CN101086905A - 用于芯块－包壳交互作用分析的方法 - Google Patents

Abstract

一种用于评价具有反应堆保护系统和多个延长的燃料棒的核堆芯内发生的芯块－包壳交互作用(PCI)的方法，每个延长的燃料棒具有被包壳所围绕的燃料，在包壳和燃料之间具有间隙。该方法包括：选择若干个堆芯参数进行分析；在多个状态点对所选参数进行评价；产生基于(至少部分地)状态点的堆芯的运行空间的模型；从模型选择状态点的子集或轨迹，其中当经历预定瞬变值时，模型中状态点轨迹的每个状态点落于反应堆保护系统的运行限制内；以及评价响应于瞬变值的PCI的状态点轨迹。以上述方式，发生PCI的电势可以被准确地测定，而不需要对堆芯内的每个燃料棒的每个状态点逐个地进行分析。

Description

用于芯块-包壳交互作用分析的方法

技术领域

本发明主要涉及核反应堆内燃料故障的分析，更具体而言，涉及分析情况II事件中芯块-包壳交互作用(PCI)的方法。

背景技术

商用轻水核反应堆(LWRs)通常包括多个被分组并作为独立燃料组件被一起保护起来的圆柱形燃料元件。随后，该燃料组件被以有组织的阵列形式排列形成核反应堆的堆芯。

如图1所示，每个核燃料元件或棒2包括包覆在具有第一末端8和第二末端10的锆合金包壳6内的大量燃料芯块4(例如，不限于，二氧化铀)。第一和第二末端8、10被所示的端塞12、14覆盖。通常，压紧弹簧16或其他合适的限制机制通过将芯块4偏向燃料棒2的底部或第二末端10保持了燃料芯块4的位置。在顶部或第一末端8的附近配置了裂变气体腔18，在燃料芯块4和包壳6之间呈现相对小或狭窄的间隙20。当燃料4被燃烧时，其在轴向和径向上膨胀(即，扩展)。上述膨胀在包壳6和燃料4之间开始减小间隙20。最后，如果燃料4被允许持续膨胀，间隙20会被完全消除(未显示)。由于热膨胀系数不同，功率上的增加会在包壳6上造成相当大的应力。一旦该应力超过阈值，包壳将断裂，即一种通常被称作芯块包壳交互作用(PCI)的事件。PCI包壳失效是上述系统中第一放射性边界的破裂，导致燃料芯块4和放射性裂变产物暴露于反应堆冷却剂。因此，上述情况是极其不希望出现的。

为了避免包壳失效，反应堆保护系统定位点需要排除能够导致PCI的操作。使用正常操作(情况I)和具有中等频率(情况II)的事件的详细分析验证该定位点。更具体而言，在某些国家(例如，不限于，法国)，对因PCI而导致燃料故障的情况II事件的分析是规定的要求。情况II事件包括反应堆堆芯内的与例如核反应性增长相关的情况，并特别包括但不限于，硼稀释、提棒以及落棒，其中落棒是一种一个或多个控制棒无意中落入堆芯内的情况。

已知的进行PCI分析的方法是基于强力方法，该方法需要许多不同的操作历史的回顾和分析以及每一历史内多个时间点的不同瞬变值的引发，随后评价上述瞬变值对反应堆堆芯内的每个燃料棒的影响。考虑到在反应堆堆芯内可以有多达大约50,000或更多的燃料棒的事实，将会认识到的是上述方法是极其消耗劳力、耗时且费用大的。在有些环境下，这种逐棒式的分析会花费大约2年或更多时间。另外，如果堆芯或反应堆的操作限制发生改变，整个分析必须重新进行。

因此，对能够准确和有效地评价和定义安全的堆芯操作准则以将PCI的可能性降到最小而不需要进行逐棒式强力分析的PCI分析方法有着需求。

因此，对核反应堆的PCI分析的改进有着余地。

发明内容

本发明满足了上述需求以及其他方面，本发明旨在一种用于分析情况II事件中芯块-包壳交互作用(PCI)的改进了的方法。

作为本发明的一个方面，提供了一种评价核反应堆堆芯内芯块-包壳交互作用的方法。反应堆堆芯具有反应堆保护系统，并包括多个延长的燃料棒。每个燃料棒包括一个包壳容腔，该容腔环绕具有限定于核燃料芯块和包壳容腔之间的间隙的多个核燃料芯块。反应堆保护系统定义了堆芯多个参数的若干操作限制，操作限制基于(至少部分地)预定的一套堆芯技术规范。该方法包括以下步骤：选择堆芯的若干个参数进行分析；在多个状态点评价所选择的参数，每个状态点对应预定堆芯情况的一个预定时间点，其中一组状态点定义了一个历史点，该历史点代表堆芯的一个或多个燃料棒的操作历史；产生基于(至少部分地)状态点的堆芯的操作空间的模型；选择来自模型状态点的状态点轨迹，其中当经历预定瞬变值时，状态点轨迹的每个状态点落于反应堆保护系统的操作限制范围内，状态点的轨迹定义堆芯操作空间范围内的状态点的子集，状态点轨迹的选择基于(至少部分地)一个或多个历史点；以及评价响应于瞬变值的芯块-包壳交互作用的状态点轨迹。

操作空间可以包括反应堆保护系统允许操作而不强行使反应堆关停的上述状态点。该反应堆保护系统通常包括参数评价，诸如，例如全部堆芯功率与轴向波动差异的比值(即，反应堆堆芯的上半部分功率减去其下半部分功率)、入口温度以及初始系统压力。被分析的操作空间保守地假设测量上的不确定性以及，由此，产生最大的可能操作空间。证实当在该可能的操作空间范围内时反应堆是安全的正是该分析的目的。正常的(即，情况I)操作空间是允许的操作的空间，正如核电站技术规范所定义的。该技术规范通常定义受到监测的限制。典型的可以被监测的参数包括，例如而不限于，总堆芯功率、由堆芯轴向波动差异(即，反应堆堆芯的上半部分功率减去其下半部分功率)定义的堆芯轴向功率分布、控制棒位置、反应堆外壳入口温度，以及初始系统压力。正常操作空间是可能的操作空间的子集。

状态点所经历的瞬变值可以代表情况II事件。所有的情况II状态点必须能够与正常操作空间范围内的初始状态点相关联。所选择的参数可以选自包括氙分布、控制棒位置、功率水平、寿命时间，以及入口温度的组。

上述方法可以进一步包括：建立一套允许的堆芯操作准则以规定堆芯的安全操作以及避免芯块-包壳交互作用；选择堆芯的若干个燃料棒，所选择的燃料棒对操作空间的限制具有控制效应；以及按照上述准则评价所选择的燃料棒。堆芯内的氙分布可以被评价为ΔXe参数和氙中值参数的函数，其中ΔXe参数包括分布于堆芯上部的氙量减去堆芯下部的平均氙量，以及其中氙中值参数包括堆芯中间三分之一处氙的平均分布减去整个堆芯的平均氙分布。

反应堆保护系统的工作限制可以包括正常堆芯操作限制以及情况II瞬变值限制，并且产生堆芯操作空间模型的步骤可以进一步包括：建立堆芯操作空间的模型作为包括多个状态点的离散坐标网格，选择坐标网格上的点作为状态点的轨迹，该坐标网格对操作空间的限制具有控制效应，以及针对正常堆芯操作限制和针对情况II瞬变值限制，对坐标网格上的控制点进行评价。可以提供关于一组燃料棒参数的历史数据(例如，如此处所定义的历史点和参数)，安全参数的评价可以将状态点情况处的值与历史数据进行比较。上述方法可以进一步包括接受或拒绝堆芯安全工作的状态点。

因此，本发明的方法涉及利用状态点的离散坐标网格对反应堆堆芯建模与分析，以准确地评价堆芯的燃料棒是否发生芯块-包壳交互作用，而不需要将众多的堆芯操作瞬变值逐个进行分析。该方法可以利用三维功率分布分析，分析燃料棒内发生芯块-包壳交互作用的电势，该方法所选择的步骤可以是计算机自动操作的。

作为本发明的另一面，提供了分析核反应堆堆芯内燃料的方法。核反应堆堆芯具有反应堆保护系统，该系统定义了堆芯的多个参数的若干个操作限制。该方法包括：选择堆芯的若干个参数进行分析；在多个状态点评价所选择的参数，每个状态点对应预定堆芯情况的预定时间点，其中一组状态点定义一个历史点，该历史点代表堆芯一个或多个燃料棒的操作历史；产生状态点坐标网格以准确地建立堆芯操作空间的模型；从模型的状态点选择状态点轨迹，其中当经历预定瞬变值时，状态点轨迹的每个状态点落于反应堆保护系统的操作限制范围内，该状态点轨迹定义堆芯操作空间范围内状态点的子集，状态点轨迹的选择基于(至少部分地)一个或多个历史点；以及评价对应瞬变值的状态点的轨迹。

状态点的轨迹是全部离散坐标网格的小的子集，并由初始点和每个所考虑的瞬变值唯一确定。该方法进一步包括以下步骤：使代表情况II事件的瞬变值作为上述瞬变值；选择与情况II事件瞬变值相关联的状态点作为状态点轨迹，该瞬态值起始于包括堆芯正常操作空间的每个状态点；分析情况II事件对所选择的参数的影响；以及测定对应情况II事件的芯块-包壳交互作用的电势。

附图说明

当结合附图阅读，可以从优选实施例的下列描述中获得本发明的全面理解，其中：

图1是燃料棒横向剖切的部分剖切面图；

图2是显示根据本发明芯块-包壳交互作用(PCI)分析方法的步骤的流程图；以及

图3是显示不同瞬变值对氙参数的影响的图解表示图。

具体实施方式

如此处所使用的，短语“正常操作”是指在标准操作条件下核反应堆的运作，通常指情况I，其中不存在非正常或不同寻常的环境，诸如，例如但不限于，事故事件、情况II事件，或者任何其他对反应堆堆芯的运行参数(例如，不限于，功率分布)产生重大影响的异常事件。正常操作通常被在核电站技术规范中所阐明的各种关键参数上的限制所限定。因而，此处所使用的短语“运行空间”是指部分由眼前特定的核核电站的核电站技术规范以及部分由本发明的上述方法所规定的允许的、安全的核电站运行的范围。该运行空间包括反应堆保护系统不会被启动以致于关闭反应堆的堆芯运行范围。

如此处所使用的，短语“情况II事件”是指涉及到经历不曾预料到的核反应性变化的核反应堆堆芯的情况或环境，并可以包括实际事件或相同事件(例如，应用到堆芯以重复情况II事件的瞬变值)的模拟。情况II事件特别地包括，但不限于，可溶性硼稀释、无意识的控制棒的提起、入口温度冷却以及控制棒回落，这是一种一个或多个控制棒无意中落入堆芯范围内的情况。有些，但不是所有情况II事件导致反应堆保护系统的跳闸，因而关闭反应堆。

如此处所使用的，“状态点”一词是指时间上的特殊点和/或特定的堆芯操作(例如，操控或瞬变值)。一组状态点对应一个“历史点”，其中根据本发明，该历史点反映了反应堆堆芯内单个燃料棒先前的运行历史。该历史点参数包括众多燃料棒的局部参数。该局部参数包括，例如但不限于，局部燃耗、基本局部功率水平、各种核子的局部同位素浓度，以及有效冷间隙宽度。

如此处所使用的，短语“状态点轨迹”是指状态点的子集或折算数目，该状态点选自包括堆芯运行空间的模型(例如，坐标网格)的全部多个状态点。当经历预定的瞬变值(例如，不限于，情况II瞬变值)时，状态点子集的轨迹的所选状态点落于核电站反应堆保护系统的运行限制范围内。

如此处所使用的，“有效冷间隙”一词是指在没有燃料棒产生的功率的名义温度下，在燃料芯块和燃料棒包壳之间的间隙或空间的量级。根据本发明，在整个燃料的寿命内的不同历史点处的多个燃料棒的有效冷间隙数据被列于表中(即，记录下来)，并随后被引用为决定哪些燃料棒被接受用于安全堆芯操作的关键参数。因此，特定燃料棒的有效冷间隙宽度充当了产生如此处所定义的历史点的历史参数。

传统的芯块-包壳交互作用(PCI)分析

芯块-包壳交互作用(PCI)是轻水反应堆(LWRs)燃料棒失效的一个潜在的原因。为了防止上述失效，在过去的若干年里，已经实施了针对PCI的各种已有提议。例如，已经开发了更加严格的燃料预处理和操控标准以降低燃料棒PCI失效的风险。另一个已有的提议是引入使用锆衬垫燃料设计概念。然而，随着衬垫的引入，产生的功效具有使用更积极的运作策略的趋势以力图提高核电站效率以及，因此超越或凌驾于由衬垫提供的新的安全裕度。仍进一步的提议是实施具有更多个棒的更小燃料以降低平均燃料棒线性热产生率(LHGR)以及为PCI失效提供更大的裕度。然而，上述裕度也通常被更积极的堆芯管理所消耗，这种管理导致燃料被允许在更高的局部峰化因子下运行。例如，在已出版的由Michel Billaux撰写的文章ModelingPellet-Cladding Mechanical Interaction and Application to BWRManeuvering中提供了PCI分析的更加详细的历史，包括建立反应堆堆芯PCI模型的详细讨论。上述文件是Framatome ANP公司的出版物，该公司在华盛顿Richland，Horn Rapids路2101号具有商业地点。

为了对抗因PCI而导致的包壳失效问题，燃料商进行了分析以证明上述保护系统防止了PCI并且，如先前指出的，在有些国家对因PCI而导致的燃料失效的情况II事件的分析是规定的要求。

对情况II事件进行上述PCI分析的传统方法已经借助了前述的强力方法，该方法涉及查看许多不同的运行历史、在每个上述历史内多个不同时刻处的不同瞬变值的起始，以及最终评价上述瞬变值对反应堆堆芯内每个单独燃料棒(多达大约50,000或更多)的影响。更具体而言，通常针对广泛的各种功率操作(例如，不限于，预定期间内的预定功率水平的功率还原率；功率反应的各种速率，包括例如，斜降；以及功率被降低的持续时间(通常指抑制时间)的变化，以及正常运行情况下的其他核电站操作)对单个状态点进行分析，并且数据被记录。对50,000燃料棒的每一个都要重复该分析，其本身是艰辛的。使该分析甚至更加耗时且耗费劳力是出于大量的瞬变值必须在操控内的各状态点处被引入以模拟多种可能的情况II事件这一事实。上述瞬时值被跟踪直到它们结束，例如在达到反应堆保护系统点(即，跳闸设置点)处。因此，由于对瞬变值中的每个状态点重复前述分析，该工艺是高度倍增的。因此，所有的棒被以强力形式进行分析。

为了辅助前述分析并确定哪个燃料棒可以在堆芯内被安全地运行，使用了已知的或适当的计算机程序。虽然有上述事实，它仍旧是极其耗费劳力和耗时的工艺，通常占用达到2人年的工作量或更多。

正如现在将要讨论的，本发明的PCI分析方法基本上是不同的并且提供了显著的改进。

根据本发明的3D FAC PCI分析

本发明的方法运用了三维最终接受标准(3D FAC)方法论以分析PCI失效的潜在性并由此提供准确的、系统的和全面的、更有效的堆芯分析并作为如此处所定义的所选状态点的模型，这与分析堆芯内每个状态点正相反。换言之，本发明的上述方法使对基本上相似的状态点和/或众所周知的燃料的相关参数的状态点的冗余的和不必要的效率低的重复分析降至最低。

更具体而言，依据本发明3D FAC的概念涉及通过定义经过特征化描述的状态点的离散坐标网格，例如，通过运行历史、反应堆功率、控制棒位置、反应堆入口温度以及可以利用两个或多个汇总参数(例如，不限于，如以下所定义的ΔXe和氙中值)进行特征化描述的氙分布，而对堆芯运行空间进行了特征化描述。针对重新装载堆芯运行过程中的几个不同时刻，对功率分布状态点进行了的评价以说明核特征和燃料燃耗的变化，二者的变化分别影响瞬变过程中的氙分布和堆芯行为。氙-135，作为直接裂变的副产品同时也作为碘-135衰变的次生副产品，极其寄生于中子并因此可以对堆芯内作为时间函数的功率分布产生不利影响。这接着导致显著的局部功率变化，这种变化很可能导致PCI。

针对PCI建立安全的堆芯运行限制涉及类似但更加复杂的分析。具体而言，对于PCI情况II事件，主要关心的正是功率的增加。因此，如此处将要讨论的，定义限制或者说最大可允许的阈值，或失效阈值，在此限制内可以安全地操作堆芯同时将PCI失效的潜在性降至最低，这需要对，例如但不限于，因限制与在各种不同的烧耗处可能的初始和最终状态点相关联的有限制性的燃料棒以及多个功率历史的局部功率变化进行评价。一对初始和最终状态点将具有相同的历史和氙条件，但是状态点可能具有不同的初始和最终堆芯功率、入口温度和/或控制棒插入。

正常的堆芯操作不是单个状态点，而是一个面积或者为堆芯功率的函数的闭连集。通常，它对轴形指数(即，轴偏移)以及控制棒插入具有限制，二者都是功率的函数，但将要认识到的是其他参数可以在核电站的技术规范中被定义。因此，正常堆芯操作的评价涉及对堆芯功率在大范围状态点的分布的分析，并且必须评价不同瞬变值对燃料的影响。如前所讨论的，该工艺的传统方法是对所选择的正常运行瞬变值进行建模以产生正常运行状态点，然后对不同于每一个上述状态点的情况II瞬变值进行建模以进行情况II分析。然而，产生覆盖正常操作空间的有效瞬变值是困难的。相反，会频繁地产生大量重复或重叠的状态点(参看，例如，图3中重叠的数据)。认识到上述缺点，根据本发明的方法改为涉及利用独立的参数，诸如，例如氙分布、控制棒插入、功率水平，以及入口温度，进行直接的组合分析以确定堆芯功率分布，并针对堆芯保护限制对燃料进行评价。该限制包括，例如，作为堆芯轴偏移或其他适合的轴形参数以及入口温度的函数的最大可允许堆芯功率，或者是作为轴偏移棒限制或其他适合的轴形参数的函数的最大局部功率。上述限制是通过对多个不同的燃料棒进行评价，然后对在达到限制之前能够实现的最大功率进行评价而产生的。

以这种方式，失效阈值被定义为PCI的技术限制在分析中被达到的点。正如此处所使用的，该“技术限制”的定义是基于，例如，来源于功率坡道试验的历史数据与燃料失效的分析比较，以及随之对最好地描述数据特征的限制的定义。该限制将被定义为在评价程度上的连续函数。然后，对情况II瞬变值的评价可以将瞬变值的时间方面考虑进去。因此，依据具体的被评价的瞬变值，可以产生多个不同的极限值。以上述方式，对潜在的运行状态点的评价使得对能力的评价满足各种情况II瞬变值的限制。基于上述分析，允许的运行空间或者运行范围，可以被定义。换言之，本发明的PCI分析的方法集中于定义实际运行空间以及以描述实际限制的特征的方式利用数据上面。因此，本方法提供了有效地进行情况II的准确PCI分析的过程，而不需要评价多个不同的正常运行瞬变值、基于正常运行状态点的多个不同情况II的瞬变值、或者对堆芯内每个单独的燃料棒的个体分析。因此，与已知方法相比，进行PCI分析的速率和效率得到了极大的提高。这将通过参照以下所提供和描述的全面的实例被进一步认识和理解。

更具体而言，传统的PCI分析涉及在周期内提取例如三或四个时间点，并审查一系列瞬变值，诸如，例如但不限于，因各种棒的插入导致的功率降低，以及随之在各瞬变值期间的不同时间点处施加其他瞬变值(例如，模拟的情况II事件)。换言之，许多变量被合并和复合以及建模直到超过运行限制以致反应堆关闭。依照瞬变值和情况II事件，传统的PCI分析涉及对每个单独燃料棒进行评价以进行瞬变值对棒的影响的应力分析，以及PCI发生的可能性。然后，决定每个棒是否适合堆芯内的安全操作。

本发明PCI分析的方法通过关注两个关键参数而改善了上述分析以定义各时间点的氙情况，以及随后产生基于上述信息的堆芯模型。该模型包括，例如计算机生成的代表两个关键氙参数(例如，ΔXe和氙中值)的坐标网格的表面函数。以上述方式，可以对具有不同氙分布的堆芯状态点进行建模和分析，而不是跟踪具体的氙瞬变值。然后，坐标网格上的各点按照，例如，控制棒位置和堆芯功率水平被提取和分析。例如，参照图3的氙分布图将要认识到的，除不同原因之外，两个不同瞬变值内的状态点基本上可以具有相同的氙分布。因此，在可能值的整个范围上对氙分布、控制棒位置和功率进行评价，而不是跟踪具体的瞬变值以及随之对瞬变值每个时间点进行分析。在各情况II瞬变值期间，由于已知上述参数所期望的变化是基于预先存在的事故以及情况II分析的历史数据，先前分析的结果可以与体现在上述数据中的已知的参考值相比较以清楚地定义或确定存在的堆芯保护系统设置点或范围，来确保安全操作。

图2显示了略述根据本发明PCI分析的方法的基本步骤的流程图。通常，该分析开始于选择若干个堆芯运行参数进行分析的步骤100，以及评价多个状态点处的参数的步骤110，以产生运行周期的多个堆芯历史(即，如此处定义的历史点)。然后，堆芯的运行空间的模型产生于步骤120中，状态点的轨迹选自该模型并经历瞬变值或步骤130中的操控。接下来，在步骤140中，评价对应瞬变值或操控的状态点的轨迹。然后，可以建立堆芯运行准则，并分别依照步骤150和160的准则可以对所选择的燃料棒进行评价。最后，步骤170中，出于堆芯内安全操作的考虑，燃料被接受或拒绝。

现在回过头来看每个前述的详加叙述的步骤，首先应该认识到的是：上述分析中的每个状态点对应预定堆芯情况的一个预定时间点，一组状态点定义一个历史点，其中上述历史点代表一个或多个燃料棒的运行历史。上述堆芯历史反映了不同运行情况，诸如，例如但不限于，扩大的折算功率运行和除满功率外延运行之外的外延载荷跟进运行。因此，上述分析包括所关心的燃料棒的历史点和历史参数的产生。所利用的历史参数之一可以是有效的冷间隙宽度。更具体而言，在时间上，包围核燃料芯块4的锆合金包壳6(图1)滑落，而燃料芯块4膨胀。在燃料的各种区域以及不同部分的不同热膨胀系数范围内也有不同的温度。因此，燃料寿命中的不同点处以及不同堆芯情况下，间隙20或包壳6和燃料4之间的间距是不同的。为了为分析目的提供通用性，定义了有效的冷间隙宽度，该冷间隙宽度即为间隙20，在名义冷温度诸如，例如20℃下，如果燃料棒是均质的，该间隙20则存在。因此，有效冷间隙是关键参数，用于决定特殊燃料棒的的功率限制是什么样的，以及根据本发明最终哪个燃料棒被接受用于堆芯内的安全操作。

与堆芯运行历史的产生一起，PCI限制表面是基于关键历史参数产生的。该PCI限制表面或坐标网格将被用于评价一大组燃料上的多个位置，以根据反应堆保护系统决定是否达到燃料PCI的限制。因此，提供了一个映射，其定义了作为各关键参数(例如，不限于，有效冷间隙)的函数的燃料棒节点的将被许可的最大可允许的功率。

更具体而言，步骤110涉及了选择若干个历史点进行详细分析。上述选择将涵盖燃料周期内的一定范围的时间，以及预定的和所选择的潜在堆芯运行策略。所选择的关键堆芯参数可以包括，例如但不限于，堆芯功率水平、每个控制组的控制棒位置，以及入口温度。上述分析也包括定义燃料周期内的每个时刻的氙情况的范围和，尤其是，堆芯内的氙分布。尽管在整个反应堆堆芯内氙分布是三维分布，如前所述，它可以通过两个关键参数，ΔXe和氙中值，进行特征描述。上述ΔXe是堆芯上部氙分布的平均量减去堆芯下部氙的平均量，氙中值是堆芯中间三分之一处的氙的平均量(当假设堆芯被分成上三分之一、下三分之一和中三分之一)减去整个堆芯的氙的平均量。图3显示了燃料寿命中、寿命终点(EOL)的某一点的9个不同瞬变值的ΔXe与氙中值的函数关系的实例曲线。通过评价氙分布，可以定义氙参数的范围或界限，可以建立堆芯运行空间的模型。因此，在步骤110中，选择了氙条件，该氙条件将用于在步骤120中对堆芯的运行空间建模。如图2所示，这可以通过步骤122实现，产生状态点的坐标网格以准确地代表堆芯运行空间。

然后，在步骤130中，鉴别和分析了坐标网格上所选状态点。更具体而言，选择了状态点的轨迹，其中状态点的轨迹包括对堆芯运行空间的限制具有控制效应的所选状态点的折算数目或子集。换言之，某些状态点以及，就其而言，堆芯内的某些燃料棒，具有定义界限(即，反应堆保护系统极限的裕度)的趋势，在该界限内，可以安全地运行反应堆堆芯而不超过反应堆保护系统限制。决定哪个状态点是控制还是限制通常是通过回顾燃料棒的运行历史而做出的。总的来说，状态点的轨迹通常包括状态点的子集，该子集当经历预定的瞬变值(例如，不限于，指定的情况II瞬变值)时，将不超过反应堆保护系统的限制。

在步骤140中，评价了响应于瞬变值的状态点的轨迹。例如，针对芯块-包壳交互作用，对已经经历情况II瞬变值的状态点轨迹进行评价。以上述方式，与分析每一个与许多不同堆芯瞬变值相关的状态点相反的是，可以分析代表性的状态点。更具体而言，如前所述，以及参照图3的氙分布曲线将要认识到的是，对各瞬变值来说，存在有大量的重复的或冗余的状态点。认识到这一点，本发明的方法涉及仅选择某些控制性状态点，同时继续准确地代表定义堆芯运行空间的数据的整个范围或界限。因此，在图3的实例中，选择氙状态点以界定产生于具有代表性的功率瞬变值评价中的氙分布。

分析模型所选状态点通常涉及对功率分布的抑制效应。具体而言，根据本发明，系统地分析所选择的状态点，而不是根据已知的PCI分析方法在每个状态点处实际运行过多的瞬变值。尽管这仍旧产生大量的情形(例如，功率历史的数量、周期内点数量的倍数、堆芯功率水平数量的倍数、不同控制棒位置数量的倍数、不同氙分布的数量的倍数、入口温度的数量的倍数、任何其他合适的变化的倍数)，仍可以非常系统地进行该分析，对每个上述状态点进行评价，看在核电站的预定安全标准范围内燃料棒是否是可接受的。更具体而言，如图2所示，在步骤150中，可以根据核核电站预定的安全标准建立堆芯运行准则，以确保堆芯内燃料的安全运行，而不发生芯块-包壳交互作用。然后，在步骤160中，按照上述准则可以评价所选燃料棒。该准则包括安全标准，诸如，例如但不限于，棒内峰值功率，违背泡核沸腾和各种燃料棒标准，诸如，例如PCI裕度的评价。既然它们具有不同的功率历史和不同的局部功率，针对它们的标准对燃料棒进行的评价涉及许多(如果不是所有)核反应堆内的燃料棒的分析。因此，根据本发明，每个状态点处最有限制性或控制力的燃料棒被用于定义限制的裕度。

需要理解的是：尽管步骤140、150和160中的分析可以真正地找到超过限制的状态点，上述状态点应当被堆芯限制和保护系统排除在外。因此，该分析的最初目的是证明堆芯限制和保护足够防止燃料失效(例如，不限于，缘于PCI)。因此，在步骤160和170中，正如核电站技术规范所定义的那样，选择那些处于正常运行限制内的状态点。定义正常运行的典型参数包括，例如但不限于，控制棒插入的允许的区域、最大可允许的功率和作为堆芯功率水平的函数的可允许的轴向波动差异。然而，将要认识到的是：依照核电站技术规范，其他参数可以用于选择可允许的情况I的状态点。然后，如前说讨论的，上述正常运行状态点充当各种假设的情况II瞬变值的引发点。

总之，上述分析涉及选择经情况II瞬变值许可的由此产生的状态点(例如，不限于，落棒；提棒；入口温度下降；可溶硼稀释)，该情况II瞬变值起始于可接受的情况I(即，正常运行)的状态点。然后该组可能的情况II状态点被评价以确定是否满足防止燃料失效(即，燃料完整性标准)的上述预定标准。上述分析的目的是为了核实不满足燃料完整性标准的可能的情况II的状态点没有被反应堆保护系统许可。因此，所有的正常运行和情况II瞬变值将不会超过燃料失效极限。在瞬变值与基于历史数据(即，此处所定义的历史点和参数)的限制比较后或响应后，根据堆芯内的安全运行(例如，避免PCI)，状态点轨迹和燃料棒的数据被接受或被拒绝。因此，将要认识到的是：该方法的步骤130到170可能涉及任何已知的或适合的核电站操控或瞬变值的应用。

因而，本发明涉及通过从一个所选状态点到另一个状态点监控功率的变化，将堆芯作为面积或闭连集进行分析，而不是利用传统的逐点或逐棒的方法，后者需要隔离每个棒以及监控功率的局部变化和由此产生的影响以查看该棒是否超过可接受的PCI标准，然后对所有50,000个棒重复整个过程。因此，本发明的上述方法不仅准确地评价堆芯运行空间的全部范围，而且通过显著地降低(即，以几个数量级)被选择、被建模和被分析的状态点的整体数量，它也同时极大地简化了分析，并且进一步通过避免对模型的每个状态点大量的不必要或冗余的瞬变值分析显著地简化了上述分析。因此，将要认识到的是：本发明提供一种通常与传统的PCI分析方法一样精确和准确的方法，如果不更是这样，而且极大地降低了劳力、时间以及由此降低了分析的成本。

也将要认识到的是：根据本发明，通过利用合适的计算机程序，上述分析当然被提供了极大的便利。具体而言，前述的模型产生于程序中，作为代表堆芯运行面积的表面映像或坐标网格函数，并基于(至少部分地)作为前述关键棒参数(例如，不限于，有效冷间隙宽度、局部燃耗和局部功率)的函数的燃料棒历史(例如，先前讨论和此处定义的历史点和参数)。然后，利用程序至少可以实施该方法的步骤140和160以分析燃料棒进而确定例如在特定的棒将遭受PCI之前可以被处理的最大功率变化。因而，该方法，或者至少所选步骤是计算机自动操作的。以上述方式，一些核电站经营者所要求的3D FAC可以被准确地、有效地以及有效率地实现，同时显著地降低了所需分析的量。

参照下列实例将进一步理解本发明的该方法，该实例仅以阐述简单为目的而提供，而不意味着限制本发明的范围。具体而言，该实例提供了根据此前描述的已知分析方法对情况II事件的PCI分析的比较，与本发明改进的方法进行比较。

实例

出于比较，利用两种方法，对相同的核电站运行期间(例如，周期)、运行历史的相同数量以及运行期间内相同的次数进行了分析。具体而言，在两种方法中，大约2-3个运行历史每个都在期间内的3-4个不同时刻被分析。上述两种分析方法则存在显著的差异，正如现在将要讨论的。

然后，对于传统的方法，除了前面的步骤，3-6个运行历史的每个在大约12-32不同的正常运行操控之间进行分析，每个操控被分析了大约30-60个时间步。紧接着是对起始于每个正常运行状态点处的大约4-8个情况II瞬变值的应用和分析。也必须对起始于正常运行状态点处的每个情况II瞬变值进行分析大约10-150个时间步。对于每个燃料棒来说，每个先前步骤的功率历史对时间的函数被应用到计算机程序模型中。换言之，所有相当大量和繁琐的的先前步骤必须被执行大约13,000或更多次。最终，利用包含燃料棒应力分析能力的燃料棒分析程序，必须对燃料棒性能进行评价。总之，传统的方法涉及倍增的组合问题，其中每个步骤具有考虑和分析的多种选择。总共，必须分析大约10亿到大约720亿个情形。

另一方面，本发明的方法大大地降低并简化了分析。具体而言，在本实例中，作为不同功率水平的前述所选参数的函数的核堆芯运行空间模型被测定了大约5-7次。氙分布被评价25-40次，不同控制棒插入被评价大约18-64次。利用Westinghouse Electric公司的ANC程序进行上述分析，该程序是一个经Westinghouse Electric公司LLC许可的三维核分析程序，该公司在宾夕法尼亚州门罗维尔具有商业地点。然而，将要认识到的是：可以使用任何已知的或合适的可选择的三维核分析的程序。

依照多个理想化的运行概貌，对典型的燃料棒进行建模和评价，并产生典型历史参数和有限制性的功率表面。该典型历史参数和有限制性的功率表面是关键燃料参数(例如，局部燃料燃耗以及有效冷间隙宽度)的函数。然后，该模型被利用在核分析工具中以产生所选燃料棒的历史信息以进行分析，并针对PCI失效确定局部功率瞬变值的可接受性。对模型中的每个有限制性和控制力的燃料棒进行前述分析总共大约10-100次。与已有技术方法类似，产生了组合问题，并利用合适的计算机程序加以解决。然而，分析的程度被显著地的简化了。具体而言，与需要总共大约10亿到720亿个要分析的情形的前述的传统方法相比，本发明的分析将这一数量极大地降低到大约135,000到大约2150万个情形。

因此，将要认识到的是：如前面所讨论的，本发明的方法显著地降低了分析的时间，从大约2年到若干星期。另外，关键堆芯状态点参数的不连续性允许分析通过计算机程序自动执行，从而减少了通常分析所需的大部分实耗时间。

再次参照图3，将进一步理解和认识本发明的方法。图3显示了9个不同瞬变值的此前所定义的ΔXe与氙中值的函数曲线图。因此，由此而产生的图3的曲线阐明了缘于各瞬变值的寿命终点(EOL)载荷摆动。上述瞬变值包括3个缓坡操控，以及6个其他瞬变值，其中堆芯功率被缓慢降低或缓坡下降到预定水平(例如，30％、50％和70％)，然后缓慢地缓坡回升。作为实例，图3的图例中所指示的18-6，30％瞬变值指的是堆芯满功率运行18小时，随后在6小时内快速下降到30％功率的瞬变值。然而，将要认识到的是：除图3所示的那些外，任何合适的瞬变值以及操控可以被应用并被分析，而不偏离本发明的范畴。上述曲线显示了每个瞬变值的所有状态点的ΔXe与氙中值的函数关系。如所示及如前所述，在不同瞬变值的许多状态点之间存在显著的重叠，或紧密的关系以及过剩。正如所指出的，本发明的方法承认该过剩并利用其有效地和准确地对堆芯进行建模和分析。

考虑到前述，将要认识到的是：不是应用已知PCI分析的直线性方法，本发明实质上是不同的，代替地涉及对堆芯瞬变值进行建模，作为合并有历史数据的堆芯运行空间的选择性的状态点的坐标网格，随之分析瞬变值作为坐标网格(即，各关键参数的组合_)上的不同状态点之间的级数，或者作为模型，来评价，例如特定情况II事件对PCI的影响。正是以上述方式，利用传统的强力分析方法，本应花费与2人年相当的劳力或更多而进行的PCI分析，可以通过利用本发明的组合方法在仅仅3周或更少的时间内而实现。

尽管已经详细地描述了本发明的具体实施例，应当被本领域那些技术人员所认识到的是：对上述细节的各种修改和替代都可以根据所披露的全部教导进行拓展。因此，所披露的特定安排仅是为了作为例证并不限于本发明的范畴，该范畴将被给与附加的权利要求的全部范围及其任何及全部等效范围。

Claims (20)

1.一种评价核反应堆堆芯内芯块-包壳交互作用的方法，所述核反应堆堆芯具有反应堆保护系统，并包括多个延长的燃料棒，所述燃料棒每个包括围绕多个核燃料棒芯块的包壳容腔，有间隔限定于所述核燃料芯块和所述包壳容腔之间，所述反应堆保护系统定义所述堆芯多个参数的若干个运行限制，所述运行限制至少部分地基于所述堆芯的预定的一套技术规范，所述方法包括以下步骤：

选择所述堆芯的要被分析的若干个所述参数；

在多个状态点评价所选参数，每个所述状态点对应预定堆芯情况的一个预定时间点，其中一组所述状态点定义一个历史点，所述历史点代表所述堆芯的一个或多个所述燃料棒的运行历史；

产生至少部分地基于所述状态点的所述堆芯的运行空间的模型；

从所述模型的所述状态点选择状态点的轨迹，其中当经历预定的瞬变值时，状态点的所述轨迹的每个所述状态点落于所述反应堆保护系统的运行限制内，状态点的所述轨迹定义所述堆芯的所述运行空间内的所述状态点的子集，状态点的所述轨迹的选择至少部分地基于一个或多个所述历史点；以及

针对响应所述瞬变值的芯块-包壳交互作用，对状态点的所述轨迹进行评价。

2.权利要求1的方法，进一步包括使代表情况II事件的瞬变值作为所述瞬变值。

3.权利要求1的方法，进一步包括选择选自包括周期时间、氙分布、控制棒位置以及功率水平的组中的至少一个参数作为所述参数。

4.权利要求3的方法，进一步包括：

建立一套允许的堆芯运行准则，以规定所述堆芯的安全运行，以避免芯块-包壳交互作用；

选择所述堆芯的若干个燃料棒，所选择的燃料棒对所述运行空间的限制具有控制效应，以及

依照所述准则评价所选择的燃料棒。

5.权利要求3的方法，进一步包括：

评价所述堆芯内的氙分布作为ΔXe参数和氙中值参数的函数，

其中ΔXe参数包括分布于所述堆芯上部的氙量减去所述堆芯下部的平均氙量，以及

其中氙中值参数包括高于整个堆芯的平均氙分布的所述堆芯的中间三分之一处的平均氙分布。

6.权利要求1的方法，其中所述反应堆保护系统的运行限制包括标正常堆芯运行限制和情况II瞬变值限制；以及其中产生所述堆芯运行空间的模型的所述步骤进一步包括：

对所述堆芯运行空间建模作为包括所述多个状态点的坐标网格；

选择对所述运行空间的限制具有控制效应的所述坐标网格上的点作为状态点的所述轨迹，以及

针对所述正常堆芯运行限制和针对所述情况II瞬变值限制对位于所述坐标网格上的所述控制点进行评价。

7.权利要求1的方法，其中每个所述历史点包括选自包括局部燃耗、局部功率水平、所选核子的局部同位素浓度、局部有效冷间隙宽度以及最大允许功率的组中的至少一个历史参数；以及其中针对每个所述燃料棒的至少一个功率历史对所述至少一个历史参数进行评价，以产生所述堆芯内每个所述燃料棒的历史数据。

8.权利要求7的方法，进一步包括：

提供核分析程序，

将所述历史数据引入所述核分析程序，以及利用所述核分析程序，在若干个不同的堆芯运行情况下，对经历一个燃料周期的所述堆芯进行评价，所述堆芯运行情况选自包括100％功率下的基本载荷运行、在缩减功率下延长的运行以及堆芯功率水平频繁变化的频繁载荷跟踪运行的组。

9.权利要求8的方法，进一步包括：

将状态点的所述轨迹的评价与所述历史数据进行比较，以及

为所述堆芯内的安全运行，接受或拒绝所述燃料棒。

10.权利要求1的方法，进一步包括：

利用三维核堆芯功率分布分析以便对所述燃料棒内发生芯块-包壳交互作用的电势进行分析。

11.权利要求1的方法，进一步包括：

提供与所述堆芯的正常运行相关联的状态点以及与情况II事件相关联的状态点作为所述状态点，以及

利用缩减数目的所述正常运行状态点和所述情况II状态点对所述堆芯的所述燃料棒进行建模和分析，以针对芯块-包壳交互作用准确地评价所述堆芯的所述燃料棒，而不需要对所述堆芯的所有所述燃料棒的所有所述状态点进行逐个分析。

12.一种分析核反应堆堆芯内燃料的方法，所述核反应堆堆芯具有反应堆保护系统，所述反应堆保护系统定义所述堆芯的多个参数的若干个运行限制，该方法包括：

选择所述堆芯的要被分析的若干个所述参数；

评价在多个状态点处所选择的参数，每个所述状态点对应预定堆芯条件的一个预定时间点，其中一组所述状态点定义一个历史点，所述历史点代表所述堆芯的一个或多个所述燃料棒的运行历史；

产生所述状态点的坐标网格以准确地对所述堆芯的运行空间建模；

从所述模型的所述状态点选择状态点轨迹，其中当经历预定瞬变值时，状态点所述轨迹的每个所述状态点落于所述反应堆保护系统的运行限制内，状态点的所述轨迹定义所述堆芯的所述运行空间内所述状态点的子集，状态点所述轨迹的选择至少部分地基于一个或多个所述历史点；以及

评价响应于所述瞬变值的状态点的所述轨迹。

13.权利要求12的方法，进一步包括选择选自包括周期时间、氙分布、控制棒位置和功率水平的组中的参数作为所述参数。

14.权利要求12的方法，进一步包括：

评价所述堆芯内的氙分布作为ΔXe参数和氙中值参数的函数，

其中ΔXe参数包括分布于所述堆芯上部的氙量减去所述堆芯下部的平均氙量，以及

其中氙中值参数包括高于整个堆芯的平均氙分布的所述堆芯的中间三分之一处的平均氙分布。

15.权利要求12的方法，进一步包括：

使代表情况II事件的瞬变值作为所述瞬变值，

选择与所述情况II事件瞬变值相关联的状态点作为状态点的所述轨迹，所述瞬变值起始于包括所述堆芯的正常运行空间的每个所述状态点，

分析所述情况II事件对所选参数的影响，以及

确定响应于所述情况II事件发生芯块-包壳交互作用的电势。

16.权利要求15的方法，进一步包括：

建立一套可允许的堆芯运行准则，以规定所述堆芯的安全运行，同时避免发生芯块-包壳交互作用，以及

依照所述准则评价所选择的燃料棒。

17.权利要求12的方法，其中所述燃料包括多个燃料棒；其中每个所述历史点包括选自包括局部燃耗、局部功率水平、所选核子的局部同位素浓度、局部有效冷间隙宽度和最大允许的功率的组中的至少一个历史参数；以及其中针对每个所述燃料棒的至少一个功率历史对所述至少一个历史参数进行评价，以产生所述堆芯内每个所述燃料棒的历史数据。

18.权利要求12的方法，进一步包括：

提供多个延长的燃料棒作为所述燃料，每个延长的燃料棒包括封装于包壳容腔内的多个燃料芯块，以及

利用三维核堆芯功率分布分析以便对燃料棒内芯块-包壳交互作用的电势进行分析。

19.权利要求18的方法，进一步包括：利用所述状态点的所述轨迹，对所述堆芯的所述燃料棒进行建模和分析，以针对芯块-包壳交互作用对燃料棒准确地进行评价，而不需要对所述堆芯的所有所述燃料棒的所有所述状态点进行逐个分析。

20.权利要求12的方法，其中所述方法的至少某些步骤是计算机自动操作的。

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