CN108062989A - 核电站设计运行支持方法及系统 - Google Patents
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Abstract
本发明提出一种核电站设计运行支持方法及系统，方法包括：对反应堆进行堆芯设计；根据设计参数，得到三维堆芯功率分布信息；构建堆芯模型，并对堆芯状态进行实时监测及预测，并对堆芯模型进行阶段性修正；构建乏燃料水池的计算模型，以进行乏燃料水池的临界安全分析计算，并对旧燃料组件进行核素跟踪计算；构建乏燃料运输容器计算模型和乏燃料储存容器计算模型，以对乏燃料运输容器和乏燃料储存容器进行临界安全分析计算；构建堆芯源项模型，以进行一回路和二回路源项分析计算，以得到源项信息；构建反应堆主屏蔽的计算模型，根据计算模型更新反应堆内的射线计量信息。本发明能够提升设计精度与运行可靠性，从而提高核电站的安全性与经济性。
Description
技术领域
本发明涉及核电站设计与运行技术领域，特别涉及一种核电站设计运行支持方法及系统。
背景技术
传统的反应堆设计与运行过程是脱离的。反应堆在设计过程中，由设计院根据电厂参数(如需求电量、总体压力等)进行反应堆的堆芯设计，包括堆芯布置和运行方式设计。在运行过程中，通过模拟信号(或数字信号)的采集，监控反应堆的运行状况，同时将操作员的指令转化成相应信号传输给控制系统，从而实现反应堆的操控。
随着数字化水平的提高，反应堆的运行也越来越多的引入了自动化的软件分析系统。例如目前很多的反应堆引入了堆芯在线监测系统，该软件系统可以在线评估堆芯的运行状况，特别是对安全裕量的跟踪，降低了设计安全裕量的要求，提升经济效益，同时使反应堆的运行更加直观和方便。还有的反应堆引入了自动化的控制系统，例如S3S1NS4U堆，是将实时监测的数据反馈给控制系统，实现反应堆的自动调节。核电站的运行需要软件的支持，随着软件模拟精度的进一步提升，未来会有更多的自动化软件投入到反应堆的运行与设计过程中。
目前国际和国内的核电站的设计与运行都是采用相互脱离的方式，设计院设计完的参数供运行参考，而运行过程的相关数据也未完全反馈给设计人员。同时，在核电厂内部，各个系统与设备之间也缺乏数据联系，需要提高安全裕量的方式确保核电站的安全，从而导致设设计精度及设计效率低，运行可靠性差，人工出错率高，降低了核电站的安全性与经济性。
发明内容
本发明旨在至少解决上述技术问题之一。
为此，本发明的一个目的在于提出一种核电站设计运行支持方法，该方法考虑核电站在设计与运行过程中的信息关联与共享，提升了设计精度与运行可靠性，从而提高核电站的安全性与经济性。
本发明的另一个目的在于提出一种核电站设计运行支持系统。
为了实现上述目的，本发明第一方面的实施例提出了一种核电站设计运行支持方法，包括以下步骤：S1：对反应堆进行堆芯设计，得到堆芯布置信息、安全参数、数据库和三维组件信息；S2：根据所述数据库及所述反应堆的探测器的测量数据，得到三维堆芯功率分布信息；S3：根据所述堆芯布置信息、所述三维组件信息和安全参数构建堆芯模型，并根据所述堆芯模型对堆芯状态进行实时监测及预测，并通过所述三维堆芯功率分布信息对所述堆芯模型进行阶段性修正；S4：根据步骤S1或步骤S3中产生的旧燃料组件的燃料信息构建乏燃料水池的计算模型，并根据所述乏燃料水池的计算模型进行乏燃料水池的临界安全分析计算，并对所述旧燃料组件进行核素跟踪计算，以得到所述旧燃料组件的核素信息；S5：根据所述旧燃料组件的核素信息，构建乏燃料运输容器计算模型和乏燃料储存容器计算模型，并分别根据所述乏燃料运输容器模型和乏燃料储存容器模型对乏燃料运输容器和乏燃料储存容器进行临界安全分析计算；S6：根据三维燃料组件的核素信息构建堆芯源项模型，并根据所述堆芯源项模型进行一回路和二回路源项分析计算，以得到源项信息；S7：根据所述源项信息及所述堆芯布置信息，构建反应堆主屏蔽的计算模型，并根据所述计算模型更新反应堆内的射线计量信息。
根据本发明实施例的核电站设计运行支持方法，考虑核电站在设计与运行过程中的信息关联与共享，将反应堆设计、运行过程中的各个环节相互耦合，提高了核电站设计精度及运行支持的可靠性，进而提高经济性；同时实现了核电站设计与运行支持的自动化链接，支持数据互换，可方便用户使用，提高设计效率；同时实现了系统自动化数据传递，可减少人为因素的影响，减少人工出错率。
另外，根据本发明上述实施例的核电站设计运行支持方法还可以具有如下附加的技术特征：
在一些示例中，还包括：S8：根据所述堆芯布置信息、安全参数、数据库和三维组件信息构建反应堆启动物理实验模型，并根据所述反应堆启动物理实验模型进行启动物理实验模拟。
在一些示例中，所述S1，进一步包括：S11：对三维燃料组件中的旧燃料组件的核子密度信息进行修正；S12：计算所述三维燃料组件的三维组件参数；S13：根据所述三维组件参数得到堆芯参数；S14：判断所述堆芯参数是否满足预设设计要求；S15：如果满足，则根据所述堆芯参数进行堆芯布置，以完成反应堆设计，如果所述堆芯参数不满足预设设计要求，则重新计算堆芯参数。
在一些示例中，所述步骤S11，进一步包括：采集堆芯在线监测的实时信息及所述三维燃料组件在乏燃料水池存放后的核子密度信息；根据所述实时信息及所述三维燃料组件在乏燃料水池存放后的核子密度信息对所述旧燃料组件的核子密度信息进行修正。
在一些示例中，所述步骤S12，进一步包括：根据所述三维燃料组件的轴向信息的相似性将所述三维燃料组件划分为多个材料；通过二维中子输运程序计算所述多个材料的截面参数；根据所述多个材料的截面参数得到所述三维燃料组件的三维组件参数。
在一些示例中，所述三维燃料组件的三维组件参数与所述三维燃料组件的ID相对应。
在一些示例中，所述步骤S13，进一步包括：根据所述三维组件参数与所述三维燃料组件的ID的对应关系，将所述三维组件参数布置到堆芯中，得到三维堆芯布置图；根据所述三维堆芯布置图对进行三维堆芯扩散计算，得到所述堆芯参数。
在一些示例中，所述步骤S13，进一步包括：通过调用二维或三维堆芯优化程序得到所述堆芯参数。
在一些示例中，所述数据库包括堆芯在各种状态下的三维功率分布信息。
在一些示例中，所述探测器为可移动式中子探测器，所述步骤S2，进一步包括：S21：根据反应堆当前状态信息，通过插值法从所述数据库中获得当前堆芯状态的三维功率分布信息；S22：根据所述当前堆芯状态的三维功率分布信息及所述可移动式中子探测器的测量数据，进行三维功率分布的重造，以得到测量的所述三维堆芯功率分布信息和燃耗信息。
在一些示例中，所述步骤S3，进一步包括：S31：当所述探测器为固定式中子探测器时，根据所述三维堆芯布置图构建所述堆芯模型，并调用堆芯在线监测及预测程序进行堆芯运行过程中的监测及预测，以得到实时堆芯功率和燃耗历史信息。
在一些示例中，所述步骤S3，进一步包括：S32：当所述探测器为堆外中子探测器时，根据所述三维堆芯布置图构建所述堆芯模型，并根据所述三维堆芯功率分布信息对所述堆芯模型进行阶段性修正，并调用所述堆芯在线监测及预测程序进行所述堆芯运行过程中的监测及预测，以得到实时堆芯功率和燃耗历史信息。
在一些示例中，在所述步骤S31或S32之后，还包括：S33：将所述实时堆芯功率和燃耗历史信息更新至对应于所述三维燃料组件的ID的数据文件中，以完成所述三维组件信息的更新。
在一些示例中，所述步骤S4，进一步包括：S41：调用乏燃料水池优化布置程序对卸载的三维燃料组件按照预设规则进行排布，以形成所述乏燃料水池的布置方式；S42：根据所述旧燃料组件在所述乏燃料水池中存放的位置，将所述旧燃料组件对应ID的数据文件作为所述乏燃料水池临界安全分析的输入信息，并根据所述输入信息构建所述乏燃料水池的计算模型，并根据所述计算模型，通过调用临界输运计算程序获得所述乏燃料水池的次临界度；S43：根据乏燃料水池的计算模型确定放置在所述乏燃料水池中的三维燃料组件，并调用燃耗计算程序，跟踪所述三维燃料组件中各个核素的核子密度变化信息，以获得最新的核素信息。
在一些示例中，还包括：将所述最新的核素信息更新至对应三维燃料组件的ID对应的数据文件中。
在一些示例中，所述步骤S5，进一步包括：S51：根据所述乏燃料运输容器计算模型，通过调用临界安全分析程序对所述乏燃料运输容器进行临界安全分析计算；S52：根据所述乏燃料储存容器计算模型，通过调用所述临界安全分析程序对所述乏燃料储存容器进行临界安全分析计算；S53：根据所述旧燃料组件的三维组件信息构建溶解池模型，并根据所述溶解池模型，通过调用所述临界安全分析程序对所述溶解池进行临界安全分析计算。
在一些示例中，所述步骤S6，进一步包括：根据所述堆芯源项模型，通过调用源项分析计算程序进行一回路和二回路源项分析计算。
在一些示例中，所述步骤S7，进一步包括：S71：根据所述堆芯模型，以预定设计程序计算压力容器边界的中子&伽玛源项为输入，调用屏蔽计算程序进行主屏蔽计算；S72：根据所述堆芯模型，以堆芯在线监测系统提供的压力容器边界的种子&伽玛源项为输入，调用所述屏蔽计算程序进行主屏蔽计算。
在一些示例中，所述步骤S8，进一步包括：S81：根据预设的启动物理实验的实验规程，调用反应堆中子物理分析程序分析实验过程中的参数；S82：根据堆芯布置图构建堆芯计算模型，并计算所述堆芯计算模型的动态刻棒修正因子，并收集电厂网络提供的刻棒过程中子探测器的响应数据；S83：根据所述实验过程中的参数，通过调用动态刻棒计算程序，以计算控制棒的微分价值和积分价值。
在一些示例中，所述实验过程中的参数包括功率及反应性系数。
为了实现上述目的，本发明第二方面的实施例提出了一种核电站设计运行支持系统，包括：设计模块，所述设计模块用于对反应堆进行堆芯设计，得到堆芯布置信息、安全参数、数据库和三维组件信息；获取模块，所述获取模块用于根据所述数据库及所述反应堆的探测器的测量数据，得到三维堆芯功率分布信息；监测模块，所述监测模块用于根据所述堆芯布置信息、所述三维组件信息和安全参数构建堆芯模型，并根据所述堆芯模型对堆芯状态进行实时监测及预测，并通过所述三维堆芯功率分布信息对所述堆芯模型进行阶段性修正；第一计算模块，所述第一计算模块用于根据旧燃料组件的燃料信息构建乏燃料水池的计算模型，并根据所述乏燃料水池的计算模型进行乏燃料水池的临界安全分析计算，并对所述旧燃料组件进行核素跟踪计算，以得到所述旧燃料组件的核素信息；第二计算模块，所述第二计算模块用于根据所述旧燃料组件的核素信息，构建乏燃料运输容器计算模型和乏燃料储存容器计算模型，并分别根据所述乏燃料运输容器模型和乏燃料储存容器模型对乏燃料运输容器和乏燃料储存容器进行临界安全分析计算；第三计算模块，所述第三计算模块用于根据三维燃料组件的核素信息构建堆芯源项模型，并根据所述堆芯源项模型进行一回路和二回路源项分析计算，以得到源项信息；第四计算模块，所述第四计算模块用于根据三维燃料组件的核素信息构建堆芯源项模型，并根据所述堆芯源项模型进行一回路和二回路源项分析计算，以得到源项信息。
根据本发明实施例的核电站设计运行支持系统，考虑核电站在设计与运行过程中的信息关联与共享，将反应堆设计、运行过程中的各个环节相互耦合，提高了核电站设计精度及运行支持的可靠性，进而提高经济性；同时实现了核电站设计与运行支持的自动化链接，支持数据互换，可方便用户使用，提高设计效率；同时实现了系统自动化数据传递，可减少人为因素的影响，减少人工出错率。
另外，根据本发明上述实施例的核电站设计运行支持系统还可以具有如下附加的技术特征：
在一些示例中，还包括：实验模拟模块，所述实验模拟模块用于根据所述堆芯布置信息、安全参数、数据库和三维组件信息构建反应堆启动物理实验模型，并根据所述反应堆启动物理实验模型进行启动物理实验模拟。
在一些示例中，所述设计模块用于：对三维燃料组件中的旧燃料组件的核子密度信息进行修正；计算所述三维燃料组件的三维组件参数；根据所述三维组件参数得到堆芯参数；判断所述堆芯参数是否满足预设设计要求；如果满足，则根据所述堆芯参数进行堆芯布置，以完成反应堆设计，如果所述堆芯参数不满足预设设计要求，则重新计算堆芯参数。
在一些示例中，所述设计模块对三维燃料组件中的旧燃料组件的核子密度信息进行修正，包括：采集堆芯在线监测的实时信息及所述三维燃料组件在乏燃料水池存放后的核子密度信息；根据所述实时信息及所述三维燃料组件在乏燃料水池存放后的核子密度信息对所述旧燃料组件的核子密度信息进行修正。
在一些示例中，所述设计模块计算所述三维燃料组件的三维组件参数，包括：根据所述三维燃料组件的轴向信息的相似性将所述三维燃料组件划分为多个材料；通过二维中子输运程序计算所述多个材料的截面参数；根据所述多个材料的截面参数得到所述三维燃料组件的三维组件参数。
在一些示例中，所述三维燃料组件的三维组件参数与所述三维燃料组件的ID相对应。
在一些示例中，所述设计模块根据所述三维组件参数得到堆芯参数，包括：根据所述三维组件参数与所述三维燃料组件的ID的对应关系，将所述三维组件参数布置到堆芯中，得到三维堆芯布置图；根据所述三维堆芯布置图对进行三维堆芯扩散计算，得到所述堆芯参数。
在一些示例中，所述设计模块用于通过调用二维或三维堆芯优化程序得到所述堆芯参数。
在一些示例中，所述数据库包括堆芯在各种状态下的三维功率分布信息。
在一些示例中，所述探测器为可移动式中子探测器，所述获取模块用于：根据反应堆当前状态信息，通过插值法从所述数据库中获得当前堆芯状态的三维功率分布信息；根据所述当前堆芯状态的三维功率分布信息及所述可移动式中子探测器的测量数据，进行三维功率分布的重造，以得到测量的所述三维堆芯功率分布信息和燃耗信息。
在一些示例中，所述监测模块用于：当所述探测器为固定式中子探测器时，根据所述三维堆芯布置图构建所述堆芯模型，并调用堆芯在线监测及预测程序进行堆芯运行过程中的监测及预测，以得到实时堆芯功率和燃耗历史信息。
在一些示例中，所述监测模块用于：当所述探测器为堆外中子探测器时，根据所述三维堆芯布置图构建所述堆芯模型，并根据所述三维堆芯功率分布信息对所述堆芯模型进行阶段性修正，并调用所述堆芯在线监测及预测程序进行所述堆芯运行过程中的监测及预测，以得到实时堆芯功率和燃耗历史信息。
在一些示例中，所述监测模块还用于：将所述实时堆芯功率和燃耗历史信息更新至对应于所述三维燃料组件的ID的数据文件中，以完成所述三维组件信息的更新。
在一些示例中，所述第一计算模块用于：调用乏燃料水池优化布置程序对卸载的三维燃料组件按照预设规则进行排布，以形成所述乏燃料水池的布置方式；根据所述旧燃料组件在所述乏燃料水池中存放的位置，将所述旧燃料组件对应ID的数据文件作为所述乏燃料水池临界安全分析的输入信息，并根据所述输入信息构建所述乏燃料水池的计算模型，并根据所述计算模型，通过调用临界输运计算程序获得所述乏燃料水池的次临界度；根据乏燃料水池的计算模型确定放置在所述乏燃料水池中的三维燃料组件，并调用燃耗计算程序，跟踪所述三维燃料组件中各个核素的核子密度变化信息，以获得最新的核素信息。
在一些示例中，所述第一计算模块还用于：将所述最新的核素信息更新至对应三维燃料组件的ID对应的数据文件中。
在一些示例中，所述第二计算模块用于：根据所述乏燃料运输容器计算模型，通过调用临界安全分析程序对所述乏燃料运输容器进行临界安全分析计算；根据所述乏燃料储存容器计算模型，通过调用所述临界安全分析程序对所述乏燃料储存容器进行临界安全分析计算；根据所述旧燃料组件的三维组件信息构建溶解池模型，并根据所述溶解池模型，通过调用所述临界安全分析程序对所述溶解池进行临界安全分析计算。
在一些示例中，所述第三计算模块用于：根据所述堆芯源项模型，通过调用源项分析计算程序进行一回路和二回路源项分析计算。
在一些示例中，所述第四计算模块用于：根据所述堆芯模型，以预定设计程序计算压力容器边界的中子&伽玛源项为输入，调用屏蔽计算程序进行主屏蔽计算；根据所述堆芯模型，以堆芯在线监测系统提供的压力容器边界的种子&伽玛源项为输入，调用所述屏蔽计算程序进行主屏蔽计算。
在一些示例中，所述实验模拟模块用于：根据预设的启动物理实验的实验规程，调用反应堆中子物理分析程序分析实验过程中的参数；根据堆芯布置图构建堆芯计算模型，并计算所述堆芯计算模型的动态刻棒修正因子，并收集电厂网络提供的刻棒过程中子探测器的响应数据；根据所述实验过程中的参数，通过调用动态刻棒计算程序，以计算控制棒的微分价值和积分价值。
在一些示例中，所述实验过程中的参数包括功率及反应性系数。
本发明的附加方面和优点将在下面的描述中部分给出，部分将从下面的描述中变得明显，或通过本发明的实践了解到。
附图说明
本发明的上述和/或附加的方面和优点从结合下面附图对实施例的描述中将变得明显和容易理解，其中：
图1是根据本发明实施例的核电站设计运行支持方法的流程图；
图2是根据本发明一个实施例的核电站设计运行支持方法的详细流程示意图；
图3是根据本发明一个实施例的反应堆设计逻辑示意图；
图4是根据本发明一个实施例的堆芯功率重造逻辑示意图；
图5是根据本发明一个实施例的堆芯在线监测及预测逻辑示意图；
图6是根据本发明一个实施例的乏燃料水池分析逻辑示意图；
图7是根据本发明一个实施例的乏燃料运输储存逻辑示意图；
图8是根据本发明一个实施例的反应堆屏蔽分析逻辑示意图；
图9是根据本发明一个实施例的反应堆动态刻棒逻辑示意图；以及
图10根据本发明实施例的核电站设计运行支持系统的结构框图。
具体实施方式
下面详细描述本发明的实施例，所述实施例的示例在附图中示出，其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的，仅用于解释本发明，而不能理解为对本发明的限制。
在本发明的描述中，需要理解的是，术语“中心”、“纵向”、“横向”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。此外，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性。
在本发明的描述中，需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言，可以具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
以下结合附图描述根据本发明实施例的核电站设计运行支持方法及系统。
图1是根据本发明一个实施例的核电站设计运行支持方法的流程图。图2是根据本发明另一个实施例的核电站设计运行支持方法的详细流程图。如图1所示，并结合图2，根据本发明实施例的核电站设计运行支持方法，包括以下步骤：
步骤S1：对反应堆进行堆芯设计，得到堆芯布置信息、安全参数、数据库和三维组件信息。该步骤即反应堆堆芯设计过程。具体地说，例如由反应堆核设计程序系统进行反应堆的堆芯设计，具体包括堆芯布料方案设计、堆芯燃料管理方案设计、堆芯核设计、堆芯安全分析等内容。经过该步骤，最终生成电站实际应用的堆芯布料方案、安全参数、数据库、三维组件信息等内容，例如图3所示。
在本发明的一个实施例中，结合图3所示，步骤S1，进一步包括：
S11：对三维燃料组件中的旧燃料组件的核子密度信息进行修正。
进一步地，步骤S11进一步包括：采集堆芯在线监测的实时信息及三维燃料组件在乏燃料水池存放后的核子密度信息；根据实时信息及三维燃料组件在乏燃料水池存放后的核子密度信息对旧燃料组件的核子密度信息进行修正。换言之，该过程即组件信息修正的过程。具体而言，对于新燃料组件，燃料中的核子密度信息是确定的(由燃料制造厂制造参数决定)，而对于旧燃料组件，由于经过了堆芯的燃烧以及在乏燃料水池中的存放，核素信息发生了很大的变化，并带有不确定性，因此需要对旧燃料组件的核子密度信息进行修正。本发明的实施例中，采用下述步骤S3中堆芯在线监测获得的实时信息，对旧燃料组件的三维核子密度信息进行修正，同时考虑步骤S4中计算获得的乏燃料水池存放后的三维核子密度信息，以对旧燃料组件的核子密度信息进行修正。
S12：计算三维燃料组件的三维组件参数。
进一步地，步骤S12进一步包括：根据三维燃料组件的轴向信息的相似性将三维燃料组件划分为多个材料；通过二维中子输运程序计算多个材料的截面参数；根据多个材料的截面参数得到三维燃料组件的三维组件参数。其中，三维燃料组件的三维组件参数与三维燃料组件的ID相对应。换言之，该步骤即三维组件参数的计算过程。具体而言，首先，对三维燃料组件进行拆解，根据其轴向信息的相似性划分为若干材料，对各个材料进行二维中子输运计算，获得其截面参数，再将若干材料重新组合，形成三维组件参数信息。并且，该三维组件参数信息与组件的唯一ID号相对应。
S13：根据三维组件参数得到堆芯参数。
进一步地，步骤S13进一步包括：根据三维组件参数与三维燃料组件的ID的对应关系，将三维组件参数布置到堆芯中，得到三维堆芯布置图；根据三维堆芯布置图对进行三维堆芯扩散计算，得到堆芯参数。或者，在步骤S13中，直接通过调用二维或三维堆芯优化程序得到堆芯参数。换言之，该步骤即堆芯布置的设计过程。具体而言，将上述生成的三维组件参数信息，根据三维燃料组件ID的一一对应关系，布置到堆芯中，形成一个三维堆芯布置图。根据该布置图，进行三维堆芯扩散计算，获得堆芯的重要参数，如热点因子等。或调用二维或三维堆芯优化程序，直接产生优化的堆芯布置方案。
S14：判断堆芯参数是否满足预设设计要求。
S15：如果满足，则根据堆芯参数进行堆芯布置，以完成反应堆设计，如果堆芯参数不满足预设设计要求，则重新计算堆芯参数。换言之，步骤S14和步骤S15即堆芯设计检查过程。具体而言，即检查步骤S13中生成的堆芯参数，查看其是否满足设计要求，如果不满足，则返回到步骤S13重新设计堆芯布置图，如果满足设计要求，则作为最终电厂使用的堆芯布置进行装料。
步骤S2：根据数据库及反应堆的探测器的测量数据，得到三维堆芯功率分布信息。该步骤即堆芯功率分布重造的过程。具体而言，根据步骤S1中产生的数据库，以及可移动式中子探测器的测量数据，生成三维堆芯精细功率分布。如果反应堆采用堆内固定式中子探测器进行测量，则绕过该步骤，例如图4所示。
在本发明的一个实施例中，上述数据库例如包括堆芯在各种状态下的三维功率分布信息。在本发明的一个实施例中，探测器例如为可移动式中子探测器。基于此，结合图4所示，步骤S2，进一步包括：
步骤S21：根据反应堆当前状态信息，通过插值法从数据库中获得当前堆芯状态的三维功率分布信息。换言之，该步骤即堆芯状态信息库查询过程。具体而言，步骤S1中会产生堆芯各种状态下的三维功率分布，并作为数据库存储，则在本步骤中，根据反应堆当前状态，通过插值方法获得当前堆芯状态的三维功率分布。
步骤S22：根据当前堆芯状态的三维功率分布信息及可移动式中子探测器的测量数据，进行三维功率分布的重造，以得到测量的三维堆芯功率分布信息和燃耗信息。换言之，该步骤即功率分布重造过程。具体而言，即根据步骤S21中获得的三维功率分布，结合可移动式中子探测器的测量信息，进行三维功率分布的重造，获得测量的三维堆芯功率分布和燃耗信息。
步骤S3：根据堆芯布置信息、三维组件信息和安全参数构建堆芯模型，并根据堆芯模型对堆芯状态进行实时监测及预测，并通过三维堆芯功率分布信息对堆芯模型进行阶段性修正。该步骤即堆芯在线监测及预测过程。具体而言，根据步骤S1中产生的堆芯布置、三维组件参数等信息，搭建堆芯模型，并调用堆芯在线监测及(或)预测程序，对堆芯状态进行实时监测及(或)预测，同时，利用步骤S2中获得的堆芯三维精细功率分布对堆芯模型进行阶段性修正，例如图5所示。
在本发明的一个实施例中，结合图5所示，步骤S3，进一步包括：
步骤S31：当探测器为固定式中子探测器时，根据三维堆芯布置图构建堆芯模型，并调用堆芯在线监测及预测程序进行堆芯运行过程中的监测及预测，以得到实时堆芯功率和燃耗历史信息。换言之，即如果反应堆采用固定式中子探测器采集测量信息，则根据步骤S1中生成的堆芯布置图搭建堆芯模型，并调用堆芯在线监测及预测程序完成堆芯运行过程中的监测、预测功能，生成实时的堆芯功率和燃耗历史信息。
步骤S32：当探测器为堆外中子探测器时，根据三维堆芯布置图构建堆芯模型，并根据三维堆芯功率分布信息对堆芯模型进行阶段性修正，并调用堆芯在线监测及预测程序进行堆芯运行过程中的监测及预测，以得到实时堆芯功率和燃耗历史信息。换言之，即如果反应堆采用堆外中子探测器和热电偶采集测量信息，则根据步骤S1中生成的堆芯布置图搭建堆芯模型，并阶段性的用步骤S2中产生的堆芯三维精细功率分布信息对该模型进行修正，再调用堆芯在线监测及预测程序完成堆芯运行过程中的监测、预测功能，生成实时的堆芯功率和燃耗历史信息。
在步骤S31或S32之后，进一步包括：
S33：将实时堆芯功率和燃耗历史信息更新至对应于三维燃料组件的ID的数据文件中，以完成三维组件信息的更新。换言之，该步骤即三维组件信息更新过程。具体而言，即将步骤S31或S32中累积的三维燃料组件的三维组件信息，更新到对应三维燃料组件ID的数据文件中，完成三维组件信息更新。
步骤S4：根据步骤S1或步骤S3中产生的旧燃料组件的燃料信息构建乏燃料水池的计算模型，并根据乏燃料水池的计算模型进行乏燃料水池的临界安全分析计算，并对旧燃料组件进行核素跟踪计算，以得到旧燃料组件的核素信息。该步骤即乏燃料水池临界分析、燃耗跟踪过程。具体而言，即根据步骤S1或步骤S3中产生的旧燃料信息，搭建乏燃料水池计算模型，继而进行乏燃料水池的临界安全分析计算，并同时进行旧燃料的核素跟踪计算。同时，该步骤产生的旧燃料核素信息也将反馈到步骤S1中，进行下一次的堆芯核设计计算，例如图6所示。
在本发明的一个实施例中，结合图6所示，步骤S4，进一步包括：
步骤S41：调用乏燃料水池优化布置程序对卸载的三维燃料组件按照预设规则进行排布，以形成乏燃料水池的布置方式。换言之，该步骤即乏燃料水池优化布置过程。具体而言，乏燃料水池是由很多储存栅格构成的储存区域，而乏燃料在水池中的布置对电厂乏燃料装载便宜性、缩减工作时间很有意义。因此，调用乏燃料水池优化布置程序，对卸载的燃料组件按照一定的规则(预设规则)进行排布，组成乏燃料水池的布置方式。同时在优化过程中，需要考虑乏燃料水池的安全性。
步骤S42：根据旧燃料组件在乏燃料水池中存放的位置，将旧燃料组件对应ID的数据文件作为乏燃料水池临界安全分析的输入信息，并根据输入信息构建乏燃料水池的计算模型，并根据计算模型，通过调用临界输运计算程序获得乏燃料水池的次临界度。换言之，该步骤即对乏燃料水池临界安全分析过程。具体而言，由于步骤S3获得的是严格按照组件燃烧历史监测的三维组件信息，因此以该信息作为乏燃料水池的临界安全分析的建模信息，可以提高建模精度，从而获得更加精确的乏燃料水池次临界度。因此在本步骤中，根据燃料组件在乏燃料水池中存放的位置，将该燃料组件对应ID的数据文件作为乏燃料水池临界安全分析的输入信息，搭建乏燃料水池三维计算模型，并调用临界输运计算程序计算获得乏燃料水池的次临界度。
步骤S43：根据乏燃料水池的计算模型确定放置在乏燃料水池中的三维燃料组件，并调用燃耗计算程序，跟踪三维燃料组件中各个核素的核子密度变化信息，以获得最新的核素信息。进一步地，将最新的核素信息更新至对应三维燃料组件的ID对应的数据文件中。换言之，该步骤即燃料组件的核素信息跟踪过程。具体而言，从反应堆内卸出的燃料组件放入乏燃料水池后，燃料中的核素将会经历一个衰变的过程，而对该过程的严格跟踪对于反应堆设计或乏燃料水池的分析都是很重要的。根据步骤S41中搭建的乏燃料水池的模型，可获知哪些燃料组件放入了乏燃料水池以及经过了多长时间的衰变反应，从而调用燃耗计算程序，跟踪燃料组件中的各个重要核素的核子密度变化，获得最新的燃料组件核素信息。将该最新的燃料组件核素信息更新到燃料组件ID对应的数据文件中，以供步骤S1中的堆芯设计及后续步骤S7中的乏燃料储存及运输分析使用。
步骤S5：根据旧燃料组件的核素信息，构建乏燃料运输容器计算模型和乏燃料储存容器计算模型，并分别根据乏燃料运输容器模型和乏燃料储存容器模型对乏燃料运输容器和乏燃料储存容器进行临界安全分析计算。该步骤即对乏燃料储存容器、对乏燃料运输容器的临界安全分析过程。具体而言，从乏燃料水池卸出的最终不用的燃料，会通过运输容器运输到储存地点，进行掩埋或提纯等处理。本步骤中，根据步骤S4中计算产生的旧燃料信息，搭建乏燃料运输容器模型和乏燃料储存容器模型，以进行临界安全计算，例如图7所示。
在本发明的一个实施例中，结合图7所示，步骤S5，进一步包括：
S51：根据乏燃料运输容器计算模型，通过调用临界安全分析程序对乏燃料运输容器进行临界安全分析计算。换言之，该步骤即乏燃料运输分析过程。具体而言，反应堆用过的燃料组件，经过乏燃料水池中静放一段时间后，将被运输到固定的地点进行处理。而燃料的运输过程需要进行必要的临界安全分析，确保运输的安全性。步骤S4中可以对燃料组件的核素信息进行精确跟踪，一旦将某一燃料组件装入乏燃料运输容器，即将该燃料组件ID对应组件的三维组件信息作为乏燃料运输容器的建模条件，并调用临界安全分析程序对乏燃料运输容器进行临界安全分析。
S52：根据乏燃料储存容器计算模型，通过调用临界安全分析程序对乏燃料储存容器进行临界安全分析计算。换言之，该步骤即乏燃料储存分析过程。具体而言，乏燃料的储存多种多样，国际上应用较广的是采用容器储存，这时就需要对储存容器进行临界安全分析，以确保储存的安全性。在本步骤中，将步骤S4中获得的燃料组件核素信息作为乏燃料储存容器的建模条件，并调用临界安全分析程序对乏燃料储存容器进行临界安全分析。
S53：根据旧燃料组件的三维组件信息构建溶解池模型，并根据溶解池模型，通过调用临界安全分析程序对溶解池进行临界安全分析计算。换言之，该步骤即乏燃料溶解过程临界安全分析过程。具体而言，乏燃料在后处理过程中，采用湿式处理时需要将乏燃料放入溶解池中进行溶解，而溶解过程需要进行相应的安全分析。在本步骤中，根据燃料组件的三维组件信息，搭建溶解池模型，并调用临界安全分析程序进行相应的临界安全分析。
步骤S6：根据三维燃料组件的核素信息构建堆芯源项模型，并根据堆芯源项模型进行一回路和二回路源项分析计算，以得到源项信息。具体地，在本发明的一个实施例中，根据堆芯源项模型，通过调用源项分析计算程序进行一回路和二回路源项分析计算。换言之，该步骤即反应堆源项分析计算过程。具体而言，根据步骤S1中计算的核素信息或步骤S3中实时监测得到的核素信息，建立堆芯源项模型，并调用源项分析计算程序进行一回路及二回路源项分析计算，计算结果供后续步骤S7所用。
步骤S7：根据源项信息及堆芯布置信息，构建反应堆主屏蔽的计算模型，并根据计算模型更新反应堆内的射线计量信息。该步骤即反应堆的屏蔽分析计算过程。具体而言，根据步骤S6中产生的源项信息，根据步骤S3中实时监测的源项信息，并根据步骤S1中产生的堆芯布置信息，搭建反应堆主屏蔽的计算模型，并调用屏蔽计算程序阶段性更新反应堆内的射线计量等信息，例如图8所示。
在本发明的一个实施例中，结合图8所示，步骤S7，进一步包括：
步骤S71：根据堆芯模型，以预定设计程序计算压力容器边界的中子&伽玛源项为输入，调用屏蔽计算程序进行主屏蔽计算。换言之，该步骤即离线屏蔽分析过程。具体而言，采用步骤S1中建立的堆芯模型，以设计程序计算压力容器边界的中子&伽马源项为输入，并调用屏蔽计算程序进行主屏蔽计算。
步骤S72：根据堆芯模型，以堆芯在线监测系统提供的压力容器边界的种子&伽玛源项为输入，调用屏蔽计算程序进行主屏蔽计算。换言之，该步骤即在线屏蔽分析过程。具体而言，采用步骤S1中建立的堆芯模型，以堆芯在线监测系统提供的压力容器边界的中子&伽马源项为输入，并调用屏蔽计算程序进行主屏蔽计算。
进一步地，在本发明的一个实施例中，该方法还包括以下步骤：
步骤S8：根据堆芯布置信息、安全参数、数据库和三维组件信息构建反应堆启动物理实验模型，并根据反应堆启动物理实验模型进行启动物理实验模拟。该步骤即启动物理实验支持的过程。具体而言，即根据步骤S1中产生的堆芯布置信息、组件参数信息及其他相关系数，搭建反应堆启动物理实验模型，并进行启动物理实验模拟，例如图9所示。
在本发明的一个实施例中，结合图9所示，步骤S8，进一步包括：
S81：根据预设的启动物理实验的实验规程，调用反应堆中子物理分析程序分析实验过程中的参数。换言之，该步骤即启动物理实验模拟的过程。具体而言，根据预设的启动物理实验的实验规程，调用反应堆中子物理分析程序分析实验过程中的参数，如功率、反应性系数等，提供给电厂运行支持系统使用。
S82：根据堆芯布置图构建堆芯计算模型，并计算堆芯计算模型的动态刻棒修正因子，并收集电厂网络提供的刻棒过程中子探测器的响应数据。
S83：根据实验过程中的参数，通过调用动态刻棒计算程序，以计算控制棒的微分价值和积分价值。其中，实验过程中的参数例如包括功率及反应性系数。换言之，步骤S82和步骤S83即棒价值测量过程。具体而言，根据步骤S1中提供的堆芯布置图搭建堆芯计算模型，并计算该模型的动态刻棒修正因子；收集电厂网络提供的刻棒过程中子探测器的响应数据；利用步骤S81中提供的数据(即实验过程中的参数)，调用动态刻棒计算程序，计算控制棒的微分价值和积分价值，并进一步将测量得到的控制棒价值供电厂运行时所用。
综上，根据本发明实施例的核电站设计运行支持方法，考虑核电站在设计与运行过程中的信息关联与共享，将反应堆设计、运行过程中的各个环节相互耦合，提高了核电站设计精度及运行支持的可靠性，进而提高经济性；同时实现了核电站设计与运行支持的自动化链接，支持数据互换，可方便用户使用，提高设计效率；同时实现了系统自动化数据传递，可减少人为因素的影响，减少人工出错率。
本发明的进一步实施例还提出了一种核电站设计运行支持系统。
图10是根据本发明一个实施例的核电站设计运行支持系统的结构框图。如图10所示，该核电站设计运行支持系统100，包括：设计模块110、获取模块120、监测模块130、第一计算模块140、第二计算模块150、第三计算模块160及第四计算模块170。
其中，设计模块110用于对反应堆进行堆芯设计，得到堆芯布置信息、安全参数、数据库和三维组件信息。
在本发明的一个实施例中，设计模块110用于：对三维燃料组件中的旧燃料组件的核子密度信息进行修正；计算三维燃料组件的三维组件参数；根据三维组件参数得到堆芯参数；判断堆芯参数是否满足预设设计要求；如果满足，则根据堆芯参数进行堆芯布置，以完成反应堆设计，如果堆芯参数不满足预设设计要求，则重新计算堆芯参数。
其中，在本发明的一个实施例中，设计模块110对三维燃料组件中的旧燃料组件的核子密度信息进行修正的方法，包括：采集堆芯在线监测的实时信息及三维燃料组件在乏燃料水池存放后的核子密度信息；根据实时信息及三维燃料组件在乏燃料水池存放后的核子密度信息对旧燃料组件的核子密度信息进行修正。
在本发明的一个实施例中，设计模块110计算三维燃料组件的三维组件参数的过程，包括：根据三维燃料组件的轴向信息的相似性将三维燃料组件划分为多个材料；通过二维中子输运程序计算多个材料的截面参数；根据多个材料的截面参数得到三维燃料组件的三维组件参数。其中，三维燃料组件的三维组件参数与三维燃料组件的ID相对应。
在发明的一个实施例中，设计模块110根据三维组件参数得到堆芯参数的方法，包括：根据三维组件参数与三维燃料组件的ID的对应关系，将三维组件参数布置到堆芯中，得到三维堆芯布置图；根据三维堆芯布置图对进行三维堆芯扩散计算，得到堆芯参数。或者，设计模块110用于直接通过调用二维或三维堆芯优化程序得到所述堆芯参数。
获取模块120用于根据数据库及反应堆的探测器的测量数据，得到三维堆芯功率分布信息。
在发明的一个实施例中，上述数据库例如包括堆芯在各种状态下的三维功率分布信息。在本发明的一个实施例中，上述探测器例如为可移动式中子探测器。基于此，获取模块120用于：根据反应堆当前状态信息，通过插值法从数据库中获得当前堆芯状态的三维功率分布信息；根据当前堆芯状态的三维功率分布信息及可移动式中子探测器的测量数据，进行三维功率分布的重造，以得到测量的三维堆芯功率分布信息和燃耗信息。
监测模块130用于根据堆芯布置信息、三维组件信息和安全参数构建堆芯模型，并根据堆芯模型对堆芯状态进行实时监测及预测，并通过三维堆芯功率分布信息对堆芯模型进行阶段性修正。
在本发明的一个实施例中，监测模块130用于：当所述探测器为固定式中子探测器时，根据所述三维堆芯布置图构建所述堆芯模型，并调用堆芯在线监测及预测程序进行堆芯运行过程中的监测及预测，以得到实时堆芯功率和燃耗历史信息。
在本发明的另一个实施例中，监测模块130用于：当探测器为堆外中子探测器时，根据三维堆芯布置图构建堆芯模型，并根据三维堆芯功率分布信息对堆芯模型进行阶段性修正，并调用堆芯在线监测及预测程序进行堆芯运行过程中的监测及预测，以得到实时堆芯功率和燃耗历史信息。
进一步地，在本发明的一个实施例中，监测模块130还用于：将实时堆芯功率和燃耗历史信息更新至对应于三维燃料组件的ID的数据文件中，以完成三维组件信息的更新。
第一计算模块140用于根据旧燃料组件的燃料信息构建乏燃料水池的计算模型，并根据乏燃料水池的计算模型进行乏燃料水池的临界安全分析计算，并对旧燃料组件进行核素跟踪计算，以得到旧燃料组件的核素信息。
在本发明的一个实施例中，第一计算模块140用于：调用乏燃料水池优化布置程序对卸载的三维燃料组件按照预设规则进行排布，以形成乏燃料水池的布置方式；根据旧燃料组件在乏燃料水池中存放的位置，将旧燃料组件对应ID的数据文件作为乏燃料水池临界安全分析的输入信息，并根据输入信息构建乏燃料水池的计算模型，并根据计算模型，通过调用临界输运计算程序获得乏燃料水池的次临界度；根据乏燃料水池的计算模型确定放置在乏燃料水池中的三维燃料组件，并调用燃耗计算程序，跟踪三维燃料组件中各个核素的核子密度变化信息，以获得最新的核素信息。进一步地，第一计算模块140还用于：将最新的核素信息更新至对应三维燃料组件的ID对应的数据文件中。
第二计算模块150用于根据旧燃料组件的核素信息，构建乏燃料运输容器计算模型和乏燃料储存容器计算模型，并分别根据乏燃料运输容器模型和乏燃料储存容器模型对乏燃料运输容器和乏燃料储存容器进行临界安全分析计算。
在本发明的一个实施例中，第二计算模块150用于：根据乏燃料运输容器计算模型，通过调用临界安全分析程序对乏燃料运输容器进行临界安全分析计算；根据乏燃料储存容器计算模型，通过调用临界安全分析程序对乏燃料储存容器进行临界安全分析计算；根据旧燃料组件的三维组件信息构建溶解池模型，并根据溶解池模型，通过调用临界安全分析程序对溶解池进行临界安全分析计算。
第三计算模块160用于根据三维燃料组件的核素信息构建堆芯源项模型，并根据堆芯源项模型进行一回路和二回路源项分析计算，以得到源项信息。
在本发明的一个实施例中，第三计算模块160用于：根据堆芯源项模型，通过调用源项分析计算程序进行一回路和二回路源项分析计算。
第四计算模块170用于根据三维燃料组件的核素信息构建堆芯源项模型，并根据堆芯源项模型进行一回路和二回路源项分析计算，以得到源项信息。
在本发明的一个实施例中，第四计算模块170用于：根据堆芯模型，以预定设计程序计算压力容器边界的中子&伽玛源项为输入，调用屏蔽计算程序进行主屏蔽计算；根据堆芯模型，以堆芯在线监测系统提供的压力容器边界的种子&伽玛源项为输入，调用屏蔽计算程序进行主屏蔽计算。
进一步地，在本发明的一个实施例中，该系统100还包括：实验模拟模块180(图中未示出)。实验模拟模块180用于根据堆芯布置信息、安全参数、数据库和三维组件信息构建反应堆启动物理实验模型，并根据反应堆启动物理实验模型进行启动物理实验模拟。
在本发明的一个实施例中，实验模拟模块180用于：根据预设的启动物理实验的实验规程，调用反应堆中子物理分析程序分析实验过程中的参数；根据堆芯布置图构建堆芯计算模型，并计算堆芯计算模型的动态刻棒修正因子，并收集电厂网络提供的刻棒过程中子探测器的响应数据；根据实验过程中的参数，通过调用动态刻棒计算程序，以计算控制棒的微分价值和积分价值。其中，实验过程中的参数例如包括功率及反应性系数。
需要说明的是，本发明实施例的核电站设计运行支持系统的具体实现方式与本发明实施例的核电站设计运行支持方法的具体实现方式类似，具体请参见方法部分的描述，为了减少冗余，此处不再赘述。
综上，根据本发明实施例的核电站设计运行支持系统，考虑核电站在设计与运行过程中的信息关联与共享，将反应堆设计、运行过程中的各个环节相互耦合，提高了核电站设计精度及运行支持的可靠性，进而提高经济性；同时实现了核电站设计与运行支持的自动化链接，支持数据互换，可方便用户使用，提高设计效率；同时实现了系统自动化数据传递，可减少人为因素的影响，减少人工出错率。
在本说明书的描述中，参考术语“一个实施例”、“一些实施例”、“示例”、“具体示例”、或“一些示例”等的描述意指结合该实施例或示例描述的具体特征、结构、材料或者特点包含于本发明的至少一个实施例或示例中。在本说明书中，对上述术语的示意性表述不一定指的是相同的实施例或示例。而且，描述的具体特征、结构、材料或者特点可以在任何的一个或多个实施例或示例中以合适的方式结合。
尽管已经示出和描述了本发明的实施例，本领域的普通技术人员可以理解：在不脱离本发明的原理和宗旨的情况下可以对这些实施例进行多种变化、修改、替换和变型，本发明的范围由权利要求及其等同限定。
Claims (40)
1.一种核电站设计运行支持方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1：对反应堆进行堆芯设计，得到堆芯布置信息、安全参数、数据库和三维组件信息；
S2：根据所述数据库及所述反应堆的探测器的测量数据，得到三维堆芯功率分布信息；
S3：根据所述堆芯布置信息、所述三维组件信息和安全参数构建堆芯模型，并根据所述堆芯模型对堆芯状态进行实时监测及预测，并通过所述三维堆芯功率分布信息对所述堆芯模型进行阶段性修正；
S4：根据步骤S1或步骤S3中产生的旧燃料组件的燃料信息构建乏燃料水池的计算模型，并根据所述乏燃料水池的计算模型进行乏燃料水池的临界安全分析计算，并对所述旧燃料组件进行核素跟踪计算，以得到所述旧燃料组件的核素信息；
S5：根据所述旧燃料组件的核素信息，构建乏燃料运输容器计算模型和乏燃料储存容器计算模型，并分别根据所述乏燃料运输容器模型和乏燃料储存容器模型对乏燃料运输容器和乏燃料储存容器进行临界安全分析计算；
S6：根据三维燃料组件的核素信息构建堆芯源项模型，并根据所述堆芯源项模型进行一回路和二回路源项分析计算，以得到源项信息；
S7：根据所述源项信息及所述堆芯布置信息，构建反应堆主屏蔽的计算模型，并根据所述计算模型更新反应堆内的射线计量信息。
2.根据权利要求1所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，还包括：
S8：根据所述堆芯布置信息、安全参数、数据库和三维组件信息构建反应堆启动物理实验模型，并根据所述反应堆启动物理实验模型进行启动物理实验模拟。
3.根据权利要求1所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述步骤S1，进一步包括：
S11：对三维燃料组件中的旧燃料组件的核子密度信息进行修正；
S12：计算所述三维燃料组件的三维组件参数；
S13：根据所述三维组件参数得到堆芯参数；
S14：判断所述堆芯参数是否满足预设设计要求；
S15：如果满足，则根据所述堆芯参数进行堆芯布置，以完成反应堆设计，如果所述堆芯参数不满足预设设计要求，则重新计算堆芯参数。
4.根据权利要求3所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述步骤S11，进一步包括：
采集堆芯在线监测的实时信息及所述三维燃料组件在乏燃料水池存放后的核子密度信息；
根据所述实时信息及所述三维燃料组件在乏燃料水池存放后的核子密度信息对所述旧燃料组件的核子密度信息进行修正。
5.根据权利要求3所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述步骤S12，进一步包括：
根据所述三维燃料组件的轴向信息的相似性将所述三维燃料组件划分为多个材料；
通过二维中子输运程序计算所述多个材料的截面参数；
根据所述多个材料的截面参数得到所述三维燃料组件的三维组件参数。
6.根据权利要求3所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述三维燃料组件的三维组件参数与所述三维燃料组件的ID相对应。
7.根据权利要求6所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述步骤S13，进一步包括：
根据所述三维组件参数与所述三维燃料组件的ID的对应关系，将所述三维组件参数布置到堆芯中，得到三维堆芯布置图；
根据所述三维堆芯布置图对进行三维堆芯扩散计算，得到所述堆芯参数。
8.根据权利要求3所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述步骤S13，进一步包括：
通过调用二维或三维堆芯优化程序得到所述堆芯参数。
9.根据权利要求1所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述数据库包括堆芯在各种状态下的三维功率分布信息。
10.根据权利要求9所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述探测器为可移动式中子探测器，所述步骤S2，进一步包括：
S21：根据反应堆当前状态信息，通过插值法从所述数据库中获得当前堆芯状态的三维功率分布信息；
S22：根据所述当前堆芯状态的三维功率分布信息及所述可移动式中子探测器的测量数据，进行三维功率分布的重造，以得到测量的所述三维堆芯功率分布信息和燃耗信息。
11.根据权利要求7所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述步骤S3，进一步包括：
S31：当所述探测器为固定式中子探测器时，根据所述三维堆芯布置图构建所述堆芯模型，并调用堆芯在线监测及预测程序进行堆芯运行过程中的监测及预测，以得到实时堆芯功率和燃耗历史信息。
12.根据权利要求7所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述步骤S3，进一步包括：
S32：当所述探测器为堆外中子探测器时，根据所述三维堆芯布置图构建所述堆芯模型，并根据所述三维堆芯功率分布信息对所述堆芯模型进行阶段性修正，并调用所述堆芯在线监测及预测程序进行所述堆芯运行过程中的监测及预测，以得到实时堆芯功率和燃耗历史信息。
13.根据权利要求11或12所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，在所述步骤S31或S32之后，还包括：
S33：将所述实时堆芯功率和燃耗历史信息更新至对应于所述三维燃料组件的ID的数据文件中，以完成所述三维组件信息的更新。
14.根据权利要求1所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述步骤S4，进一步包括：
S41：调用乏燃料水池优化布置程序对卸载的三维燃料组件按照预设规则进行排布，以形成所述乏燃料水池的布置方式；
S42：根据所述旧燃料组件在所述乏燃料水池中存放的位置，将所述旧燃料组件对应ID的数据文件作为所述乏燃料水池临界安全分析的输入信息，并根据所述输入信息构建所述乏燃料水池的计算模型，并根据所述计算模型，通过调用临界输运计算程序获得所述乏燃料水池的次临界度；
S43：根据乏燃料水池的计算模型确定放置在所述乏燃料水池中的三维燃料组件，并调用燃耗计算程序，跟踪所述三维燃料组件中各个核素的核子密度变化信息，以获得最新的核素信息。
15.根据权利要求14所述的所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，还包括：
将所述最新的核素信息更新至对应三维燃料组件的ID对应的数据文件中。
16.根据权利要求1所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述步骤S5，进一步包括：
S51：根据所述乏燃料运输容器计算模型，通过调用临界安全分析程序对所述乏燃料运输容器进行临界安全分析计算；
S52：根据所述乏燃料储存容器计算模型，通过调用所述临界安全分析程序对所述乏燃料储存容器进行临界安全分析计算；
S53：根据所述旧燃料组件的三维组件信息构建溶解池模型，并根据所述溶解池模型，通过调用所述临界安全分析程序对所述溶解池进行临界安全分析计算。
17.根据权利要求1所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述步骤S6，进一步包括：
根据所述堆芯源项模型，通过调用源项分析计算程序进行一回路和二回路源项分析计算。
18.根据权利要求1所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述步骤S7，进一步包括：
S71：根据所述堆芯模型，以预定设计程序计算压力容器边界的中子&伽玛源项为输入，调用屏蔽计算程序进行主屏蔽计算；
S72：根据所述堆芯模型，以堆芯在线监测系统提供的压力容器边界的种子&伽玛源项为输入，调用所述屏蔽计算程序进行主屏蔽计算。
19.根据权利要求2所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述步骤S8，进一步包括：
S81：根据预设的启动物理实验的实验规程，调用反应堆中子物理分析程序分析实验过程中的参数；
S82：根据堆芯布置图构建堆芯计算模型，并计算所述堆芯计算模型的动态刻棒修正因子，并收集电厂网络提供的刻棒过程中子探测器的响应数据；
S83：根据所述实验过程中的参数，通过调用动态刻棒计算程序，以计算控制棒的微分价值和积分价值。
20.根据权利要求19所述的核电站设计运行支持方法，其特征在于，所述实验过程中的参数包括功率及反应性系数。
21.一种核电站设计运行支持系统，其特征在于，包括：
设计模块，所述设计模块用于对反应堆进行堆芯设计，得到堆芯布置信息、安全参数、数据库和三维组件信息；
获取模块，所述获取模块用于根据所述数据库及所述反应堆的探测器的测量数据，得到三维堆芯功率分布信息；
监测模块，所述监测模块用于根据所述堆芯布置信息、所述三维组件信息和安全参数构建堆芯模型，并根据所述堆芯模型对堆芯状态进行实时监测及预测，并通过所述三维堆芯功率分布信息对所述堆芯模型进行阶段性修正；
第一计算模块，所述第一计算模块用于根据旧燃料组件的燃料信息构建乏燃料水池的计算模型，并根据所述乏燃料水池的计算模型进行乏燃料水池的临界安全分析计算，并对所述旧燃料组件进行核素跟踪计算，以得到所述旧燃料组件的核素信息；
第二计算模块，所述第二计算模块用于根据所述旧燃料组件的核素信息，构建乏燃料运输容器计算模型和乏燃料储存容器计算模型，并分别根据所述乏燃料运输容器模型和乏燃料储存容器模型对乏燃料运输容器和乏燃料储存容器进行临界安全分析计算；
第三计算模块，所述第三计算模块用于根据三维燃料组件的核素信息构建堆芯源项模型，并根据所述堆芯源项模型进行一回路和二回路源项分析计算，以得到源项信息；
第四计算模块，所述第四计算模块用于根据三维燃料组件的核素信息构建堆芯源项模型，并根据所述堆芯源项模型进行一回路和二回路源项分析计算，以得到源项信息。
22.根据权利要求21所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，还包括：
实验模拟模块，所述实验模拟模块用于根据所述堆芯布置信息、安全参数、数据库和三维组件信息构建反应堆启动物理实验模型，并根据所述反应堆启动物理实验模型进行启动物理实验模拟。
23.根据权利要求21所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述设计模块用于：
对三维燃料组件中的旧燃料组件的核子密度信息进行修正；
计算所述三维燃料组件的三维组件参数；
根据所述三维组件参数得到堆芯参数；
判断所述堆芯参数是否满足预设设计要求；
如果满足，则根据所述堆芯参数进行堆芯布置，以完成反应堆设计，如果所述堆芯参数不满足预设设计要求，则重新计算堆芯参数。
24.根据权利要求23所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述设计模块对三维燃料组件中的旧燃料组件的核子密度信息进行修正，包括：
采集堆芯在线监测的实时信息及所述三维燃料组件在乏燃料水池存放后的核子密度信息；
根据所述实时信息及所述三维燃料组件在乏燃料水池存放后的核子密度信息对所述旧燃料组件的核子密度信息进行修正。
25.根据权利要求23所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述设计模块计算所述三维燃料组件的三维组件参数，包括：
根据所述三维燃料组件的轴向信息的相似性将所述三维燃料组件划分为多个材料；
通过二维中子输运程序计算所述多个材料的截面参数；
根据所述多个材料的截面参数得到所述三维燃料组件的三维组件参数。
26.根据权利要求23所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述三维燃料组件的三维组件参数与所述三维燃料组件的ID相对应。
27.根据权利要求26所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述设计模块根据所述三维组件参数得到堆芯参数，包括：
根据所述三维组件参数与所述三维燃料组件的ID的对应关系，将所述三维组件参数布置到堆芯中，得到三维堆芯布置图；
根据所述三维堆芯布置图对进行三维堆芯扩散计算，得到所述堆芯参数。
28.根据权利要求23所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述设计模块用于通过调用二维或三维堆芯优化程序得到所述堆芯参数。
29.根据权利要求21所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述数据库包括堆芯在各种状态下的三维功率分布信息。
30.根据权利要求29所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述探测器为可移动式中子探测器，所述获取模块用于：
根据反应堆当前状态信息，通过插值法从所述数据库中获得当前堆芯状态的三维功率分布信息；
根据所述当前堆芯状态的三维功率分布信息及所述可移动式中子探测器的测量数据，进行三维功率分布的重造，以得到测量的所述三维堆芯功率分布信息和燃耗信息。
31.根据权利要求27所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述监测模块用于：
当所述探测器为固定式中子探测器时，根据所述三维堆芯布置图构建所述堆芯模型，并调用堆芯在线监测及预测程序进行堆芯运行过程中的监测及预测，以得到实时堆芯功率和燃耗历史信息。
32.根据权利要求27所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述监测模块用于：
当所述探测器为堆外中子探测器时，根据所述三维堆芯布置图构建所述堆芯模型，并根据所述三维堆芯功率分布信息对所述堆芯模型进行阶段性修正，并调用所述堆芯在线监测及预测程序进行所述堆芯运行过程中的监测及预测，以得到实时堆芯功率和燃耗历史信息。
33.根据权利要求31或32所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述监测模块还用于：
将所述实时堆芯功率和燃耗历史信息更新至对应于所述三维燃料组件的ID的数据文件中，以完成所述三维组件信息的更新。
34.根据权利要求21所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述第一计算模块用于：
调用乏燃料水池优化布置程序对卸载的三维燃料组件按照预设规则进行排布，以形成所述乏燃料水池的布置方式；
根据所述旧燃料组件在所述乏燃料水池中存放的位置，将所述旧燃料组件对应ID的数据文件作为所述乏燃料水池临界安全分析的输入信息，并根据所述输入信息构建所述乏燃料水池的计算模型，并根据所述计算模型，通过调用临界输运计算程序获得所述乏燃料水池的次临界度；
根据乏燃料水池的计算模型确定放置在所述乏燃料水池中的三维燃料组件，并调用燃耗计算程序，跟踪所述三维燃料组件中各个核素的核子密度变化信息，以获得最新的核素信息。
35.根据权利要求34所述的所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述第一计算模块还用于：
将所述最新的核素信息更新至对应三维燃料组件的ID对应的数据文件中。
36.根据权利要求21所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述第二计算模块用于：
根据所述乏燃料运输容器计算模型，通过调用临界安全分析程序对所述乏燃料运输容器进行临界安全分析计算；
根据所述乏燃料储存容器计算模型，通过调用所述临界安全分析程序对所述乏燃料储存容器进行临界安全分析计算；
根据所述旧燃料组件的三维组件信息构建溶解池模型，并根据所述溶解池模型，通过调用所述临界安全分析程序对所述溶解池进行临界安全分析计算。
37.根据权利要求21所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述第三计算模块用于：
根据所述堆芯源项模型，通过调用源项分析计算程序进行一回路和二回路源项分析计算。
38.根据权利要求21所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述第四计算模块用于：
根据所述堆芯模型，以预定设计程序计算压力容器边界的中子&伽玛源项为输入，调用屏蔽计算程序进行主屏蔽计算；
根据所述堆芯模型，以堆芯在线监测系统提供的压力容器边界的种子&伽玛源项为输入，调用所述屏蔽计算程序进行主屏蔽计算。
39.根据权利要求22所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述实验模拟模块用于：
根据预设的启动物理实验的实验规程，调用反应堆中子物理分析程序分析实验过程中的参数；
根据堆芯布置图构建堆芯计算模型，并计算所述堆芯计算模型的动态刻棒修正因子，并收集电厂网络提供的刻棒过程中子探测器的响应数据；
根据所述实验过程中的参数，通过调用动态刻棒计算程序，以计算控制棒的微分价值和积分价值。
40.根据权利要求39所述的核电站设计运行支持系统，其特征在于，所述实验过程中的参数包括功率及反应性系数。
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