[发明专利]一种原子能机组模型压力及温度变量轨迹灵敏度评价方法

摘要

本发明涉及核电机组运行技术领域，具体涉及一种原子能机组模型压力及温度变量轨迹灵敏度评价方法，建立轻水堆核电机组动态模型；轻水堆核电机组动态模型包括中子元件模型、活性区燃料及载热剂元件模型、蒸汽动力装置元件模型，搭建各个模型基于变量偏差微分方程，基于微分方程和传递函数分析原子能机组模型压力及温度变量，对原子能机组的压力参量、温度参量轨迹灵敏度进行评价，辨识参量可获取的难易程度；本发明一举突破了压力及温度参量辨识中的关键瓶颈，实现了定量评价参量在给定试验条件下对轻水堆动态响应的影响程度。

主权项

1.一种原子能机组模型压力及温度变量轨迹灵敏度评价方法，其特征在于：包括以下步骤：(1)建立轻水堆核电机组动态模型；所述轻水堆核电机组动态模型包括中子元件模型、活性区燃料及载热剂元件模型、蒸汽动力装置元件模型；具体如下：1)中子元件模型方程如下：ρsum＝ρext+αF(TF‑TF0)+αC(Tav‑Tav0)；式中，Nr表示轻水堆热功率，也称为中子注量率；Cr是指等效单组缓发中子先驱核密度；l是指轻水堆中子平均寿期；ρsum是指轻水堆活性区总的反应性；β是指缓发中子份额；λ是指等效缓发中子的延时系数；ρext是指控制棒引起的反应性；αF、αc分别是指核燃料温度和载热剂温度反应性系数；TF、Tav分别是指活性区核燃料的总体温度及轻水堆载热剂平均温度；TF0、Tav0则是上述温度的初始值；2)活性区燃料及载热剂元件模型方程如下：式中，Ff是指轻水堆核燃料发热占比；P0是指活性区热功率；μf、μc分别是指核燃料、活性区载热剂的比热容量；Φ是指活性区燃料和载热剂之间的传热系数；Tθi、Tθo分别是指轻水堆载热剂入口及出口温度；Ω＝QspCpcqCn，Qsp是指载热剂主泵流量，Cpc是指载热剂比热容量，qCn是指额定工况下载热剂质量流量；3)蒸汽动力装置元件模型方程如下：式中，T_p是指一回路载热剂平均温度；Φ_P是指蒸汽动力装置中载热剂与U型换热器的热传递系数；Φ_s是指蒸汽动力装置中U型换热器与二回路蒸汽的传热系数；μ_p、μ_m分别是指蒸汽动力装置载热剂及U型换热器的比热容量；T_m是指换热器温度；T_HL、T_CL是指原子能机组热线、冷线温度元件的温度；是指二回路主蒸汽压力与主蒸汽温度T_s之间的关系常数；P_s是指主蒸汽压力；Q_s是指二回路主蒸汽流量；h_fw、h_s分别是指二回路给水入口温度比焓及出口蒸汽比焓；(2)搭建基于变量偏差微分方程，同时设定各状态变量为0时，得到以上各个模型由暂态过度到稳态时对应变量与对应参量之间满足下列关系：式中：ΔTav是指轻水堆载热剂平均温度偏差；ΔTθi、ΔTθo分别是指活性区载热剂入口及出口温度偏差；ΔTF是指活性区核燃料总体温度偏差；ΔNr是指中子注量率偏差；ΔTm是指换热器温度偏差；ΔTs是指主蒸汽温度偏差；ΔTHL、ΔTCL是指原子能机组热线、冷线温度元件的温度偏差；ΔTP是指一回路载热剂平均温度偏差；(3)对活性区燃料及载热剂温度元件模型进行参量影响分析：设原子能机组冷线温度元件的温度偏差ΔTCL为0时，可以得到：式中d1、d2、d3、d4、d5为活性区燃料及载热剂温度元件参量集，由此可知，活性区燃料总体温度TF的变化主要受到中子注量率Nr的变化影响，参量的变化影响过渡过程但不影响TF的最终值；假定中子注量率偏差ΔNr为0时，可以得到：即活性区燃料总体温度TF的变化主要受原子能机组冷线温度元件的温度TCL的影响；(4)对原子能机组的压力参量、温度参量轨迹灵敏度进行评价，辨识参量可获取的难易程度；所述灵敏度表示为：X1m＝xm(b1,...,bk+Δbk,...,bz,t)；X2m＝xm(b1,...,bk‑Δbk,...,bz,t)；式中：是指时刻t第n个轨迹灵敏度；b_k是指系统的第k个参量；x_m是指系统中第m个变量的轨迹；z是指所有参量的总数；b_k0是指第k个参量的初始值；x_m0是指第m个变量的初始值；原子能机组的压力、温度参量轨迹灵敏度表示为：评价压力参量、温度参量轨迹灵敏度的指标为灵敏度的绝对值的平均值，具体如下式：比较各参量的轨迹灵敏度大小，如果最终仿真结果该参量的灵敏度为0，则表明获取的该参量准确性较高，可进行下一步的比较校核工作，如果最终灵敏度不为0，则需进一步提高辨识参量的准确性。