[发明专利]核电站设计运行支持方法及系统

说明书

本发明提出一种核电站设计运行支持方法及系统，方法包括：对反应堆进行堆芯设计；根据设计参数，得到三维堆芯功率分布信息；构建堆芯模型，并对堆芯状态进行实时监测及预测，并对堆芯模型进行阶段性修正；构建乏燃料水池的计算模型，以进行乏燃料水池的临界安全分析计算，并对旧燃料组件进行核素跟踪计算；构建乏燃料运输容器计算模型和乏燃料储存容器计算模型，以对乏燃料运输容器和乏燃料储存容器进行临界安全分析计算；构建堆芯源项模型，以进行一回路和二回路源项分析计算，以得到源项信息；构建反应堆主屏蔽的计算模型，根据计算模型更新反应堆内的射线计量信息。本发明能够提升设计精度与运行可靠性，从而提高核电站的安全性与经济性。

技术领域

本发明涉及核电站设计与运行技术领域，特别涉及一种核电站设计运行支持方法及系统。

背景技术

传统的反应堆设计与运行过程是脱离的。反应堆在设计过程中，由设计院根据电厂参数(如需求电量、总体压力等)进行反应堆的堆芯设计，包括堆芯布置和运行方式设计。在运行过程中，通过模拟信号(或数字信号)的采集，监控反应堆的运行状况，同时将操作员的指令转化成相应信号传输给控制系统，从而实现反应堆的操控。

随着数字化水平的提高，反应堆的运行也越来越多的引入了自动化的软件分析系统。例如目前很多的反应堆引入了堆芯在线监测系统，该软件系统可以在线评估堆芯的运行状况，特别是对安全裕量的跟踪，降低了设计安全裕量的要求，提升经济效益，同时使反应堆的运行更加直观和方便。还有的反应堆引入了自动化的控制系统，例如S3S1NS4U堆，是将实时监测的数据反馈给控制系统，实现反应堆的自动调节。核电站的运行需要软件的支持，随着软件模拟精度的进一步提升，未来会有更多的自动化软件投入到反应堆的运行与设计过程中。

目前国际和国内的核电站的设计与运行都是采用相互脱离的方式，设计院设计完的参数供运行参考，而运行过程的相关数据也未完全反馈给设计人员。同时，在核电厂内部，各个系统与设备之间也缺乏数据联系，需要提高安全裕量的方式确保核电站的安全，从而导致设设计精度及设计效率低，运行可靠性差，人工出错率高，降低了核电站的安全性与经济性。

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核电站设计运行支持方法，该方法考虑核电站在设计与运行过程中的信息关联与共享，提升了设计精度与运行可靠性，从而提高核电站的安全性与经济性。

本发明的另一个目的在于提出一种核电站设计运行支持系统。

为了实现上述目的，本发明第一方面的实施例提出了一种核电站设计运行支持方法，包括以下步骤：S1：对反应堆进行堆芯设计，得到堆芯布置信息、安全参数、数据库和三维组件信息；S2：根据所述数据库及所述反应堆的探测器的测量数据，得到三维堆芯功率分布信息；S3：根据所述堆芯布置信息、所述三维组件信息和安全参数构建堆芯模型，并根据所述堆芯模型对堆芯状态进行实时监测及预测，并通过所述三维堆芯功率分布信息对所述堆芯模型进行阶段性修正；S4：根据步骤S1或步骤S3中产生的旧燃料组件的燃料信息构建乏燃料水池的计算模型，并根据所述乏燃料水池的计算模型进行乏燃料水池的临界安全分析计算，并对所述旧燃料组件进行核素跟踪计算，以得到所述旧燃料组件的核素信息；S5：根据所述旧燃料组件的核素信息，构建乏燃料运输容器计算模型和乏燃料储存容器计算模型，并分别根据所述乏燃料运输容器模型和乏燃料储存容器模型对乏燃料运输容器和乏燃料储存容器进行临界安全分析计算；S6：根据三维燃料组件的核素信息构建堆芯源项模型，并根据所述堆芯源项模型进行一回路和二回路源项分析计算，以得到源项信息；S7：根据所述源项信息及所述堆芯布置信息，构建反应堆主屏蔽的计算模型，并根据所述计算模型更新反应堆内的射线计量信息。