CN111587460A - 亚临界堆芯反应性偏差预测技术 - Google Patents

Abstract

本申请公开了一种用于确定在达到反应堆临界状态之前核反应堆堆芯的整体堆芯反应性偏差和相应估计临界条件的方法。该方法首先需要收集和评估计数率反比(ICRR)数据；具体来说，将测量的ICRR数据与预测的ICRR数据进行拟合。然后，将整体堆芯反应性偏差确定为对预测值进行均匀反应性调整的量，其使得在测量值和预测值之间产生理想比较。

Description

亚临界堆芯反应性偏差预测技术

相关申请的交叉引用

根据35U.S.C的119(e)，本专利申请要求于2017年12月12日提交的美国临时申请No.62/597,571的优先权，其内容通过引用合并于本文。

技术领域

所公开的构思总体上涉及用于预测核反应堆堆芯何时变为临界状态的方法，并且更具体地，所公开的构思涉及一种用于确定在达到反应堆临界状态之前核反应堆堆芯的整体堆芯反应性偏差和相应估计临界条件的方法。

背景技术

在压水堆发电系统中，通过在被支撑在堆芯内的多根燃料棒中发生的裂变链反应在压力容器的堆芯内产生热量。燃料棒以间隔关系被保持在燃料组件内，其中燃料棒之间的空间形成了硼化水流动通过的冷却剂通道。冷却剂水中的氢减缓燃料棒内浓缩铀放射出的中子，以增加核反应的次数，从而提高过程的效率。控制棒导向套管散布在燃料组件内来代替燃料棒的位置并且用于引导控制棒，控制棒可操作以插入堆芯中或从堆芯中抽出。当被插入时，控制棒吸收中子，从而减少核反应的次数并减少在堆芯内产生的热量。冷却剂从反应堆流出，流经各组件而流到蒸汽发生器管侧，在此处，热量在较低的压力条件下传递到蒸汽发生器壳侧中的水，这导致产生用于驱动涡轮机的蒸汽。离开蒸汽发生器管侧的冷却剂在闭环循环中由主冷却剂泵驱动而返回到反应堆，以重新启动该过程。

核反应堆的功率水平通常分为三个区段：源区段或启动区段、中间区段和功率区段。连续监测反应堆的功率水平以确保安全运行。这种监测通常通过放置在核反应堆堆芯外部和内部以用于测量反应堆的中子通量的中子检测器进行。由于反应堆中任何点处的中子通量均与裂变率成正比，因此中子通量也与功率水平成正比。

裂变室和电离室已用于测量反应堆的源区段、中间区段和功率区段内的通量。典型的裂变室和电离室能够在所有正常功率水平下运行；但是，它们通常不够灵敏而无法准确地检测在源区段内发射出的低水平中子通量。因此，当反应堆的功率水平在源区段内时，通常使用单独的低水平源区段检测器来监测中子通量。

当处于适当能量级的自由中子撞击包含在燃料棒内的可裂变材料的原子时，就会在堆芯内发生裂变反应。这些反应导致释放大量热能，该热能在反应堆冷却剂中从堆芯中提取出来，并且这些反应释放出可用于产生更多裂变反应的额外的自由中子。这些释放的中子中的一些中子从堆芯逸出或被中子吸收器(例如，控制棒)吸收，因此不会引起传统的裂变反应。通过控制存在于堆芯中的中子吸收材料的量，可以控制裂变速率。在可裂变材料中总会发生随机裂变反应，但是当堆芯停用时，会以如此高的速率吸收所释放的中子，以使得不会发生持续的一系列反应。通过减少中子吸收剂材料直到给定代的中子数量等于上一代的中子数量，该过程变成自持式链反应，并且反应堆被说成是“临界的”。当反应堆是临界的时候，中子通量比反应堆停用时高大约六个数量级。在某些反应堆中，为了加速在停用堆芯中的中子通量的增加以实现实用的过渡间隔，将人造中子源植入核反应堆堆芯中、在包含可裂变材料的燃料棒之中。这种人造中子源使中子通量局部增加，从而有助于增强反应堆的功率。

在没有中子源的情况下，一代中的自由中子数量与上一代中的自由中子数量之比被称为“中子倍增因子”(K_eff)，并且将其用作反应堆反应性的度量。换句话说，核反应堆堆芯的临界度量是K_eff，即中子产生与总中子损耗(归因于破坏和损耗两者)之比。当K_eff大于1时，产生的中子多于破坏的中子。类似地，当K_eff小于1时，破坏的中子多于产生的中子。当K_eff小于1时，反应堆被称为“亚临界”。直到最近为止，还没有直接的方法由源区段堆芯外检测器测量何时发生临界状态。核电厂运营商通常会通过多种方法来估算何时发生临界状态。一种估算何时发生临界状态的方法通过根据用于使核电厂达到临界状态的条件变化(例如抽出控制棒)来绘制从源区段检测器获得的计数率反比而进行估算。当核电厂处于临界状态时，源区段的计数率接近无穷大，因此，计数率反比(ICRR)变为零。由于核反应堆堆芯内发生的反应的物理原因，ICRR曲线几乎从来不是线性的。控制棒位置的变化对ICRR曲线的形状有显著影响。因此，根据ICRR曲线估算核电厂处于临界状态的条件存在很大的不确定性，而且还受到美国核管理委员会和核电运行研究所的严格审查。

最近，已经设计出一种方法来直接预测反应堆何时达到临界状态。在美国专利US6,801,593中描述了该方法。根据该方法，在监测源区段检测器的输出的同时，提高堆芯的反应性。校正因子使ICRR线性化，使得能够可预测地推测出曲线。因此，该方法描述了经空间校正的计数率反比的堆芯反应性测量过程。但是，该方法没有解决堆芯反应性测量的准确性，其取决于所测量的中子辐射水平的准确性。尤其，非常重要的是准确地确定所测量的中子水平中的增量变化。在正常运行的中子辐射检测器中，最大的中子测量误差分量典型地由通常被称为“背景信号”的量引起。背景信号在检测器测量中引起的响应不是由源中子引起的。这导致测量的堆芯反应性变化中有误差。为了提高中子群测量的准确性并在ICRR反应性测量过程中获得相应的准确性改进，有必要在使用测量值计算反应性变化之前从测量值中去除任何显著的背景信号分量。在美国专利US 7,894,565之前，还没有直接的方法来确定背景信号在来自用于商用核电设施的典型中子检测器的中子信号测量中的含量。美国专利US 7,894,565提供了一种这样的方法，但是对估算堆芯何时达到临界状态仍存在改进空间。另外，当前需要一种可以在堆芯达到临界状态之前确定堆芯是否按设计运行以及是否存在异常的方法。目前，这种分析只能在堆芯达到临界状态之后作为低功率物理测试过程的一部分进行，该低功率物理测试过程必须在反应堆达到全功率之前才能成功地推断出。

发明内容

所公开的构思提供了一种用于确定K_eff小于1的核反应堆堆芯的整体堆芯反应性偏差的方法。该方法包括以下步骤：测量针对核反应堆堆芯的一种或多种状态的亚临界中子通量(即，测量的中子检测器响应)的测量步骤。该方法还包括计算针对核反应堆堆芯的一种或多种状态的经空间校正的亚临界中子通量的预测值(即，预测的中子检测器响应)的计算步骤。然后，该方法确定测量的中子检测器响应与预测的中子检测器响应之间的差值并将该差值记录为整体堆芯反应性偏差。在该方法的一个实施例中，从源区段检测器的输出中进行测量步骤，并且优选地，在多个稳态亚临界条件(即，状态点)下执行测量步骤、计算步骤和确定步骤。期望地，通过在将其他堆芯条件保持稳态的同时重新定位控制棒来获得多个稳态亚临界条件。

该方法还可以包括以下步骤：使用中子检测器响应的测量值和预测值的回归统计量并且在回归统计量上应用定量的测量-预测标准，以在核电厂处于亚临界状态时并且在核电厂达到临界状态之前检测各种堆芯异常。该方法还可包括以下步骤：通过确定统一分析反应性调整来确定预测的堆芯与实际的堆芯(即，在初始构造或加燃料之后的组装好的堆芯)之间的反应性偏差，该统一分析反应性调整是使测量的中子通量数据与预测的中子检测器响应相符所需的系统性整体反应性偏差。

该方法可以由被编程为执行该方法的处理设备来执行。可以在机器可读介质上获得用于执行该方法的指令，以供处理设备在执行该方法时使用。

附图说明

当结合附图阅读时，可以从优选实施例的以下描述中获得对所公开的构思的进一步理解，附图中：

图1是核发电系统的一次侧的示意图。

具体实施方式

图1示出了核电发电厂10的一次侧，其中核蒸汽供应系统12供应蒸汽以用于驱动涡轮发电机(未示出)来产生电力。核蒸汽供应系统12具有压水反应堆14，该压水反应堆包括容纳在压力容器18内的反应堆堆芯16。反应堆堆芯16内的裂变反应产生热量，该热量被经过堆芯的反应堆冷却剂、轻水吸收。已加热的冷却剂通过热段管20循环到蒸汽发生器22。反应堆冷却剂由反应堆冷却剂泵24通过冷段管26从蒸汽发生器22返回到反应堆14。典型地，压水反应堆具有至少两个蒸汽发生器并且通常具有三个或四个蒸汽发生器22，每一个蒸汽发生器通过热段管20供给已加热的冷却剂，该热段管20连同冷段管26和反应堆冷却剂泵2组成一次回路。每条一次回路将蒸汽供应给涡轮发电机。这样的回路之一如图1所示。

返回到反应堆14的冷却剂向下流经环形降液管，然后向上流动通过堆芯16。堆芯的反应性以及因此反应堆14的功率输出在短时间内通过可以选择性地插入堆芯中的控制棒进行控制。长期反应性通过控制中子减速剂(诸如溶解在冷却剂中的硼)的浓度来调节。随着冷却剂循环通过整个堆芯，硼浓度调节会均匀地影响整个堆芯的反应性。另一方面，控制棒影响局部反应性，因此导致堆芯16内的轴向功率分布和径向功率分布的不对称。

堆芯16内的条件由几种不同的传感器系统监测。这些系统包括堆芯外检测器系统28，其测量从反应堆14逸出的中子通量。堆芯外检测器系统28包括在反应堆停用时所使用的源区段检测器、在启动和停用期间所使用的中间区段检测器以及在反应堆的功率高于约5％时所使用的功率区段检测器。在功率运行过程中通常也使用堆芯内检测器；但是，它们与本申请不相关。

通常需要将估算的临界条件(ECC)作为任何反应堆启动进程的一部分。ECC是控制棒和一次系统条件(例如，可溶性硼浓度、冷却剂温度)的组合，预期所述一次系统条件会产生临界的反应堆状态。从反应性管理的角度来看，ECC与堆芯的实际临界条件(即，控制棒位置和产生临界反应堆状态的一次系统条件的真实组合)紧密匹配是有价值的。此外，工厂技术规范包括运行限制条件(也称为LCO)，即在预测的堆芯反应性的指定量内测量堆芯反应性。相关的监测在每次堆芯加燃料之后且在开始功率运行(通常>5％的额定热功率)之前进行并且通常在每个月之后进行一次。

可以在反应堆堆芯运行之前通过核设计预测值来确定各种ECC组合。但是，在反应堆临界状态之前，可以通过ICRR监测和评估来获得更准确的ECC推测，这可以识别是否存在任何整体堆芯反应性偏差。整体堆芯反应性偏差被定义为堆芯的预测的反应性状态与堆芯的通过测量确定的实际反应性状态之间的差值。随后，可以在反应堆临界状态之前将整体堆芯反应性偏差合并到更新的ECC推测中。

ICRR监测是在停用/启动条件期间的常规实践，其需要来自中子检测器(M_R)的基准测量值。在进行反应性操作(例如，控制棒抽出)并达到新的稳态条件(状态点)之后，收集另一测量值(M_i)。M_R/M_i之比被定义为状态点i的ICRR。随着其他反应性操作的发生，可以根据来自参考测量值的变化以及继而反应堆如何朝着(或远离)反应堆临界状态发展来更新和监测ICRR。如果打算启动反应堆(即，使反应堆进入临界状态)，则将正反应性添加到堆芯(例如，控制棒抽出，一次系统可溶硼稀释)，并且预期ICRR接近零。

如美国专利US 6,801,593中所述，由于在反应堆堆芯内发生的反应的物理性质，因此除非反应堆非常接近临界，否则ICRR不是线性的；作为预临界测试的一部分的控制棒位置变化和向临界状态的接近性会对ICRR曲线的形状产生显著影响。因此，美国专利US 6,801,593提供了一种用于随着控制棒位置变化或堆芯条件变化线性化所测量的ICRR的方法。

在美国专利US 6,801,593中描述的方法依赖于使用经空间校正的ICRR(ICRR_sc)作为测量参数，该测量参数是中子检测器测量值(M_R/M_i)的函数，但通过空间校正因子(SCFs)方式依赖于核设计。美国专利US 6,801,593将SCF定义为静态空间因子和在具有或不具有固定中子源的情况下从亚临界、静态计算中获得的预测特征值的函数。

由于ICRR_sc部分地取决于设计预测值，因此将ICRR_sc用作主要测量参数会固有地受到掩蔽效应的影响，在该掩蔽效应中，设计预测值中的误差或偏差也会影响测量值。因此，从反应堆物理测量的角度来看，希望从测量结果中消除预测性分量，以消除潜在的掩蔽效应。因此，所公开的构思首先定义了测量的ICRR(没有预测分量的“纯”测量，M_R/M_i)和预测的ICRR(没有测量分量但考虑了任何空间效应的“纯”预测，在测量值M_R和M_i之间由核电厂构造或堆芯条件中的变化可能导致所述空间效应)之间的线性关系。

在收集多个ICRR测量值之后，可以在每个状态点处将测量的ICRR与预测的ICRR进行比较。然后可能通过确定在导致理想行为的每个状态点处对预测的ICRR的统一反应性调整来量化整体反应性偏差，这被定义为线性拟合和y截距(当执行测量的ICRR与预测的ICRR的线性拟合时为零)。从根本上来说，调整预测值以匹配测量值，并使用该调整来校正对未来演变(例如，最终接近临界状态)的预测。

认识到实际上是通过监测测量的中子检测器响应相对于基准条件或参考条件的变化来认识(I/M)理论，方程式(1)是核反应堆操作员熟悉的关系。

M_R*(1-k_R)∝M_i*(1-k_i) (1)

其中，M_R和M_i分别是在参考状态点条件和后续状态点条件i下的中子检测器响应，k_R和k_i分别是在参考状态点条件和后续状态点条件i下的K_eff值。

将项的重新布置产生新的方程式(2)。

在这种形式下，方程式的左侧现在只是测量的计数率(“原始”或未经空间校正的测量的ICRR，I_M，i)的比值。该方程式的右侧由堆芯特征值组成，这些堆芯特征值可以通过核设计计算(预测的ICRR，I_P，i)进行预测，其考虑了测量时控制棒位置变化或一次系统条件变化所引起的空间效应。这种测量值与预测值的分开是令人期望的，以消除潜在的掩蔽效应。简化形式为：

I_M，i∝I_P，i (3)

方程式(3)的真实回归可被写成：

I_M＝β₁*I_P+β₀ (4)

真实回归的最终估计值，方程式(5)，可以用作在进行核电厂动力运行之前堆芯设计验证的基础；具体地，可以在反应堆停用时将ICRR的增量和总测量变化与设计预测值进行比较。结果评估不受掩蔽效应的影响，并且测量值与预测值的一致性(在预定的公差范围内)表明堆芯处于所设计的行为。

理想地，构建好的测量堆芯与设计的预测堆芯是相同的，使得在方程式(4)中，β₁等于一并且β₀等于零。但是，实际上，情况并非如此；在测量的ICRR响应与预测的ICRR响应之间的线性拟合中可能会存在一些不小的差异。无论原因如何，对系统反应性偏差进行量化以使得可以将其用于临界状态预测和监测的目的是特别有用的。

返回方程式(2)，将参考中子检测器的测量值重新定义为归一化常数(C)并重新排列各项，得出以下结果：

通过将归一化常数和预测项组合到也考虑了如之前所解释的空间效应的状态点i(Pi)处的预测检测器响应中，可以简化方程式(6)并将其表示为真实回归：

M_i＝β₁*P_i+β₀ (7)

为了量化整体偏差，将一组中子检测器的测量值与它们相应的预测值进行拟合。在方程式(8)定义了真实回归的最终估计值。

在理想情况下，测量的中子检测器响应与预测的中子检测器响应的y截距为零。假设回归估计是线性的并且数据点紧密拟合，则可以通过确定针对方程式(8)中定义的线性拟合促使y截距(b)为零所需的反应性调整的量，估算整体测量与预测反应性偏差。所有状态点(通过P_i值的变化所引起)上的统一反应性调整是估计的堆芯反应性偏差，所述统一反应性调整生成y截距(b)为零的线性拟合。

因此，所公开的构思利用在每个状态点条件下的原始的亚临界中子通量测量值与相应预测值的直接比较。这与现有的功率反应堆物理测试方法不同，后者需要在结果评估之前校正测量数据；在采用测量值和预测值的完全分开的情况下，该方法的好处是防止掩蔽效应(即，消除测量值和预测值之间的相互依赖性)。

另外，所公开的构思将原始中子检测器测量值的回归统计量利用到相应预测值，以及基于其的定量的测量-预测标准，以在核电厂处于亚临界条件下并且在核电厂实现临界状态之前检测各种堆芯异常。这种方法的好处在于：它可以提供额外的安全措施，这是因为可以在热备用测试期间检测异常的堆芯条件，并且可以在最终接近临界状态的过程中预见到异常的堆芯条件。

此外，所公开的构思利用一种方法，该方法通过确定使测量的中子通量数据与预测值相符所需的统一分析反应性调整(系统整体反应性偏差)来确定预测堆芯和实际堆芯之间的反应性偏差。这与以前的根据在临界反应堆条件下测量的反应性来确定反应性差异的功率反应堆物理测试方法不同。这种方法的好处在于：它提供了一种将在亚临界状态下的异常反应性指示/行为识别为提供反应性管理指导和/或事故预防的手段的一种方式。而且，该方法直接为在核电厂安全性分析中使用的预测模型提供了反应性偏差偏移量。

该方法的应用需要中子检测器测量值和相应的堆芯状态预测值，其由现有堆芯设计规范提供并考虑了亚临界中子通量分布。该方法的基本用途是监测和推测堆芯的亚临界状态。相关的应用包括监测负反应性条件或停用裕度，以及在核电厂启动之前预测估计的临界条件。该方法相当于亚临界物理测试，它集成了监测和预测功能，以最终执行一系列的测量值与预测值的比较，以确认在补充燃料之后构建好的堆芯与设计在操作上的一致性；该结果先前只有在反应堆变为临界之后在低功率测试中才能实现。

亚临界反应堆堆芯安全有效运行所需的关键信息是堆芯的负反应性；也就是说，堆芯处于亚临界状态的量，也称为停用裕量。在开发本文所述的方法之前，仅推断此信息，而未直接测量过。

该方法的基本用途是通过使用中子检测器信号测量值和高级的亚临界堆芯预测值，推测和监测针对感兴趣的任何静态构造(即，针对控制棒位置和一次系统条件的稳态组合)的亚临界堆芯的负反应性。在核电厂启动期间进行一系列亚临界测量值与预测值的比较为该方法的集成应用奠定了基础，即，在多个稳态亚临界条件下进行测量值与预测值的比较，其中每个所述稳态亚临界条件被称为状态点。

在静态条件和亚临界条件下实施该方法(相对于传统低功率物理测试的动态和临界条件)。这种方法的革命性在于它不仅仅是在低功率物理测试过程中执行的步骤的扩展。而是，这种方法达到了与低功率物理测试相同的目标；在补充燃料之后并且在返回正常运行之前，要进行测试以确定堆芯的运行特性是否与设计预测值相一致，以确保堆芯可以按设计运行。

在达到与低功率物理测试相同的目标的同时，执行该方法产生固有的安全性、人为绩效以及优于低功率物理测试的测试性能的优势。在静态条件和亚临界条件下执行测量可从本质上增强核电厂的安全性和反应性管理。该方法无缝地集成到核电厂的常规启动活动中，而不需要对核电厂运行而言是例外情况的很少执行的测试和升级及特殊测试，这提高了测试的可靠性和人为绩效。因此，基于该方法的堆芯设计验证为几乎任何类型的核电厂提供广泛的益处。

应当意识到的是，本文描述的方法可以由计算机系统的处理器或处理设备或通过其他执行该功能的方式来执行。因此，具有必要指令的处理器形成了用于执行方法或该方法的元素的装置，该必要指令可以在处理器中直接编程或在其所访问的用于执行这种方法或方法元素的机器可读介质上直接编程。此外，设备实施例的在本文描述的元件是用于执行由该元件执行的功能以实现本发明的装置的示例。

尽管已经详细描述了所公开构思的特定实施例，但是本领域技术人员将意识到的是可以根据本公开的整体教导来开发对那些细节的各种修改和替代。因此，所公开的特定实施例仅是说明性的，而不对所公开的构思的范围进行限制，所公开的构思的范围将由所附权利要求及其任何和所有等效方案的全部范围给出。

Claims (9)

1.一种用于确定K_eff小于1的核反应堆堆芯的整体堆芯反应性偏差的方法，所述方法包括以下步骤：

测量针对核反应堆堆芯的一种或多种状态的亚临界中子通量；

计算针对核反应堆堆芯的所述一种或多种状态的经空间校正的亚临界中子通量的预测值；

确定测量的亚临界中子通量与预测的经空间校正的亚临界中子通量之间的差值；以及

将所述差值记录为整体堆芯反应性偏差。

2.根据权利要求1所述的方法，其中，使用源区段检测器的输出来执行测量步骤。

3.根据权利要求1所述的方法，所述方法还包括以下步骤：

将亚临界中子通量的测量值的回归统计量应用到经空间校正的亚临界中子通量的预测值的对应计算；并且

在所述核反应堆堆芯处于亚临界状态时并且在所述核反应堆堆芯达到临界状态之前，将定量的测量-预测标准应用在回归统计量上以检测各种堆芯异常。

4.根据权利要求1所述的方法，所述方法还包括以下步骤：通过确定统一分析反应性调整来确定预测堆芯与实际堆芯之间的反应性偏差，所述统一分析反应性调整是使得测量的中子通量数据与预测的经空间校正的预测值相符所需的系统性整体反应性偏差。

5.根据权利要求1所述的方法，其中，在多个稳态亚临界条件下进行测量步骤、计算步骤和确定步骤。

6.根据权利要求5所述的方法，其中，所述多个稳态亚临界条件包括多个状态点。

7.根据权利要求5所述的方法，其中，所述多个稳态亚临界条件通过在将其他反应堆条件保持在稳态的同时重新定位控制棒的步骤而获得。

8.一种被编程为执行如权利要求1所述的方法的处理设备。

9.一种机器可读介质，所述机器可读介质包括用于执行如权利要求1所述的方法的指令。

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