CN1819064A - 确定核反应堆堆芯新燃料棒束设计的方法 - Google Patents

确定核反应堆堆芯新燃料棒束设计的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN1819064A
CN1819064A CNA2005101375829A CN200510137582A CN1819064A CN 1819064 A CN1819064 A CN 1819064A CN A2005101375829 A CNA2005101375829 A CN A2005101375829A CN 200510137582 A CN200510137582 A CN 200510137582A CN 1819064 A CN1819064 A CN 1819064A
Authority
CN
China
Prior art keywords
cluster
design
reactor core
fuel bundle
group
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.)
Granted
Application number
CNA2005101375829A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1819064B (zh
Inventor
D·J·克罗帕切克
M·阿斯加里
M·A·杰西
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.)
Global Nuclear Fuel Americas LLC
Original Assignee
Global Nuclear Fuel Americas LLC
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 Global Nuclear Fuel Americas LLC filed Critical Global Nuclear Fuel Americas LLC
Publication of CN1819064A publication Critical patent/CN1819064A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN1819064B publication Critical patent/CN1819064B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/001Computer implemented control
    • GPHYSICS
    • G06COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06FELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F9/00Arrangements for program control, e.g. control units
    • G06F9/06Arrangements for program control, e.g. control units using stored programs, i.e. using an internal store of processing equipment to receive or retain programs
    • G06F9/44Arrangements for executing specific programs
    • G06F9/455Emulation; Interpretation; Software simulation, e.g. virtualisation or emulation of application or operating system execution engines
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/36Control circuits
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/001Computer implemented control
    • G21D3/002Core design; core simulations; core optimisation
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Software Systems (AREA)
  • Theoretical Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Carriages For Children, Sleds, And Other Hand-Operated Vehicles (AREA)

Abstract

一种用于确定核反应堆堆芯新燃料棒束设计的方法,该方法可包括定义多个输入(300),该输入包括用户定义的预定工况,用它们为N个棒束组各组评估一个或多个参考新燃料棒束设计,以及生成一个响应面(400),它是对N个棒束组各组根据所评估的一个给定参考棒束设计中的各棒束的各(i,j)棒位置上制造单个棒型的变化生成的,利用生成的该响应面反复进行一种搜索运算(500),来对沿N个棒束组各组横断面同时制造的多个棒型变化的给定组合进行评估,以便为N个棒束组各组确定出一个可接受的,满足用户定义预定工况的燃料棒束设计。

Description

确定核反应堆堆芯新燃料棒束设计的方法
对相关申请的交叉引用
本申请涉及由David J.KROPACZEK等提出的共同未决的美国专利申请序列No.10/879,358,该申请的发明名称为“确定核反应堆标准燃料棒型的方法、布置和计算机程序”。本申请还涉及由CatherineA.DAUBERT等提出的共同未决的美国专利申请序列No.10/645,632,该中请的发明名称为“确定核反应堆堆芯燃料棒束结构的方法和布置”。上述每一个共同未决申请的全部内容都在此引入作为参考。
技术领域
本发明主要涉及核反应堆,更具体地说,涉及确定核反应堆堆芯新燃料棒束的设计。
背景技术
一座沸水堆(BWR)或压水堆(PWR)在规定更换燃料之前通常运行一到两年。这个期间被称作燃料循环或者能量循环。在一个循环结束时,反应堆堆芯里大约有1/4-1/2(通常约1/3)的最小反应燃料被卸料到乏燃料池。卸料的燃料组件(例如,燃料棒束)数目通常要用相等数目的新燃料棒束(“新棒束”)去代替。
新棒束在棒束的平均浓缩度(沿新燃料棒束横断面,浓缩铀(U235)和毒物(如钆)的平均百分比,由棒束中U235和钆的总重量被棒束的重量除而确定)可能会改变。新棒束的局部峰值特性,照射量峰值,R-因子特性,以及总照射量相关反应性都可能会有改变,其中每一项都表现有局部棒束限值。
一个新棒束与照射量相关的局部峰值因子可以由该新棒束中任何一个燃料棒的最大局部峰值来决定。局部峰值因子越高,则极限功率密度最大份额(MFLPD)(Maximum Fraction of Limiting PowerDensity)以及最大平均平面线性热量生成率(MAPLHGR)(MaximumAverage Planar Linear Heat Generation Rate)就越高,它们是对堆芯核燃料有关功率的限值,或者是总体堆芯限值。棒束中每个棒的R-因子由涉及到应用于棒束临界功率比(CRP),即对堆芯燃料有关功率的限值,的相互关系所限定,并且每一个棒的R-因子都按该棒邻近区域轴向整体棒功率的权重平均来计算。在其它状况下可能存在着不同的与CRP的相互关系,它们涉及R-因子所利用的项目类似于根据在棒束之内棒功率的权重平均。新棒束的R-因子可由该新棒束中任何一个燃料棒最大的R-因子来决定。同样,R-因子越高,极限临界功率比最大份额(MFLCPR)(Maximum Fraction of Limiting CriticalPower Ratio)越高,这也是对堆芯燃料有关功率的限值。MFLCPR对于在运行工况和一种“干涸”限值之间可容许的余量进行量度,下面将对“干涸”作详细解释。
当堆芯中的冷却剂不能再以足够的速率把热量带走时,燃料和包壳的温度将开始迅速增加。根据导致温度剧增的实际工况,这种沸腾过渡工况被称为膜态干涸,烧毁,偏离泡核沸腾等。对于BWR燃料,沸腾过渡现象可称作为干涸。R-因子值可以是一个使得热工水力变量(诸如流速,入口过热,系统压力,水力直径)与轴向整体燃料棒功率在棒束内的分布相互关联的数值。照射量峰值与各单个燃料棒的局部峰值的积分有关,并受到燃料最大许可照射容量(maximum licensedexposure capability)的约束。
由于任何一个燃料棒束中的局部峰值和R-因子值都正比于堆芯热工限值,诸如MAPLHGR限值(KW/ft限值)和MFLCPR限值,所以在各照射处有效地确定出局部峰值和R-因子数值是有好处的。在堆芯或燃料棒束的设计阶段,准确地确定出各照射处的局部峰值和R-因子数值将有助于对新燃料棒束的设计,对于一个具体反应堆装置,该设计要满足其堆芯性能标准,不违反任何堆芯热工限值,而且还要满足其它标准,诸如棒束平均浓缩度,热-冷摆幅(在循环初期(BOC),从未加控制的热工况到有控制的冷工况,反应性的剧增),以及总照射量相关反应性。在确定堆芯新燃料棒束的设计或结构时还应该考虑照射量峰值,因为高的照射量峰值因子限制了最高棒束照射量,并因此限制了能在反应堆里装载的最大的换料浓缩度。
现在新棒束设计采用的是一种迭代方法。设计者利用一个给定的作为模型的堆芯来创作棒束设计,从该模型得到循环能量需求,运行限值以及热工限值的信息,对棒束的设计包括预定的平均浓缩度,钆棒数目,以及钆的平均浓缩度。然后利用作为棒束设计已知的各种计算机编码(栅格物理,截面拟合,R-因子计算等),建立新棒束设计模型,作为棒束模拟的一部分。接着将新棒束设计插入到一个堆芯模拟程序中,该程序是一个软件程序,可模拟配置新棒束设计的“虚拟堆芯”的反应堆的运行。设计者分析该堆芯模拟结果来修改新棒束设计。并将修改后的新棒束设计再次用棒束设计编码(棒束模拟)分析,并根据修改后的棒束设计对虚拟堆芯装料,用堆芯模拟程序(堆芯模拟)对装料后的虚拟堆芯的反应堆运行进行模拟来验证。设计者可以迭代重复这些步骤直到满足设计要求为止,使所有的预定热工限值,预定功率等都得到满足。
这种新棒束设计的迭代近似方法既耗时又低效。各种计算机编码的输入文件和执行文件全部都得创建并以正确次序运行。可以用一种迭代GUI程序(IBNDL)使大多数这些任务能自动进行,但是在过程的各个阶段仍然需要用户的有效干预。在棒束计算后,新棒束设计被添加到堆芯模拟程序输入时,要用手工或者借助另一个迭代GUI程序进行。所以并没有自动化,也没有把各种计算机编码合并到一个平台上。此外,这种迭代近似还会导致棒束设计包含复杂的燃料棒设计和结构,从而增加了生产制造的时间。
发明内容
本发明的一个范例性实施方案定向于为核反应堆堆芯确定新燃料棒束设计的方法。该方法可包括对多个输入的定义,包括用户定义的预定工况,用来对N个棒束组的各组评估一个或多个参考新燃料棒束设计,并对于N个棒束组的各组,根据在所评估的一个给定参考棒束设计的各棒束的各(i,j)棒位置上制造单个棒型的变化生成一种响应面。利用生成的该响应面反复进行一种搜索运算,来对沿N个棒束组横断面上的各组同时制造多个棒型变化的给定组合进行评估,以便为N个棒束组的各组确定出一个可接受的,满足用户定义的预定工况的燃料棒束设计。
本发明另一个范例性实施方案定向于采用优化法为核反应堆堆芯确定新燃料棒束设计的方法,其中利用至少一个优化例程程序来获得期望的燃料棒束设计,直到所评估的给定堆芯的N个新燃料棒束组都满足用户定义的预定工况为止。对于N个棒束组的各组,该优化例程程序的配置可以使得,在所评估的一个给定参考棒束设计的各棒束的各(i,j)棒位置上制造单个棒型变化的基础上,生成一种响应面。该优化例程程序可以自动评估多个候选新燃料棒束设计方案,各候选设计方案是通过利用生成的响应面,同时制造沿N个棒束组各组横断面上的多个棒型变化而产生的。对各候选设计方案的评估借助一个目标函数,它使得结果能收敛到一个期望的燃料棒束设计,能适用于N个棒束组的各组并满足用户定义的预定工况。
附图说明
从下面给出的详细描述以及所附随的图可以更加全面理解本发明的各范例性实施方案,其中,相同的元件用相同的参考数字表示,这只是一种说明方式,从而不对本发明的各范例性实施方案有限制。
图1阐明用于实施根据本发明范例性实施方案方法的一种布置。
图2阐明根据本发明一个范例性实施方案,在单个燃料棒中发生的变化对局部功率峰值分布的影响。
图3是一个流程图,它描述了根据本发明一个范例性实施方案确定新燃料棒束结构的方法。
图4是一个流程图,它更详细地描述了根据本发明一个范例性实施方案响应面的生成。
图5是一个流程图,它更详细地描述了根据本发明一个范例性实施方案的搜索运算。
图6是一个流程图,它更详细地阐明根据本发明实施方案用于接受新燃料棒束设计的检验子程序。
具体实施方式
如这里曾经采用的响应面,此后可偶而被称作响应面模型。另外,这里曾经描述过的“燃料棒束设计”可理解为设计一个或多个要制造的新燃料棒束,在一个计划的停堆期间,比如,要将它们插入到核反应堆装置现存的堆芯中去。设计可以针对一个或多个(N)新燃料棒束组,并可包括组的位置以及各组中新燃料棒束的位置,或者,对于一个特定的核反应堆装置的初始堆芯设计,可包括任意数目的新燃料棒束,或者任意数目的新燃料棒束组。
用于确定核反应堆堆芯新燃料棒束设计的方法和布置可以采用图形用户界面(GUI)和一种处理媒体(比如软件驱动程序,处理器,应用服务器等)。GUI和处理媒体与一种或多种计算服务器,数据库和/或存储器一起应用,可帮助用户或设计者以图形方式,通过对于每个棒束组,在一个或多个参考新燃料棒束设计中新燃料棒束的给定(i,j)棒位置上,一个燃料棒接一个燃料棒地制造变化,来加速对于给定堆芯直到N个棒束组的一个或多个现存的参考燃料棒束设计的评估过程,以至逐渐形成能满足某些预定工况或用户要求的堆芯新燃料棒束设计。
图1阐明用于实施根据本发明一个范例性实施方案的方法的一种布置100。参照图1,布置100可包括与内部存储器120通信的处理器110,该存储器120可包括一个或多个从属的储存响应面的数据库,该响应面将用于确定期望的,对N个棒束组都合适的新燃料棒束设计。
通常,响应面是一种运作得非常快的传递函数,其中输入给传递函数的变量‘X’(自变量,诸如控制叶片位置,受辐照燃料部位等)将生成输出变量‘Y’(应变量,诸如堆芯限值MFLPD,MAPLHGR,MFLCPR等,以及循环能量)。通过快速运作,响应面可在0.1秒内对一个给定的、候选棒束或堆芯设计进行评估,大大快于传统堆芯或棒束模拟程序的5分钟。所以可允许搜索运算(该运算可配备为一个优化的搜索子程序)审查好多万个方案(诸如候选新燃料棒束设计方案),而所用的时间和如果只单单利用堆芯和棒束模拟程序,审查少数几个方案的时间相同。通过前期运行几百次模拟程序案例(它为响应面生成导数),可以预先生成这种响应面。
存储器120可包括燃料棒型数据库,该数据库储存多种不同的燃料棒型以及相关的棒特性。这个储存棒型的数据库可以是一套标准化的棒型,适合于在一种或多种核反应堆装置的一个或多个堆芯中的应用,比方,如在Kropaczek等的共同未决的‘358申请中所描述过的。在为一个特定的核反应堆装置的特定堆芯开发的燃料棒束设计中,传统的设计方法通常利用任意数目不同的棒型,而没有关心成本和性能。但是,根据本范例性实施方案,从燃料棒型数据库中选择出一套指定的,标准化的棒型可被用来确定期望的新燃料棒束设计。因此,利用数量削减后的不同燃料棒型有可能对制作燃料棒束的数量没有限制,可以使堆芯设计效率更高更灵活,而且降低制造成本,并连同有可能改进堆芯热工限值的安全余量。
处理器110起中心连接作用,由该处理器可执行布置100中的实时和非-实功能,诸如图形用户界面(GUI)和浏览器功能,还可控制全部计算和数据的存取,以便确定出一个期望的燃料棒束设计,并且创建多种合适的图形表示法,用以表示有关确定堆芯N个棒束组的期望燃料棒束设计的各种结果。处理器110可以用传统微处理器,诸如目前可得到的PENTIUM处理器,构成。
布置100可具有一种网络形式。处理器110可以是网上应用服务器115(以点线表示)的一部分,以便内部和外部用户130通过适当加密的通信媒体,诸如一种加密的128位安全套层(SSL)连接125,进行存取,尽管本发明并不限于该加密通信媒体。
此后,用户这一术语可以既指内部用户也指外部用户。用户可以与网络连接,通过因特网从个人计算机,笔记本电脑,个人数字助理(PDA)等中任何一种,利用适当的输入装置,诸如键盘,鼠标,触摸屏,语音命令等,以及诸如一种基于因特网的web浏览器的网络接口133来输入数据或参数。再有,这样网络上的处理器110能够通过一种合适的,例如局域网(LAN)135连接访问内部用户130。
图形信息可通过128位SSL连接125或LAN 135进行通信,并能在一台合适的终端设备,诸如用户130的显示装置,PDA,PC等上面显示出来。比如,用户130可以是任何一个为了确定他或她的核反应堆堆芯的新燃料棒束设计,正在访问网点的核反应堆装置的代表,可以是一个为开发新燃料棒束设计利用本发明范例性实施方案,被某反应堆装置厂方雇请的卖主,或者是其他任何被授权接收或利用由本发明范例性实施方案生成信息的用户。
处理器110可有效地和密码服务器160连接。因此,处理器110可以利用密码服务器160执行所有的保密功能,甚至可建立防火墙来保护布置100的安全,使之免于受到来自外部的破坏。再有,密码服务器160可保护所有在网站注册用户的全部个人信息,并提供一个由本方法和布置100根据本发明范例性实施方案予以实施的程序。
如果处理器110是网络上应用服务器115的一部分,比如,传统的总线体系可被用作各部分之间的接口,诸如在许多计算机体系中的标准的外围元件接口(PCI)总线(140)。当然,也可选择其它的总线体系,诸如VMEBUS,NUBUS,地址数据总线,RAMbus,DDR(双数据率)总线等也能够被用来作这样的总线。
处理器110可包括一个GUI 145,它可作为浏览器被收容在软件当中。浏览器是向布置100的用户提供接口并与之互动的软件装置。浏览器负责将用户界面成分(如,超文本,窗口等)和图片进行格式化并予以显示。
浏览器通常由标准超文本标记语言(HTML)来控制和命令。此外,或者可选的是,在控制流动中GUI 145的任一决定当需要用户更详细的互动时,可采用JavaScript来执行。这两种语言都可被用户化或者去适应执行中指定的细节,利用熟知的JPG,GIF,TIFF以及其它标准化的压缩方案,可在浏览器上显示出图象,其它非标准化的语言和压缩方案也可用于GUI 145,诸如XML,“家庭-酿造”(home-brew)语言或其它已知的非标准语言和方案。
如上面指出的,处理器110可执行处理用户输入数据的所有计算要求,比如,对于待评估的N个新燃料棒束组,在一个或多个参考新燃料棒束设计中一个棒接一个棒地制造变化的基础上,生成响应面模型,并把该响应面储存到存储器120中,利用该响应面反复进行搜索运算来为N个棒束组确定一个可接受的新燃料棒束设计,并给出结果数据。与所接受的新燃料棒束设计有关的典型数据结果可具体表示为,例如一种两维(2-D)图,在这种图上,对于一个独特的所接受的新燃料棒束设计,在一个棒接一个棒的基础上,铀-235浓缩度和钆作为轴向高度的函数,并连同给出估计的R-因子和局部峰值数据,以及/或者,例如,其它装置有关数据,诸如和所接受的新燃料棒束设计有关的某些堆芯热工限值(如,MFLCPR,MFLPD和MAPLHGR)余量以及反应性余量(如冷态停堆反应性余量和热态剩余反应性)。这种数据可在处理器110的控制下通过GUI 145在适当的显示器上显示出来。
存储器120可与处理器110结为一体,比如,它可配置为外部的数据库服务器,和/或,也可配置在处理器可以访问的有关数据服务器之内。存储器120可储存响应面模型,该模型是通过在要评估的给定(i,j)棒位置,一个棒接一个棒地微扰一个(或多个)参考棒束设计而生成的。并且存储器120还可储存上述棒型数据库,下面将对它进行详细描述。响应面模型,或者已被核管理委员会(NRC)批准的现行燃料棒束模拟编码,诸如TGBLA或CASMO,都可为处理器110所采用来确定所评估的N个新燃料棒束组的各组沿燃料棒束横断面上所期望的变化。
可选地,处理器110可不执行计算,而是指引多个计算服务器150,比如,可体现为多个Windows 2000服务器,来执行生成响应面的计算,迭代搜索运算,执行目标函数计算,以及/或者执行一个(或多个)生成响应面的优化例程程序,迭代搜索运算并执行目标函数计算,以至减少收敛到一个接受的新燃料棒束设计的处理时间。再有,本发明范例性实施方案可以由处理器110驱动的软件程序实施,并由计算服务器访问存储器120而在计算服务器150上实施。
本发明范例性实施方案可生成响应面,并利用它来明确规定以下项目:对于N个棒束组,在待评估的参考新燃料棒束设计中所制造的个别(单个)燃料棒型变化之间的关系,用户定义并应予以满足的预定工况,诸如局部棒束约束,即局部峰值,R-因子,棒束平均浓缩度,用于确定堆芯反应性水平的热态和冷态的K∞,其中K∞是无限尺寸堆芯的中子增殖系数;总体堆芯限值,即,MAPLHGR,MFLCPR,MFLPD,冷态停堆反应性余量(CSDM),热态剩余反应性等,以及某些制造方面的约束,诸如所评估的堆芯中独特燃料棒束类型的数目,和/或已被评估堆芯中的一个或多个棒束中独特燃料棒束类型的数目。为了生成多个候选新燃料棒束设计,响应面是这样利用的:利用叠加原理,把沿N个棒束组横断面上多个燃料棒变化的输出予以组合,使得单个棒变化的多个输出组合,来创建候选棒束设计方案。对各候选设计方案都要计算目标函数,以便确定出一个期望的或者是对全部N个棒束组都可接受的,并满足用户定义预定工况的新燃料棒束设计。
图2阐明的是根据本发明一个范例性实施方案,在给定棒束中单个燃料棒的变化对一个典型的预定工况(局部功率峰值分布)的影响。图2用图解阐明对于一个棒束中单个棒束位置在响应面之内个别棒变化的微扰。在本范例情况下,显示的棒位置是一种典型的9×9燃料棒束,并用记号(i,j)表示在棒束中燃料棒的位置。从而,在(1,1)棒的平均浓缩度增加0.2wt%U235。由于在(1,1)位置浓缩度的这种变化,(1,1)位置的局部峰值提高约0.08,而(2,1)位置和(1,2)位置的局部峰值降低约0.01。
由多个个别燃料棒设计或“燃料棒型”(浓缩度和钆的分布)组成的燃料棒型数据库可作为相应燃料棒变化逐渐形成响应面的依据。该数据库内一个给定的燃料棒,无论该燃料棒是一种棒束连接棒,短棒,或是内圈棒(interior rod),将唯一地由轴区的号码和成分(U235浓缩度和钆的重量)所确定。
响应面的创建是通过,对于参考新燃料棒束设计的一个给定棒束中各(i,j)位置,把该(i,j)位置上当前燃料棒型换成燃料棒型数据库中的一个燃料棒型而进行的。该给定的棒束可位于一个或多个堆芯位置上,而且可以是一个棒束组的一部分。
对棒束设计进行棒束模拟可提供各种棒束输出,诸如R-因子分布,局部峰值分布,棒束平均浓缩度数据等。这些棒束模拟的输出然后被用于堆芯模拟的输入,堆芯模拟显示出根据微扰棒束设计给虚拟堆芯装料的效果(即,在新棒束设计内微扰单个燃料棒的效果),用于所评估堆芯内微扰新棒束设计所发生的各种情况。堆芯模拟的输出包括总体堆芯约束的数值结果,诸如MAPLHGR,MFLCPR,MFLPD,CSDM(冷态停堆反应性余量),和热态剩余反应性。借助系统地置换燃料棒型来微扰参考棒束设计的方法,是对燃料棒型数据库中的各棒型,并根据所评估的参考设计对N个棒束组各组的各个棒束中各(i,j)棒位置重复进行的。
这样储存生成的响应面包括多个数据组,各数据组包括根据对一个给定微扰参考棒束设计的棒束模拟所生成的局部响应,以及根据对一个装料的虚拟堆芯的堆芯模拟所生成的总体响应,其中,装料是根据通过棒束模拟运行微扰棒束设计进行的。换句话说,响应面表示出在一批相同的新燃料棒束设计内单个燃料棒型变化的效果。
图3用流程图描述了根据本发明一个范例性实施方案确定新燃料棒束设计的方法。图3中,包括对一个给定堆芯用户定义的预定工况的输入,开初时可被读入(300)到处理器110中。用户可通过输入装置(即,鼠标,触摸屏,键盘,音响命令等)以及GUI 145,比方,输入输入数据和预定工况。这些有定义的输入用于评估N个新燃料棒束组中各棒束的一个或多个参考新燃料棒束的设计。各棒束组可由一个或多个新燃料棒束位置组成。一个给定的参考新燃料棒束设计可以理解为包括棒束组在堆芯中的位置,以及棒束在各棒束组中的位置。一个棒束组可被定义为在一个包含相同燃料棒束设计的堆芯中新燃料位置的数目。从而各棒束组可包含一个初始的参考新燃料棒束设计,这将构成在生成响应面时对个别燃料棒型执行微扰的基础。对于一个包含N个棒束组的堆芯,将会有N个参考设计,尽管有可能不同的棒束组有相同的参考设计。
输入可包括一种初始堆芯的一种或多种受辐照燃料的装料方式,所评估反应堆装置的装置和循环策略(包括期望的循环能量),控制叶片模式,流量,为了确定接受的新燃料棒束设计待评估的棒束组数目(N),各棒束组现存的待评估或待微扰的参考新燃料棒束设计,燃料棒型数据库可提供的棒的棒型,该棒将被用来交换参考棒束设计中的棒以便生成响应面,以及N个棒束组的各组中棒的位置,其中燃料棒型数据库中各棒型被用来交换现在的燃料棒,除了某些运行限值和/或堆芯热工限值之外,堆芯的这些热工限值的余量也可以是输入。这种输入数据可储存在存储器120中,诸如在一种适合的从属数据库存储器120中。
用户定义的预定工况包括局部棒束约束,总体堆芯约束和制造约束。局部棒束约束可包括一个或多个局部峰值,R-因子,以及在所接受的新燃料棒束设计的棒束中要满足的平均棒束浓缩度约束或限值。这些仅是范例性的棒束约束,其它的局部棒束约束对于本技术领域的普通技术人员是显见的。总体堆芯约束可包括一个或多个所评估堆芯的极限功率密度最大份额(MFLPD),最大平均平面线性热量生成率(MAPLHGR),极限临界功率比最大份额(MFLCPR),冷态停堆反应性余量和热态剩余反应性约束或限值(总体堆芯热工限值或总体约束)。这些仅是典型的总体堆芯约束,其它的堆芯约束对于本技术领域普通技术人员而言是显而易见的。
制造约束可包括,例如,堆芯的最多棒型数以及所接受的新燃料棒束设计的棒束的最多棒型数(即,关于在各棒束中和/或沿堆芯横断面采用不同棒型的数目可能有限制)。与用户定义的预定工况/限值有关的数据可储存在存储器120内适当的数据库(图中未示)中。
在全部输入和限值被定义完成后,对于N个棒束组的各组,在所评估的给定参考棒束设计的各棒束的各(i,j)棒位置上,制造单个棒型的多次变化,可生成一个响应面(400)。然后反复进行搜索运算(500),利用所生成的响应面,对沿N个棒束组各组横断面同时制造的多个棒型变化给出的组合结果进行评估,从而为N个棒束组的各组确定出一个可接受的满足用户定义预定工况的燃料棒束设计。下面将更进一步详细描述响应面的生成和搜索运算的迭代。
通过棒-接-棒变化生成响应面
图4是一个流程图,它更详细地描述根据本发明一个范例性实施方案响应面的生成。
如上面简要讨论过的,由燃料棒设计(浓缩度和钆的分布)组成的燃料棒型数据库可用作单个燃料棒变化响应面逐渐形成的依据。仍然如上面讨论过的,该数据库内一个给定的燃料棒,无论该燃料棒是一种棒束连接棒,短棒,或是内圈棒,将唯一地由轴区的号码和成分(U235浓缩度和钆的重量)所确定。
参照图4,为了对一个选出的参考棒束设计进行评估(410),从存储器120的燃料棒型数据库的标准化燃料棒型组中选择出一个棒(420)。这可以由用户手动进行,通过输入装置和GUI 145选择出一个给定的棒型,或者,这可以是执行无须用户干预的优选方法的一部分。
开始创建响应面可如下进行:对一个给定棒束中各(i,j)位置,把该(i,j)位置上当前燃料棒型换成燃料棒型数据库中的一个燃料棒型(430)。该给定棒束可位于一个或多个堆芯位置上,如参考棒束设计所表明的,还可以是N个棒束组中的一个或多个组的一部分。任何情况下,用“新”棒型交换(i,j)位置现存的棒便创建出一种微扰参考棒束设计。
对棒束设计进行模拟(440)可提供多种棒束模拟输出,诸如R-因子分布,局部峰值分布,棒束平均浓缩度数据等。棒束模拟可由计算服务器150执行;然而,该棒束模拟可以是一种在布置100外部运行棒束模拟的方法。用户可应用熟知的由核管理委员会(NRC)批准的可执行燃料棒束模拟编码,诸如TGBLA或CASMO,或其它任何已知的棒束模拟程序软件,其中,如大家已经知道的,已对合适的模拟程序驱动器予以定义并编码。计算服务器150根据用户通过GUI 145的输入来执行这些棒束模拟程序。
这些棒束模拟的输出可用作堆芯模拟的输入(450)。棒束模拟输出包括局部棒的相互作用数据,诸如R-因子(用于计算MFLCPR)和局部峰值(用于计算MFLPD)以及均匀化核数据(例如核截面),它们都要被写入一个文件以表示堆芯工况,因为这关系到燃料温度,空泡份额,压力等。换句话说,为了对堆芯进行模拟,虚拟堆芯要按照微扰参考设计加装微扰棒束。虚拟堆芯是所评估堆芯的一种有代表性的模型,为了确定是否有工况违背任何由用户定义的预定工况(局部棒束和总体堆芯的热工限值),并确定是否有棒束超过了这些限值的余量,要用已知模拟程序对模拟堆芯进行模拟。
堆芯模拟可由计算服务器150执行;然而,该模拟可以是一种在布置100外部运行的3D模拟方法。用户可应用熟知的可执行的3D模拟程序,诸如PANACEA,LOGOS,SIMULATE,POLCA,或其它任何已知的模拟程序软件,其中,如大家已经知道的,已对合适的模拟程序驱动器予以定义并编码。计算服务器150可根据用户通过GUI 145的输入来执行这些模拟程序。
用户可在任何时刻利用GUI 145启动3D棒束和/或堆芯模拟,并可以有多种不同方法来启动一种模拟。比如,用户可从窗口拉下的菜单中选择“运行模拟”,或者,如大家知道的,点击网页任务条上“RUN”图符。再有,用户可接收模拟的图形更新或状态。有关的各种模拟虚拟堆芯数据可在存储器120内的排队数据库(未显示)中排队等候。如大家知道的,一旦模拟排进队伍,可以对用户进行音响和/或视觉提示,当模拟完成时也一样。
一旦虚拟堆芯装料完成,而且3D堆芯模拟运行,则产生的堆芯模拟输出(即,MFLPD,MAPLHGR,MFLCPR值等)可对堆芯所有位置,所有的受辐照点,和所有的轴向位置,从3D模拟程序中得到,并被储存为响应面的一个数据组。如果要求,可以向用户显示该数据。微扰棒束设计的棒束模拟输出和堆芯模拟输出可被储存(460)在存储器120内的一个适当的数据库中(未显示)。
如图4所示,功能420-460可反复进行,直到根据各参考新燃料棒束设计,各棒束中所评估的各(i,j)棒位置上的棒已经被各种棒型替换过为止,这些棒型可来自标准组,模拟的微扰棒束,以及根据各微扰棒束设计和堆芯模拟运行装料的虚拟堆芯。各微扰的棒束和堆芯模拟输出可储存为多个响应面数据组(490)。
因此,堆芯模拟表示出微扰新棒束设计内单个燃料棒的效果,用于所评估堆芯内微扰新棒束设计所发生的各种情况。堆芯模拟输出包括总体堆芯约束的数值结果,诸如MAPLHGR,MFLCPR,MFLPD,CSDM(冷态停堆反应性余量),和热态剩余反应性。如上面所讨论的,微扰燃料棒型的方法是对燃料棒型数据库中各棒型,对N个棒束组的各组中各棒束中各(i,j)位置重复进行的。
这样生成的响应面储存在存储器120中,它包括多个储存的数据组,各数据组包括一种估计的局部响应,它是根据对一个给定微扰参考棒束设计的棒束模拟生成的,以及一种总体响应,它是根据通过棒束模拟运行微扰棒束的堆芯模拟生成的。换句话说,响应面表示出在一批相同的新燃料棒束设计之内单个燃料棒型变化的效果。
响应面可预先逐渐形成,并储存在存储器120中,或者用户根据处理器110和计算服务器150的处理能力和速度以实时方式现场进行计算。响应面数据组的计算和储存是对N个棒束组的各组中各燃料棒束的所有燃料棒位置(i,j)进行的,可随空间和照射量而变化。
搜索运算
图5是一个流程图,它更详细地描述根据本发明一个范例性实施方案的搜索运算。一旦生成响应面,搜索运算就可由处理器110反复进行,或者由用户通过GUI 145发送命令,或者无需用户干预而是优选方法例程程序的一部分。其想法是利用来自储存响应面的数据组,通过把沿着全部所评估的N个棒束组横断面上多个棒型变化予以组合,来生成数目丰富的多个候选新燃料设计方案(510)。这可利用线形叠加原理进行,其中多个表示单个棒型变化的输出被予以组合,来创建制造多个棒型变化的候选新燃料棒束设计方案,上述单个棒型变化的数据被储存为响应面的一部分。对这些候选设计方案要进行评估,方法是利用一个目标函数,使得能把各方案收敛到一个期望的,或是全部N个棒束组都接受的新燃料棒束设计。
下面的表达式(1)阐明一个应用响应面的范例性计算,用来确定由于燃料棒型的多种变化Xi所产生的输出Y。在表达式(1)中,Yo代表未受微扰堆芯状态的响应,Ymodel代表受微扰状态堆芯的响应,ΔYi代表对燃料棒型微扰第i次响应的变化。(在400中生成的响应面表示出ΔYi)在确定响应模型时,利用线形叠加对所有n次燃料棒型变化求和:
Y mode l = y 0 + Σ i = 1 n x i Δ y i , x i ∈ N ∩ [ 0,1 ] - - - ( 1 )
响应Ymodel表示了从棒束模拟和堆芯模拟两者形成的输出。从而各候选设计方案将具有一个计算的Ymodel,它是根据表达式(1),在评估响应面的基础上计算的。如前面讨论的,棒束模拟输出包括R因子,局部峰值,平均棒束浓缩度。堆芯模拟输出包括MAPLHGR,MFLPD,MFLCPR,CSDM值等。
现在参照图5,对于各第j个候选设计方案,所储存的相应于该候选设计方案的棒束和堆芯模拟输出被输入到一个目标函数,以便为一个来自多个棒型变化生成的候选方案确定估计的目标函数值OBJEST(j),其中,对各候选设计方案,j=1-N。
一般,目标函数是一种数学方程式,该方程式把用户定义的多种预定工况(局部的、总体的和制造的约束)予以组合,并使候选棒束设计对预定工况的依附关系更加明显。例如,根据计算目标函数值的结果,用户有可能确定一个具体的候选棒束设计是否满足用户的预定工况。目标函数本身,以及计算的目标函数值可储存在有关数据库服务器(存储器120)内的目标函数值数据库中。
因而各候选设计的目标函数值可以对各个别约束进行计算,也可对所有约束作为一个整体进行计算,其中所有约束表示在一个特定堆芯中所评估的整体。目标函数的个别约束成分可以用表达式(2)描述的进行计算:
      OBJpar=MULTpar*(RESULTpar-CONSpar).   (2)
表达式(2)中“par”可以是用户定义的任何一个预定工况或者是其它的输入限值,诸如循环能量,流量,等。将会认识到,这些预定工况并不仅仅是要用于评估的可能候选参数,而且还是通常用来确定合适的核反应堆堆芯新燃料棒束设计的参数。总目标函数是全部约束的和,或者
          OBJTOT=SUM(par=1,31){OBJpar}.     (3)
在表达式(3)中指出的是三十一(31)种不同的约束(比如,包括用户定义的预定工况的总体或局部热工限值),要理解,在计算一个给定目标函数时,如果选择的约束数少于或多于31也是可以的。目标函数中,要评估的范例性的约束可包括,例如,在循环末期(EOC)一个或多个MFLCPR,MFLPD,MAPLHGR的最大值,积分功率,热态剩余反应性斜率,节块照射量比(NEXRAT),棒束平均照射量;以下约束的最大和最小值:%堆芯流量,%热态剩余反应性,平均空泡份额,轴向空泡倾斜,轴向功率倾斜,和轴向峰值;本征值(Δcycle)和EOC本征值的上、下容限,最小循环期间(MWD/st)和最小%停堆余量。此外,表达式(2)和(3)仅仅是为计算目标函数值范例性的方程式,范例性实施方案并不限于根据表达式(2)和(3)计算出的计算目标函数值。
现在来看表达式(2),假如RESULT小于CONS(如,没有违背一个给定的用户定义的预定工况),则将余量复位到0,且目标函数将为0。因此,目标函数值为0表示一个特定的约束没有被违背。正的目标函数值表示违背了预定工况,可能需要修正。另外,所估计的棒束模拟输出和堆芯模拟输出可以用空间坐标(i,j,k)和时间坐标(照射量步长)(如,在堆芯能量循环中的一个特定时间)的形式提供。所以,用户能够看到问题处于什么时间坐标(如,照射量步长)。因此,(基于新燃料棒束设计)被修改的堆芯只对该被确认的照射量步长有影响。
再有,可以把目标函数值作为各照射量步长的函数计算,再为整个新燃料棒束设计问题予以总计。对于各约束计算的目标函数值,以及每照射量步长的目标函数值,可以更进一步通过对各目标函数值的规一化进行检测,以便提供一个给定约束对总的目标函数值的百分比贡献。可以用手动方式利用目标函数值来确定新棒束设计的逐渐形成。例如,为确定什么参数违背其限值时,用户可以用图形方式来观察它们的目标函数值。这些图形表示包括局部棒束和/或总体堆芯约束值的2D视图,区别于用户定义的预定工况(即,限值和/或与该限值的余量),这些约束值是由堆芯模拟产生的,是照射量的函数。
因此,候选设计方案可按照它们计算估计出的目标函数值被分级(530)。对于沿N个棒束组横断面上多个棒型变化一个候选新燃料棒束设计方案来说,最低的正值OBJEST(j)对应‘最好的估计’。该方案可被选为期望的或可接受的,并满足用户定义预定工况的新燃料棒束设计方案。
如果可接受的新燃料棒束设计方案对给定的堆芯满足用户定义的预定工况,则可将与其有关的数据向用户输出。例如,处理器110,通过图形用户界面GUI 145,可输出一种合适的局部棒束数据的图形显示,诸如预定浓缩度分布图,以及,根据施加的多种燃料棒型变化所估计的,有关局部峰值和R-因子数值附加的浓缩度数据,以及/或者总体数据,诸如,作为照射量函数的MAPLHGR,MFLPD,MFLCPR,CSDM数值。
对所接受的新燃料棒束设计,用户可以要求检验对所评估的N个棒束组,所接受的新燃料棒束设计是不是最佳或最期望的设计,和/或要求判断是否可能再做任何改进。因此,用户可通过GUI 145实施检验子程序(600),或者,该检验可由一个例程程序自动进行,而无须用户干预,该例程程序是一个反复进行搜索运算的优化例程程序的一部分。至于确定是否对目标函数能做任何改进的想法是对最低的正值OBJEST(j)而言的。
图6是一个流程图,更详细地阐明根据本发明实施方案用于所接受新燃料棒束设计的检验子程序。在一个范例中,由虚拟堆芯以前堆芯模拟计算出的目标函数值中的任何变化都可向用户提供一种判断标准,用以估计对他们建议设计的改进(或退步)。如果一个目标函数值随着多次迭代增加,则表明用户的改变使得正创建的新燃料棒束设计正在偏离期望的方案,而如果相继迭代使目标函数值越来越小(如,目标函数值逐渐从正值下降到0),则表明迭代的堆芯设计有改进。由于目标函数值,用户定义的预定工况,以及通过连续迭代棒束/堆芯的模拟输出都储存在存储器120内各种不同的从属数据库中,所以如果证明后来的修改没有用处,可迅速检索出过去迭代的设计。
参照图6,对于所接受的新燃料棒束设计,可为该设计的棒束运行一种棒束模拟来生成实际的棒束模拟输出(610)。然后再对根据所接受的新燃料棒束设计给予装料的虚拟堆芯进行模拟,以便生成实际的堆芯模拟输出(620)。实际堆芯和棒束模拟输出连同用户定义的预定工况,可用于目标函数的输入,以便为所接受的新燃料棒束设计去计算实际的目标函数值OBJACT(630)。
这些功能可以由主处理器110或者由一个或多个计算服务器150通过重复上述已知的棒束和堆芯模拟软件程序,或者按照用户通过GUI145的指示来执行,或者它们是一个优化方法的一部分,该方法利用相同的目标函数能自动执行模拟功能和计算目标函数值。
紧接目标函数计算完成后,可向用户提供与目标函数计算有关的数据,包括任何局部棒束和/或总体堆芯的热工限值,这些限值在对所评估的,根据给定候选新燃料棒束设计方案装料堆芯的模拟过程中一直是被违背的。如果有要求,每次迭代后都可由用户显示图形数据,诸如,一个显示出来的约束参数表,表上给出用户定义的预定工况或限值,以及根据每种约束计算的各目标函数值。可利用适当的图形指示器突出显示被违背项目的工况/限值,并且还可以显示出各违背项目的贡献和百分比贡献(%)。
通过对图形数据的说明,用户将能决定OBJACT是否与OBJEST相等或是在一个可接受的余量之内。作为举例,比方,OBJACT可能比OBJEST大1%。在对个别约束成分更精密的检验后,意识到偏差的原始贡献者是MFLPD,因为偏差是在这里被揭示的,在对个别节块预测Kw/ft中存在的偏差比1%大,因而认为是不能接受的。这样,如果OBJACT与OBJEST相等或是在一个可接受的余量之内(640的输出为‘YES’),可给用户提供一份结果报告,报告包括,例如,用于所接受的新燃料棒束设计的设计参数(其中大多数是用户已知的,因为这些曾是用户作为输入输进的,以及/或者是用户定义的预定工况),以及相对用户定义的预定工况的余量。
如果在模拟和计算实际目标函数值之后,根据用户提供的图形数据的复查发现,OBJACT与OBJEST不相等或是不在一个可接受的余量之内,则用户可以把所接受的新燃料棒束设计设置为参考新燃料棒束设计(650),并迭代重复图4中的410-490(650)来生成一个修订的响应面,然后再迭代重复图5中的510-530(660)和图6的610-630中的检验子程序(670),来尽力发现目标函数中可改进之处。
因此,根据初始运行610-630后向用户提供的这种数据,可以为用户提供一个或多个有关堆芯设计(从而对所接受的新燃料棒束设计)需要做什么修改的推荐数据,如果有,则随后进行迭代。如果要求的话,在再次生成修订的响应面之前,可以对输入和/或对用户定义的预定工况施加这种变化,或者,比如,在410-490中再次生成响应面期间,作为用棒型微扰该修订参考棒束设计的一部分。
虽然个别修改可能有选地偏离用户的期望,但是可在显示器上,例如,以拉下菜单的方式提供过程推荐。这些推荐可以被划分为不同类别,诸如对能量有益的移动,对能量有害的移动,以及把过剩余量(从热工限值)转变为附加能量,虽然也可以开发其它类别。一个优选技术所致力的问题是要利用对能量有益的移动而不是对能量有害的移动。即使所接受的新燃料棒束设计(从而堆芯设计)满足全部预定工况和输入(由客户输入的装置具体约束,设计限值,热工限值等),用户仍然可以检验,一个特定约束或限值的任何过剩余量是否转变成为附加能量。这样,下面的逻辑陈述将呈现范例性的过程推荐,并应理解,本发明范例性实施方案并不只限于这些推荐:
对能量有益的移动
假如临界功率比(CPR)余量朝向堆芯周边过低,则向堆芯中心带去较强反应燃料(more reactive fuel)
假如在循环末期(EOC)NEXRAT(节块照射量比,一种热工余量约束)有问题,向有问题的位置移动较强反应(如,较少被辐照)燃料
假如在循环初期(BOC)在堆芯周边有CSDM(冷态停堆反应性余量)问题,向周边放置较弱反应燃料(less reactive fuel)
对能量有害的移动
假如CPR余量在EOC过低,移动较弱反应燃料到问题位置内
假如kW/ft余量在EOC过低,移动较弱反应燃料到问题位置内
把过剩余量转变为附加能量
假如在堆芯中心额外CPR余量在EOC过低,从周边位置移动较多反应燃料到堆芯中心
通过调用这样的过程推荐,用户能够反复改进所接受的新燃料棒束设计,直到计算的实际目标值等于图5中在530计算出的最低目标函数值,或者和后者的差数在可接受的范围内,这相应于从多个棒变化的重叠中选择出候选设计方案。图6中,功能610-630可反复迭代进行,直到(a)在新棒束设计中不能再做任何改进为止,或者(b)从实际棒束和堆芯模拟计算的目标函数值收敛到一个可接受的方案为止。只有这时设计者或用户才能考虑上述过程的推荐。
注意到,根据过程推荐对新的和照射位置的修改会导致用户重新定义他的棒束组。为了重复610-630,该棒束组是固定的。在重复610-630期间,对于每次迭代各棒束组都将随着一个新棒束设计的产生而结束。
往往,提供给用户的图形数据,诸如局部棒束约束值(R-因子,平均棒束浓缩度,局部峰值等)和总体堆芯约束值MFLPD,MAPLHGR,MFLCPR等,可以为堆芯里已修订所接受的新燃料棒束设计的所有位置,在所有照射点,以及在所有轴向位置,从3D模拟程序中得到。这使得能够揭示出随径向和轴向变化的趋势,判断在目标函数中的改进能否收敛到期望的方案。
优化减少处理时间
可选地,为了生成响应面和/或反复进行搜索运算以便收敛到一个期望的新燃料棒束设计,可利用优化技术来基本上减少处理时间。例如,优化法能够系统地改变燃料棒束中个别的浓缩度和可燃毒物值(即,对于所评估的N个棒束组的各组,在一个给定参考棒束设计的各(i,j)位置上,反复执行来自燃料棒型数据库不同棒型的交换和置换),利用响应面,在沿N FF(新燃料)棒束组横断面同时多次制造棒的变化来生成候选新燃料棒束方案,并对各候选方案计算目标函数值以确定各变化是否应该保留(并储存在存储器120中),这样,对燃料棒型变化设置进行的优化,便为所评估堆芯的N个棒束组创建出一个期望的新燃料棒束设计。
以上可以反复执行;即,对于各个棒位置和多个给定不同棒型的各个棒型,在燃料棒束中一个给定的棒位置上改变棒型,将棒束和堆芯模拟的响应储存为数据组,利用该数据组并利用线性叠加原理把制造多个棒型变化施加给参考棒束设计,来生成候选新燃料棒束设计方案,从而,利用储存的响应面数据组创建用目标函数评估的多个候选新燃料棒束设计方案。
在优化过程中,要详尽无遗、一一查点地探究燃料棒型和棒束(I,J)位置,根据优化技术或者所选的运算法则,并在计算目标函数值的基础上,多种变化是可能被接受的。最初在表达式(2)和(3)中曾对目标函数有过略述,现在可用表达式(4)对它作更一般的陈述:
Σ P Σ E p mode l - p t arg et , p ∈ P , - - - ( 4 )
其中,P代表要优化的参数组(除了要满足在对流量,控制叶片模式等指定输入时的预定循环能量之外,参数组可以是一个或多个用户定义的预定工况),E代表照射量。
这样,优化技术可以借助最高等级(最低的,正值)的目标函数值来确定出候选燃料棒束设计方案。在每次完全扫过(各第i,j位置都已经经历燃料棒型变化)N个棒束组的各组,并且直到所有的燃料棒型在各i位置都作了变化之后,该候选方案可被接受为一个接受的新燃料棒束设计。所应用的目标函数(以及最高等级的目标函数值是如何选择的),比如,可以取决于优化运算法则。
用户可以这样来应用布置100,使得能自动(或者通过GUI 145手动控制这样的运行)进行下面的相继反复运算:设置一个修订的参考新燃料设计,微扰该设计以便从多个棒型变化中生成候选棒束设计方案,计算修订的估计最低目标函数值,然后通过棒束/堆芯模拟检验所选择的候选设计,以图形方式向用户输出实际的棒束和堆芯模拟结果,确定在目标函数中是否还存在任何改进的可能。这样,根据所接受的新燃料棒束设计以及与这个期望的燃料棒束设计相关的数据可制造出一个或多个新燃料棒束,如同棒束和堆芯模拟得出的数据可能反映的一样。
优化运算
本发明范例性实施方案的优化技术可以从基于确定性的优化运算和基于随机的优化运算中进行选择。基于确定性的优化运算的一个例子是最速下降方法。在最速下降优化中,对N个棒束组在一个参考棒束设计的各燃料棒束中的各(i,j)位置上,可以通过用各种不同棒型插入其中来进行系统地分析。换句话说,用各种棒型对各个位置进行尝试,以及,作为优化的一部分,对各燃料棒束设计都运行目标函数以便得到估计的目标函数值。最低的、正目标函数值代表等级最高的估计目标函数值,表示估计的棒束和估计的堆芯的模拟输出(局部和总体约束,棒型约束)最接近用户定义的约束,是一个没有违背任何一个约束(或几乎没有违背约束)的燃料棒束设计。
所以,具有估计目标函数值最低的候选新燃料棒束方案可被选为接受的新燃料棒束设计,或者,进一步作为检验子程序的一部分,被实际棒束模拟评估,并插入虚拟堆芯用于堆芯模拟,使得生成实际的棒束和堆芯模拟输出,该输出是目标函数的输入,以确定是否还有改进的可能(将实际的目标函数值与估计的目标函数值比较)。
模拟退火是一个基于随机优化运算的例子。模拟退火优化运算看起来避免了局部的最小化,它借助偶而接受“坏”的变化来搜索总体最小值使得能够完全探究搜索空间。这和最速下降方法相反,后者总是接受迭代中的最佳选择,并倾向抓住局部的最小值。而采用模拟退火方法时,存储器120的燃料棒型数据库中的棒型以及在参考棒束设计(或者最初接受的新燃料棒束设计)中的位置都是随机选择的。但将那个棒插入被选择的(i,j)棒位置引起的浓缩度变化是确定的,再(通过响应面)计算目标函数。然后检验该目标函数值:如果它显出比燃料棒束不曾变化时的目标函数值有改进,那么,相应于那个目标函数值的设计就可被接受。
如果该变化产生的目标函数值更高(即,改变的棒束设计比现存的参考或所接受的燃料棒束设计差),则随着重复次数增加该变化被接受的几率下降。这样,开头接受了很多“坏”的变化,而到优化末期,接受的“坏”变化几乎没有了。数学上,这种接受几率可以用表达式(5)描述:
p = e - ΔF T ( n ) , - - - ( 5 )
其中,ΔF是当前接受的和新的新燃料棒束设计之间目标函数的变化,T(n)是由表达式(6)定义的温度:
           T(n+1)=T(n)*α              (6)
其中,n是迭代次数,α是“冷却”常数,即,温度降低的速率。较高(较慢)的速率确保能正确地探究搜索空间,而较低(较快)的速率会造成优化停留在一个局部最小值上。每次迭代都可尝试棒变化的一组数,而组的数目,比如,可在几个到几千之间变化,优选约100-1000。所有这些参数在GUI 145中都是默认的,不过也可以由用户在运行非典型优化时进行变更。
如前面讨论过的,一个目标函数可被应用于评估在各棒位置上各种棒型的变化,以便在该特定棒位置上通过棒型变化为燃料棒束设计确定一个目标函数值。目标函数值最低(即,最高等级)的燃料棒束设计可被选择为候选(修订的)新燃料棒束设计,这个设计由棒束和堆芯模拟检验来生成实际的棒束和堆芯模拟输出,然后再用目标函数对该输出进行评估便可对改进作出判断。
产生的MFLPD,MAPLHGR,和MFLCPR值可以为用户,为堆芯里试验燃料棒束的所有位置,在所有照射点,和在所有轴向位置,从3D模拟程序中抽出并以图形显示出来。这使得能够揭示出随径向和轴向变化的趋势。再有,利用用户定义的预定工况和/或其它输入或限值,以及经识别能够向用户提供的3D模拟程序结果,则堆芯里的违背项目可被识别,并且可向用户提供过程推荐,以供修改所接受的新燃料棒束设计来重新评估再次生成的修订的响应面,一组修订的候选新燃料棒束设计方案,以及目标函数的再次迭代,使得收敛到一个显示有改进的期望燃料棒束设计方案,如对图6所讨论的。
本发明范例性实施方案可提供多个有利条件。由于响应面和的目标函数的应用,连同耦合的3D模拟程序以及在进行新燃料棒束设计中采用棒束设计编码,基本上减少工时并减少操作错误,所以能够实现新燃料棒束设计(从而堆芯设计),同时改进了燃料循环经济和新燃料的利用,并潜在地提高了运行的灵活性。在逐渐形成设计方案时,因为采用了一套标准化的棒型,在确定期望的新燃料棒束设计中,用的芯块和棒型可能比较少,故而可降低制造成本。
提出设计问题并使得多个功能,诸如响应面的生成,与GUI关联进行棒束和堆芯的模拟以及目标函数的计算,以及因特网的可存取性等功能自动化,可进一步减少工时需求并使设计更加灵活。在向一个期望的、适合于所给输入和用户定义的预定工况的新燃料棒束设计收敛过程中使上述功能自动化,以及优化的应用将进一步减少操作错误,使得更加容易实现以至更为有利的设计方案。当给出的设计不满足用户设计工况时,提供的过程推荐可减少推测工作量,有助于实现一个期望的新燃料棒束设计方案,进而堆芯的设计。
对本发明的范例性实施方案就这样进行了描述,显然,同样的实施方案可以有多种变化方式。不能把这样的更改看作偏离本发明范例性实施方案的构思和范围,所有这样的修改,本领域的技术人员显然乐于将它们包括在下面权利要求的范围之内。
附图标记列表
  100   布置
  110   主处理器
  115   应用服务器
  120   存储器/数据库服务器
  125   安全套层(SSL)连接
  130   外部/内部用户
  133   网络接口(I/F)
  135   局域网(LAN)
  140   总线
  145   图形用户界面(GUI)
  150   计算服务器
  160   密码服务器

Claims (14)

1.一个确定核反应堆堆芯新燃料棒束设计的方法,包括:
定义多个输入(300),它包括用来对N个棒束组的各组评估一个或多个参考新燃料棒束设计的用户定义的预定工况;
对于N个棒束组的各组,根据在所评估的一个给定参考棒束设计的各棒束的各(i,j)棒位置上制造单个棒型变化来生成一种响应面(400);和
利用生成的响应面反复进行一种搜索运算(500),来对沿N个棒束组各组横断面同时制造多个棒型变化的给定组合进行评估,以便为N个棒束组的各组确定出一个可接受的,满足用户定义的预定工况的新燃料棒束设计。
2.权利要求1的方法,其中所述输入包括:一个或多个初始堆芯受辐照燃料的装料方式、所评估反应堆装置的装置和循环策略、控制叶片模式、堆芯流量、用于确定所接受的新燃料棒束设计的待评估的棒束组数目(N)、对各棒束组待评估或待微扰的现存参考新燃料棒束设计、燃料棒型数据库能够提供的棒型,该棒将被用来交换参考棒束设计中的棒以便生成响应面、以及N个棒束组中的每一组中棒的位置,其中燃料棒型数据库中各棒型被用来交换参考棒束设计中的棒以便生成响应面,以及N个棒束组中的每一个中的棒的位置,在该N个棒束组中,燃料棒型数据库中各棒型被用来交换现存的燃料棒。
3.权利要求1的方法,其中预定工况包括局部棒束约束,总体堆芯约束和制造约束。
4.权利要求3的方法,其中
局部棒束约束包括一个或多个局部峰值,R-因子,以及在所接受的新燃料棒束设计的棒束中要满足的平均棒束浓缩度约束,
总体堆芯约束包括一个或多个极限功率密度最大份额(MFLPD),最大平均平面线性热量生成率(MAPLHGR),极限临界功率比最大份额(MFLCPR),冷态停堆反应性余量和热态剩余反应性约束,和
制造约束包括以下两个约束中的一个或两个:堆芯的最多棒型数以及所接受的新燃料棒束设计的棒束的最多棒型数。
5.权利要求1的方法,其中生成响应面包括:
根据N个棒束组各组给定的参考棒束设计,在一个给定的棒束的各(i,j)位置制造单个棒型变化,对N个棒束组的各组一个给定的参考棒束设计进行微扰(410,420,430),其中,储存在燃料棒型数据库中的多个棒型的各棒型被选择去置换一个给定棒束中各(i,j)位置一个给定的棒来为N个棒束组各组生成多个微扰棒束设计;
对该微扰设计的各棒束执行棒束模拟(440)生成相应的棒束模拟输出;
对一个利用该微扰设计的微扰棒束装料的虚拟堆芯进行堆芯模拟(450),以生成堆芯模拟输出,和
将棒束模拟输出和堆芯模拟输出储存(460)为响应面数据组,各响应面数据组包括根据对一个给定的,由于单个棒型变化产生微扰的微扰棒束设计的棒束模拟生成的局部响应,以及一个通过棒束模拟运行微扰棒束的堆芯模拟生成的总体响应。
6.权利要求1的方法,其中迭代搜索运算包括:
利用上述响应面,生成由于沿N个棒束组各组横断面同时制造多个棒型变化而形成的多个候选棒束设计方案(510),以便对各给定的候选设计,从该给定候选设计的响应面获得棒束模拟输出和堆芯模拟输出,
将各候选设计的棒束模拟输出和估计的堆芯模拟输出输入(520)到一个目标函数,以便为各候选方案得到一个估计的目标函数值,以及
根据候选棒束设计方案的目标函数值将它们分级(530),具有最低的估计目标函数值的候选棒束设计方案代表一个对N个棒束组各组都可接受并满足用户定义预定工况的新燃料棒束设计。
7.权利要求6的方法,进一步包括:
对所接受的新燃料棒束设计进行检验(600),以证明不可能再对该设计做任何改进:
对所接受设计的棒束执行棒束模拟(610)以生成实际的棒束模拟输出,以及对一个装料的虚拟堆芯执行(620)堆芯模拟以生成实际堆芯模拟输出,其中,装料是根据通过棒束模拟运行所接受的设计进行的,和
在实际棒束和堆芯模拟输出的基础上,确定一个实际的目标函数值(630),其中,如果实际的目标函数值等于估计的目标函数值或者与它的差数在一个给定的可接受的余量之内(640),则对所有N个棒束组所接受的新燃料棒束设计(680)不存在改进。
8.权利要求7的方法,进一步包括:
如果实际的目标函数值不等于估计的目标函数值或者与它的差数在一个可接受的余量之内,设置接受的新燃料棒束设计设置为修改的参考新燃料棒束设计(650);和
重复生成响应面(650)并迭代搜索运算(660)以便确定一个修改的可接受的新燃料棒束设计。
9.权利要求8的方法,它进一步包括:
迭代重复设置,生成和迭代功能,直到实际的目标函数值等于估计的目标函数值或者与它的差数在一个给定的可接受的余量之内为止,或者直到在当前和过去迭代计算的实际目标函数值之间显示不出改进为止。
10.权利要求6的方法,其中燃料棒数据库储存一种特定的含有可选择燃料棒型的标准化组,用于制造单个棒型变化。
11.权利要求1的方法,进一步包括向用户提供推荐以便修改所接受新燃料棒束设计。
12.一个确定核反应堆堆芯新燃料棒束设计的方法,包括:
对于直到N个新燃料棒束组一个给定的所评估的堆芯,利用至少一个优化例程程序以达到一个期望的满足用户定义的预定工况的燃料棒束设计,该至少一个优化例程程序被配置为:
对N个棒束组各组,在所评估的一个给定的参考棒束设计的各棒束的各(i,j)棒位置上制造单个棒型变化的基础上生成响应面(400);和
利用一种目标函数评估多个候选新燃料棒束设计方案(500),使之收敛到N个棒束组各组所期望的,满足用户定义的预定工况的燃料棒束设计方案,其中,各候选设计方案是利用生成的响应面,沿N个棒束组各组横断面同时制造的多个棒型变化生成的。
13.权利要求12的方法,其中
用于确定期望的燃料棒束设计的目标函数是和优化例程程序相关的;和
优化例程程序是一种基于随机的和基于确定的优化运算。
14.一种核反应堆堆芯,它根据按照权利要求1的方法确定的所接受的新燃料棒束设计来装载新燃料棒束。
CN2005101375829A 2004-12-30 2005-12-30 确定核反应堆堆芯新燃料棒束设计的方法 Active CN1819064B (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US11/024973 2004-12-30
US11/024,973 US7574337B2 (en) 2004-12-30 2004-12-30 Method of determining a fresh fuel bundle design for a core of a nuclear reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1819064A true CN1819064A (zh) 2006-08-16
CN1819064B CN1819064B (zh) 2012-05-23

Family

ID=36641746

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2005101375829A Active CN1819064B (zh) 2004-12-30 2005-12-30 确定核反应堆堆芯新燃料棒束设计的方法

Country Status (7)

Country Link
US (1) US7574337B2 (zh)
EP (1) EP1699057B1 (zh)
JP (1) JP5357376B2 (zh)
KR (1) KR101211903B1 (zh)
CN (1) CN1819064B (zh)
MX (1) MXPA06000104A (zh)
TW (1) TWI366199B (zh)

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105917416A (zh) * 2013-11-21 2016-08-31 泰拉能源公司 用于生成核反应堆堆芯装载分布的方法和系统
CN108511093A (zh) * 2018-04-16 2018-09-07 西安交通大学 一种压水堆燃料棒束高温加热夹持实验装置
CN108597625A (zh) * 2018-05-08 2018-09-28 西安交通大学 一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置
CN109359433A (zh) * 2018-12-04 2019-02-19 中国核动力研究设计院 一种堆芯换料设计的自动化方法
CN110199360A (zh) * 2016-11-25 2019-09-03 法国电力公司 核电站维护的优化
CN110402467A (zh) * 2017-02-27 2019-11-01 泰拉能源公司 用于为核反应堆建模的系统和方法
CN110556169A (zh) * 2019-08-23 2019-12-10 中国原子能科学研究院 全堆芯子通道热工水力模拟的求解域划分方法

Families Citing this family (38)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9047995B2 (en) * 2002-12-18 2015-06-02 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Method and system for designing a nuclear reactor core for uprated power operations
US7200541B2 (en) * 2002-12-23 2007-04-03 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and arrangement for determining nuclear reactor core designs
US7231333B2 (en) * 2003-03-31 2007-06-12 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and arrangement for developing core loading patterns in nuclear reactors
US8873698B2 (en) * 2002-12-18 2014-10-28 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Computer-implemented method and system for designing a nuclear reactor core which satisfies licensing criteria
US7337099B2 (en) * 2002-12-23 2008-02-26 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method, arrangement and computer program for generating database of fuel bundle designs for nuclear reactors
US7424412B2 (en) * 2002-12-23 2008-09-09 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of determining nuclear reactor core design with reduced control blade density
US8185836B2 (en) * 2006-02-16 2012-05-22 Global Nuclear Fuel - Americas Llc Display, visualization, and processing tool for channel distortion and cell friction mitigation
US8582713B2 (en) * 2006-10-31 2013-11-12 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method for improving energy output of a nuclear reactor, method for determining natural uranium blanket layer for a fuel bundle, and a fuel bundle having a variable blanket layer
US7472045B2 (en) * 2006-12-13 2008-12-30 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Method for perturbating a nuclear reactor core fuel bundle design to generate a group of designs
US7685079B2 (en) * 2006-12-21 2010-03-23 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Methods for evaluating robustness of solutions to constraint problems
US7633531B2 (en) 2006-12-31 2009-12-15 General Electric Company Systems and methods for quantitatively assessing the quality of an image produced by an imaging system
JP4977497B2 (ja) * 2007-03-08 2012-07-18 富士通株式会社 部品の三次元モデルの選別を行うためのプログラム、方法、システム
US20080219394A1 (en) * 2007-03-08 2008-09-11 Mccord Richard D Method and system for calculating an adjusted peak nodal power in a nuclear reactor
US20110002432A1 (en) * 2009-07-01 2011-01-06 Westinghouse Electric Company Llc Incore instrument core performance verification method
US20110246153A1 (en) * 2010-04-05 2011-10-06 Benjamin James Schultz Method for pellet cladding interaction (pci) evaluation and mitigation during bundle and core design process and operation
US9378853B2 (en) 2010-10-21 2016-06-28 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor
US9424376B2 (en) 2011-11-18 2016-08-23 Terrapower, Llc Enhanced neutronics systems
KR101266522B1 (ko) * 2012-01-09 2013-05-24 한국전력기술 주식회사 3차원 모델에 기반하고 몬테칼로법을 이용한 원자력발전소 노외계측기 형상처리함수 결정의 오차 감소 방법
US9620250B2 (en) 2012-02-02 2017-04-11 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Spacer grid
US9805832B2 (en) 2012-02-27 2017-10-31 Bwxt Mpower, Inc. Control rod drive mechanism (CRDM) mounting system for pressurized water reactors
US9911512B2 (en) 2012-02-27 2018-03-06 Bwxt Mpower, Inc. CRDM internal electrical connector
US9959944B2 (en) 2012-04-12 2018-05-01 Bwxt Mpower, Inc. Self-supporting radial neutron reflector
US10102933B2 (en) 2012-04-13 2018-10-16 Bwxt Mpower, Inc. Control rod assembly impact limiter
US10124472B2 (en) 2012-04-16 2018-11-13 Bwxt Mpower, Inc. Lower end fitting locknut for nuclear fuel assembly
US9530526B2 (en) 2012-04-17 2016-12-27 Bwxt Mpower, Inc. Riser transition element for compact nuclear reactor
US9378852B2 (en) 2012-04-17 2016-06-28 Bwxt Mpower, Inc. Spacer grids for nuclear reactor
US9754688B2 (en) 2012-04-17 2017-09-05 Bwx Technologies, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate
US11289209B2 (en) 2012-04-17 2022-03-29 Bwxt Mpower, Inc. Lower end fitting locating pins
US9881701B2 (en) 2012-04-17 2018-01-30 Bwxt Mpower, Inc. Spacer grids with springs having improved robustness
CN104246903A (zh) 2012-04-17 2014-12-24 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 小型模块化反应堆燃料组件
US9666313B2 (en) 2012-04-17 2017-05-30 Bwxt Mpower, Inc. Small modular reactor refueling sequence
US9767930B2 (en) 2012-04-17 2017-09-19 Bwxt Mpower, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate
US9620253B2 (en) 2012-04-17 2017-04-11 Bwxt Mpower, Inc. Riser cone apparatus to provide compliance between reactor components and minimize reactor coolant bypass flow
US9922731B2 (en) 2012-04-17 2018-03-20 Bwxt Mpower, Inc. Resistance welding of an end cap for nuclear fuel rods
US9887015B2 (en) 2012-04-17 2018-02-06 Bwxt Mpower, Inc. Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor
KR101653155B1 (ko) * 2015-03-06 2016-09-02 한국원자력연구원 고속로의 노물리 시험을 위한 시험 장치 및 방법
CN108897907A (zh) * 2018-05-25 2018-11-27 哈尔滨工程大学 一种用于反应堆堆芯热工水力分布并行计算的方法
CN111584106B (zh) * 2020-04-17 2022-04-19 岭东核电有限公司 核电站燃料机组替代方法、装置、设备和存储介质

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH05134079A (ja) * 1991-11-13 1993-05-28 Toshiba Corp 原子炉出力分布監視装置
JPH05142370A (ja) * 1991-11-18 1993-06-08 Toshiba Corp 原子炉の燃料集合体
JPH07260985A (ja) * 1994-03-17 1995-10-13 Hitachi Ltd 原子炉炉心設計支援装置
US5923717A (en) * 1996-01-29 1999-07-13 General Electric Company Method and system for determining nuclear core loading arrangements
US5790618A (en) * 1997-07-21 1998-08-04 General Electric Company Method and system for determining the impact of a mislocated nuclear fuel bundle loading
US6748348B1 (en) * 1999-12-30 2004-06-08 General Electric Company Design method for nuclear reactor fuel management
US20030086520A1 (en) * 2001-11-07 2003-05-08 Russell William Earl System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor
US7231333B2 (en) * 2003-03-31 2007-06-12 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and arrangement for developing core loading patterns in nuclear reactors
US7200541B2 (en) * 2002-12-23 2007-04-03 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and arrangement for determining nuclear reactor core designs
US7222061B2 (en) * 2002-12-18 2007-05-22 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and arrangement for developing rod patterns in nuclear reactors
US7337099B2 (en) * 2002-12-23 2008-02-26 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method, arrangement and computer program for generating database of fuel bundle designs for nuclear reactors
US20040191734A1 (en) * 2003-03-31 2004-09-30 Russell William Earl Method and arrangement for determining fresh fuel loading patterns for nuclear reactors
US7280946B2 (en) * 2003-04-30 2007-10-09 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and arrangement for determining pin enrichments in fuel bundle of nuclear reactor

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105917416A (zh) * 2013-11-21 2016-08-31 泰拉能源公司 用于生成核反应堆堆芯装载分布的方法和系统
CN105917416B (zh) * 2013-11-21 2018-10-30 泰拉能源公司 用于生成核反应堆堆芯装载分布的方法和系统
CN110199360A (zh) * 2016-11-25 2019-09-03 法国电力公司 核电站维护的优化
CN110199360B (zh) * 2016-11-25 2023-07-07 法国电力公司 用于核电站的维护的方法
CN110402467A (zh) * 2017-02-27 2019-11-01 泰拉能源公司 用于为核反应堆建模的系统和方法
CN110402467B (zh) * 2017-02-27 2023-04-28 泰拉能源公司 用于为核反应堆建模的系统和方法
CN108511093A (zh) * 2018-04-16 2018-09-07 西安交通大学 一种压水堆燃料棒束高温加热夹持实验装置
CN108597625A (zh) * 2018-05-08 2018-09-28 西安交通大学 一种研究铅基反应堆棒束通道内熔融物迁徙行为的实验装置
CN109359433A (zh) * 2018-12-04 2019-02-19 中国核动力研究设计院 一种堆芯换料设计的自动化方法
CN110556169A (zh) * 2019-08-23 2019-12-10 中国原子能科学研究院 全堆芯子通道热工水力模拟的求解域划分方法
CN110556169B (zh) * 2019-08-23 2022-04-08 中国原子能科学研究院 全堆芯子通道热工水力模拟的求解域划分方法

Also Published As

Publication number Publication date
MXPA06000104A (es) 2006-07-19
US7574337B2 (en) 2009-08-11
EP1699057A2 (en) 2006-09-06
EP1699057B1 (en) 2018-06-27
JP2006189439A (ja) 2006-07-20
TWI366199B (en) 2012-06-11
EP1699057A3 (en) 2014-07-09
KR20060079113A (ko) 2006-07-05
CN1819064B (zh) 2012-05-23
JP5357376B2 (ja) 2013-12-04
US20060149514A1 (en) 2006-07-06
KR101211903B1 (ko) 2012-12-13
TW200638438A (en) 2006-11-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1819064A (zh) 确定核反应堆堆芯新燃料棒束设计的方法
KR100951421B1 (ko) 원자로 노심 설계를 결정하는 방법 및 장치
US8873698B2 (en) Computer-implemented method and system for designing a nuclear reactor core which satisfies licensing criteria
US7424412B2 (en) Method of determining nuclear reactor core design with reduced control blade density
US7222061B2 (en) Method and arrangement for developing rod patterns in nuclear reactors
JP2006017718A (ja) 原子炉の燃料集合体設計を生成するための方法、装置、及びコンピュータプログラム
US9047995B2 (en) Method and system for designing a nuclear reactor core for uprated power operations
JP2004301841A (ja) 原子炉の炉心ローディングパターンを開発するための方法及び装置
JP2006017717A (ja) 原子炉の標準ロッドタイプを決定するための方法、装置、及びコンピュータプログラム
Zeng et al. Development of multi-objective core optimization framework and application to sodium-cooled fast test reactors
JP2004301840A (ja) 原子炉の未使用燃料ローディングパターンを判定するための方法及び装置
Li Monte Carlo investigation of the UK’s first EPR nuclear reactor startup core using serpent
JP2006317450A (ja) 原子炉における燃料集合体を形成する方法
JP5052744B2 (ja) 原子炉の炉心の燃料束構成を判定する方法
Liu et al. Radial Basis Function Surrogate Model‐Based Optimization of Small Light‐Weight Lead‐Bismuth Reactor Core

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant