[发明专利]一种分析原子能机组稳定性的反应堆活性区数学模型

说明书

本发明涉及原子能机组运行技术领域，具体涉及一种分析原子能机组稳定性的反应堆活性区数学模型，包括注量率部分、热量传递部分，注量率部分用于仿真分析电压、频率扰动时引起反应堆活性区中子注量率动态变化时对原子能机组运行的影响特性；热量传递部分用于仿真分析当活性区核燃料及载热剂温度变化时热量传递对原子能机组运行的影响特性；本发明率先提出了压水堆原子能机组反应堆活性区的简化数学模型，一举攻克了高阶数的原子能机组数学模型结构复杂、仿真计算繁复、计算时间冗长的关键技术难题，显著提升了仿真分析电网扰动对原子能机组固有特性影响的准确率。

技术领域

本发明涉及原子能机组运行技术领域，具体涉及一种分析原子能机组稳定性的反应堆活 性区数学模型。

背景技术

原子能为我国在清洁低碳、调整能源结构方面提供了一种现实选择，我国电力企业贯彻 落实国家关于绿色低碳发展、电力市场化改革的要求，积极推广应用核电能源，克服水火核 风光发电矛盾等不平衡不充分难题。

原子能机组的原理是核燃料发生可控链式分裂反应释放出的核能产生蒸汽，推动汽轮机 发电，具有单机容量大、核安全要求高、对电网扰动敏感等特点。原子能机组由反应堆及其 配套的汽轮发电机等组成，其中反应堆活性区由安置在具有一定栅格的堆芯格架中的核燃料 组件构成，是核反应堆中发生核分裂的地方。反应堆活性区中的活性区核燃料热量及载热剂 热量传递是反映安全水平的重要参数；而中子注量率即是单位时间内垂直于其运动方向单位 面积的中子数，是反映功率水平的重要参数。

在原子能机组运行过程中，电网电压和频率扰动影响电机驱动载热剂泵，导致反应堆内 部温度升高，甚至引起反应堆活性区熔毁。上述情况制约安全发展原子能能源的目标，故有 必要建立适用于电力系统中长期稳定性分析的反应堆活性区数学模型，用于仿真分析电网和 原子能机组的相互影响特性。

发明内容

为了解决上述问题，本发明提供了一种分析原子能机组稳定性的反应堆活性区数学模型， 具体技术方案如下：

一种分析原子能机组稳定性的反应堆活性区数学模型包括注量率部分、热量传递部分， 所述注量率部分用于仿真分析电压、频率扰动时引起反应堆活性区中子注量率动态变化时对 原子能机组运行的影响特性；所述热量传递部分用于仿真分析当活性区核燃料及载热剂温度 变化时热量传递对原子能机组运行的影响特性；

所述注量率部分的特性方程具体如下：

式(1)-(3)中，x是指中子数；y是中子寿期；z是指动态时间；β是指缓发中子份额，β＝∑β_n，β_n是指第n组缓发中子份额；λ是指单组缓发中子的衰变系数，其中 λ_n是指第n组缓发中子的衰变系数，m为缓发中子的组数；C是指等效单组缓发中子先导核 份额；ρ是指由控制棒、核燃料温度负反馈和冷区剂温度负反馈产生的活性区反应性；

Δρ是指活性区总反应性的偏差值；Δρ_ext是指由控制棒引入的反应性偏差值；α_F、α_c分别 是指核燃料温度和载热剂温度反应性系数；

T_F是指活性区核燃料的总体温度，ΔT_F是指活性区核燃料的总体温度偏差，T_θi1、T_θi2是指 活性区进口处载热剂温度1、温度2，ΔT_θi1、ΔT_θi2是指活性区进口温差1、温差2；T_θo1、T_θo2是指活性区排口处载热剂温度1、温度2，ΔT_θo1、ΔT_θo2是指活性区排口温差1、温差2；

所述热量传递部分的特性方程具体如下：