一种核反应堆次临界度测量方法技术

本发明专利技术公开了一种核反应堆次临界度测量方法，具体涉及一种利用概率论算法结合物理计算来测量反应堆次临界度的方法，本发明专利技术针对现有反应堆次临界度测量方法基于点堆模型的不足，通过物理模型计算修正因子，建立了一种能够消除点堆模型测量误差的反应堆次临界度测量方法；采用基于高精度三维物理模型计算的修正因子，改进了原有次临界度测量方法的不足，提高了次临界度测量结果的准确性。

A method for measuring subcritical degree of nuclear reactor

The invention discloses a subcritical reactor measurement method of nuclear, in particular to a using probabilistic algorithm combined with physical calculation method of measuring the subcritical reactor of the present invention, a subcritical reactor measurement method based on point reactor model, through physical model to calculate the correction factor, to establish a new the elimination of a subcritical reactor measurement method of point reactor model with measurement error; correction factor calculation of high precision 3D physical model based on the improved original subcriticality measurement method, improve the accuracy of the measurement results of the critical time.

【技术实现步骤摘要】
一种核反应堆次临界度测量方法
本专利技术涉及反应堆次临界度测量领域，具体地，涉及一种利用概率论算法结合物理计算来测量反应堆次临界度的方法。
技术介绍
根据法规要求，在反应堆装卸料过程、或物理启动试验前的控制棒调试过程，为确保核安全，需要测量反应堆的次临界度，在反应堆零功率物理试验时，也需要测量反应堆次临界度，为校核理论计算提供数据。现有测量方法为中子源倍增法，该方法测量原理简单，测量设备容易获得，适用于各种复杂的情况。但该方法基于点堆模型，测量过程受中子通量高次谐波、中子通量分布空间效应以及源中子价值变化的影响，测量结果存在误差，在深次临界状态下进行测量误差较大，在某些接近临界的测量状态甚至会出现次临界度低估的情况。因此，在次临界度测量过程中直接使用该方法存在不确定性。现有次临界度测量方法基于点堆模型，反应堆内有源、次临界状态下，堆内中子增殖无穷代后，堆内中子总数呈以下规律：其中，N为堆内中子总数，Nc为探测器中子计数，ε为与探测器特性相关的常数，S0为中子源强，l为瞬发中子寿命。由式(2)可得：通过计算得到参考状态的有效中子倍增因子kref，并通过测量得到参考状态的中子计数Nc,ref以及待测状态的中子计数Nc,1后，由上述两式即可得到待测状态的有效中子倍增因子k1，实现临界监督：该方法基于点堆模型，将探测器处的计数视为堆内的平均水平进行比较。然而对于堆芯局部引入反应性的状态，堆内各处中子通量分布、中子价值存在较大差异，不同状态下探测器处中子通量的差异则更为明显。在此种情况下直接使用源倍增法进行临界监督，测量结果存在较大误差。目前国内尚无其他单位开展过基于概率论算法的次临界度测量修正方法开发或相关专利技术的报道。因此，需要针对自主堆芯与国外堆芯的差异性，掌握自主化的基于概率论算法的次临界度测量方法，为堆芯次临界度测量提供能力。
技术实现思路
本专利技术的目的在于提供一种可消除中子通量高次谐波、中子通量分布空间效应以及源中子价值变化影响的次临界度测量方法，尤其针对深次临界度以及反应堆局部引入反应性的次临界度测量，弥补现有反应堆次临界度测量方法的不足，提高反应堆次临界度测量的准确性。鉴于点堆模型存在不足，现从三维空间能量的中子扩散方程出发，得到基于计算修正的次临界度测量公式：其中：是基准次临界状态下的中子计数率，是待测次临界状态的中子计数率，ρref为基准次临界状态下的次临界度，Cl表示修正因子，表示如下：其中，上标+表示共轭，上标c表示本征值方程的解，上标s表示定源问题扩散方程的解，下标数字1表示基波，下标字母l表示待测次临界状态的参数，下标ref表示基准状态的参数，F表示中子产生算符，表示探测器位置，小括号(a,b)表示内积。通过物理计算，由(6)式得到各个待测状态的修正因子，通过测量，得到待测状态的中子计数率，结合基准状态的次临界度值以及中子计数率，通过(5)式即可得出次临界度。本专利技术提供一种基于概率论算法的核反应堆次临界度测量方法，所述方法按如下步骤进行：(1)基于概率论算法的次临界度测量物理修正模型基于概率论算法对反应堆堆芯进行建模，根据燃料棒、控制棒、可燃毒物棒、控制棒导向管、堆芯围板等的设计尺寸和材料参数对核反应堆堆芯进行精确地三维建模。以材料均匀混合的建模方式，根据设计尺寸，对堆芯上部、下部的相关构件进行简化建模。(2)基于概率论算法的修正因子计算方法由(6)式可以看出，要想计算修正因子，首先需要先得到核反应堆的裂变中子分布、共轭通量分布以及探测器处中子通量。相比于一般确定论方法，概率论算法可以根据计算对象的不同，精确地描述物理模型。对于复杂的反应堆，要完成堆芯通量以及堆外探测器处中子通量分布的计算，该方法是一个较好的选择。因此，基于概率论算法完成修正因子中各项物理参数的计算，得出最终的修正因子。a.裂变中子分布通过概率论算法统计燃料芯块内的中子通量，同时得出宏观裂变截面、平均裂变中子数v，将得出的宏观裂变截面、平均裂变中子数v与中子通量相作用，可得出由一个源中子在单根燃料元件棒内产生的裂变中子数。由此得到整个堆芯的裂变中子分布。b.共轭通量分布基于连续能量概率论算法采用随机抽样的方法模拟中子在堆芯的输运过程，不能直接统计堆内的共轭通量分布，但是可以通过统计反复裂变几率来近似统计共轭通量。而现有研究表明，反复裂变几率正比于共轭通量。因此，将计算所得的反复裂变几率归一化即可得出归一化的共轭通量。通过概率论算法进行反应堆临界计算，计算得出堆芯各处的反复裂变几率，将该结果归一化即可得出归一化的共轭通量分布，进而根据裂变能谱，可以得出各个共轭通量统计区域中各能谱下的共轭通量。c.探测器处中子通量通过概率论算法计算探测器处中子通量，将堆内裂变全部打开，在堆外探测器处统计探测器内的中子通量。描述复杂的反应堆结构较为困难，堆外探测器距离堆芯较远，计数收敛速度较慢，计算效率较低，因此从堆芯到探测器，采用分裂的技巧降低方差，提高计算效率。(3)基于修正因子的次临界度测量方法采用单个或多个中子计数管测量反应堆的中子信号。提前通过计算得出的修正因子，将各个测量状态的修正因子整合成库，测量过程中从修正因子库中调取修正因子，结合(5)式作用于次临界度，完成次临界度测量。选取某一接近临界的次临界状态作为(5)式中测量基准状态，该基准状态的次临界度值可采用计算或实验方法得到。本申请提供的一个或多个技术方案，至少具有如下技术效果或优点：本专利技术针对现有反应堆次临界度测量方法基于点堆模型的不足，通过物理模型计算修正因子，建立了一种能够消除点堆模型测量误差的反应堆次临界度测量方法。采用基于高精度三维物理模型计算的修正因子，改进了原有次临界度测量方法的不足，提高了次临界度测量结果的准确性。附图说明此处所说明的附图用来提供对本专利技术实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本专利技术实施例的限定；图1是本申请中核反应堆次临界度测量方法的流程示意图。具体实施方式本专利技术的目的在于提供一种可消除中子通量高次谐波、中子通量分布空间效应以及源中子价值变化影响的次临界度测量方法，尤其针对深次临界度以及反应堆局部引入反应性的次临界度测量，弥补现有反应堆次临界度测量方法的不足，提高反应堆次临界度测量的准确性。为了能够更清楚地理解本专利技术的上述目的、特征和优点，下面结合附图和具体实施方式对本专利技术进行进一步的详细描述。需要说明的是，在相互不冲突的情况下，本申请的实施例及实施例中的特征可以相互组合。在下面的描述中阐述了很多具体细节以便于充分理解本专利技术，但是，本专利技术还可以采用其他不同于在此描述范围内的其他方式来实施，因此，本专利技术的保护范围并不受下面公开的具体实施例的限制。请参考图1，本专利技术修正方法具体实施过程按以下步骤：1、三维物理计算模型建模及验证基于概率论算法，根据燃料棒、控制棒、可燃毒物棒、控制棒导向管、堆芯围板等的设计尺寸和材料参数对核反应堆堆芯进行精确地三维建模。首先根据燃料棒、控制棒、可燃毒物棒、控制棒导向管等的设计尺寸和材料参数完成单元建模，控制棒以圆柱体进行描述，忽略底部的流线型造型。在此基础上，根据燃料组件的具体尺寸参数，完成各种燃料组件建模。堆芯中的慢化剂压力温度采用实际测量时的工作压力和平均进出口温度(或根据热工耦合分析结果，分本文档来自技高网...

【技术保护点】
一种核反应堆次临界度测量方法，其特征在于，所述方法包括：对反应堆堆芯进行建模，建立次临界度测量物理修正模型；基于建立的次临界度测量物理修正模型，计算获得次临界度的修正因子；基于修正因子，计算获得核反应堆次临界度。

【技术特征摘要】
1.一种核反应堆次临界度测量方法，其特征在于，所述方法包括：对反应堆堆芯进行建模，建立次临界度测量物理修正模型；基于建立的次临界度测量物理修正模型，计算获得次临界度的修正因子；基于修正因子，计算获得核反应堆次临界度。2.根据权利要求1所述的核反应堆次临界度测量方法，其特征在于，基于计算修正的次临界度测量公式：其中：是基准次临界状态下的中子计数率，是待测次临界状态的中子计数率，ρref为基准次临界状态下的次临界度，Cl表示修正因子。3.根据权利要求2所述的核反应堆次临界度测量方法，其特征在于：其中，上标+表示共轭，上标c表示本征值方程的解，上标s表示定源问题扩散方程的解，下标数字1表示基波，下标字母l表示待测次临界状态的参数，下标ref表示基准状态的参数，F表示中子产生算符，表示探测器位置，(a,b)表示a与b的内积。4.根据权利要求1所述的核反应堆次临界度测量方法，其特征在于，对反应堆堆芯进行建模，建立次临界度测量物理修正模型，具体包括：根据反应堆堆芯的设计尺寸和材料参数对核反应堆堆芯进行三维建模；以材料均匀混合的建模方式，根据设计尺寸，对堆芯上部、下部的相关构件进行建模；根据堆芯辐板、吊篮、压力容器的设计值，进行三维建模；在以上三维建模基础之上，根据反应堆实测临界棒位以及硼浓度，进行keff计算，对模型的准确度进行验证，keff计算结果与1的偏差应在5‰范围内。5.根据权利要求1所述的核反应堆次临界度测量方法，其特征在于，基于建立的次临界度测量物理修正模型，计算获得次临界度的修正因子，具体包括：...

【专利技术属性】
技术研发人员：汪文聪，刘才学，黄礼渊，吴明昌，杨永木，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：四川,51