CN101755308A - 确定关于核反应堆堆芯中功率分布的不确定性分量的方法 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种获得(206)用于任何核反应堆的误差传播不确定性分量(R_U ^N _2p)的方法，核反应堆包括那些旨在设置有测量仪表系统的反应堆，其中没有与所述系统相关的操作反馈。为此目的，本发明包含了对数据的使用(200)，该数据源于参考仪表系统获得的经验反馈，例如，堆芯仪表反应堆系统。经验反馈被用来将扰动应用于理论功率分布模型(201)，所述扰动的空间分布和幅度使得在扰动理论模型和直接从计算获得的理论模型之间观察到的偏差(203)代表在实际过程中观察到的偏差。

Description

确定关于核反应堆堆芯中功率分布的不确定性分量的方法

技术领域

本发明涉及一种确定与核反应堆堆芯的功率分布相关的不确定性分量的方法。根据本发明的方法，确定的不确定性分量是全部不确定性分量之一，称为不确定性E_U ^N，涉及一种用于重建功率分布的一般方法，功率分布用于确定核反应堆的每个操作状态。

本发明的领域一般地为核反应堆。核反应堆，例如压水冷却的核反应堆，包括由燃料组件构成的堆芯，每个组件包含多个燃料棒，尤其是同位素235的微浓缩铀；组件在垂直方向上被按照其纵轴并列布置，也就是，以下的堆芯的高度。

因此，在文档的其余部分，纵轴一般表示z维度，横坐标x和纵坐标y决定了在一个水平面上的核反应堆的一个点。因此可以认为，核反应堆的堆芯被切成了片或轴向截面，厚度由高度z表示；此外，核反应堆的一个点通过其方位角的位置和其径向的位置来确定，其中方位角的位置是基于关于垂直的三维参考系统(x，y，z)的z轴的维度在水平面上限定的角度，并且其中径向的位置由在水平面中所述点和维度的轴之间的距离来限定。

上述组件所释放的功率不是均匀地分布在反应堆体积中，该功率直接与在上述组件中的燃料产生的中子通量相关。在有的点处功率比其他的高，典型的是在反应堆堆芯处的比外围处的高。然后说到热点；它在提供功率的这些点中最接近核反应堆堆芯的设计极限。因此，反应堆堆芯中的功率分布不是均匀的；出于明显的安全原因，称为三维(3D)功率分布的堆芯中完整的功率图的准备是一项基本的操作，因此，也是一项综合的操作。

所以，核反应堆的操作和安全保障就必须确定由铀235原子核的裂变提供的能量，即在核反应堆中每个点的核能。为此，为了估计在反应堆堆芯不同点的功率，需要进行测量。在所有情况下，这个功率估计包括测量堆芯的辐射，特别是中子通量情况。

中子通量的测量总是涉及中子/物质的相互作用，由此产生的粒子可以产生可测量的电流。每吸收一个中子之后，组成传感器的敏感物质的原子就发生变化；然后，这些敏感物质逐步消失。这种消失的速度是根据中子通量的强度和反应发生的概率，它本身直接与有效吸收截面相关。发生的概率越高并且提供的电流越强，速度就越快，另一方面，敏感物质消失，然后，就必须快速的更换传感器。

因此，针对被永久地置于堆芯中的中子传感器提出了至关紧要的敏感物质消耗的问题。

为了应对这个传感器损耗的敏感问题，许多核反应堆设计者选择不将传感器置于堆芯的测量位置，并将后者单独送入反应堆来间歇的获取读数。传统上使用的传感器被称为术语“移动内部仪器”，在后续描述中将被称为RIC系统(反应堆仪表堆芯)。RIC系统的功能是精确测量反应堆堆芯的通量分布，它对于响应时间的要求相对较低。

实际上，RIC系统还与已知为RPN(核反应堆保护)系统的控制系统共存，控制系统位于核反应堆堆芯的外面，负责测量功率分布的几个参数(例如，轴向和方位角失衡)以及功率水平，具有非常好的反应时间，但是，与RIC系统相比，测量的精确程度稍差。由于外部测量和反应堆的实际功率水平之间的比例关系取决于随燃料消耗变化的功率分布的径向分量，RPN系统需要周期性地校准。由RIC系统提供的数据可以用于执行这种校准。

更一般地说，RIC系统有两种明确使用情况：

首先，在启动测试期间或每次重装载组件之后，或在个别测试期间，RIC系统被用于：

-检验在一个循环开始时的功率分布与设计计算的一致性，特别是按照设计假定的热点的值；

-校准RPN系统的探测器；

-探测任何装载误差；

-提供关于用于数据处理代码的限制的通量分布的数据以及用于反应堆堆芯的设计计算的方法。

接下来，在一个循环和在正常操作期间，RIC系统尤其适用于：

-检验功率分布，尤其是热点因子，在设计计算中根据已经为其提供的时间的进展；

-检验和/或校准RPN系统的探测器。

在精度方面，按照惯例，在测量大量组件功率的要求和存在于实际中的真实情况之间选择了折衷，对于每一个仪表位置，在核反应堆容器底部打洞。事实上，折衷的结果是仅有少数仪表组件被选择，这是一种在经济上和科技上有利的解决方案，但是，因此限制了通量分布测量的精度，并且需要有由以下详述不确定性计算给出的裕度的存在，以覆盖三维功率分布，尤其是在热点上的不完善的实验知识。

在实践中，使用了6个移动中子探测器。移动探测器是裂变电离室类型。这种类型的中子传感器包括常规电离室和采用中子敏感的物质铀。移动探测器的电流与探测器中的裂变反应速率成正比，而不是直接与功率成正比；因此，经常更适宜地涉及活动性，而不是功率；针对功率确定的活动性测量的变换阶段随后被引入到进行的测量估计中。这个变换产生特殊的不确定性分量，表示为R_U1 ^N。

移动探测器被开关装置送入称为手套手指的紧管，放置在为此目的挑选出来的60个燃料组件的仪表管中。被选择的燃料组件被称为仪表组件。因此，每个探测器旨在探测10个组件。装置使得选组器起作用以便确保将探测器从一个组件传递到另一个组件。

在这里可以说，获取过程包括一个或多个附加的、所谓的相互校准过程。

实际上，与中子相互作用的敏感物质的数量随探测器持续放射而减少，更准确的是由后者所接受的注量减少。敏感度，即探测器发射的电流和经历的通量之间的比率，随着时间变化：因此，在估计中进行修正是必须的，以便考虑这种变化。每个移动探头与其他的探头进展都不同，因为它接收到的注量根据其探测的组件功率是各不相同的。所以，相互校准过程的功能是允许测量出相对敏感度。敏感度的确定必须在每个完整的通量图之前进行，而且这是强制要求。因此，为了补偿随着消耗由传感器提供的电流减少和保持指示值的恒定，探测器的校准是作用于测量链的电增益的操作。这个操作也使得修正探测器之间的差异成为可能，该差异是由于每个探测器有其自己的电子获取系统。实际上，操作以以下的方式进行：

所有的选组器都朝向所谓的备用位置，从而允许每个探头探测正常地由正上方的行列的探头测量的组件(除循环排列的探头6探测正常地分配给探测器1的探测组件以外)。因此，可以比较在相互校准过程中获得的测量结果，以便确定探头的相对敏感度，并且在测量估计中对其加以考虑。

通量图是指在检查60个被选中的组件期间，由移动内部仪表系统进行的测量估计的结果，即，由所进行的测量确定的关于堆芯在三维中的反应速率的部分分布。

因此，尽管测量了大量的燃料组件的通量分布-大约占组件的30％-但RIC系统没有径向地覆盖整个堆芯。如果热点因子位于非测量组件，它将不被测量。因此，必须补充由移动探测器提供的信息。附加信息由理论计算提供。核反应堆堆芯的三维功率分布的确定，如下所述，总是要求实验数据和计算数据相结合。

不同于RIC，仪表系统可以装备工业堆。例如，这里可能提到的Aeroball系统，是一个使得移动部分起作用的仪表系统，该移动部分由含1.5％的敏感同位素例如，钒的钢珠列组成，其被压缩氮移动在管道中进行循环，然后通过盖子进入容器。当珠子被置于中子通量中时，中子通量测量基于这些珠子的活动；后者活动性的计数依靠放置在容器外面、但是在反应堆建筑中的架子上的固定探测器来实现。还可能提到collectron型系统，意味着电子的收集，它服从下面的物理原理：置于中子通量中，物体可以发射电子。Collectron的创意在于这样的事实，在最简化的维度，提供的电流是高的，在没有外部极化电压的情况下，发射的电子在连续过程中被收集和测量。

这些由功率分布计算、理论计算产生的数据通常对应于基于在通量图创建期间观察到的、再现操作条件的模型计算出来的功率分布。这个计算是在设计办公室进行的。它遵循以下原则：

由裂变探测器测量获得的信号与探测器敏感部分中的裂变速率成比例，即，与有效裂变截面和通量的乘积成比例。因此，必须计算有效裂变截面，以便能够达到探测器的活动率。为了以最可能的方式达到测量的准确条件，使用的理论模型明确的描述了手套手指和仪表管道。通过考虑仪表管道周围的局部情况，并且通过为计算仪表管道通量明确地描述手套手指以及仪表管道，从而计算有效裂变截面。通过细胞代码对每个仪表组件进行计算，例如，本领域技术人员已知的代码名为阿波罗2F。然后，通量分布通过扩展代码来计算，例如，本领域技术人员已知的代码名为“聪明的三维结代码”。然后，计算的数据如下所述：

-每个组件平均功率的三维分布。这个功率分布PM CAL(x，y，z)在转换阶段起作用；

-棒的最大总功率包含了堆芯的活动峰值。对于每个组件，只有一个棒被使用，它携带了最高集成功率。这个表示为P CAL DH(x，y)被用于所谓的重叠阶段，该阶段允许对堆芯的焓上升因子进行计算，表示为FDH；

-总局部最大功率。对于位于z轴的每个平面和对于每个组件，只有一个棒被使用，它携带了最大局部功率。这个表示为P CAL(x，y，z)在重叠阶段起作用，该阶段计算堆芯的热点因子FQ、FXY(z)。

对于这部分，测量功率分布的重建的过程主要包括三个项。

第一项是探测器中的裂变反应速率，也被称为活动性。

第二项包括仪表组件的平均功率和由在这个组件的手套手指中循环的探测器经历的活动性之间的比率。正如已经提及的，不是功率，而是活动性被测量；所以，必须有一种方法使得获得的活动性能够转变为功率，这种方法的一般原则如下所述：由探测器的敏感物质进行的中子吸收反应发生在后者的特征能量带中。对比中子总数，属于这个能量带的中子数量的知识是中子光谱问题。功率/活动性比率是对于所有组件在三维中进行的堆芯计算得到的参数。这些计算既考虑了通过中子计算器-反应系统的局部频谱的影响，又考虑了通量分布。随着燃料消耗，这些比率被更新，以考虑组件内部同位素浓缩的趋势。在这种情况下，一个假设是，在计算值和基于实验获取结果的重建值之间的比率对于两个变量，活动性和功率是相等的。

第三项被称为精细结构项；它允许从一个组件的平均功率继续到这个组件任何棒的功率。为了做到这一点，对于一个给定的组件，假设棒的功率和棒所属组件的平均功率之间的比率不依赖于这个被重建或计算的功率源。此外，将根据在组件周围观察到的计算/测量偏差来进行修正。这个修正导致进行平面型二维线性插值。这个插值被用于每个组件和每个z维度。

此外，为了计算在反应堆的所有非仪表点的重建功率，一个方法允许在堆芯的各点，而不是在实际测量点估计计算/测量偏差。这是以下段落描述的误差传播方法的目的。

误差传播方法，这将在下面解释，开始于运算，该运算首先包括在实际测量值和对于由仪表系统仪表化的每个组件的计算值之间计算偏差。众所周知，考虑到理论计算的存在和前面描述的测量方法，对于每个仪表组件，探测器测量到的活动性值和在尽可能的接近于实验条件的条件下计算出来的相应的值，这存在于每个轴截面。

误差传播方法的功能概括如下：对于每个z维度的平面，它的目标是确定表面Sz，该表面Sz从完整的图的(x，y)中的次数3选出，该完整的图能够表现出整个堆芯中计算的活动性和测量的活动性之间的偏差。应当注意到，这个次数的选择依赖于可用的仪表的密度。这种方法被称为“误差传播方法SFG(归纳的表面)”。

如前所述，这就可能计算出在每个仪表位置测量活动性和理论活动性之间的偏差。然后，假设对于所有的组件，在理论活动性和测量活动性之间，在维度z的偏差分布(x，y)可以被表面Sz(x，y)接近，用次数为k的二维多项式来表示，通过选择值3来为完整的图确定该次数。通过最小化几个变量的误差函数F，表征这个响应平面的特征的多项式的系数被确定，每个变量都是多项式的系数之一。最小化的方法是在每个轴向维度进行的常规最小方差的方法，将先前获得的偏差与利用多项式关于所有的仪表组件计算的偏差之间的差异减到最小。

实际上，对于RIC系统，在60个仪表位置之上和对于每个轴向维度，在原始C/M偏差和响应平面给出的值之间，扩展方法使用最小化偏差的常规方法。因此，在(x，y，z)非分析功能，使得计算在反应堆堆芯所有位置的计算/测量偏差成为可能。然后，这些偏差被用于修正在所有点的理论值。在对于整个堆芯标准化之后，在反应堆整个体积上，功率分布被重建。最后，就好像计算被强制进行以最接近60个测量点，重建的功率分布只能屈从于这种强制。

背景技术

因此，误差传播方法与特殊的不确定性分量相关，表示为R_U2 ^N，它参与对于整个的计算，该不确定性涉及在正被讨论的整个核反应堆上待考虑的裕度的总平衡表。

总的不确定性E_U ^N一般由以下关系式确定，对应于常规二次重新组合：

$E_U^N=\sqrt{{\left({\mathrm{\μ}}_U^N\right)}^2+{\left(R_{U1}^N\right)}^2+{\left(R_{U2}^N\right)}^2+{\left(M_U^N\right)}^2}$ (关系式1)

各不同分量进入关系式1的情况如下：

-在每个组件中的局部三维棒功率分布只能从模拟实验条件的理论模型中推断出来。所以，这个精细结构的不确定性计算μ_U ^N是第一分量；

-既然探测器的响应并非如先前已经指出具有功率类型，而是与反应速率或活动性类型相关，因此，必须假定活动性类型的计算/测量偏差能够变换到功率参数。不确定性分量R_U1 ^N与这个变换假设相关；

-在由探测器覆盖的部分几何区域中观察到的计算/测量偏差在每个堆芯的点处被传播：不确定性分量R_U2 ^N，所谓的误差传播不确定性分量，与相应的算法相关；

-从信号的物理方面和获取过程的整体来看，后面的分量表征探测器，或探测器组合的特性。这些不同的方面被不确定性分量M_U ^N覆盖。

计算误差传播不确定性分量的方法，如在现有技术中所采用的，由图1给出了参考图示。

在这个图中，说明了对于这样的计算，开始于定义为代表未知的待确定的功率分布的实际状态100。正如前面所解释的，在整个反应堆堆芯，在RIC系统的情况下实施一组测量101六十次。与此同时，由于也已经解释过，在设计办公室中准备好的功率分布的理论模型102被使用，它给出了在反应堆堆芯内部的全部功率分布图。

然后，进行到步骤103，在此期间，实际测量值和理论计算预测值之间的偏差或者差异被计算，表示为C/M，这个过程在测量可用的反应堆所有的点处进行。

根据前面提到的误差传播方法，在步骤104，对于核反应堆的所有点，以获得的偏差为基础，表示为(C/M)*的偏差被确定。然后，由误差传播方法可以得到归纳或扩展偏差，这个偏差将被用于每个计算的活动性值，以便获得核反应堆的每个点的估计的活动性值。

就其本身而言，在步骤105中，通过与这个点对应的扩展偏差(C/M)*和原始C/M偏差之间的差异，例如，通过取这些残数的均方根，针对为实验测量的目标的每个点，从被构建的残数中直接计算出扩展不确定性分量(R_U2 ^N)。

最后，在步骤106中，在前面提到的活动性/功率变换步骤之后，在核反应堆堆芯的每个点，估计的功率P_est被确定，对于反应堆堆芯的每个点，值P_est是特定的。

刚刚在前面详细描述过的，误差传播不确定性分量(R_U2 ^N)确定的解决方案可以用于任何可以有效进行测量的核反应堆堆芯，尤其是，通过RIC系统。但是，这样的解决方案不能用于刚刚安装的核反应堆堆芯，它还没有被进行过通量分布测量，还有对于要安装新的仪表系统的现有的核反应堆堆芯也不适用。

这种情况正在改变。最近几年的数据处理的进步实际上已经允许三维堆芯计算模型的普遍使用，不仅在设计办公室，而且在线进行，然后，这些模型被实时地提供了正被讨论的截面的操作参数。与传感器相关的技术发展趋势也使得持续地获得由堆芯中固定位置处的传感器传递的信号成为可能。

因此可以定义新的仪表系统，其目的是在线监视操作裕度。然而，与这些新系统相关的相应的不确定性必然涉及在工业安装之前，即，当缺乏关于这个系统的任何操作反馈时的估计。

正是在上述背景下，根据本发明的方法才是值得关注的：本发明主要涉及对于核反应堆的误差传播不确定性分量R_U2 ^N的确定，该反应堆的新的仪表系统可以使用。在这种情况下，对于确定不确定性分量R_U2 ^N的主要问题：由于被安装的测量系统是崭新的，没有用于确定这个不确定性分量的操作测量。

发明内容

本发明提供了一种解决刚刚提到的问题的方案。在发明中，建议了一种方法，它使得对于任何核反应堆，获得误差传播不确定性分量成为可能，甚至那些将被提供一个没有关于所述系统的操作反馈的测量仪表系统的反应堆。为此目的，在发明中，建议使用来自参考仪表系统的实验反馈数据，例如RIC系统。然后，这些有用的实验反馈被用于向理论功率分布模型施加扰动，所述扰动的空间振幅和分布使得在扰动理论模型和直接由计算产生的理论模型之间观察到的偏差代表在实际上观察到的偏差。

因此，在新的测量系统中操作反馈缺乏的情况下出现的问题，可以通过相当多的由参考仪表获得的实验反馈来解决。由于这个实验反馈基本上为基于三维计算/测量偏差的形式，所以，本发明建议使用理论模型扰动，它的幅度和分布将会使得与原始模型相比，三维偏差代表了这些确实存在于核反应堆堆芯的偏差，其中三维偏差表示为计算/伪测量偏差，在后续将详细解释，在该反应堆中，本发明的方法被应用。

因此，例如，针对将要配备有collectron类型的测量系统的核反应堆堆芯，将基于由RIC系统进行的测量建立扰动理论模型，其中collectron类型的测量系统没有足够的具有面对所述应用所需要的特征的经验反馈，而RIC系统的优势是提供了非常多的经验反馈，从而允许扰动被用于精确定义的完全的理论模型。

因此，本发明主要涉及一种用于确定不确定性分量的方法，一种所谓的误差传播不确定性分量，参加计算与核反应堆堆芯的功率分布相关的全部不确定性。该方法的特征是，它包括不同的步骤：

-建立一个有关核反应堆堆芯的理论功率分布的三维图；它的优势是，三维理论功率分布图对于各种构造的核反应堆堆芯都是可用的。

-建立核反应堆堆芯的扰动描述，扰动描述包括针对核反应堆堆芯的至少多个点，将一个物理扰动参数应用于理论功率分布，使用的物理扰动参数假设从在可比较地设计的核反应堆堆芯上执行的测量获得的值；

-在核反应堆堆芯的扰动描述中，选择一组活动性值或反应速率，被称为伪测量；

-针对与伪测量相关的核反应堆的每个点，确定理论活动性和伪测量之间的初始偏差，理论活动性从核反应堆芯的理论三维图获得，而伪测量从与所述点相关的扰动模型推导出；

-以确定的初始偏差为基础，在整个反应堆堆芯上进行误差传播方法的操作，以便将扩展修正值与核反应堆堆芯的每个点相关；

-对于核反应堆的每个点，确定估计的功率，扩展修正值作为参数参与对所述估计功率的确定；

-针对核反应堆堆芯中相同的多个点，通过计算出所述每个点的估计功率和所述功率的扰动描述之间的差异来计算多个残数；

-以估计残数为基础，确定误差传播不确定性分量。

“核反应堆堆芯的点”的措辞表示将要在准备三维功率分布、功率值或者与所述功率相关的物理参数值的上下文中寻求其属性的核反应堆体积。因此，核反应堆堆芯的每个点与这样一个唯一值相关。本发明的方法特别包含的测量步骤，以允许获得物理扰动参数值，这些值将被用于理论功率分布。

除了刚才在上段中提到的主要特征，本发明的方法还具有以下一个或多个附加特征：

-物理扰动参数在下列参数之中：

-至少有一个控制簇与核反应堆堆芯的其他控制簇未对准；

-缺乏对控制簇定位的精度；

-缺乏慢化剂许可温度的精确性；术语“慢化剂”在一般意义上表示一种使中子减速的轻核形成的材料。它只有轻微捕获的能力以防止浪费中子，而且它应该足够密集以便确保有效地慢化。

-在慢化剂中浓缩硼的不均匀性；

-燃料组件辐射的不均匀性；

-缺乏反应堆堆芯的标称功率的精确性；

-在反应堆堆芯的象限之间的核功率分布中，方位角或径向的不平衡。

-确定估计功率的步骤按照以下方程式进行，包括用于每个所述点的理论功率值Pcal：Pest＝Pcal/(1+(C/PM)*)，这里(C/PM)*代表扩展修正值；

-选定的伪测量被选出用于反应堆堆芯点，在此点将安装测量仪表；

-针对核反应堆堆芯的所有点计算多个残数；

-用于将扩展修正值与核反应堆堆芯的每个点相关的误差传播方法，根据仪表的密度，具有次数为3或2的SFG扩展方法的类型；SFG传播模式是一个扩展模式，主要的优点是简单和强壮。在实现的其他示例中，选择了另外的传播模式，特别是在中子计算的内部循环中，计算/测量偏差修正参数的模式；因此，参数将被修改，例如，可以成为有效的截面、局部密度...；

-先前所进行的测量可以使用RIC类型的系统获得。

“可比较地设计的核反应堆堆芯”的措辞意味着核反应堆堆芯的结构，特别是按照燃料组件的一般布置，具有与本发明所使用方法的核反应堆堆芯相类似的重要元件。所以，本方法可以在无差别的2循环(121个组件)，3循环(157个组件)，4循环(193个组件)，4循环N4(205个组件)和EPR(241个组件)堆芯的情况下使用。仪表组件的数量和反应堆堆芯中仪表组件总数之间的比率接近30％(30/121＝0.25，50/157＝0.32，58/193＝0.30以及60/205＝0.29)，EPR的比率除外。在EPR的情况下，这个比率是40/241＝0.17。本发明的方法基本上使用相同的仪表，以量化扩展因子在这个比率的大量减少的影响。所以，这个量化的执行是针对从58个仪表通道转换到42个(在从将16个collectron棒引入到引导管中而得到的补充RIC配置的上下文中，其中引导管通常由移动探头监视：42/193＝0.22以及42/58＝0.72)，以及针对从58个到16个(在前面提到过的collectron配置的上下文中)。

通过对下面描述和附图解释的阅读，将更好的理解本发明和它的各种应用。

附图说明

所图示的这些仅仅是作为引导而不是限制本发明。图中给出：

-图1示出了一个已经在前面解释过的方法的不同步骤的图示，该方法是在反应堆堆芯中观察的C/M偏差扩展的方法；

-图2示出了根据本发明执行C/M误差传播方法的示例的不同步骤的图示，在核反应堆堆芯的部分区域观察的C/M偏差的堆芯中每个点的扩展。

具体实施方式

图2示意性的说明了实现根据本发明的用于计算误差传播不确定性分量方法的示例。为了展示现有技术方法和根据本发明确定这个不确定性分量的方法之间的不同，当后者由本发明的方法产生时，被标记为R _U2p ^N 。

在该图中，示出了在根据本发明的方法中，开始于所谓的扰动状态200，其对应于理论功率扰动模型201，针对该模型至少一个物理扰动参数被应用于核反应堆堆芯的每一个点。在实现根据本发明的方法的一个特殊模式中，是针对核反应堆堆芯的所有点应用了这样的扰动。

例如，待应用的物理扰动对应于一个或多个如下的物理参数：

-在核反应堆堆芯中，至少有一个与其他控制簇相关的控制簇未对准；

-缺乏对控制簇的定位精度；前两个物理参数与这个事实相关，即，控制簇被复杂的机械系统移动，控制簇通常通过反应堆堆芯的顶部引入，被用于控制反应堆堆芯的功率--乃至当有严重故障时，完全关闭后者--这些控制簇的位移的精度和更确切地相对位移；

-缺乏慢化剂许可温度的精确性；

-浓缩硼的不均匀性；

-燃料组件辐射的不均匀性；

-缺乏反应堆堆芯的标称功率的精确性；

-在反应堆堆芯的象限之间，方位角或径向的核功率分布中的不平衡。

它的优点是，使用的扰动值来自从核反应堆堆芯获得的实验数据的数据库，它与应用了根据本发明方法的核反应堆相类似。显示出的相似性主要涉及反应堆堆芯内部燃料组件的空间组织，例如，观察到的对称分布中的相似性。另一方面，具有同样类型的测量仪表，对于应用了根据本发明方法的核反应堆堆芯不是不可缺少的。因此，有可能使用通过RIC系统收集到的实验结果来确定被用于核反应堆堆芯点的扰动，该堆芯点安装了不同类型的测量仪表系统，例如，aéroball或collectron类型。

根据本发明图示的方法，在步骤202中，在定义核反应堆堆芯扰动状态的值中，一组称为伪测量的活动性或反应速率的值被选出；然后，在步骤203，对于与选择的伪测量相关的核反应堆的每个点，一个表示为(C/PM)的，在理论反应速率和相应的伪测量之间的初始偏差被确定。

在步骤204，以确定的初始偏差为基础，误差传播方法的操作被实施于整个核反应堆，以便将表示为(C/PM)*的扩展修正值与核反应堆堆芯的每个点相关。

在步骤205，核反应堆的每个点的估计功率被确定，扩展修正值作为参数参与所述估计功率的确定。

然后，根据本发明的方法，在步骤206，有可能针对核反应堆堆芯点的至少多个点，通过计算所述点的估计功率和这个功率的扰动情况之间的差异来计算多个残数；然后，以估计的残数为基础，建立误差传播不确定性分量R_U2p ^N，例如，通过计算它们的均方根值。它的优点是，针对核反应堆的所有的点计算残数。

因此，关系式1定义了重建不确定性E_U ^N最终的重新组合，E_U ^N产生于被用于三重态(堆芯的实际构造，模拟理论构造，C/M偏差)的过程，关系式1被等式2所替代，等式2定义了以新的三重态(扰动理论构造，初始理论构造，C/PM偏差)为基础的相同的重新组合。

然后，关系式1变成了：

$E_{\mathrm{Up}}^N=\sqrt{{\left({\mathrm{\μ}}_U^N\right)}^2+{\left(R_{U1}^N\right)}^2+{\left(R_{U2p}^N\right)}^2+{\left(M_{\mathrm{Up}}^N\right)}^2}$ 等式2

这个关系式的指数p最具重要性：它主要涉及明确地区别于为最终重新组合的上游(upstream)的三重态。

关系式2的术语(E_Up ^N)与关系式1的不确定性(E_U ^N)有相同的意义。它由相同的术语组成。通过仪表系统的变化，赋值为第一阶的两个因子明显为表征使用的探测器的特征的分量(M_U ^N)和覆盖从部分区域上的实验数据到堆芯中每个点的最大的局部三维功率的转换的分量(R_U2 ^N)。

组件(R_U2 ^N)将一直受到仪表系统变化的影响。通常它的估计是基于通过采用的误差传播算法在由可用仪表监视的点获得的扩展偏差(C/M)*和在真实测量点的初始偏差C/M的比较。因此，这种比较包含实验参考的存在，这种参考在所有情形中的一部分。

为了减少该部分的特征，根据本发明的方法允许在全部范围内做比较。现在，分量R_U2p ^N通过比较在堆芯每个点重建的局部三维功率分布和在根据本发明的方法的范围内确定的等效的参考分布来估计。

此外，还可以说，在监视正在运行的反应堆期间，为了使C/PM偏差分布代表实际观察到的C/M偏差，用于一般模型的扰动类型和幅度必须被正确的定义。

这个定义需要通过真实的参考基础的结构，该真实的参考基础从在运行的反应堆装载的组件类型和在反应堆中这些组件度过的时间的管理方法的两方面最大地覆盖该构造。

伪测量组的定义是赋予参考模型的目标之一。因此，重要的是这些组应该与针对分析的每个仪表系统在线实际观察的组尽可能地接近。

因此，同时必须考虑这些系统的所有特征和这些特征对于RIC参考系统的响应的影响。这些影响相关于：

a)仪表通道的径向密度变化(对于常规4循环堆芯的补充RIC配置的58→42通道，和对于这种类型的堆芯的collectron配置的58→16)；

b)探测器类型(RIC情况下的铀235和collectron情况下的铑103)：

c)在collectron类型探测器的情况下的测量点的轴向分布中的变化(65连续轴向截面→8不连续轴向截面)，因此，需要轴向截面转换；

d)实验不确定性特征M_U ^N。

o在RIC类型信号的情况下，这种不确定性只包含不依赖于时间的局部三维部分。

o在collectron情况下，重要的是考虑这种不确定性的三维和二维分量(每个棒)和在磨损过程中它的变化。

一方面为了尽量减少构建的扰动构造的数量，另一方面，为了进一步巩固与真实试验基础的联系，对于根据本发明的方法的第一个实际应用，选择了使用一种与参考仪表相关的不同的方法。

CFM(移动裂变室)类型的内部仪表实际上被认为是一个参考仪表，理由如下：

1.其轴向分辨率(1获取/mm)；

2.其自校准(多个探测器能够监视同一个通道)；

3.其与时间无关的精确度(微不足道的偏差，因为探测器每个月大约只被照射1小时)；

4.在目前的3-循环和4-循环堆芯的情况下，几乎完全覆盖了每个象限；

5.最终的不确定性(E_U ^N)，它被很好的控制，且依赖于相当数量的实验基础。

因此，按照下列关系进行重新组合：

${\left(E_U^N\right)}_{\mathrm{SchX}}={\left(E_U^N\right)}_{\mathrm{REF}}+{\left(\mathrm{\Δ}{E}_{\mathrm{Up}}^N\right)}_{\mathrm{SchX}}^{\mathrm{REF}}$ 关系式2a

术语SchX是指“配置X”，被用于任何不同于参考仪表系统(被记为术语REF)的仪表系统。关系式2a的修正项(ΔE_U2p ^N)_SchX ^REF定义了这个不同的重新组合被用于：

${\left(E_{\mathrm{Up}}^N\right)}_{\mathrm{REF}}=\sqrt{{\left({\mathrm{\μ}}_U^N\right)}^2+{\left(R_{U1}^N\right)}_{\mathrm{REF}}^2+{\left(R_{U2p}^N\right)}_{\mathrm{REF}}^2+{\left(M_U^N\right)}_{\mathrm{REF}}^2}$ (关系式3)

和

${\left(E_{\mathrm{Up}}^N\right)}_{\mathrm{SchX}}=\sqrt{{\left({\mathrm{\μ}}_U^N\right)}^2+{\left(R_{U1}^N\right)}_{\mathrm{SchX}}^2+{\left(R_{U2p}^N\right)}_{\mathrm{SchX}}^2+{\left(M_U^N\right)}_{\mathrm{SchX}}^2}$ (关系式4)

这个修正项不只包含差异(ΔR_U2p ^N)_SchX ^REF，而且包括那些由探测器的变化或探测器的组合产生的差异，因此，例如，变量(ΔR_U1 ^N)_SchX ^REF，(ΔM_U ^N)_SchX ^REF和/或(ΔX_U ^N)_SchX ^REF，X表示一个只存在于构造SchX的不确定性因子。

从重建功率分布的角度来看，分量R_U2p ^N保留了任何仪表系统的特征指示。所以，差异(ΔR_U2p ^N)_SchX ^REF在计算不确定性E_U ^N时，是决定参数，而且，已经针对所有的扰动基础构造进行了分析。

在差异(ΔR_U2p ^N)_SchX ^REF中观察到的变化在很大程度上是通过伪测量的三维噪声过程的因子M_U ^N的结果。实际上，这个差异被定义为通过使用统计学方法的最终重新组合的上游。

它的优点是，本发明规定了，一旦借助于新的测量系统获得的真实测量可用，则基于获得的实际测量比较根据此发明的方法获得的结果以确定误差传播不确定性分量并且比较依照传统方法获得的结果以确定不确定性分量。因此，检验了根据本发明的方法估计的不确定性并没有被带入问题中。

Claims (7)

1.一种方法，用于确定不确定性分量(R_U2p ^N)，所谓的误差传播不确定性分量，其参与计算与核反应堆堆芯的功率分布相关的全部不确定性(E_Up ^N)，所述方法的特征在于包括如下的不同步骤：

-建立(201)所述核反应堆堆芯的理论功率分布的三维图；

-建立(200)所述核反应堆堆芯的扰动描述，扰动描述包括针对核反应堆堆芯的至少多个点，将至少一个物理扰动参数应用于所述理论功率分布，应用的物理扰动参数假设从针对可比较地设计的核反应堆堆芯进行的测量获得的值；

-在核反应堆堆芯的扰动描述中，选择(202)一组活动性值或反应速率，称为伪测量；

-针对与伪测量相关的核反应堆的每个点，确定(203)在从核反应堆堆芯的理论三维图获得的理论活动性值和与所述点相关的伪测量之间的初始偏差；

-以确定的初始偏差为基础，对整个反应堆堆芯执行(204)误差传播方法的操作，以便将扩展修正值与核反应堆堆芯的每个点相关；

-针对核反应堆堆芯的每个点，确定(205)估计的功率，扩展修正值作为参数参与所述对估计功率的确定；

-通过针对核反应堆堆芯的相同的多个点，计算出所述每个点的估计功率和所述功率的扰动描述之间的差别来计算多个残数；

-基于计算的残数确定(206)误差传播不确定性分量。

2.根据前述权利要求所述的方法，其特征在于，所述物理扰动参数在如下参数之中：

-至少一个控制簇与所述核反应堆堆芯的其他控制簇未对准；

-缺乏对控制簇定位的精度；

-缺乏慢化剂许可温度的精确性；

-浓缩硼的不均匀性；

-燃料组件辐射的不均匀性；

-缺乏反应堆堆芯的标称功率的精确性；

-在反应堆堆芯的象限之间的核功率分布中，方位角或径向的不平衡。

3.根据前述至少一个权利要求所述的方法，其特征在于，确定估计功率的步骤按照以下等式进行，包括用于所述每一个点的理论功率值Pcal：Pest＝Pcal/(1+(C/PM)*)，其中(C/PM)*代表扩展修正值。

4.根据前述至少一个权利要求所述的方法，其特征在于，选择的伪测量被选出用于将要安装测量仪表的反应堆堆芯的点。

5.根据前述至少一个权利要求所述的方法，其特征在于，针对核反应堆堆芯的所有点计算残数。

6.根据前述至少一个权利要求所述的方法，其特征在于，用于将扩展修正值与核反应堆堆芯的每个点相关的误差传播方法，根据仪表的密度，具有次数为3或为2的SFG扩展方法的类型。

7.根据前述至少一个权利要求所述的方法，其特征在于，先前进行的测量已经利用RIC类型的仪表系统获得。

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