CN111557035A - 用于确定核反应堆的至少一个运行参数的至少一个阈值的方法以及关联的计算机程序和电子系统 - Google Patents

Abstract

用于确定核反应堆的至少一个运行参数的至少一个阈值的方法(90)，其由电子确定系统实施，并且包括以下步骤：‑确定(100)用于反应堆在第一功率下的运行的相应运行参数的第一阈值；‑确定(110)用于反应堆在第二功率下的运行的所述参数的第二阈值；在第一功率和第二功率中的更低功率下的运行是在24小时滑动窗口内持续至少8小时的持续时间的运行。而且，方法包括以下步骤：‑确定(120)用于反应堆在第一功率与第二功率之间的第三功率下的运行的所述参数的第三阈值。

Description

用于确定核反应堆的至少一个运行参数的至少一个阈值的方 法以及关联的计算机程序和电子系统

技术领域

本发明涉及一种用于确定核反应堆的至少一个运行参数的至少一个阈值的方法。

该核反应堆包括内部装载燃料组件的堆芯，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。

本发明还涉及相关的电子确定系统和计算机程序，该计算机程序包括软件指令，这些指令在由计算机执行时，实施这种方法。

本发明例如应用于轻水核反应堆，无论是使用加压水还是使用沸水。

背景技术

目前，世界上使用了大量的这些反应堆。

特别是在诸如法国的国家中，其中超过50％的电力使用核反应堆来产生，使由这些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，期望能够在电网的需求低的延长时段期间，典型地从几天到至少2个月，在返回到额定功率之前，以中等功率运行核反应堆。当运行功率低于额定功率的92％时，认为运行功率是中等功率。

L.Daniel等人于2016年6月下旬发布的论文“AREVA NP's PCI methodologiesfor PWR enhanced plant maneuverability”，描述了一种用于确定核反应堆的至少一个运行参数的阈值的方法，这些阈值与保护阈值关联。该方法包括以下步骤：确定与相应运行参数的第一阈值对应的第一保护阈值，以便在反应堆的第一功率(诸如额定功率)下运行。

考虑到反应堆的中等功率下持续运行(SOIP)，方法还包括以下步骤：确定与相应运行参数的第二阈值对应的第二保护阈值，以便在反应堆的第二功率下运行，该第二功率诸如与SOIP关联的中等功率，即，低于额定功率的功率，通常以额定功率的百分比的形式表达，典型地在额定功率的10％至92％之间。

通过计算PCI(芯块-包壳相互作用)裕度(margin)来确定与相应运行参数关联的各个保护阈值或极限阈值，并且特别是在该示例中与SOIP关联的所述运行参数的第二阈值，使得尽管反应堆的功率发生这种变化，但PCI裕度仍然保持为正。

在一些情况下，可能必须以低功率在超长时段(超长SOIP)内运行反应堆，例如在设备停机或核反应堆的二回路泄漏之后，并且通常在导致不良地释放热量并因此必须降低核反应堆的功率的事件之后。

目的是以反应堆的最佳容量来使用它，同时继续以最高可能的功率运行它。

虽然如此，但核反应堆的这种运行必须不会引起安全问题，特别是在例如SOIP期间或者在持续运行和中等功率之后返回到功率之后不久可能发生的意外运行瞬变的情况下。

发明内容

本发明的一个目的是通过提供一种用于确定核反应堆的至少一个运行参数的至少一个阈值的方法来解决这个问题，该方法使得可以更好地利用反应堆的容量，同时保持安全运行。

为此，本发明涉及一种用于确定核反应堆的至少一个运行参数的至少一个阈值的方法，该核反应堆包括堆芯，在堆芯中装载有燃料组件，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，

所述方法由电子确定系统实施并且包括以下步骤：

-确定用于核反应堆在第一功率下的运行的相应运行参数的第一阈值；

-确定用于所述核反应堆在第二功率下的运行的相应运行参数的第二阈值；

在第一功率和第二功率中的更低功率下的运行是在24小时滑动窗口内持续至少8小时的持续时间的运行；

其中，所述方法还包括以下步骤：

-确定用于所述核反应堆在第三功率下的运行的所述相应运行参数的第三阈值，第三功率对应于功率等级并且在第一功率与第二功率之间。

根据本发明的确定方法从而使得可以确定用于第一功率与第二功率之间的至少一个功率等级的运行参数的阈值。每个确定的运行参数的阈值与保护阈值关联，每个阈值实际上对应于不被超过以便确保核反应堆的保护(即，其运行安全性)的阈值。

凭借确定运行参数的关联阈值和关联保护阈值计算至少一个这种功率等级，从而使得可以更好地利用反应堆的容量。

实际上，这种功率等级使得可以在SOIP中以更大的安全裕度和/或更大的可能的运行持续时间来改进功率变化的管理，不管是在额定功率至与SOIP关联的最低功率的功率降低期间(即，在燃料棒的热机械失调(deconditioning)模式下)，还是在从与SOIP关联的最低功率至额定功率的功率上升期间(即，在燃料棒的热机械再调节(reconditioning)模式下)。

与保护阈值关联的相应运行参数的每个极限值例如经由PCI裕度的计算来确定，从而使得尽管反应堆的功率改变，PCI裕度仍然保持为正。

根据本发明的其他有利方面，确定方法包括以下特征中的一个或多个，这些特征单独考虑或根据所有技术上可以的组合来考虑：

-核反应堆处于燃料棒的热机械失调模式下，并且第一功率大于第二功率，

第一功率优选地基本上等于核反应堆的额定功率，并且第二功率优选地基本上等于用于核反应堆在中等功率下的持续运行的目标功率；

-核反应堆处于燃料棒的热机械再调节模式下，并且第一功率小于第二功率，

第一功率优选地基本上等于用于核反应堆在中等功率下的持续运行的目标功率，并且第二功率优选地基本上等于核反应堆的额定功率；

-运行参数选自以下组：堆芯中的温度偏差、燃料棒中的线性功率以及堆芯中的中子通量变化；

-相应运行参数的每个阈值通过计算PCI裕度来确定；

-PCI裕度的计算包括以下子步骤：

ii)模拟核反应堆的至少一个运行转变，

iii)计算燃料棒包壳的至少一部分中在运行转变期间由至少一种物理特性达到的值，以及

iv)确定由在转变期间在子步骤ii)中计算的所述值达到的最大值与燃料棒的工艺极限之间的偏差，作为PCI裕度；

-在子步骤ii)中模拟的转变是从由以下各项组成的组选择的转变：过多负荷增加、至少一组控制束的不受控制的撤回、控制束中的一个的下降以及硼酸的不受控制的稀释；

-物理特性选自由以下项构成的组：包壳中的约束或约束函数；以及包壳中的变形能量密度；

-方法还包括以下步骤：运行核反应堆，同时验证运行参数的值低于用于核反应堆在第一功率、第二功率以及第三功率中的对应功率下的运行的第一阈值、第二阈值以及第三阈值中的运行参数的相应阈值；

-在核反应堆的运行期间，在热机械失调之后(接着是燃料棒的热机械再调节，该再调节导致燃料棒的局部燃烧速率)，在燃料棒的新的热机械失调之前的核反应堆在其额定功率下的最小运行持续时间是对应于达到目标PCI裕度的持续时间，目标PCI裕度从在燃料棒的热机械失调之前存在的PCI裕度开始对应于将由反应堆在额定功率下的运行导致的PCI裕度，直到获得相同的局部燃烧速率为止；以及

-相应运行参数的每个阈值是与导致触发反应堆的紧急停止和/或警报的保护阈值关联的阈值。

本发明还涉及一种计算机程序，该计算机程序包括软件指令，这些指令在由计算机执行时，实施如上定义的确定方法。

本发明还涉及一种用于确定核反应堆的至少一个运行参数的至少一个阈值的电子系统，该核反应堆包括堆芯，在堆芯中装载有燃料组件，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，系统包括：

-第一确定模块，该第一确定模块被配置为确定用于核反应堆在第一功率下的运行的相应运行参数的第一阈值；

-第二确定模块，该第二确定模块被配置为确定用于所述核反应堆在第二功率下的运行的相应运行参数的第二阈值；

在第一功率和第二功率中的更低功率下的运行是在24小时滑动窗口内持续至少8小时的持续时间的运行；以及

--第三确定模块，该第三确定模块被配置为确定用于所述核反应堆在第三功率下的运行的所述相应运行参数的第三阈值，第三功率对应于功率等级并且在第一功率与第二功率之间。

附图说明

本发明的这些特征和优点将在阅读以下描述时更清楚地显现，该以下描述仅被提供为非限制性示例，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侧视示意图；

图3是图2的组件的燃料棒的纵向剖面示意图；

图4是用于图1的反应堆的至少一个运行参数的至少一个阈值的电子确定系统的框图；

图5是由图4的电子系统实施的、用于核反应堆的至少一个运行参数的至少一个阈值的确定方法的流程图；

图6是例示了根据一个示例性实施方式的确定计算PCI裕度的间断功率的功率斜坡的模拟的曲线；以及

图7至图9各自示出了作为自从转变到中等功率下的持续运行以来经过的时间的函数的、用于燃料棒的热机械失调和/或再调节的不同示例的功率、PCI裕度以及保护阈值的一组示意性演化曲线。

具体实施方式

在说明书的剩余部分中，表述“基本上等于”将相等关系定义为在正负10％以内，优选在正负5％以内。

在本说明书的剩余部分中，术语“持续时间”通常定义两个时刻之间的时间段或时段，其值于是对应于这两个时刻之间的差。

由此，对应于从初始时刻T_i倒计时的时刻(最终)T_f的持续时间将对应于这两个时刻T_i、T_f之间的差，即，T_f-T_i，并且也将以这种方式表示。

在图1中，核反应堆1，诸如压水核反应堆，如其本身已知的那样包括堆芯2、蒸汽发生器3、联接到发电机5的涡轮4、以及冷凝器6。

核反应堆1包括配备有泵9的一回路(primary circuit)8，加压水沿着由图1中的箭头具体实施的路径在一回路中循环。该水特别是通过堆芯2上升，以在其中被加热，同时提供对堆芯2的制冷。

一回路8还包括加压器10，该加压器使得可以对在一回路8中循环的水加压。

一回路8的水还供应蒸汽发生器3，在蒸汽发生器中冷却，同时提供在二回路(secondary circuit)12中循环的水的汽化。

由蒸汽发生器3产生的蒸汽通过二回路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包括根据装载模式装载在容器18中的燃料组件16。图1中示出了单个燃料组件16，但是堆芯2例如包括157个燃料组件16。

核反应堆1包括在容器18中定位在特定燃料组件16上方的控制束20。图1中示出了单个控制束20，但是堆芯2例如包括约六十个控制束20。

控制束20可通过机构22移动，以插入它们悬垂的燃料组件16中。

传统上，各个控制束20包括棒，至少一些棒包括吸收中子的材料。

由此，每个控制束20的垂直移动使得可以调节反应堆1的核反应性，并且允许由堆芯2供应的总功率P根据将控制束20推动到燃料组件16中而从零功率变化到额定功率PN。

所述控制束20中的一些旨在例如在功率或温度方面来调节堆芯2的运行，并且被称为调节束。其他束旨在停止核反应堆1，并且被称为停止束。

控制束20基于它们的性质和预期用途加入组。例如，对于类型900Mwe CPY的反应堆，这些组被称为G1、G2、N1、N2、R、SA、SB、SC、SD。被称为功率组的组G1、G2、N1以及N2重叠地用于功率调节，而组R用于温度调节。组SA、SB、SC以及SD用于核反应堆1的紧急停止。

如图2例示，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常规上包括：下端件28；上端件30；引导管31的阵列，这些引导管连接两个端件28和30，并且被设计成接收控制束20的棒，并定位间隔形成格栅32，以定位燃料棒24和引导管31的阵列。

如图3例示，每个燃料棒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。燃料棒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38定位在包壳33的上段中，以支撑在上塞子35和上芯块36上。

传统上，芯块36具有裂变材料(例如，氧化铀)基，并且包壳33由锆合金制成。

在对应于源自制造(即，在辐射之前)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。

当核反应堆1将要例如以其额定功率PN运行时，根据本领域中使用的术语，将调节燃料棒24。

调节的基本特征是由于包壳33的蠕变和芯块36的膨胀，芯块36与包壳33之间的间隙J闭合。

更具体地，例如在辐射期间对于每个燃料棒24区分以下步骤：

1)在燃料棒24的外部(来自一回路8的水)与内部之间的压力差的作用下，包壳33通过朝向燃料棒24的内部径向蠕变而逐渐变形。所有其它情况都相同，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中的裂变产物引起芯块36的膨胀。在该阶段期间，就约束而言施加在包壳33上的应力仅由在燃料棒24的外部与内部之间存在的压差产生。包壳33中的应力是压应力(常规上为负)。

2)芯块36与包壳33之间的接触在一段时间之后开始，该段时间基本上取决于局部辐射条件(功率、中子通量、温度等)以及包壳33的材料。实际上，接触在一段时间内逐渐建立，该段时间从温和接触开始，然后建立牢固接触。芯块36在包壳33的内表面上的增加的接触压力导致包壳33中的应力反向，包壳中的应力变为正并往往对包壳33施加拉伸应力。

3)芯块36继续膨胀，然后芯块36朝向燃料棒24的外部对包壳33强加其变形。在所建立的稳定状态下，该膨胀足够慢，以便使包壳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)，并且不存在与包壳33的完整性有关的任何风险。

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33破坏的风险，但是一旦由燃料棒24供应的功率大幅变化，就出现风险。

实际上，功率增加导致燃料棒24所包含的芯块36的温度升高，并且通过热传导导致燃料棒24的包壳33的温度升高。考虑到裂变材料的芯块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)差异以及温差，芯块36将比包壳33膨胀得更多并将其变形强加于后者。

此外，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与芯块36之间的接触的部分，径向间隙J变大。对于燃料棒24的间隙J闭合的部分，间隙J可能再次打开。在间隙J的情况下，包壳33由于压力效应产生的压缩蠕变恢复。当发生偶然的局部功率增加瞬变时，这导致包壳33中的应力水平增加。

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)的存在创造了有利于应力作用下的腐蚀的条件。由此，在偶然的局部功率增加瞬变期间由芯块36强加在包壳33上的变形在芯块-包壳相互作用(PCI)的情形下，可能由碘由于应力作用下的腐蚀而引起包壳33的破裂。

然而，出于安全原因，包壳33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一回路8中。

在核反应堆1的正常运行期间，即，在所谓的第1类别的情况下，可能发生功率转变。实际上，功率变化可能是必须的，特别是为了适应发电机5供应的电网的电能需求。功率瞬变也可能发生在所谓的第2类别的意外情况下，诸如过多的电荷增加、功率控制束组20的不受控制的撤回、硼酸稀释或未检测到的控制束20的下落。

从正常运行中获得的裕度的平衡状态开始，确定可接受的运行持续时间和中等功率，以便在第2类别功率转变(也称为第2类功率转变)的情况下，保证堆芯2中存在的包壳33不由于芯块-包壳相互作用而破裂。

为了保证燃料棒24相对于芯块-包壳相互作用的完整性，本发明提出了确定用于反应堆在第一功率P1下的运行的相应运行参数的第一阈值、用于反应堆在第二功率P2下的运行的所述相应运行参数的第二阈值、以及用于反应堆在第一功率P1与第二功率P2之间的第三功率P3下的运行的所述相应运行参数的第三阈值。

优选地，相应运行参数的每个阈值通过计算与由于芯块-包壳相互作用(PCI)引起的包壳33的破裂风险有关的裕度来确定，该裕度被称为PCI裕度。

每个PCI裕度是相对于核反应堆1的特性的偏差，即，反应堆1的所述特性的变化量(delta)，该偏差来自于考虑了包壳33由于芯块-包壳相互作用而破裂的风险。

每个PCI裕度例如从由以下项构成的组选择：功率裕度和与包壳33关联的热机械特性的裕度。然后，偏差或变化量被确定来计算PCI裕度的核反应堆1的特性是与包壳33关联的局部功率或热机械特性。作为可选的补充，接着将PCI裕度转换为另一特性，例如，转换为核反应堆1在中等功率下的运行持续时间。

本领域技术人员将理解，对于负PCI裕度，PCI裕度的绝对值越低，包壳33破裂的可能性就越低，并且当PCI裕度变为零或正时，包壳33破裂的可能性就为零。

为了确定相应运行参数的第一阈值、第二阈值以及第三阈值，例如使用电子系统40，例如，计算机系统，该电子系统用于确定核反应堆1的至少一个运行参数的至少一个阈值，如图4所示。

确定系统40包括第一确定模块42，该第一确定模块被配置为确定用于反应堆在第一功率P1下的运行的相应运行参数的第一阈值。

确定系统40包括第二确定模块44，该第二确定模块被配置为确定用于反应堆在第二功率P2下的运行的相应运行参数的第二阈值。

在第一功率P1和第二功率P2中的更低功率下的运行是持续至少8小时的持续时间的运行，例如，在24小时的滑动窗口内，也称为用于中等功率下的持续运行的SOIP。在中等功率下的持续运行的持续时间可以达到几天甚至几周或几个月。

确定系统40包括第三确定模块46，该第三确定模块被配置为确定用于反应堆在第三功率P3下的运行的相应运行参数的第三阈值，第三功率P3在第一功率P1与第二功率P2之间。

在图4的示例中，确定系统40包括信息处理单元50，该信息处理单元例如由存储器52和与存储器52关联的处理器54组成。在该示例中，确定系统40还包括输入/输出装置56和可选的显示屏58。

在图4的示例中，第一确定模块42、第二确定模块44以及第三确定模块46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从而能够存储：第一确定软件，该第一确定软件被配置为确定用于核反应堆1在第一功率P1下的运行的相应运行参数的第一阈值；第二确定软件，该第二确定软件被配置为确定用于核反应堆1在第二功率P2下的运行的所述运行参数的第二阈值；第三确定软件，该第三确定软件被配置为确定用于核反应堆1在第三功率P3下的运行的所述运行参数的第三阈值。然后，信息处理单元50的处理器54能够执行第一确定软件、第二确定软件以及第三确定软件。

在未示出的变型中，第一确定模块42、第二确定模块44以及第三确定模块46各自以可编程逻辑部件(诸如FPGA(现场可编程门阵列))的形式或专用集成电路(诸如ASIC(专用集成电路))的形式制成。

每个确定模块42、44、46被配置为通过计算PCI裕度来确定运行参数的相应阈值，特别地使得PCI裕度总是保持为正，特别是在反应堆的功率改变之后。例如，每个确定模块42、44、46被配置为通过对于反应堆的对应功率计算与PCI裕度的预定值对应的所述参数的值，来确定与保护阈值关联的运行参数的各个相应阈值。PCI裕度的该预定值为正，同时相对接近于零，或者甚至为零，以允许在反应堆的所述对应功率下持续运行。当PCI裕度以变形能量密度的形式表达并且从被称为RPM的方法获得(如果适用)时，PCI裕度的该预定值例如基本上等于0.05MPa，该方法对应于下文描述的用于计算PCI裕度的第一方法。在变型中，当PCI裕度以间断功率的形式表达并且从被称为间断功率的方法获得(如果适用)时，PCI裕度的该预定值基本上等于5W/cm，该方法对应于下文描述的用于计算PCI裕度的第二方法。本领域技术人员还将理解，PCI裕度的各个预定值可以被转换为经授权SOIP持续时间的裕度，例如在以上示例的情况下基本上等于5天。

运行参数例如选自以下组：堆芯2中的温度偏差ΔT、燃料棒24中的线性功率P_lin以及堆芯2中的中子通量随时间的变化dΦ/dt。

所考虑的运行参数例如取决于反应堆的保护系统的类型(例如模拟/数字)和所讨论的意外瞬变。例如，冷却事故将对应于参数ΔT，控制束中的一个的下降对应于参数dΦ/dt等。

然后，每个确定模块42、44、46被配置为例如根据第一方法计算所述PCI裕度，该第一方法诸如是RPM(更新的PCI方法)，例如在文献EP1556870B1中描述。

根据该示例，每个确定模块42、44、46被配置为模拟核反应堆1的至少一个运行转变，计算在燃料棒24的包壳33的至少一部分中的运行转变期间物理性质G所达到的值，并且确定在转变期间所述计算值所达到的最大值与燃料棒24的工艺极限之间的偏差，作为PCI裕度。在该方法中，耦合中子(功率转换的模拟)和热机械(包壳33中的物理特性G的计算)计算。

物理特性G例如是包壳33中的周向应力σθ或径向应力σ_r。另选地，物理特性G是应力(es)的函数，例如是比如周向应力σθ与径向应力σ_r之间的差的函数。而且另选地，物理特性G是包壳33中的变形能量密度DED。

由确定模块42、44、46模拟的瞬变优选地是从由以下项构成的组选择的瞬变：

-过多的负荷增加；

-至少一组控制束20的不受控制的撤回；

-控制束20中的一个的下降；以及

-不受控制的硼酸稀释。

过多的负荷增加对应于蒸汽发生器3中的蒸汽流量的快速增加。这种增加引起堆芯2的热功率与蒸汽发生器3的负荷之间的不平衡。该不平衡导致一回路8的冷却。由于通过控制束20实现的堆芯2中的平均温度的缓和和/或调节作用，堆芯2中的反应性且因此中子通量增加。由此，由堆芯2供应的总功率P快速增加。

反应堆运行时的控制束20的组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中的总核功率P和热通量的快速增加。直到二回路12的排出阀或泄压阀打开为止，蒸汽发生器3中的热量提取增加得不如一回路8中放出的功率快。这导致一回路8中的水温和水压的升高。为了模拟该瞬变，假定功率组的撤回在某些类型的压水堆上处于最大速度，例如72节距/分钟，直到完全去除讨论中的控制束20为止。

如果一个或几个控制束20落入堆芯2中，则堆芯2中的反应性和总功率P立即减小。在没有保护作用的情况下，在一回路8和二回路12中由此引起的不平衡引起进入堆芯2中的水的入口温度下降、以及由于例如多普勒效应的逆反应和温度调节引起的核功率增加，直到达到一回路8与二回路12之间的新的平衡点为止。已经下降的控制束20在核反应堆1的堆芯2中的存在引起径向功率分布的变形，而调节组的去除导致功率的轴向改变。

由于核反应堆1的系统故障，不受控制的硼酸稀释导致核反应堆1的一回路8中的水的硼浓度降低。这引起反应性的插入，这导致堆芯2中的线性功率的局部增加。

燃料棒24的工艺极限根据包壳中的物理特性G在试验功率斜坡期间所达到的值建立，这些试验功率斜坡在试验反应堆中对表示燃料棒24而且在核动力反应堆中先前辐射并具有不同燃烧速率的燃料棒段上进行。物理特性G的工艺极限对应于在实验测试期间达到的值中的物理特性G的最小值。低于该极限，不考虑燃料棒24由于芯块-包壳相互作用而破裂。高于该极限，包壳33由于芯块-包壳相互作用而破裂的可能性不是零。

在变型中，每个确定模块42、44、46被配置为使用不同于第一方法的第二方法来计算所述PCI裕度，该第二方法诸如为被称为间断功率方法的方法，也被表示为方法P_rupt。

根据该变型，每个确定模块42、44、46对于每个燃料组件16被配置为通过向各个燃料棒24施加从零功率开始的核功率斜坡来模拟核反应堆1的运行的演化，以便计算在存在于堆芯2中的各个燃料棒24的各个包壳33中由物理特性G局部达到的值，并且如果适用，则当该值达到工艺极限时，确定等于与物理特性G的局部功率关联的功率的局部间断功率。如果没有达到工艺极限，则在所考虑的点处的局部间断功率是无限的。在该第二种方法中，模拟的功率斜坡是理论斜坡，独立于中子研究，于是将热机械计算与中子计算分开。

根据该变型，在图6的示例中，在处于基本上恒定的功率的水平A之后，从零功率开始的功率斜坡B被施加到每个燃料棒24的每个轴向网孔。在图6的示例中，功率斜坡B是线性功率斜坡，并且物理特性G是包壳33中的变形能量密度DED，间断功率P_{lin_rupt}于是对应于最大变形能量密度DED_MAX，即，对应于包壳33破裂时达到的变形能量密度的值。

所估计的最大功率例如是在堆芯2的任何点处并且考虑所有限制转变的功率包络。该所估计的最大功率特别考虑了在所谓的第2类别意外情况下可能发生的功率转变。

本领域技术人员于是将理解，在上述示例中，每个确定模块42、44、46被配置为根据被称为更新的PCI方法的第一方法或根据被称为间断功率方法的第二方法来无差别地计算PCI裕度。

本领域技术人员还将理解，为了确定相应运行参数的第一、第二以及第三连续阈值，第一确定模块42、第二确定模块44以及第三确定模块46优选地被配置为根据第一方法和第二方法中的相同方法来计算对应的PCI裕度。

本领域技术人员还将理解，第一确定模块42、第二确定模块44以及第三确定模块46优选地以单个确定模块的形式制成，该单个确定模块被配置为计算用于相应运行参数的第一、第二以及第三连续阈值中的每一个。根据该优选示例性实施方式，该唯一确定模块以可由处理器54执行的软件的形式、或以诸如FPGA的可编程逻辑部件的形式、或以诸如ASIC的专用集成电路的形式来制成。

另外，根据本发明的确定系统40被配置为在热机械失调之后考虑目标PCI裕度M₁，随后在燃料棒24的热机械失调之前考虑在PCI裕度M₀以下的燃料棒24的热机械再调节，如图8和图9所示，其中，M₁<M₀。这使得可以考虑以下事实：在所有其它情况都相等的情况下，PCI裕度在辐射周期期间随着燃烧速率而略微减小。

在其后是燃料棒24的热机械再调节(该再调节导致燃料棒的局部燃烧速率)的热机械失调之后考虑的目标PCI裕度M₁，从在燃料棒(24)的热机械失调之前存在的PCI裕度M₀开始，对应于将由反应堆1在其额定功率PN下的运行产生的PCI裕度，直到获得相同的局部燃烧速率为止。

现在将按照图5以及图7至图9更详细地说明根据本发明的确定系统40的运行，图5示出了根据本发明的确定方法90的流程图，图7至图9各自示出了燃料棒24的失调和/或再调节的不同示例的功率随时间、PCI裕度以及保护阈值的一组演化曲线。

在第一步骤100期间，确定系统40经由其第一确定模块42确定用于核反应堆1在第一功率P1下运行的、与第一保护阈值关联的相应运行参数的第一阈值。

在图7的失调示例中，第一功率P1是核反应堆1的额定功率PN，功率P最初基本上等于100％PN。然后，第一确定的保护阈值是对应于100％PN下的该运行的阈值S100。

图8和图9基本上例示了再调节的示例，所考虑的第一功率P1是核反应堆1的中等功率，诸如等于50％PN的中等功率。然后，所确定的第一保护阈值是对应于50％PN下的该运行的阈值S₅₀。

接着，确定系统40在下一步骤110期间并且经由其第二确定模块44确定用于核反应堆1在第二功率P2下运行的、与第二保护阈值关联的相应运行参数的第二阈值。

在图7的失调示例中，第二功率P2是核反应堆1的中等功率，诸如等于30％PN的中等功率。然后，所确定的第二保护阈值是对应于30％PN下的该运行的阈值S₃₀。

在图8和图9的再调节示例中，第二功率P2是核反应堆1的额定功率PN，如由等于100％PN的最终功率P所示。然后，所确定的第二保护阈值是对应于100％PN下的该运行的阈值S100。

最后，确定系统40接着在随后的步骤120期间并且经由其第三确定模块46确定用于核反应堆1在反应堆的第三功率P3下运行的、与第三保护阈值关联的相应运行参数的第三阈值，第三功率P3在第一功率P1与第二功率P2之间。

换言之，与第三保护阈值关联的运行参数的第三阈值对应于第一功率P1与第二功率P2之间的功率等级。

另外，根据本发明的方法还包括图5中未示出的步骤，该步骤包括通过验证运行参数ΔT、P_lin、Φ的值小于在之前步骤100、110、120期间确定的第一阈值、第二阈值以及第三阈值中的运行参数的相应阈值，来运行核反应堆1，以便核反应堆1在第一功率P1、第二功率P2以及第三功率P3中的对应功率下运行。

实际上，在核反应堆1的功率降低的情况下，将首先从由根据本发明的确定系统40计算的运行参数的相应阈值修改核反应堆1的功率，其次使保护阈值适应该功率变化。

相反，在核反应堆1的功率降低的情况下，相对于核反应堆1的该功率变化，使保护阈值预先适应。

为了简化附图，这些小的时移未在图7至图9中示出。

在图7的失调示例中，第一功率P1与第二功率P2之间的功率等级是等于50％PN的中等功率。然后，所确定的第三保护阈值是对应于在等于50％PN的功率等级下的该运行的阈值S₅₀。

在图8的再调节示例中，第一功率P1与第二功率P2之间的功率等级是等于85％PN的中等功率。然后，所确定的第三保护阈值是对应于在等于85％PN的功率等级下的该运行的阈值S85。

图9的再调节示例对应于具有两个连续中等功率等级的情况，第一功率P1与第二功率P2之间的第一功率等级是等于85％PN的中等功率，而第一功率P1与第二功率P2之间的第二功率等级是等于90％的中等功率。然后确定与运行参数的两个第三阈值关联的两个第三保护阈值，第三保护阈值是对应于在等于85％PN的第一中等功率等级下的该运行的阈值S85，并且另一第三保护阈值是对应于在等于90％PN的第二中等功率等级下的该运行的阈值S90。

在图8和图9中还应注意，鉴于PCI裕度随燃烧速率的减小(所有其它情况都是相等的)，在其后是燃料棒24的热机械再调节的热机械失调之后由确定系统40考虑的目标PCI裕度M₁略小于PCI裕度M₀，该裕度在燃料棒24的热机械失调之前存在。

现在将更详细地描述图7至图9的各个示例中的核反应堆1的运行。

在图7中，在辐射周期的时刻T₀，核反应堆1的功率从其额定功率PN降低至在所例示的示例中等于50％PN的中等功率阈值。首先根据斜率tr_S100用完在周期的该时刻T₀存在的PCI裕度(表示为M₀)。为了方便起见，图7、图8以及图9中线性地示出了斜率tr和tr’。实际上，斜率tr和tr’具有更复杂的分析公式，并且例如遵循反指数型曲线：对于tr为e^-t，对于tr’为1-e^-t，其中，t表示时间。在变型中，它们由一系列线性段近似。

在这些条件下对应于从T₀倒计时(即，DA₀-T₀)的时刻DA₀的最大运行持续时间是使得可以在所有时刻保持正的剩余PCI裕度Mres₁₀₀。当必须使SOIP持续时间大于持续时间DA₀-T₀时，连续保护阈值S₅₀、S₃₀的计算使得可以恢复PCI裕度。实际上，核反应堆1的保护阈值是核反应堆1的功率P的单调递增函数。

在保护阈值从S₁₀₀到S₅₀的改变期间在图7中可见的新裕度M’又根据新斜率tr_S50用完(consumed)。在处于50％PN的该中等功率等级，对应于中等时刻DI的最大运行持续时间再次使得可以一直保持正的剩余PCI裕度Mres₅₀，并且使用接着的保护阈值S₃₀使得可以用新的裕度M”恢复PCI裕度。

在保护阈值从S₅₀到S₃₀的改变期间在图7中可见的该新裕度M”又根据新的斜率tr_S50被用完，直到另一中等时刻DI’为止，该另一中等时刻在该示例中对应于SOIP的结束，并且对于该另一中等时刻，剩余PCI裕度Mres₃₀保持大于零。

本领域技术人员然后将观察到，确定所述相应运行参数的第三阈值(在此对应于用于等于50％PN的中等功率等级的保护阈值S₅₀)，最终使得可以具有更大的剩余PCI裕度，同时进一步具有在在此等于50％PN的第三功率P3处进行的SOIP的一部分，该第三功率大于在此为等于30％PN的第二功率P2的最终中等功率。

图8首先例示了与图7的失调类似的失调，但是在该失调期间不存在中等功率等级，SOIP仅在50％PN下进行。该失调在SOIP结束时接着是重新调节，SOIP的结束对应于中等时刻DI。

该图8然后例示了在从该中等时刻DI开始的燃料棒24的热机械再调节期间的本发明的实施。在该再调节期间，使用处于等于85％PN的第三功率P3(在这里等于50％PN的第一功率P1与这里等于100％PN的第二功率P2之间)的中等等级，使得可以在更好的安全条件下执行该再调节。实际上，在对应于时刻DI的SOIP的持续时间之后直接返回到100％PN水平(即，DI-T₀)，将产生PCI裕度，该PCI裕度在假设的第2类情况下将临时变为负，直到到达对应于图8中的曲线tr_S100的下端的点C₁₀₀为止，在这些条件下的PCI裕度在时刻R₁最早变为正，这定义了在可能返回到额定功率PN之前的第一再调节等级。确定中等功率等级(诸如在图8的示例中的85％PN)的最大功率等级，以便在再调节开始时(中等时刻DI)具有对应于剩余PCI裕度Mres₈₅的正PCI裕度。从该最低等级Mres₈₅，接着根据斜率tr’_S85重新获得PCI裕度。反应堆的保护阈值被提高到与中等功率等级(诸如图8的示例中的S₈₅)关联的等级。在时刻R₁，核反应堆1在其额定功率PN下被再次使用，该额定功率为图8中对应于100％PN的功率P，对应的保护阈值为S₁₀₀。

为了在从中间时刻DI开始的燃料棒24的热机械再调节期间进一步优化朝向额定功率PN的升高，本领域技术人员将观察到，根据本发明的确定系统40还使得可以确定若干中等功率等级，即，如图9例示，在第一功率P1与第二功率P2之间的具有单独且增加的连续值的若干第三功率P3，其中第一中等等级处于85％PN处，关联的保护阈值为S₈₅，随后是从时刻R₁开始的处于90％PN的第二中等等级和关联的保护阈值S₉₀。在图9中，在时刻R₂，核反应堆1以其额定功率PN再次使用，对应的保护阈值为S₁₀₀。

类似地，本领域技术人员将理解，为了进一步优化在从时刻T₀开始的燃料棒24的热机械失调期间朝向最小中等功率的降低，根据本发明的确定系统40还使得可以确定若干中等功率等级，即，在对应于额定功率PN的第一功率P1与对应于SOIP结束时的最小中等功率的第二功率P2之间的、具有单独且降低的连续值的若干第三功率P3。

另外，当核反应堆1再次处于其额定功率PN时，在燃料棒24的热机械再调节结束时，如果必须在同一辐射周期期间进行新的SOIP，则优选地需要处于100％PN的维持周期，以便保证PCI裕度等于在没有SOIP的情况下运行所产生的PCI裕度。处于100％PN的该维持周期的持续时间例如保守地大于或等于SOIP的持续时间，或者最佳地等于与从返回到额定功率PN的时刻起达到裕度M₁的时刻DM对应的持续时间，即，图8的示例中的DM-R₁或者图9的示例中的DM-R₂。

由此，根据本发明的确定方法90和确定系统40使得除了可以确定运行参数的第一阈值和第二阈值之外，还可以确定用于核反应堆1在第一功率P1与第二功率P2之间的第三功率P3下的运行的该相应运行参数的第三阈值，即，中间保护阈值，特别是为了获得运行安全性，于是与该中等功率等级和关联的保护阈值对应的剩余PCI裕度大于核反应堆1直接在第二功率P2下运行的时候。

如之前根据图7至图9例示，在第二功率P2对应于最小中等功率的燃料棒24的失调期间以及在第二功率P2对应于额定功率PN的燃料棒24的再调节期间，都验证了该增加的运行安全性。

由此，根据本发明的确定方法90和确定系统40允许操作者在燃料管理与核反应堆1的可操纵性之间的更好匹配：增加的PCI裕度、延长SOIP持续时间的可能性。

由此可以看出，根据本发明的确定方法90和确定系统40使得可以更好地利用核反应堆1的容量，同时保持安全运行。

在阅读以上描述时，本领域技术人员将理解，功率等级是指在相对于反应堆在第一功率和第二功率中的至少一个下的运行持续时间不可忽略的持续时间期间，核反应堆在所述功率(特别是在第三功率)下的运行，如图7至图9所示。

换言之，功率等级对应于反应堆在所述功率下的最小运行持续时间，诸如大于一小时的持续时间。

因此，本领域技术人员将特别理解，功率等级不同于所述功率下的瞬态运行，即，短持续时间的瞬态运行。本领域技术人员同样将理解，在第一功率与第二功率之间的功率变化期间，功率等级不同于所述功率下的周期性运行。

Claims (12)

1.一种用于确定核反应堆(1)的至少一个运行参数(ΔT、P_lin、dΦ/dt)的至少一个阈值(ΔT_max、P_linmax、(dΦ/dt)_max)的方法，该核反应堆包括堆芯(2)，在堆芯中装载有燃料组件(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)和围绕所述芯块(36)的包壳(33)，

所述方法由电子确定系统(40)实施并且包括以下步骤：

-确定(100)用于所述核反应堆(1)在第一功率(P1)下的运行的相应运行参数的第一阈值；

-确定(110)用于所述核反应堆(1)在第二功率(P2)下的运行的相应运行参数的第二阈值；

在所述第一功率(P1)和第二功率(P2)中的更低功率下的运行是在24小时滑动窗口内持续至少8小时的持续时间的运行；

其特征在于，所述方法还包括以下步骤：

-确定(120)用于所述核反应堆(1)在第三功率(P3)下的运行的所述相应运行参数的第三阈值，所述第三功率(P3)对应于功率等级并且在所述第一功率(P1)与所述第二功率(P2)之间。

2.根据权利要求1所述的方法，其中，所述核反应堆(1)处于所述燃料棒(24)的热机械失调模式下，并且所述第一功率(P1)大于所述第二功率(P2)，

所述第一功率(P1)优选地基本上等于所述核反应堆(1)的额定功率(PN)，并且所述第二功率(P2)优选地基本上等于用于所述核反应堆(1)在中等功率下的持续运行的目标功率。

3.根据权利要求1所述的方法，其中，所述核反应堆(1)处于所述燃料棒(24)的热机械再调节模式下，并且所述第一功率(P1)小于所述第二功率(P2)，

所述第一功率(P1)优选地基本上等于用于所述核反应堆(1)在中等功率下的持续运行的目标功率，并且所述第二功率(P2)优选地基本上等于所述核反应堆(1)的所述额定功率(PN)。

4.根据前述权利要求中任意一项所述的方法，其中，所述运行参数选自以下组：所述堆芯(2)中的温度偏差(ΔT)、所述燃料棒(24)中的线性功率(P_lin)以及所述堆芯(2)中的中子通量变化(dΦ/dt)。

5.根据前述权利要求中任意一项所述的方法，其中，所述相应运行参数的每个阈值通过计算PCI裕度来确定。

6.根据权利要求5所述的方法，其中，所述PCI裕度的所述计算包括以下子步骤：

ii)模拟所述核反应堆(1)的至少一个运行转变；

iii)计算燃料棒(24)的包壳(33)的至少一部分中在所述运行转变期间由至少一种物理特性(G)达到的值；以及

iv)确定由在所述转变期间在子步骤ii)中计算的所述值达到的最大值与所述燃料棒(24)的工艺极限之间的偏差，作为PCI裕度。

7.根据权利要求6所述的方法，其中，在子步骤ii)中模拟的所述转变是选自由以下项构成的组中的转变：

-过多的负荷增加；

-至少一组控制束(20)的不受控制的撤回；

-所述控制束(20)中的一个的下降；以及

-不受控制的硼酸稀释。

8.根据权利要求6或7所述的方法，其中，所述物理特性(G)选自由以下项构成的组中：

-所述包壳(33)中的约束或约束函数；和

-所述包壳(33)中的变形能量密度。

9.根据前述权利要求中任意一项所述的方法，其中，所述方法还包括以下步骤：

-运行所述核反应堆(1)，同时验证所述运行参数(ΔT、P_lin、Φ)的值低于用于所述核反应堆(1)在所述第一功率、第二功率以及第三功率(P1、P2、P3)中的所述对应功率下的所述运行的所述第一阈值、第二阈值以及第三阈值中的所述运行参数的所述相应阈值。

10.根据权利要求9所述的方法，其中，在所述核反应堆(1)的所述运行期间，在热机械失调之后，接着是所述燃料棒(24)的热机械再调节，该再调节导致所述燃料棒(24)的局部燃烧速率，在所述燃料棒(24)的新的热机械失调之前的所述核反应堆(1)在其额定功率(PN)下的最小运行持续时间(DM-R₁；DM-R₂)是对应于达到目标PCI裕度(M₁)的所述持续时间，

所述目标PCI裕度(M₁)从在所述燃料棒(24)的所述热机械失调之前存在的所述PCI裕度(M₀)开始对应于将由所述反应堆(1)在额定功率下的运行导致的所述PCI裕度，直到获得相同的局部燃烧速率为止。

11.一种包括软件指令的计算机程序，这些软件指令在由计算机执行时，进行根据前述权利要求中任意一项的方法。

12.一种用于确定核反应堆(1)的至少一个运行参数(ΔT、P_lin、dΦ/dt)的至少一个阈值(ΔT_MAX、P_linMAX、(dΦ/dt)_MAX)的电子系统，该核反应堆包括堆芯(2)，在堆芯中装载有燃料组件(16)，所述燃料组件(16)包括燃料棒(24)，各个燃料棒包括核燃料芯块(36)和围绕所述芯块(36)的包壳(33)，

所述系统(40)包括：

-第一确定模块(42)，该第一确定模块被配置为确定用于所述核反应堆(1)在第一功率(P1)下的运行的相应运行参数的第一阈值；

-第二确定模块(44)，该第二确定模块被配置为确定用于所述核反应堆(1)在第二功率(P2)下的运行的相应运行参数的第二阈值；

在所述第一功率(P1)和第二功率(P2)中的更低功率下的运行是在24小时滑动窗口内持续至少8小时的持续时间的运行；

其特征在于，所述电子装置还包括：

--第三确定模块(46)，该第三确定模块被配置为确定用于所述核反应堆(1)在第三功率(P3)下的运行的所述相应运行参数的第三阈值，所述第三功率(P3)对应于功率等级并且在所述第一功率(P1)与所述第二功率(P2)之间。

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