【技术实现步骤摘要】
本专利技术属于反应堆运行与安全，具体涉及一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法。
技术介绍
1、反应堆热腿平均温度是核电机组日常运行控制及堆芯监督的重要参数，除监测保护功能外，也用于机组一回路热平衡功率的计算。一回路的各个环路并联布置，通常在距离每个环路热腿主管道入口一定轴向距离的截面上，在不同角度处布置数个热电阻，以监测热腿内冷却剂的温度。在一回路热平衡功率的计算中，将各测点温度值简单地取算术平均作为此环路热腿平均温度。通过机组日常堆芯监督发现：冷腿中不同热电阻温度测量值基本一致，但由于主管道内冷热流体分布不均，布置在同一环路热腿截面的数个热电阻温度值出现了明显的差异。随着机组循环不同时期，测量温度最高与最低值的差异大小有所变化，满功率运行工况下可达5℃以上。由数量有限的几个热电阻测量值取平均后获得的温度，并不能准确反映热腿平均温度的真实值，导致利用一回路参数计算出的反应堆热功率较利用二回路参数计算的偏低，且偏差可能超出建议值范围。反应堆热功率计算偏差将会进一步影响堆芯燃耗统计的准确性，给反应堆核功率和临界硼浓度等监测参数带来偏差，不利于核电机组日常堆芯状态的监督。
2、因此，能够准确、可靠地监测反应堆热腿平均温度对于核电站的安全稳定运行有着重要的意义。针对上述问题，设计研发出一种反应堆热腿权重平均温度计算方法，获得更接近真实值的环路热腿平均温度，以减小反应堆一回路热功率的计算偏差，提高堆芯日常相关监测参数的准确性，保障核电机组稳定、可靠运行。
技术实现思路
1、本
2、本专利技术的技术方案：
3、一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，包括如下步骤：
4、步骤一、建立堆芯出口至热腿主管道出口的反应堆流体域三维几何模型，并将堆芯出口至热腿主管道出口的反应堆流体域三维几何模型细分为四个计算子流域几何模型；
5、所述四个计算子流域几何模型分别为：燃料组件棒束区上部和上管座的子流域、堆芯围板上部空间和保护管组件内部的子流域、保护管组件和吊篮之间的子流域、吊篮壁面开孔和其外侧流道以及四个环路热腿管道内的子流域；
6、步骤二、针对步骤一中建立的堆芯出口至热腿主管道出口的整体反应堆几何模型划分非结构化一体网格，保证步骤一中各四个子流域交界面处网格一一对应，避免拼接不同子域时网格大小存在差异；并对几何模型尺寸较小或重点模拟的流域区域进行网格加密；
7、步骤三、根据机组某一循环时刻的特性，设置堆芯出口至热腿主管道出口的反应堆流体域三维几何模型模拟区域的边界条件；
8、步骤四、对比四个环路热腿截面不同热电阻处温度的模拟计算值和实际测量最大偏差绝对值，根据最大偏差绝对值验证整体反应堆几何模型的模拟结果可靠性；
9、步骤五、统计四个环路热腿热电阻所在截面的每一个网格的冷却剂温度值和质量流量的计算值，并将所有的温度计算值th划分为不同区间，并分别统计四个环路热腿热电阻所在截面的总质量流量ma；
10、步骤六、将步骤五中每个区间内流体的质量流量份额作为每个热电阻温度值的权重系数，获得热腿权重平均温度。
11、所述步骤一还包括：将四个计算子流域几何模型简化建模，且四个计算子流域分别建模后进行拼接形成堆芯出口至热腿主管道出口的反应堆流体域整体三维几何模型。
12、所述的四个计算子流域几何模型的简化建模包括如下四个方面：a、仅对每一个燃料组件活性区以上的棒束区域和上管座进行几何轮廓建模；b、根据流通面积相等的原则，在满足流通总面积相同且不超出计算机性能的前提下，将保护板组件下板近似三角形的冷却剂流道数量简化至较小数量；c、不考虑上腔室内分布的54个中子-温度测量管对计算域内流动的影响；d、将堆芯围板和燃料组件的间隙以及围板内多个小直径的流道出口简化为一个出口面。
13、所述步骤二还包括：建立至少三套不同网格数量的模型，并进行网格敏感性计算，对比分析热腿截面不同位置处的温度值；最终选取三套网格模型中网格无关性解的网格模型进行后续步骤三至六的模拟计算；
14、所述步骤二中几何模型尺寸较小或重点模拟的流域区域进行网格加密包括：保护管组件下板流道间隙网格加密、保护管壁面开孔网格加密、四个环路热腿管道内的流域网格加密。
15、所述步骤三中三维几何模型模拟区域的边界条件包括：模型入口边界条件和模型出口边界条件；
16、所述模型入口边界条件包括：每一个燃料组件活性区出口面、堆芯围板和燃料组件的间隙以及围板内的出口面，分别给定冷却剂的温度值tout和流速vin；
17、根据机组icis系统获得每个燃料组件出口的温度值tout和功率份额kq、冷腿温度tc、反应堆平均功率n；已知温度和堆芯压力pc，冷却剂的比热cp和密度ρ，根据以下公式(1)获得通过每个燃料组件的冷却剂质量流量m，单位kg/s：
18、n·kq＝cp·m·(tout-tc)……………………(1)
19、并根据式(2)获得每一个燃料组件内冷却剂的流速vin：
20、vin＝m/ρ/a…………………………(2)
21、其中，a为燃料组件出口面积，m2；
22、所述步骤三中的模型出口边界条件为四个环路热腿出口截面的冷却剂出口压力为0mpa。
23、所述的步骤四中四个环路热腿截面不同热电阻处温度的模拟计算值和实际测量值的最大偏差绝对值小于3.5℃；
24、当最大偏差绝对值小于3.5℃，则堆芯出口至热腿主管道出口的反应堆流体域整体三维几何模型的模拟结果可靠，可进行步骤五和六的模拟计算；
25、当最大偏差绝对值大于3.5℃，则堆芯出口至热腿主管道出口的反应堆流体域整体三维几何模型的模拟结果不可靠，需要重新对步骤一至三进行模型校正及校验，直至最大偏差绝对值小于3.5℃。
26、所述步骤五中每一个网格内冷却剂温度计算值为温度th(h＝1,i)，质量流量mh(h＝1,i)，网格总数为i；
27、冷却剂温度th的最小值和最大值分别为th,min和th,max；每一个环路热腿截面布置了四个热电阻用于监测实际温度值，测量的实际冷却剂温度值为tj，j＝1,4，并从小到大进行排列。
28、所述步骤六每个区间内流体的质量流量份额作为每个热电阻温度值的权重系数，获得热腿权重平均温度，具体包括：将所有的冷却剂温度计算值th划分为如下四个区间：[th,min，t1+(t2-t1)/2]，[t1+(t2-t1)/2，t2+(t3-t2)/2]，[t2+(t3-t2)/2，t3+(t4-t3)/2]，[t3+(t4-t3)/2，th,max]；
29、将每一个区间内网格的质量流量本文档来自技高网...
【技术保护点】
1.一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，其特征在于包括如下步骤：
2.根据权利要求1所述的一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，其特征在于：所述步骤一还包括：将四个计算子流域几何模型简化建模，且四个计算子流域分别建模后进行拼接形成堆芯出口至热腿主管道出口的反应堆流体域整体三维几何模型。
3.根据权利要求2所述的一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，其特征在于：所述的四个计算子流域几何模型的简化建模包括如下四个方面：A、仅对每一个燃料组件活性区以上的棒束区域和上管座进行几何轮廓建模；B、根据流通面积相等的原则，在满足流通总面积相同且不超出计算机性能的前提下，将保护板组件下板近似三角形的冷却剂流道数量简化至较小数量；C、不考虑上腔室内分布的54个中子-温度测量管对计算域内流动的影响；D、将堆芯围板和燃料组件的间隙以及围板内多个小直径的流道出口简化为一个出口面。
4.根据权利要求3所述的一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，其特征在于：所述步骤二还包括：建立至少三套不同网格数量的模型，并进行网格敏感性计算，对比分析热腿截面不同位置处
5.根据权利要求4所述的一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，其特征在于：所述步骤三中三维几何模型模拟区域的边界条件包括：模型入口边界条件和模型出口边界条件；
6.根据权利要求5所述的一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，其特征在于：所述步骤三中的模型出口边界条件为四个环路热腿出口截面的冷却剂出口压力为0MPa。
7.根据权利要求6所述的一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，其特征在于：所述的步骤四中四个环路热腿截面不同热电阻处温度的模拟计算值和实际测量值的最大偏差绝对值小于3.5℃；
8.根据权利要求7所述的一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，其特征在于：所述步骤五中每一个网格内冷却剂温度计算值为温度Th(h＝1,i)，质量流量mh(h＝1,i)，网格总数为i；
9.根据权利要求8所述的一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，其特征在于：所述步骤六每个区间内流体的质量流量份额作为每个热电阻温度值的权重系数，获得热腿权重平均温度，具体包括：将所有的冷却剂温度计算值Th划分为如下四个区间：[Th,min，T1+(T2-T1)/2]，[T1+(T2-T1)/2，T2+(T3-T2)/2]，[T2+(T3-T2)/2，T3+(T4-T3)/2]，[T3+(T4-T3)/2，Th,max]；
...【技术特征摘要】
1.一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，其特征在于包括如下步骤：
2.根据权利要求1所述的一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，其特征在于：所述步骤一还包括：将四个计算子流域几何模型简化建模，且四个计算子流域分别建模后进行拼接形成堆芯出口至热腿主管道出口的反应堆流体域整体三维几何模型。
3.根据权利要求2所述的一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，其特征在于：所述的四个计算子流域几何模型的简化建模包括如下四个方面：a、仅对每一个燃料组件活性区以上的棒束区域和上管座进行几何轮廓建模；b、根据流通面积相等的原则，在满足流通总面积相同且不超出计算机性能的前提下，将保护板组件下板近似三角形的冷却剂流道数量简化至较小数量；c、不考虑上腔室内分布的54个中子-温度测量管对计算域内流动的影响；d、将堆芯围板和燃料组件的间隙以及围板内多个小直径的流道出口简化为一个出口面。
4.根据权利要求3所述的一种核电站反应堆热腿权重平均温度计算方法，其特征在于：所述步骤二还包括：建立至少三套不同网格数量的模型，并进行网格敏感性计算，对比分析热腿截面不同位置处的温度值；最终选取三套网格模型中网格无关性解的网格模型进行后续步骤三至六的模拟计算；
5.根据权利要求4所述的一种核电站反应...
【专利技术属性】
技术研发人员：陈静，杨晓强，黄鹏，叶刘锁，刘芳，张振强，
申请(专利权)人：江苏核电有限公司，
类型：发明
国别省市：
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