[发明专利]反应堆临界安全分析方法及系统

说明书

本发明提出一种反应堆临界安全分析方法及系统，该方法包括以下步骤：A1：对反应堆的乏燃料水池进行几何建模，以得到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乏燃料水池的几何模型得到乏燃料水池的计算模型；A5：根据乏燃料水池的计算模型得到乏燃料水池的次临界度。本发明能够提高反应堆安全分析的精度，降低安全裕量设置，同时简化建模过程，降低人为错误率。

技术领域

本发明涉及反应堆临界安全分析技术领域，特别涉及一种反应堆临界安全分析方法及系统。

背景技术

反应堆的安全是核电运行工程师和电厂关注的主要问题，对于电厂的某些设施，需要保证该设施的次临界性，以保证其安全。特别是乏燃料水池及运输容器、废料储存容器的临界安全分析尤其重要。反应堆临界安全分析主要包括：乏燃料水池的临界安全分析、乏燃料运输容器的临界安全分析、乏燃料储存容器的临界安全分析等。

传统的临界安全分析方法主要采用燃料平均的参数进行临界分析，这种分析方法相对简单，但为了保证计算对象的安全性，需要设置比较多的安全裕量，从而导致人工错误率较高，且反应堆安全分析的精度低。

发明内容

本发明旨在至少解决上述技术问题之一。

为此，本发明的一个目的在于提出一种反应堆临界安全分析方法，该方法能够提高反应堆安全分析的精度，降低安全裕量设置，同时简化建模过程，降低人为错误率。

本发明的另一个目的在于提出一种反应堆临界安全分析系统。

为了实现上述目的，本发明第一方面的实施例提出了一种反应堆临界安全分析方法，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。

根据本发明实施例的反应堆临界安全分析方法，基于三维组件信息跟踪技术，对三维燃料组件的详细信息进行跟踪并进行反应堆的临界安全分析，从而提高了反应堆临界安全分析的精度，并以三维组件信息为基础进行相关建模，可以降低安全裕量设置，简化建模过程，降低人为错误率。

另外，根据本发明上述实施例的反应堆临界安全分析方法还可以具有如下附加的技术特征：

在一些示例中，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：根据所述几何信息、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。

在一些示例中，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：根据所述几何信息、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。

在一些示例中，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。