一种核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度的估算方法

技术领域

本发明涉及核电技术，具体涉及一种核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度的估算方法。

背景技术

核能作为安全、清洁、无碳能源，可以显著减少污染物排放，对节能减排的重要作用日渐凸现。核能供热既可满足经济社会发展不断增长的能源需求，有效改善我国能源结构，缓解日趋严重的能源供应紧张局面，实现能源、经济和生态环境的协调发展，又可提升综合经济实力和工业技术水平，在保护环境、实现中国“双碳”目标等方面，具有十分重要的意义。核能供热和供汽工业化利用可以开拓核能综合利用的新途径，既可解决地区清洁热源不足，助力化工园区建设发展，也有利于发掘核电机组能力，提高电厂经济效益。根据国家能源结构改革方向和目标，利用清洁核能为区域提供热源能更为有效改善我国能源结构，减少煤炭资源消耗，对改善大气环境污染具有重大战略意义。

核能供热装置一般取核电厂二回路主蒸汽作为外供蒸汽的加热气源，为保证核电厂和供汽系统的安全运行，提供清洁可靠的能源，核安全是首要考虑的因素，因此需要对核能供热装置生产的外供蒸汽的放射性水平进行研究分析，放射性水平要通过放射浓度来体现，只有知道放射性浓度之后才能评估出外供蒸汽是否满足相关法规、标准的控制性指标要求或者是否需要进行优化供汽系统控制。但目前现有技术中没有估算出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度的方法。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是针对现有技术的上述不足，提供一种核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度的估算方法，该方法能够估算出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度，以用于评估外供蒸汽是否符合相关法规、标准的控制性指标，以及用于确定出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度不符合控制性指标后，根据工艺设计情况提出优化方案。

本发明提供一种核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度的估算方法，该方法包括步骤：

步骤S1：根据核能供热装置的工艺流程确定出换热器布置顺序、换热器数量及换热器中加热流体的物相状态；

步骤S2：根据换热器布置顺序、换热器数量及换热器中加热流体的物相状态，确定换热器的参数；所述换热器共为N级，N为大于或等于1的自然数；

步骤S3：根据核能供热装置的运行工况、及换热器的参数，构建计算模型估算出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度；

步骤S4：将核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度与放射性控制指标进行比较，以确定出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度是否满足相关法规和标准的要求。

进一步地，所述步骤S3中，根据核能供热装置的运行工况、及换热器的参数，估算出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度，具体包括：

根据核能供热装置的运行工况、及换热器的参数，计算出第N级换热器壳侧流体的放射性比活度，以及将第N级换热器壳侧流体的放射性比活度，换算成外供蒸汽及其凝结水中各个核素的放射性活度浓度，从而估算出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度；

其中，所述第N级换热器壳侧流体的放射性比活度是以第N-1级换热器壳侧流体的放射性比活度为本底计算得到的，以此类推，流体流动方向的后一级换热器壳侧流体的放射性比活度是以流体流动方向的前一级换热器壳侧流体的放射性比活度为本底计算得到的，当N等于1时，所述第N级换热器壳侧流体的放射性比活度的本底为0；

所述步骤S4中，将核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度与放射性控制指标进行比较，以确定出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度是否满足相关法规和标准的要求，具体包括：

将核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度与放射性控制指标进行比较，当核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度小于或等于放射性控制指标时，确定核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度满足相关法规和标准的要求；当核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度大于放射性控制指标时，确定核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度不能满足相关法规和标准的要求。

进一步地，所述步骤S3中，根据核能供热装置的运行工况、及换热器的参数，计算出第N级换热器壳侧流体的放射性比活度，包括：

根据核能供热装置的正常运行工况、及换热器的参数，计算出正常运行工况时第N级换热器壳侧流体的氚放射性比活度，

所述正常运行工况时第N级换热器壳侧流体的氚放射性比活度的计算公式如下：

公式(1)中：

C

其中，

进一步地，所述步骤S3中，根据核能供热装置的运行工况、及换热器的参数，计算出第N级换热器壳侧流体的放射性比活度，还包括：

如果分析的是极限事故工况，则根据各级换热器、管侧流量、壳侧流量分析出对工业蒸汽放射性活度浓度影响最大时单管破口发生的位置为第N级换热器，极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的氚放射性比活度计算是第N级换热器的泄漏率用单管破口泄漏率

其中，未发生单管破口的换热器，换热器壳侧流体的氚放射性比活度的计算方法与正常运行工况相同，

极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的氚放射性比活度的计算公式如下：

公式(2)中：

其中，

进一步地，所述步骤S4具体包括：

将外供蒸汽及其凝结水中氚的放射性活度浓度与第一放射性控制性指标进行比较，以确定出正常运行工况或极限事故工况时，氚的放射性活度浓度是否满足相关法规和标准的要求，当正常运行工况或极限事故工况时外供蒸汽及其凝结水中氚的放射性活度浓度小于或等于第一放射性控制性指标时，判断出氚的放射性活度浓度满足相关法规和标准的要求；当正常运行工况或极限事故工况时外供蒸汽及其凝结水中氚的放射性活度浓度大于第一放射性控制性指标时，判断出氚的放射性活度浓度不能满足相关法规和标准的要求。

进一步地，所述步骤S3中，根据核能供热装置的运行工况、及换热器的参数，计算出第N级换热器壳侧流体的放射性比活度，还包括：

根据核能供热装置的正常运行工况、及换热器的参数，计算出正常运行工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度，具体包括下列情况A1、A2或A3中的任意一种，

A1：当经第N级换热器加热前后的物相状态分别是液体和液体时，计算正常运行工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式如下：

公式(3)中：

C

A2：当经第N级换热器加热前后的物相状态分别是液体和气体时，计算正常运行工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式如下：

公式(4)中：

A3：当经第N级换热器加热前后的物相状态分别是气体和气体时，计算正常运行工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式如下：

公式(5)中：

其中，

进一步地，所述步骤S3中，根据核能供热装置的运行工况、及换热器的参数，计算出第N级换热器壳侧流体的放射性比活度，还包括：

如果分析的是极限事故工况，则根据各级换热器、管侧流量、壳侧流量分析出对工业蒸汽放射性活度浓度影响最大时单管破口发生的位置为第N级换热器，极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度计算是第N级换热器的泄漏率用单管破口泄漏率

其中，未发生单管破口的换热器，换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度计算方法与正常运行工况相同，

极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式，具体包括下列情况B1、B2或B3中的任意一种，

B1：当经第N级换热器加热前后的物相状态分别是液体和液体时，计算极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式如下：

公式(6)中：

C

B2：当经第N级换热器加热前后的物相状态分别是液体和气体时，计算极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式如下：

公式(7)中：

B3：当经第N级换热器加热前后的物相状态分别是气体和气体时，计算极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式如下：

公式(8)中：

其中，

所述步骤S4具体包括：

将外供蒸汽及其凝结水中除氚以外的所有放射性源项的放射性活度浓度与第二放射性控制性指标进行比较，以确定出正常运行工况或极限事故工况时，除氚以外的所有放射性源项的放射性活度浓度是否满足相关法规和标准的要求：

当正常运行工况或极限事故工况时外供蒸汽及其凝结水中除氚以外的所有放射性源项的放射性活度浓度小于或等于第二放射性控制性指标时，除氚以外的所有放射性源项的放射性活度浓度满足相关法规和标准的要求；当正常运行工况或极限事故工况时外供蒸汽及其凝结水中除氚以外的所有放射性源项的放射性活度浓度大于第二放射性控制性指标时，除氚以外的所有放射性源项的放射性活度浓度不能满足相关法规和标准的要求，所述第二放射性控制性指标为除氚以外的所有放射性源项的控制性指标。

进一步地，所述步骤S4之后还包括步骤S5，

S5:确定出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度不符合控制性指标后，需根据工艺设计情况提出优化方案。

本发明的有益效果：

本发明能够分别针对正常运行工况和极限事故工况，估算出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度，放射性活度浓度包括氚放射性比活度浓度、及除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度浓度，然后将核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度与放射性控制指标进行比较，以确定出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度是否满足相关法规和标准的要求，如果不符合控制性指标，需根据工艺设计情况提出优化方案。

附图说明

图1为本发明实施例中的核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度估算流程图；

图2为本发明实施例中的核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度估算方法图。

具体实施方式

为使本领域技术人员更好地理解本发明的技术方案，下面将结合附图对本发明实施方式作进一步地详细描述。

可以理解的是，此处描述的具体实施例和附图仅仅用于解释本发明，而非对本发明的限定。

可以理解的是，在不冲突的情况下，本发明中的各实施例及实施例中的各特征可相互组合。

可以理解的是，为便于描述，本发明的附图中仅示出了与本发明相关的部分，而与本发明无关的部分未在附图中示出。

可以理解的是，本发明的实施例中所涉及的每个单元、模块可仅对应一个实体结构，也可由多个实体结构组成，或者，多个单元、模块也可集成为一个实体结构。

可以理解的是，在不冲突的情况下，本发明的流程图和框图中所标注的功能、步骤可按照不同于附图中所标注的顺序发生。

可以理解的是，本发明的流程图和框图中，示出了按照本发明各实施例的系统、装置、设备、方法的可能实现的体系架构、功能和操作。其中，流程图或框图中的每个方框可代表一个单元、模块、程序段、代码，其包含用于实现规定的功能的可执行指令。而且，框图和流程图中的每个方框或方框的组合，可用实现规定的功能的基于硬件的系统实现，也可用硬件与计算机指令的组合来实现。

可以理解的是，本发明实施例中所涉及的单元、模块可通过软件的方式实现，也可通过硬件的方式来实现，例如单元、模块可位于处理器中。

实施例：

如图1和图2所示，本实施例提供一种核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度的估算方法，该方法包括步骤：

根据核能供热装置的工艺流程确定出换热器布置顺序、换热器数量及换热器中加热流体的物相状态；

根据换热器布置顺序、换热器数量及换热器中加热流体的物相状态，确定换热器的参数；所述换热器共为N级，N为大于或等于1的自然数；

根据核能供热装置的运行工况、及换热器的参数，构建计算模型计算出第N级换热器壳侧流体的放射性比活度，以及将第N级换热器壳侧流体的放射性比活度，换算成外供蒸汽及其凝结水中各个核素的放射性活度浓度，从而估算出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度；

计算出第N级换热器壳侧流体的放射性比活度，具体包括：

(1)根据核能供热装置的正常运行工况、及换热器的参数，计算出正常运行工况时第N级换热器壳侧流体的氚放射性比活度，

所述正常运行工况时第N级换热器壳侧流体的氚放射性比活度的计算公式如下：

公式(1)中：

其中，

(2)在第(1)的基础上，如果分析的是极限事故工况，则根据各级换热器、管侧流量、壳侧流量分析出对工业蒸汽放射性活度浓度影响最大时单管破口发生的位置为第N级换热器，极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的氚放射性比活度计算是第N级换热器的泄漏率用单管破口泄漏率

其中，未发生单管破口的换热器，换热器壳侧流体的氚放射性比活度的计算方法与正常运行工况相同，

极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的氚放射性比活度的计算公式如下：

公式(2)中：

其中，

(3)根据核能供热装置的正常运行工况、及换热器的参数，计算出正常运行工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度，具体包括下列情况A1、A2或A3中的任意一种，

A1：当经第N级换热器加热前后的物相状态分别是液体和液体时，计算正常运行工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式如下：

公式(3)中：

C

A2：当经第N级换热器加热前后的物相状态分别是液体和气体时，计算正常运行工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式如下：

公式(4)中：

A3：当经第N级换热器加热前后的物相状态分别是气体和气体时，计算正常运行工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式如下：

公式(5)中：

其中，

(4)在第(3)的基础上，如果分析的是极限事故工况，则根据各级换热器、管侧流量、壳侧流量分析出对工业蒸汽放射性活度浓度影响最大时单管破口发生的位置为第N级换热器，极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度计算是第N级换热器的泄漏率用单管破口泄漏率

其中，未发生单管破口的换热器，换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度计算方法与正常运行工况相同，

极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式，具体包括下列情况B1、B2或B3中的任意一种，

B1：当经第N级换热器加热前后的物相状态分别是液体和液体时，计算极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式如下：

公式(6)中：

C

B2：当经第N级换热器加热前后的物相状态分别是液体和气体时，计算极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式如下：

公式(7)中：

B3：当经第N级换热器加热前后的物相状态分别是气体和气体时，计算极限事故工况时第N级换热器壳侧流体的除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度的公式如下：

公式(8)中：

其中，

接着将外供蒸汽及其凝结水中氚的放射性活度浓度与第一放射性控制性指标进行比较，以确定出正常运行工况或极限事故工况时，氚的放射性活度浓度是否满足相关法规和标准的要求：

当正常运行工况或极限事故工况时外供蒸汽及其凝结水中氚的放射性活度浓度小于或等于第一放射性控制性指标时，判断出氚的放射性活度浓度满足相关法规和标准的要求；当正常运行工况或极限事故工况时外供蒸汽及其凝结水中氚的放射性活度浓度大于第一放射性控制性指标时，判断出氚的放射性活度浓度不能满足相关法规和标准的要求；

或，

将外供蒸汽及其凝结水中除氚以外的所有放射性源项的放射性活度浓度与第二放射性控制性指标进行比较，以确定出正常运行工况或极限事故工况时，除氚以外的所有放射性源项的放射性活度浓度是否满足相关法规和标准的要求：

当正常运行工况或极限事故工况时外供蒸汽及其凝结水中除氚以外的所有放射性源项的放射性活度浓度小于或等于第二放射性控制性指标时，除氚以外的所有放射性源项的放射性活度浓度满足相关法规和标准的要求；当正常运行工况或极限事故工况时外供蒸汽及其凝结水中除氚以外的所有放射性源项的放射性活度浓度大于第二放射性控制性指标时，除氚以外的所有放射性源项的放射性活度浓度不能满足相关法规和标准的要求，所述第二放射性控制性指标为除氚以外的所有放射性源项的控制性指标。

最后确定出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度不符合控制性指标后，需根据工艺设计情况提出优化方案。

为了更清楚说明实施过程，以某核电厂核能供热装置正常运行工况下生产的工业蒸汽为例，给出本方法的计算步骤：

第一步，经梳理供热装置的工艺流程，除盐水经给水预热器加热后成为饱和除盐水、经蒸发器加热后成为饱和蒸汽、经过热器的加热后成为符合外供标准的过热蒸汽，各级换热器编号分别为：给水预热器为一级换热器，蒸发器为二级换热器，过热器为三级换热器。

进一步，确定分析工况为正常运行工况，核电厂二回路主蒸汽的放射性比活度，以I-132为例C

进一步，逐级对换热器的壳侧流体建立计算模型：

一级换热器壳侧流体的放射性比活度：

氚：

其他核素：

A

A

C

P

L

F

F

二级换热器加热后壳侧流体的放射性比活度：

氚：

其他核素：

A

A

A

A

C

P

L

F

F

F

三级换热器加热后壳侧流体的放射性比活度：

氚：

其他核素：

A

A

A

A

C

P

L

F

F

F

进一步，由于分析的是正常运行工况，不需要分析单管破口位置；

再进一步，基于以上计算模型及参数，计算得到一级换热器壳侧流体中氚的放射性比活度为A

A

最后参考法国《公共卫生法》关于饮用水中设定的氚活度浓度参考值为100Bq/L，《食品安全国家标准饮用天然矿泉水(GB 8537-2018)》给出的总β放射性限值为1.5Bq/L。根据上一步中凝结水中放射性活度浓度的计算结果可知，正常运行工况下外供蒸汽氚和其他核素均满足相关法规、标准的放射性控制指标要求。

本实施例能够分别针对正常运行工况和极限事故工况，估算出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度，放射性活度浓度包括氚放射性比活度浓度、及除氚以外的所有放射性源项的放射性比活度浓度，然后将核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度与放射性控制指标进行比较，以确定出核能供热装置外供蒸汽放射性活度浓度是否满足相关法规和标准的要求，如果不符合控制性指标，需根据工艺设计情况提出优化方案。

可以理解的是，以上实施方式仅仅是为了说明本发明的原理而采用的示例性实施方式，然而本发明并不局限于此。对于本领域内的普通技术人员而言，在不脱离本发明的精神和实质的情况下，可以做出各种变型和改进，这些变型和改进也视为本发明的保护范围。