CN102667950A - 用于辅助核反应堆操作的方法 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种用于辅助核反应堆操作的方法，该方法包括步骤：使用与专用操作辅助计算机(32)交互的人/机接口(31)以及使用称为操作辅助代码的求解扩散方程的三维中子计算代码(32a)来建立请求；从用于监视反应堆芯的操作的系统(10)向所述操作辅助计算机(32)单向地发送数据集(13)，数据集代表芯的硬件、几何和中子特性以及芯的操作条件，所述数据(13)由称为监视代码的更新芯在燃料贫化期间的同位素平衡以及定期联机求解扩散方程的三维中子代码(12)确定，所述监视代码(12)安装于专用于所述监视系统(10)的称为监视计算机的第二单独计算机上；使用所述操作辅助代码(32a)来确定反应堆芯的行为的改变，使用所述代表数据(13)作为用于所述操作辅助代码(32a)的输入数据。

Description

用于辅助核反应堆操作的方法
技术领域
本发明涉及一种用于辅助核反应堆操作的方法，该核反应堆与用于监视芯的操作的系统并且具体地与用于芯的连续监控的系统耦合。
本发明更具体地适合于压水反应堆。
背景技术
在正常操作期间，核反应堆的芯必须服从某些条件，这些条件保证在事故情况下服从安全标准。这些条件(称为第1类)对应于在安全研究中采用的初始情形；如果在正常操作期间超过它们，则安全示范因此产生问题。
因此有必要确定中子通量的产生和体积分布以及芯中释放的功率的体积分布服从与正常操作对应的条件。服从正常操作限制的连续验证限定“芯的事故前条件监控”的功能。
出于这一目的，有必要计算核反应堆的芯的操作参数，比如芯中的功率密度的体积分布、代表中子通量的形式(轴向偏移Δl、热函增加因子FΔH等)的因子或者同样为临界热通量比(RFTC)(与临界沸腾现象关联)或者线性功率(与燃料熔化现象关联)。基于代表在芯中释放的中子通量或者功率的测量来确定这些参数，从而允许在三维中确定中子通量在整个芯内的分布。
已知用于芯的正常操作的连续监控的各种设备，所述设备确定芯中的体积功率分布。
在专利FR2796196中描述了用于芯的连续监控的第一系统。后者描述一种用于正常反应堆操作的限制的连续监控的系统，该系统包括反应堆容器以内的由中子通量检测器形成的仪器，这些检测器包括优选地并入基于铑的发射器的收集测量探测器。
这样的监控系统包括监控计算机，其中中子通量计算代码允许在考虑由设置于芯以内的中子通量检测器提供的测量时获得芯中的瞬时中子通量或者功率分布。
该通量或者功率分布然后允许确定芯的操作参数，比如：
-线性功率(Plin)，即反应堆芯的燃料元素的每单位长度的功率，
-临界加热比(REC)，该REC表达燃料元素的加热相对于临界加热水平的散度，
-芯的轴向功率失衡(Dpax)，
-芯的方位功率失衡(Dpaz)，
-负反应性裕度(MAR)。
在专利申请FR2914103中描述用于芯的连续监控的第二系统。描述的系统是如下连续监控系统，该系统运用设置于反应堆容器的外部上的一组中子通量测量检测器和用于测量在燃料组件的出口处的热交换介质的温度的一组探测器。该监控系统还包括监控计算机，其中中子通量计算代码允许在考虑由芯外中子通量测量探测器和由热电偶提供的测量时获得芯中的瞬时中子通量或者功率分布。
为了获得芯中的中子通量分布的更精确表示，还通过例如使用一般由裂变室构成的小尺度移动测量探测器(称为芯内探测器)每隔一段相对长的间隔(例如按月)执行芯以内的中子通量测量。芯内探测器各自固定到柔性线缆(称为软套管)的末端，从而提供它们在芯的仪器的测量路径以内的位移。因此，芯内探测器借助计算机(该计算机形成芯的内部系统的计算机(由缩写词RIC表示)(芯内反应堆或者芯仪器反应堆))来定期提供芯中的体积功率分布的精确图像(称为通量映射)。
通量映射适于作为用于为由监控方法连续进行的测量确定调整系数的基础，以便它们代表芯中的功率分布。
如专利FR2796196中描述的那样，在RIC系统的计算机用来预备中子通量映射时的时段以外，安装于RIC系统的计算机中的中子代码能够用来针对核反应堆芯的操作参数的改变进行预测计算以及进行仿真以便提供控制辅助，即以便限定将在给定情形中用控制变量采取的不同可能动作。
事实上可以证实能够预测芯中的中子通量分布的改变并且因此预测例如RFTC型操作裕度以便预见控制动作从而允许优化核单元的可操纵性是有用的。
然而将RIC系统的计算机用于仿真操作仅在用于采集和处理旨在于允许预备通量映射的测量的时段以外才有可能。
另外，也可以在出现各种现象之后需要预备通量映射：例如，在由监控系统生成的方位功率失衡报警的情况下或者在系统的工作降级的情况下。
因此如果RIC系统的计算机不可用，则操作者可以发现他不能进行控制仿真。
另外，这样使用RIC系统的计算机涉及到向操作者给予对RIC系统的计算机进行干预的可能性，该干预能够实现系统的恰当工作。
最后，使用RIC系统的计算机可以涉及到在考虑代表芯以内的中子通量的测量时重新限定中子通量分布。实施这样的重新限定提供获取更精确的功率分布，但是增加对具有使得适应该功能的一组测量可用的需要。
将注意上文描述的配置仅涉及具有中子计算代码的连续监控系统。然而，也可建议能够预测如下反应堆的芯中的中子通量分布的改变，这些反应堆具有在监控事故前条件时不发挥作用的监视系统。例如，存在具有监视系统的反应堆，该监视系统仅基于测量的直接使用在信息基础上向操作者提供信息，所述监视系统与监控系统共存。在监控系统与监视系统之间的类似因此并非系统性的。
发明内容
在这一背景中，本发明的目的是克服前述问题并且涉及一种用于辅助核反应堆操作的方法从而允许操作者在RIC系统的计算机的可用性如何都在任何瞬间执行核反应堆的预测计算或者控制仿真而无需重新限定RIC系统的计算机所提供的中子通量分布。为了这样做，根据本发明的方法使用具有中子计算代码的上游系统，无论可以仅有信息作用的上游系统的功能如何并且无论它使用的仪器如何，该中子计算代码都连续再现芯的中子特性。根据本发明的方法因此适用于任何具有中子计算代码的用于正常操作限制的连续监控的系统并且这无论由所述监控系统用于芯中的功率分布测量的仪器类型如何而且更一般地适用于任何具有中子计算代码的用于监视芯的操作的系统，该中子计算代码连续再现芯的中子特性。换而言之，本发明也适用于如下反应堆，这些反应堆使用仅基于测量(即无中子计算代码)的监控系统，因为有芯操作监视系统可用，该监视系统具有连续再现芯的中子特性的中子计算代码。
出于这一目的，本发明提供一种用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于它包括步骤：
-借助于与专用于所述反应堆操作辅助的操作辅助计算机交互的人/机接口并且使用称为操作辅助代码的求解扩散方程的三维中子计算代码发出针对操作辅助的请求；
-从用于监视反应堆芯的操作的系统向所述操作辅助计算机单向地发送数据集，数据集代表芯的组成、几何和中子特性以及芯的操作条件，所述数据由称为监视代码的三维中子代码确定，三维中子代码更新芯在燃料燃耗期间的同位素平衡并且定期联机求解扩散方程，所述监视代码安装于专用于所述监视系统的称为监视计算机的第二不同计算机上；
-使用所述操作辅助代码来确定反应堆的芯行为的演变，所述数据代表芯的组成、几何和中子特性以及芯的操作条件，并且使用针对辅助操作的所述请求作为用于所述操作辅助代码的输入数据。
术语定期联机理解为意味着可以范围从若干秒(扩散方程的连续求解)到若干小时的周期。有利地，用于监视操作的方法的中子计算代码连续(即用一分钟或者少于一分钟的量级、通常为30秒量级的周期)求解扩散方程。由于本发明，有可能向操作者提供用于辅助操作反应堆的工具从而使得例如有可能通过使用如下数据对反应堆的行为进行预测或者仿真，该数据代表芯的组成、集合和中子特性以及实际芯操作条件，这些数据和条件在芯的模型中分组在一起并且具体由用于监视操作的系统计算，因此允许有助于运行和操作反应堆。
根据本发明的方法无需使用按照仪器的测量手段来调整的数据或者重新限定这些数据。根据本发明的用于辅助操作的方法因此可以与上游监视系统一起使用，其唯一条件是它具有中子计算代码。
特别是在监视系统是用于监控事故前条件的系统时可以用保证完全没有对用于监视操作的系统的工作的任何影响这样的方式产生在用于监视操作的系统与用于辅助操作的方法之间的耦合。因此通过向也包括中子计算代码的操作辅助计算机单向发送由监视系统的监视代码确定的如下数据来实施交互，该数据代表芯的组成、集合和中子特性以及芯操作条件或者芯模型(术语“3D芯模型”将在下文中用来在三维中子代码的情况下表示该数据集)。
因此，用于辅助操作的方法可以借助操作辅助代码来独立实施针对辅助操作的请求或者来自操作者的任何其他请求(比如控制仿真)而不干扰监视代码的操作并且不向监视系统可能发送数据，两个计算代码在两个不同计算机中(即相互独立操作)。可以仅从监视系统到操作辅助计算机进行信息传送；对照而言，操作辅助计算机不向监视系统传达任何信息以便操作者的用户错误或者数据处理错误不在芯监视系统上具有反映。
与专利FR2796196中提出的解决方案相反，根据本发明的方法将在任何瞬间可用的中子代码用于辅助操作从而例如使得有可能基于最新芯操作条件进行仿真或者预测计算而没有干扰用于反应堆操作的操作监视计算机或者监控计算机的风险，由此省却对借助测量来重新限定中子通量分布的需要。
有利地，用于连续监视芯的操作的系统例如是比如专利FR2796196和FR2914103中描述的用于芯的连续监控的操作的系统。
然而如上文已经提到的那样，本发明的范围并不限于使用监控系统。本发明也可以应用于包括中子计算代码的在用于辅助操作的系统上游安装的任何监视系统，无论可以具有纯信息作用的上游系统的功能如何并且无论它运用的仪器如何，该中子计算代码都连续再现芯的中子特性。
因此，根据本发明的用于辅助操作的方法既适用于包括具有中子计算代码的计算代码监控系统的核反应堆也适用于包括不运用中子计算代码的监控系统的核反应堆，因为反应堆包括具有中子计算代码的联机芯监视系统(例如信息系统)。
有利地，本发明的上游监视系统的中子代码为三维中子计算代码，该代码以定期方式瞬时求解扩散方程并且更新芯在燃料燃耗期间的同位素平衡。因此，根据本发明的方法有利地使用由3D模型形成的输入数据，该3D模型尽可能接近地代表芯的操作条件。
根据本发明的方法也可以具有个别或者在所有技术上可能组合中考虑的以下特征中的一个或者多个特征：
-所述监视代码通常用数量级为一分钟的周期连续工作；
-所述监视系统是借助设置于反应堆容器以外的一组中子通量测量检测器和用于测量来自芯的在燃料组件的出口处的冷却流体的温度的一组探测器来执行中子通量测量的芯监控或者监视系统。；
-所述监视系统是借助向反应堆容器的内部中引入的一组中子通量测量检测器来执行中子通量测量的芯监控或者监视系统，在所述芯的燃料组件的至少部分中，所述检测器各自包括多个中子通量测量探测器；
-所述操作辅助代码与用于监视芯的操作的代码相同；
-所述操作辅助代码考虑对所述反应堆的操作和控制反应性约束反应性；
-所述发出针对操作辅助的请求的步骤包括步骤：操作者选择以下请求之一之中的请求：
-创建预测瞬态，
-评估核单元的用于操作负载跟踪的能力，
-线性推测源级室的计数率的倒数，
-预测具体在反应堆关停阶段中的裕度向临界度的演变，
-监视在反应堆关停之后的氙和/或钐浓度，
-执行亚临界阶段中的反应性平衡计算以及确定临界参数，
-计算在瞬时恢复功率的情况下可达到的最大功率水平，
-优化用于执行定期测试的芯稳定时间，
-自动化与芯相关的定期测试的处理，
-经由预测燃料燃耗计算来计算芯的同位素平衡和材料平衡；
-所述针对辅助反应器操作的请求包括操作参数，操作参数的值由操作者限定，所述操作参数可能随时间变化；
-该方法包括基于所述操作辅助代码和/或所述监视代码的芯模型的定期校正步骤，所述定期校正步骤包括用于修改芯模型的本征参数的步骤；
-该方法用于在所述人/机接口的显示装置上显示所述用于确定芯行为演变的步骤的结果的步骤；
-该方法包括用于在存储器和/或存储装置中恢复由所述监视代码确定的所述数据集的步骤，数据集代表芯的组成、几何或中子特性以及芯的操作条件；
-该方法包括用于操作者选择存储于所述存储器和/或存储装置中的数据集的步骤，数据集在任何给定瞬间代表芯的组成、几何和中子特性以及芯的操作条件，所述存储器和/或存储装置包括与给定不同存储瞬间对应的多个相继数据集；
-操作者可以在任何瞬间请求所述在所述存储器和/或存储装置中存储由所述监视代码确定的所述数据集的步骤，数据集代表芯的组成、几何和中子特性以及芯的操作条件；
-该方法包括用于在网络上恢复由所述监视代码确定的数据集的步骤，数据集代表芯的组成、几何和中子特性以及芯的操作条件，在网络上恢复的数据集能够经由人/机接口由操作者请求并且用作所述操作辅助代码中的输入数据；
-该方法包括用于实施由所述操作辅助计算机使用的非预测性质的至少一个附加功能的步骤；
-未由所述监视代码确定的数据集被用作向所述操作辅助代码的输入，数据集代表芯的组成、几何和中子特性以及芯的操作条件。
附图说明
本发明的其他特征和优点将参照附图通过示例而非限制从其下文描述中更清楚地显现，在附图之中，单幅图是如下架构的图解表示，该架构包括用于实施一种用于连续监视芯的操作的方法的装置和用于实施根据本发明的用于辅助操作的方法的装置。
单幅图是根据本发明的如下架构的图解表示，该架构包括与用于实施根据本发明的用于辅助操作的方法的系统30耦合的具有中子计算代码的芯操作监视系统10。
具体实施方式
用于实施根据本发明的用于辅助操作的方法的操作辅助系统30包括：
-人/机接口31，操作者能够在该接口上发出针对辅助反应堆操作的请求(如例如仿真请求或者针对核反应堆行为的预测计算的请求)；
-操作辅助计算机32，并入能够求解扩散方程的中子计算代码32a(有利地为三维中子计算代码)，
-用于从位于上游的芯操作监视系统10恢复数据集13的装置，该数据集代表芯的组成、几何和中子特性以及芯的操作条件(下文将称为“3D芯模型”)。
3D芯模型13由位于系统30上游的芯操作监视系统10生成。
监视系统10包括具有中子通量计算代码12(有利地为三维)的监视计算机11，从而使得有可能在考虑反应堆的操作参数(比如芯的平均热功率、进入容器中的冷却剂的平均接纳温度、由控制组操作的位置等)的当前值23时通过计算连续获得芯中的瞬时三维中子通量或者功率分布14。
中子计算代码12基于反应堆的操作参数的当前值23更新芯在燃料耗尽期间的同位素平衡并且联机(即用少于一分钟的周期)求解扩散方程，以便以在分布于芯中的不同点的核功率的一组值的形式恢复芯的当前功率的三维分布14。
例如有可能例如引用基于高级节点型三维建模的中子计算代码SMART。在文献“Methods for core neutron computation”(Technique de L’Ingenieur-B3070-Giovanni B.Bruna和BernardGuesdon)中更具体描述芯中子计算的原理。
因此，监视系统10连续生成芯13的与如下数据集对应的3D模型，该数据集代表芯的组成、几何和中子特性以及芯的操作条件，具体为将以下数据分组在一起：
-来自监控计算机11的中子代码12所计算的芯的当前中子通量或者功率分布14的计算的数据，
为了使用中子通量计算而需要的反应堆操作参数的当前值23，如例如：
·存在于芯中的材料和元素的几何描述、同位素，
·材料的并且具体为燃料的高效分段的性质，
·表征反应堆状态的数据(比如产生的功率电平、冷却剂的温度、控制棒的位置等)。
以比如在不同瞬间产生芯13的3D模型的备份这样的方式向存储器或者存储装置35定期发送由监视计算机11定期生成的芯13的3D模型。通常，芯13的3D模型每天一次存储于存储存储器中。
存储装置35可选地连接到打印机(未图示)从而允许在操作者请求时编辑存储的3D模型的某些数据。
另外，也可以用比如在任何瞬间可用于操作辅助系统30这样的方式在网络36上定期地发送芯13的3D模型。也随着监视代码12的每个计算步骤(即用例如少于一分钟的周期)在网络36上发送芯13的3D模型。
操作者也可以经由人/机接口31选择在存储于存储装置35上的多个3D模型之中存储的给定芯的3D模型以便基于先前3D模型的数据例如发起针对辅助操作的请求。
操作者也可以在任何瞬间请求存储3D模型，因此允许在操作者确定的瞬间备份芯的3D模型，该请求是通过发出附加存储请求来经由人/机接口31向系统显式地发出的(在这一情况下，操作者使用强制模式)。将注意该操作仅在监视计算机与操作辅助计算机之间的连接并非单向的情况下才有可能。
另外，操作者可以可选地经由人/机接口31改变未由反应堆的监视计算代码12生成的3D芯模型的数据以及在模型中不包括的数据(例如测量)。
根据本发明的方法允许在通过经由人/机接口31针对辅助操作发出请求的来自操作者的请求时使用操作辅助系统30的不同功能。
由于本发明，操作者可以发出如下请求，该请求具体允许他预见反应堆的行为或者根据当前策略验证不同操作策略。因此，操作者可以如他视为适合的那样发出如下请求，该请求允许他实施根据本发明的方法所使用的功能之一，如例如：
-实施预测瞬态从而使得有可能预见反应堆的行为的改变以便朝着将来控制策略的选择指导操作者，
-评估核单元的能力以基于芯的当前状态执行给定的负荷跟踪，
-线性推测来自源级室的计数率的倒数，
-预测负反应性的并且具体为反应堆的关停阶段的改变，
-监视氙和/或钐浓度，
-在亚临界体制中进行反应性平衡并且确定临界参数以便在考虑反应性的各种控制手段并且具体为硼浓度以及控制棒的位置的控制时辅助操作者选择重新发散策略，
-根据控制棒的去校准和操作策略来计算在瞬时恢复功率的情况下的最大功率水平从而允许在最少时间内达到标称功率的100％，
-经由预测仿真来优化芯的稳定时间以便进行定期测试，
-原子化基于操作者提供的通量映射系统的测量来评估中子性质的定期测试，
-经由预测耗尽计算根据循环中的进度来集散芯的同位素平衡和材料平衡。
除了中子计算代码32a之外，操作辅助计算机32也并入其他类型的数据32b，比如：
-本领域技术人员已知的控制模式(例如常称为模式A、模式G、模式X或者模式T的控制模式)的不同特性和约束，
-计算将在用于正常运行反应堆的操作期间服从的安全限制以及其他必需计算代码从而允许在核反应堆的操作中提供辅助。
当发出针对辅助操作的请求时，操作者必须限定向操作辅助计算机32中的输入数据。
操作者因此可以指定：
-待使用的芯的3D模型：操作者具有在存储装置35中的最后存储的3D模型、存储于存储装置35中并且与更早存储瞬间对应的存储的3D模型或者同样为在网络36上自动发送的最后3D模型之间的选择，
-他希望在评估反应堆在请求期间的行为的过程中限定的参数的列表。
因此，计算机32可以接收三类输入数据：
-操作者为了执行功能而限定的参数输入数据，
-涉及3D芯模型的备份时间的经由芯13的3D模型而可用的输入数据(即通常为芯的中子特性的描述、控制棒的位置、冷却剂的接纳温度、功率水平、氙和其他同位素的浓度)，
-并且可选地有来自操作辅助系统直接进行的补充采集的输入数据。
计算的结果然后显示于人/机接口31的显示装置上。
在操作辅助系统30的操作期间经由使用它的内部测试来向操作者表明系统30的故障标识。
为了恰当理解根据本发明的操作辅助系统的工作，下文将具体描述操作者发出的仿真请求的特定例子。
在所示例子中，操作者将使用根据本发明的用于辅助操作的方法以便基于反应堆的当前状态(例如处于标称功率的100％)对负荷跟踪瞬态仿真。待仿真的负荷跟踪瞬态根据以下配置而改变：
-处于标称功率的100％的第一功率水平持续两小时的时段，
-处于标称功率的50％的第二功率水平持续八小时的时段，以及
-恢复到标称功率的100％，
必须尽可能快地(即以最大速度)进行在水平之间的功率转变。
经由人/机接口31，操作者发出仿真请求以便通过选择适当预测功能来对面临比如上文描述的预测负荷跟踪瞬态的反应堆的行为仿真。
当发出请求时，操作者将在输入数据中根据时间以及代码(他希望从该代码开始仿真)的“状态”来指定待实施的瞬态策略。
在本例中，操作者希望基于3D芯模型的当前数据13进行仿真。为了这样做，因此在网络36上恢复并且向操作辅助计算机32发送3D模型的最新可用数据。
然而如果操作者已经选择例如用来自前一天的3D芯模型从芯的前一状态继续进行仿真，则它将已经在存储装置35上进行搜索寻找所需瞬间的3D芯模型并且制作本地副本以便向操作辅助计算机32发送3D模型的数据。
当发出请求时，在这里考虑的例子的背景中，操作者也经由控制棒的编程移动和轴向功率失衡的所需改变来选择功率控制参数。
操作者然后开始仿真，操作者限定的参数以终止计算代码32a可以经由在瞬态的每个时间步进对扩散方程的求解来计算所需改变这样的方式向操作辅助计算机32发送。
计算的结果针对每个仿真的瞬态实例经由人/机接口31的显示装置变得可为操作者所用。具体而言，计算机32确定：
-为了在功率和轴向功率失衡的所需改变条件之下实现瞬态而需要的硼浓度的改变，
-他为了能够获得所需操作瞬态而必须向芯中注入的水和/或硼的体积，
-在采用的瞬态的情况下的预测操作裕度。
以这一方式，操作者具有用于判断所需瞬态是否可以遵循与反应堆安全限制相符的过程的手段。在该精确仿真情况下，操作者能够考虑仿真的结果以便进行加硼酸和稀释操作并且因此预见他的控制策略。
操作者在结果在安全方面不满足他的预期的情况下可以例如通过减少功率的转变速率、通过重新开始仿真以便优化它的负荷跟踪瞬态所采取的过程而又同时保证在整个负荷跟踪瞬态内的可用操作裕度的水平来变化单元的先前限定的控制参数。
在为了进行操作辅助系统30的仿真和计算而需要的时间期间，上游监视系统10的操作从不受扰动、中断或者不利影响。
根据本发明的方法的优点之一是使用3D芯模型的表示作为用于操作辅助系统的计算的输入数据，所述模型事实上并入反应堆的实际操作条件。
因此，3D模型和仿真计算的数据考虑反应堆的操作历史(包括短期影响(如例如更新的氙分布))。
因此基于3D芯模型，根据本发明的用于辅助操作的方法使得例如有可能基于由操作者固定的参数的改变分布图来预见反应堆的行为。
与上游监视系统的操作独立地实现控制仿真的开始或者操作者发出的任何其他请求，具体操作辅助计算机32包括它自己的计算代码，因此允许监视代码12的工作不受扰动。另外，在操作辅助计算机32与监视计算机11之间的单向连接的情况下，有可能没有从操作辅助计算机32向监视计算机11发送数据，这允许在两个计算机之间的交互或者防止在操作者方面的不恰当干预。

Claims (16)

1.一种用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，它包括步骤：
-借助与专用于所述反应堆操作辅助的操作辅助计算机(32)交互的人/机接口(31)，并且使用称为操作辅助代码的、求解扩散方程的三维中子计算代码(32a)，发出针对所述操作辅助的请求；
-从用于监视所述反应堆芯的操作的系统(10)向所述操作辅助计算机(32)单向地发送数据集(13)，所述数据集代表芯的组成、几何和中子特性以及所述芯的操作条件，所述数据(13)由称为监视代码的三维中子代码(12)确定，所述三维中子代码(12)更新所述芯在燃料燃耗期间的同位素平衡并且定期地联机求解所述扩散方程，所述监视代码(12)安装于专用于所述监视系统(10)的、称为监视计算机的第二不同计算机上；
-使用所述操作辅助代码(32a)来确定所述反应堆的芯行为的演变，所述数据(13)代表所述芯的组成、几何和中子特性以及所述芯的操作条件，并且使用针对辅助所述操作的所述请求作为用于所述操作辅助代码(32a)的输入数据。
2.根据前述权利要求所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，所述监视代码(12)通常用数量级为一分钟的周期连续工作。
3.根据任一前述权利要求所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，所述监视系统是借助设置于反应堆容器以外的一组中子通量测量检测器和用于测量来自所述芯的在燃料组件的出口处的冷却流体的温度的一组探测器，执行中子通量测量的芯监控或者监视系统。
4.根据权利要求1至2中的任一权利要求所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，所述监视系统是借助向反应堆容器的内部中引入的一组中子通量测量检测器，执行中子通量测量的芯监控或者监视系统，在所述芯的燃料组件的至少部分中，所述检测器各自包括多个中子通量测量探测器。
5.根据任一前述权利要求所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，所述操作辅助代码(32a)与用于监视所述芯的操作的所述代码(12)相同。
6.根据任一前述权利要求所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，所述操作辅助代码(32a)考虑对所述反应堆的操作和控制反应性约束反应性。
7.根据任一前述权利要求所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，所述发出针对操作辅助的请求的步骤包括步骤：操作者选择以下请求之一之中的请求：
-创建预测瞬态，
-评估所述核单元的用于操作负载跟踪的能力，
-线性推测源级室的计数率的倒数，
-预测具体在反应堆关停阶段中的裕度向临界度的演变，
-监视在所述反应堆关停之后的氙和/或钐浓度，
-执行亚临界阶段中的反应性平衡计算以及确定临界参数，
-计算在瞬时恢复功率的情况下可达到的最大功率水平，
-优化用于执行定期测试的芯稳定时间，
-自动化与所述芯相关的定期测试的处理，
-经由预测燃料燃耗计算来计算所述芯的同位素平衡和材料平衡。
8.根据任一前述权利要求所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，针对辅助所述反应堆操作的所述请求包括操作参数，所述操作参数的值由操作者限定，所述操作参数可能随时间变化。
9.根据任一前述权利要求所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，它包括基于所述操作辅助代码(32a)和/或所述监视代码(11)的芯模型的定期校正步骤，所述定期校正步骤包括用于修改所述芯模型的本征参数的步骤。
10.根据任一前述权利要求所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，它包括用于在所述人/机接口(31)的显示装置上显示所述用于确定芯行为演变的步骤的结果的步骤。
11.根据任一前述权利要求所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，它包括用于在存储器和/或存储装置(35)中恢复由所述监视代码(10)确定的所述数据集(13)的步骤，所述数据集代表所述芯的组成、几何或中子特性以及所述芯的操作条件。
12.根据权利要求11所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，它包括用于由操作者选择存储于所述存储器和/或存储装置(35)中的数据集(13)的步骤，所述数据集在给定瞬间代表所述芯的组成、几何和中子特性以及所述芯的操作条件，所述存储器和/或存储装置(35)包括与给定不同存储瞬间对应的多个相继数据集。
13.根据权利要求11或者12所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，操作者可以在任何瞬间请求所述在所述存储器和/或存储装置(35)中存储由所述监视代码(10)确定的所述数据集(13)的步骤，所述数据集代表所述芯的组成、几何和中子特性以及所述芯的操作条件。
14.根据任一前述权利要求所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，它包括用于在网络上恢复由所述监视代码(12)确定的所述数据集(13)的步骤，所述数据集代表所述芯的组成、几何和中子特性以及所述芯的操作条件，在所述网络上恢复的所述数据集(13)能够经由所述人/机接口(31)由所述操作者请求并且用作所述操作辅助代码(32a)中的输入数据。
15.根据任一前述权利要求所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，它包括用于实施由所述操作辅助计算机使用的非预测性质的至少一个附加功能的步骤。
16.根据任一前述权利要求所述的用于辅助核反应堆操作的方法，其特征在于，未由所述监视代码(12)确定的数据集被用作向所述操作辅助代码(32a)的输入，所述数据集代表所述芯的组成、几何和中子特性以及所述芯的操作条件。
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