和第N循环继续使用。

参与三个循环的燃料组件到停堆时间t的衰变热，是三种类型燃料组件衰变热的总和：

P_(t)＝P_N+P_N-1+P_N-2 (1)

其中，P_N、P_N-1和P_N-2分别表示在第N、N-1、N-2循环加入的燃料组件到停堆时间t的衰变热。

停堆时间t时刻燃料组件衰变热是衰变热系数p_(t)与运行功率p₀的乘积：