专利名称:堆芯内仪器堆芯性能验证方法
技术领域：
本发明总地涉及轻水堆的次临界物理试验，更具体地涉及当启动时压水堆的物理试验。
背景技术：
核反应堆发电系统的一次侧用加压水冷却，并由隔离的密闭回路组成，该密闭回路与二次侧存在热交换关系，以用于生成有效能。反应堆容器的一次侧包括堆芯内部结构、 热交换蒸汽发生器内的主回路、稳压器的内部容积、用于使加压水循环的泵和管道以及将蒸汽发生器和泵中的每个与反应堆容器独立连接的管道，所述堆芯内部结构支承多个包含裂变物质的燃料组件。一次侧的每个部分由蒸汽发生器、泵和与容器连接的管道系统组成， 以形成一次侧的环路。
为了举例说明的目的，图1显示简化的核反应堆一次系统，该系统包括大体圆柱形的压力容器10，压力容器10具有密封核堆芯14的顶盖12。诸如水的液态反应堆冷却剂被泵16泵入到容器10中遍布到堆芯14中，在堆芯14中，热能被吸收，并被排放到通常被称为蒸汽发生器的热交换器18，在热交换器18中，热被传送到利用回路(未显示)，诸如蒸汽驱动的涡轮发电机。反应堆冷却剂返回到泵16，完成一次环路。通常，多个上述环路通过反应堆冷却剂管道系统20与单个反应堆容器10连接。
图2中更详细地显示示例性反应堆设计。除了由多个平行的、垂直的、共同延伸的燃料组件22组成的堆芯14之外，为了本说明书的目的，其它容器内部结构可分为堆芯内下部构件M和堆芯内上部构件26。在常规设计中，堆芯内下部构件用于支承、对齐和引导堆芯部件和检测仪器(instrumentation)以及指引容器内的流动。堆芯内上部构件限制燃料组件22(在该图中为了简化仅显示两个燃料组件)或者提供用于燃料组件22的二次限制器，并支承和引导检测仪器和部件，诸如控制棒观。在图2中所示的示例性反应堆中，冷却剂通过一个或多个进口管嘴30进入反应堆容器10，向下流过所述容器与堆芯吊篮32之间的环形空间，在下腔室34中转180度，向上通过下支承板37和在其上安装燃料组件22的下堆芯板36，并通过组件周围。燃料组件受堆芯内上部构件限制，所述堆芯内上部构件包括圆形上堆芯板40。退出堆芯14的冷却剂沿着上堆芯板40的下侧流动，并向上流过多个穿孔42。冷却剂然后向上径向地流到一个或多个出口管嘴44。
堆芯内上部构件沈可由容器或容器封头支承，并包括上支承组件46。负荷主要通过多个支承柱48在上支承组件46与上堆芯板40之间传送。支承柱在所选燃料组件22和上堆芯板40中的穿孔42上方对齐。
可直线移动的控制棒28通常包括中子毒物棒的驱动轴50和星形架52，控制棒导向管M引导所述中子毒物棒通过堆芯内上部构件沈并进入到对齐的燃料组件22中。导向管连接在上支承组件46与上堆芯板40之间。
图3是整体用指代字符22指定的燃料组件的以垂直缩短的形式表示的正视图。燃料组件22是压水堆中所使用的类型，具有在其下端包括底部管嘴58的结构骨架。底部管
3嘴58支承在核反应堆的堆芯区域中的、在下堆芯支承板60上的燃料组件22 (图3中显示的下堆芯支承板60在图2中用指代字符36表示)。除了底部管嘴58之外，燃料组件22的结构骨架还包括在其上端的顶部管嘴62和一些导向管或套管84，这些导向管或套管84在底部管嘴58与顶部管嘴62之间纵向延伸，并在相对端刚性附连到底部管嘴58和顶部管嘴 62。
燃料组件22还包括多个横向格架64和细长燃料棒66的有组织阵列，横向格架64 沿着导向套管84(也被称为导向管)轴线间隔并安装到导向套管84，细长燃料棒66横向间隔并由格架64支承。虽然在图3中看不见，但是格架64通常由按蛋篓型图案交错的正交条带形成，四个条带的相邻界面限定大体正方形的支承单元格，燃料棒66通过这些支承单元格以彼此横向间隔的关系被支承。在许多常规设计中，翘曲和凹痕被压印到形成支承单元格的条带的相对壁中。翘曲和凹痕径向延伸到支承格中，并将燃料棒固定在它们之间；在燃料棒包壳上施加压力以将棒保持就位。此外，组件22具有位于其中心的检测仪器管68， 检测仪器管68在底部管嘴58与顶部管嘴62之间延伸，并安装到底部管嘴58和顶部管嘴 62，或者穿过底部管嘴58和顶部管嘴62。图3中示出了前者。
每个燃料棒66包括多个核燃料芯块70，并在其相对端被上端塞72和下端塞74封闭。设置在上端塞72与芯块堆的顶部之间的腔室翘曲76使芯块70保持成一堆。由裂变物质构成的燃料芯块70负责产生反应堆的反应能。围绕芯块的包壳用作防止裂变副产物进入冷却剂并进一步污染反应堆系统的屏障。
为了控制裂变过程，一些控制棒78在位于燃料组件22中的预定位置处的导向套管84中可往复移动。具体地讲，位于顶部管嘴62上方的棒束控制机构80支承控制棒78。 控制机构具有内螺纹轮毂构件82，其具有多个径向延伸的锚爪或臂部52。每个臂部52与控制棒78互连，以使得控制机构80可操作为在导向套管84上垂直移动控制棒，从而在与控制棒轮毂82耦接的控制棒驱动轴50的电动机功率下控制燃料组件22中的裂变过程，所有这些操作均为公知方式。
在这样的压水堆发电系统中，通过在堆芯内支承的多个燃料棒中发生的裂变链式反应在压力容器的堆芯中产生热量。如前所述，燃料棒在燃料组件内保持间隔关系，并且燃料棒之间的间隔形成硼化水流过的冷却剂通道。冷却剂用水内的氢减少从燃料内的浓缩铀放射的中子，以增加核反应数量，从而提高所述过程的效率。散置在燃料组件内取代燃料棒位置的控制棒导向套管用于引导控制棒，这些控制棒可操作为插入堆芯或者从堆芯提升。 当插入时，控制棒吸收中子，因而减少堆芯内产生的核反应的数量和热量。
核反应堆的功率级通常分为三个量程源或启动量程、中间量程和功率量程。连续地监视反应堆的功率级，以确保安全操作。这样的监视通常通过置于反应堆堆芯外部和内部的、用于测量反应堆的中子通量的中子探测器来进行。由于反应堆中任何点处的中子通量与裂变速率成比例，所以中子通量也与功率级成比例。
裂变和电离室用于测量反应堆的源量程、中间量程和功率量程中的通量。通常，裂变和电离室能够在所有正常功率级工作，然而，它们的敏感度一般不足以精确地检测源量程中放射的低级中子通量。因此，通常使用分离的低级源量程保护器来监视当反应堆的功率级在源量程中时的中子通量。
当适当能级的自由中子与燃料棒内包含的可裂变物质的原子撞击时，在堆芯内发生裂变反应。这些反应导致反应堆冷却剂中从堆芯提取的大量热能的释放和可用于产生更多裂变反应的另外的自由中子的释放。这些释放的中子中的一些逸出堆芯或者被中子吸收体(比如，控制棒)吸收，因此不引起传统的裂变反应。通过控制堆芯中存在的中子吸收材料的量，可控制裂变速率。在可裂变物质中总是发生随机裂变反应，但是当堆芯关停时，释放的中子以使得不发生持续的一系列反应这样的高速率被吸收。通过减少中子吸收材料直到给定发电中的中子数量等于前次发电中的中子数量为止，所述过程变为自保持链式反应，并且反应堆被称为“处于临界”。当反应堆处于临界状态时，中子通量比当反应堆关停时的中子通量高六个或这么大的数量级。在一些反应堆中，为了加速关停的堆芯中的中子通量的增加以实现实用的转变间隔，将人造中子源植入在反应堆堆芯中包含可裂变物质的燃料棒之间。该人造中子源引起中子通量的局部增加，以帮助使反应堆直达能够发电的程度。
在缺少中子源时，一次发电中的自由中子数量与前次发电中的自由中子数量的比率被称为“中子倍增因子”(Krff)，并用作反应堆的反应性的度量。换句话讲，对于核堆芯的临界性度量为Krff，即，中子产量与可归因于破坏和损失这二者的总中子损失量的比率。当 Krff大于1时，生成的中子比毁灭的中子多。类似地，当Krff小于1时，毁灭的中子比生成的中子多。当Krff小于1时，反应堆被称为“处于次临界”。
由美国国家标准协会(ANSI)和美国核学会(ANS)公布的标准ANSI/ANS 19. 6. 1 "Reload Start-up Physics Test For Pressurized Water Reactors，，要求在反应堆变为临界之前确认某些堆芯参数。在物理试验期间确认这些参数的目的是执行堆芯设计验证，即，证明构造的堆芯的运行方式足以接近设计的堆芯的预期运行方式。通过提供该验证，证实对用于该燃料循环的堆芯执行的安全性分析。在热态零功率(小于5%额定热功率)期间必须确认的特性为
功率分布，
反应性控制，
反应性平衡，
停堆能力(停堆裕量)
这些特性目前通过确定以下参数来进行量化“测量”所有棒拔出热态零功率(All Rods Out Hot Zero Power)临界硼浓度(也被称为硼滴定终点)、慢化剂温度系数、等温温度系数和控制棒组总价值。
其上进行物理试验的底座观测堆芯的预期响应。几种目前的物理试验程序(诸如动态棒价值测量(Dynamic Rod Worth Measurement)程序或者次临界棒价值测量 (Subcritical Rod Worth Measurement)程序能够精确地确认前面列出的所有参数。动态棒价值测量程序在反应堆在零功率试验量程中的同时使用核电厂的四个堆外功率量程探测器之一(其要求取出不用)来执行试验。为了执行测量，分别以最大棒步进速度按连续运动插入多组控制棒和从堆芯移除这些组控制棒。在从堆芯移除每组之后，有必要使得通量可恢复到初始启动水平。在通量恢复所需的时间期间，执行数据处理，以获得作为组位置的总棒价值和综合棒价值。在低功率物理试验期间输入特殊的技术规范例外，以考虑失序地并且低于它们的插入极限地移动的控制棒，并且还考虑比正常操作期间利用的慢化剂温度系数更负面的慢化剂温度系数。动态棒价值测量程序能够基于各个控制棒组价值来确定功率分布的第一“概略”外观。如果在用动态棒价值测量程序测得的各组价值上满足所有评价标准，则不需要低功率通量图来进一步确认堆芯。然而，如果各组价值与预测的组价值相差大于15%或lOOpcm，则需要低功率通量图来调查异常。在四环路发电厂，该方法通常花费8小时与12小时之间的停运临界路径时间。
次临界棒价值测量程序使用核电厂的两个源量程探测器，而无需将它们取出不用。试验在反应堆处于次临界(Krff <0.99)的同时进行，并需要比动态棒价值测量程序简单的控制棒操纵，这使得试验对于反应堆操作者更简单且更熟悉。在准备热落棒时序测量试验时以典型的方式提升控制棒。次临界棒价值测量程序指定以下状态点，在这些状态点， 源量程探测器对数据被收集的速率进行计数。提棒在每个状态点短暂停止，以收集必要数据，并且所述过程继续，直到达到所有棒拔出状况。次临界棒价值测量程序然后从在每个状态点收集的源量程数据计算控制棒总价值和临界硼浓度。在对控制棒总价值和临界硼浓度测得的结果进行评价之后，通过将系统温度改变大约6° F(3.3°C)并确定对应的反应性变化来执行等温温度系数测量。使用反应性的变化与在提棒期间测得的堆外探测器指示的变化之间的关系来进行所述确定。
次临界棒价值测量验证方法使用次临界逆计数率方法(Subcritical Inverse Count rate methodology)来预测次临界堆芯中子分布，该次临界堆芯中子分布使得能够将高度非线性的逆计数率比线性化，以使得可从空间上校正的源量程探测器信号测量来确定Keff变化，所述次临界逆计数率方法在2008年12月11日提交的美国专利申请序号第 12/332，577号中有充分描述。来自源量程探测器的、在每个状态点被监视的电压被转换为每个状态点处的计数和Krff。拔棒期间的总反应性变化确定总组价值。然后将空间上校正的逆计数率比外推为零，以确定变为临界(或者硼滴定终点)的必要反应性。该外推点提供使得发电厂能够拔棒以使发电厂变为临界的预期临界状况的精确测量，而不是在没有基于该特定燃料循环的堆芯实验的已知预期临界状况的情况下必须稀释冷却剂中的硼浓度以达到临界。实际堆芯功率分布与预测堆芯功率分布之间的一致性依赖于下述度量，即，在提升所有控制组和停堆组期间的与预测值(MD)的平均逆计数率比偏差除以测得的逆计数率比与预测值(冊幻的测量均方根差，或者依赖于MD/RMS。尽管该方法证明在其许多应用期间是精确的，但是仍需要30%额定热功率时的通量图，以进一步验证堆芯功率分布。在四环路发电厂，该方法通常需要3小时与5小时之间的停运临界路径时间。
因此，期望一种将节省停运临界路径时间的新型次临界物理试验程序。此外，期望一种从停运临界路径完全去除所需次临界物理试验的改进次临界物理试验程序。另外，期望一种将确认堆芯将如设计那样在临界以上工作的改进物理试验程序。
发明内容
本发明通过提供下述次临界物理试验方法来实现前述目的，所述次临界物理试验方法利用从安放在堆芯的燃料组件内的仪器套管内的堆芯内检测仪器获得的度量。位于堆芯内的一些径向位置处的堆芯内检测仪器监视堆芯中多个轴向区域上的中子通量，所述多个轴向区域基本上沿着裂变燃料元件的有效长度。所述方法首先经分析预测堆芯的功率分布。然后，在一开始通过插入控制棒中的至少一些和/或将化学中子吸收体添加到堆芯中而使Krff <0. 99、堆芯处于停堆次临界状况的同时，所述方法按预先建立的顺序从堆芯提升控制棒，以提高堆芯在次临界功率量程内的功率级。在控制棒被提升的同时，所述方法监视被堆芯内检测仪器监视的轴向堆芯位置和径向堆芯位置处的功率级，以从堆芯内检测仪器的一个或多个输出获得监视的功率分布。所述方法然后将经分析预测的功率分布与监视的功率分布进行比较。如果监视的功率分布和预测的功率分布在预先选择的偏差内，则只要监视的功率仍在规格内，所述方法就继续正常的反应堆启动，以使反应堆没有中断地直达能够发电的程度。
理想地，随着控制棒被提升，所述监视步骤提供各种反应堆温度和控制棒棒位配置时的综合燃料组件中子通量分布度量。在一个实施例中，综合燃料组件中子通量分布度量通过下述方式获得，即，综合堆芯内检测仪器的输出，直到相对输出中的部分不确定性满足规定的不确定性水平为止。所述方法然后将监视的功率分布与对应的预测的信号分布进行比较，以识别在监视的功率分布与预测的功率分布之间是否存在任何显著偏差，所述预测的信号分布是所述经分析预测的功率分布的一部分。在后一实施例中，所述方法优选地包括以下步骤使用所监视的在不同温度和棒位获得的轴向功率级和径向功率级来将不同温度和棒位之间发生的反应性变化量化，以使得控制棒的反应性的温度系数和反应性价值可被确定，并可被与预测值进行比较。在监视的功率分布和预测的功率分布在整个次临界功率量程上在预先选择的偏差内的又一个实施例中，所述方法包括以下步骤随着反应堆变为临界直到预定功率量程为止，连续地将经分析预测的功率分布与监视的功率分布进行比较。
当结合附图仔细斟酌以下对于优选实施例的描述时，可从该描述得到本发明的进一步的理解，在附图中
图1是核发电系统的一次侧的示意性表示；
图2是可应用本发明的核反应堆容器和内部部件的正视图，该正视图部分为截面；
图3是以垂直缩短的形式示出的燃料组件的正视图，该正视图部分为截面，并且为了清晰起见，示出的燃料组件部分去除；和
图4是本发明所利用的堆芯内通量探测器的钒探测器元件布局的示意图。
具体实施方式
本发明的堆芯内仪器次临界验证程序在许多方面与次临界棒价值测量程序类似。 主要差别在于，本发明利用在美国专利5，745，538中更充分描述的优化比例轴向区域信号分离延长寿命(Optimized Proportional Axial Region Separation Extended Life) (0PARSSEL )堆芯内检测仪器套管组件。钒固定堆芯内探测器，而不是堆外源量程探测器的使用使得能够在启动进程期间没有中断地进行和完成次临界低功率物理试验，这从停运临界路径去除堆芯设计验证行为。0PARSSEL堆芯内检测仪器套管组件代替许多压水堆中所用的可移动堆芯内探测器系统。
图4表示堆芯内通量探测器检测仪器套管组件内部的探测器元件配置的示意图。 中子通量中的钒堆芯内探测器元件生成下述信号，该信号为由于中子被钒-51同位素吸收从而生成钒-52而引起的信号。钒-52同位素通过β放射衰减，β放射生成与中子通量
7成比例的电流。每个堆芯内检测仪器套管组件安放多个可变长度自供电探测器元件，以提供轴向堆芯功率分布。通常，如图4所示提供五个探测器元件，但是更新的反应堆(诸如 AP1000)利用多达七个探测器元件。最长的探测器发射体86跨越在区域R1-R5上延伸的整个有效燃料元件长度，并提供相关联的燃料组件内所包含的总中子通量的综合度量。较短的探测器元件88、90、92和94提供可用于确定总中子通量中的在燃料组件的不同轴向区域 R1-R5产生的相对部分的信号，所述不同轴向区域R1-R5根据与最长的探测器元件86的重叠而限定。该信息使得可测量所有的包含堆芯内检测仪器套管组件的堆芯位置中的相对径向和轴向功率形状。然后可将该测得的信息与对应的预测的相对轴向和径向功率分布信息进行比较，以识别与预测状况是否存在任何显著差异。从所有探测器元件测得的总信号还可用于建立在刚建成的堆芯与预测堆芯之间是否存在整体反应性偏置。
本发明的堆芯内检测仪器次临界验证程序如此使用堆芯内检测仪器套管组件中的自供电探测器，以与次临界棒价值测量程序处理源量程探测器信号的方式类似地提供各种温度和棒位配置时的综合燃料组件中子通量分布度量。然而，在堆芯内检测仪器套管组件信号的情况下，度量信息通过下述方式获得，即，综合从每个探测器发射体输出的电流信号，直到相对探测器信号中的部分不确定性满足规定的不确定性水平为止。然后将测得的探测器信号分布与对应的预测的信号分布进行比较，以识别在测得的径向和轴向功率分布与预测的径向和轴向功率分布之间是否存在任何显著偏差。在不同温度和棒位获得的度量还可用于将这些状况变化之间发生的反应性变化量化，以使得控制棒的反应性的温度系数和反应性价值可被测量，并可被与预期值进行比较。利用本发明的控制棒提升方法按预先建立的顺序进行，并且理想情况是连续的，而无需用于收集数据的状态点。
本发明的堆芯内检测仪器次临界验证程序的另外的优点是，实际功率分布与预测功率分布以及其它堆芯参数之间的比较可在反应堆变为临界的点之上的功率级继续，以进一步验证对堆芯执行的安全性分析。因此，本发明的堆芯设计验证方法的使用显著地提高了堆芯设计验证处理的精度、安全性和方便性，并基本上从停运临界路径去除了所有堆芯设计验证行为。
尽管已详细描述了本发明的特定实施例，但是本领域技术人员将意识到，可依据本公开内容的总体教导对这些细节进行各种修改和替换。因此，所公开的特定实施例的本意仅仅是举例说明，而不是限制本发明的范围，本发明的范围由权利要求
及其任何和所有等同形式给出。
权利要求
1.一种用于确认核反应堆的堆芯将如设计那样工作的次临界物理试验方法，其中，所述堆芯具有径向和轴向维度以及多个包括一些裂变燃料元件的燃料组件，所述燃料组件中的至少一些具有用于插入控制棒的导向套管和至少一个仪器套管，所述控制棒可成组地移到所述堆芯中和从所述堆芯中移出，在所述仪器套管中，安放堆芯内检测仪器，所述堆芯内检测仪器用于监视所述堆芯中所述堆芯内检测仪器周围的径向位置处的中子通量和多个轴向区域上的中子通量，所述轴向区域基本上沿着所述裂变燃料元件的有效长度，所述方法包括分析预测所述堆芯中的功率分布；一开始通过将所述控制棒中的至少一些插入到所述堆芯中和/或将化学中子吸收体添加到所述堆芯中来使所述堆芯保持处于停堆次临界状况，此时Krff小于1 ；按预先建立的顺序从所述堆芯提升所述控制棒，以提高所述堆芯在次临界功率量程内的功率级；监视被所述堆芯内检测仪器监视的所述轴向堆芯位置和所述径向堆芯位置处的功率级，以在所述功率级正在所述次临界功率量程内提高的同时从所述堆芯内检测仪器的一个或多个输出获得监视的功率分布；和将经分析预测的功率分布与监视的功率分布进行比较，并且如果监视的功率分布和预测的功率分布在预先选择的偏差内，则只要监视的功率保持在规格内，就继续正常反应堆启动，以使所述反应堆没有中断地直到能够发电的程度。
2.根据权利要求
1所述的次临界物理试验方法，其中，随着控制棒被提升，所述监视步骤提供各种反应堆温度和控制棒棒位配置时的综合燃料组件中子通量分布度量。
3.根据权利要求
2所述的次临界物理试验方法，其中，所述综合燃料组件中子通量分布度量通过下述方式获得，即，综合所述堆芯内检测仪器的输出，直到相对输出中的部分不确定性满足规定的不确定性水平为止，然后将监视的功率分布与对应的预测的信号分布进行比较，以识别在监视的功率分布与预测的功率分布之间是否存在任何显著偏差，所述预测的信号分布为所述经分析预测的功率分布的一部分。
4.根据权利要求
3所述的次临界物理试验方法，包括以下步骤使用在不同温度和棒位时获得的监视的轴向功率级和径向功率级来将所述不同温度和棒位之间发生的反应性变化量化，以使得反应性的温度系数可被确定，并可被与预测值进行比较。
5.根据权利要求
3所述的次临界物理试验方法，包括以下步骤使用在不同温度和棒位时获得的监视的轴向功率级和径向功率级来将所述不同温度和棒位之间发生的反应性变化量化，以使得所述控制棒的反应性价值可被确定，并可被与预测值进行比较。
6.根据权利要求
3所述的次临界物理试验方法，包括以下步骤使用在不同温度和棒位时获得的监视的轴向功率级和径向功率级来将所述不同温度和棒位之间发生的反应性变化量化，以使得所有棒拔出临界硼浓度度量可被确定，并可被与预测值进行比较。
7.根据权利要求
1所述的次临界物理试验方法，其中，所述监视的功率分布和预测的功率分布在整个次临界功率量程上在预先选择的偏差内，包括以下步骤随着所述反应堆变为临界直到预定功率量程为止，继续将经分析预测的功率分布与监视的功率分布进行比较。
8.根据权利要求
1所述的次临界物理试验方法，其中，所述提升步骤连续地从所述堆芯提升所述控制棒。
专利摘要
一种次临界物理试验程序利用钒自供电堆芯内检测仪器套管组件来提供用于确认堆芯是否如设计那样工作的实际测得的功率分布。综合从堆芯内探测器元件接收的信号，直到部分不确定性小于规定水平为止。然后针对给定的棒位或温差，将测得的功率分布与预测的功率分布进行比较。如果测得的功率分布在预测的功率分布的规定容限内，则预计堆芯如预测那样运行。
文档编号G21C17/00GKCN102473466SQ201080028676
公开日2012年5月23日 申请日期2010年6月25日
发明者D·P·基斯特勒, M·C·普里布莱, M·D·海尔贝尔, P·J·萨巴斯蒂安尼, S·L·科纳 申请人:西屋电气有限责任公司导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan