反应堆压力容器的快中子注量率的实时监测方法和系统[发明专利]

(10)申请公布号
(43)申请公布日 (21)申请号 201510655339.X
(22)申请日 2015.10.12
G21C 17/00(2006.01)
(71)申请人国核（北京）科学技术研究院有限公
司
地址102209 北京市昌平区北七家镇定泗路
北侧雅安商厦C 号4层401室
(72)发明人胡也 余慧 王常辉 孙业帅
陈义学
(74)专利代理机构中科专利商标代理有限责任
公司 11021
代理人
汪洋
(54)发明名称
反应堆压力容器的快中子注量率的实时监测
方法和系统
(57)摘要
本发明提供了一种反应堆的压力容器的快中
子注量率的实时监测系统和方法，该反应堆包括
用于实时监测压力容器内的堆芯的运行参数的
堆芯监测系统。

该实时监测系统包括：数据接收
单元，被配置成以指定的监测频率从堆芯监测系
统接收堆芯的实时运行参数数据；中子注量率计
算单元，被配置成至少基于接收到的实时运行参
数数据计算压力容器的快中子注量率；和显示单
元，被配置成将计算出的快中子注量率进行可视
化输出。

(51)Int.Cl.
(19)中华人民共和国国家知识产权局(12)发明专利申请权利要求书2页 说明书6页 附图2页CN 106571168 A 2017.04.19
C N 106571168
A
1.一种反应堆的压力容器的快中子注量率的实时监测系统，该反应堆包括用于实时监测压力容器内的堆芯的运行参数的堆芯监测系统，该实时监测系统包括：数据接收单元，被配置成以指定的监测频率从堆芯监测系统接收堆芯的实时运行参数数据；
中子注量率计算单元，被配置成至少基于接收到的实时运行参数数据计算压力容器的快中子注量率；和
显示单元，被配置成将计算出的快中子注量率进行可视化输出。

2.根据权利要求1所述的实时监测系统，其中所述实时运行参数数据包括堆芯的实时功率分布和实时核素成分信息、和核燃料组件的实时燃耗信息。

3.根据权利要求2所述的实时监测系统，其中中子注量率计算单元包括输运模块，该输运模块被配置成基于中子输运方程从由所述实时运行参数数据获得的堆芯的裂变中子源强和裂变中子能谱计算快中子注量率。

4.根据权利要求3所述的实时监测系统，其中中子注量率计算单元被配置成基于下述表达式获得裂变中子源强：
nf＝C·Pv·N
其中：
nf为裂变中子源归一化因子，单位为1/(cm3·s)；
C为能量换算因子，C＝6.24146×1012MeV/J；
Pv为核燃料组件的功率密度，单位为W/cm；
N为释放单位裂变能量对应的裂变中子数，N＝ν/E；
ν为每次裂变产生的平均中子数；以及
E为每次裂变释放的平均能量，单位为MeV。

5.根据权利要求4所述的实时监测系统，其中裂变中子能谱是基于各个可燃料组件的平均ν值和不同的燃耗深度下的核素裂变份额得到的混合裂变中子能谱。

6.根据权利要求3所述的实时监测系统，其中输运模块被配置成以离散纵标法计算快中子注量率。

7.根据权利要求1-6中任一项所述的实时监测系统，还包括被配置成接收反应堆的基本参数的输入单元，其中中子注量率计算单元进一步被配置成基于接收到的基本参数和实时运行参数数据计算快中子注量率。

8.根据权利要求1-6中任一项所述的实时监测系统，还包括被配置成设置和控制实时监测系统的监测频率的时间步进控制单元。

9.根据权利要求1-6中任一项所述的实时监测系统，还包括分析和报警单元，该分析和报警单元被配置成根据计算出的快中子注量率执行下述操作中的一种或多种：分析正常工况；注量率超标警示；和注量率超标原因分析。

10.一种用于实时监测反应堆的压力容器的快中子注量率的方法，该反应堆包括用于实时监测压力容器内的堆芯的运行参数的堆芯监测系统，该方法包括下述步骤：以指定的监测频率从堆芯监测系统接收堆芯的实时运行参数数据；
至少基于接收到的实时运行参数数据计算压力容器的快中子注量率；以及
将计算出的快中子注量率进行可视化输出。

11.根据权利要求10所述的方法，其中所述实时运行参数数据包括堆芯的实时功率分布和实时核素成分信息、和核燃料组件的实时燃耗信息。

12.根据权利要求11所述的方法，其中计算压力容器的快中子注量率的步骤包括基于中子输运方程从由所述实时运行参数数据获得的堆芯的裂变中子源强和裂变中子能谱计算快中子注量率。

13.根据权利要求12所述的方法，其中基于下述表达式获得裂变中子源强：
nf＝C·Pv·N
其中：
nf为裂变中子源归一化因子，单位为1/(cm3·s)；
C为能量换算因子，C＝6.24146×1012MeV/J；
Pv为核燃料组件的功率密度，单位为W/cm；
N为释放单位裂变能量对应的裂变中子数，N＝ν/E；
ν为每次裂变产生的平均中子数；以及
E为每次裂变释放的平均能量，单位为MeV。

14.根据权利要求13所述的方法，其中将基于各个可燃料组件的平均ν值和不同的燃耗深度下的核素裂变份额得到的混合裂变中子能谱作为裂变中子能谱。

15.根据权利要求12所述的方法，其中计算压力容器的快中子注量率的步骤包括以离散纵标法计算快中子注量率。

16.根据权利要求10-15中任一项所述的方法，还包括接收反应堆的基本参数的步骤，并且计算压力容器的快中子注量率的步骤包括基于接收到的基本参数和实时运行参数数据计算快中子注量率。

17.根据权利要求10-15中任一项所述的方法，还包括根据计算出的快中子注量率执行下述操作中的一种或多种：正常工况分析；中子注量率超标警示；和中子注量率超标原因分析。

反应堆压力容器的快中子注量率的实时监测方法和系统
技术领域
[0001] 本发明的实施例一般地涉及核电厂堆芯监测及压力容器辐照监督领域，并且特别地，涉及一种用于实时监测反应堆压力容器的快中子注量率的方法和系统。

背景技术
[0002] 核电厂安全、老化及延寿管理的核心部件——反应堆压力容器是安置核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，也称反应堆压力壳，是压水堆核电站中的关键设备，具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点，而且是不可更换的设备，必须保证其在核电站寿命期内绝对安全可靠，要求在各种正常运行工况、试验工况和假想事故工况下均保持其结构的完整性，不发生容器的非延性断裂破坏和放射性物质泄漏。

其主要功能如下：(1)装载着核燃料组件及堆内构件，对堆芯具有辐射屏蔽作用；(2)在顶盖上安装着控制棒管座及其驱动机构；(3)密封一回路冷却剂并维持其压力，是冷却剂压力边界的重要部分；(4)燃料原件破损后有防止裂变产物外溢的功能。

压力容器的设计、制造、运行监督必须遵循严格的准则，它在服役寿期内的完整性对反应堆安全至关重要。

它和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一，在安全上处于特殊的地位，在电站的寿期管理中被定义为“不可更换的敏感类设备”。

[0003] 反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，反应堆压力容器受辐照导致材料机械特性变化，即辐照脆化问题是影响其寿期的主要因素之一。

压力容器的寿命主要取决于能量高于0.1MeV的快中子对其的辐照效应，能量高于1MeV的快中子则对材料辐照损伤脆化起主导作用。

作为电厂寿命评估和延寿的至关重要的参数，压力容器的中子注量是决定压力容器脆化程度和评价压力容器高压热冲击的一个有力依据。

因此，对于压力容器快中子注量的监督，对核电厂经济性与安全性起到至关重要的作用。

[0004] 当前工程上对于压力容器的辐照监督，一般有两种办法，一个是在进行核电站辐射屏蔽设计时，通过对压力容器快中子注量率的计算，并积分得出压力容器寿期快中子注量率，保证核电厂在设计时保守的满足上述抗辐照性能；另一个是利用辐照监督管，即将压力容器的母材和焊缝材料制成试样，装入不锈钢管，沿堆芯活性段的高度固定在堆内构件的吊篮筒体外侧，在反应堆寿期内按计划抽出进行性能测试和分析，以监督和预示压力容器辐照后材质变化的部件。

这两种方法存在着较差的实时性或大的计算误差，并不能够非常真实直接地反映压力容器的辐照情况。

发明内容
[0005] 为了克服现有技术存在的上述和其它问题和缺陷中的至少一种，提出了本发明。

[0006] 根据本发明的一个方面，提出了一种反应堆的压力容器的快中子注量率的实时监测系统，该反应堆包括用于实时监测压力容器内的堆芯的运行参数的堆芯监测系统，该实时监测系统包括：数据接收单元，被配置成以指定的监测频率从堆芯监测系统接收堆芯的
实时运行参数数据；中子注量率计算单元，被配置成至少基于接收到的实时运行参数数据计算压力容器的快中子注量率；和显示单元，被配置成将计算出的快中子注量率进行可视化输出。

[0007] 优选地，在上述实时监测系统中，所述实时运行参数数据可以包括堆芯的实时功率分布和实时核素成分信息、和核燃料组件的实时燃耗信息。

[0008] 优选地，在上述实时监测系统中，中子注量率计算单元可以包括输运模块，该输运模块被配置成基于中子输运方程从由所述实时运行参数数据获得的堆芯的裂变中子源强和裂变中子能谱计算快中子注量率。

[0009] 优选地，在上述实时监测系统中，中子注量率计算单元可以被配置成基于下述表达式获得裂变中子源强：
[0010] nf＝C·Pv·N
[0011] 其中：
[0012] nf为裂变中子源归一化因子，单位为1/(cm3·s)；
[0013] C为能量换算因子，C＝6.24146×1012MeV/J；
[0014] Pv为核燃料组件的功率密度，单位为W/cm；
[0015] N为释放单位裂变能量对应的裂变中子数，N＝v/E；
[0016] v为每次裂变产生的平均中子数；以及
[0017] E为每次裂变释放的平均能量，单位为MeV。

[0018] 优选地，在上述实时监测系统中，裂变中子能谱可以是基于各个可燃料组件的平均v值和不同的燃耗深度下的核素裂变份额得到的混合裂变中子能谱。

[0019] 优选地，在上述实时监测系统中，输运模块可以被配置成以离散纵标法计算快中子注量率。

[0020] 优选地，上述实时监测系统还可以包括被配置成接收反应堆的基本参数的输入单元，中子注量率计算单元可以进一步被配置成基于接收到的基本参数和实时运行参数数据计算快中子注量率。

[0021] 优选地，上述实时监测系统还可以包括被配置成设置和控制实时监测系统的监测频率的时间步进控制单元。

[0022] 优选地，上述实时监测系统还可以包括分析和报警单元，该分析和报警单元被配置成根据计算出的快中子注量率执行下述操作中的一种或多种：分析正常工况；注量率超标警示；和注量率超标原因分析。

[0023] 根据本发明的另一个方面，提供了一种用于实时监测反应堆的压力容器的快中子注量率的方法，该反应堆包括用于实时监测压力容器内的堆芯的运行参数的堆芯监测系统，该方法包括下述步骤：以指定的监测频率从堆芯监测系统接收堆芯的实时运行参数数据；至少基于接收到的实时运行参数数据计算压力容器的快中子注量率；以及将计算出的快中子注量率进行可视化输出。

[0024] 优选地，在上述方法中，所述实时运行参数数据可以包括堆芯的实时功率分布和实时核素成分信息、和核燃料组件的实时燃耗信息。

[0025] 优选地，在上述方法中，计算压力容器的快中子注量率的步骤可以包括基于中子输运方程从由所述实时运行参数数据获得的堆芯的裂变中子源强和裂变中子能谱计算快
中子注量率。

[0026] 优选地，在上述方法中，可以基于下述表达式获得裂变中子源强：
[0027] nf＝C·Pv·N
[0028] 其中：
[0029] nf为裂变中子源归一化因子，单位为1/(cm3·s)；
[0030] C为能量换算因子，C＝6.24146×1012MeV/J；
[0031] Pv为核燃料组件的功率密度，单位为W/cm；
[0032] N为释放单位裂变能量对应的裂变中子数，N＝v/E；
[0033] v为每次裂变产生的平均中子数；以及
[0034] E为每次裂变释放的平均能量，单位为MeV。

[0035] 优选地，在上述方法中，可以将基于各个可燃料组件的平均v值和不同的燃耗深度下的核素裂变份额得到的混合裂变中子能谱作为裂变中子能谱。

[0036] 优选地，在上述方法中，计算压力容器的快中子注量率的步骤可以包括以离散纵标法计算快中子注量率。

[0037] 优选地，上述方法还可以包括接收反应堆的基本参数的步骤，并且计算压力容器的快中子注量率的步骤可以包括基于接收到的基本参数和实时运行参数数据计算快中子注量率。

[0038] 优选地，上述方法还可以包括根据计算出的快中子注量率执行下述操作中的一种或多种：正常工况分析；中子注量率超标警示；和中子注量率超标原因分析。

[0039] 通过下文中参照附图对本发明所作的详细描述，本发明的其它目的和优点将显而易见，并可帮助对本发明有全面的理解。

附图说明
[0040] 通过参考附图能够更加清楚地理解本发明的特征和优点，附图是示意性的而不应理解为对本发明进行任何限制，在附图中：
[0041] 图1为根据本发明的一个示例性实施例的用于实时监测反应堆的压力容器的快中子注量率的方法的流程图；以及
[0042] 图2为根据本发明的一个示例性实施例的用于实时监测反应堆的压力容器的快中子注量率的系统的框图。

具体实施方式
[0043] 下面将结合附图，对本发明的实施例进行详细的描述。

在本说明书中，相同或相似的部件由相同或类似的附图标号指示。

下述参照附图对本发明的各实施方式的说明旨在阐述本发明的总体构思，而不应当理解为对本发明的一种限制。

[0044] 此外，在下面的详细描述中，为便于说明，阐述了许多具体的细节以提供对本发明的实施例的全面理解。

然而明显地，一个或多个实施例在没有这些具体细节的情况下也可以被实施。

在其它情况下，公知的结构和装置以图示的方式体现以简化附图。

[0045] 根据本发明的一个总的发明构思，提供了用于实时监测反应堆的压力容器的快中子注量率的方法和系统，其中从反应堆的堆芯监测系统接收堆芯的实时运行参数数据，并
至少根据接收到的实时运行参数数据实时计算和输出压力容器的快中子注量率，可以有效地提高对压力容器进行辐照监督的效率和精度，对核电厂的安全和延寿具有明显的增益效果。

[0046] 在一个示例性实施例中，如图1所示，提供了一种用于实时监测反应堆的压力容器的快中子注量率的方法，该反应堆包括用于实时监测压力容器内的堆芯的运行参数的堆芯监测系统。

该方法主要包括下述步骤：
[0047] 步骤S101：从堆芯监测系统接收堆芯的实时运行参数数据；例如，这种数据的接收可以根据压力容器的辐照监督的需求以指定的监测频率进行；
[0048] 步骤S102：至少基于接收到的实时运行参数数据计算压力容器的快中子注量率；以及
[0049] 步骤S103：输出计算出的快中子注量率；例如，可以可视化输出所计算出的快中子注量率，以直观地反映压力容器的实时辐照情况。

[0050] 在另一个示例性实施例中，还提供了一种反应堆的压力容器的快中子注量率的实时监测系统，该反应堆包括用于实时监测压力容器内的堆芯的运行参数的堆芯监测系统，该实时监测系统包括：
[0051] 数据接收单元，被配置成以指定的监测频率从堆芯监测系统接收堆芯的实时运行参数数据；
[0052] 中子注量率计算单元，被配置成至少基于接收到的实时运行参数数据计算压力容器的快中子注量率；和
[0053] 显示单元，被配置成将计算出的快中子注量率进行可视化输出；优选地，显示单元根据中子注量率计算单元的计算结果被不断地实时更新。

例如，可以将计算结果拟合成为三维可视化的动态显示，通过人机界面系统输出至用户，并实时统计中子注量积分结果。

[0054] 在一个示例中，该实时监测系统还可以包括被配置成接收反应堆的基本参数的输入单元。

反应堆的基本参数包括反应堆的材料、几何结构等固定不变的参数，这部分参数在反应堆设计时就已确定，例如，包括堆芯、堆内构件、压力容器等的材料组成、区域温度、结构尺寸等。

[0055] 为了实时计算反应堆压力容器的快中子注量率，需要收集堆芯的实时运行参数数据。

堆芯的实时运行参数数据可以包括堆芯的实时功率分布和实时核素成分信息、核燃料组件的实时燃耗信息等。

例如，基于反应堆的基本参数，可以从堆芯监测系统获得堆芯的三维功率分布。

堆芯的实时运行参数会随着电厂的运行实时发生变化，这部分参数则需要通过堆芯监测系统实时探测读取。

从实时运行参数数据能够获得或推导堆芯的裂变中子源强和裂变中子能谱。

[0056] 在中子注量率计算单元中可以包括输运模块，或者将上述参数输入到输运模块中，该输运模块被配置成基于中子输运方程由裂变中子源强和裂变中子能谱计算快中子注量率，优选是获得压力容器的快中子注量率的三维分布。

中子注量率计算单元可以针对不同的能量区域(主要是能量大于1MeV和大于0.1MeV的中子)对反应堆压力容器进行注量率计算。

由于需要计算的实时性，一般选择计算较快的方法，如离散纵标法，进行输运计算，保证计算的速度和精度。

中子输运方程及其求解方法，如离散纵标法，是本领域已知的，且在此不再详细描述。

[0057] 示例性地，可以基于下述表达式获得裂变中子源强：
[0058] nf＝C·Pv·N
[0059] 其中：
[0060] nf为表征源强的裂变中子源归一化因子，单位为1/(cm3·s)；
[0061] C为能量换算因子，C＝6.24146×1012MeV/J；
[0062] Pv为核燃料组件的功率密度，单位为W/cm；
[0063] N为释放单位裂变能量对应的裂变中子数，N＝v/E；
[0064] v为每次裂变产生的平均中子数；以及
[0065] E为每次裂变释放的平均能量，单位为MeV。

[0066] 在上述表达式中，参数Pv、v和E都是可以从由堆芯监测系统提供的堆芯的实时运行参数数据中获得或推导的。

[0067] 由于反应堆对应特定循环的组件燃耗深度不同，会导致反应堆不同位置的材料截面发生较大的变化。

随着燃耗的加深，239Pu、240Pu、241Pu和242Pu等核素在堆芯不同位置的积累量会增加。

由于Pu的同位素较U的同位素单位能量产生更多的中子，同时Pu的同位素产生的裂变中子比U的同位素产生的裂变中子能谱更硬、穿透能力更强。

因此，在进行压力容器快中子注量率的计算时需要采用考虑v与E共同作用的中子源强和外围燃料组件的平均的混合裂变中子能谱。

[0068] 具体地，源强的计算中要考虑燃耗及新生成裂变核素对源强的影响。

对于实际反应堆运行时裂变核素有多种，因此最终N要考虑相应燃耗深度下不同裂变核素的裂变份额。

在一个示例中，v和E的取值可以是不同裂变核素的平均值。

此外，对于计算时所采用的裂变中子能谱，由于不同的可裂变核素的裂变谱是不同的，并且随着燃耗的加深，堆芯的不同裂变核素的裂变份额不断变化，而且不同裂变核素每次裂变放出的中子数、裂变能都不尽相同，因此在一个示例中，可以将基于各个可燃料组件的平均v值和不同的燃耗深度下的核素裂变份额获得的混合裂变中子能谱作为计算快中子注量率时的裂变中子能谱，提高能谱的精确性和实时性。

[0069] 图2示出了用于实时监测反应堆的压力容器的快中子注量率的系统的一个示例。

如上所述，该系统主要包括从堆芯监测系统接收堆芯的实时运行参数数据的数据接收单元3、根据接收的参数数据计算中子注量率的计算单元5和输出计算出的快中子注量率的结果的显示单元6。

[0070] 任选地，用于实时监测反应堆的压力容器的快中子注量率的该系统还可以包括下述单元或部件中的一种或多种：
[0071] 准备计算单元1，其负责文件、数据的准备、打开、变量初始化等工作，检查各项程序接口，主要是对反应堆的基本参数进行初始化，生成数据库以及计算监测所需内容，保证计算前各方面的完整正确性；
[0072] 时间步进控制单元2，其被配置成设置和控制实时监测系统的监测频率，即，其确定系统采集堆芯的实时运行参数与监测反应堆压力容器的快中子注量率的频率，但在一定情况发生时会即刻启动监测程序；
[0073] 信息整理单元4，其被配置成整理加工堆芯的基本参数(输入参数)和接收到的实时运行参数数据，形成满足中子注量率计算单元所需要的格式；
[0074] 分析和报警单元(未示出)，其可以被配置成针对计算结果进行分析，如遇到非正常情况进行报警；例如，分析和报警单元可以根据计算出的快中子注量率执行下述操作中的一种或多种：分析正常工况；注量率超标警示；和注量率超标原因分析等；
[0075] 报错单元(未示出)，其被配置成在系统运行出错时输出报错信息，或用户输入不合理时输出警告信息；
[0076] 文件管理单元7，其被配置成记录、管理计算过程中的过程文档，并进行归类、存储，便于后续查阅。

随后，可以进行新的监测操作。

[0077] 可以理解，以上列出的这些单元或部件以及尤其执行的操作并不都是必要的，可以根据实时监测反应堆的压力容器的快中子注量率的需求添加到系统或方法步骤中。

而且，这些单元或部件可以是由独立的装置或功能模块实现，也可以集成在一个单元内，如中央处理器。

[0078] 根据本发明的实施例，利用堆芯监测系统将计算结果进行实时分析处理与输出，依托并反馈于堆芯监测系统，将传统的压力容器屏蔽设计与辐照监督与堆芯实时监测结合，使得计算与监督更加简单与便捷；设置了堆芯实时参数数据接收单元，从而可以实时的读取堆芯源项数据，使压力容器快中子注量率计算更加精确。

通过本发明的实施例提供的方法和系统，可以有效地提高压力容器辐照监督的效率与精度，对核电厂安全及延寿具有明显的增益效果。

[0079] 可以理解，在本发明的实施例提供的用于实时监测反应堆的压力容器的快中子注量率的方法和系统中，不对堆型进行限制，适用于任何堆型的压力容器快中子注量率监测。

[0080] 尽管已经示出和描述了本发明的实施例，对于本领域的普通技术人员而言，可以理解在不脱离本发明的原理和精神的情况下可以对这些实施例进行变化，本发明的范围由所附权利要求及其等同物限定。