技术领域 [0001]本发明涉及乏燃料水池沸腾时间预测技术领域，具体为一种乏燃料水池沸腾时间实时预测系统及方法。 背景技术 [0002]乏燃料水池是核电厂用于湿法贮存乏燃料的设施。乏燃料从反应堆卸出后还具有较大的剩余衰变功率，需要贮存在乏燃料水池中，依靠核电厂相关冷却系统对其持续冷却并带走衰变热。当乏燃料水池冷却失效，乏燃料的衰变热将持续加热池水使其升温至沸腾蒸发，乏燃料水池水位下降，乏燃料逐渐裸露在蒸汽环境中，最终导致包壳损毁及燃料芯块的重分布，从而带来临界安全及放射性释放的风险。2011年福岛第一核电厂4号机组因为地震和海啸造成交流电丧失，乏燃料水池冷却功能和补水功能丧失使乏燃料水池液位下降，最终导致爆炸、火灾，部分放射性物质外泄。 [0003]为了提升各核电厂在乏燃料水池事故工况下的应急能力，在乏燃料水池在事故工况下提供决策参考，因此需要预测在发生乏燃料水池丧失冷却或冷却剂装量丧失的事件时，计算乏燃料水池内水温到达沸点所需的时间，从而确定纠正行动的紧急程度。 [0004]国内核电厂计算乏燃料水池沸腾时间通常采用以下方法： [0005]在进行换料设计工作时，由换料设计方同步编制卸料后乏池衰变热和温升评估报告，根据换料后乏燃料水池贮存燃料组件的状态进行衰变热计算，及丧失冷却后的温升速率完成计算后将相关报告提供核电业主。 [0006]使用该方法存在以下不足： [0007]1. 核电设计院提供的乏燃料水池温升数据通常在停堆前1个循环完成，功率运行趋势使用设计燃耗满功率运行至停堆计算所得。而实际电厂运行工况较为复杂，可能存在调峰、调停、延伸运行等计划外功率变化和趋势。因此，采用当前设计院预测的衰变热和乏燃料水池温升的方法预测的数据存在精度不足、灵活性较差等问题。 [0008]2. 在事故工况下，计算丧失乏燃料水池冷却时乏燃料水池沸腾时间对电厂的关键决策起重要作用。根据报告中给出的温升速率，结合现场乏燃料水池各项实测数据人工计算乏燃料水池沸腾时间，存在时效性差、人工计算量大等缺点。在事故工况下，各项工作分秒必争，而人工计算乏燃料水池沸腾时间及时地为运行决策提供参考。采用传统方法计算乏燃料水池沸腾时间长，效率低，无法实现乏燃料水池沸腾时间实时预测。 [0009]3. 事故工况下乏燃料水池的各项参数在持续变化，根据人工读取数据再通过人工计算乏燃料水池沸腾温度，计算的结果可能已经偏离当前状态，无法精确地为运行人员提供支持。 发明内容 [0010]本发明针对现有技术存在的问题，提出了一种燃料水池沸腾时间实时预测系统及方法，能够通过构建乏燃料衰变热计算模型和水池换热计算模型并实时提供温升分析所需输入参数来实时获取乏燃料水池沸腾时间。 [0011]本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：一种乏燃料水池沸腾时间实时预测系统，包括 [0012]乏燃料衰变热计算模块，用于通过乏燃料衰变热计算模型并结合燃料组件的历史运行数据计算燃料组件衰变热； [0013]生产实时数据获取模块，用于获取与乏燃料水池温度变化相关的生产实时数据； [0014]水池换热计算模块，用于通过水池换热计算模型并结合燃料组件衰变热和生产实时数据获取参数计算得到乏燃料水池水温与时间的函数关系； [0015]乏燃料水池沸腾时间预测模块，用于根据乏燃料水池水温与时间的函数关系实时预测乏燃料水池沸腾时间。 [0016]通过乏燃料水池沸腾时间实时预测系统可以实现乏燃料水池的实时换热计算。使用燃耗方程结合电厂实际运行功率和燃耗历史，精准计算燃料组件衰变热数据。并通过电厂与乏燃料水池温升相关的生产数据传输至系统，可实时显示乏燃料水池的温升和沸腾时间，以及燃料组件裸露时间，精确、实时地监测乏燃料水池沸腾时间，为事故下的决策提供参考。 [0017]作为优选，所述乏燃料衰变热计算模型为燃耗方程。 [0018]作为优选，所述历史运行数据包括运行历史功率、功率变化时刻燃耗、装卸料时间、启堆时间、临界时间、停堆时间和燃料组件停堆燃耗。 [0019]作为优选，所述水池换热计算模型为双系统耦合模型，所述双系统耦合模型为乏燃料本体系统及乏燃料池冷却水系统的耦合常微分方程组。 [0020]作为优选，所述生产实时数据包括乏燃料水池液位，乏燃料水池温度，乏燃料池冷却水系统流量，乏燃料池冷却水系统入口温度，余热排出系统流量和温度，设备冷却水系统流量和温度，非能动安全壳冷却水流量和温度以及消防水流量和温度。 [0021]作为优选，所述乏燃料水池沸腾时间包括最佳工况池水沸腾时间、最佳工况组件上管座裸露时间、极限工况池水沸腾时间和极限工况组件上管座裸露时间。 [0022]一种乏燃料水池沸腾时间实时预测方法，包括以下步骤 [0023]S01通过乏燃料衰变热计算模型并结合燃料组件的历史运行数据计算燃料组件衰变热； [0024]S02获取与乏燃料水池温度变化相关的生产实时数据； [0025]S03通过水池换热计算模型并结合燃料组件衰变热和生产实时数据获取参数计算得到乏燃料水池水温与时间的函数关系； [0026]S04根据乏燃料水池水温与时间的函数关系实时预测乏燃料水池沸腾时间。 [0027]本申请通过构建乏燃料衰变热计算和水池换热计算模型，并实时提供温升分析所需输入参数，从而实现实时监测乏燃料水池沸腾时间。基于上述方法，实现了目前核电厂乏燃料水池温升计算的内容，而且使得核电厂人员具备实时分析乏燃料水池换热的能力，相比传统的计算模式具有明显提升。 [0028]作为优选，所述S03中通过4阶伦格-库塔法求解所述水池换热计算模型。 [0029]作为优选，所述S03中 水的物性参数通过以下步骤确定 [0030]S31确定定压比热容：通过统计学分析，水的定压比热容在该温度区间的方差值较小，在求解所述水池换热计算模型时视为常数； [0031]S32确定比焓：使用线性回归方程来计算，乏燃料水池各路冷却水入口温度均由生产实时数据获取模块实时测得，出口的比焓所对应的温度即为所求池水温度； [0032]S33确定密度：水的密度是温度的函数，在0-100℃的给定温度区间内线性相关度系数较高，水的密度使用其线性回归方程来计算。 [0033]作为优选，所述S03中 燃料组件与冷却水的对流换热模型为静止圆柱体的大空间对流传热，并使用格拉晓夫数来计算总换热系数。 [0034]有益效果 [0035]本申请能够实时计算乏燃料水池温度并预测乏燃料水池的沸腾时间，在事故工况下，实时获取机组乏燃料水池温度计算的相关参数，并实时反馈乏燃料水池温度随时间的变化及乏燃料水池沸腾时间、组件裸露的时间，能够高效、精确地为决策提供参考；本申请极大地节约了人力成本，且提高了核电厂人员在事故工况下现场计算分析的能力，提升了核电厂人员在乏燃料水池安全分析方面的水平，确保乏燃料水池的换热安全。 附图说明 [0036]图1为本申请乏燃料水池换热模型的硬件结构示意图； [0037]图2为本申请实时换热的计算流程图。 具体实施方式 [0038]下面结合附图并通过具体实施方式来进一步说明本发明的技术方案。 [0039]一种燃料水池沸腾时间实时预测系统，包括用于通过乏燃料衰变热计算模型并结合燃料组件的历史运行数据计算燃料组件衰变热的乏燃料衰变热计算模块，用于获取与乏燃料水池温度变化相关的生产实时数据的生产实时数据获取模块，用于通过水池换热计算模型并结合燃料组件衰变热和生产实时数据获取参数计算得到乏燃料水池水温与时间的函数关系的水池换热计算模块，用于根据乏燃料水池水温与时间的函数关系实时预测乏燃料水池沸腾时间的乏燃料水池沸腾时间预测模块。 [0040]其中，乏燃料衰变热计算模型为燃耗方程。水池换热计算模型为双系统耦合模型（其硬件结构如图1所示），所述双系统耦合模型为乏燃料本体系统及乏燃料池冷却水系统的耦合常微分方程组。历史运行数据包括运行历史功率、功率变化时刻燃耗、装卸料时间、启堆时间、临界时间、停堆时间和燃料组件停堆燃耗。乏燃料水池沸腾时间实时预测系统中使用的衰变热数据是根据电厂实际运行的功率历史模拟计算的衰变热数据，模拟了运行阶段的调峰、调停、升功率等工况，相对于满功率运行至设计燃耗的预测方式更为精确。 [0041]所述生产实时数据包括乏燃料水池液位，乏燃料水池温度，乏燃料池冷却水系统流量，乏燃料池冷却水系统入口温度，余热排出系统流量和温度，设备冷却水系统流量和温度，非能动安全壳冷却水流量和温度以及消防水流量和温度。所述乏燃料水池沸腾时间包括最佳工况池水沸腾时间、最佳工况组件上管座裸露时间、极限工况池水沸腾时间和极限工况组件上管座裸露时间。 [0042]通过乏燃料水池沸腾时间实时预测系统可以实现乏燃料水池的实时换热计算。使用燃耗方程结合电厂实际运行功率和燃耗历史，精准计算燃料组件衰变热数据。并通过电厂与乏燃料水池温升相关的生产数据传输至系统，可实时显示乏燃料水池的温升和沸腾时间，以及燃料组件裸露时间，精确、实时地监测乏燃料水池沸腾时间，为事故下的决策提供参考。 [0043]一种乏燃料水池沸腾时间实时预测方法，包括以下步骤 [0044]S01通过乏燃料衰变热计算模型并结合燃料组件的历史运行数据计算燃料组件衰变热。具体通过燃耗方程并输入燃料组件运行历史功率、装卸料时间、启堆时间、临界时间、停堆时间、燃料组件停堆燃耗等信息，实时计算燃料组件衰变热。 [0045]基于乏燃料水池贮存的燃料组件的运行功率历史、停堆时间、功率变化时刻燃耗、停堆燃耗、燃料组件富集度等信息，使用基于燃耗方程方法计算乏池内存储的燃料组件的实时衰变热。由于现场的功率历史的动态变化的，在输入功率变化时刻燃耗时，根据功率运行历史，选择功率变化较大时刻的燃耗，如停堆、降功率、升功率。对于正常运行过程中的功率小幅波动，可忽略其功率变化。 [0046]S02获取与乏燃料水池温度变化相关的生产实时数据。为了实现乏燃料水池沸腾时间实时预测，以便在事故工况下根据现场实际情况实时给出乏燃料水池沸腾时间，将生产实时数据获取模块获取的电厂参数传输至办公网络，燃料水池沸腾时间实时预测系统可以读取生产实时数据获取模块中的数据，如乏燃料水池液位、温度、冷却系统流量等实时生产数据，实时更新乏燃料系统和冷却水系统方程组的求解结果，以获取精确的的乏燃料水池温度随时间的关系，从而实时、精确地计算乏池的温升速率、沸腾时间和组件裸露时间，及时为事故后的决策响应提供依据。同时为了应对生产实时数据系统不可用的情况，也预留了手动输入上述参数的功能。在事故工况下，根据应急系统、常规通信等方法获取机组参数。 [0047]S03通过水池换热计算模型并结合燃料组件衰变热和生产实时数据获取参数计算得到乏燃料水池水温与时间的函数关系。乏燃料水池换热计算模型主要是基于热力学第一定理的双系统耦合模型。第一个系统是乏燃料本体系统，热力学边界为燃料棒外表面与乏燃料池冷却水的交界面；第二个系统是乏燃料池冷却水系统，热力学边界为燃料棒外表面与乏燃料池冷却水的交界面、乏燃料池冷却水与水池墙壁接触面、乏燃料池与燃料厂房大气环境接触的自由液面、以及各个冷却水进出口接管与乏燃料水池的连接处。 [0048]基于图1中的热量流入流出，构建乏燃料系统以及冷却水系统的耦合常微分方程组。乏燃料系统的热量流入为燃料组件的衰变热，热量流出为向冷却水系统传热；冷却水系统的热量流入为燃料组件衰变热通过热对流加热冷却水、两个系列的乏燃料冷却水、消防水、非能动安全壳冷却水、正常余热排出系统冷却水，热量流出为乏燃料冷却水流出、乏燃料冷却水对空气散热、乏燃料冷却水对壁面散热。 [0049]假设了乏燃料和乏燃料池冷却水质量守恒。乏燃料由于是固体，在整个计算过程中不发生变化；乏燃料池冷却水质量在进出口流量相等的情况下维持动态守恒，且忽略了蒸发对冷却剂质量的损失。通过使用4阶伦格-库塔法（RK4）求解乏燃料系统和冷却水系统方程组，获得燃料温度和乏燃料池水温与时间的函数关系。在求解过程中，采用统计学分析方法取平均值确定定压比热容，使用线性回归方法确定水的比焓、密度。水的物性参数通过以下步骤确定，具体包括S31确定定压比热容：通过统计学分析，水的定压比热容在该温度区间的方差值较小，在求解所述水池换热计算模型时视为常数；S32确定比焓：使用线性回归方程来计算，乏燃料水池各路冷却水入口温度均由生产实时数据获取模块实时测得，出口的比焓所对应的温度即为所求池水温度；S33确定密度：水的密度是温度的函数，在0-100℃的给定温度区间内线性相关度系数较高，水的密度使用其线性回归方程来计算。另外，燃料组件与冷却水的对流换热模型为静止圆柱体的大空间对流传热，并使用格拉晓夫数来计算总换热系数。 [0050]S04根据乏燃料水池水温与时间的函数关系实时预测乏燃料水池沸腾时间。得到乏燃料水池水温与时间的函数关系后，即可预测乏燃料水池沸腾时间。包括：最佳工况池水沸腾时间、最佳工况组件上管座裸露时间、极限工况池水沸腾时间、极限工况组件上管座裸露时间。满足事故工况下乏燃料水池丧失冷却和补水能力的评估与事故发生后的决策参考。实时换热的计算流程如图2所示。 [0051]本申请通过构建乏燃料衰变热计算和水池换热计算模型，并实时提供温升分析所需输入参数，从而实现实时监测乏燃料水池沸腾时间。基于上述方法，实现了目前核电厂乏燃料水池温升计算的内容，而且使得核电厂人员具备实时分析乏燃料水池换热的能力，相比传统的计算模式具有明显提升。 [0052]上面所述的实施例仅是对本发明的优选实施方式进行描述，并非对本发明的构思和范围进行限定。在不脱离本发明设计构思的前提下，本领域普通人员对本发明的技术方案做出的各种变型和改进，均应落入到本发明的保护范围，本发明请求保护的技术内容，已经全部记载在权利要求书中。