CN115659657A - 核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法 - Google Patents

核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法 Download PDF

Info

Publication number
CN115659657A
CN115659657A CN202211342394.XA CN202211342394A CN115659657A CN 115659657 A CN115659657 A CN 115659657A CN 202211342394 A CN202211342394 A CN 202211342394A CN 115659657 A CN115659657 A CN 115659657A
Authority
CN
China
Prior art keywords
program
nuclear
system program
thermal system
control rod
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
CN202211342394.XA
Other languages
English (en)
Inventor
吴宇婷
袁昭君
商超皓
程艳花
梁凯雯
李秋白
冯英杰
熊昆
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd, CGN Power Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN202211342394.XA priority Critical patent/CN115659657A/zh
Publication of CN115659657A publication Critical patent/CN115659657A/zh
Priority to PCT/CN2023/079339 priority patent/WO2024093077A1/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F30/00—Computer-aided design [CAD]
    • G06F30/20—Design optimisation, verification or simulation
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F2119/00—Details relating to the type or aim of the analysis or the optimisation
    • G06F2119/06—Power analysis or power optimisation

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Theoretical Computer Science (AREA)
  • Computer Hardware Design (AREA)
  • Evolutionary Computation (AREA)
  • Geometry (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本申请涉及一种核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法、装置、计算机设备、存储介质和计算机程序产品。方法包括：获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略；获取核热系统程序及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差；在堆芯计算程序与核热系统程序初始时刻轴向功率偏差一致时，获取堆芯计算程序及核热系统程序中子学参数；将核热系统程序中子学参数修正至与堆芯计算程序中子学参数一致；根据修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件；得到事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布。采用本方法能够有效反映导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程中的堆芯计算程序功率分布结果。

Description

核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法
技术领域
本申请涉及核反应堆技术领域，特别是涉及一种核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法、一种核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析装置、计算机设备、存储介质和计算机程序产品。
背景技术
芯块与包壳相互作用是指燃料棒在使用过程中，芯块与包壳之间可能发生的机械相互作用和燃料棒内的裂变产物与包壳的化学相互作用的总称，这种相互作用是由于核电厂事故，使功率发生畸变，导致芯块与包壳的间隙减小甚至接触从而产生的相互作用。
通常，对导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程进行瞬态分析是通过核热系统程序和堆芯计算程序计算的，首先是调整核热系统程序和堆芯计算程序的氙策略和初始时刻轴向功率偏差一致，再使用核热系统程序进行瞬态计算，选取核热系统程序瞬态计算得到的核功率随时间变化曲线的特征点，并提取特征点对应时刻的参数作为堆芯计算程序计算的边界输入条件进行瞬态分析。
然而，在上述传统瞬态分析方案中一般是只对核热系统程序与堆芯计算程序的氙策略和初始时刻轴向功率偏差进行调整分析，其无法得到准确的堆芯计算程序功率分布结果。
发明内容
基于此，有必要针对上述技术问题，提供一种能够有效反映导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程中的堆芯计算程序功率分布结果的一种核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法、装置、计算机设备、计算机可读存储介质和计算机程序产品。
第一方面，本申请提供了一种核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法。所述方法包括：
获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略；
根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，分别获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差；
在所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差与所述核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数；
将所述核热系统程序中子学参数修正至与所述堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数；
根据所述修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件；
基于所述边界条件、所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数对所述事故瞬态过程进行瞬态分析，得到所述事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布。
在其中一个实施例中，所述根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，分别获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差包括：
确定核电站运行时的运行图边界；
基于核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略以及所述运行图边界，分别构造核热系统程序和堆芯计算程序的氙振荡，从而分别获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差，所述初始时刻轴向功率偏差被控制在所述运行图边界、且所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差保持与所述核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差一致。
在其中一个实施例中，所述基于所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率与堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数；包括：
基于所述初始时刻轴向功率偏差，分别计算所述核热系统程序以及所述堆芯计算程序对应的下落控制棒和温度调节控制棒均处于全抽出状态下的有效增值因数、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数、下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数；
根据所述核热系统程序以及所述堆芯计算程序分别对应的下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数、下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数。
在其中一个实施例中，所述根据所述核热系统程序以及所述堆芯计算程序分别对应的下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数、下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数包括：
根据所述核热系统程序以及所述堆芯计算程序分别对应的下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序以及核热系统程序的温度调节控制棒价值；
根据所述核热系统程序以及所述堆芯计算程序中分别对应的下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序以及核热系统程序的下落控制棒价值；
根据所述核热系统程序以及所述堆芯计算程序中分别对应的多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数、下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序以及核热系统程序的多普勒反馈参数。
在其中一个实施例中，所述将所述核热系统程序中子学参数修正至与所述堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数包括：
通过调整核热程序中温度调节控制棒和下落控制棒的热力吸收截面、及多普勒反馈的修正系数，根据调整后的所述核热程序中温度调节控制棒和下落控制棒的热力吸收截面、及所述多普勒反馈的修正系数对核热系统程序中子学参数进行修正，以将所述核热系统程序中子学参数修正至与所述堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数，所述中子学参数包括温度调节控制棒价值、下落控制棒价值及多普勒反馈参数。
在其中一个实施例中，所述通过调整核热程序中温度调节控制棒和下落控制棒的热力吸收截面、及多普勒反馈的修正系数，根据调整后的所述核热程序中温度调节控制棒和下落控制棒的热力吸收截面、及所述多普勒反馈的修正系数对核热系统程序中子学参数进行修正，以将所述核热系统程序中子学参数修正至与所述堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数包括：
通过调整核热系统程序温度调节控制棒的热力吸收截面，根据调整后的所述核热程序中温度调节控制棒热力吸收截面、对核热系统程序的温度调节控制棒价值进行修正，以将所述核热系统程序温度调节控制棒价值修正至与所述堆芯计算程序温度调节控制棒价值一致，得到修正后的核热系统程序温度调节控制棒价值；
获取与所述堆芯计算程序温度调节控制棒价值一致的所述修正后的核热系统程序温度调节控制棒价值后，通过调整核热系统程序下落控制棒的热力吸收截面、对核热系统程序的下落控制棒价值进行修正，以将所述核热系统程序下落控制棒价值修正至与所述堆芯计算程序下落控制棒价值一致，得到修正后的核热系统程序下落控制棒价值；
获取与所述堆芯计算程序下落控制棒价值一致的所述核热系统程序下落控制棒价值后，通过调整核热系统多普勒反馈的修正系数、对核热系统程序的多普勒反馈进行修正，以将所述核热系统程序多普勒反馈修正至与所述堆芯计算程序多普勒反馈一致，得到修正后的核热系统程序多普勒反馈。
第二方面，本申请还提供了一种核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析装置。所述装置包括：
策略获取模块，用于获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略；
偏差获取模块，用于根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，分别获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差；
参数获取模块，用于在所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差与所述核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数；参数修正模块，用于将所述核热系统程序中子学参数修正至与所述堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数；
边界获取模块，用于根据所述修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件；
瞬态分析模块，用于基于所述边界条件、所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数对所述事故瞬态过程进行瞬态分析，得到所述事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布。
第三方面，本申请还提供了一种计算机设备。所述计算机设备包括存储器和处理器，所述存储器存储有计算机程序，所述处理器执行所述计算机程序时实现以下步骤：
获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略；
根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，分别获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差；
在所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差与所述核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数；
将所述核热系统程序中子学参数修正至与所述堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数；
根据所述修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件；
基于所述边界条件、所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数对所述事故瞬态过程进行瞬态分析，得到所述事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布。
第四方面，本申请还提供了一种计算机可读存储介质。所述计算机可读存储介质，其上存储有计算机程序，所述计算机程序被处理器执行时实现以下步骤：
获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略；
根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，分别获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差；
在所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差与所述核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数；
将所述核热系统程序中子学参数修正至与所述堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数；
根据所述修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件；
基于所述边界条件、所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数对所述事故瞬态过程进行瞬态分析，得到所述事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布。
第五方面，本申请还提供了一种计算机程序产品。所述计算机程序产品，包括计算机程序，该计算机程序被处理器执行时实现以下步骤：
获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略；
根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，分别获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差；
在所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差与所述核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数；
将所述核热系统程序中子学参数修正至与所述堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数；
根据所述修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件；
基于所述边界条件、所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数对所述事故瞬态过程进行瞬态分析，得到所述事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布。
上述核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法、装置、计算机设备、存储介质和计算机程序产品，首先获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略；根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差；在堆芯计算程序与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于核热系统程序与堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序以及核热系统程序中子学参数；将核热系统程序中子学参数修正至与堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数，极大地减少了由于中子学参数不同而导致的核热系统程序与堆芯计算程序两者瞬态模拟之间的偏差；根据修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件；基于边界条件、堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数对事故瞬态过程进行瞬态分析，得到事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布，本申请利用三维堆芯计算程序模拟出符合实际情况的核电厂中导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程，并可输出任意时刻的三维堆芯功率分布，消除了由于人为选取有限点导致的堆芯计算程序功率分布的偏差，有效反映导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程中的堆芯计算程序功率分布结果。
附图说明
图1为一个实施例中核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法的应用环境图；
图2为一个实施例中核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法的流程示意图；
图3为另一个实施例中核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法的流程示意图；
图4为另一个实施例中核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法的流程示意图；
图5为另一个实施例中核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法的流程示意图；
图6为另一个实施例中核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法的流程示意图；
图7为一个具体应用实例中核热系统程序与堆芯计算程序分别进行瞬态分析时核功率随时间变化的波形图；
图8为一个实施例中核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析装置的结构框图；
图9为一个实施例中计算机设备的内部结构图。
具体实施方式
为了使本申请的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本申请进行进一步详细说明。应当理解，此处描述的具体实施例仅仅用以解释本申请，并不用于限定本申请。
本申请实施例提供的核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法，可以应用于如图1所示的应用环境中。其中，终端102通过网络与服务器104进行通信。首先，终端102发送瞬态分析请求至服务器104，瞬态分析请求中含有核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略；服务器104接收终端102的瞬态分析请求，获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，分别获取核热系统程序以及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差；当核热系统程序以及堆芯计算程序与初始时刻轴向功率偏差均相同时，基于初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数再将核热系统程序中子学参数修正至与堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数；根据修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件；基于边界条件、堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数对事故瞬态过程进行瞬态分析，得到事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布。进一步的，服务器104还可以将导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布结果反馈给终端102。其中，终端102可以但不限于是各种个人计算机、笔记本电脑、智能手机、平板电脑。服务器104可以用独立的服务器或者是多个服务器组成的服务器集群来实现。
在一个实施例中，如图2所示，提供了一种核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法，以该方法应用于图1中的服务器104为例进行说明，包括以下步骤：
S100，获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略。
其中，氙策略是指改变堆芯功率和控制棒棒位；堆芯功率为核反应堆堆芯内的平均功率，包括终态堆芯功率、初态堆芯功率及扰态堆芯功率，本申请中，氙策略是指初态和扰态的堆芯功率以及控制棒棒位。
具体地，终端102发送瞬态分析请求至服务器104，瞬态分析请求中含有核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略；服务器104接收终端102的瞬态分析请求，获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略。
S200，根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差。
其中，核热系统程序是一维模型程序，堆芯计算程序是三维模型程序，核热系统程序即把三维堆芯压缩成一个一维轴向堆芯，且核热系统程序中带有一二回路的控制系统模块，堆芯计算程序中没有一二回路控制系统模块，另外，堆芯计算程序可以计算三维堆芯所有组件的功率分布；轴向功率偏差为堆芯上半部功率与堆芯下半部功率差，反映了以额定功率水平为参考准则的堆芯轴向功率分布的不平衡性，若该值超过一定范围会威胁到核反应堆的安全，所以核电厂通常将轴向功率偏差控制在运行图边界范围内，初始时刻轴向功率偏差即轴向功率偏差达到运行图边界上的目标值。
具体地，服务器104接收终端102的核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略后，根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，可以获取到核热系统程序运行在运行图边界的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序运行在运行图边界的初始时刻轴向功率偏差。
更进一步地，核热系统程序与堆芯计算程序分别运行在运行图边界的初始时刻轴向功率偏差是通过获取核热系统程序中堆芯的上半部功率与下半部功率、以及堆芯计算程序中堆芯的上半部功率与下半部功率，再根据轴向功率偏差为堆芯上半部功率与堆芯下半部功率的差值计算。
S300，在堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于堆芯计算程序的初始时刻轴向功率与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数。
其中，中子是组成原子核的核子之一；中子学主要研究中子在物质中的输运行为及中子在物质中一些特定核反应过程；中子学参数即中子学研究中需要用到的或者能被获取到的参数，本申请中，中子学参数包括温度调节控制棒价值、下落控制棒价值以及多普勒反馈参数。
具体地，在核热系统程序的氙策略与堆芯计算程序的氙策略保持相同的情况下搜索到的核热系统程序初始时刻轴向功率偏差与堆芯计算程序初始时刻轴向功率偏差也相同时，根据核热系统程序以及堆芯计算程序相同的初始时刻轴向功率偏差，服务器104可以获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数。
S400，将核热系统程序中子学参数修正至与堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数。
具体地，即使核热系统程序的氙策略与堆芯计算程序的氙策略相同、且核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差与堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差也相同，核热系统程序中子学参数也会与堆芯计算程序中子学参数不一致。此时需要将核热系统程序中子学参数修正至与堆芯计算程序中子学参数一致，服务器104得到修正后的核热系统程序中子学参数。
S500，根据修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件。
其中，导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程是指核电厂事故的瞬态过程，在这个事故瞬态过程中功率会发生畸变，导致芯块与包壳的间隙减小甚至接触从而产生相互作用，即在核电厂的事故瞬态过程中会导致芯块与包壳相互作用；边界条件是指在求解区域边界上所求解的变量或其导数随时间和地点的变化规律；本申请中导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件包括随时间变化的控制棒棒位、堆芯入口温度以及一回路压力。
具体地，服务器104根据修正后与堆芯计算程序中子学参数一致的核热系统程序中子学参数，对核热系统程序进行瞬态计算，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件，即获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程中随时间变化的控制棒棒位、堆芯入口温度以及一回路压力，作为堆芯计算程序的输入边界条件。
S600，基于边界条件、堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数对事故瞬态过程进行瞬态分析，得到事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布。
其中，堆芯计算程序功率分布是指堆芯内各个位置的功率，即释热率。
具体地，将导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程中的边界条件、堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数作为堆芯计算程序的输入，引入堆芯计算程序的瞬态计算模块，服务器104基于事故瞬态过程中的边界条件、堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数，对导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程直接进行瞬态模拟与分析，得到事故瞬态过程的堆芯计算程序各个位置的功率，即功率分布情况。
上述核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法中，首先获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略；根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差；在堆芯计算程序与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于核热系统程序与堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序以及核热系统程序中子学参数；将核热系统程序中子学参数修正至与堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数，极大地减少了由于中子学参数不同而导致的核热系统程序与堆芯计算程序两者瞬态模拟之间的偏差；根据修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件；基于边界条件、堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数对事故瞬态过程进行瞬态分析，得到事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布，本申请利用三维堆芯计算程序模拟出符合实际情况的核电厂中导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程，并可输出任意时刻的三维堆芯功率分布，消除了由于人为选取有限点导致的堆芯计算程序功率分布的偏差，有效反映导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程中的堆芯计算程序功率分布结果。
在一个实施例中，如图3所示，S200包括：
S220，确定核电站运行时的运行图边界。
其中，运行图边界是指核电厂正常运行时参数不超过的范围，在进行导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析时需要将堆芯的运行状态控制在一个运行图边界的范围内，一旦超出这个范围，堆芯性能可能会恶化。
S240，基于核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略以及运行图边界，分别构造核热系统程序和堆芯计算程序的氙振荡，从而分别获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差，初始时刻轴向功率偏差被控制在运行图边界、且堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差保持与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差一致。
其中，氙振荡使堆芯在一段时间内的氙毒浓度发生改变，从而带来堆芯轴向功率分布的显著改变，氙振荡与反应堆运行安全直接关联。
具体地，核热系统程序通过调整氙策略来构造核热系统程序的氙振荡，堆芯计算程序通过调整和核热系统程序相同的氙策略来构造堆芯计算程序的氙振荡，氙振荡导致了堆芯上下部功率的变化即轴向功率偏差的变化，在某个时刻点，轴向功率偏差会达到运行图边界值即目标值，此时，可以获取核热系统程序初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序初始时刻轴向功率偏差。
本实施例中，通过确定核电站运行时的运行图边界，能够更好地获取核热系统程序初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序初始时刻轴向功率偏差，避免超过核电站运行时参数的允许范围而导致堆芯性能的恶化。
在一个实施例中，如图4所示，S300包括：
S320，在堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于初始时刻轴向功率偏差，分别计算核热系统程序以及堆芯计算程序对应的下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数、下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数。
其中，控制棒是为了控制链式反应的速率在一个预定的水平上，用吸收中子的材料做成的吸收棒之一，用于补偿燃料消耗和调节反应速率，本申请中，控制棒包括下落控制棒和温度调节控制棒，温度调节控制棒用于调节堆芯平均温度；有效增值因数是指在有限大小的增值介质的中子增值过程中，某代中子数与相邻前一代中子数之比，由于控制棒的插入深度会影响堆芯功率分布，因此本申请在运行中会限制不同功率下控制棒在一定的范围内动作；插入限状态即为控制棒插入堆芯范围的最深位置；多普勒反馈是指多普勒效应引入的反应性随功率水平的变化，表征了反应堆偏离临界状态的程度。
具体地，堆芯计算程序使用的氙策略要与核热系统程序使用的氙策略相同，核热系统程序使用氙策略来搜索初始时刻轴向功率偏差，堆芯计算程序使用与核热系统程序相同的氙策略同步搜索到与核热系统程序一致的初始时刻轴向功率偏差；基于核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差,计算核热系统程序中下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数Keff1-1D、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff2-1D、下落控制棒位于堆底的有效增值因数Keff3-1D以及多普勒反馈在不同功率水平和温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数Keff-FP-R-1D；基于堆芯计算程序与核热系统程序一致的初始时刻轴向功率偏差，计算堆芯计算程序中下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数Keff1-3D、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff2-3D、下落控制棒位于堆底的有效增值因数Keff3-3D以及多普勒反馈在不同功率水平和温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数Keff-FP-R-3D。
更进一步地，在核热系统程序和堆芯计算程序中多普勒反馈在不同功率水平和温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数Keff-FP-R-1D以及Keff-FP-R-3D，FP指代不同功率，温度调节控制棒R包括但不限于是位于堆外Rout以及插入限状态Rin等不同位置。
S340，根据核热系统程序以及堆芯计算程序分别对应的下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数、下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数。
具体地，在堆芯计算程序中，根据堆芯计算程序中下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数Keff1-3D、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff2-3D、下落控制棒位于堆底的有效增值因数Keff3-3D、多普勒反馈在不同功率水平和温度调节控制棒在堆外的有效增值因数Keff-FP-Rou-3D、多普勒反馈在不同功率水平和温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff-FP-Rin-3D，获取堆芯计算程序中子学参数；在核热系统程序中，根据核热系统程序中下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数Keff1-1D、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff2-1D、下落控制棒位于堆底的有效增值因数Keff3-1D、多普勒反馈在不同功率水平和温度调节控制棒在堆外的有效增值因数Keff-FP-Rout-1D以及多普勒反馈在不同功率水平和温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff-FP-Rin-1D，获取核热系统程序中子学参数。
本实施例中，通过在确保核热系统程序以及堆芯计算程序对应的氙策略与初始时刻轴向功率偏差均相同后，才获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数，使核热系统程序瞬态分析结果更接近堆芯计算程序的结果。
在一个实施例中，如图5所示，S340包括：
S342，根据核热系统程序以及堆芯计算程序分别对应的下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序以及核热系统程序的温度调节控制棒价值。
其中，控制棒价值是在给定条件下，将一根完全提出的控制棒快速全部插入处于临界状态的堆芯所引起的反应性变化的绝对值，是对控制棒补偿反应性效率的一种度量。
具体地，在核热系统程序中，根据核热系统程序中下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数Keff1-1D以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff2-1D，获取核热系统程序的温度调节控制棒价值ρR-1D＝ln(Keff2-1D/Keff1-1D)*105；在堆芯计算程序中，根据堆芯计算程序中下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数Keff1-3D以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff2-3D，获取堆芯计算程序的温度调节控制棒价值ρR-3D＝ln(Keff2-3D/Keff1-3D)*105。
S344，根据核热系统程序以及堆芯计算程序分别对应的下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序以及核热系统程序的下落控制棒价值。
具体地，在核热系统程序中，根据核热系统程序中下落控制棒位于堆底的有效增值因数Keff3-1D以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff2-1D，获取核热系统程序的下落控制棒价值ρRod-drop-1D＝ln(Keff3-1D/Keff2-1D)*105；在堆芯计算程序中，根据堆芯计算程序中下落控制棒位于堆底的有效增值因数Keff3-3D以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff2-3D，获取堆芯计算程序的下落控制棒价值ρRod-drop-3D＝ln(Keff3-3D/Keff2-3D)*105。
S346，根据核热系统程序以及堆芯计算程序分别对应的多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数、下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序以及核热系统程序的多普勒反馈参数。
具体地，在核热系统程序中，当温度调节控制棒在堆外时，根据核热系统程序中多普勒反馈在不同功率水平和温度调节控制棒在堆外的有效增值因数Keff-FP-Rout-1D以及下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数Keff1-1D，计算核热系统程序的多普勒反馈参数ρDopp-1D＝ln(Keff-FP-Rout-1D/Keff1-1D)*105；在堆芯计算程序中，当温度调节控制棒在堆外时，根据堆芯计算程序中多普勒反馈在不同功率水平和温度调节控制棒在堆外的有效增值因数Keff-FP-Rout-3D以及下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数Keff1-3D，计算堆芯计算程序的多普勒反馈参数ρDopp-3D＝ln(Keff-FP-Rout-3D/Keff1-3D)*105；在核热系统程序中，当温度调节控制棒位于插入限状态时，根据核热系统程序中多普勒反馈在不同功率水平和温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff-FP-Rin-1D以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff2-1D，获取核热系统程序的多普勒反馈参数ρDopp-1D＝ln(Keff-FP-Rin-1D/Keff2-1D)*105；在堆芯计算程序中，当温度调节控制棒位于插入限状态时，根据堆芯计算程序中多普勒反馈在不同功率水平和温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff-FP-Rin-3D以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff2-3D，获取堆芯计算程序的多普勒反馈参数ρDopp-3D＝ln(Keff-FP-Rin-3D/Keff2-3D)*105。
更近一步地，无论是核热系统程序还是堆芯计算程序，想获取不同功率下的多普勒反馈参数，只需要改变FP的值。
本实施例中，通过计算温度调节控制棒价值、下落控制棒价值以及多普勒反馈参数，获取堆芯计算程序以及核热系统程序的中子学参数。
在一个实施例中，将核热系统程序中子学参数修正至与堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数包括：
通过调整核热程序中温度调节控制棒和下落控制棒的热力吸收截面、及多普勒反馈的修正系数，根据调整后的核热程序中温度调节控制棒和下落控制棒的热力吸收截面、及多普勒反馈的修正系数对核热系统程序中子学参数进行修正，以将核热系统程序中子学参数修正至与堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数，中子学参数包括温度调节控制棒价值、下落控制棒价值及多普勒反馈参数。
具体地，由于核热系统程序的中子学参数跟着温度调节控制棒、下落控制棒的热力吸收截面和多普勒反馈的修正系数的改变而改变，可以在核热系统程序中不断调整温度调节控制棒和下落控制棒的热力吸收截面以及多普勒反馈的修正系数，即将堆芯计算程序中子学参数作为核热系统程序中子学参数的对照，不断改变温度调节控制棒、下落控制棒的热力吸收截面和多普勒反馈的修正系数对核热系统程序中子学参数进行修正，使核热系统程序中子学参数与堆芯计算程序中子学参数一致，最终得到修正后的核热系统程序中子学参数。
更进一步地，若未修正前的核热系统程序中子学参数与堆芯计算程序中子学参数已经一致，则不需要对核热系统程序中子学参数进行修正操作，直接得到与堆芯计算程序中子学参数一致的核热系统程序中子学参数。
本实施例中，将核热系统程序中子学参数修正至与堆芯计算程序中子学参数一致，使得核热系统程序瞬态分析更符合现实情况，极大地减少了由于中子学参数不同而导致的核热系统程序与堆芯计算程序两者瞬态模拟之间的偏差。
在一个实施例中，如图6所示，S400包括：
S420，通过调整核热系统程序温度调节控制棒的热力吸收截面，根据调整后的核热程序中温度调节控制棒热力吸收截面、对核热系统程序的温度调节控制棒价值进行修正，以将核热系统程序温度调节控制棒价值修正至与堆芯计算程序温度调节控制棒价值一致，得到修正后的核热系统程序温度调节控制棒价值。
具体地，在核热系统程序中不断调整温度调节控制棒的热力吸收截面，基于不同的热力吸收截面可以改变温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff2-1D，由于基于温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff2-1D可以获取核热系统程序温度调节控制棒价值，所以可通过堆芯计算程序温度调节控制棒价值对核热系统程序温度调节控制棒价值进行修正，根据堆芯计算程序的温度调节控制棒价值，找到一个温度调节控制棒的热力吸收截面，获取与堆芯计算程序温度调节控制棒价值一致的核热系统程序温度调节控制棒价值。
S440，获取与堆芯计算程序温度调节控制棒价值一致的修正后的核热系统程序温度调节控制棒价值后，通过调整核热系统程序下落控制棒的热力吸收截面、对核热系统程序的下落控制棒价值进行修正，以将核热系统程序下落控制棒价值修正至与堆芯计算程序下落控制棒价值一致，得到修正后的核热系统程序下落控制棒价值。
具体地，获取与堆芯计算程序温度调节控制棒价值一致的修正后的核热系统程序温度调节控制棒价值后，在核热系统程序中不断调整下落控制棒的热力吸收截面，基于不同的热力吸收截面可以改变下落控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff3-1D，由于基于下落控制棒位于堆底的有效增值因数Keff3-1D可以获取核热系统程序下落控制棒价值，所以可以通过堆芯计算程序下落控制棒价值对核热系统程序下落控制棒价值进行修正，此时温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数为获取与堆芯计算程序温度调节控制棒价值一致的修正后的核热系统程序温度调节控制棒价值时得到的温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数Keff2-1D，根据堆芯计算程序的下落控制棒价值，找到一个下落控制棒的热力吸收截面，基于Keff2-1D和Keff3-1D，获取与堆芯计算程序下落控制棒价值一致的核热系统程序下落控制棒价值。
S460，获取与堆芯计算程序下落控制棒价值一致的核热系统程序下落控制棒价值后，通过调整核热系统多普勒反馈的修正系数、对核热系统程序的多普勒反馈进行修正，以将核热系统程序多普勒反馈修正至与堆芯计算程序多普勒反馈一致，得到修正后的核热系统程序多普勒反馈。
具体地，获取与堆芯计算程序下落控制棒价值一致的核热系统程序多普勒反馈参数后，由于多普勒反馈在不同功率水平和R棒不同位置下的有效增值因数Keff-FP-Rin-1D、Keff-FP-Rout-1D与多普勒反馈的修正系数有关，所以通过不断调整核热系统多普勒反馈的修正系数可以获取不同的多普勒反馈，即找到一个适当的多普勒反馈系数，可以对核热系统程序的多普勒反馈进行修正，以将核热系统程序多普勒反馈修正至与堆芯计算程序多普勒反馈一致，得到修正后的核热系统程序多普勒反馈。
本实施例中，在核热系统程序中，通过改变温度调节控制棒的热力吸收截面、下落控制棒的热力吸收截面以及多普勒反馈的修正系数，能够高效获取与堆芯计算程序中子学参数一致的核热系统程序中子学参数。
在一个实施例中，如图7所示，核热系统程序根据堆芯计算程序的中子学参数进行中子学参数修正后，对核热系统程序与堆芯计算程序分别进行瞬态分析，可以得到核热系统程序与堆芯计算程序分别进行瞬态分析时核功率随时间变化的波形图，其中，1D瞬态模拟为核热系统程序的瞬态分析，3D瞬态模拟为堆芯计算程序的瞬态分析。
应该理解的是，虽然如上的各实施例所涉及的流程图中的各个步骤按照箭头的指示依次显示，但是这些步骤并不是必然按照箭头指示的顺序依次执行。除非本文中有明确的说明，这些步骤的执行并没有严格的顺序限制，这些步骤可以以其它的顺序执行。而且，如上的各实施例所涉及的流程图中的至少一部分步骤可以包括多个步骤或者多个阶段，这些步骤或者阶段并不必然是在同一时刻执行完成，而是可以在不同的时刻执行，这些步骤或者阶段的执行顺序也不必然是依次进行，而是可以与其它步骤或者其它步骤中的步骤或者阶段的至少一部分轮流或者交替地执行。
基于同样的发明构思，本申请实施例还提供了一种用于实现上述所涉及的核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法的核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析装置。该装置所提供的解决问题的实现方案与上述方法中所记载的实现方案相似，故下面所提供的一个或多个核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析装置实施例中的具体限定可以参见上文中对于核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法的限定，在此不再赘述。
在一个实施例中，如图8所示，提供了一种核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析装置，包括：策略调整模块100、参数获取模块200、参数修正模块300、边界获取模块400和瞬态分析模块500，其中：
策略获取模块100，用于获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略。
偏差获取模块200，用于根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，分别获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差。
参数获取模块300，用于在堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于堆芯计算程序的初始时刻轴向功率与堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数。
参数修正模块400，用于将核热系统程序中子学参数修正至与堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数。
边界获取模块500，用于根据修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件。
瞬态分析模块600，用于基于边界条件、堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数对事故瞬态过程进行瞬态分析，得到事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布。
在一个实施例中，偏差获取模块200还用于：确定核电站运行时的运行图边界；基于核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略以及运行图边界，分别构造核热系统程序和堆芯计算程序的氙振荡，从而分别获取核热系统程序初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序初始时刻轴向功率偏差，初始时刻轴向功率偏差被控制在运行图边界、堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差保持与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差一致。
在一个实施例中，参数获取模块300还用于：在堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于初始时刻轴向功率偏差，分别计算核热系统程序以及堆芯计算程序对应的下落控制棒和温度调节控制棒均处于全抽出状态下的有效增值因数、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数、下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数；根据核热系统程序以及堆芯计算程序分别对应的下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数、下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数。
在一个实施例中，还包括参数计算模块，还用于：根据核热系统程序以及堆芯计算程序分别对应的下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序以及核热系统程序的温度调节控制棒价值；根据核热系统程序以及堆芯计算程序中分别对应的下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序以及核热系统程序的下落控制棒价值；根据核热系统程序以及堆芯计算程序中分别对应的多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数、下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序以及核热系统程序的多普勒反馈参数。
在一个实施例中，参数修正模块400还用于：通过调整核热程序中温度调节控制棒和下落控制棒的热力吸收截面、及多普勒反馈的修正系数，根据调整后的核热程序中温度调节控制棒和下落控制棒的热力吸收截面、及多普勒反馈的修正系数对核热系统程序中子学参数进行修正，以将核热系统程序中子学参数修正至与堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数，中子学参数包括温度调节控制棒价值、下落控制棒价值及多普勒反馈参数。
在一个实施例中，参数修正模块400还用于：通过调整核热系统程序温度调节控制棒的热力吸收截面，根据调整后的核热程序中温度调节控制棒热力吸收截面、对核热系统程序的温度调节控制棒价值进行修正，以将核热系统程序温度调节控制棒价值修正至与堆芯计算程序温度调节控制棒价值一致，得到修正后的核热系统程序温度调节控制棒价值；获取与堆芯计算程序温度调节控制棒价值一致的修正后的核热系统程序温度调节控制棒价值后，通过调整核热系统程序下落控制棒的热力吸收截面、对核热系统程序的下落控制棒价值进行修正，以将核热系统程序下落控制棒价值修正至与堆芯计算程序下落控制棒价值一致，得到修正后的核热系统程序下落控制棒价值；获取与堆芯计算程序下落控制棒价值一致的核热系统程序下落控制棒价值后，通过调整核热系统多普勒反馈的修正系数、对核热系统程序的多普勒反馈进行修正，以将核热系统程序多普勒反馈修正至与堆芯计算程序多普勒反馈一致，得到修正后的核热系统程序多普勒反馈。
上述核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析装置中的各个模块可全部或部分通过软件、硬件及其组合来实现。上述各模块可以硬件形式内嵌于或独立于计算机设备中的处理器中，也可以以软件形式存储于计算机设备中的存储器中，以便于处理器调用执行以上各个模块对应的操作。
在一个实施例中，提供了一种计算机设备，该计算机设备可以是服务器，其内部结构图可以如图9所示。该计算机设备包括处理器、存储器、输入/输出接口(Input/Output，简称I/O)和通信接口。其中，处理器、存储器和输入/输出接口通过系统总线连接，通信接口通过输入/输出接口连接到系统总线。其中，该计算机设备的处理器用于提供计算和控制能力。该计算机设备的存储器包括非易失性存储介质和内存储器。该非易失性存储介质存储有操作系统、计算机程序和数据库。该内存储器为非易失性存储介质中的操作系统和计算机程序的运行提供环境。该计算机设备的数据库用于存储导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析结果数据。该计算机设备的输入/输出接口用于处理器与外部设备之间交换信息。该计算机设备的通信接口用于与外部的终端通过网络连接通信。该计算机程序被处理器执行时以实现一种导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法。
本领域技术人员可以理解，图9中示出的结构，仅仅是与本申请方案相关的部分结构的框图，并不构成对本申请方案所应用于其上的计算机设备的限定，具体的计算机设备可以包括比图中所示更多或更少的部件，或者组合某些部件，或者具有不同的部件布置。
在一个实施例中，还提供了一种计算机设备，包括存储器和处理器，存储器中存储有计算机程序，该处理器执行计算机程序时实现上述各方法实施例中的步骤。
在一个实施例中，提供了一种计算机可读存储介质，其上存储有计算机程序，该计算机程序被处理器执行时实现上述各方法实施例中的步骤。
在一个实施例中，提供了一种计算机程序产品，包括计算机程序，该计算机程序被处理器执行时实现上述各方法实施例中的步骤。
需要说明的是，本申请所涉及的用户信息(包括但不限于用户设备信息、用户个人信息等)和数据(包括但不限于用于分析的数据、存储的数据、展示的数据等)，均为经用户授权或者经过各方充分授权的信息和数据。
本领域普通技术人员可以理解实现上述实施例方法中的全部或部分流程，是可以通过计算机程序来指令相关的硬件来完成，所述的计算机程序可存储于一非易失性计算机可读取存储介质中，该计算机程序在执行时，可包括如上述各方法的实施例的流程。其中，本申请所提供的各实施例中所使用的对存储器、数据库或其它介质的任何引用，均可包括非易失性和易失性存储器中的至少一种。非易失性存储器可包括只读存储器(Read-OnlyMemory，ROM)、磁带、软盘、闪存、光存储器、高密度嵌入式非易失性存储器、阻变存储器(ReRAM)、磁变存储器(Magnetoresistive Random Access Memory，MRAM)、铁电存储器(Ferroelectric Random Access Memory，FRAM)、相变存储器(Phase Change Memory，PCM)、石墨烯存储器等。易失性存储器可包括随机存取存储器(Random Access Memory，RAM)或外部高速缓冲存储器等。作为说明而非局限，RAM可以是多种形式，比如静态随机存取存储器(Static Random Access Memory，SRAM)或动态随机存取存储器(Dynamic RandomAccess Memory，DRAM)等。本申请所提供的各实施例中所涉及的数据库可包括关系型数据库和非关系型数据库中至少一种。非关系型数据库可包括基于区块链的分布式数据库等，不限于此。本申请所提供的各实施例中所涉及的处理器可为通用处理器、中央处理器、图形处理器、数字信号处理器、可编程逻辑器、基于量子计算的数据处理逻辑器等，不限于此。
以上实施例的各技术特征可以进行任意的组合，为使描述简洁，未对上述实施例中的各个技术特征所有可能的组合都进行描述，然而，只要这些技术特征的组合不存在矛盾，都应当认为是本说明书记载的范围。
以上所述实施例仅表达了本申请的几种实施方式，其描述较为具体和详细，但并不能因此而理解为对本申请专利范围的限制。应当指出的是，对于本领域的普通技术人员来说，在不脱离本申请构思的前提下，还可以做出若干变形和改进，这些都属于本申请的保护范围。因此，本申请的保护范围应以所附权利要求为准。

Claims (10)

1.一种核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法，其特征在于，所述方法包括：
获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略；
根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，分别获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差；
在所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差与所述核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数；
将所述核热系统程序中子学参数修正至与所述堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数；
根据所述修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件；
基于所述边界条件、所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数对所述事故瞬态过程进行瞬态分析，得到所述事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布。
2.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，分别获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差包括：
确定核电站运行时的运行图边界；
基于核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略以及所述运行图边界，分别构造核热系统程序和堆芯计算程序的氙振荡，从而分别获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差，所述初始时刻轴向功率偏差被控制在所述运行图边界、且所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差保持与所述核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差一致。
3.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述在所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差与所述核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率与核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数包括：
在所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差与所述核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于所述初始时刻轴向功率偏差，分别计算所述核热系统程序以及所述堆芯计算程序对应的下落控制棒和温度调节控制棒均处于全抽出状态下的有效增值因数、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数、下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数；
根据所述核热系统程序以及所述堆芯计算程序分别对应的下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数、下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数。
4.根据权利要求3所述的方法，其特征在于，所述根据所述核热系统程序以及所述堆芯计算程序分别对应的下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数、温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数、下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数包括：
根据所述核热系统程序以及所述堆芯计算程序分别对应的下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序以及核热系统程序的温度调节控制棒价值；
根据所述核热系统程序以及所述堆芯计算程序中分别对应的下落控制棒位于堆底的有效增值因数以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序以及核热系统程序的下落控制棒价值；
根据所述核热系统程序以及所述堆芯计算程序中分别对应的多普勒反馈在不同功率水平以及温度调节控制棒不同位置下的有效增值因数、下落控制棒和温度调节控制棒处于全抽出状态下的有效增值因数以及温度调节控制棒位于插入限状态的有效增值因数，分别获取堆芯计算程序以及核热系统程序的多普勒反馈参数。
5.根据权利要求1所述的方法，其特征在于，所述将所述核热系统程序中子学参数修正至与所述堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数包括：
通过调整核热系统程序中温度调节控制棒和下落控制棒的热力吸收截面、及多普勒反馈的修正系数，根据调整后的所述核热系统程序中温度调节控制棒和下落控制棒的热力吸收截面、及所述多普勒反馈的修正系数对核热系统程序中子学参数进行修正，以将所述核热系统程序中子学参数修正至与所述堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数，所述中子学参数包括温度调节控制棒价值、下落控制棒价值及多普勒反馈参数。
6.根据权利要求5所述的方法，其特征在于，所述通过调整核热系统程序中温度调节控制棒和下落控制棒的热力吸收截面、及多普勒反馈的修正系数，根据调整后的所述核热系统程序中温度调节控制棒和下落控制棒的热力吸收截面、及所述多普勒反馈的修正系数对核热系统程序中子学参数进行修正，以将所述核热系统程序中子学参数修正至与所述堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数包括：
通过调整核热系统程序温度调节控制棒的热力吸收截面，根据调整后的所述核热程序中温度调节控制棒热力吸收截面、对核热系统程序的温度调节控制棒价值进行修正，以将所述核热系统程序温度调节控制棒价值修正至与所述堆芯计算程序温度调节控制棒价值一致，得到修正后的核热系统程序温度调节控制棒价值；
获取与所述堆芯计算程序温度调节控制棒价值一致的所述修正后的核热系统程序温度调节控制棒价值后，通过调整核热系统程序下落控制棒的热力吸收截面、对核热系统程序的下落控制棒价值进行修正，以将所述核热系统程序下落控制棒价值修正至与所述堆芯计算程序下落控制棒价值一致，得到修正后的核热系统程序下落控制棒价值；
获取与所述堆芯计算程序下落控制棒价值一致的所述核热系统程序下落控制棒价值后，通过调整核热系统多普勒反馈的修正系数、对核热系统程序的多普勒反馈进行修正，以将所述核热系统程序多普勒反馈修正至与所述堆芯计算程序多普勒反馈一致，得到修正后的核热系统程序多普勒反馈。
7.一种核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析装置，其特征在于，所述装置包括：
策略获取模块，用于获取核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略；
偏差获取模块，用于根据核热系统程序和堆芯计算程序相同的氙策略，分别获取核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差及堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差；
参数获取模块，用于在所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差与所述核热系统程序的初始时刻轴向功率偏差保持一致时，基于所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率与堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差，获取堆芯计算程序中子学参数以及核热系统程序中子学参数；
参数修正模块，用于将所述核热系统程序中子学参数修正至与所述堆芯计算程序中子学参数一致，得到修正后的核热系统程序中子学参数；
边界获取模块，用于根据所述修正后的核热系统程序中子学参数，获取导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态过程的边界条件；
瞬态分析模块，用于基于所述边界条件、所述堆芯计算程序的初始时刻轴向功率偏差以及堆芯计算程序中子学参数对所述事故瞬态过程进行瞬态分析，得到所述事故瞬态过程的堆芯计算程序功率分布。
8.一种计算机设备，包括存储器和处理器，所述存储器存储有计算机程序，其特征在于，所述处理器执行所述计算机程序时实现权利要求1至6中任一项所述的方法的步骤。
9.一种计算机可读存储介质，其上存储有计算机程序，其特征在于，所述计算机程序被处理器执行时实现权利要求1至6中任一项所述的方法的步骤。
10.一种计算机程序产品，包括计算机程序，其特征在于，该计算机程序被处理器执行时实现权利要求1至6中任一项所述的方法的步骤。
CN202211342394.XA 2022-10-31 2022-10-31 核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法 Pending CN115659657A (zh)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202211342394.XA CN115659657A (zh) 2022-10-31 2022-10-31 核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法
PCT/CN2023/079339 WO2024093077A1 (zh) 2022-10-31 2023-03-02 核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202211342394.XA CN115659657A (zh) 2022-10-31 2022-10-31 核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN115659657A true CN115659657A (zh) 2023-01-31

Family

ID=84992780

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202211342394.XA Pending CN115659657A (zh) 2022-10-31 2022-10-31 核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法

Country Status (2)

Country Link
CN (1) CN115659657A (zh)
WO (1) WO2024093077A1 (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2024093077A1 (zh) * 2022-10-31 2024-05-10 中广核研究院有限公司 核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8149983B2 (en) * 2006-06-06 2012-04-03 Westinghouse Electric Company Llc Method for analysis of pellet-cladding interaction
EP2077561A1 (en) * 2008-01-01 2009-07-08 Institute of Nuclear Energy Research Atomic Energy Council, Executive Yuan Thermal limit analysis with hot-channel model for boiling water reactors
CN103902784A (zh) * 2014-04-11 2014-07-02 华北电力大学 用于超临界水堆瞬态核热耦合的安全分析计算装置
CN115659657A (zh) * 2022-10-31 2023-01-31 中广核研究院有限公司 核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2024093077A1 (zh) * 2022-10-31 2024-05-10 中广核研究院有限公司 核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法

Also Published As

Publication number Publication date
WO2024093077A1 (zh) 2024-05-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN110010256B (zh) 核电站在次临界状态下进行控制棒价值测量的方法和装置
CN115659657A (zh) 核电厂导致芯块与包壳相互作用的事故瞬态分析方法
CN116167289B (zh) 电网运行场景生成方法、装置、计算机设备和存储介质
CN114444383A (zh) 核反应堆设计方案优化方法、装置、计算机设备和介质
WO2024125302A1 (zh) 反应堆控制方法、装置、计算机设备和存储介质
CN113792995B (zh) 电力资源支配程度的确定方法、装置、设备和存储介质
Gkana et al. Re-evaluation of predictive models in light of new data: Sunspot number version 2.0
CN115660173A (zh) 功率倾斜预测方法、装置、设备、存储介质和程序产品
CN116305851A (zh) 临界热流密度关系式确定方法、装置和计算机设备
CN116680905A (zh) 针对反应堆严重事故不确定性与敏感性分析的方法及系统
Hamada A new accurate numerical method based on shifted chebyshev series for nuclear reactor dynamical systems
CN115859783A (zh) 用于核反应堆仿真测试的多保真度网络构建方法和装置
CN116110630A (zh) Dcs系统中反应堆堆芯热功率测量方法与装置
CN116127766A (zh) 核反应堆的优化方法、装置、计算机设备和存储介质
Kang et al. Coupling Gothic and RELAP5 for Passive Containment Cooling Modeling
Verma et al. Stability and bifurcation characteristics of a forced circulation BWR using a nuclear-coupled homogeneous thermal-hydraulic model
Sachs et al. Reduced order models in PIDE constrained optimization
Wysocki et al. Coupling of CTF and RELAP5-3D Within an Enhanced-Fidelity Nuclear Power Plant Simulator
Boffie et al. Validating an adaptive time step scheme for the neutron diffusion equation with the UMass-Lowell Research Reactor kinetics data
CN118409514A (zh) 蒸发器水位控制系统的仿真方法、装置、计算机设备、存储介质和计算机程序产品
CN117976273A (zh) 核反应堆堆芯的数据修正方法、装置和计算机设备
RU2808104C2 (ru) Способ работы ядерного реактора с вычислением в режиме он-лайн коэффициента запаса до кризиса теплообмена
CN118192682A (zh) 蒸发器水位控制系统的处理方法、装置、计算机设备、存储介质和计算机程序产品
CN117747157A (zh) 核反应堆的数据修正方法、装置、计算机设备和存储介质
CN117592355A (zh) 金属堆的启停控制方法、装置、计算机设备和存储介质

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination