[发明专利]亚临界堆芯反应性偏差预测技术

说明书

本申请公开了一种用于确定在达到反应堆临界状态之前核反应堆堆芯的整体堆芯反应性偏差和相应估计临界条件的方法。该方法首先需要收集和评估计数率反比(ICRR)数据；具体来说，将测量的ICRR数据与预测的ICRR数据进行拟合。然后，将整体堆芯反应性偏差确定为对预测值进行均匀反应性调整的量，其使得在测量值和预测值之间产生理想比较。

相关申请的交叉引用

根据35U.S.C的119(e)，本专利申请要求于2017年12月12日提交的美国临时申请No.62/597,571的优先权，其内容通过引用合并于本文。

技术领域

所公开的构思总体上涉及用于预测核反应堆堆芯何时变为临界状态的方法，并且更具体地，所公开的构思涉及一种用于确定在达到反应堆临界状态之前核反应堆堆芯的整体堆芯反应性偏差和相应估计临界条件的方法。

背景技术

在压水堆发电系统中，通过在被支撑在堆芯内的多根燃料棒中发生的裂变链反应在压力容器的堆芯内产生热量。燃料棒以间隔关系被保持在燃料组件内，其中燃料棒之间的空间形成了硼化水流动通过的冷却剂通道。冷却剂水中的氢减缓燃料棒内浓缩铀放射出的中子，以增加核反应的次数，从而提高过程的效率。控制棒导向套管散布在燃料组件内来代替燃料棒的位置并且用于引导控制棒，控制棒可操作以插入堆芯中或从堆芯中抽出。当被插入时，控制棒吸收中子，从而减少核反应的次数并减少在堆芯内产生的热量。冷却剂从反应堆流出，流经各组件而流到蒸汽发生器管侧，在此处，热量在较低的压力条件下传递到蒸汽发生器壳侧中的水，这导致产生用于驱动涡轮机的蒸汽。离开蒸汽发生器管侧的冷却剂在闭环循环中由主冷却剂泵驱动而返回到反应堆，以重新启动该过程。

核反应堆的功率水平通常分为三个区段：源区段或启动区段、中间区段和功率区段。连续监测反应堆的功率水平以确保安全运行。这种监测通常通过放置在核反应堆堆芯外部和内部以用于测量反应堆的中子通量的中子检测器进行。由于反应堆中任何点处的中子通量均与裂变率成正比，因此中子通量也与功率水平成正比。

裂变室和电离室已用于测量反应堆的源区段、中间区段和功率区段内的通量。典型的裂变室和电离室能够在所有正常功率水平下运行；但是，它们通常不够灵敏而无法准确地检测在源区段内发射出的低水平中子通量。因此，当反应堆的功率水平在源区段内时，通常使用单独的低水平源区段检测器来监测中子通量。

当处于适当能量级的自由中子撞击包含在燃料棒内的可裂变材料的原子时，就会在堆芯内发生裂变反应。这些反应导致释放大量热能，该热能在反应堆冷却剂中从堆芯中提取出来，并且这些反应释放出可用于产生更多裂变反应的额外的自由中子。这些释放的中子中的一些中子从堆芯逸出或被中子吸收器(例如，控制棒)吸收，因此不会引起传统的裂变反应。通过控制存在于堆芯中的中子吸收材料的量，可以控制裂变速率。在可裂变材料中总会发生随机裂变反应，但是当堆芯停用时，会以如此高的速率吸收所释放的中子，以使得不会发生持续的一系列反应。通过减少中子吸收剂材料直到给定代的中子数量等于上一代的中子数量，该过程变成自持式链反应，并且反应堆被说成是“临界的”。当反应堆是临界的时候，中子通量比反应堆停用时高大约六个数量级。在某些反应堆中，为了加速在停用堆芯中的中子通量的增加以实现实用的过渡间隔，将人造中子源植入核反应堆堆芯中、在包含可裂变材料的燃料棒之中。这种人造中子源使中子通量局部增加，从而有助于增强反应堆的功率。