[发明专利]反应堆临界安全分析方法及系统

权利要求书

1.一种反应堆临界安全分析方法，其特征在于，包括以下步骤：

A1：对所述反应堆的乏燃料水池进行几何建模，以得到所述乏燃料水池的几何模型；

A2：获取卸料信息及乏燃料在水池中的布置信息；

A3：根据所述卸料信息及乏燃料在水池中的布置信息，获得对应三维燃料组件的几何信息和核素分布信息；

A4：根据所述几何信息、核素分布信息、卸料信息、乏燃料在水池中的布置信息及所述乏燃料水池的几何模型得到所述乏燃料水池的计算模型；

A5：根据所述乏燃料水池的计算模型得到所述乏燃料水池的次临界度；

其中，步骤A1至步骤A5描述了对乏燃料水池临界安全分析计算的过程；

还包括：

B1：对所述反应堆的乏燃料运输容器进行几何建模，以得到所述乏燃料运输容器的几何模型；

B2：获取装载到所述乏燃料运输容器中的三维燃料组件编号及其位置信息；

B3：根据所述三维燃料组件编号，获得对应三维燃料组件的几何信息和核素分布信息；

B4：根据几何信息、核素分布信息、所述乏燃料运输容器的几何模型、所述三维燃料组件编号及其位置信息得到所述乏燃料运输容器的计算模型；

B5：根据所述乏燃料运输容器的计算模型得到所述乏燃料运输容器的次临界度；

其中，步骤B1至步骤B5描述了对乏燃料运输容器临界安全分析计算的过程。

2.根据权利要求1所述的反应堆临界安全分析方法，其特征在于，还包括：

C1：对所述反应堆的乏燃料储存容器进行几何建模，以得到所述乏燃料储存容器的几何模型；

C2：获取装载到所述乏燃料储存容器中的三维燃料组件编号及其位置信息；

C3：根据所述三维燃料组件编号，获得对应三维燃料组件的几何信息和核素分布信息；

C4：根据几何信息、核素分布信息、所述乏燃料储存容器的几何模型、所述三维燃料组件编号及其位置信息得到所述乏燃料储存容器的计算模型；

C5：根据所述乏燃料储存容器的计算模型得到所述乏燃料储存容器的次临界度；

其中，步骤C1至步骤C5描述了对乏燃料储存容器临界安全分析计算的过程。

3.根据权利要求1所述的反应堆临界安全分析方法，其特征在于，所述步骤A1，进一步包括：

根据所述乏燃料水池的设计信息对所述乏燃料水池进行几何建模，以得到所述乏燃料水池的几何模型。

4.根据权利要求1所述的反应堆临界安全分析方法，其特征在于，所述卸料信息及乏燃料在水池中的布置信息包括：

卸载三维燃料组件的编号及所述卸载三维燃料组件在所述乏燃料水池中的放置位置。

5.根据权利要求4所述的反应堆临界安全分析方法，其特征在于，所述步骤A3，进一步包括：

根据所述卸载三维燃料组件的编号，在预存的三维燃料组件信息存储文件中获得所述卸载三维燃料组件的几何信息和核素分布信息。

6.根据权利要求1所述的反应堆临界安全分析方法，其特征在于，所述步骤A5，进一步包括：

根据所述乏燃料水池的计算模型，通过调用三维中子输运程序计算得到所述乏燃料水池的次临界度。

7.根据权利要求1所述的反应堆临界安全分析方法，其特征在于，所述步骤B1，进一步包括：

根据所述乏燃料运输容器的设计信息，对所述乏燃料运输容器进行几何建模，以得到所述乏燃料运输容器的几何模型。

8.根据权利要求1所述的反应堆临界安全分析方法，其特征在于，所述步骤B3，进一步包括：

根据所述装载到所述乏燃料运输容器中的三维燃料组件编号，在预存的三维燃料组件信息存储文件中获得该装载的三维燃料组件的几何信息和核素分布信息。

9.根据权利要求1所述的反应堆临界安全分析方法，其特征在于，所述步骤B5，进一步包括：

根据所述乏燃料运输容器的计算模型，通过调用三维中子输运程序计算得到所述乏燃料运输容器的次临界度。