CN1975936A - 在反应堆堆芯运行期间改进核反应堆性能的方法 - Google Patents

在反应堆堆芯运行期间改进核反应堆性能的方法 Download PDF

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Abstract

在这个方法中，通过在核反应堆至少一部分运行周期期间，采用至少一根控制棒标准(S1405)执行核反应堆的运行方案，以便提高紧急停堆有效性，从而可以改进核反应堆的性能。

Description

在反应堆堆芯运行期间改进核反应堆性能的方法
技术领域
本发明一般涉及在堆芯运行期间改进核反应堆性能的方法，并且尤其涉及改进反应堆性能和操作堆芯的方法，以便提高紧急停堆的有效性。
背景技术
图1是一种简化的沸水堆(BWR)示意图；图2是表示在BWR堆芯中多个燃料棒束的常规排列横截面图。可控的核裂变反应使BWR产生能量。如图1所示，一个简化的BWR包括容纳着核燃料堆芯和水的反应堆容器101。产生的蒸汽可以通过管子102输送到涡轮机103在那里发电，然后，水通过管子104流回堆芯。如图2所示，在反应堆堆芯中，堆芯201由大约五百(500)根以确定方式排列的燃料棒束202组成。
图3是单组燃料棒束中燃料棒的常规排列横截面示意图。如图3所示，每组棒束301大致上可含有约一百(100)根燃料棒302。堆芯中的水围绕着燃料棒。由核反应产生的热能从燃料棒传递到在堆芯中循环的水中使一部分水沸腾。堆芯中产生的热能可以被控制来维持安全而有效地反应堆运行。
在BWR中，主要有三种热传递模式被认为是限定了反应堆的发热极限：(i)泡核沸腾、(ii)过渡沸腾和(iii)膜态沸腾。“泡核沸腾”是BWR设计运行中热传递希望的有效模式。“过渡沸腾”是由不稳定的燃料棒包壳表面温度当燃料棒上的热传递表面产生蒸汽膜时突然上升而出现。当蒸汽膜被冷却剂流迅速冲走，燃料棒包壳表面温度接着下降到泡核沸腾温度，并接着再次升高。在燃料棒/束运行功率更高时发生“膜态沸腾”，它导致更高的燃料棒包壳表面温度。在膜态沸腾的包壳表面温度、可能的过渡沸腾的温度峰值可能达到可能使包壳削弱和/或加速侵蚀的值。
燃料棒过热通常可以解释为从泡核沸腾向膜态沸腾过渡的征兆。为了在整个堆芯寿命期内使其适应各种设计和操作“不确定性”，用于反应堆堆芯和燃料棒设计的传统理论限定了这样一些维持在最大极限运行条件和过渡沸腾条件之间的“裕量(margin)”。
通过在沸腾过渡出现时的称之为“临界质量”的相关蒸汽值可以预测出过渡沸腾起始点。蒸汽值可以被实时测量并且一般是已知参数的函数，这些参数包括所测得的超出任意已知质量流速的沸腾边界(沸腾长度)的距离、功率电平、压力和棒束流体几何以及其它因素。“临界功率”可以定义为将要产生蒸汽临界值的棒束功率。因此，“临界功率比”(CPR)可以定义为在感兴趣反应堆情况下临界功率与棒束运行功率的比值。CPR可以描述正常运行情况和产生沸腾过渡情况之间的关系。通常，在确保反应堆安全和有效运行的努力中CPR用于评估反应堆设计和运行，CPR保持在堆芯中每根燃料组件的已知数值以上。按惯例，反应堆运行限值应根据堆芯中燃料棒束组件的最大极限来限制，它可定义为“最小临界功率比”(MCPR)。反应堆运行限值是根据MCPR来代表规定的。
在核动力发电工程理论中普遍认为存在一种可能性，尽管很小，那就是在一些特定时间段内，反应堆瞬态事变与反应堆设计和运行中多种“不确定性”与固有公差相结合可能在燃料棒上造成局部过渡沸腾。因此，MCPR运行限值通常是根据美国核管理委员会(USNRC)设计基准设定的，所述设计基准是：考虑到堆芯运行状态的偏不确定性，由单一操作员失误或单一设备故障引起的瞬变现象应被限制于在失误或故障期间可认为99.9％以上的燃料棒会避免沸腾过渡。在现行USNRC基准指导下安全限值最小临界功率比(SLMCPR)定义为MCPR，这里只有0.1％的燃料棒受到沸腾过渡影响(也称作受沸腾过渡影响的棒数NRSBT)。用相应运行限值MCPR(OLMCPR)形容堆芯运行情况以致就某种统计学置信度而言MCPR不低于SLMCPR。
在反应堆堆芯运行期间，例如BWR，核能释放可以部分地受控于控制棒。通常，控制棒可移动到堆芯的更深位置来减少堆内反应性或者从堆芯中心或底部进一步移出来增加堆内反应性。紧急停堆操作包括大量负反应性的快速插入，经常是通过弹力或水力助推器注射，堆芯中的所有控制棒处于全部插入位置。反应堆紧急停堆减少了堆芯中的裂变过程从而减少了能量释放。例如，反应堆紧急停堆可以由反应堆保护系统自动启动或者由反应堆操纵员手动启动。
当控制棒全部插入堆芯或者从堆芯中全部提出时紧急停堆通常是最无效的。在控制棒全部插入堆芯的情况下，紧急停堆的目标情况已经实现；因此，启动紧急停堆不会改变堆芯反应性。换句话说，这是因为所有控制棒已经全部插入。在控制棒从堆芯中全部提出的情况下，由于控制棒要移动最长的潜在距离(也就是，全部提出和插入之间的距离)，紧急停堆减少堆芯反应性的速率最慢。换言之，当启动紧急停堆时对于全部提出控制棒需要更长的一段时间。
在运行周期末期(EOC)堆芯反应性通常很低，这可以是在反应堆计划维修停堆之前的时期。因此，在EOC阶段常规反应堆的控制棒一般全部从堆芯中移出，以便获得最高的有效反应性水平。然而，在EOC期间可能要求反应堆紧急停堆。因为控制棒可能全部提出所以在EOC阶段启动的紧急停堆可能不太有效。因此，由于在EOC阶段紧急停堆期间的功率减少的速率下降，在EOC阶段的OLMCPR可以设定在更高水平。
发明内容
本发明的一个实施例是针对提高核反应堆性能的方法，包括为了增加在至少一部分核反应堆运行周期期间的紧急停堆有效性，采用至少一根控制棒标准来执行核反应堆的运行方案。例如，至少一根控制棒标准可包括在一部分运行周期期间控制棒部分插入的情况。
附图说明
本发明的实施例将会从记载在下文和附图的详细描述中得到更充分的理解，其中同样的部件用相同的参考数字表示，所述实施例仅仅作为图解说明，因而不能对本发明的实施例构成限制。
图1是一种简化的沸水核反应堆的示意图。
图2是表示在BWR堆芯中多组燃料棒束的常规排列横截面图。
图3是一组燃料棒束中各燃料棒的常规排列横截面示意图。
图4是显示了根据理想化程序确定的NRSBT曲线图。
图5是说明由用于实现采用理想化程序的OLMCPR评估的数据处理系统执行的处理步骤顺序流程图。
图6是显示了将ΔCPR加到SLMCPR来确定运行限值最小堆芯功率比(OLMCPR)直线的曲线图，这是目前认可的程序。
图7是说明由用于实现采用目前认可的程序的OLMCPR评估的数据处理系统执行的处理步骤顺序流程图。
图8是根据本发明的用于BWR热工水力学的多维/建模和BWR的OLMCPR间接评估的数据处理系统的实施例框图。
图9是说明用于采用ΔCPR/ICPR中一般不确定性来计算OLMCPR的处理步骤顺序流程图。
图10是显示了使用本发明确定ΔCPR/ICPR中一般不确定性的曲线图。
图11是显示了使用ΔCPR/ICPR中一般不确定性确定NRSBT的曲线图。
图12是说明根据本发明一个实施例在核反应堆运行周期期间用于确定控制棒插入过程的流程图。
具体实施方式
在努力将本发明的实施例安排在上下文的过程中，在描述模拟实施方法之前将会描述一个在运行周期期间用于确定控制棒插入的普通实施方法。
选择控制棒部分插入的普通方法
图12是说明根据本发明一个实施例在核反应堆运行周期期间用于确定控制棒插入过程的流程图。例如，图12的程序可以应用于运行周期末期(EOC)。同样的，下面与附图12相关的实施例说明了应用于EOC的程序。然而应该明白，与其说本发明的实施例在EOC中不限制使用，而是可以进一步使用在运行周期的任意部分。
参照附图12，使用者(例如堆芯设计人员)选择(S1400)至少一根控制棒来评价在EOC阶段部分插入堆芯。使用者可以采用公知的方法选择控制棒，对本技术领域的普通技术人员来说这是显而易见的。可选的控制棒组合可以是反应堆内的所有控制棒。
例如，控制棒选择可以基于运行计划的信息。例如，运行计划通常可以提出下一运行周期的顺序期间的控制棒移动。在一个实施例中，根据运行计划使用者选择最后从堆芯移走的控制棒(例如，按最后控制棒顺序)。最后移走的控制棒通常是在EOC阶段可吸收最多反应性的控制棒。因此，可以选择在EOC阶段可吸收最多反应性的控制棒。
使用者可选择模拟选择控制棒的部分插入程度(S1405)。使用者可以象S1400那样利用经验和/或公知的方法选择模拟控制棒选择的插入程度，这对本技术领域的普通技术人员来说这是显而易见的。
从S100选择的控制棒在运行周期期间(例如，包括EOC)选择的插入程度(S1405)可以模拟(S1410)。执行这种模拟的实施方法(例如，反复试验、直接计算、3D建模-SLMCPR加法、3D建模-0.1％NRSBT、等等)将在下文中详细描述。模拟结果可以包括在EOC阶段的紧急停堆操作因素和包括正常堆芯运行因素。
来自S1410的模拟结果可以与期望的性能标准相比较(S1415)。期望性能标准的一个例子可以是运行限值最小堆芯功率比(OLMCPR)，尽管所述实施例可以使用其它期望性能标准例如峰值燃料中心线温度，对本技术领域的普通技术人员来说这是显而易见的。在瞬态期间沸腾过渡敏感度可以统计量化为(1)堆芯中单根棒允许沸腾过渡的概率，或(2)堆芯中全部棒允许沸腾过渡的预期部分。这样的统计关系是可能存在的，因为在瞬态中每个NRSBT的单个试验值由CPR值少于1.0的单根燃料棒的概率之和决定。在一个实施例中，每个NRSBT的标称值分布可以与堆芯中所有燃料棒的初始棒CPR值分布相联系。通过这个程序，能够在堆芯中所有燃料棒的最小初始MCPR值和在瞬态沸腾过渡允许的燃料棒的概率和可信度之间建立一种关系。在采用由USNRC燃料棒数量设计基本要求建立的概率和可信度不易于在AOO瞬态沸腾过渡时，堆芯的最小初始MCPR值是通过限定证明符合USNRC所要求的最低运行限值MCPR。
可选择地，在S1415步骤，使用者(例如，堆芯设计人员)可以利用他或她的经验决定来自S1410的模拟结果表明在EOC阶段是可以接受的还是需要改进的方案。
基于S1415中的评估，使用者决定(S1420)是否在考虑其它参数(例如，插入其它的控制棒和/或程度)的情况下继续上述过程。如果使用者决定模拟方案是可接受的(S1420的输出是“是”)，则过程结束并且所选择控制棒的部分插入结论可以在运行计划设计的顺序中执行(例如，在下一个运行周期)。可选择地，如果不满足要求性能标准(S1420的输出是“否”)和/或使用者希望用其它参数来评价模拟，则过程继续返回到S1400并且用插入的不同程度(S1405)和/或用控制棒的不同选择(S1400)重复。
模拟实例
接下来描述模拟堆芯运行的实例。此后的实例描述涉及基于反复试验的方法：直接计算、具有SLMCPR加法的三维(3D)建模和基于0.1％NRSBT的3D建模。尽管下面描述的模拟方法将NRSBT与0.1％匹配，应该理解0.1％仅仅是NRSBT设定的安全标准。因此，可选择地，如果所述安全标准是以其它衡量标准(例如，如欧洲)为基础的，类似方法可以使用以满足其它衡量标准。
反复验证方法
在一个实例中，插入的部分棒可以在核反应堆实际运行期间测试。因此，参照图12，在使用者选择至少一根控制棒(S1400)和为所选择的控制棒指定插入程度(S1405)以后，使用者在反应堆运行中通过实际执行可以“模拟”所述方案。反应堆内的传感器可储存与堆芯运行相关的数据，这些数据可以在S1415由堆芯设计者评价。
直接计算
图4是显示了根据理想化程序确定的NRSBT曲线图。在这个直接计算实例中，OLMCPR可以被直接地计算，所以对预期运行事件(AOO)限值，堆芯中少于0.1％的棒预期将经历沸腾过渡。例如，在授予Shaug等的美国专利No.5912933中描述了这种方法。如图4所示，那里有燃料棒CPR值401对特定CPR值处燃料棒数402的柱状图400。尽管CPR值通常与燃料棒束相联系，它实际上涉及棒束中燃料棒的限值。棒束中每根燃料棒有一个由局部功率分布和棒束内燃料棒的相对位置决定(R系数)的CPR值。棒束中任何一根燃料棒的最小CPR用来表示整个棒束的CPR的特征。
指定燃料棒的CPR 401具有反映在其决定中不确定性的相关概率分布函数(PDF)。PDF可以用实验方法确定并且表现为实验性临界功率比(ECPR)分布410。因此，如果标称CPR值(411)为1.0，那么PDF 410的大概有效CPR值的范围为0.90-1.10。燃料棒CPR值的差异是由于初始燃料棒情况的不确定性，即，反应堆运行状态的参数测量(堆芯功率)和导出参数的建模(功率分布)的不确定性。
为了顾及瞬态事件对CPR值的影响，通过可接受标称CPR值405从最小燃料棒CPR转变为较大CPR值(即1.25)可以将安全裕量引入CPR值。最小CPR燃料棒的ECPR柱状图分布403的这样移位导致整个CPR柱状图超过1.20的CPR值，并且大大超过1.0的CPR值。此外，除了最小CPR燃料棒以外的其它燃料棒标称CPR值407超过最小CPR燃料棒标称CPR值(即1.25)。
在燃料棒运行的瞬态期间，燃料棒各个CPR的柱状图407移位到左边较小CPR值，结果形成柱状图408。随着这种移位，在瞬态期间的“标称”CPR值406是个在瞬态期间达到最小CPR值的点，例如1.05。燃料棒限值具有辅助的PDF 404，它包括初始燃料棒情况的不确定性和“瞬态不确定性”。在瞬态期间临界功率比的最大转变(“瞬态ΔCPR 409”)包括瞬态建模的不确定性和/或物理模型和设备参数的不确定性。
图5是说明由用于实现采用理想化过程的OLMCPR评估的数据处理系统执行的处理步骤顺序流程图。图5在共同转让给Bolger等人的、发明名称是“Determination of Operating Limit Minimum Critical Power Ratio(运行限值最小临界功率比的确定)”的美国专利No.6111572中有详细描述，它的整个相关部分结合在这里作为参考并且在下文中描述。
在一个示例实施例中，该瞬态ΔCPR 409和相关的OLMCPR可以如图5所示以及如下文所述的形成。
步骤1：如方块501所示，假定一组基础堆芯运行情况，使用参数来运行设备，所述设备产生与OLMCPR相等的堆芯MCPR。
步骤2：如方块502所示，利用设定在方块506中的如堆芯功率、堆芯流量、堆芯压力等预测常规棒束CPR的参数，确定堆芯中每个棒束的MCPR。
步骤3：如方块503所示，利用设定在方块507中的如每个棒束内燃料棒位置和燃料棒功率将每个棒束CPR转换成单根燃料棒CPR值的参数，确定堆芯中每根燃料棒的MCPR。
步骤4：如方块504所示，利用设定在方块508中的由方程式1和2产生的ECPR概率分布，通过使堆芯中受沸腾过渡影响的每根燃料棒的概率相加来确定堆芯中NRSBT百分比。这个相加可以用方程式3表示。
Figure A20061017190200111
方程式1
P i = P ( z i ) = 1 2 π ∫ z i ∞ e 1 2 u 2 du 方程式2
NRSBT ( % ) = 100 N rod × Σ i = 1 N rod [ P i × ( 1 Rod ) ] 方程式3
这里zi表示以MCPR(i)运行的燃料棒，u表示(MCPR(i)-平均ECPR)/(ECPR标准偏差)，Pi和P(zi)表示燃料棒i可能经历沸腾过渡的概率以及Nrod表示燃料棒总数。
步骤5：如方块505所示，对一组蒙特卡洛统计试验改变设定在方块506和507中的参数。蒙特卡洛过程是本技术领域公知的并且是收集数据用于模拟的常规方法。蒙特卡洛方法通过执行统计样本试验为各种数学问题提供近似解(例如在计算机上)。这种方法一般应用在没有统计意义的问题，也应用在固有统计结构的问题。在所有都依赖于M维空间的N点赋值来产生近似解的数值计算法之中，蒙特卡洛方法可以有预测的绝对误差，然而由于N的上标是-1/2所以误差减少，缺乏可利用专门结构时所有其它结构都有误差，随着N的上标-1/M误差减少最多。从步骤2到4的所有验证中编辑统计数字来形成NRSBT的概率分布。
步骤6：如方块509所示，NRSBT百分数的值与0.1％相比较。如方块510所示，如果百分数大于0.1％，对不同初始情况重新设定堆芯参数以便满足USNRC规则。类似于步骤1和方块501，假定新的初始情况来形成OLMCPR。NRSBT的确定重新开始和循环直到NRSBT值等于0.1％。类似地，如果百分数小于0.1％，重新设定堆芯参数来增加NRSBT值以便更有效或较少溢出的运行堆芯。
步骤7：如方块511所示，如果NRSBT的百分数等于0.1％，OLMCPR的假定值等于堆芯MCPR，满足USNRC规则。从而，建立了象假定参数一样的运行堆芯情况。
尽管上述实例假定OLMCPR必须满足0.1％标准，人们应该理解，可选择地，上述实例可以应用在任意安全标准。
3D建模-SLMCPR加法
图6是显示了将ΔCPR直线加到SLMCPR来确定运行限值最小堆芯功率比(OLMCPR)的曲线图，这是目前认可的过程。图6在共同转让给Bolger等人的、发明名称是“Determination of Operating Limit Minimum Critical PowerRatio(运行限值最小临界功率比的确定)”的美国专利No.6111572中有详细描述，它的整个相关部分结合在这里作为参考并且在下文中描述。
如图6所示，在确定模拟结果的SLMCPR加法的3D建模过程中，OLMCPR确定被分成两个主要步骤。利用一个与上述直接计算相似的过程，首先确定SLMCPR使得堆芯中少于0.1％的燃料棒预计在这个值上经历沸腾过渡。换句话说，如果堆芯中MCPR大于SLMCPR，堆芯中99.9％的燃料棒预计避免沸腾过渡。其次，通过将从最大限值瞬态事件和SLMCPR期望的MCPR最大变化相加(如误差系数ΔCPR95/95所示)然后建立OLMCPR。
由于图6与图4有些类似；因此，为了使文章简洁下文中它的构成仅仅作了一简短描述。柱形图600表示在特定CPR值602处燃料棒数对相应的CPR值601。柱形图608在一个值例如1.05处产生与SLMCPR 603相等的最小CPR燃料棒607。限制燃料棒分布606表示限制CPR燃料棒607确定的不确定性。与上述直接计算类似，当NRSBT百分数等于0.1％时确定了SLMCPR 603。
然而，与上述直接计算不同，ID建模过程不能完全预测和测量某些参数，例如每个棒束内的功率分布和沿每根燃料棒的功率分布。因此，计算SLMCPR中的不确定性不允许OLMCPR与SLMCPR相等。因而，误差系数ΔCPR95/95605是线性地加入SLMCPR 603来确定OLMCPR 609。ΔCPR95/95605适当校正SLMCPR 603的计算限值。
图7是说明由用于实现采用目前认可的过程的OLMCPR评估的数据处理系统执行的处理步骤顺序流程图。图7在共同转让给Bolger等人的、发明名称是“Determination of Operating Limit Minimum Critical Power Ratio(运行限值最小临界功率比的确定)”的美国专利No.6111572中有详细描述，它的整个相关部分结合在这里作为参考并且在下文中描述。
利用ID建模过程，如图7所示和如下文所述的形成了OLMCPR 609。
步骤1：如方块701所示，假定一组基础堆芯运行情况，使用参数来运行设备，所述设备产生与SLMCPR相等的堆芯MCPR。
步骤2：如方块702所示，利用设定在方块706中的如堆芯功率、堆芯流量、堆芯压力、棒束功率等预测常规棒束CPR的参数，确定堆芯中每个棒束的MCPR。该程序步骤预测棒束功率可以有大的不确定性，可能偏离计算。
步骤3：如方块703所示，利用设定在方块707中的如每个棒束内燃料棒位置和燃料棒功率将每个棒束CPR转换成单根燃料棒CPR值的参数，确定堆芯中每根燃料棒的MCPR。单根燃料棒功率可以与测量的不同；棒束功率分布不确定性和该不确定性的组合足以增大SLMCPR实际计算中的不确定性。
步骤4：如方块704所示，利用设定在方块708中的由上述方程式1和2产生的ECPR概率分布，通过使堆芯中受沸腾过渡影响的每根燃料棒的概率相加来确定堆芯中NRSBT百分比。这个加法可以利用上述方程式3执行。
步骤5：如方块705所示，对一组蒙特卡洛统计试验改变设定在方块706和707中的参数。从步骤2到4的所有验证中编辑统计数字来形成NRSBT的概率分布。
步骤6：如方块709所示，NRSBT百分数的值与0.1％相比较。如方块710所示，如果百分数大于0.1％，则重新设定不同初始情况的堆芯参数以便满足USNRC规则。类似于步骤1和方块701，假定新的初始情况来形成SLMCPR。NRSBT的确定循环直到NRSBT值等于0.1％。类似地，如果百分数小于0.1％，则重新设定堆芯参数来增加NRSBT值以便更有效的运行堆芯。
步骤7：如方块711所示，如果NRSBT的百分数等于0.1％，则与堆芯MCPR相等的SLMCPR假定值是堆芯可以运行的极限。
步骤8：如方块702和703所示，由于该过程在步骤2和3中包括相对不确定模拟，CPR的变化在95％置信区间，ΔCPR95/95估计。OLMCPR等于SLMCPR与ΔCPR95/95的线性相加。最终的OLMCPR值满足USNRC规则。
3D建模-0.1％NRSBT
在这个获得模拟结果的3D建模过程实施例中，一般不确定性可以用于瞬态事件中临界功率比变化的计算(ΔCPR/ICPR)，而作为结果的概率分布函数(PDF)可以用来预测更精确的OLMCPR，而无首次计算SLMCPR。经过大量的、考虑多种因素的实验验证，产生了称之为ΔCPR/ICPR的瞬态PDF，而为每个瞬态事件确定了ΔCPR/ICPR的标准偏差。对于发自标称初始情况的瞬态事件的标称ΔCPR/ICPR也被确定。通过绘出初始CPR和瞬态ΔCPR/ICPR不确定性的随机值产生了瞬态最小点的单根燃料棒CPR值的柱形图。通过ΔCPR/ICPR的共同随机值，初始临界功率比(ICPR)转换或转变成MCPRs。从MCPR值中计算出每次实验的NRSBT百分数。如果NRSBT百分数大于0.1％，则改变初始运行情况并且重复程序直到NRSBT等于0.1％。
利用统计方法分析NRSBT分布柱形图来确定分布的“集中趋势”。通常平均值或中值用作统计量来量化集中趋势。这些统计量值在这里定义为标称值。在下面的讨论中，给出将平均值选择为标称值的实例，尽管本发明没有限制为这种选择。采用中值或某些其它集中趋势统计量的值作为标称值也认为是作为本发明的一部分实施例。
用于量化集中趋势的统计量标称值的不确定性用标称值的“置信区间”表示。这样定义置信区间使得存在含有标称值的区间的指定概率(一般是50％或更多)。例如，平均值以区间的95％概率为界，定义95％集中趋势为平均值。用于建立这个置信区间的指定概率称为“置信水平”或置信等级。
依照一个实例，本发明可以包含一个包括编制了执行特殊程序的数据处理设备的系统，该设备根据如下文详细描述的本发明改进方法来模拟BWR堆芯运行情况和计算与统计论证反应堆OLMCPR。
图8表示根据本发明实施例的打算执行反应堆堆芯瞬态反应的多维模拟和BWR反应堆堆芯的OLMCPR直接评估的数据处理系统的实例框图。所述系统可以包括中央处理器801(CPU)、存储器802、用户接口I/O设备803和任选地一个或多个显示器804。存储器802可以包括反应堆设备状态信息数据库(未显示)、执行堆芯运行情况多维模拟以及根据如下文所述本发明的实例方法评估CLMCPR的参数值和程序。例如存储器802可以包括任何公知存储器(例如，只读存储器(ROM)、随机存取存储器(RAM)、等)。
可以对各种类型的AOO、各种等级的BWR设备型号以及各种燃料类型执行统计研究，例如确定ΔCPR/ICPR中的一般瞬态偏置和不确定性。利用模型中的随机变化和设备参数，充分试验(大约一百次)后开始获得标称情况。促成ΔCPR/ICPR(例如，堆芯功率)的初始情况的不确定性也包括在微扰中。所述数据被利用来确定偏置和瞬态ΔCPR/ICPR的标准偏差。
图9是说明用于采用ΔCPR/ICPR的一般不确定性来计算OLMCPR的处理步骤顺序流程图。图9在共同转让给Bolger等人的、发明名称是“Determinationof Operating Limit Minimum Critical Power Ratio(运行限值最小临界功率比的确定)”的美国专利No.6111572中有详细描述，它的整个相关部分结合在这里作为参考并且在下文中描述。
本发明的实例过程流程图显示在图9中。在整个OLMCPR计算过程中方块909保持不变，用于每一种反应堆类型和燃料棒类型的单一瞬态事件的ΔCPR/ICPR必须在使用所述程序之前确定。
图10是显示了使用本发明的确定ΔCPR/ICPR的一般不确定性的曲线图。图10在共同转让给Bolger等人的、发明名称是“Determination of Operating LimitMinimum Critical Power Ratio(运行限值最小临界功率比的确定)”的美国专利No.6111572中有详细描述，它的整个相关部分结合在这里作为参考并且在下文中描述。
图10显示了一个特殊类型AOO的ΔCPR/ICPR的结果曲线图。柱形图1000显示了为每根燃料棒产生结果CPR 1001的试验次数1002相比对应的CPR 1001值。PDF 1003表现瞬态事件以前CPR的分布。然后根据单个ΔCPR/ICPR 1006值改变每个CPR值。在瞬态事件期间瞬态CPR值的总和产生PDF 1004。标称ΔCPR/ICPR 1005定义为PDF 1003的标称CPR值与PDF1004的标称CPR值的差。OLMCPR的计算可以如下。
步骤1：如方块901所示，假定一组基础堆芯运行情况，使用参数来运行设备，所述设备产生与OLMCPR相等的堆芯MCPR。
步骤2：如方块902所示，利用设定在方块907中的如堆芯功率、堆芯流量、堆芯压力、棒束功率和其它预测常规棒束CPR的参数，确定堆芯中每个棒束的ICPR。
步骤3：如方块903所示，利用设定在方块908中的如每个棒束内燃料棒位置和燃料棒功率分布将每个棒束CPR转换成单根燃料棒CPR值的参数，确定堆芯中每根燃料棒的ICPR。
步骤4：利用从表示在图10适合瞬态的曲线中随机取出的单个ΔCPR/ICPR1006值，根据方程式4计算出与ICPR值相应的MCPR值。
图11是显示了使用ΔCPR/ICPR的一般不确定性来确定NRSBT的曲线图。图11在共同转让给Bolger等人的、发明名称是“Determination of OperatingLimit Minimum Critical Power Ratio(运行限值最小临界功率比的确定)”的美国专利No.6111572中有详细描述，它的整个相关部分结合在这里作为参考并且在下文中描述。
在图11中，所述处理用转换1109表示。柱形图1100显示了在特定CPR值1102处燃料棒数相比对应的CPR值1101。在瞬态期间利用随机选择ΔCPR/ICPR 1006值柱形图1107转换成柱形图1108。最低CPR值1105变成最低CPR值1106，而最低CPR燃料棒PDF1103变成最低CPR燃料棒1104。
MCPR i = ICPR i ( 1 - ( ΔCPR ICPR ) 1 ) 方程式4
步骤5：如方块905所示，利用如PDF 1104所示和设定在方块910中的ECPR概率分布，通过使堆芯中受沸腾过渡影响的每根燃料棒的概率相加来确定堆芯中NRSBT百分比。这个加法用前面所示的方程式3执行。
步骤6：如方块906所示，用一组蒙特卡洛统计试验改变设定在方块907和908中的参数。从步骤2到5的所有验证中收集统计数字来形成NRSBT的概率分布。
步骤7：如方块911所示，把NRSBT百分数的值与0.1％相比较。如方块912所示，如果百分数大于0.1％，则重新设定不同初始情况的堆芯参数以便满足USNRC规则。类似于步骤1和方块901，假定新的初始情况来形成OLMCPR。NRSBT的确定重新开始和运行直到NRSBT值等于0.1％。类似地，如果百分数小于0.1％，则重新设定堆芯参数来增加NRSBT值以便更有效的运行堆芯或减少溢出。
步骤8：如方块913所示，如果NRSBT的百分数等于0.1％，OLMCPR的假定值等于堆芯MCPR，满足USNRC规则。从而，建立了象假定参数一样的运行堆芯情况。
现在这样描述的本发明示例实施例，很明显可以以许多方式等同替换。例如，尽管谈到图12的S1410所描述的模拟是作为反复试验、直接计算和3D建模方法的其中之一来描述，对本技术领域的普通技术人员显而易见的是任何公知的模拟方法可以应用到评价在核反应堆运行周期期间(例如，在EOC)考虑到燃料棒位置的建议方案。此外，尽管可接受方案是作为依据0.1％OLMCPR标准来描述，人们应该理解可以被评价(S1415)和视为接受(S1420)的模拟结果(S1410)基于任意的要求性能标准。此外，尽管前面的描述是作为EOC的应用来描述，人们应该理解本发明的其它实施例可以针对核反应堆运行周期的任意部分。这类改变不认为偏离了本发明实施例的精神和范围，并且所有这类作为本领域技术人员显而易见的修改确定为包括在所附权利要求书的范围内。

Claims (10)

1、一种改进核反应堆性能的方法，包括：
在核反应堆至少一部分运行周期期间，采用至少一根控制棒标准(S1405)执行核反应堆的运行方案以便提高紧急停堆有效性。
2、如权利要求1所述的方法，其中所述至少一根控制棒标准包括核反应堆内至少一根控制棒的插入程度(S1405)。
3、如权利要求2所述的方法，其中所述至少一根控制棒包括在运行计划中设计来最后移除的控制棒(S1400)。
4、一种改进核反应堆性能的方法，包括：
在核反应堆至少一部分运行周期期间，采用至少一根控制棒标准(S1405)产生核反应堆的运行方案以便提高紧急停堆有效性。
5、如权利要求4所述的方法，其中产生进一步包括：
选择至少一根控制棒用于考虑(S1400)；
为所选控制棒选择插入程度(S1405)；
部分地基于所选控制棒和所选插入程度的至少一个来模拟堆芯情况(S1410)；以及
确定模拟是否产生核堆芯的可接受方案(S1415，S1420)。
6、一种核反应堆堆芯运行的方法，包括：
用多根控制棒控制堆芯反应性(S1400)，为提高紧急停堆期间堆芯功率减小的速率，在堆芯未执行紧急停堆时将多根控制棒的至少一根部分地插入堆芯。
7、如权利要求6所述的方法，其中部分插入的程度被设定成满足期望的安全裕度。
8、一种减少反应堆堆芯的反应堆运行的紧急停堆时间的方法，包括：
选择至少一根控制棒用于考虑(S1400)；
为所选控制棒选择插入程度(S1405)；
部分地基于所选控制棒和所选插入程度的至少一个来模拟堆芯情况(S1410)；以及
确定模拟是否产生提高至少一部分反应堆堆芯运行周期的紧急停堆有效性的可接受方案(S1415、1420)。
9、如权利要求8所述的方法，进一步包括：
如果所述确定步骤确定方案是可接受的，则执行所述方案来提高在一部分运行周期的紧急停堆有效性。
10、如权利要求8所述的方法，其中插入程度被设定成满足安全裕度。
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