CN101939795B

CN101939795B - 确定表征核反应堆的可操作性的参数的值的方法、确定系统、计算机程序和相应的载体

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Publication number: CN101939795B
Application number: CN200880126186.8A
Authority: CN
Inventors: G·安德烈·普约; B·朱利安; J-L·穆勒瓦
Original assignee: Framatome ANP SAS
Current assignee: Areva NP SAS
Priority date: 2007-12-07
Filing date: 2008-11-21
Publication date: 2014-01-22
Anticipated expiration: 2028-11-21
Also published as: FR2924852B1; WO2009071817A3; US20100260300A1; JP5753383B2; ZA201003901B; CN101939795A; EP2218078B1; EP2218078A2; WO2009071817A2; KR20100082804A; FR2924852A1; JP2011506920A; US9997263B2

Abstract

方法包括在反应堆的同一运行周期期间，周期地执行以下步骤：a)根据由存在于所述反应堆(1)内传感器(21A-21D)所提供的测量结果，计算堆芯(2)内的局部功率三维分布；b)模拟应用于所计算的局部功率三维分布中的至少一个偶发的功率瞬变；c)通过热机计算，在模拟的功率瞬变期间识别最可能出现包壳的破裂的至少一个棒；以及d)通过对已识别的棒的热机计算，确定表征反应堆的可操作性的参数的值。

Description

确定表征核反应堆的可操作性的参数的值的方法、确定系统、计算机程序和相应的载体

技术领域

本发明涉及一种用于确定表征核反应堆的可操作性的参数的值的方法。

本发明例如应用于压水反应堆。

技术背景

常规地，这种反应堆的堆芯内装载有核燃料组件。

每个燃料组件包括一束核燃料棒，其中所述燃料棒包括包覆核燃料芯块的包壳。

尤其在一些国家例如法国，其80％的电力由核反应堆生产，改变由核反应堆提供的总功率，以便适应于由这些反应堆供电的电网的需求，可能是有利的。

尤其是，如果需要在恢复到额定总功率之前，在电网需求较低的长时期内，希望能够以较小的总功率运行反应堆。

因此，每个反应堆的这种使得其容量能够得到较好使用的使用方法不应引起任何安全问题。

众多现象中，芯块/包壳相互作用(法语表述为IPG或英语表述为PCI)。

实际上，当反应堆以其额定总功率PN运行时，核燃料棒，根据领域中使用的术语，将被处理(conditionner)。

对于一个给定的燃料棒，其处理通过由于包壳的蔓延和芯块的膨胀而导致芯块与包壳之间的径向间隙的封闭(fermeture)来表征。

尽管在相当低的应力水平下因为在包壳内部的热机平衡使得在永久状态期间包壳没有破裂的危险，相反一旦棒提供的功率出现急剧变化，危险就会产生。

实际上，局部功率增加导致棒的温度增加。鉴于氧化铀基的芯块与锆合金制成的包壳之间的机械特性(热膨胀系数，杨氏模量)的差别以及温差，芯块将比包壳膨胀的更多，并且将其变形强加于包壳上。

此外，在包壳与芯块之间的空间内腐蚀性的裂变产物，如碘，产生应力下的腐蚀条件。因此，在总功率瞬变发生期间，由芯块强加于包壳上的变形可能引起包壳的破裂。

然而，出于安全原因，包壳的这种破裂是不容许的，因为包壳的破裂可导致裂变产物被释放在核反应堆的一次管路内。

专利申请EP-1556870描述了一种能够使用IPG现象确定核反应堆的运行参数的极限值的方法。更准确地，确定的极限值是这样的：如果出现偶发的总功率瞬变——其表现为全部堆芯内局部功率的增加，IPG现象将不会导致核燃料棒的包壳破裂。

本方法因此可限定核反应堆可以安全运行的使用领域，即便出现瞬时功率事件。还可以引进警报以检验在核反应堆运行期间不会超过确定的极限值。

就核反应堆的具体运行方式而言，IPG现象是尤其不利的。它涉及扩展简化功率运行(Fonctionnement Prolongé à PuissanceIntermédiaire)(FPPI)，其英语表述则为Extended Reduced PowerOperation(ERPO)。

在法国，扩展简化功率运行更准确地定义为反应堆在永久状态下以总功率PI例如在一个给定的24小时的周期内超过8小时的累积持续期内运行，该总功率PI小于或等于例如大约其额定功率PN的92％。

此操作方式的作用在于使燃料棒去处理(déconditionner)。

当总功率减少时，功率局部地将减少。由此导致每个燃料棒的芯块以及包壳内的温度将降低，这导致这些元件的热膨胀减低。每个芯块的热膨胀系数大于相关的包壳，因此芯块恢复更大的绝对膨胀。

对于给定的局部功率的减少，所述现象被以下事实进一步加强，每个芯块内的温度变化大于包壳中的温度变化。

因此，当以FPPI方式运行时，对于其中尚未建立包壳与芯块之间的接触的棒，径向间隙会增大。对于其中间隙被封闭的棒，间隙被重新打开。

如果间隙被重新打开，由于压力作用，存在朝向包壳内部的压缩蠕变(fluage en compression)。在以FPPI方式运行期间，若发生偶发的功率瞬变而在包壳内产生应力，其应力值，同反应堆以额定总功率运行时出现瞬变相比，更大。

当反应堆以FPPI方式运行时，IPG现象所导致的破裂的风险因此增加。

为了允许核反应堆的操作人员测评FPPI方式可应用程度，而不至损坏燃料棒包壳的完整性，期限K被引入。

此参数——其表征核反应堆的可操作性——由以下方程式限定：

K = K_{0} - \underset{i}{Σ} A_{i} T_{i} + \underset{j}{Σ} B_{j} T_{j}

其中K₀是期限(crédit)K的初始值；

A_i是由去处理的定律计算得出的去处理系数；

T_i是在FPPI方式的使用阶段i的持续期；

B_j是由再处理的定律计算得出的再处理系数；

T_j是在FPPI方式运行期间之后的以额定总功率运行中阶段j的持续期。

根据上述方程式，根据以FPPI方式和额定总功率的连续运行阶段，操作人员能够计算出期限K的值在一个周期内的变化。

期限K的值越低，操作人员使用FPPI方式的可能性越低；当期限K值为零时，操作人员不能再以FPPI方式运行反应堆，而应仅以额定功率运行反应堆或停堆反应堆。

为了增加期限K的值，操作人员可选择在一定的持续期间以额定总功率运行反应堆。

该方程式的建立，尤其是系数A_i和B_j的建立——其持续近两年的时间，需要多个处理器并行长达数月的重要计算。

鉴于计算系数A_i和B_j的复杂性，期限K值的确定可通过采用一般的方法，针对一个反应堆、燃料组件以及数据管理而实现，所述方法考虑多个因素。

尽管期限K的使用能够保证核反应堆安全操作，不幸的是，其将导致反应堆的可操作性受限。

发明内容

本发明的目的在于通过提供一种确定表征核反应堆堆芯的可操作性的参数的值的方法，以解决上述问题，所述方法能够提高核反应堆的可操作性，同时确保其安全运行。

为此，本发明的目的在于一种确定表征核反应堆的可操作性的参数的值的方法，所述堆芯包括核燃料组件，每个核燃料组件包括核燃料棒，在燃料棒中核燃料被封入包壳之内。

所述方法包括在核反应堆的同一运行周期期间，周期地执行以下步骤：

a)根据由存在于所述核反应堆内传感器所提供的测量结果，计算所述堆芯内的局部功率的三维分布；

b)模拟应用于所计算的局部功率的三维分布中的至少一个偶发的功率瞬变；

c)通过热机计算，在模拟的功率瞬变期间识别最可能出现包壳的破裂的至少一个核燃料棒；以及

d)通过对已识别的核燃料棒的热机计算，确定表征核反应堆的可操作性的参数的值。

按照特定的实施方式，所述方法可包括单独的或按照在技术上所有可行的组合而采用的一个或几个下述特征：

-步骤c)包括一个子步骤c1)，所述子步骤c1)用于计算在模拟的功率瞬变期间，表征在每个核燃料棒(24)的包壳(33)内的应力状态的参数的最大值；

-子步骤c1)中，通过将根据预先计算出的值进行关联或内插，计算在核燃料棒的芯块与核燃料棒的包壳之间的接触压力；

-以小于一个月的时间步长周期地执行步骤a)至步骤d)；

-以小于一周的时间步长执行步骤a)至步骤d)；

-以小于一天的时间步长执行步骤a)至步骤d)；

-所述核反应堆为压水核反应堆；以及

-所述方法使用已确定的值操纵和/或控制核反应堆的运行的一个步骤e)。

本发明的目的还在于一种确定表征可操作性的参数的值的系统，其特征在于，所述系统包括用于实施如以上定义的方法的步骤的装置。

根据一种变型，所述系统包括至少一个计算机和多个存储装置，在所述存储装置中存储有至少一个程序，所述程序用于执行由所述系统实施的确定方法的步骤。

本发明的目的还在于一种计算机程序，所述机算机程序包括用于执行如以上定义的方法的步骤的指令。

本发明的目的还在于一种载体，所述载体能够在计算机中使用，并且在所述载体上记录有如以上定的机算机程序。

附图说明

通过阅读以下仅以实施例给出的说明，并参考附图，将更好地理解本发明，其中：

-图1是示出压水核反应堆的示意图。

-图2是图1的反应堆堆芯的燃料组件的示意的侧视图。

-图3是图2的组件的燃料棒的示意的纵剖面图。

-图4是示出图1的反应堆中的实施方法的连续步骤的流程图。

具体实施方式

图1示意地示出压水核反应堆1，其通常包括：-堆芯2，

-蒸汽发生器3，

-耦合到电力发电机5的涡轮机4，以及

-冷凝器6。

反应堆1包括一个一次管路(circuit primaire)8，该一次管路8装配有泵9，并且加压水在该一次管路8中沿图1中箭头所指示的路径循环。加压水尤其穿过堆芯2上升，以便在该处被再加热，确保堆芯2的冷却。

一次管路8还包括加压器10，该加压器10使得在一次管路8中循环的水被加压。

一次管路8中的水也供给蒸汽发生器3，水在蒸汽发生器中被冷却，确保在二次管路12中循环的水的蒸发。

发生器3所产生的蒸汽被二次管路12朝向涡轮机4引导，之后朝向冷凝器6引导，所述蒸汽在冷凝器处通过与在冷凝器6中循环的冷却水的直接热交换被冷凝。

二次管路(circuit secondaire)12在冷凝器6的下游包括泵13和再加热器14。

也通常地，堆芯2包括装载于容器18内的核燃料组件16。图1中显示了单个组件16，而堆芯2例如包括157个组件16。

反应堆1包括控制棒束20，该控制棒束被布置在容器18内一些组件16上方。图1显示单个控制棒束20，而堆芯2例如可包括大约60个控制棒束20。

通过机构22可移动控制棒束20，以将控制棒束引入燃料组件16中，燃料棒束悬于燃料组件16的上方。

通常，每个控制棒束20包括棒，棒包括一个或多个吸收中子的材料。

因而，每个棒束20的竖直移动能够调节核反应堆1的反应性，并按照控制棒束20在燃料组件16中的贯入度允许由堆芯2提供的总功率P从零功率到额定功率PN变化。

这些棒束20中的一些用于保证调节堆芯2的运行，例如对其功率或者温度进行调节，并被称作控制棒束。另一些仅用于停止反应堆1，因此被称作停堆棒束。

棒束20按照其种类及用途被组合成组。例如，对于900MWe型的反应堆，其组被称为组G1，G2，N1，N2，R，SA，SB，SC，SD...

反应堆1还包括一定数量的传感器，该传感器用于测量反应堆的操作参数的实际值，尤其是热电偶21A和21B，热电偶21A用于测量一次管路中水在容器18的出口处的平均温度，而热电偶21B用于测量一次管路中水在容器18的入口处的平均温度。

再通常地，核反应堆1包括用于测量中子通量的外部腔室21C，所述外部腔室21C布置在堆芯2的容器18周围。外部腔室21C——通常被称为“外部堆芯腔室”(“chambres excore”)——的数量和位置随反应堆1的型式而变化。

又通常地，反应堆1包括布置于堆芯2内组件16上方的热电偶21D，该热电偶21D用于测量一次管路中水在组件16的出口处的温度。图1显示了单个外部腔室21C以及单个传感器21D。

堆芯外部腔室21C和热电偶21D提供关于堆芯局部功率的轴向分布和径向分布的信息，其中轴向分布即垂直方向的分布。

为了校准不同的传感器，尤其是腔室21C和热电偶21D，反应堆还包括被称作“内部堆芯”(“incore”)的仪器(未示出)，所述仪器包括固定于软电缆末端的活动探针，以便将其插入某些组件16的测量通道的内部。这些探针规则地引入堆芯内以相对于探针所测的实际值重新校准不同传感器所测的数值，并因此校准反应堆1的不同的传感器。

如图2所示，每个组件16通常包括燃料棒24的栅格和用于支撑燃料棒24的骨架26。

骨架26通常包括下连接件28，上连接件30，和连接两个连接件28，30并用于接收控制棒束20的导管31，以及间隔栅格32。

如图3所示，每个燃料棒24通常包括管状包壳33，包壳的下端由下端塞34封闭，包壳的上端由上端塞35封闭。棒24包括一系列芯块36，该芯块36被堆叠在包壳33中并支靠下端塞34。保持弹簧40布置在包壳33的上部，以便支靠在上端塞35和上芯块36上。

通常地，堆芯36以铀氧化物为基础，而包壳33由锆合金制成。

图3中，相应于在生产之后和放射之前的燃料棒24，在芯块36与包壳33之间存在径向间隙J。这更具体地由图3的放大的圆圈部分示出。

当燃料棒被处理以及再处理时，该间隙J封闭，而当燃料棒去处理时，该间隙则开启。

如图1所示，反应堆1还包括一个数据处理系统40，以确定表征核反应堆1的可操作性的参数。例如，所述系统40的应用更为普遍，以操纵并控制核反应堆1的运行。

所述系统40包括，例如，包含一个或多个处理器的信息处理单元42，数据存储装置44，输入/输出装置46和可选择的显示装置48。包括例如一个或多个存储器的存储装置存储一个或多个计算机程序，以执行下述步骤。

系统40与用于测量核反应堆1的运行参数的不同的传感器相连接，包括传感器21A至传感器21D。

在以下给出的例子中，通过系统40计算的测量反应堆1的可操作性的参数是参数Δ，该参数Δ定义如下：

Δ＝(σ_θ-σ_γ)_lim-(σ_θ-σ_γ)_sup

其中，σ_θ是在包壳33中的周向和法向上的应力；

σ_γ是在同一包壳33中的径向和法向上的应力；

(σ_θ-σ_γ)_sup是堆芯2中的棒24之间的(σ_θ-σ_γ)所达到的最大值；

(σ_θ-σ_γ)_lim是(σ_θ-σ_γ)的极限值，在该极限值之外包壳33发生破裂。

例如在文献EP-1556870所述，已对该极限值进行确定。

参考图4的流程图，现在由描述系统40实施的方法来确定Δ值。

所述方法涉及在核反应堆1的一个运行周期期间规则地执行包括步骤50，52，54和56的循环。执行一个所述循环的时间步长可能小于一个月，一周或一天。

在第一步骤50中，系统40计算相关时间步长内，堆芯2内的局部功率三维分布。

更准确地，通过一种中子计算软件，对堆芯2内的局部功率三维分布进行初始的粗略计算。所使用的中子计算软件可以为常规软件，例如，AREVA NP公司的SMART软件(已注册商标)。

所述粗略计算例如在以下基础上来保证：

-堆芯2的负载特性，即堆芯2中组件16的布置和特征，例如，存储器件44的存储特性；

-例如利用热电偶21A和21B提供的测量值，由系统40以常规方法设立的堆芯2的平均热功率；

-由热电偶21B测量的水在容器18的入口处的平均温度；

-储存于存储装置44中的控制棒束20的参考位置。；

-在预先执行步骤50，52，54和56的循环期间所确定的局部功率分布。

利用外部腔室21C和热电偶21D测得实际值，初始的粗略计算结果然后可通过调整如此计算的数值得到细化(affiner)。

随后细化的粗略计算的使用，使得能够获得堆芯2的局部功率的三维分布的良好图像，在此期间其与确定Δ值的方法的实施频率相一致。

然后，在步骤52中，系统40，例如使用上述中子计算软件模拟总功率瞬变。

优选地，模拟的瞬变为被称为种类(catégorie)2的偶发的瞬变，其导致堆芯2中最显著和最快速的功率变化。

该瞬变可以为，例如：

-负载过量增加；

-当反应堆1处于受控状态时，控制棒束20的组不受控制的保核收缩(retrait)；

-束20下降。

负载过量增加相当于蒸汽发生器3内的蒸汽流速的快速增加。这种增加引起堆芯2的热功率与蒸汽发生器3的负载之间的不平衡。这种失衡导致一次管路8的降温。由于借助于控制棒束20对芯堆2的平均温度的慢化效应和/或调节效应，反应性以及因而核通量在芯堆2中增加。因此由堆芯2提供的总功率P快速增加。

为了模拟所述瞬变，假设发生器3中的蒸汽流速从其初始值增至二次管路12的特性所允许的最大值。所述增长对于所研究的功率等级还足够慢，以便防止核反应堆因加压器10的低压力而自动停堆。

反应堆运行时，控制棒束20的组的不受控制的保核收缩导致反应性不受控制的增加。由此导致堆芯2的总的核功率P以及热通量快速增加。直至二次管路12的释放阀或安全阀打开，蒸汽发生器3中热消散增加比比一次管路8中释放功率慢。由此导致一次管路8内温度及水压的增长。为了模拟这种瞬变，假定功率组以72步/分钟的最大速度移除，直至其被全部移除。

若一个或多个控制棒束20下落到堆芯2内，由此导致堆芯2的反应性和总功率P立即降低。在无保护作用的情况下，如此在一次管路8与二次管路12之间产生的不平衡，使得水进入堆芯2的温度降低以及由逆反应和温度控制所产生的中子功率的增加，直到在一次管路8和二次管路12之间达到新的平衡。控制棒束20下落的存在导致功率的径向分布的变形，而控制组的移除则导致功率的轴向变化。

随后，在步骤54中，系统40将确定在步骤52模拟的功率瞬变中受到最大应力的棒24。

所述确定通过一种分类软件(logiciel de tri)实现。

更准确地，在步骤54中将计算表征每个燃料棒24的包壳33内应力状态的参数的值，例如，(σ_θ-σ_γ)的值

在所描述的例子中，表征应力状态的参数以及表征反应堆的可操作性的参数基于相同的物理参数差值(σ_θ-σ_γ)。然而情况并非必须如此，所述两个参数可基于物理量或者彼此不同却互相协调的物理量函数。

所述计算，例如，关于每个棒24，通过在其处理和/或去处理以及模拟的每个功率瞬变的整个期间，重复以下循环来保证的，所述循环以下子步骤：

-依照在前次执行循环期间确定出的(σ_θ-σ_γ)的值计算棒24的包壳33和芯块36的新尺寸；

-计算在新时间步长期间所释放的裂变气体的摩尔数；

-计算在新时间步长期间包壳33内部的压力的合力增加(I’augmentation résultante)；

-计算芯块36与包壳33之间的接触压力，所述接触压力是由于新时间步长期间新尺寸导致的，尤其是由于线性功率的变化以及棒24中核燃料的燃烧速率导致的；

-依照计算得出的新接触压力值、计算得出的新内部压力值和计算得出的新尺寸计算新(σ_θ-σ_γ)值。

关于释放的裂变气体摩尔数、内部压力和接触压力的计算，并非通过相应方程的显示转化(résolution explicite)而是通过相关性而进行的。

更准确地，使用关联性以允许确定与已知条件(线性功率，燃耗)下相同已知变量的值一致的有关变量的值。所述已知值来自，例如，一个热机计算软件所构建的数据库。这种软件可为一种常规软件，如AREVA NP公司的COPERNIC软件(已注册商标)。

步骤54所使用的分类软件，优选为相同热机计算软件的简化版。

基于相同方式的所述软件的使用以实施步骤52与步骤54，使得能够保证方法的耐用性和可靠性，所述方法用于确定表征核反应堆的可操作性的参数的值。

关联性的使用，而非显示计算的使用，可在较短时间周期内执行必要的计算，其中所述时间周期与用于确定Δ值所采用方法的时间步长一致。在其它变型中，可使用插值法代替关联法。

执行步骤54的循环后，可知对于每个模拟的功率瞬变，(σ_θ-σ_γ)的最大值(σ_θ-σ_γ)_max的粗略估计在每个棒24中达到。

根据所述最大值，系统40能够识别在功率瞬变期间受到最大应力的棒24。

然后，在步骤56中，系统40对在步骤54中受到最大应力的棒24，进行完整的热机计算。

所述计算通过一种常规的热机计算软件进行，例如，AREVANP公司的COPERNIC软件。

所述完整的热机计算可用于确定(σ_θ-σ_γ)_sup的值，并因此计算Δ的实际值。所述实际值尤其可以例如通过显示装置48提供给负责反应堆1的操作人员。

而后，操作人员便可以了解其能够在FPPI方式下运行反应堆的程度，或者其是否应在额定总功率PN下运行反应堆。

同样地，通过上述方法计算的Δ的实际值可由系统40使用，以自动启动执行反应堆1内的一些操作，例如，警报的发出，反应堆1的停堆，总功率的增加。

Δ的确定值因而用于操纵和/或控制反应堆1的运行。

如前所示，在堆芯运行周期内规律地重复步骤50，52，54和56，这可更新Δ的值。

所述近乎实时的Δ的计算，允许免除目前使用的考虑因素，以计算期限K并且因此获得可操作性，同时确保核反应堆安全运行。

通常地，上述方法也可用于计算Δ之外表征可操作性的其它参数的值。

这种参数可仅基于周向或法向应力σ_θ，或变形能量密度。它也可为期限K。

上述原则可应用于压水反应堆之外的其它类型的反应堆，例如，沸水反应堆。

在一些变型中，步骤50可使用上述计算之外的计算。

在另一些变型中，在步骤52期间模拟单次功率瞬变。同样地，模拟的瞬变可以是局部功率瞬变或总功率瞬变。

在又一些变型中，步骤52可涉及不同于上面所述循环的循环。同样地，关联或内插可仅用于确定棒24的芯块36与包壳33之间的接触压力。

在另一些其它变型中，可在步骤54期间确定受到最大应力的单个棒，对所述单个棒实施步骤56。

Claims

1.用于确定表征核反应堆的可操作性的参数的值的方法，堆芯包括核燃料组件(10)，每个核燃料组件(16)包括核燃料棒(24)，在所述核燃料棒中核燃料被封入包壳(33)之内，

在所述核反应堆的同一运行周期期间，所述方法包括周期地执行以下步骤：

a)根据由存在于所述核反应堆(1)内的传感器(21A-21D)所提供的测量结果，计算所述堆芯(2)内的局部功率三维分布，

b)模拟应用于所计算的局部功率三维分布中的至少一个偶发的功率瞬变，

c)通过热机计算，在模拟的功率瞬变期间识别最可能出现包壳(33)的破裂的至少一个核燃料棒(24)，以及

d)通过对已识别的核燃料棒的热机计算，确定表征所述核反应堆的可操作性的参数的值。

2.如权利要求1所述的方法，其中，步骤c)包括一个子步骤c1)，所述子步骤c1)用于计算在模拟的功率瞬变期间，表征在每个核燃料棒(24)的包壳(33)内的应力状态的参数的最大值。

3.如权利要求2所述的方法，其特征在于，在所述子步骤c1)中，通过将根据预先计算出的值进行关联或内插，计算在所述核燃料棒的芯块(36)与包壳(33)之间的接触压力。

4.如权利要求1至3中任一项所述的方法，其中，以小于一个月的时间步长周期地执行步骤a)至步骤d)。

5.如权利要求4所述的方法，其中，以小于一周的时间步长执行步骤a)至步骤d)。

6.如权利要求5所述的方法，其中，以小于一天的时间步长执行步骤a)至步骤d)。

7.如权利要求1至3中任一项所述的方法，其中，所述核反应堆为压水核反应堆。

8.如权利要求1至3中任一项所述的方法，其特征在于，所述方法包括使用已确定的值以操纵和/或控制所述核反应堆的运行的一个步骤e)。

9.用于确定表征可操作性的参数的值的系统(40)，其特征在于，所述系统包括用于实施按照前述权利要求中任一项所述的方法的步骤的以下装置：包含一个或多个处理器的信息处理单元(42)，数据存储装置(44)，输入/输出装置(46)和显示装置(48)。