CN102054538A - 压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法及其安全分析系统 - Google Patents

压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法及其安全分析系统 Download PDF

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Abstract

本发明涉及压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法及其安全分析系统，所述压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法包括，每个燃料循环更换1/4的新燃料组件，即32-48组，新燃料组件首次入堆的位置在堆芯内部，堆芯内部是指堆芯次外圈以内，包括次外圈。采用本发明的完全低中子泄漏先进四分之一换料方法，可大大提高堆芯和燃料的安全性和经济性；燃料组件的最大燃耗可达到57000MWd/tU，一方面可节省燃料成本，另一方面可延长反应堆压力壳的寿命。同时本发明的安全分析系统为完全低中子泄漏先进四分之一换料方法提供了必不可少的实施条件，并为采用该方法布置的堆芯的正常工作提供了必不可少的环境。

Description

压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法及其安全分析系统
技术领域
本发明涉及压水堆核电站百万千瓦机组核反应堆技术领域，更具体地说，涉及对核反应堆堆芯换料方法及核反应堆安全分析系统的改进。
背景技术
在核电厂，核燃料的成本通常超过运行成本与维修成本之和。因此，必须实施先进的燃料管理措施，以提高核燃料利用率和经济性，增加电厂的满功率运行能力，减小堆芯中子泄露率，从而延长压力壳的寿命。
以广东核电集团有限公司岭澳核电站为例，原来的堆芯设计方案是落后的高中子泄漏燃料管理模式，每年换1/3堆芯(约52-56组)的新燃料，每次换料时将新燃料装在堆芯的外围。这种管理模式的缺点是中子泄漏率高、利用率低、燃料经济性差。
同时，在以上管理模式下，压力壳的使用寿命为40年，即使用40年后压力壳的耐中子辐照能力达到限值，压力壳的寿命由于中子注量高而受到限制，而采用低中子泄露后，单位时间内中子对压力壳的辐照剂量将降低，从而提高压力壳的使用寿命，因此必须停止使用高中子泄漏燃料管理模式。
法国的三环路机组虽然是采用1/4换料管理模式，如图1所示，其采用钚铀混合燃料作为易裂变材料，燃料组件的包壳为AFA-3G/Zr-4，因此燃耗较低。其中标注数字及“Mox”的位置代表新燃料组件，未标注的组件位置为旧组件位置，其新燃料组件多数放置在堆芯外围，属于高泄露的装载方式。
因此有必要对现有技术进行改进和提高。
发明内容
针对现有技术的上述缺陷，本发明要解决现有核电厂的燃料管理模式中存在的中子泄漏率高、燃料利用率低等问题。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：
提供一种压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法，其中，每个燃料循环更换1/4的新燃料组件，所述新燃料组件首次入堆的位置在堆芯内部；
所述堆芯内部是指堆芯次外圈以内，包括次外圈。
本发明所述的换料方法，其中，所述新燃料组件采用富集度为4.0％～4.2％纯二氧化铀燃料。
本发明所述的换料方法，其中，所述新燃料组件采用富集度为4.05％、4.10％、4.15％或4.18％的纯二氧化铀燃料。
本发明所述的换料方法，其中，所述堆芯内结构材料采用M5材料。
本发明还提供了一种安全分析系统，用于分析采用所述压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法布置的堆芯的安全性，其包括：堆芯设计分析模块，用于进行燃料组件布置计算，堆芯功率分布计算，燃耗计算以及循环长度计算。
本发明所述的安全分析系统，其中，还包括三维功率能力分析模块，用于验证在不同工况下功率参数的安全性。
本发明所述的安全分析系统，其中，还包括线功率密度满足冷却剂丧失事故分析模块，用于分析线功率密度满足冷却剂丧失事故工况下燃料包壳的完整性。
本发明所述的安全分析系统，其中，还包括主蒸汽管断裂事故分析模块，用于分析主蒸汽管断裂事故工况下堆芯安全性。
本发明所述的安全分析系统，其中，还包括功率运行下落棒事故分析模块，用于分析落棒事故工况下堆芯的安全性，保证所述功率运行下落棒事故满足功率峰值因子限值、象限倾斜限值及反应性引入限值。
本发明所述的安全分析系统，其中，还包括功率运行单棒提出事故分析模块，用于分析单棒提出事故工况下堆芯的安全性，保证所述功率运行单棒提出事故验证功率峰值因子最大时小于1.85。
本发明所述的安全分析系统，其中，还包括次临界提棒事故分析模块，用于分析次临界工况下，控制棒组意外提出事故工况下堆芯的安全性，保证最大有效缓发中子份额值为0.00750，最大瞬发中子寿命值为27.9。
本发明所述的安全分析系统，其中，还包括三维弹棒事故分析模块，用于分析控制棒意外弹出反应堆的严重事故，保证最小有效缓发中子份额值为0.00440，最小瞬发中子寿命值为16.9μs，多普勒温度系数最小值的绝对值为-1.88pcm/℃。
本发明所述的安全分析系统，其中，还包括燃料棒设计模块，用于设计与分析在不同运行工况和瞬态下，燃料棒的设计性能是否到达高燃耗及安全的要求。
本发明所述的安全分析系统，其中，所述堆芯设计分析模块包括燃料组件计算单元，用于采用碰撞几率方法，对于一个燃料组件，求解99群输运方程，并为堆芯计算提供两群均匀化的截面库。
本发明所述的安全分析系统，其中，所述三维功率能力分析模块包括第一分析单元、第二分析单元、第三分析单元和第四分析单元，其中，
所述第一分析单元，用于验证在I类工况下，线功率密度是否满足在堆芯0cm至320cm高度上限为2.45，堆芯320cm至366cm高度上限值由2.45至2.15线性降低；
所述第二分析单元，用于验证在I类工况下，偏离泡核沸腾比是否被参考功率分布的偏离泡核沸腾比所包络，其中，对于均匀堆芯统计法，偏离泡核沸腾比设计限值为1.35，对于混合堆芯统计法偏离泡核沸腾比设计限值为1.46；
所述第三分析单元，用于验证在II类工况下，超功率ΔT保护保证燃料不会熔化，燃料熔化限值为620W/cm；
所述第四分析单元，用于验证在II类工况下，超温ΔT保护保证不会发生偏离泡核沸腾。
本发明还提供了另一种安全分析系统，用于分析采用所述压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法布置的堆芯的安全性，其包括：
堆芯设计分析模块，用于进行燃料组件布置计算、堆芯功率分布计算、燃耗计算或循环长度计算；
功率能力分析模块，用于验证在不同工况下功率参数的安全性；
线功率密度满足冷却剂丧失事故分析模块，用于分析线功率密度满足冷却剂丧失事故工况下燃料包壳的完整性；
主蒸汽管断裂事故分析模块，用于分析主蒸汽管断裂事故工况下堆芯安全性；
功率运行下落棒事故分析模块，用于分析落棒事故工况下堆芯的安全性，保证所述功率运行下落棒事故满足功率峰值因子限值、象限倾斜限值及反应性引入限值；
功率运行单棒提出事故分析模块，用于分析单棒提出事故工况下堆芯的安全性，保证所述功率运行单棒提出事故验证功率峰值因子最大时小于1.85；
次临界提棒事故分析模块，用于分析次临界工况下，控制棒组意外提出事故工况下堆芯的安全性，保证最大有效缓发中子份额值为0.00750，最大瞬发中子寿命值为27.9；
弹棒事故分析模块，用于分析控制棒意外弹出反应堆的严重事故；
燃料棒设计模块，用于设计与分析在不同运行工况和瞬态下，燃料棒的设计性能是否到达高燃耗及安全的要求。
本发明所述的安全分析系统，其中，所述功率能力分析模块为三维功率能力分析模块，包括：第一分析单元、第二分析单元、第三分析单元和第四分析单元，其中，
所述第一分析单元，用于验证在I类工况下，线功率密度是否满足在堆芯0cm至320cm高度上限为2.45，堆芯320cm至366cm高度上限值由2.45至2.15线性降低；
所述第二分析单元，用于验证在I类工况下，偏离泡核沸腾比是否被参考功率分布的偏离泡核沸腾比所包络，其中，对于均匀堆芯统计法，偏离泡核沸腾比设计限值为1.35，对于混合堆芯统计法偏离泡核沸腾比设计限值为1.46；  所述第三分析单元，用于验证在II类工况下，超功率ΔT保护是否保证燃料不会熔化，其中，燃料熔化限值为620W/cm；
所述第四分析单元，用于验证在II类工况下，超温ΔT保护是否会偏离泡核沸腾比。
本发明所述的安全分析系统，其中，所述弹棒事故分析模块为三维弹棒事故分析模块，用于分析控制棒意外弹出反应堆的严重事故，保证最小有效缓发中子份额值为0.00440，最小瞬发中子寿命值为16.9μs，多普勒温度系数最小值的绝对值为-1.88pcm/℃。
本发明所述的安全分析系统，其中，所述堆芯设计分析模块包括燃料组件计算单元，用于采用碰撞几率方法，对于一个燃料组件，求解99群输运方程，并为堆芯计算提供两群均匀化的截面库。
压水堆核电站百万千瓦机组采用本发明的完全低中子泄漏先进四分之一换料方法后，由于全M5AFA-3G良好的高燃耗性能，可大大提高堆芯和燃料的安全性和经济性，燃料组件的最大燃耗可达到57000MWd/tU，每百万千瓦的天然铀消耗量是国内最低的，也大大优于法国同类机组的天然铀消耗量。一个常规核电厂实施本发明的方法后，每年节省的燃料将达到24组左右。经过分析计算，采用本发明的方法后，压力壳的中子注量可减少1/3左右，从而可为压力壳的寿命从40年延长到60年奠定最重要的基础。
同时本发明的安全分析系统为本发明的完全低中子泄漏先进四分之一换料方法提供了必不可少的实施条件，并为采用该方法布置的堆芯的正常工作提供了必不可少的环境。
附图说明
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
图1是法国CPY采用的1/4换料方案的堆芯布置示意图；
图2是本发明实施例一中完全低中子泄漏1/4换料的堆芯局部布置示意图，其中，符号
Figure B2009101102961D0000051
表示富集度为4.2％的新燃料组件，
Figure B2009101102961D0000052
表示富集度为4.2％的第二循环换料组件，
Figure B2009101102961D0000053
表示富集度为4.2％的第三循环换料组件，
Figure B2009101102961D0000061
表示富集度为4.2％的第四循环换料组件；
图3是本发明实施例二中完全低中子泄漏1/4换料的堆芯局部布置示意图，其中，符号
Figure B2009101102961D0000062
表示富集度为4.0％的新燃料组件，
Figure B2009101102961D0000063
表示富集度为4.0％的第二循环换料组件，
Figure B2009101102961D0000064
表示富集度为4.0％的第三循环换料组件，
Figure B2009101102961D0000065
表示富集度为4.0％的第四循环换料组件。
具体实施方式
由前述内容可知，本发明的压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法中，燃料在堆芯内运行4个循环，新燃料装在堆芯内部。以M310堆芯为例，堆芯燃料组件总数157组，换料周期为12个月，每个燃料循环更换1/4左右的新燃料组件，即32-48组。每次换料时，新燃料组件全部装在堆芯内部，是完全低中子泄漏装料方式。其中堆芯内部是指堆芯次外圈以内，包括次外圈。
本发明方法中，新燃料组件优选采用燃耗较高的富集度为4.0％～4.2％的纯二氧化铀(UO2)燃料。下面通过两个实施例分别加以说明。
实施例一中的完全低中子泄漏1/4换料的堆芯局部布置示意图如图2所示，其为整体布置示意图的1/4，其中有40组新燃料组件，富集度为4.2％。图2中，符号
Figure B2009101102961D0000066
表示富集度为4.2％的新燃料组件，共有40组；表示富集度为4.2％的第二循环换料组件，共有40组；
Figure B2009101102961D0000068
表示富集度为4.2％的第三循环换料组件，共有40组；
Figure B2009101102961D0000069
表示富集度为4.2％的第四循环换料组件，共有37组。
其标注H09、F08等为倒料时记录组件来源的位置代码，可根据不同的装载方案而改变。标注0、4、8的组件位置为新燃料组件位置，代表三类新燃料组件：其中标注“0”表示富集度为4.2％含0根钆棒的组件；标注“4”表示富集度为4.2％含4根钆棒的组件；标注“8”表示富集度为4.2％含8根钆棒的组件。上述描述中钆棒是含中子吸收材料“钆”的可燃毒物棒，是反应堆反应性控制的一种手段。可见，本实施例中的新燃料组件均摆放在堆芯内部，属于完全低泄露的装载方式。
其中新燃料组件所含钆棒的根数也可以是12根等，在此不作限制。
本实施例的完全低中子泄漏1/4换料方法的布置的堆芯有以下特点：
A、新燃料组件全部摆放在堆芯内部；
B、新燃料组件是可以不含或含4、8根可燃毒物棒“钆棒”的组件；
C、新燃料组件采用富集度为4.2％的纯二氧化铀；
D、每次换料的新燃料组件个数为40组左右。
本实施例仅给出了完全低中子泄漏1/4换料的堆芯布置的一个例子，实际换料时采用的堆芯装载方案可以在上述A至D四条规律的基础上有细微的不同。
图3是本发明实施例二中完全低中子泄漏1/4换料的堆芯局部布置示意图，其中，符号
Figure B2009101102961D0000071
表示富集度为4.2％的新燃料组件，共有44组；
Figure B2009101102961D0000072
表示富集度为4.2％的第二循环换料组件，共有44组；
Figure B2009101102961D0000073
表示富集度为4.2％的第三循环换料组件，共有44组；
Figure B2009101102961D0000074
表示富集度为4.2％的第四循环换料组件，共有25组。
与图2相比，图3所展示的例子有以下特点：
(1)、组件富集度与图2的示例不同，新燃料组件采用富集度为4.0％的纯二氧化铀；
(2)、新燃料组件数目比图2的示例多4组；
(3)、图3中未采用含4根钆棒的组件。
上述(1)、(2)和(3)三点不同未违背完全低中子泄漏1/4换料的堆芯布置新燃料组件全部摆放在堆芯内部的原则，而是对可变动条件合理变动后灵活应用的示例。如以上实施例中的富集度可在4.0％～4.2％进行适当选择调整，具体可以是4.05％、4.10％、4.15％、4.18％等富集度的纯二氧化铀新燃料组件，再在基本布置原则下，相应调整布置方式就可以了。
本发明的实施例中，堆芯内除燃料芯块外的其他主要结构材料，如格架、包壳等，均采用M5材料，即采用带半跨距中间搅混格架(MSMG)的全M5 AFA-3G组件，第三代改进型全M5燃料组件，使燃料组件最大燃耗可达到57000MWd/tU。相比之下，法国CPY的燃料为MOX燃料，包壳是Zr-4而不是M5，而且没有MSMG。
在堆芯设计改进中，必须完成完整的堆芯物理设计、热工水力设计和安全分析等。安全分析是最终安全分析报告事故(简称为FASR事故)分析，分析目的是证明在所有FSAR规定的假想事故中，有关的安全准则都要得到满足。
采用本发明的完全低中子泄漏先进1/4换料方法布置堆芯燃料组件后，需要核燃料耐受更苛刻的运行条件和功率分布，如果不采用专门的安全分析系统进行安全分析，则无法满足安全准则，会导致严重安全事故出现。因此采用本发明的完全低中子泄漏1/4换料的堆芯布置后，通过专门的安全分析系统进行安全性的论证范围是本发明不可缺少的一部分。
鉴于此，本发明还提供了一种安全分析系统，专门用于分析采用所述完全低中子泄漏先进四分之一换料方法布置的堆芯的安全性，其包括以下功能模块：
(1)堆芯设计分析模块：具体可包括燃料组件布置计算单元、堆芯功率分布计算单元、燃耗计算单元及循环长度计算单元，用于完成燃料组件布置计算、堆芯功率分布计算、燃耗计算及循环长度计算，其中，燃料组件计算单元采用碰撞几率方法，对于一个燃料组件，求解99群输运方程，并为堆芯计算提供两群均匀化的截面库；堆芯计算采用三维两群堆芯扩散计算方法，并采用先进节块技术——节块展开法。
(2)功率能力分析模块：具体可以是三维功率能力分析模块，采用三维分析方法进行功率能力分析，而传统的功率能力分析方法均采用一维或二维的分析方法。
一个完整的三维功率能力分析模块可包括第一单元、第二单元、第三单元和第四单元，分别用于完成以下a、b、c、d四个方面的分析：
a、验证在I类工况下线功率密度满足冷却剂丧失事故(简称为LOCA事故)准则的要求，其中LOCA验收准则是指，在堆芯0cm至320cm高度上限为2.45，堆芯320cm至366cm高度上限值由2.45至2.15线性降低；
b、验证在I类工况下偏离泡核沸腾比(简称为DNBR)被参考功率分布的DNBR所包络，对于均匀堆芯统计法DNBR设计限值为1.35，对于混合堆芯统计法DNBR设计限值为1.46；
c、验证在II类工况下超功率ΔT保护保证燃料不会熔化，燃料熔化限值为620W/cm；
d、验证在II类工况下超温ΔT保护保证不会发生偏离泡核沸腾。
(3)LOCA事故分析模块：用于分析LOCA事故工况下燃料包壳的完整性。
反应堆发生失水事故，堆芯裸露，燃料和堆芯的冷却能力受到极大减弱，燃料包壳有破损的风险，制定LOCA准则以保证燃料包壳的完整性。
(4)主蒸汽管断裂事故分析模块：用于分析主蒸汽管断裂事故工况下堆芯安全性。该事故分析应遵守DNBR准则，利用确定论方法验证的最小DNBR限值应大于1.18，利用统计法验证的最小DNBR限值应大于1.45。
发生主蒸汽管断裂事故后，二回路蒸汽大量排放，带出大量热量，从而导致一回路被冷却。循环末慢化剂温度系数较负，因此一回路冷却剂降低温度将导致正反应性引入，从而导致反应堆重返临界及功率上升。
(5)功率运行下落棒事故分析模块：用于分析落棒事故工况下堆芯的安全性。
如果一束或几束控制棒落入堆芯，堆芯反应性将立即降低，功率也随之降低。假如没有触发反应堆停堆，堆功率的降低和一二回路功率的不匹配将引起冷却剂入口温度降低。随后由于温度调节棒自动上提(如果控制系统处于自动模式)，堆芯功率会回升到一个新的平衡状态。这样堆芯功率回到它的初始水平。
但是，如果控制棒能够补偿足够多的反应性，则有可能呈现一短时间的功率超调。假如温度调节棒不处在自动模式，反应堆系统将经历单一的功率返回并回到一个新的平衡状态，而一回路冷却剂温度将降低。如果堆芯没有适当的保护，由于控制棒落入引起的功率分布畸变和高功率水平可能会导致偏离泡核沸腾。通过对落棒事故的分析，也可论证核通量变化(负变化)保护系统的设定值是否合适，落棒事故分析应遵守功率峰值因子FΔH限值、象限倾斜TILT限值及反应性引入(Δρ)限值。
(6)功率运行单棒提出事故分析模块：用于分析单棒提出事故工况下堆芯的安全性。
与控制棒组的整体意外提出不同，若仅仅有一组控制棒提出，将不但导致堆芯功率上升，还将导致堆芯功率分析的畸变，该事故验证功率峰值因子FΔH最大时应不超过1.85。
(7)次临界提棒事故分析模块：用于分析次临界工况下，控制棒组意外提出事故工况下堆芯的安全性。
反应堆在次临界状态下控制棒突然意外提出，将导致非常恶劣的后果，燃料芯块的完整性将受到威胁。该事故验证最大有效缓发中子份额(βeff)值为0.00750，最大瞬发中子寿命值为27.9，其他验证参数应满足事故分析设计限值。
(8)弹棒事故分析模块：具体可以是三维弹棒事故分析模块，用于分析控制棒意外弹出反应堆的严重事故。
在高燃耗下，发生弹棒事故的后果要比低燃耗严重得多，现象也复杂得多，因而传统的一维方法不能满足要求。该事故验证最小有效缓发中子份额值为0.00440，最小瞬发中子寿命值为16.9μs，验证的Doppler温度系数最小值(绝对值)为-1.88pcm/℃，其他验证参数应满足事故分析设计限值。
(9)燃料棒设计模块：用于设计与分析在各种不同运行工况和瞬态下燃料棒的设计性能是否到达高燃耗的要求和安全的要求。
为了保证燃料棒的可靠运行，在工况I和工况II下，燃料棒(UO2燃料棒，Gd2O3-UO2燃料棒)必须满足十个相关准则。燃料棒设计论证就是对UO2燃料棒、Gd2O3-UO2棒的功率史进行计算，以验证燃料棒的各种准则是否满足。
本发明以上实施例中的完全低中子泄漏先进1/4换料方法与1/3换料、18个月换料的管理模式的比较结果可参见表1。
表1本实施例的方法与其他燃料管理模式的比较(单位：％w/o)
Figure B2009101102961D0000101
以上表1中，燃料组件富集度是指U-235(铀235)元素在所有铀的同位素总量中所占的质量百分比；可达循环长度是指等效满功率天(Equivalent Full Power Day，EFPD)；最大燃料组件燃耗是指组件在堆内燃耗的所能达到的最大值，是组件燃耗能力的量度。
由表1可知，本发明的换料方法中，采用燃料组件富集度较1/3换料高，较18个月换料低，值为4.2％；每循环换料组件数目完全低中子泄漏1/4年度换料最少，为40组新燃料组件；完全低中子泄漏1/4年度换料的循环长度和1/3换料一致，为典型的12个月换料；最大组件燃耗可达57GWD/TU，在三个换料模式中最高；完全低中子泄漏1/4年度换料的经济性也最高。
从上述实施例可以看出，本发明中采用带半跨距中间搅混格架(MSMG)的全M5AFA-3G高燃耗燃料组件设计低泄漏堆芯。由于全M5 AFA-3G良好的高燃耗性能，可大大提高堆芯和燃料的安全性和经济性。其中，燃料组件的最大燃耗可达到57000MWd/tU(国内最高)，每百万千瓦的天然铀消耗量是国内最低的，也大大优于法国同类机组的天然铀消耗量。一个常规核电厂实施本发明的方法后，每年节省的燃料将达到24组左右。经过分析计算，采用本发明的完全低中子泄漏1/4年度换料方法后，压力壳的中子注量可减少1/3左右，从而可为压力壳的寿命从40年延长到60年奠定最重要的基础。
同时本发明的安全分析系统为本发明的完全低中子泄漏先进四分之一换料方法提供了必不可少的实施条件，并为采用该方法布置的堆芯的正常工作提供了必不可少的环境。
应当理解的是，对本领域普通技术人员来说，可以根据上述说明加以改进或变换，而所有这些改进和变换都应属于本发明所附权利要求的保护范围。

Claims (19)

1.一种压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法，其特征在于，每个燃料循环更换1/4的新燃料组件，所述新燃料组件首次入堆的位置在堆芯内部；
其中，所述堆芯内部是指堆芯次外圈以内，包括次外圈。
2.根据权利要求1所述的换料方法，其特征在于，所述新燃料组件采用富集度为4.0％～4.2％纯二氧化铀燃料。
3.根据权利要求2所述的换料方法，其特征在于，所述新燃料组件采用富集度为4.05％、4.10％、4.15％或4.18％的纯二氧化铀燃料。
4.根据权利要求1至3中任一项所述的换料方法，其特征在于，所述堆芯内结构材料采用M5材料。
5.一种安全分析系统，用于分析采用如权利要求1所述的压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法布置的堆芯的安全性，其特征在于，包括堆芯设计分析模块，用于进行燃料组件布置计算、堆芯功率分布计算、燃耗计算或循环长度计算。
6.根据权利要求5所述的安全分析系统，其特征在于，还包括三维功率能力分析模块，用于验证在不同工况下功率参数的安全性。
7.根据权利要求5所述的安全分析系统，其特征在于，还包括线功率密度满足冷却剂丧失事故分析模块，用于分析线功率密度满足冷却剂丧失事故工况下燃料包壳的完整性。
8.根据权利要求5所述的安全分析系统，其特征在于，还包括主蒸汽管断裂事故分析模块，用于分析主蒸汽管断裂事故工况下堆芯安全性。
9.根据权利要求5所述的安全分析系统，其特征在于，还包括功率运行下落棒事故分析模块，用于分析落棒事故工况下堆芯的安全性，保证所述功率运行下落棒事故满足功率峰值因子限值、象限倾斜限值及反应性引入限值。
10.根据权利要求5所述的安全分析系统，其特征在于，还包括功率运行单棒提出事故分析模块，用于分析单棒提出事故工况下堆芯的安全性，保证所述功率运行单棒提出事故验证功率峰值因子最大时小于1.85。
11.根据权利要求5所述的安全分析系统，其特征在于，还包括次临界提棒事故分析模块，用于分析次临界工况下，控制棒组意外提出事故工况下堆芯的安全性，保证最大有效缓发中子份额值为0.00750，最大瞬发中子寿命值为27.9。
12.根据权利要求5所述的安全分析系统，其特征在于，还包括三维弹棒事故分析模块，用于分析控制棒意外弹出反应堆的严重事故，保证最小有效缓发中子份额值为0.00440，最小瞬发中子寿命值为16.9μs，多普勒温度系数最小值的绝对值为-1.88pcm/℃。
13.根据权利要求5所述的安全分析系统，其特征在于，还包括燃料棒设计模块，用于设计与分析在不同运行工况和瞬态下，燃料棒的设计性能是否到达高燃耗及安全的要求。
14.根据权利要求5所述的安全分析系统，其特征在于，所述堆芯设计分析模块包括燃料组件计算单元，用于采用碰撞几率方法，对于一个燃料组件，求解99群输运方程，并为堆芯计算提供两群均匀化的截面库。
15.根据权利要求6所述的安全分析系统，其特征在于，所述三维功率能力分析模块包括第一分析单元、第二分析单元、第三分析单元和第四分析单元，其中，
所述第一分析单元，用于验证在I类工况下，线功率密度是否满足在堆芯0cm至320cm高度上限为2.45，堆芯320cm至366cm高度上限值由2.45至2.15线性降低；
所述第二分析单元，用于验证在I类工况下，偏离泡核沸腾比是否被参考功率分布的偏离泡核沸腾比所包络，其中，对于均匀堆芯统计法，偏离泡核沸腾比设计限值为1.35，对于混合堆芯统计法偏离泡核沸腾比设计限值为1.46；
所述第三分析单元，用于验证在II类工况下，超功率ΔT保护是否保证燃料不会熔化，其中，燃料熔化限值为620W/cm；
所述第四分析单元，用于验证在II类工况下，超温ΔT保护是否会偏离泡核沸腾比。
16.一种安全分析系统，用于分析采用如权利要求1所述的压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法布置的堆芯的安全性，其特征在于，包括：
堆芯设计分析模块，用于进行燃料组件布置计算、堆芯功率分布计算、燃耗计算或循环长度计算；
功率能力分析模块，用于验证在不同工况下功率参数的安全性；
线功率密度满足冷却剂丧失事故分析模块，用于分析线功率密度满足冷却剂丧失事故工况下燃料包壳的完整性；
主蒸汽管断裂事故分析模块，用于分析主蒸汽管断裂事故工况下堆芯安全性；
功率运行下落棒事故分析模块，用于分析落棒事故工况下堆芯的安全性，保证所述功率运行下落棒事故满足功率峰值因子限值、象限倾斜限值及反应性引入限值；
功率运行单棒提出事故分析模块，用于分析单棒提出事故工况下堆芯的安全性，保证所述功率运行单棒提出事故验证功率峰值因子最大时小于1.85；
次临界提棒事故分析模块，用于分析次临界工况下，控制棒组意外提出事故工况下堆芯的安全性，保证最大有效缓发中子份额值为0.00750，最大瞬发中子寿命值为27.9；
弹棒事故分析模块，用于分析控制棒意外弹出反应堆的严重事故；
燃料棒设计模块，用于设计与分析在不同运行工况和瞬态下，燃料棒的设计性能是否到达高燃耗及安全的要求。
17.根据权利要求16所述的安全分析系统，其特征在于，所述功率能力分析模块为三维功率能力分析模块，包括：第一分析单元、第二分析单元、第三分析单元和第四分析单元，其中，
所述第一分析单元，用于验证在I类工况下，线功率密度是否满足在堆芯0cm至320cm高度上限为2.45，堆芯320cm至366cm高度上限值由2.45至2.15线性降低；
所述第二分析单元，用于验证在I类工况下，偏离泡核沸腾比是否被参考功率分布的偏离泡核沸腾比所包络，其中，对于均匀堆芯统计法，偏离泡核沸腾比设计限值为1.35，对于混合堆芯统计法偏离泡核沸腾比设计限值为1.46；
所述第三分析单元，用于验证在II类工况下，超功率ΔT保护是否保证燃料不会熔化，其中，燃料熔化限值为620W/cm；
所述第四分析单元，用于验证在II类工况下，超温ΔT保护是否会偏离泡核沸腾比。
18.根据权利要求16所述的安全分析系统，其特征在于，所述弹棒事故分析模块为三维弹棒事故分析模块，用于分析控制棒意外弹出反应堆的严重事故，保证最小有效缓发中子份额值为0.00440，最小瞬发中子寿命值为16.9μs，多普勒温度系数最小值的绝对值为-1.88pcm/℃。
19.根据权利要求16所述的安全分析系统，其特征在于，所述堆芯设计分析模块包括燃料组件计算单元，用于采用碰撞几率方法，对于一个燃料组件，求解99群输运方程，并为堆芯计算提供两群均匀化的截面库。
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