CN111052260B

CN111052260B - 包括阈值的放宽的监测核堆芯的方法以及关联的程序、支架和核反应堆

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Publication number: CN111052260B
Application number: CN201880057476.5A
Authority: CN
Inventors: 克里斯蒂安·罗耶尔; 克里斯托夫·拉斯内
Original assignee: Framatome SA
Current assignee: Areva NP SAS
Priority date: 2017-07-28
Filing date: 2018-07-30
Publication date: 2023-10-13
Anticipated expiration: 2038-07-30
Also published as: RU2020103364A3; JP2020528559A; KR20200092303A; CN111052260A; EP3659158A1; RU2020103364A; WO2019020836A1; EP3659158B1; HUE056719T2; US20210098139A1; FR3069694A1; JP7175960B2

Abstract

本发明涉及一种用于监测核反应堆的方法，该核反应堆包括内部装载燃料组件的堆芯，各个组件包括核燃料棒，各个核燃料棒包括核燃料芯块和围绕芯块的包壳。方法包括以下步骤：‑确定(100)降低功率核反应堆的延长降低功率运行的至少一个运行时限(T^FPPI)，以便避免包壳中的至少一个的破裂；‑将核反应堆在降低的功率下运行(102)严格小于时限(T^FPPI)的实际时间；以及‑根据时限(T^FPPI)与实际时间之间的差，放宽(104)用于保护核电站的至少一个阈值。

Description

包括阈值的放宽的监测核堆芯的方法以及关联的程序、支架和核反应堆

【技术领域】

本发明涉及一种用于监测核反应堆的方法，该核反应堆包括内部装载燃料组件的堆芯，各个组件包括核燃料棒，各个核燃料棒包括核燃料芯块和围绕芯块的包壳。

【背景技术】

例如，本发明适用于压水堆。

常规上，这种反应堆的堆芯装有核燃料组件。

各个组件包括一捆核燃料棒，这些棒包括包含核燃料芯块的包壳。

特别是在诸如法国的国家中，其中80％的电力使用核反应堆来生产，使由反应堆供应的总功率发生变化以便适应它们供应的电网的需求可以是有用的。

特别地，期望能够在电网需求低的长时段期间以降低的总功率运行反应堆，然后在必要时返回到标称总功率。

尽管如此，各个反应堆的使得可以更佳地使用其能力的这种操作必须不引起安全问题。

限制核反应堆可操纵性的现象之一特别是芯块/包壳相互作用(PCI)。

实际上，当反应堆以其标称总功率PN运行时，根据本领域使用的术语调节核燃料棒。

对于给定的棒，调节的基本特征是由于包壳的蠕变和芯块的膨胀，芯块与包壳之间的径向间隙闭合。

尽管在相当低的应力水平下，由于包壳中的热机械平衡，在稳态下没有包壳破裂的风险，但是一旦由讨论中的棒供应的功率大幅且快速地变化，风险仍然出现。

实际上，局部功率的增大生成棒中的温升。考虑到基于氧化铀的芯块与通常由锆合金制成的包壳之间的机械特性(热膨胀系数、杨氏模量)差异以及温差，芯块将比包壳膨胀更多并将其变形强加于后者。

此外，在包壳与芯块之间的空间中的腐蚀性裂变产物(诸如碘)的存在为应力作用下的腐蚀创造了条件。由此，在整体功率转变期间由芯块强加在包壳上的变形可能导致包壳破裂。

当不再调节棒时，也就是说，当芯块与包壳之间不再存在热机械平衡时，功率转变期间的包壳破裂的风险加剧。在中等功率下的延长运行之后，在恢复到标称功率期间出现该平衡破裂。

实际上，当功率下降时，芯块中的温度比包壳中的温度下降得更大，这由于差异膨胀而导致径向间隙重新打开。如果反应堆停留在中间功率，则该间隙由于包壳向内蠕变而减小，因为一次流体的压力大于棒的内压。当反应堆恢复到标称压力时，芯块然后对包壳施加向内的压力，由此然后出现应力场。如果此时出现功率增加尖峰，那么导致更早包壳破裂的风险。这于是被称为燃料失调。该失调在反应堆在中等功率下长时间运行时甚至更大。

然而，出于安全原因，包壳的这种破裂是不可接受的，因为它可能导致裂变产物释放到核反应堆的一次回路中。

专利申请FR 2924852公开了一种用于确定表示核反应堆的可操纵性的参数的值的方法。

由此，即使发生意外的总功率尖峰，该方法也使得可以定义核反应堆可以安全运行的运行场。

然而，某些运行裕度限制了反应堆的运行，特别是延长降低功率运行(ERPO)。

在法国，延长降低功率运行更具体地被定义为反应堆例如在累积持续时间内在总功率PI下在稳态下的运行，该总功率例如小于或等于其标称功率PN的约92％，该累积持续时间为每个滑动24小时范围多于8小时，例如多于12小时。

这尤其使得可以根据需要使电力生产适应。

【发明内容】

本发明的一个目的是在确保堆芯运行过程中的安全运行的同时提高反应堆的可操纵性。

为此，本发明涉及一种上述类型的监测方法，该监测方法包括以下步骤：

-确定核反应堆的降低功率运行的至少一个运行时限，以便避免包壳中的至少一个的破裂；

-将核反应堆在降低的功率下运行严格小于时限的实际时间；以及

-根据时限与实际时间之间的差，放宽核电站的至少一个保护阈值。

根据本发明的具体实施方式，监测方法具有以下特征中的一个或多个，这些特征单独考虑或根据任意技术上可以的组合来考虑：

-保护阈值是堆芯的任何点处的线性功率的阈值；

-方法包括以下步骤：根据时限与实际时间之间的差确定保护阈值的放宽的关系，放宽的关系的确定在运行反应堆之前进行；

-在确定运行时限之前，方法包括以下步骤：

·计算阈值线性功率；以及

·从作为时间的函数的、堆芯的任何点处的实际功率分布的测量和/或计算，来计算100％的线性功率，如果反应堆在标称功率下运行，则该线性功率对应于堆芯的任何点处且作为时间的函数的线性功率的估计；

时限的确定根据阈值线性功率与100％线性功率之间的差来进行；

-在堆芯的任何点处且根据时间计算阈值线性功率，堆芯的功率分布使得在堆芯的任何点处，线性功率低于阈值线性功率；

-在计算阈值线性功率之前，方法包括以下步骤：

·在堆芯的任何点处且根据时间计算破裂线性功率；以及

·计算由意外尖峰引起的堆芯的任何点处的最大线性功率变化，

阈值线性功率等于破裂线性功率与由意外尖峰引起的最大变化之间的差；

-破裂线性功率从堆芯的热机械状态通过热机械代码来计算，堆芯的热机械状态通过测量和/或计算作为时间的函数的堆芯的任何点处的功率分布而知道；和/或

-破裂线性功率的计算至少每两个小时进行一次，然后重新计算阈值线性功率。

本发明还涉及一种计算机程序，该计算机程序包括用于执行如上所述的方法的步骤的指令。

本发明还涉及一种可在计算机中使用的介质，上面记录如上所述的程序。

本发明还涉及一种核反应堆，该核反应堆包括：

-内部装载燃料组件的堆芯，各个组件包括核燃料棒，各个核燃料棒包括核燃料芯块和围绕芯块的包壳；和

-计算机，该计算机被配置为进行以下步骤：

·确定核反应堆的降低功率运行的至少一个运行时限，以便避免包壳中的至少一个的破裂；

·将核反应堆在降低的功率下运行严格小于时限的实际时间；以及

·根据时限与实际时间之间的差，放宽核电站的至少一个保护阈值。

【附图说明】

本发明的其他特征和优点将在阅读以下描述时显现，以下描述仅被提供为示例，并且参照附图来进行，附图中：

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横向示意图；

图3是图2的组件的燃料棒的纵向剖面示意图；以及

图4是例示了在图1的反应堆中实施的监测方法的连续步骤的流程图。

【具体实施方式】

图1示意性地例示了压水核反应堆1，该反应堆常规上包括：

-堆芯2；

-蒸汽发生器3；

-涡轮4，该涡轮耦合到发电机5；以及

-冷凝器6。

反应堆1包括配备有泵9的一次回路8，加压水沿着由图1中的箭头具体实施的路径在一次回路中循环。该水特别是借助堆芯2上升，以在其中被加热，同时提供对堆芯2的制冷。

一次回路8还包括加压器10，该加压器使得可以对在一次回路8中循环的水加压并控制所述压力。

一次回路8的水还供应蒸汽发生器3，在蒸汽发生器中冷却，同时提供在二次回路12中循环的水的汽化。

由发电机3产生的蒸汽通过二次回路12朝向涡轮机4输送，然后朝向冷凝器6输送，在冷凝器中，该蒸汽通过与在冷凝器6中循环的冷却水间接换热而冷凝。

二次回路12在冷凝器6的下游包括泵13和加热器14。

同样常规上，堆芯2包括装载在容器18中的核燃料组件16。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包括在容器18中定位在特定组件16上方的控制簇20。图1中示出了单个簇20，但是堆芯2例如可以包括约60个簇20。

簇20可以通过机构22移动，以插入它们悬垂的燃料组件16中。

常规上，各个控制簇20包括棒，这些棒包括一种或几种吸收中子的材料。

由此，各个簇20的垂直移动使得可以调节反应堆1的反应性，并且允许由堆芯2供应的总功率P根据将簇20推动到组件16中而从零功率变化到标称功率PN。

这些簇20中的一些旨在例如根据功率或温度来调节堆芯2的运行，并且被称为控制簇。其他簇仅旨在停止反应堆1，并且被称为停止簇。

簇20基于它们的性质和预期用途加入组。例如，对于大多数900MWe类型的反应堆，这些组被称为组G1、G2、N1、N2、R、SA、SB、SC、SD等。

反应堆1还包括用于测量反应堆的运行参数的实际值的一定数量的传感器，特别是用于测量在容器18的出口处的一次回路的水的平均温度的热电偶21A和用于测量在容器18的入口处的一次回路的水的平均温度的热电偶21B。

同样常规上，核反应堆1包括用于测量中子通量的外室21C，其中，所述室21C围绕堆芯2的容器18布置。通常被称为“堆芯外室”的室21C的数量和位置根据反应堆1的型号变化。

同样常规上，反应堆1包括热电偶21D，该热电偶在堆芯2中布置在组件2上方，用于测量在组件16的出口处的一次回路的水的温度。图1中已经示出了单个室21C和单个传感器21D。

此外，某些反应堆还包括用于测量中子通量的固定内室(未示出)，这些室布置在放置在堆芯中的某些燃料组件内部。通常被称为“堆芯内室”的这些室的数量和位置根据反应堆的型号变化。

堆芯外室21C和热电偶21D或固定的“堆芯内”室提供与堆芯中的局部功率的三维分布有关的信息。

例如，申请FR 2796196公开了一种用于获得三维功率分布的方法。

如图2例示，各个组件16传统上包括核燃料棒24的阵列和用于棒24的支撑骨架26。

骨架26常规上包括：下端件28；上端件30；以及导管31，该导管连接两个端件30和28，并且被设计为接收控制簇20的棒和隔栅32。

如图3例示，各个燃料棒24传统上包括为管形式的包壳33，该管的下端由下塞子34封闭，而其上端由上塞子35封闭。棒24包括一系列芯块36，这些芯块堆叠在包壳33中并靠着下塞子34。维持弹簧40定位在包壳33的上段中，以支撑在上塞子35和上芯块36上。

常规上，芯块36具有氧化铀基，并且包壳33由锆合金制成。

在对应于源自制造且在辐照之前的燃料棒24的图3中，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的圆圈放大部分例示。

该间隙J在燃料棒的调节和重新调节期间闭合，并且在燃料棒的失调期间打开。

如图1例示，反应堆1还包括计算机40。计算机40例如是更一般地用于命令并控制核反应堆1的运行的系统。

该计算机40例如包括信息处理单元42，该信息处理单元包括一个或几个处理器、数据存储装置44、输入/输出装置46以及可选地显示装置48。例如包括一个或几个存储器的存储装置44存储执行下面公开的步骤的一个或几个计算机程序。

系统40耦合到用于测量核反应堆1的运行参数的各种传感器，包括传感器21A至21D。

现在将公开一种用于监测例如先前公开的类型的核反应堆的方法。

方法包括以下步骤：

-确定100用于核反应堆的降低功率运行的至少一个运行时限T^FPPI；

-以降低的功率运行102核反应堆；以及

-放宽104核电站的至少一个保护阈值。

方法优选地包括以下步骤：

-确定106放宽的关系；

-测量和/或计算108功率P_m(x，y，z，t)的分布；

-计算110在堆芯的任何点处并作为时间的函数的线性破裂功率

计算112由意外尖峰引起的堆芯的任何点处的最大线性功率变化

-计算114阈值线性功率以及

-计算116 100％的线性功率

在步骤100中确定时限T^FPPI，尤其以便避免至少一个包壳的破裂，特别是在核反应堆以降低的功率运行期间发生的功率增大尖峰期间、以及在反应堆到标称功率运行的过渡期间和之后。

实际上，当核反应堆在降低的功率下运行时，燃料棒不再受到调节。例如，燃料芯块缩回，并且在燃料与包壳之间出现间隙。该间隙接着由于包壳向内蠕变而减小，因为一次回路的压力大于棒的内压。

当核反应堆再次转变到标称功率时，间隙完全闭合，并且包壳上的力增大。

时限T^FPPI实时且连续计算，尤其是在反应堆以降低的功率运行时。当反应堆恢复到标称功率时，由于燃料棒的重新调节，时限T^FPPI增大，该演变实时且连续计算。该实时且连续的精确计算尤其使得可以获得大于操作者所期望的时间的时限，并且允许将剩余时间转换成保护阈值的放宽。

下文中公开了用于计算时限T^FPPI的示例性方法。

然后，在步骤102中，反应堆以降低的功率运行(ERPO)严格小于时限T^FPPI的实际时间。

降低的功率对应于例如小于或等于其标称功率PN的约92％的功率。

剩余时间定义为时限与实际时间之间的差。因此，剩余时间为正。

最后，根据剩余时间放宽104电站的至少一个保护阈值。

保护阈值例如是最大线性功率，该最大线性功率导致例如反应堆在越过该功率时自动停止。

对于保护系统能够实时且连续地估计最大线性功率的反应堆，该阈值例如由堆芯外检测器21C的中子通量测量来定义。这些堆芯外通量检测器在此是多级的，这使得可以使用重构算法根据轴向侧来估计平均功率。通过成簇构造与轴向功率因数组合的该轴向功率形式使得可以估计堆芯的最大线性功率。

对于诸如欧洲加压反应堆(EPR)的反应堆，该估计从因此布置在堆芯内部的“堆芯内”通量检测器来进行。

保护阈值对应于在堆芯的任何点处都不被超过的绝对阈值。

保护阈值例如取决于轴向功率失衡，也就是说，取决于堆芯的底部与顶部之间的功率差。

当功率分布朝向堆芯的顶部或底部不太失衡时，也就是说，当轴向功率失衡在大约0的特定区间内时，该功率的轴向集中不足以使局部功率达到可能由PCI导致破裂的值。然后将保护阈值设置为保护燃料免于熔化的值。相反，当轴向功率失衡的绝对值足够大时，也就是说，当轴向功率失衡的值在上述区间之外时，轴向功率集中足以引起能够由PCI导致破裂的局部功率；然后确定高线性功率保护阈值的大小，以避免该破裂。

在所公开的示例中，通过放宽关系计算作为剩余时间的函数的保护阈值的放宽104。

“放宽”是指保护阈值的增大。

例如，该增大有效，直到运行周期结束为止，而与运行模式无关。另选地，操作者可以再次降低电站的保护阈值，以便随后重新分配放宽。

放宽关系的确定106在反应堆的运行102之前例如在工程公司中进行。

下文中公开了用于计算时限T^FPPI的示例性方法。

例如使用测量传感器根据时间在堆芯的任何点处进行线性功率P_m(x，y，z，t)的分布的测量和/或计算108。例如，这涉及组合测量和计算的重构。

重构108例如以一定的时间间隔有规律地进行。

从线性功率的分布，通过热机械计算代码来计算堆芯的棒的热机械状态，也就是说，在此为包壳与燃料芯块之间的热机械状态。因此，总的来说，这是由于芯块对包壳的潜在压力而产生的包壳中的应力场、或者在ERPO的情况下为在该间隙重新打开时的、芯块与包壳之间的间隙的尺寸。

堆芯的热机械状态尤其取决于棒的调节。

从该热机械状态的知识，在步骤110中使用由计算机实施的热机械代码来计算线性破裂功率

线性破裂功率的计算110以大约一个小时的时间常数进行。

优选地，在工程公司中，在堆芯的任何点处计算112由意外尖峰引起的最大线性功率变化

最大线性功率变化是监测系统的输入数据。

最大变化对应于一组线性功率变化的最大值，这些线性功率变化根据极限条件通过堆芯的静态功率分布计算获得，这些条件来自关于由PCI引起的破裂限制意外尖峰的模拟。

优选地，所述模拟转变是导致堆芯中的最强和最快的功率变化的所谓的2类意外转变。

这些尖峰例如是：

-过多的负载增加；

-功率控制簇的不受控制地去除；以及

-控制簇的减少。

这例如在专利FR 2924852 B1中公开。

从线性破裂功率和最大线性功率变化/>在步骤114中计算阈值线性功率/>

阈值线性功率在此等于线性破裂功率/>与由意外尖峰引起的最大变化/>之差，也就是说，/>

线性功率阈值是在堆芯的任何点处且根据时间计算。

堆芯的功率分布必须使得在堆芯的任何点处，线性功率低于阈值线性功率。

例如，在堆芯上计算并归一化功率分布，使得P_lin(x，y，z，t)＝P(x，y，z，t)*P_linnom*P_rel，其中，P_in是堆芯的点处的线性功率，P是在堆芯的点处关于整个堆芯以1归一化的局部功率，P_linnom是堆芯上的标称平均线性功率，而P_rel是作为标称一部分的功率电平。

更具体地，归一化局部功率P(x，y，z，t)等于线性功率P_lin(x，y，z，t)除以该功率在堆芯上的平均值<P_lin(x，y，z，t)>_core，或者

平均线性功率<P_lin(x，y，z，t)>_core也等于标称功率下的平均线性功率乘以分数的功率水平：<P_lin(x，y，z，t)>_coreP_linnom*P_rel，这产生前面的方程。

实际上，在任何时刻，线性功率都必须使得如果发生功率尖峰，则线性功率保持低于可能导致包壳破裂的线性功率。由此，即使在功率尖峰的情况下，包壳也不弯曲。

每当计算线性破裂功率时，重新计算这里的阈值线性破裂。

此外，在步骤116中从功率P_m(x，y，z，t)的分布来计算100％的线性功率。

如果反应堆从其当前状态快速恢复到标称功率下的运行，则100％的线性功率对应于堆芯任意点处且作为时间的函数的线性功率的估计。

知道了堆芯在各个时刻的状态，监测系统能够计算出堆芯的状态在使得反应堆从所考虑的时刻开始以标称功率运行时是什么。

接着在步骤100中根据阈值线性功率与100％的线性功率之间的差来确定时限。

然而，如前所述，线性功率应保持在阈值线性功率以下。

从100％线性功率减去阈值线性功率，也就是说，意指保持大于或等于零。

由此，在步骤100中确定时限T^FPPI，使得对于小于T^FPPI的每个时刻t，差阈值大于或等于零。

标称运行中的功率分布受关注，因为在该状态下，差为最小的。

当反应堆在ERPO中运行时，根据时间减小。当反应堆以稳定功率在ERPO中运行时，/>轻微波动。

当反应堆以稳定功率在ERPO中运行时，阈值根据时间整体减小，也就是说，时限变小，随着向降低功率运行的一个转变。

然后，操作员能够确定他在降低功率运行中可以操作反应堆的程度。

在变体中，通过实施其他计算的方法来计算时限T^FPPI，像专利FR2924852 B1中公开的方法。

该监测方法使得可以获得比以前获得的时限大的时限。由此，尽管以前，操作者通常在接近时限的时间期间以降低的功率操作反应堆(这比使用本发明的监测方法获得的时间少)，但今天在时限与期间操作员希望以降低的功率操作反应堆的持续时间之间存在裕度。

该计算方法还使得可以通过考虑堆芯中存在的所有燃料类型的特性来确定时限，因为在线进行的在各个时刻确定燃料棒的调节的热机械计算考虑了在堆芯中存在的各个燃料类型的特性。

监测方法使用降低功率反应堆的时限与实际运行时间之间的裕度，以便通过增大至少一个保护阈值来提高反应堆的可操纵性，同时确保堆芯使用期间的安全运行。

Claims

1.一种用于监测核反应堆的方法，该核反应堆包括内部装载燃料组件(10)的堆芯，各个组件(10)包括核燃料棒(24)，各个核燃料棒包括核燃料芯块(36)和围绕芯块的包壳(33)，

所述方法包括以下步骤：

-在堆芯的任何点处且根据时间计算(110)破裂线性功率

-计算(112)由意外尖峰引起的堆芯的任何点处的最大线性功率变化

-计算(114)阈值线性功率所述阈值线性功率/>等于所述破裂线性功率/>与由意外尖峰引起的最大变化/>之间的差；

-从作为时间的函数的、堆芯的任何点处的实际功率(P_m(x，y，z，t))的分布的测量和/或计算(108)，来计算(116)100％的线性功率如果所述反应堆在标称功率下运行，则该线性功率对应于堆芯的任何点处且作为时间的函数的所述线性功率的估计；

-确定(100)所述核反应堆的降低功率运行的至少一个运行时限(T^FPPI)，以便避免所述包壳中的至少一个的破裂，所述时限(T^FPPI)的确定(100)根据所述阈值线性功率与所述100％线性功率/>之间的差来进行，所述时限(T^FPPI)实时且连续计算；

-将所述核反应堆在所述降低的功率下运行(102)严格小于所述时限(T^FPPI)的实际时间；以及

-根据所述时限(T^FPPI)与所述实际时间之间的差，放宽(104)核电站的至少一个保护阈值，

其中所述保护阈值是堆芯的任何点处的线性功率的阈值。

2.根据权利要求1所述的监测方法，包括以下步骤：根据所述时限(T^FPPI)与所述实际时间之间的差确定(106)所述保护阈值的放宽的关系，所述放宽的关系的确定(106)在运行(102)所述反应堆之前进行。

3.根据权利要求1所述的监测方法，特征在于：在堆芯的任何点处且根据时间计算所述阈值线性功率堆芯的功率分布使得在堆芯的任何点处，线性功率低于所述阈值线性功率/>

4.根据权利要求1所述的监测方法，特征在于：所述破裂线性功率从堆芯的热机械状态通过热机械代码来计算，堆芯的热机械状态通过测量和/或计算(108)作为时间的函数的堆芯的任何点处的功率的分布而知道。

5.根据权利要求4所述的监测方法，特征在于：所述破裂线性功率的计算(110)至少每两个小时进行一次，然后重新计算所述阈值线性功率/>

6.一种非瞬时计算机可读存储介质，该介质可用于计算机中，并且上面记录计算机程序/指令，所述计算机程序/指令被处理器执行时用于执行根据权利要求1-5所述的方法的步骤。

7.一种核反应堆，该核反应堆包括：

-内部装载燃料组件(10)的堆芯，各个组件(10)包括核燃料棒(24)，各个核燃料棒包括核燃料芯块(36)和围绕芯块的包壳(33)；和

-计算机(40)，该计算机被配置为进行以下步骤：

·在堆芯的任何点处且根据时间计算(110)破裂线性功率

·计算(112)由意外尖峰引起的堆芯的任何点处的最大线性功率变化

·计算(114)阈值线性功率所述阈值线性功率/>等于所述破裂线性功率/>与由意外尖峰引起的最大变化/>之间的差；

·从作为时间的函数的、堆芯的任何点处的实际功率(P_m(x，y，z，t))的分布的测量和/或计算(108)，来计算(116)100％的线性功率如果所述反应堆在标称功率下运行，则该线性功率对应于堆芯的任何点处且作为时间的函数的所述线性功率的估计；

·确定(100)所述核反应堆的降低功率运行的至少一个运行时限(T^FPPI)，以便避免所述包壳中的至少一个的破裂，所述时限(T^FPPI)的确定(100)根据所述阈值线性功率与所述100％线性功率/>之间的差来进行，所述时限(T^FPPI)实时且连续计算；

·将所述核反应堆在所述降低的功率下运行(102)严格小于所述时限(T^FPPI)的实际时间；以及

·根据所述时限(T^FPPI)与所述实际时间之间的差，放宽(104)核电站的至少一个保护阈值，其中所述保护阈值是堆芯的任何点处的线性功率的阈值。