CN109416947A - 用于计算与核反应堆的加载模式相关联的pci裕量的方法，相关联的系统、计算机程序和介质 - Google Patents

用于计算与核反应堆的加载模式相关联的pci裕量的方法，相关联的系统、计算机程序和介质 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种用于计算与核反应堆的加载模式相关联的PCI裕量的方法，该核反应堆包括堆芯，在堆芯中根据加载模式加载燃料组件，燃料组件包括燃料棒，每个燃料棒包括核燃料芯块和围绕芯块的包壳。此方法由电子系统实现，并包括以下步骤：‑针对堆芯中的燃料组件的参考加载模式计算(100)参考主PCI裕量，‑针对参考模式计算(110)参考次PCI裕量，‑针对堆芯中的燃料组件的经修改的加载模式计算(120)经修改的次PCI裕量，‑根据经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量的比较，计算(130)经修改的模式的经修改的主PCI裕量。

Description

用于计算与核反应堆的加载模式相关联的PCI裕量的方法，相 关联的系统、计算机程序和介质
【技术领域】
本发明涉及一种用于计算与核反应堆的加载模式相关联的PCI裕量的方法，该核反应堆包括其中加载有燃料组件的堆芯，燃料组件包括燃料棒，每个燃料棒包括核燃料芯块和围绕芯块的包壳。
本发明还涉及相关联的电子计算系统，以及包括当由计算机执行时实现此方法的软件指令的计算机程序。
本发明例如适用于无论是使用压水还是沸水的轻水核反应堆。
【背景技术】
目前世界各地都在大量使用这些反应堆。
特别是在诸如法国之类的超过50％的电力是使用核反应堆生产的国家，改变由这些核反应堆提供的总功率以便适应于由这些反应堆供应的电网的需求，可能是有用的。
特别地，希望能够在返回到标称功率之前在电网的需求较低的时段(通常为几天到至少2个月)期间以中等功率运行核反应堆。
尽管如此，核反应堆的这种使得它可以更好地使用它的容量的操作必须不能引起安全问题，特别是在例如在中等功率运行期间或之后不久可能发生的意外操作瞬变的情况下。
【发明内容】
本发明的一个目的是通过提供一种方法来解决此问题，该方法允许计算与核反应堆的加载模式相关联的PCI裕量，使得可以更好地利用反应堆的能力，同时保持安全操作。
为此，本发明涉及一种用于计算与核反应堆的加载模式相关联的PCI裕量的方法，该核反应堆包括堆芯，在堆芯中根据加载模式加载燃料组件，燃料组件包括燃料棒，每个燃料棒包括核燃料芯块和围绕芯块的包壳，
该方法由计算机实现，并包括以下步骤：
-b)针对堆芯中的燃料组件的参考加载模式计算参考主PCI裕量，
-c)针对参考模式计算参考次PCI裕量，
-d)针对堆芯中的燃料组件的经修改的加载模式计算经修改的次PCI裕量，
-e)根据经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量的比较，针对经修改的模式计算经修改的主PCI裕量。
根据本发明的计算方法于是使得可以考虑到针对给定放射周期的核反应堆的堆芯中的燃料组件的加载模式相对于参考模式的可变性来更精确地计算PCI裕量的值。
参考模式例如定义了标称负荷，也称为均等负荷，根据该标称负荷，从一个放射周期到另一个放射周期，存在于堆芯中的燃料组件(特别是在核材料的初始富集方面)是相似的，并且是根据可重现的加载模式加载到堆芯中。然后，参考模式对应于称为均等周期的反应堆的操作周期。
经修改的模式使得可以提供相对于参考模式的灵活性：它例如定义了向标称负荷的过渡负荷或从标称负荷的过渡负荷，诸如对应于第一堆芯的启动的负荷、对应于到均等点的上升的负荷、对应于反应堆的运行的管理的改变的负荷、或对应于反应堆的寿命终止周期的负荷，或相对于参考模式的变化。经修改的模式也称为灵活性模式。
然后，经修改的模式与参考模式的不同之处在于加载到堆芯中的至少一个燃料组件16，一些燃料组件16例如根据经修改的加载模式未被加载到堆芯中并且被不同的燃料组件替换，例如通过裂变材料的性质或其富集或者替代燃料组件的放射历史。
替代地，加载到堆芯2中的燃料组件16在经修改的模式与参考模式之间是相同的，然后经修改的模式与参考模式的不同仅在于堆芯2中的至少两个燃料组件16的位置。
根据本发明的其它有利方面，该方法包括单独地考虑或根据任何技术上可能的组合考虑的以下特征中的一个或多个：
-当经修改的次PCI裕量大于或等于参考次PCI裕量时，经修改的主PCI裕量等于参考主PCI裕量；并且当经修改的次PCI裕量小于参考次PCI裕量时，经修改的主PCI裕量小于参考主PCI裕量；
-当经修改的次PCI裕量小于参考次PCI裕量时，经修改的主PCI裕量等于减去校正因子的参考主PCI裕量，校正因子取决于经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量之间的偏差；
-校正因子取决于经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量之间的比率，并且严格地在0与1之间；
-步骤b)包括以下子步骤：
b1)模拟核反应堆的至少一个运行瞬变，
b2)计算在运行瞬变期间燃料棒的包壳的至少一部分中的至少一个物理量所达到的值，以及
b3)将在瞬变期间由在子步骤b2)中计算出的值达到的最大值与燃料棒的技术极限之间的偏差确定为参考主PCI裕量；
-在子步骤b1)中模拟的瞬变是从由以下各项组成的组中选择的瞬变：过量的负荷增加，至少一组控制棒束(20)的不受控制的撤回，控制棒束(20)中的一个的下降，以及不受控制的硼酸稀释；
-在步骤b)之前，该方法包括步骤：a)确定表征包壳的破裂的物理量的破裂值；
-步骤a)包括：
+使先前放射的燃料棒经受实验核功率斜坡，
+计算由在功率斜坡期间破坏的至少一个包壳中的物理量所达到的值，以及
+将破裂值选择为从所计算出的达到的值当中的最小值；
-步骤c)和d)中的每个步骤针对每个燃料组件包括以下子步骤：
i)通过向燃料棒应用从零功率开始的核功率斜坡来模拟核反应堆(1)的运行的演变，
ii)计算由燃料棒的包壳中的物理量所达到的值，
iii)将达到的值与破裂值进行比较，
iv)确定破裂时的功率等于：
I)与破裂值相关联的功率，如果在子步骤ii)中计算的达到的值当中的最小值等于破裂值，或者
II)无穷大，如果在子步骤ii)中计算的达到的值当中没有值等于破裂值，
v)通过子步骤iv)中确定的破裂时的功率与燃料组件中估计的最大功率之间的差来评估功率裕量，
在步骤c)和d)的每个步骤期间计算的对应的次PCI裕量等于在子步骤v)中针对燃料组件评估的功率裕量当中的最小裕量；
-进行中子计算和热机械计算以计算每个PCI裕量，并且中子计算和热机械计算被耦合以计算对应的主PCI裕量，热机械计算与中子计算解耦以计算对应的次PCI裕量；
-该方法还包括以下步骤：f)根据所计算的主PCI裕量并且针对所考虑的堆芯中的燃料组件的加载模式，确定触发紧急停止和/或警报的极限值；
-物理量选自由以下各项组成的组：包壳中的约束或约束函数；以及包壳中的形变能量密度；
-该方法还包括：通过使用针对所考虑的堆芯中的燃料组件的加载模式计算的主PCI裕量来操作核反应堆。
本发明还涉及一种包括软件指令的计算机程序，当由计算机执行时，所述软件指令实现如上定义的方法。
本发明还涉及一种用于计算与核反应堆的加载模式相关联的PCI裕量的电子系统，该核反应堆包括堆芯，在堆芯中根据加载模式加载燃料组件，燃料组件包括燃料棒，每个燃料棒包括核燃料芯块和包围芯块的包壳，
该系统包括：
-第一计算模块，其被配置为针对堆芯中的燃料组件的参考加载模式计算参考主PCI裕量，
-第二计算模块，其被配置为一方面针对参考模式计算参考次PCI裕量，并且另一方面，针对堆芯中的燃料组件的经修改的加载模式计算经修改的次PCI裕量，
-比较模块，其被配置为将经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量进行比较，
比较模块还被配置为根据经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量的比较来针对经修改的模式计算经修改的主PCI裕量。
【附图说明】
在阅读以下描述后将更好地理解本发明，以下描述仅作为非限制性示例而提供并且是参考附图而做出的，在附图中中：
-图1是压水核反应堆的示意图；
-图2是图1的反应堆的堆芯的燃料组件的侧向示意图；
-图3是图2的组件的燃料棒的纵向剖面示意图；
-图4是用于计算与图1的反应堆的加载模式相关联的PCI裕量的电子系统的框图；
-图5是由图4的电子系统实现的、用于计算与核反应堆的加载模式相关联的PCI裕量的方法的流程图；以及
-图6是例示确定破裂时的功率的功率斜坡的模拟的曲线。
【具体实施方式】
在图1中，压水核反应堆1就其本身而言包括堆芯2、蒸汽发生器3、耦合到电能发电机5的涡轮机4、和冷凝器6。
核反应堆1包括配备有泵9的主回路8，并且在主回路中，压水沿着图1中的箭头所体现的路径循环。此水特别是穿过堆芯2上升以在其中被加热，同时提供堆芯2的冷却。
主回路8还包括加压器10，其使得可以对在主回路8中循环的水进行加压。
主回路8的水还供给蒸汽发生器3，在蒸汽发生器3中，水被冷却，同时提供在次回路12中循环的水的蒸发。
由蒸汽发生器3产生的蒸汽由次回路12引导朝向涡轮机4，然后朝向冷凝器6，此蒸汽在冷凝器中通过与在冷凝器6中循环的冷却水的间接热交换而被冷凝。
次回路12在冷凝器6的下游包括泵13和加热器14。
传统上，堆芯2包括燃料组件16，燃料组件16根据加载模式被加载在容器18中。在图1中示出了单个组件16，但是堆芯2例如包括157个组件16。
反应堆1包括控制棒束20，其在容器18中位于某些燃料组件16上方。图1中示出了单个控制棒束20，但是堆芯2例如包括大约60个控制棒束20。
控制棒束20可通过机构22移动，以被插入到燃料组件16中，控制棒束20悬于燃料组件16上方。
传统上，每个控制棒束20包括棒，至少一些棒包括吸收中子的材料。
因此，每个控制棒束20的垂直移动使得可以调整反应堆1的反应性并允许由堆芯2提供的总功率P作为控制棒束20到燃料组件16内的推进度的函数，从零功率到标称功率PN的变化。
所述控制棒束20中的一些控制棒束旨在调节堆芯2的操作，例如在功率或温度方面，并且被称为调节棒束。其它的控制棒束旨在停止反应堆1并称为停堆棒束。
控制棒束20基于其性质和预期用途而联合成组。例如，对于900 Mwe CPY型反应堆，这些组称为G1、G2、N1、N2、R、SA、SB、SC、SD。组G1、G2、N1和N2(称作电源组)重叠用于功率调节，而组R用于温度调节。组SA、SB、SC和SD用于紧急停止反应堆1。
如图2所示，每个燃料组件16传统上包括核燃料棒24的阵列和用于燃料棒24的支撑骨架26。
骨架26传统上包括下端部件28、上端部件30、和导管31的阵列，该导管31的阵列连接两个端部件28和30并且被设计为接收控制棒束20的棒并定位间隔件-形成栅格32，以使燃料棒24和导管31的阵列定位。
如图3所示，每个燃料棒24传统上包括管形式的包壳33，其下端由下塞34封闭并且其上端由上塞35封闭。燃料棒24包括堆叠在包壳33中并支靠下塞34的一系列芯块36。保持弹簧38位于包壳33的上部区段中，以支靠在上塞35上和上芯块36上。
传统上，芯块36以裂变材料(例如，铀氧化物)为基础，并且包壳33由锆合金制成。
在图3中，其对应于源自制造并且放射之前的燃料棒24，在芯块36与包壳33之间存在径向间隙J。这更特别地由图3的放大的圆圈部分例示。
当反应堆1要运行时，例如以其标称功率PN运行，根据本领域中使用的术语，燃料棒24将被调适。
调适的基本特征在于，由于包壳33的蠕变和芯块36的膨胀引发的芯块36和包壳33之间的间隙J的闭合。
更具体地，例如在放射期间针对每个燃料棒24区别以下步骤：
1)在燃料棒24的外部(来自主回路8的水)与燃料棒24的内部之间的压力差的影响下，包壳33通过朝向燃料棒24的内部径向蠕动而逐渐变形。所有其它的事情相同时，包壳33的蠕变速度是其组成材料的一个特性。此外，大部分保留在芯块36中的裂变产物导致芯块36的膨胀。在此阶段期间，在约束方面施加在包壳33上的应力仅由燃料棒24的外部与外部之间存在的压力差产生。包壳33中的应力是压缩应力(通常是负的)。
2)芯块36与包壳33之间的接触在一段时间后开始，该时间基本上取决于局部放射条件(功率、中子通量、温度等)以及包壳33的材料。实际上，接触是在一段时间内逐渐建立起来的，该段时间始于轻柔的接触，随后是牢固接触的建立。芯块36在包壳33的内表面上增加的接触压力导致包壳33中的应力反转，其变为正的并且倾向于在包壳33上施加拉伸应力。
3)芯块36的膨胀继续，并且然后芯块36朝向燃料棒24的外部将其形变施加到包壳33上。在建立的稳定状态下，此扩张足够缓慢以使包壳33的材料松弛，以允许包壳33中的力平衡。分析表明，在这些条件下，拉伸应力的水平是适中的(几十MPa)，并且在包壳33的完整性方面不存在任何风险。
如果由于包壳33中的热机械平衡处于相当低的应力水平下使得不存在包壳33在稳定状态下破裂的风险，那么一旦由燃料棒24供给的功率变化很大就会出现风险。
实际上，功率增加产生燃料棒24的温度增加。鉴于裂变材料的芯块36与由锆合金制成的包壳33之间的机械特性(热膨胀系数、杨氏模量)的差别和温度差，芯块36将比包壳33扩张得更多并且将其形变施加在后者上。
此外，在持续几天的中等功率下的运行导致燃料棒24的失调。对于燃料棒24的未建立包壳33和芯块36之间的接触的部分，径向间隙J变大。关于燃料棒24的间隙J闭合的部分，间隙J可以再次打开。在打开间隙J的情况下，通过压力效应的包壳33的压缩蠕变重新开始。这导致当意外的瞬变发生时包壳33中的应力增加。
此外，在包壳33与芯块36之间的空间中的腐蚀性裂变产物(诸如，碘)的存在在应力下创建了针对腐蚀的条件。因此，在功率瞬变或功率变化期间由芯块36施加在包壳33上的形变可导致包壳33的破裂。
然而，出于安全原因，这种包壳33的破裂是不可接受的，因为它可导致裂变产物释放到主回路8中。
在反应堆1的正常操作期间，即在所谓的1类情况下，可以发生功率瞬变。实际上，功率变化可能是必要的，特别是为了适应发电机5供给的电网的电能需求。功率瞬变也可发生在所谓的2类意外情况中，诸如电荷过度增加、(多个)功率控制棒束20的不受控制的撤回、硼酸稀释或控制棒束20的未检测到的下降。
从在正常操作中获得的裕量的平衡状态开始，确定可接受的运行持续时间和中等功率，以便保证在2类功率瞬变(也称作2级功率瞬变)的情况下通过堆芯2中存在的包壳33的芯块-包壳相互作用而不破裂。
为了保证燃料棒24相对于芯块-包壳相互作用的完整性，本发明提出针对反应堆1的加载模式计算相对于包壳33通过芯块-包壳相互作用(PCI)的破裂风险的裕量；此裕量被称为PCI裕量。
每个PCI裕量是与核反应堆1及其堆芯2的特征量有关的偏差，即，核反应堆1的所述特征量的增量(Δ)，此偏差来自考虑包壳33通过芯块-包壳相互作用的破裂风险。
每个PCI裕量例如选自由以下各项组成的组：功率裕量、在与包壳33相关联的热机械量上的裕量、在反应堆1在中等功率下的运行持续时间上的裕量。核反应堆1的特征量，其偏差或增量(Δ)值被确定以计算PCI裕量，然后是核功率、与包壳33相关联的热机械量、或反应堆1在中等功率下的运行持续时间。
本领域技术人员将理解，PCI裕量越高，包壳33破裂的可能性越低。
为此，人员例如使用电子系统40，特别是计算机系统，用于计算与核反应堆1的加载模式相关联的PCI裕量，如图4所示。
计算系统40包括第一计算模块42，其被配置为针对堆芯2中的燃料组件16的参考加载模式计算参考主PCI裕量。
计算系统40包括第二计算模块44，其被配置为一方面针对核燃料组件的参考加载模式计算参考次PCI裕量，并且另一方面针对堆芯2中的燃料组件16相对于参考模式修改的经修改的加载模式计算经修改的次PCI裕量。
每个主PCI裕量和每个次PCI裕量各自是上述类型的PCI裕量，例如功率裕量、关于热机械量的裕量、关于中等功率下的运行持续时间的裕量。主PCI裕量和次PCI裕量例如是相同类型的。
替代地，主PCI裕量和次PCI裕量各自为不同类型。主PCI裕量例如是关于热机械量的裕量或关于中等功率下的运行持续时间的裕量。次PCI裕量例如是功率裕量。
本领域技术人员将理解，次PCI裕量根据定义是由第二计算模块44计算的PCI裕量，并且名称次PCI裕量并不特别地与次回路12有关，参考主PCI裕量也由第一计算模块42计算。
计算系统40包括比较模块46，其被配置为将所述经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量进行比较，比较模块46还被配置为根据经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量的所述比较的结果来针对经修改的模式计算经修改的主PCI裕量。
当所述经修改的次PCI裕量小于参考次PCI裕量时，比较模块46被配置为计算经修改的主PCI裕量的值，该值小于参考主PCI裕量的值。
否则，当所述经修改的次PCI裕量大于或等于参考次PCI裕量时，经修改的主PCI裕量等于参考主PCI裕量。
此经修改的主PCI裕量被提供给核反应堆1的操作者，操作者必须执行经修改的加载模式以适应(如果必要的话)它的运行技术规范，特别是在中等功率下的授权运行持续时间。
经修改的PCI裕量，即，经修改的主PCI裕量和经修改的次PCI裕量，也称为灵活性PCI裕量，所述PCI裕量与经修改的模式相关联，也被称为灵活性模式。
作为可选的附加，计算系统40包括确定模块48，其被配置为根据与反应堆1的加载模式对应的所计算的主PCI裕量的值，确定触发核反应堆1的紧急停止和/或警报的极限值，触发警报的极限值相对于触发紧急停止的极限值减小或者至多等于触发紧急停止的极限值。
特别地，当反应堆1的加载模式是经修改的模式(也称为灵活性模式)时，触发核反应堆1的紧急停止和/或警报的极限值是根据所计算的经修改的主PCI裕量的值确定的，并且针对灵活性模式的触发极限值然后相对于针对参考模式的触发极限值减小或者至多等于针对参考模式的触发极限值。
在图4的示例中，计算系统40包括信息处理单元50，其例如由存储器52和与存储器52相关联的处理器54组成。在此示例中，它还包括输入/输出装置56并且可选地包括显示屏58。
在图4的示例中，第一计算模块42、第二计算模块44、比较模块46以及作为可选附加的确定模块48各自以可由处理器54执行的软件的形式制成。信息处理单元50的存储器52于是能够存储：被配置为针对参考加载模式计算参考主PCI裕量的第一计算软件，被配置为针对参考加载模式计算参考次PCI裕量以及针对经修改的加载模式的经修改的次PCI裕量的第二计算软件，被配置为将经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量进行比较并且还基于经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量之间的比较来计算经修改的主PCI裕量的比较软件。存储器52可选地且附加地能够存储确定软件，该确定软件被配置为根据所计算的与加载模式(取决于反应堆1是否被加载，为参考模式或经修改的模式)相对应的主PCI裕量，确定用于触发核反应堆1的紧急停止和/或警报的极限值。然后，信息处理单元50的处理器54能够执行第一计算软件、第二计算软件、比较软件，并且可选地且附加地执行确定软件。
在未示出的替代方案中，第一计算模块42、第二计算模块44、比较模块46以及可选地且附加地确定模块48各自以可编程逻辑组件的形式(诸如，FPGA(现场可编程门阵列))或者以专用集成电路的形式(诸如，ASIC(专用集成电路))制成。
第一计算模块42被配置为(例如，根据第一方法，例如更新的PCI方法(RPM方法))针对参考加载模式计算参考主PCI裕量。
根据此示例，第一计算模块42被配置为模拟反应堆1的至少一个运行瞬变，计算在运行瞬变期间由燃料棒24的包壳33的至少一部分中的物理量G达到的值，并将在瞬变期间所述计算的值达到的最大值与燃料棒24的技术极限之间的偏差确定为参考主PCI裕量。在此方法中，中子计算(模拟功率瞬变)和热机械计算(包壳中的物理量的计算)是耦合的。
物理量G例如是包壳33中的周向应力σθ或径向应力σr。替代地，物理量G是应力的函数，例如周向应力σθ与径向应力σr之间的差的函数。还可替代地，物理量G是包壳33中的形变能量密度DED。
由第一计算模块42模拟的瞬变优选地是从由以下各项组成的组中选择的瞬变：
-过量的负荷增加，
-至少一组控制棒束20的不受控制的撤回，
-控制棒束20中的一个的下降，以及
-不受控制的硼酸稀释。
过量的负荷增加对应于蒸汽发生器3中的蒸汽流速的快速增加。这种增加导致堆芯2的热功率与蒸汽发生器3的负荷之间的不平衡。这种不平衡导致主回路8的冷却。由于由控制棒束20对堆芯2中的平均温度的调控和/或调节效果，堆芯2中的反应性以及因此的中子通量增加。因此，由堆芯2提供的总功率P快速增加。
在反应堆运行时，控制棒束20的不受控制的撤回导致反应性的不受控制的增加。这导致堆芯2中的热通量和整体核功率P的快速增加。直到次回路12的排放阀或压力释放阀打开为止，蒸汽发生器3中的热量的提取比主回路8中释放的功率更慢速地增加。这导致主回路8中的水的温度和压力的增加。为了模拟此瞬变，假设在72个节距每分钟的最大速度下撤回功率组直到完全移除所讨论的控制棒束20为止。
如果一个或若干个控制棒束20落入堆芯中，则存在堆芯2中的反应性和总功率P的立即降低。在没有保护动作的情况下，因此在主回路8和次回路12中引起的不平衡导致水进入堆芯2的入口温度的下降以及通过相反反应(例如，通过多普勒效应)和温度调节导致的核能的增加，直到达到主回路8和次回路12之间的新的均等点。核反应堆1的堆芯2中的已经下降的(多个)控制棒束20的存在引起径向功率分布的变形，同时调节组的移除导致功率的轴向修改。
由于反应堆1的系统失效，不受控制的硼酸稀释导致反应堆的主回路中的水的硼浓度降低。它引起反应性的注入，这导致堆芯2中的线性功率的局部增加。
燃料棒24的技术极限是从由在测试反应堆中完成的对于代表燃烧棒24并且先前在核功率反应堆中放射并具有不同燃烧率的燃料棒段的实验功率斜坡期间在包壳中的物理量达到的值而确定的。物理量的技术极限对应于从实验测试期间达到的值中的物理量的最小值。低于此限值，认为通过芯块-包壳相互作用不会导致燃料棒24破裂。高于它，通过芯块-包壳相互作用引起包壳破裂的可能性不是零。
第二计算模块44被配置为例如使用与第一方法不同的第二方法(例如，称为破裂时的功率方法的方法)来计算每个次PCI裕量。
根据此示例，针对每个燃料组件16，第二计算模块44被配置为通过向每个燃料棒24应用从零功率开始的核功率斜坡来模拟核反应堆1的运行的演变，以便计算在堆芯2中存在的每个燃料棒24的每个包壳33中物理量局部所达到的值，并且(如果适用的话)将局部的破裂时的功率确定为等于当此值达到技术极限时与物理量的局部功率相关联的功率。如果未达到技术极限，则在考虑的点处的局部的破裂时的功率是无限的。在此方法中，模拟的功率斜坡是理论斜坡，与中子研究无关，然后热机械计算与中子计算解耦。
第二计算模块44还被配置为在堆芯2的每个点处通过针对加载模式计算的破裂时的功率与针对所考虑的加载模式在放射周期的相同时刻估计的局部最大功率之间的差来评估功率裕量，取决于来自因此评估的功率裕量当中的最小裕量来根据第二种方法计算的次PCI裕量。计算出的次PCI裕量例如等于所述评估的功率裕量当中的最小裕量。
估计的最大功率例如是堆芯2的任何点处的功率包络并考虑所有限制性瞬变。此估计的最大功率特别是考虑了在所谓的2类意外情况中可能发生的功率瞬变。
然后，本领域技术人员将理解，在上述示例中，第一计算模块42更一般地被配置为根据第一方法(称为更新的PCI方法)计算主PCI裕量，并且第二计算模块44更一般地被配置为根据称作破裂时的功率方法的第二种方法计算(参考或经修改的)次PCI裕量。
然后，比较模块46被配置为将经修改的次PCI裕量与所述参考次PCI裕量进行比较，并从中推导出经修改的主PCI裕量。
当经修改的次PCI裕量大于或等于参考次PCI裕量时，比较模块46然后被配置为将与经修改的加载模式相关联的经修改的主PCI裕量认证为参考主PCI裕量的值。
当经修改的次PCI裕量小于参考次PCI裕量时，比较模块46被配置为计算经修改的主PCI裕量的值，该值小于参考主PCI裕量的值。经修改的主PCI裕量例如是通过将校正因子应用于参考主PCI裕量而计算的。校正因子例如是从参考主PCI裕量中减去的正值，或严格地在0和1之间的乘法因子。
校正因子优选地取决于经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量之间的偏差。例如，校正因子取决于经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量之间的比率。然后，经修改的主PCI裕量例如是通过将参考主PCI裕量乘以经修改的次PCI裕量和参考次PCI裕量而计算的。
经修改的主PCI裕量被发送给需要执行所述经修改的加载模式的操作者，以便在需要时适应其反应堆1的不变的保护阈值，在放射周期期间的中等功率的运行持续时间，并且因此在降低燃料棒24损坏的风险的同时最佳地利用反应堆1的容量，。
可选地和附加地，确定模块48被配置为根据计算出的主PCI裕量并且根据所考虑的加载模式、在加载模式是参考加载模式时使用的参考主PCI模式以及在加载模式是经修改的加载模式时使用的经修改的主PCI模式来确定用于触发紧急停止和/或警报的极限值。换句话说，确定模块48被配置为将紧急停止和/或警报阈值确定为所计算的主PCI裕量的函数，并且更一般地，被配置为使用计算的主PCI裕量以便控制反应堆1。
用于计算与加载模式相关联的PCI裕量的方法由图5的流程图例示。
在第一步骤100期间，由第一计算模块42针对堆芯2中的燃料组件16的参考加载模式计算参考主PCI裕量。
如前所述，优选地使用RPM方法计算参考主PCI裕量。本领域技术人员将注意到，文献FR 2846139A1，特别是第9页至19页，根据图5至图11，也涉及RPM方法。
芯块-包壳相互作用本质上是局部的，包壳破裂的风险由核反应堆1的堆芯2的每个网格中的燃料棒24的热机械状态确定。燃料棒24在给定时刻的热机械状态取决于所述燃料棒24从其以新状态的首次插入到堆芯2直到计算的时刻所经历的功率历史。
为了计算参考主PCI裕量，第一计算模块42例如始于确定存在于反应堆1的堆芯2中的每个燃料棒24的每个轴向网格的物理量G的值。
功率历史由第一计算模块42针对存在于堆芯2中的每个燃料棒24创建，例如通过燃料棒24的中子行为的有限元建模。
与每个燃料棒24相关的操作历史针对堆芯2的不同操作模式而生成，即：
-基本操作，其中堆芯2的总功率P等于其标称功率PN，
-在中等功率下的操作，其中控制棒束20插入到燃料组件16中，
-在中等功率下的操作，其中控制棒束20从燃料组件16移除。
可以考虑不同的中等功率水平(例如，10％PN、30％PN、50％PN等)来生成历史。
第一计算模块42接下来模拟核反应堆1的至少一个运行瞬变，诸如反应堆1的一个或多个意外运行瞬变，其引起突发的功率变化。例如，在每个循环中的若干时刻，从对应于所谓的1类情况的模拟的初始条件来模拟意外瞬变。
模拟的瞬变是所谓的2类意外瞬变，其导致堆芯2中的最强和最快的功率变化，诸如先前描述的瞬变，即：在反应堆1开启过量的负荷增加，控制棒束20的组的不受控制的撤回，以及下降的棒束20。
然后，第一计算模块42计算由物理量G(诸如周向应力σθ)在每个燃料棒24的每个轴向网格中的运行瞬变期间达到的最大值，然后针对每个轴向网格，将所述最大值与所述技术极限进行比较并将PCI裕量确定为堆芯2上的物理量的最大值与技术极限之间的差异。
在第二步骤110期间，由第二计算模块44针对堆芯2中的燃料组件16的参考加载模式计算参考次PCI裕量。
优选地，使用称为破裂时的功率方法的第二方法来计算参考次PCI裕量。
然后，针对每个燃料组件16，第二计算模块44通过在具有基本恒定功率的稳定水平112之后向每个燃料棒24的每个轴向网格施加从零功率开始的功率斜坡114来模拟核反应堆1的操作的演变，如图6所示。第二计算模块44然后计算由物理量在每个燃料棒24的每个轴向网格中局部所达到的值，并且如果超过技术极限，则将破裂时的功率Plin_rupt确定为等于与破裂时的物理量相关联的功率。在图6的示例中，功率斜坡114是线性功率斜坡，并且物理量是包壳33中的形变能量密度DED，然后破裂时的功率Plin_rupt对应于最大形变能量密度DEDMAX，即，对应于当包壳33破裂时达到的形变能量密度的值。
第二计算模块44接下来针对每个燃料棒24的每个轴向网格，通过破裂时的功率与所有瞬变上的最大功率之间的差来评估功率裕量，根据第二方法计算出的次PCI裕量于是取决于从针对每个燃料组件16的每个燃料棒24的每个轴向网格评估的功率裕量中的最小裕量。
在随后的步骤120期间，第二计算模块44针对堆芯2中的燃料组件16的经修改的加载模式计算经修改的次PCI裕量。
例如，经修改的加载模式与参考加载模式的不同在于加载到堆芯中的至少一个燃料组件。
替代地，加载到堆芯中的燃料组件16在经修改的加载模式与参考加载模式之间是相同的，然后经修改的模式与参考模式的不同之处在于堆芯2中的至少两个燃料组件的位置。
优选地，使用称为破裂时的功率方法的第二方法来计算经修改的次PCI裕量，即，如先前针对步骤110所指示的，但在经修改的加载模式的情况下。
在随后的步骤130期间，比较模块46然后将所述经修改的次PCI裕量与所述参考次PCI裕量进行比较，并且当所述经修改的次PCI裕量大于或等于所述参考次PCI裕量时，将先前计算的参考主PCI裕量认证为经修改的主PCI裕量。。
当所述经修改的次PCI裕量小于所述参考次PCI裕量时，比较模块46计算经修改的主PCI裕量，经修改的主PCI裕量于是具有低于先前计算的参考主PCI裕量的值，例如通对所述参考主PCI裕量应用校正因子。校正因子例如是从参考主PCI裕量中减去的正值，或严格地在0与1之间的乘法因子。
校正因子优选地取决于经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量之间的偏差。例如，校正因子取决于经修改的次PCI裕量与参考次PCI裕量之间的比率。然后，例如通过将参考主PCI裕量乘以经修改的次PCI裕量和参考次PCI裕量来获得经修改的主PCI裕量。
此主PCI裕量值，特别是当根据经修改的模式加载反应堆1时的经修改的主PCI裕量，被提供给核反应堆1的操作者，该操作者必须执行经修改的加载模式，以便在必要时适应其操作技术规范。
可选地和附加地，根据与经修改的加载模式相关联的经修改的主PCI裕量的该值，确定模块48然后建立紧急停止和/或警报阈值，并且更一般地使用经修改的主PCI裕量来减少(如果适用的话)紧急停止和/或警报阈值以控制反应堆1。
因此，根据本发明的计算方法和计算系统40使得可以计算PCI裕量，考虑到加载模式的可变性，考虑例如到标称负荷或从标称负荷的过渡负荷，诸如对应于第一堆芯的起始的负荷、对应于到均等点的上升的负荷、对应于反应堆的操作的管理的改变的负荷、或对应于反应堆的寿命终止周期的负荷，或相对于参考模式的变化。
根据本发明的计算方法和计算系统40还可以(如果适用的话)在必要时将核反应堆1的针对某些停止或警报阈值的设置调整为较低值并且将对应于PCI裕量的偏差转换为中等功率下的授权运行持续时间。因此，可以提供核反应堆1的安全操作，同时最佳地利用其容量，特别是在中等功率下延长的操作(POIP)的情况下。
因此，根据本发明的计算方法和计算系统40允许燃料管理与反应堆1对于操作者的可操作性之间的更好的匹配：加载模式的选择、转换周期的合理性、延长POIP持续时间的可能性。

Claims (15)

1.一种用于计算与核反应堆(1)的加载模式相关联的PCI裕量的方法，所述核反应堆包括堆芯(2)，在堆芯中根据所述加载模式加载燃料组件(16)，所述燃料组件(16)包括燃料棒(24)，每个燃料棒包括核燃料芯块(36)和包围芯块(36)的包壳(33)，
所述方法由电子系统(40)实现并且包括以下步骤：
-b)针对所述堆芯(2)中的所述燃料组件(16)的参考加载模式计算(100)参考主PCI裕量，
-c)针对参考模式计算(110)参考次PCI裕量，
-d)针对所述堆芯(2)中的所述燃料组件(16)的经修改的加载模式计算(120)经修改的次PCI裕量，
-e)根据所述经修改的次PCI裕量与所述参考次PCI裕量的比较，针对经修改的模式计算(130)经修改的主PCI裕量。
2.根据权利要求1所述的方法，其中，当所述经修改的次PCI裕量大于或等于所述参考次PCI裕量时，所述经修改的主PCI裕量等于所述参考主PCI裕量，并且
当所述经修改的次PCI裕量小于所述参考次PCI裕量时，所述经修改的主PCI裕量小于所述参考主PCI裕量。
3.根据权利要求2所述的方法，其中，当所述经修改的次PCI裕量小于所述参考次PCI裕量时，所述经修改的主PCI裕量等于减去校正因子的所述参考主PCI裕量，所述校正因子取决于所述经修改的次PCI裕量与所述参考次PCI裕量之间的偏差。
4.根据权利要求3所述的方法，其中，所述校正因子取决于所述经修改的次PCI裕量与所述参考次PCI裕量之间的比率，并且严格地在0与1之间。
5.根据前述权利要求中任一项所述的方法，其中，步骤b)包括以下子步骤：
b1)模拟所述核反应堆(1)的至少一个运行瞬变，
b2)计算在运行瞬变期间燃料棒(24)的包壳(33)的至少一部分中的至少一个物理量(G)所达到的值，以及
b3)将在所述瞬变期间由在子步骤b2)中计算出的所述值达到的最大值与所述燃料棒(24)的技术极限之间的偏差确定为参考主PCI裕量。
6.根据权利要求5所述的方法，其中，在子步骤b1)中模拟的所述瞬变是从由以下各项组成的组中选择的瞬变：
-过量的负荷增加，
-至少一组控制棒束(20)的不受控制的撤回，
-所述控制棒束(20)中的一个的下降，以及
-不受控制的硼酸稀释。
7.根据权利要求5或6所述的方法，其中，在步骤b)之前，所述方法包括以下步骤：
a)确定表征包壳(33)的破裂的物理量(G，DED)的破裂值(GRUP，DEDrup)。
8.根据权利要求7所述的方法，其中，步骤a)包括：
-使先前放射的燃料棒(24)经受实验核功率斜坡，
-计算由在功率斜坡期间破坏的至少一个包壳(33)中的物理量(G，DED)所达到的值(GMAX，DEDMAX)，以及
-将所述破裂值(GRUP，DEDRUP)选择为从所计算出的达到的值当中的最小值。
9.根据权利要求7或8所述的方法，其中，步骤c)和d)中的每个步骤针对每个燃料组件(16)包括以下子步骤：
i)通过向所述燃料棒(24)应用从零功率开始的核功率斜坡来模拟所述核反应堆(1)的运行的演变，
ii)计算由所述燃料棒(24)的所述包壳(33)中的物理量(DED)所达到的值(DEDMAX)，
iii)将达到的值(DEDMAX)与所述破裂值(DEDRUP)进行比较，
iv)确定破裂时的功率等于：
I)与所述破裂值(DEDRUP)相关联的功率，如果在子步骤ii)中计算的达到的值(DEDMAX)当中的最小值等于所述破裂值(DEDRUP)，或者
II)无穷大，如果在子步骤ii)中计算的达到的值(DEDMAX)当中没有值等于所述破裂值(DEDRUP)，
v)通过子步骤iv)中确定的破裂时的功率与燃料组件(16)中估计的最大功率之间的差来评估功率裕量，
在步骤c)和d)的每个步骤期间计算的对应的次PCI裕量等于在子步骤v)中针对所述燃料组件(16)评估的功率裕量当中的最小裕量。
10.根据前述权利要求中任一项所述的方法，其中，进行中子计算和热机械计算以计算每个PCI裕量，并且
其中，所述中子计算和热机械计算被耦合以计算对应的主PCI裕量，所述热机械计算与中子计算解耦以计算对应的次PCI裕量。
11.根据前述权利要求中任一项所述的方法，其中，所述方法还包括以下步骤：
f)根据所计算的主PCI裕量并且针对所考虑的所述堆芯(2)中的所述燃料组件(16)的加载模式，确定触发紧急停止和/或警报的极限值。
12.根据前述权利要求中任一项所述的方法，其中，所述物理量选自由以下各项组成的组：
-所述包壳(33)中的约束或约束函数；以及
-所述包壳(33)中的形变能量密度。
13.根据前述权利要求中任一项所述的方法，其中，所述方法还包括：
通过使用针对所考虑的所述堆芯(2)中的所述燃料组件(16)的加载模式计算的主PCI裕量来操作所述核反应堆(1)。
14.一种包括软件指令的计算机程序，当由计算机执行时，所述软件指令执行根据前述权利要求中任一项所述的方法。
15.一种用于计算与核反应堆(1)的加载模式相关联的PCI裕量的电子系统(40)，核反应堆包括堆芯(2)，在堆芯中根据所述加载模式加载燃料组件(16)，所述燃料组件(16)包括燃料棒(24)，每个燃料棒包括核燃料芯块(36)和包围所述芯块(36)的包壳(33)，
所述系统(40)包括：
-第一计算模块(42)，其被配置为针对所述堆芯(2)中的所述燃料组件(16)的参考加载模式计算参考主PCI裕量，
-第二计算模块(44)，其被配置为一方面针对参考模式计算参考次PCI裕量，并且另一方面，针对所述堆芯(2)中的所述燃料组件(16)的经修改的加载模式计算经修改的次PCI裕量，
-比较模块(46)，其被配置为将所述经修改的次PCI裕量与所述参考次PCI裕量进行比较，
所述比较模块(46)还被配置为根据所述经修改的次PCI裕量与所述参考次PCI裕量的所述比较来针对经修改的模式计算经修改的主PCI裕量。
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