技术领域
[0001] 本
发明涉及核电技术领域，具体涉及一种换
料堆芯安全性评价方法。
背景技术
[0002] 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。
[0003] 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。
[0004] 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。
发明内容
[0005] 本发明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，本发明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。
[0006] 本发明通过下述技术方案实现：
[0007] 一种换料堆芯安全性评价方法，包括以下步骤：
[0008] 1)、获得通用关键安全参数：
[0009] 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；
[0010] 2)、获得特定事故专用关键安全参数：
[0011] 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；
[0012] 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；
[0014] 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。
[0015] 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。
[0016] 本发明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。
[0017] 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。
[0018] 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。
[0019] 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：
[0020] 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；
[0021] 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；
[0022] 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析相同。
[0023] 进一步地，所述落棒事故假设对称
位置的一个、两个、三个或四个控制棒束落入堆芯，落棒事故专用关键安全参数在寿期内典型燃耗步计算，专用关键安全参数的定义、选择准则和范围主要包括径向峰因子FΔH、控制棒棒束(RCCA)负反应性价值Δρ和径向再分布因子 TILT(落棒全插入)，径向再分布因子是指在相同的堆芯
平均功率下，落棒后与落棒前功率量程通道显示的功率之比。对于四个功率量程通道的TILT，定义：TILT1≤TILT2≤TILT3≤TILT4。上述参数组合形成落棒事故专用关键安全参数：
[0024] —探测曲线[TILT3,Δρ]：探测曲线可以确定未被探测到的落棒工况，以负反应性价值Δρ和径向再分布因子TILT3表征，考虑混合反馈，考虑的不确定性和参考安全分析相同；
[0025] —径向峰因子FΔH包络线[ΔFΔH/FΔH0,Δρ]，ΔFΔH/FΔH0表示落棒前后径向功率峰的变化，考虑平衡反馈，用于每个未被探测到的落棒工况，考虑的不确定性和参考安全分析相同；
[0026] —TILT4因子包络线[TILT4,Δρ]，考虑平衡反馈，用于每个未被探测到的落棒工况，考虑的不确定性和参考安全分析相同；
[0027] —反应性积分价值的限值(Δρ)，考虑平衡反馈，用于每个未被探测到的落棒工况，考虑的不确定性和参考安全分析相同。
[0028] 进一步地，所述弹棒事故假定堆芯内一束控制棒快速弹出堆芯，导致正反应性快速引入从而引起径向功率分布严重畸变。堆芯功率的升高加上不利的堆芯功率分布，可能引起局部的燃料棒损坏和燃料熔化。弹棒事故关键安全参数的定义、选择准则和范围如下，分成两类进行验证：
[0029] (1)热点分析
[0030] 计算典型燃耗步和不同的功率水平组合下的如下参数，考虑的不确定性和参考安全分析相同。
[0031] —最大弹棒价值Δρ；
[0032] —弹棒后最大的FQ；
[0033] —弹棒后最大的FΔH。
[0034] (2)高燃耗分析
[0035] 计算寿期末不同的功率水平下的如下参数，考虑的不确定性和参考安全分析相同。
[0036] —高燃耗组件(平均燃耗不低于参考安全分析使用值)弹棒后最大的FQ。
[0037] 进一步地，所述次临界或启动时的提棒组事故假定控制棒组抽出使堆芯反应性失控增加，从而导致核功率剧增的事故。次临界或启动时的提棒组事故关键安全参数的定义、选择准则和范围如下：在寿期内典型燃耗步计算，初始工况为热停堆状态，保守假设两组具有最大价值的控制棒以最大速度(72步/分钟)同时抽出，考虑的不确定性和参考安全分析相同。
[0038] —两组最大价值棒组提出的反应性(pcm/s)；
[0039] —最大热点因子FQ；
[0041] 进一步地，所述功率运行提单棒事故假定单个RCCA提出(由于正反应性引入)导致堆芯平均功率增加，随后导致RCCA提出位置的燃料组件产生局部功率峰。功率运行提单棒事故关键安全参数的定义、选择准则和范围如下：在寿期内典型燃耗步计算，初始工况为HFP，考虑的不确定性和参考安全分析相同。
[0042] —棒束积分价值；
[0043] —最大热点因子FQ；
[0044] —最大焓升因子FΔH。
[0045] 进一步地，所述蒸汽管道破裂事故假定蒸汽管道破裂引起蒸汽排放增加，使得从反应堆冷却剂系统(RCP)导出的能量增加，导
致冷却剂的温度和压力下降。由于慢化剂温度系数为负数，温度降低引入正的反应性，堆芯重返临界和返回功率的可能性逐渐增加。主蒸汽管道断裂事故关键安全参数的定义、选择准则和范围如下：在寿期末计算，假定一个棒束控制组件(RCCA)卡在堆芯外面，需考虑各种可能恶劣的卡棒棒束，考虑的不确定性和参考安全分析相同。
[0046] —最大慢化剂密度系数(绝对值)；
[0047] —最小硼微分价值(绝对值)；
[0048] —最小Doppler功率反馈(绝对值)；
[0049] —最大Doppler温度系数(绝对值)。
[0050] 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；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。
[0051] 4)、进行燃料组件性能验证
[0052] 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。
[0053] 本发明与
现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
[0054] 本发明拓展关键安全参数的定义、选择准则和范围，合理设计各具体分析模块，以消除换料堆芯的功率分布必须和参考安全分析相近的限制要求。从而实现无需提前进行额外的分析评价工作、就能有效地提高核电厂能量需求规划的灵活性，有效节省核电厂换料设计成本。
附图说明
[0055] 此处所说明的附图用来提供对本实用新型
实施例的进一步理解，构成本
申请的一部分，并不构成对本实用新型实施例的限定。在附图中：
[0056] 图1是本发明的堆芯控制棒束的布置示意图；
[0057] 图2是本发明的控制棒组插入限示意图。
具体实施方式
[0058] 为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例及附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
[0059] 实施例：
[0060] 本实施例针对海南昌江核电厂一号机组第二循环换料安全评价，以下介绍用于本次换料具体的安全评价方法。主要介绍安全评价中具体执行的关键安全参数验证方法，包括通用关键安全参数、特定事故专用关键安全参数和燃料组件性能验证：
[0061] 1)、通用关键安全参数
[0062] ─动力学参数
[0063] (1)慢化剂密度系数的最小值和最大值
[0064] 慢化剂密度系数考虑3.6pcm/℃的计算不确定性。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。
[0065] (2)Doppler温度系数和功率系数的最小值和最大值
[0066] Doppler功率系数计算值考虑20％的不确定性。分别计算寿期初、寿期末与HZP、HFP下 Doppler功率系数，进而获得Doppler功率系数的极值。
[0067] Doppler温度系数计算值考虑20％的不确定性。分别计算寿期初、寿期末与HZP、118％FP 下Doppler温度系数，进而获得Doppler温度系数的极值。
[0068] (3)有效缓发中子份额和最大瞬发中子寿命
[0069] 最小和最大缓发中子份额分别在寿期初、寿期中和寿期末HFP时计算得到，计算值考虑了5％的不确定性。进而获得不同功率水平下不同燃耗时的极值。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。
[0070] (4)停堆裕量
[0071] 停堆裕量在寿期末HFP运行的工况下计算得到的。反应堆停堆后可用的停堆裕量是通过控制棒插入后引入的负反应性和各种反馈效应引入的正反应性相减得到。所有控制棒全部插入堆芯，出于保守考虑，假设反应性最大的一束控制棒被卡在堆芯外；考虑10％的计算不确定性和D棒组在插入限位置引入的反应性500pcm。从HFP到HZP引入的正反应性包括慢化剂效应和Doppler效应，计算慢化剂效应时，考虑到冷却剂温度测量误差1.1℃；并考虑计算不确定性(Doppler效应为100pcm和慢化剂效应为3.6pcm/℃)和其他预留的允许量(950pcm 的再分布效应和50pcm的
空泡效应)。
[0072] (5)N-1组棒的归一化反应性引入
[0073] 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，保守地假设棒价值为4000pcm，来计算归一化负反应性引入的形状。
[0074] (6)控制棒的最大微分价值
[0075] 控制棒组的最大微分价值在寿期初和寿期末计算，计算时假设HFP下轴向功率分布向堆芯顶部倾斜的情况，结果考虑10％的计算不确定性。
[0076] ─堆芯功率能力验证
[0077] 堆芯功率能力验证在寿期初、寿期中和寿期末进行计算，考虑一系列的基本假设(运行图，控制棒布置和技术规范)产生I类工况下大量的功率分布，用于LOCA限值和参考轴向功率分布验证，Q(z)考虑9.5％的计算不确定性、FΔH考虑9.2％的计算不确定性；在此基础上，通过模拟功率下失控提棒、硼稀释和二次侧负荷过度增加事故瞬态可以生成大量代表II类工况轴向功率分布，用于保护通道验证。主要验证以下几个部分：
[0078] —I类工况下堆芯功率分布满足LOCA限值的要求；
[0079] —I类工况下最小DNBR被参考功率分布包络；
[0080] —II类工况下OPΔT保护通道以防止燃料熔化；
[0081] —II类工况下OTΔT保护通道以防止发生DNB。
[0082] 2)、特定事故专用关键安全参数
[0083] ─不可控硼稀释事故
[0084] 硼稀释事故专用关键安全参数在寿期初计算，可能发生的运行工况及各种工况下关键安全参数如下所示：
[0085] (1)换料停堆和蒸汽发生器检修时的硼稀释
[0086] —2100ppm时堆芯最大keff(寿期初、冷态、零氙、控制棒全插)，考虑1000pcm的计算不确定性。
[0087] —2100ppm下的硼微分价值(pcm/ppm)，考虑10％的计算不确定性。
[0088] (2)停堆工况：冷停堆、热停堆、热停堆向冷停堆过渡
[0089] —反应堆紧急停堆和隔离稀释源后的次临界度。
[0090] (3)功率运行时的硼稀释
[0091] —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)，并考虑100ppm 的计算不确定性。
[0092] —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，计算方法和上述停堆裕量计算方法相同。
[0093] —硼微分价值(最大绝对值-pcm/ppm)，并考虑10％的计算不确定性。
[0094] ─落棒事故
[0095] 落棒事故假设图1中D、C、B、A和S对称位置的一个、两个、三个或四个RCCA落入堆芯，落棒事故专用关键安全参数在寿期初、寿期中和寿期末计算，主要包括径向峰因子FΔH、 RCCA负反应性价值Δρ和径向再分布因子TILT(落棒全插入)，上述参数组合形成落棒事故专用关键安全参数：
[0096] —探测曲线[TILT3,Δρ]：探测曲线可以确定未被探测到的落棒工况，以负反应性价值Δρ和径向再分布因子TILT3表征，考虑混合反馈，Δρ和TILT3的计算不确定性分别取-10％和+0.01。
[0097] —径向峰因子FΔH包络线[ΔFΔH/FΔH0,Δρ]，ΔFΔH/FΔH0表示落棒前后径向功率峰的变化，考虑平衡反馈，用于每个未被探测到的落棒工况，Δρ的计算不确定性取-10％。
[0098] —TILT4因子包络线[TILT4,Δρ]，考虑平衡反馈，用于每个未被探测到的落棒工况，Δρ的计算不确定性取+10％
[0099] —反应性积分价值的限值(Δρ)，考虑平衡反馈，用于每个未被探测到的落棒工况，Δρ的计算不确定性取+10％。
[0100] ─弹棒事故
[0101] 分别计算燃耗步(寿期初、寿期中和寿期末)和初始功率水平(HFP、75％FP、50％FP和 HZP)组合下的弹棒事故关键安全参数，控制棒组初始位置分别位于图2中对应的插入限位置，选取的RCCA应使得弹出的RCCA的价值更为不利。弹棒价值考虑10％的计算不确定性，弹棒后FQ和FΔH考虑9.2％的计算不确定性。
[0102] —最大弹棒价值Δρ；
[0103] —弹棒后最大的FQ；
[0104] —弹棒后最大的FΔH。
[0105] ─次临界或启动时的提棒组事故
[0106] 分别计算寿期初、寿期中和寿期末次临界或启动时的提棒组事故关键安全参数，初始工况为热停堆状态，保守假设两组(A棒组和B棒组、A棒组和C棒组、B棒组和C棒组)具有最大价值的控制棒以最大速度(72步/分钟)同时抽出，棒组价值考虑10％的计算不确定性，FQ和FΔH考虑9.2％的计算不确定性。
[0107] —两组最大价值棒组提出的反应性(pcm/s)；
[0108] —最大热点因子FQ；
[0109] —最大焓升因子FΔH。
[0110] ─功率运行提单棒事故
[0111] 分别计算寿期初、寿期中和寿期末功率运行提单棒事故关键安全参数，初始工况为HFP， D棒组位于84插入步位置，棒束价值考虑10％的计算不确定性，FQ和FΔH考虑9.2％的计算不确定性。
[0112] —棒束积分价值；
[0113] —最大热点因子FQ；
[0114] —最大焓升因子FΔH。
[0115] ─主蒸汽管道断裂事故
[0116] 主蒸汽管道断裂事故关键安全参数在寿期末计算，假定一个RCCA卡在堆芯外面，需考虑卡棒棒束分别为图1中D、C、B、A和S对称位置的一个RCCA。慢化剂密度系数考虑-3.6pcm/℃的计算不确定性，硼微分价值考虑10％的计算不确定性，Doppler功率反馈和Doppler温度系数考虑20％的计算不确定性。
[0117] —最大慢化剂密度系数(绝对值)；
[0118] —最小硼微分价值(绝对值)；
[0119] —最小Doppler功率反馈(绝对值)；
[0120] 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海南昌江核电厂FSAR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FSAR使用的输入参数包络，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，则进行进一步的安全分析，确保满足事故所需的安全裕量；
[0121] 4)、燃料组件性能验证
[0122] 根据第一循环功率运行期间的功率水平、插棒状态等实测运行数据，以及第二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。
[0123] 以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何
修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。
