一种换料堆芯安全性评价方法技术

本发明专利技术公开了一种换料堆芯安全性评价方法，包括以下步骤：1)、获得通用关键安全参数；2)、获得特定事故专用关键安全参数；3)、将上述所获得的通用关键安全参数、特定事故专用关键安全参数和参考安全分析使用的输入参数进行对比；4)、进行燃料组件性能验证。本发明专利技术在传统换料堆芯安全评价方法基础上，通过拓展关键安全参数的定义、选择准则和范围，合理设计安全评价中具体构造的分析模块，消除换料堆芯功率分布的限制要求，有效地扩展参考安全分析的适用范围。仅通过正常的换料堆芯安全评价工作就能从反应堆物理和热工水力学的角度证明换料堆芯满足最终安全分析报告的结论。

A Safety Assessment Method for Replacement Core

The invention discloses a safety evaluation method for refueling reactor core, which includes the following steps: 1) obtaining general key safety parameters; 2) obtaining specific accident-specific key safety parameters; 3) comparing the above-mentioned general key safety parameters, specific accident-specific key safety parameters and input parameters for reference safety analysis; 4) conducting fuel assembly performance test; Card. Based on the traditional core safety evaluation method, the present invention extends the definition, selection criteria and scope of key safety parameters, reasonably designs the analysis module specifically constructed in the safety evaluation, eliminates the restriction requirement of power distribution in the core, and effectively expands the application scope of reference safety analysis. Only through normal core safety assessment can we prove that the core of the refueling reactor meets the final safety analysis report from the point of view of reactor physics and thermo-hydraulics.

【技术实现步骤摘要】
一种换料堆芯安全性评价方法
本专利技术涉及核电
，具体涉及一种换料堆芯安全性评价方法。
技术介绍
压水堆核电厂换料设计是现役核电厂一项长期的、周期性的重要设计工作。它主要从反应堆物理和热工水力学的角度给出换料堆芯的装载方案，并针对该装载方案进行循环长度内电厂启动、运行和停闭工况的核反应堆主要参数的理论预计结果，指导电厂运行。其中，换料堆芯装载方案的安全性通过换料安全评价进行确认，换料安全评价对核电厂在一个换料循环内的正常、安全运行具有重要的意义。换料安全评价的目的是证实现有安全分析文件的适用性。现有安全分析定义为参考安全分析，它包括最终安全分析报告(FSAR)和已提交核安全当局、并经其认可的其它有关安全分析资料。换料安全评价方法假定存在一个有效的保守的参考安全分析和针对于每个设计基准事故和瞬态的一套关键安全分析参数，保守地选择参考安全分析使用的输入参数以包络预期的后续循环。如果换料堆芯所有的安全参数都能够被参考安全分析使用的输入参数包络，参考安全分析就是有效的，不需要进行进一步的分析。若换料堆芯的某安全参数没有被包络，则需要考虑进一步的安全分析，确保满足事故所需的安全裕量。一个特定的压水堆核电厂换料安全评价的有效分析范围和其具体构造的分析模块密切相关。由于受计算机发展水平的限制，为了提高换料设计效率，早期换料安全评价的分析模块有一定程度的简化，因而要求换料堆芯的功率分布必须和参考安全分析相近。上述要求限制了换料堆芯装载的灵活性，例如换料新燃料组件数量不能突破论证范围等，否则需要提前进行额外的分析评价工作；而当前核电厂要求机动地进行能量需求规划，进而要求换料堆芯装载具有较大的灵活性，因此有必要对现有安全评价技术进行改进和提高。
技术实现思路
本专利技术的目的在于提供一种换料堆芯安全性评价方法，解决现有安全分析方法必须要求换料堆芯的功率分布和参考安全分析相近的问题，本专利技术所述评价方法能够在避免额外的大量分析评价工作的前提下，就能有效地适应换料堆芯装载的灵活性。本专利技术通过下述技术方案实现：一种换料堆芯安全性评价方法，包括以下步骤：1)、获得通用关键安全参数：包括动力学参数和堆芯功率能力验证，其中，动力学参数包括慢化剂密度系数、Doppler温度系数、Doppler功率系数、有效缓发中子份额、最大瞬发中子寿命、停堆裕量、N-1组棒的归一化反应性引入和控制棒的最大微分价值；2)、获得特定事故专用关键安全参数：不可控硼稀释事故、落棒事故、弹棒事故、次临界或启动时的提棒组事故、功率运行提单棒事故、主蒸汽管道断裂事故；3)、将获得的通用关键安全参数、特定事故专用关键安全参数和参考安全分析使用的输入参数进行对比；如果换料堆芯所有的安全参数都能够被参考安全分析使用的输入参数包络，参考安全分析就是有效的，不需要进行进一步的分析；若换料堆芯的某安全参数没有被包络，则需要考虑进一步的安全分析，确保满足事故所需的安全裕量；4)、进行燃料组件性能验证：根据前序循环功率运行期间的功率水平、插棒状态的实测运行数据，以及当前循环的堆芯装载方案和预计的运行数据，对燃料棒的功率史进行计算，在此基础上验证燃料棒的各种准则是否满足。换料堆芯将影响堆芯动力学参数、控制棒价值和堆芯功率分布，从而影响堆芯热工性能和有关事故分析结论。关键安全参数即为那些与堆芯有关的参数，该参数的变化是堆芯装载方式再布置的结果，可能影响正常运行和事故工况的后果。换料堆芯安全性评价分析概念的有效性与关键安全参数的定义和选择密切相关，包括对于一个给定事故选择的关键参数的完整性、某一给定关键安全参数对该事故后果影响的单调性以及多个关键安全参数影响的可解耦性。所有关键安全参数的定义、选择准则和范围决定了换料堆芯安全评价方法的有效分析范围。本专利技术对现有堆芯安全评价方法的拓展，针对反应堆换料堆芯，在传统换料堆芯安全评价方法基础上，通过拓展关键安全参数的定义、选择准则和范围，合理设计安全评价中具体构造的分析模块，消除换料堆芯功率分布的限制要求，有效地扩展参考安全分析的适用范围。仅通过正常的换料堆芯安全评价工作就能从反应堆物理和热工水力学的角度证明换料堆芯满足最终安全分析报告的结论。无需提前进行额外的分析评价工作就能实现提高核电厂能量需求规划灵活性的目的，有效节省核电厂换料设计成本。进一步地，通用关键安全参数的定义、选择准则和范围包括：获得慢化剂密度系数的最小值和最大值：慢化剂密度系数(单位：(Δk/k)/(g/cm3))用参考安全分析使用的程序计算，考虑的不确定性和参考安全分析相同。最小慢化剂密度系数是在寿期初时计算得到的，最大慢化剂密度系数是在寿期末时计算得到的；获得Doppler温度系数最小值和最大值：Doppler温度系数考虑的不确定性和参考安全分析相同；分别计算典型燃耗步和功率水平下Doppler温度系数，进而获得不同功率水平下不同燃耗时的Doppler温度系数的极值；获得Doppler功率系数最小值和最大值：Doppler功率系数考虑的不确定性和参考安全分析相同；分别计算典型燃耗步和功率水平下Doppler功率系数，进而获得不同功率水平下不同燃耗时的Doppler功率系数的极值；获得有效缓发中子份额和最大瞬发中子寿命：最小和最大缓发中子份额分别在典型燃耗步时计算得到，进而获得不同功率水平下不同燃耗时的极值，考虑的不确定性和参考安全分析相同。最大瞬发中子寿命在寿期末时计算得到，计算值不考虑不确定性；获得停堆裕量：停堆裕量是反应堆停堆后的最小次临界度，在寿期末热态满功率(HFP)运行的工况下计算得到的，并考虑计算不确定性和其他预留的允许量；获得N-1组棒的归一化反应性引入：归一化负反应性引入是控制棒插入步z的函数，在寿期末HFP运行的工况下计算得到的，不考虑Doppler和慢化剂反馈，来计算归一化负反应性引入的形状；获得控制棒的最大微分价值：控制棒组的最大微分价值在典型燃耗步都需要提供，考虑的不确定性和参考安全分析相同。进一步地，堆芯功率能力验证的定义、选择准则和范围包括：I类工况下堆芯功率分布满足LOCA限值的要求，I类工况下最小DNBR被参考功率分布包络，II类工况下OPΔT保护通道以防止燃料熔化和II类工况下OTΔT保护通道以防止发生DNB。进一步地，所述不可控硼稀释事故假定向反应堆冷却剂系统内注入低浓度的硼水，会导致堆芯反应性增加。硼稀释事故专用关键安全参数在寿期初计算，专用关键安全参数的定义、选择准则和范围包括以下参数获得：换料停堆和蒸汽发生器检修时的硼稀释：换料硼浓度下时堆芯最大keff(寿期初、冷态、零氙、控制棒全插)，考虑的不确定性和参考安全分析相同，换料硼浓度下的硼微分价值(pcm/ppm)，考虑的不确定性和参考安全分析相同；停堆工况时的硼稀释：包括冷停堆、热停堆、热停堆向冷停堆过渡工况，计算反应堆紧急停堆和隔离稀释源后的次临界度；功率运行时的硼稀释：手动控制和自动控制模式下最大初始硼浓度(ppm，寿期初、HFP、零氙)，考虑的计算不确定性和参考安全分析相同；反应堆停堆时次临界度(手动控制-pcm)，即控制棒价值减去HFP到HZP的功率亏损，控制棒价值考虑的不确定性和参考安全分析相同；硼微分价值(最大绝对值-pcm/ppm)，考虑的不确定性和参考安全分本文档来自技高网...

【技术保护点】
1.一种换料堆芯安全性评价方法，其特征在于，包括以下步骤：1)、获得通用关键安全参数：包括动力学参数和堆芯功率能力验证，其中，动力学参数包括慢化剂密度系数、Doppler温度系数、Doppler功率系数、有效缓发中子份额、最大瞬发中子寿命、停堆裕量、N‑1组棒的归一化反应性引入和控制棒的最大微分价值；2)、获得特定事故专用关键安全参数：包括不可控硼稀释事故、落棒事故、弹棒事故、次临界或启动时的提棒组事故、功率运行提单棒事故、主蒸汽管道断裂事故；3)、将获得的通用关键安全参数、特定事故专用关键安全参数和参考安全分析使用的输入参数进行对比；如果换料堆芯所有的安全参数都能够被参考安全分析使用的输入参数包络，参考安全分析就是有效的，不需要进行进一步的分析；若换料堆芯的某安全参数没有被包络，则需要考虑进一步的安全分析，确保满足事故所需的安全裕量；4)、进行燃料组件性能验证：根据前序循环功率运行期间的功率水平、插棒状态的实测运行数据，以及当前循环的堆芯装载方案和预计的运行数据，对燃料棒的功率史进行计算，在此基础上验证燃料棒的各种准则是否满足。

【技术特征摘要】
1.一种换料堆芯安全性评价方法，其特征在于，包括以下步骤：1)、获得通用关键安全参数：包括动力学参数和堆芯功率能力验证，其中，动力学参数包括慢化剂密度系数、Doppler温度系数、Doppler功率系数、有效缓发中子份额、最大瞬发中子寿命、停堆裕量、N-1组棒的归一化反应性引入和控制棒的最大微分价值；2)、获得特定事故专用关键安全参数：包括不可控硼稀释事故、落棒事故、弹棒事故、次临界或启动时的提棒组事故、功率运行提单棒事故、主蒸汽管道断裂事故；3)、将获得的通用关键安全参数、特定事故专用关键安全参数和参考安全分析使用的输入参数进行对比；如果换料堆芯所有的安全参数都能够被参考安全分析使用的输入参数包络，参考安全分析就是有效的，不需要进行进一步的分析；若换料堆芯的某安全参数没有被包络，则需要考虑进一步的安全分析，确保满足事故所需的安全裕量；4)、进行燃料组件性能验证：根据前序循环功率运行期间的功率水平、插棒状态的实测运行数据，以及当前循环的堆芯装载方案和预计的运行数据，对燃料棒的功率史进行计算，在此基础上验证燃料棒的各种准则是否满足。2.根据权利要求1所述的一种换料堆芯安全性评价方法，其特征在于，确定通用关键安全参数的定义、选择准则和范围包括：获得慢化剂密度系数的最小值和最大值：最小慢化剂密度系数是在寿期初时计算得到的，最大慢化剂密度系数是在寿期末时计算得到的；获得Doppler温度系数最小值和最大值：分别计算典型燃耗步和功率水平下Doppler温度系数，进而获得不同功率水平下不同燃耗时的Doppler温度系数的极值；获得Doppler功率系数的最小值和最大值：分别计算典型燃耗步和功率水平下Doppler功率系数，进而获得不同功率水平下不同燃耗时的Doppler功率系数的极值；获得有效缓发中子份额和最大瞬发中子寿命：最小和最大缓发中子份额分别在典型燃耗步时计算得到，进而获得不同功率水平下不同燃耗时的极值，考虑的不确定性和参考安全分析相同；最大瞬发中子寿命在寿期末时计算得到，计算值不考虑不确定性；获得停堆裕量：在寿期末热态满功率运行的工况下计算得到的，并考虑计算不确定性和其他预留的允许量；获得N-1组棒的归一化反应性引入：在寿期末热态满功率运行的工况下计算得到的，不考虑Doppler和慢化剂反馈，来计算归一化负反应性引入的形状，获得控制棒的最大微分价值：在典型燃耗步都需要提供，考虑的不确定性和参考安全分析相同。3.根据权利要求1所述的一种换料堆芯安全性评价方法，其特征在于，所述堆芯功率能力验证包括：I类工况下堆芯功率分布满足LOCA限值的要求，I类工况下最小DNBR被参...

【专利技术属性】
技术研发人员：刘同先，于颖锐，李天涯，肖鹏，秦雪，谢运利，甯忠豪，巨海涛，汪量子，吴文斌，
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