CN111446014A - 利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法 - Google Patents

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CN111446014A CN202010265019.4A CN202010265019A CN111446014A CN 111446014 A CN111446014 A CN 111446014A CN 202010265019 A CN202010265019 A CN 202010265019A CN 111446014 A CN111446014 A CN 111446014A
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Abstract

本发明公开了利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法，是一种能够在反应堆处于较深次临界时进行控制棒价值测量的方法，记录某一控制棒组提出或插入堆芯后堆芯处于待测状态时源量程探测器中子计数率信号，调取次临界修正因子，经次临界修正因子修正源量程探测器中子计数率信号，再采用修正后的信号进行与基准状态源量程探测器计数率及反应性作对比，最终获得各待测状态下的堆芯反应性，完成刻棒，在保障测量精度的同时，可有效降低经济成本。

Description

利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法
技术领域
本发明涉及核反应堆物理试验方法技术领域，具体涉及一种利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法。
背景技术
目前主流的压水堆核电厂采用分批次换料方式进行反应堆燃料的更换，在换料周期(一般每隔一年或一年半时间)达到寿期末时，将反应堆内燃耗较深的核燃料卸出堆芯，同时将相应数量的新燃料组件装入堆芯，使堆芯重新具备足够的反应性以维持堆芯临界和能量输出。由于新旧燃料的物理特性存在较大差异，反应堆必须重新进行燃料装载方案的设计及相关的热工安全分析，因此，在每次更换燃料前，核电厂通常需要委托具有相关资质的设计单位来设计新的燃料装载方案。
在核电厂依据设计单位提供的燃料装载方案完成装卸料操作后，为验证设计单位基于设计软件所提供的装载方案的正确性，在核电厂重新发电之前，都需要进行反应堆启动物理试验。由于启动物理试验是在反应堆功率几乎为零的状态下进行，整个试验阶段核电厂都不能对外输出电能，不产生经济效益。从核电厂安全运行角度出发，启动物理试验必不可少，但从提高经济性的角度，核电厂需要不断地创新、改进去缩短启动物理试验所占用的时间。在所有的启动物理试验项目中，刻棒试验，即控制棒价值测量试验所占用的时间较长。因此，研究快速的控制棒价值测量方法，对提高核电厂的经济性具有非常重要的意义。常见的棒价值测量方法有“硼稀释/硼化测量+棒刻棒”方法、动态刻棒试验方法和次临界刻棒方法，具体介绍如下所示。
1、“硼稀释/硼化测量+棒刻棒”方法
在核电厂刻棒试验中，传统的棒价值测量采用“硼稀释/硼化测量+棒刻棒”方法。首先采用硼稀释/硼化测量方法对具有最大积分反应性价值的控制棒组进行微分/积分价值测量，然后再使用棒刻棒方法对其它棒组进行微分/积分价值测量，这种传统的棒价值测量方法存在以下缺陷：一方面，由于“测量”反应性所采用的仪器都是建立在点堆模型这一理论假设基础上的，因此，为保证试验过程这一理论假设的适用性，试验过程被要求一次引入的反应性不能过大，这样很大程度上限制了试验中控制棒价值的测量效率，导致测量试验非常耗时；另一方面，采用硼稀释/硼化测量方法不仅耗时而且会产生大量的硼废水，进一步影响了核电厂的经济性。
2、动态刻棒试验方法
动态刻棒试验方法，是最早由美国西屋电气公司研制的一种快速测量控制棒价值的试验方法，该方法在试验之前通过对试验过程的高精度计算机数值模拟，并依据模拟所得结果，定量计算整个试验过程偏离点堆模型的程度，并通过修正因子的引入，解决试验中由于偏离点堆模型带来的测量偏差。该方法由于实际测量过程中不受传统方法中点堆模型的限制，因此可以实现对控制棒价值的快速测量，从而缩短核电厂控制棒价值测量时间。但由于动态刻棒试验方法必须在反应堆处于接近临界状态的时候进行，仍占据了核电厂启动的关键路径，使其对缩短核电厂启动时间带来的收益受到了限制。
3、次临界刻棒方法
次临界刻棒方法是一种能够在反应堆处于较深次临界时进行控制棒价值测量的方法。源倍增修正方法是其中之一，该方法最早是由日本北海道大学提出的一种基于基波提取的反应堆次临界度计算方法，通过对试验过程的高精度计算机数值模拟，并采用模拟所得到的反应堆基波分布、通量分布及共轭通量分布定义包括基波修正因子在内的3项修正因子。在实际试验时，可在堆芯处于较深次临界状态时，不考虑点堆假设带来的测量偏差，依据测量所得到的源量程探测器中子计数率信号，利用事先计算好的修正因子，对源量程探测器中子计数率信号进行修正，再采用修正后的信号进行与传统源倍增法相似的反应性计算，实现在次临界状态下堆芯反应性的精确测量，最终可实现对控制棒价值的测量。
附图1给出了日本北海道大学提出的基于基波提取源倍增修正方法应用于反应堆次临界度测量的计算流程。在该方法中，将所需测量的堆芯状态命名待测状态，待测态的次临界度计算方法如公式(5)所示：
Figure BDA0002440943670000021
其中：
Figure BDA0002440943670000022
为待测状态下堆芯次临界度(反应性)；
Figure BDA0002440943670000023
为基准状态下堆芯次临界度(反应性)；
Figure BDA0002440943670000024
为基波提取修正因子；
Figure BDA0002440943670000025
为中子重要性修正因子；
Figure BDA0002440943670000026
为空间分布修正因子；
Figure BDA0002440943670000027
为基准状态下堆芯源量程探测器中子计数率；
Figure BDA0002440943670000028
为待测状态下堆芯源量程探测器中子计数率。
为获得待测状态次临界度准确的“测量值”，需要依据当前基准状态及待测状态的控制棒棒位，从事先算好的修正因子表中分别提取相应的修正因子，对源量程计数率进行修正，最终通过公式(5)的方法计算得到待测状态的次临界度。
从公式(5)可以看出，为获得准确的待测状态堆芯次临界度，不仅需要准确的修正因子及源量程探测器读数外，还必须获得准确的基准状态堆芯次临界度。日本北海道大学提出的基准状态堆芯次临界度的获取方法为：将基准状态设置在靠近堆芯临界点的附近，通过反应性仪测量该状态的反应性作为基准状态堆芯次临界度。该方法存在明显的缺陷：
(1)首先，在核电厂装料完成后进行反应堆启动物理试验时，反应堆是由停堆状态(此刻反应堆次临界度较深)通过提棒动作、硼稀释逐渐向临界状态靠近，最终达到堆芯临界。而日本北海道大学提出的方法，其基准状态堆芯次临界度设置在临界点附近，依照该方法的试验流程，必须先将反应堆提升至临界状态以获取基准状态堆芯次临界度，再返回次临界状态进行待测状态堆芯次临界度测量，这种方法在实际核电厂试验中是不可取的，由临界状态返回具有较深次临界度的次临界状态，需要额外的进行一次充硼返回次临界的操作，不仅带来大量的硼废水，而且花费大量的时间，与提高核电厂经济性的初衷相悖。
(2)其次，日本北海道大学之所以选取靠近临界点附近的状态作为堆芯基准状态，是因为该状态下反应性仪测量精度较高，能够获得准确的基准状态堆芯次临界度，但另一方面，在核电厂中，由于反应堆处于接近临界的状态，其中子通量密度极高，已超出了源量程探测器的测量范围，源量程探测器中子计数率存在较大的测量误差，无法获取准确的基准状态堆芯源量程探测器计数率，最终导致待测状态堆芯次临界度的“测量值”将存在较大的偏差。
(3)此外，日本北海道大学提出的修正因子包括了基波提取修正因子、中子重要性修正因子及空间分布修正因子，这意味着对于每一个待测状态，要实现其堆芯次临界度的“测量”，都必须事先准备三套修正因子的数据，客观上增加了修正因子库的准备时间及存储空间。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是：常规的次临界刻棒方法试验过程复杂，实施过程中经济成本较高，实用性较差，本发明提供了解决上述问题的利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法。
本发明通过下述技术方案实现：
一种利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法，包括以下步骤：
S1、建立次临界修正因子库：所述次临界修正因子库包含每个控制棒棒组在待测状态下规定棒位处的次临界修正因子；
S2、获得各控制棒棒组价值测量测量值：
S2-1、采集基准状态源量程探测器计数率，将控制棒X棒组地棒位调至基准状态规定的棒位位置处，获得基准状态下源量程探测器中子计数率
Figure BDA0002440943670000041
其中X表示待测棒组编号；
S2-2、采集待测状态源量程探测器计数率，将控制棒X棒组的棒位提至反应堆堆芯顶部或插入反应堆堆芯底部，获得待测状态中待测X棒组提出或插入堆芯后堆芯处时源量程探测器中子计数率信号，分别为
Figure BDA0002440943670000042
S2-3、对于X棒组处于提出状态时，依据控制棒棒位信号，调用次临界修正因子库中对应的次临界修正因子Ctarget-Out(X)，根据公式(1)计算出待测状态中待测X棒组提至堆芯顶部时堆芯次临界度
Figure BDA0002440943670000043
Figure BDA0002440943670000044
S2-4、对于X棒组处于插入状态时，依据控制棒棒位信号，调用次临界修正因子库中对应的次临界修正因子Ctarget-In(X)，根据公式(2)计算出待测状态中待测X棒组插入堆芯底部时堆芯次临界度
Figure BDA0002440943670000045
Figure BDA0002440943670000046
S2-5、根据公式(3)获得待测X棒组的控制棒积分价值
Figure BDA0002440943670000047
Figure BDA0002440943670000048
其中，
Figure BDA0002440943670000049
表示基准状态下源量程探测器中子计数率，
Figure BDA00024409436700000410
表示反应堆堆芯基准状态反应性；反应堆堆芯基准状态反应性及每个控制棒棒组在待测状态下规定棒位处的次临界修正因子均通过建模计算获得。
本发明采用源量程探测器的信号作为试验的信号源；在次临界刻棒试验进行阶段，通过源量程探测器获取基准状态和各个待测状态下源量程探测器中子计数率，调用对应的次临界修正因子，并结合基准状态次临界度最终计算出各待测状态的次临界度；重复上述步骤，最终可获得各个棒组在插入堆芯底部及提至堆芯顶部时反应堆的反应性，直接表征了控制棒处于堆芯不同位置时对反应堆反应性的影响，即控制棒价值，试验最终可获得所有控制棒棒组积分价值的“测量值”。
本发明采用核电厂目前启动试验必需的、已非常成熟的源量程探测器信号作为信号源，并利用精确数值计算获得的基准状态反应性作为参考的次临界刻棒方法；无需进行任何的硬件改造；整个试验过程中，反应堆始终处于具备较深次临界度的状态，不占据任何的启动关键路径，利于降低经济成本。
进一步地，所述的基准状态反应性通过以下方法获得：通过模拟堆芯基准状态，计算出基准状态堆芯有限增殖系数keff，采用公式(4)推算出堆芯基准状态反应性：
Figure BDA0002440943670000051
进一步地，所述次临界修正因子通过以下方法获得：
S1-1、针对拟开展次临界刻棒的反应堆，建立相应的屏蔽计算模型，并利用中子屏蔽计算软件，进行源量程探测器相应计算，获得各源量程探测器对反应堆内裂变中子源的响应关系，获得堆芯三维空间内各个位置的响应因子；
S1-2、根据反应堆具体的核燃料装载方案，建立反应堆物理计算模型；
S2-3、在步骤S1-2的基础上，根据次临界刻棒试验涉及到的基准状态，考虑在次临界状态下外源对堆芯中子通量分布的影响，计算获得与基准状态对应的反应堆中子通量分布、基波通量分布及基波共轭通量分布；
S2-4、在步骤S1-2的基础上，根据次临界刻棒试验涉及到的各个待测状态，考虑在次临界状态下外源对堆芯中子通量分布的影响，计算获得与各待测状态对应的反应堆中子通量分布、基波通量分布及基波共轭通量分布；
S2-5、在步骤S1-1、S1-2和S1-3的基础上，针对各待测状态，对响应因子、反应堆中子通量分布、基波通量分布及基波共轭通量分布进行处理，计算出每个控制棒棒组在待测状态下规定棒位处的次临界修正因子。
进一步地，所述S1-1中，各源量程探测器对反应堆内裂变中子源的响应关系是三维空间内点对点的响应关系，可表示为一个三维的函数，并根据S1-2建立反应堆物理计算模型的需求，进行能群的划分，给出各能群下的堆芯三维空间内各个位置的响应因子。
进一步地，所述S2-3和S2-2中，通过压水堆稳态堆芯计算软件计算获得与基准状态对应的反应堆中子通量分布、基波通量分布及基波共轭通量分布；所述压水堆稳态堆芯计算软件包括MEACOR软件。
本发明具有如下的优点和有益效果：
本发明的特点一是采用核电厂目前启动试验必需的、已非常成熟的源量程探测器的信号作为试验的信号源，二是试验过程仅需反应堆处于较深次临界状态下进行，无需占用核电厂启动关键路径。具体地，本发明能够达到以下技术效果：
1、对一些现役核电厂来说，采用本发明技术方案就意味着只需要利用核电厂启动本就必需的源量程探测器作为信号源，不需要对现场作任何的实体改造，亦无需进行附加的试验设备采购即可具备实施次临界刻棒试验的硬件条件。这可为核电厂节约十分可观的技术改造费用，同时也利于加速次临界刻棒这一新技术的推广应用。
2、本发明整个次临界刻棒试验可在反应堆处于较深次临界状态下进行，一方面避免了刻棒试验占据启动关键路径的问题，可为电厂节省可观的反应堆启动试验时间；另一方面可以避免包括动态刻棒在内的现有刻棒试验中由于操作失误可能导致反应堆紧急停堆的风险，具有试验固有安全性的特点。
3、本发明采用高精度反应堆堆芯计算软件求解堆芯有限增殖系数，获取基准状态反应性，解决了日本北海道大学提出的源倍增修正方法中基准状态必须为接近临界状态的缺陷。
4、本发明对于次临界刻棒试验中的任一待测状态，只需针对该状态准备一个次临界修正因子，从而减轻准备修正因子的工作量。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1是现有日本北海道大学提出的次临界刻棒方法的技术流程框图；
图2是实施例1中堆外源量程探测器相对与反应堆的位置示意图；次临界刻棒试验阶段所需的中子计数率从标识为2的源量程探测器中获得；
图3是本发明的技术流程框图。
附图中标记及对应的零部件名称：1-反应堆，2-源量程探测。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
实施例1
本实施例提供了一种利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法，如图3所示：在次临界刻棒试验准备阶段，首先通过基准状态模拟，利用能够充分考虑在次临界状态下外源对堆芯中子通量分布影响的高精度稳态堆芯计算软件，计算出基准状态堆芯有限增殖系数，进而获得基准状态下堆芯次临界度，并生成包括基准状态基波分布、通量分布及共轭通量分布在内的关键参数；同时可进行各个待测状态的堆芯模拟，利用能够充分考虑在次临界状态下外源对堆芯中子通量分布影响的高精度稳态堆芯计算软件生成包括各个待测状态基波分布、通量分布及共轭通量分布在内的关键参数；利用以上关键参数生成各待测状态对应的次临界修正因子，并生成次临界修正因子库供次临界刻棒试验使用；在次临界刻棒试验进行阶段，通过源量程探测器获取基准状态和各个待测状态下源量程探测器中子计数率，调用对应的次临界修正因子，并结合基准状态次临界度最终计算出各待测状态的次临界度，进而完成各组控制棒的价值“测量”。具体测量步骤如下所示：
S1、建立次临界修正因子库：所述次临界修正因子库包含每个控制棒棒组在待测状态下规定棒位处的次临界修正因子：
S1-1、针对拟开展次临界刻棒的反应堆，根据详细的堆内、堆外几何及材料分布信息，建立相应的屏蔽计算模型，并利用中子屏蔽计算软件，进行源量程探测器相应计算，进行源量程探测器相应计算，获得各源量程探测器对反应堆内裂变中子源的响应关系。这样的响应关系是三维空间内点对点的响应关系，可以直接表示为一个三维的函数，并根据下一步S1-2堆芯物理计算模拟的需求，进行能群的划分，给出各能群下的堆芯三维空间内各个位置的响应因子；
S1-2、根据反应堆具体的核燃料装载方案，建立反应堆物理计算模型；
S2-3、在步骤S1-2的基础上，根据次临界刻棒试验涉及到的基准状态，利用能够充分考虑在次临界状态下外源对堆芯中子通量分布影响的稳态堆芯计算软件，如目前申请人自行研发的MEACOR软件，产生与基准状态对应的反应堆中子通量分布、基波通量分布及基波共轭通量分布；
S2-4、在步骤S1-2的基础上，根据次临界刻棒试验涉及到的各个待测状态，利用能够充分考虑在次临界状态下外源对堆芯中子通量分布影响的稳态堆芯计算软件，如目前申请人自行研发的MEACOR软件，产生与各待测状态对应的反应堆中子通量分布、基波通量分布及基波共轭通量分布；
S2-5、在步骤S1-1、S1-2和S1-3的基础上，针对各待测状态，对响应因子、反应堆中子通量分布、基波通量分布及基波共轭通量分布进行处理，计算出每个控制棒棒组在待测状态下规定棒位处的次临界修正因子。
S2、采用高精度反应堆堆芯计算软件，模拟堆芯基准状态，计算出基准状态堆芯有限增殖系数keff，采用公式(4)推算出堆芯基准状态反应性：
Figure BDA0002440943670000071
本实施方案中，采用MEACOR软件进行基准状态堆芯有限增殖系数的计算。MEACOR软件对堆芯有限增殖系数的计算采用第三类边界条件格林函数节块法，与电厂实测数据和工程软件对比验证结果表明，MEACOR软件具有很高的计算精度。
S3、获得各控制棒棒组价值测量测量值：
S3-1、采集基准状态源量程探测器计数率，将控制棒X棒组地棒位调至基准状态规定的棒位位置处，获得基准状态下源量程探测器中子计数率
Figure BDA0002440943670000081
其中X表示待测棒组编号；
S3-2、采集待测状态源量程探测器计数率，将控制棒X棒组的棒位提至反应堆堆芯顶部或插入反应堆堆芯底部，获得待测状态中待测X棒组提出或插入堆芯后堆芯处时源量程探测器中子计数率信号，分别为
Figure BDA0002440943670000082
S3-3、对于X棒组处于提出状态时，依据控制棒棒位信号，调用次临界修正因子库中对应的次临界修正因子Ctarget-Out(X)，根据公式(1)计算出待测状态中待测X棒组提至堆芯顶部时堆芯次临界度
Figure BDA0002440943670000083
Figure BDA0002440943670000084
S3-4、对于X棒组处于插入状态时，依据控制棒棒位信号，调用次临界修正因子库中对应的次临界修正因子Ctarget-In(X)，根据公式(2)计算出待测状态中待测X棒组插入堆芯底部时堆芯次临界度
Figure BDA0002440943670000085
Figure BDA0002440943670000086
S3-5、根据公式(3)获得待测X棒组的控制棒积分价值
Figure BDA0002440943670000087
Figure BDA0002440943670000088
其中，
Figure BDA0002440943670000089
表示基准状态下源量程探测器中子计数率，
Figure BDA00024409436700000810
表示反应堆堆芯基准状态反应性。
重复步骤S3，直至完成规定的所有待测状态点的测量试验。
实施例2
如表1-表3所示，为本发明在某反应堆某组控制棒动作时次临界度刻棒试验中对各棒态下堆芯次临界度测量的实施例。
表1各状态下的源量程探测器计数率
Figure BDA00024409436700000811
Figure BDA0002440943670000091
表2两个待测状态准备的次临界修正因子库
堆芯状态 次临界修正因子
待测状态1# 0.4500
待测状态2# 0.6085
表3次临界刻棒试验中对待测状态下堆芯有限增殖系数的“测量”结果
Figure BDA0002440943670000092
表1为各状态下的源量程探测器计数率，包括基准状态及2个待测状态。
表2为次临界刻棒试验前针对表1的两个待测状态准备的次临界修正因子库。
表3为次临界刻棒试验中对待测状态下堆芯有限增殖系数的“测量”结果，并与传统的源倍增法进行比较。
从表3可以看出，本实施例通过采用本发明提出的次临界刻棒方法，其计算结果优于传统的源倍增方法，并具备较高的计算精度。可见，本发明在仅利用核电厂启动本就必需的源量程探测器作为信号源，并采用高精度反应堆堆芯计算软件获取基准状态反应性的前提下，能够在反应堆处于较深次临界状态下时，实现良好的“测量”精度，完成了本发明的目的。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (5)

1.利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1、建立次临界修正因子库：所述次临界修正因子库包含每个控制棒棒组在待测状态下规定棒位处的次临界修正因子；
S2、获得各控制棒棒组价值测量测量值：
S2-1、采集基准状态源量程探测器计数率，将控制棒X棒组地棒位调至基准状态规定的棒位位置处，获得基准状态下源量程探测器中子计数率
Figure FDA0002440943660000011
其中X表示待测棒组编号；
S2-2、采集待测状态源量程探测器计数率，将控制棒X棒组的棒位提至反应堆堆芯顶部或插入反应堆堆芯底部，获得待测状态中待测X棒组提出或插入堆芯后堆芯处时源量程探测器中子计数率信号，分别为
Figure FDA0002440943660000012
S2-3、对于X棒组处于提出状态时，依据控制棒棒位信号，调用次临界修正因子库中对应的次临界修正因子Ctarget-Out(X)，根据公式(1)计算出待测状态中待测X棒组提至堆芯顶部时堆芯次临界度
Figure FDA0002440943660000013
Figure FDA0002440943660000014
S2-4、对于X棒组处于插入状态时，依据控制棒棒位信号，调用次临界修正因子库中对应的次临界修正因子Ctarget-In(X)，根据公式(2)计算出待测状态中待测X棒组插入堆芯底部时堆芯次临界度
Figure FDA0002440943660000015
Figure FDA0002440943660000016
S2-5、根据公式(3)获得待测X棒组的控制棒积分价值
Figure FDA0002440943660000017
Figure FDA0002440943660000018
其中，
Figure FDA0002440943660000019
表示基准状态下源量程探测器中子计数率，
Figure FDA00024409436600000110
表示反应堆堆芯基准状态反应性；反应堆堆芯基准状态反应性及每个控制棒棒组在待测状态下规定棒位处的次临界修正因子均通过建模计算获得。
2.根据权利要求1所述的利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法，其特征在于，所述的基准状态反应性通过以下方法获得：通过模拟堆芯基准状态，计算出基准状态堆芯有限增殖系数keff，采用公式(4)推算出堆芯基准状态反应性：
Figure FDA0002440943660000021
3.根据权利要求1所述的利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法，其特征在于，所述次临界修正因子通过以下方法获得：
S1-1、针对拟开展次临界刻棒的反应堆，建立相应的屏蔽计算模型，并利用中子屏蔽计算软件，进行源量程探测器相应计算，获得各源量程探测器对反应堆内裂变中子源的响应关系，获得堆芯三维空间内各个位置的响应因子；
S1-2、根据反应堆具体的核燃料装载方案，建立反应堆物理计算模型；
S2-3、在步骤S1-2的基础上，根据次临界刻棒试验涉及到的基准状态，考虑在次临界状态下外源对堆芯中子通量分布的影响，计算获得与基准状态对应的反应堆中子通量分布、基波通量分布及基波共轭通量分布；
S2-4、在步骤S1-2的基础上，根据次临界刻棒试验涉及到的各个待测状态，考虑在次临界状态下外源对堆芯中子通量分布的影响，计算获得与各待测状态对应的反应堆中子通量分布、基波通量分布及基波共轭通量分布；
S2-5、在步骤S1-1、S1-2和S1-3的基础上，针对各待测状态，对响应因子、反应堆中子通量分布、基波通量分布及基波共轭通量分布进行处理，计算出每个控制棒棒组在待测状态下规定棒位处的次临界修正因子。
4.根据权利要求3所述的利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法，其特征在于，所述S1-1中，各源量程探测器对反应堆内裂变中子源的响应关系是三维空间内点对点的响应关系，可表示为一个三维的函数，并根据S1-2建立反应堆物理计算模型的需求，进行能群的划分，给出各能群下的堆芯三维空间内各个位置的响应因子。
5.根据权利要求3所述的利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法，其特征在于，所述S2-3和S2-2中，通过压水堆稳态堆芯计算软件计算获得与基准状态对应的反应堆中子通量分布、基波通量分布及基波共轭通量分布；所述压水堆稳态堆芯计算软件包括MEACOR软件。
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Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112885413A (zh) * 2021-01-12 2021-06-01 中国原子能科学研究院 模拟核反应堆临界实验的方法
CN113161028A (zh) * 2021-03-19 2021-07-23 中国核动力研究设计院 一种基于修正信号优化处理的反应性测量方法
CN113161029A (zh) * 2021-03-19 2021-07-23 中国核动力研究设计院 一种基于采样信号变频分析的反应性测量方法
CN114171220A (zh) * 2021-12-03 2022-03-11 中国原子能科学研究院 控制棒和/或控制鼓积分价值测量方法及装置
CN114242280A (zh) * 2021-11-17 2022-03-25 华能核能技术研究院有限公司 反应堆反应性测量方法、装置、设备及存储介质
CN114266157A (zh) * 2021-12-22 2022-04-01 中国核动力研究设计院 实现任意时刻反应堆功率分布试验的方法、装置和设备
CN114420328A (zh) * 2022-01-10 2022-04-29 中国原子能科学研究院 反应堆次临界度的监测方法及装置
CN116206789A (zh) * 2022-12-06 2023-06-02 中国核动力研究设计院 一种核反应堆在线次临界度监测方法和系统
CN117198573A (zh) * 2023-11-07 2023-12-08 福建福清核电有限公司 堆芯次临界度的修正方法、堆芯次临界刻棒方法及装置

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2009018757A1 (fr) * 2007-08-03 2009-02-12 Chunyan Sheng Procédé de mesure de la réactivité d'un réacteur
JP2012163438A (ja) * 2011-02-07 2012-08-30 Tokyo Electric Power Co Inc:The 制御棒操作監視装置
CN105448362A (zh) * 2015-11-23 2016-03-30 中核核电运行管理有限公司 利用功率量程探测器和信号作为信号源的动态刻棒方法
CN105895174A (zh) * 2016-05-06 2016-08-24 中国核动力研究设计院 一种压水堆控制棒价值计算方法
CN109166639A (zh) * 2018-08-28 2019-01-08 中国核动力研究设计院 反应堆控制棒测量数据获得方法及微分价值获取方法
CN109961862A (zh) * 2017-12-14 2019-07-02 中国核动力研究设计院 核电站反应堆深度次临界状态下控制棒价值动态刻度设备

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2009018757A1 (fr) * 2007-08-03 2009-02-12 Chunyan Sheng Procédé de mesure de la réactivité d'un réacteur
JP2012163438A (ja) * 2011-02-07 2012-08-30 Tokyo Electric Power Co Inc:The 制御棒操作監視装置
CN105448362A (zh) * 2015-11-23 2016-03-30 中核核电运行管理有限公司 利用功率量程探测器和信号作为信号源的动态刻棒方法
CN105895174A (zh) * 2016-05-06 2016-08-24 中国核动力研究设计院 一种压水堆控制棒价值计算方法
CN109961862A (zh) * 2017-12-14 2019-07-02 中国核动力研究设计院 核电站反应堆深度次临界状态下控制棒价值动态刻度设备
CN109166639A (zh) * 2018-08-28 2019-01-08 中国核动力研究设计院 反应堆控制棒测量数据获得方法及微分价值获取方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
WIN NAING: "Subcriticality Measurement of Pressurized Water Reactors by the Modified Neutron Source Multiplication Method", 《JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY》 *

Cited By (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112885413B (zh) * 2021-01-12 2024-02-20 中国原子能科学研究院 模拟核反应堆临界实验的方法
CN112885413A (zh) * 2021-01-12 2021-06-01 中国原子能科学研究院 模拟核反应堆临界实验的方法
CN113161028A (zh) * 2021-03-19 2021-07-23 中国核动力研究设计院 一种基于修正信号优化处理的反应性测量方法
CN113161029A (zh) * 2021-03-19 2021-07-23 中国核动力研究设计院 一种基于采样信号变频分析的反应性测量方法
CN114242280A (zh) * 2021-11-17 2022-03-25 华能核能技术研究院有限公司 反应堆反应性测量方法、装置、设备及存储介质
CN114171220A (zh) * 2021-12-03 2022-03-11 中国原子能科学研究院 控制棒和/或控制鼓积分价值测量方法及装置
CN114171220B (zh) * 2021-12-03 2024-02-20 中国原子能科学研究院 控制棒和/或控制鼓积分价值测量方法及装置
CN114266157A (zh) * 2021-12-22 2022-04-01 中国核动力研究设计院 实现任意时刻反应堆功率分布试验的方法、装置和设备
CN114266157B (zh) * 2021-12-22 2024-04-23 中国核动力研究设计院 实现任意时刻反应堆功率分布试验的方法、装置和设备
CN114420328A (zh) * 2022-01-10 2022-04-29 中国原子能科学研究院 反应堆次临界度的监测方法及装置
CN114420328B (zh) * 2022-01-10 2024-05-14 中国原子能科学研究院 反应堆次临界度的监测方法及装置
CN116206789A (zh) * 2022-12-06 2023-06-02 中国核动力研究设计院 一种核反应堆在线次临界度监测方法和系统
CN116206789B (zh) * 2022-12-06 2024-02-27 中国核动力研究设计院 一种核反应堆在线次临界度监测方法和系统
CN117198573A (zh) * 2023-11-07 2023-12-08 福建福清核电有限公司 堆芯次临界度的修正方法、堆芯次临界刻棒方法及装置
CN117198573B (zh) * 2023-11-07 2024-03-01 福建福清核电有限公司 堆芯次临界度的修正方法、堆芯次临界刻棒方法及装置

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