核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法

摘要

本发明涉及核电技术领域，提供一种核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法，其采用以下公式计算，∑BUi/年×Ti＝BUTH总，T预测＝∑Ti，其中，BUi/年表示该控制棒在第i种燃料管理模式下每年所经历的控制棒燃耗；Ti表示该控制棒在第i种燃料管理模式下所运行的时间，以年为单位；BUTH总表示该控制棒发生肿胀或卡涩时的阈值，即控制棒发生肿胀或卡涩时对应的控制棒燃耗BU控制棒；T预测表示该控制棒发生肿胀或卡涩的可能时间，以年为单位。本发明中，采用上述计算方法预测出的堆芯内的控制棒允许使用年限与现场实际情况吻合较好，从而有效避免核反应堆内控制棒发生肿胀或卡涩带来的工期延误及核安全方面的风险。

权利要求

1.一种核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法，其特征在于：采用以下公式计算：∑BUi/年×Ti＝BUTH总   公式(1)

T预测＝∑Ti    公式(2)

其中，BUi/年表示该控制棒在第i种燃料管理模式下每年所经历的控制棒燃耗；

Ti表示该控制棒在第i种燃料管理模式下所运行的时间，以年为单位；

BUTH总表示该控制棒发生肿胀或卡涩时的阈值，即控制棒发生肿胀或卡涩时对应的控制棒燃耗BU控制棒；

T预测表示该控制棒发生肿胀或卡涩的可能时间，以年为单位。

2.如权利要求1所述的核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法，其特征在于：所述控制棒第i种燃料管理模式下每年所经历的控制棒燃耗BUi/年以及控制棒发生肿胀或卡涩时对应的控制棒燃耗BU控制棒采用以下公式计算：BU控制棒＝∑Ki×BUi总   公式(3)

BUi总表示该控制棒所在燃料组件在与Ki对应的某一燃料管理模式下所经历的燃耗水平；

Ki表示该控制棒在第i种燃料管理模式下，某一循环燃耗点，某一棒位下的控制棒燃耗修正因子；

BU控制棒插入位置节块表示该控制棒所在燃料组件中该控制棒插入位置处的节块所经历的燃耗水平；

BU控制棒所在燃料组件表示该控制棒所在燃料组件所经历的燃耗水平。

3.如权利要求2所述的核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法，其特征在于：所述BUi总是结合反应堆运行期间所述控制棒的各参数，通过核设计SCIENCE程序模拟计算得到。

4.如权利要求3所述的核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法，其特征在于：所述参数包括核燃料装载、控制棒布置、功率变化参数、温度变化参数、压力变化参数、流量变化参数、控制棒运行方式的变化参数以及实际测量获得的反应堆内中子通量分布图的变化参数。

5.如权利要求2所述的核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法，其特征在于：所述BU控制棒插入位置节块与所述BU控制棒所在燃料组件均是结合反应堆运行期间所述控制棒的各参数，通过核设计SCIENCE程序模拟计算得到。

6.如权利要求5所述的核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法，其特征在于：所述各参数包括核燃料装载、控制棒布置、功率变化参数、温度变化参数、压力变化参数、流量变化参数以及控制棒运行方式的变化参数。

7.如权利要求2所述的核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法，其特征在于：所述BUi/年通过以下步骤获得：S1：结合反应堆运行期间所述控制棒的各参数，通过核设计SCIENCE程序模拟计算得到的实际运行燃耗；

S2：反应堆运行时间以年为单位，将所述计算得到的实际运行燃耗除以运行时间获得控制棒所在燃料组件每年的实际运行燃耗；

S3：再利用上述控制棒燃耗修正因子Ki对所述控制棒所在燃料组件每年的实际运行燃耗进行修正即获得控制棒在该种燃料模式下运行一年的燃耗值BUi/年。

8.如权利要求7所述的核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法，其特征在于：所述步骤S1中的各参数包括核燃料装载、控制棒布置、功率变化参数、温度变化参数、压力变化参数、流量变化参数、控制棒运行方式的变化参数以及实际测量获得的反应堆内中子通量分布图的变化参数。

9.如权利要求2所述的核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法，其特征在于：当该控制棒使用在一种燃料管理模式下，即当i＝1时，该控制棒发生肿胀或卡涩的可能时间为：其中，BU1/年表示该控制棒在第1种燃料管理模式下每年所经历的控制棒燃耗。

10.如权利要求2所述的核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法，其特征在于：当该控制棒使用在两种燃料管理模式下，即i＝2时，该控制棒发生肿胀或卡涩的可能时间为：其中，T1表示在第一种燃料管理模式下已运行的时间，为已知的；

所述BU2/年表示该控制棒在第2种燃料管理模式下每年所经历的控制棒燃耗。

说明书

核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法

技术领域

[0001] 本发明涉及核电技术领域，更具体地说，是涉及一种核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法。

背景技术

[0002] 核反应堆的开、停和核功率的调节都由控制棒控制。控制棒内的材料能强烈吸收中子，可以控制反应堆内链式裂变反应的进行。控制棒也组装成组件的形式。反应堆不运行时，控制棒插在堆芯内。开堆时将控制棒提起，运行中根据需要调节控制棒的高度。一旦发生事故，全部控制棒会自动快速下落，使反应堆内的链式裂变反应停止。

[0003] 核电站所使用的控制棒组件由星形架和吸收剂棒组成。吸收剂棒一般分为两类，黑棒和灰棒。其中，黑棒由Ag(80％)-In(15％)-Cd(5％)合金制成的吸收剂芯体装入不锈钢包壳管中构成，包壳管材料为316L不锈钢表面渗氮。而灰棒是不锈钢棒，它们吸收中子的能力较弱，因此其反应性价值比黑棒要低。

[0004] 在反应堆运行期间，黑棒通常插入堆芯的时间很少，辐照导致Ag-In-Cd合金的肿胀和蠕变都比较少，在使用很长时间后也不会出现包壳破裂的情况。但是，灰棒约有一半的时间是停留在堆芯内部，Ag-In-Cd合金的辐照肿胀和辐照蠕变都很严重，这将导致灰棒的包壳在很短时间内就达到了其应变限值，限制了灰棒的使用寿命。

[0005] 2008年7月14日，某核电站2号机组主变高压侧T区差动保护误动作导致机组丧失主外电源，汽机跳闸，反应堆自动停堆，机组自动切换至辅助外电源供电。在反应堆停堆过程中，棒位显示R棒组中的K10/F10两束棒未落到堆底，卡在了24步棒位处。

[0006] 2009年04月12日，某核电站1号机组降负荷到热停堆后，将R/G棒下插到5步的过程中，R2棒组的4束控制棒无法下插到5步，其中F6棒束棒位显示在24步，F10/K10/K6棒束棒位显示在32步。

[0007] 2009年04月29日，技术人员在对某核电站控制棒检查的过程中发现两束G1棒发生肿胀，肿胀位置在控制棒下端部88-100mm部分，另外还有两束G1和三束G2棒发生轻微肿胀。

[0008] 法国EDF CRUAS电厂在2006年7月和2007年7月也出现了控制棒卡在24步的现象，而EDF检查结果表明控制棒下端部辐照肿胀是导致卡涩的原因。

[0009] 控制棒的肿胀将直接导致控制棒发生上述的卡涩，这样不仅造成大修工期延误，而且也带来核安全方面的风险，给核电站的安全经济稳定运行带来了很大的挑战。目前在世界范围内对于控制棒辐照肿胀的研究尚处于起步摸索阶段，国内外并无成熟经验可以参考借鉴。

发明内容

[0010] 本发明的目的在于提供一种核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法，旨在解决现有技术中存在的核反应堆内控制棒发生肿胀或卡涩带来的工期延误及核安全方面的风险。

[0011] 为解决上述技术问题，本发明的技术方案是：一种核反应堆控制棒发生肿胀或卡涩可能时间的预测方法，采用以下公式计算：

[0012] ∑BUi/年×Ti＝BUTH总  公式(1)

[0013] T预测＝∑Ti  公式(2)

[0014] 其中，BUi/年表示该控制棒在第i种燃料管理模式下每年所经历的控制棒燃耗；

[0015] Ti表示该控制棒在第i种燃料管理模式下所运行的时间，以年为单位；

[0016] BUTH总表示该控制棒发生肿胀或卡涩时的阈值，即控制棒发生肿胀或卡涩时对应的控制棒燃耗BU控制棒；

[0017] T预测表示该控制棒发生肿胀或卡涩的可能时间，以年为单位。

[0018] 本发明中，采用上述计算方法预测出的堆芯内的控制棒允许使用年限与现场实际情况吻合较好，从而有效避免核反应堆内控制棒发生肿胀或卡涩带来的工期延误及核安全方面的风险。

附图说明

[0019] 图1是本发明实施例中控制棒插入部分接受的累积中子通量水平计算方法流程图；

[0020] 图2是本发明实施例中堆芯活性区高度信息示意图；

[0021] 图3是本发明实施例中RIC测量通道号与堆芯燃料组件所在位置之间的关系示意图；

[0022] 图4是本发明实施例中控制棒组件在堆内位置信息示意图；

[0023] 图5是本发明实施例中控制棒插入深度超出堆芯活性区顶部第一个节块的位置示意图；

[0024] 图6是本发明实施例中L1C07满功率150MWD/TU时N2对称位置累积中子通量水平随初始入堆燃耗变化关系图；

[0025] 图7是本发明实施例中D1C13满功率150MWD/TU时G2对称位置累积中子通量水平随初始入堆燃耗变化关系图；

[0026] 图8是本发明实施例中L1C05满功率150MWD/TU时SB对称位置累积中子通量水平随初始入堆燃耗变化关系图；

[0027] 图9是本发明实施例中D1C13满功率11000MWD/TU时R棒处通量水平随控制棒插入深度变化关系图；

[0028] 图10是本发明实施例中L1C07满功率6000MWD/TU时R棒处通量水平随控制棒插入深度变化关系图；

[0029] 图11是本发明实施例中L1C05满功率150MWD/TU时(EOL)R棒处通量水平随控制棒插入深度变化关系图；

[0030] 图12是本发明实施例中L1C07 BOL时堆芯轴向平均功率水平分布示意图；

[0031] 图13是本发明实施例中L1C07 MOL时堆芯轴向平均功率水平分布示意图；

[0032] 图14是本发明实施例中L1C07 EOL时堆芯轴向平均功率水平分布示意图；

[0033] 图15是本发明实施例中同一控制棒在不同燃料管理模式下控制棒燃耗随着寿期的变化图。

具体实施方式

[0034] 为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合附图及实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。

[0035] 控制棒发生辐照肿胀的可能性及程度大小与控制棒所处位置接受或者通过的中子剂量有着十分密切的关系。当控制棒某一部位接受或者通过的中子剂量超过某一阈值时，中子剂量越高，该部位越容易发生辐照肿胀，且辐照肿胀的程度也将越大。对于相同类型的控制棒而言，发生辐照肿胀或者卡涩时对应的中子剂量也是相近的。本发明通过现场测量结果对理论模拟计算结果进行修正，从而获得反应堆内各控制棒发生肿胀或卡涩时需要的中子剂量阈值，并通过此阈值预测控制棒发生肿胀或者卡涩的可能时间。

[0036] 中子剂量是累积中子通量水平在反应堆内的积分效应，也就是控制棒插入部分接受的中子剂量正比于控制棒接受的累积中子通量水平与辐照时间的乘积。由于对于实际运行的商业核电站，辐照时间是与经济效益相关的，是由电厂的实际运行情况决定的，一般很难改变或减少。所以要减少或者避免控制棒肿胀或卡涩，就需要减少控制棒插入部分接受的累积中子通量水平，避免中子剂量超过阈值。

[0037] 本发明对核电站控制棒肿胀因素进行研究和分析，具体考虑了不同燃料管理模式下控制棒在堆芯的位置、控制棒所在燃料组件的入堆燃耗、控制棒插入堆芯深度以及燃耗等因素对累积中子通量水平的影响分别进行了研究分析，创造性的提出了控制棒燃耗因子及控制棒燃耗的概念，采用控制棒燃耗方法分析了不同燃料管理模式对控制棒辐照肿胀的影响，获得了控制棒发生肿胀或卡涩时的控制棒燃耗阈值，建立一种能够对堆芯内控制棒的允许运行时间即是发生肿胀或卡涩的可能进行预测的方法，通过该预测方法得到的预测结果与现场实际情况能较好吻合，能够对核电站的控制棒管理策略和决策提供支持，有效避免核电站堆芯内控制棒因辐照肿胀而发生卡涩的风险。

[0038] 本发明中建立三种不同燃料管理方式下的控制棒模型，这三种燃料管理方式分别为年度1/3换料、年度1/4换料和18个月1/2换料，并研究在这三种模式下控制棒随堆芯位置、随控制棒所在燃料组件的初始入堆燃耗水平、随控制棒插入堆芯深度以及随实际运行燃耗，控制棒接受的累积中子通量水平的变化关系。通过对这种变化关系的分析研究，拟获得减少或者避免控制棒肿胀或卡涩的对策。需要说明的是，这里，年度1/3换料是指核电机组每运行一年将堆芯中1/3的组件更换为新组件；同理，18个月1/2换料指核电机组每运行18个月将堆芯中约1/2的组件更换为新组件；年度1/4换料则指核电机组每运行一年将堆芯中约1/4组件更换为新组件。

[0039] 如上所述，由于控制棒接受的中子剂量正比于控制棒插入部分接受的累积中子通量水平与辐照时间的乘积。首先，首先确定制棒插入部分接受的累积中子通量水平。

[0040] 具体地，如图1所示，控制棒插入部分接受的累积中子通量水平可通过以下步骤计算出：

[0041] S10：选定包含中子通量测量通道以及R棒或G1/G2控制棒的燃料组件；

[0042] S11：将燃料组件按照堆芯活性区轴向均分为16个节块，并获得某一节块和控制棒某一棒位对应堆芯活性区深度。参照图2，控制棒位于225步对应的堆芯活性区高度为3626.17mm，控制棒5步对应的高度为133.55mm，因此由5步、225步及每步移动的距离即可通过插值获得控制棒位于不同棒位时插入堆芯活性区的深度。

[0043] S12：通过通量图测量文件分别获得控制棒插入部分(即控制棒某一棒位)接受的累积中子通量水平a以及某一节块接受的累积中子通量水平b。在此步骤中，通量图测量文件主要用于获得堆芯轴向和径向的真实功率分布，其中某一处的功率分布跟该处的实际中子通量水平成正比关系。具体地，在现场进行堆芯通量图测量时，当RIC(堆芯测量系统)测量探头到达堆芯活性区顶部往回抽时，开始进行堆芯相对活性值测量，每8mm测量一个相对活性值。在相同堆芯条件下，该相对活性值正比于累积中子通量水平。RIC测量探头只能对有限的燃料组件的测量通道进行测量，RIC测量通道号码与堆芯燃料组件所在位置之间的关系以及控制棒组件在堆内位置信息分别如图3和图4所示，其中图3和图4中以L1C05、L1C07和D1C13为例。

[0044] 在图3中，横、纵坐标分别代表堆芯燃料组件和插入燃料组件内的控制棒定位用的符号，横坐标用字母表示，纵坐标用数字表示，横纵坐标交叉点对应的数值代表的是RIC测量探头进入堆芯时的通道号码。图3中有157个小方框，每一个小方框代表全堆芯157个燃料组件中的某一个，通过横坐标的字母及纵坐标的数字来进行命名区分。同样的，该命名、区分及定位同样适用于图4的控制棒。

[0045] S13：通过SCIENCE程序模拟计算出某一节块接受的理论累积中子通量水平c。在本步骤中，所述SCIENCE程序可以理论模拟计算出堆芯轴向和径向的功率分布大小。

[0046] S14：根据控制棒插入部分接受的累积中子通量水平占某一节块具有的累积中子通量水平的比率a/b，对某一节块接受的理论累积中子通量水平c做修正。在步骤S14中，假设控制棒入部分的累积中子通量水平占某一节块具有的累积中子通量水平的比率a/b＝K，通过该比率系数K对某一节块的理论累积中子通量水平c做修正，让某一节块实测累积中子通量水平b与某一节块理论累积中子通量水平c形成对应关系。同时，该比率系数K还可以应用到其它相同的燃料管理模式和相近的循环燃耗中进行计算。

[0047] S15：推算控制棒插入部分接受的累积中子通量水平。在步骤S15中，根据控制棒插入部分的深度所对应的节块数以及所述节块数具有的理论累积中子通量水平，计算出控制棒插入部分接受的理论累积中子通量水平。

[0048] 进一步地，作为优选的实施例，控制棒插入部分接受的累积中子通量水平的计算步骤还包括：

[0049] S16：当控制棒插入深度超出了堆芯活性区顶部的第一个节块，它的理论累积中子通量水平c除了作修正外，还需要使用相邻两个节块的理论累积中子通量水平通过差值的方法来确定。请参考图5，当所述控制棒插入深度超出堆芯活性区顶部的第一节块假设为1.3节块，即控制棒已完全穿过第一节块并有部分位于第二节块中，此时所述1.3节块对应的理论累积中子通量水平c1.3需要使用相邻两个节块的理论累积中子通量水平通过差值的方法来确定。具体地，假设第一节块的理论累积中子通量水平c1为5n/cm2*s，第二节块的理论累积中子通量水平c2为8n/cm2*s，此时所述1.3节块的理论累积中子通量水平c1.3应该为第一节块的理论累积中子通量水平c1+第二节块中的部分(0.3节块)理论累积中子通量水平c0.3，现假定第二节块中的0.3节块的理论累积中子通量水平为X，此时有
则X＝2.4n/cm2*s，因此所述1.3节块的理论累积中子通量水平X＝5+
2.4＝7.4n/cm*s。

[0050] 由于采用SCIENCE程序模拟计算出来的理论累积中子通量水平单位为n/cm2*s，辐照时间单位以s为单位，但实际应用中选用燃耗作为辐照时间更为广泛，因此如果能够用燃耗表达累积中子通量水平单位中的辐照时间，将能使得问题的分析得到简化。

[0051] 而且由于理论模拟计算中涉及到的中子通量均指正常满功率运行工况下的中子通量，满功率运行时有关系1EFPD＝40MWD/TU，其中，EFPD(Equivalent Full Power Days等效满功率天)。将等效满功率天换算为EFPS(Equivalent Full Power Second等效满功率秒)，1EFPD＝40MWD/TU＝86400EFPS，这样中子通量单位满功率下n/cm2*s＝n/cm2*EFPS＝2160n/cm2*MWD/TU，这样使得中子通量与燃耗之间建立了明确关系。

[0052] 其次，确定辐照时间：

[0053] 由于理论计算的累积中子通量水平已经考虑了循环燃耗效应，因此累积中子通量水平单位中的燃耗即辐照时间取控制棒已经经历过的循环燃耗总和。下表1为不同燃料管理方式下控制棒接受的循环辐照时间(MWD/TU)。

[0054]控制棒 D1C13 L1C07 L1C05
R2 14294 7914 8473
R1 10187 9703 9004
G1 13774 7934 5894
G2 13050 8100 8988

[0055] 在上述基础上，分析控制棒插入部分接受的累积中子通量水平影响因素。首先考虑控制棒插入部分接受的累积中子通量水平与控制棒在堆芯的位置关系。表2为D1C13、150MWD/TU满功率下1/4堆芯初始燃耗为0的各控制棒在225步位置接受的累积中子通量水平。(E17 n/(cm2*MWD/TU))

[0056]

[0057] 表2为四分之一对称堆芯结构图。表2最左上角顶点代表堆芯中心，一个空格代表一个燃料组件宽度。G1/0.7302表示该位置处插入燃料组件的控制棒为G1，该初始燃耗为0的控制棒G1在堆芯循环燃耗为150MWD/TU满功率下1/4堆芯在225步位置接受的累积中子通量水平为0.7302*E17(n/(cm2*MWD/TU))，其他数字含义类似。这样，由表中可以看出，控制棒G1距离堆芯中心的距离为4个燃料组件宽度，而控制棒R2距离堆芯中心距离约为2.828个燃料组件宽度，因此控制棒G1距离堆芯中心的距离明显大于控制棒R2。但控制棒G1接受的累积中子通量水平明显高于控制棒R2，但堆芯其他地方的控制棒接受的累积中子通量水平则随着距离堆芯的距离增大而减小。这说明在相同初始燃耗和相同插入堆芯深度的条件，控制棒距离堆芯中心的距离远近与控制棒接受的累积中子通量水平大小之间并无确定的关系。

[0058] 请再参照图6至图8，无论是18个月1/2换料的堆芯、年度1/4换料还是年度1/3换料的堆芯，在相同功率，相同循环燃耗，相同插入堆芯深度以及在堆芯位于对称位置处的控制棒所接受的累积中子通量水平，与控制棒所在燃料组件的初始入堆燃耗并无确切的直接关系，而受到周围燃料组件的燃耗及接受的累积中子通量水平大小等因素的影响。

[0059] 由图9至图11可以看出，无论是18个月1/2换料的堆芯、年度1/4换料还是年度1/3换料的堆芯，R棒在整个寿期内，在某一固定燃耗水平下，在正常的运行范围内(通常R棒运行于200步之上)，插入堆芯越深，接受的累积中子通量水平越高。而上述结论，可以从图12至图14中，BOL(寿期初)至EOL(寿期末)期间堆芯轴向平均功率分布图得到验证。由于R棒正常运行范围对应活性区为0mm-400mm，而在整个寿期内此活性区内的功率水平均随着活性区长度的增加而增加，因此必然导致R棒接受的累积中子通量水平也随着插入堆芯深度的增加而增加，这也从理论上验证了本文背景中提及的控制棒肿胀位置为何在控制棒下端部88-100mm部分，因为这一段的控制棒接受的累积中子通量水平最高。

[0060] 如表3，示出了不同燃料管理不同寿期段控制棒插入相同深度下接受的累积中子通量水平随燃耗的变化率。

[0061]

[0062]

[0063] 从上表3中可以看出，无论是哪种换料模式，同一控制棒在插入深度相同的条件下，接受的累积中子通量水平均随着燃耗的加深而不断增加，增加的幅度大小与换料模式有关。其中18个月1/2换料和年度1/4换料模式下，寿期前半段的累积中子通量水平增加幅度小于寿期后半段，而年度1/3换料模式下则相反。

[0064] 整个寿期内，控制棒接受的累积中子通量水平随燃耗的变化率，18个月1/2换料>年度1/4换料>年度1/3换料。其中，整个寿期内，18个月1/2换料模式下控制棒接受的累积中子通量水平增加幅度较年度1/4换料模式大16.9％左右，较年度1/3换料模式则大39.8％左右；而年度1/4换料模式较年度1/3换料模式大19.7％左右。

[0065] 再次分析不同燃料管理模式控制棒接受的累积中子通量水平大小。

[0066] 表4为不同燃料管理模式满功率下各控制棒(除R棒外)在225步寿期内接受的累积中子通量水平。(E17 n/(cm2*MWD/TU))

[0067]

[0068] 表5为不同燃料管理模式下控制棒接受的累积中子通量水平相对大小关系(％)[0069]

[0070]

[0071] 表6为不同燃料管理模式满功率下R棒寿期内接受的累积中子通量水平(E17 n/(cm2*MWD/TU))

[0072]

[0073] 表7为不同燃料管理模式下R棒接受的累积中子通量水平相对大小关系(％)

[0074]

[0075] 由表4至表7可以看出，满功率下各控制棒寿期内，18个月1/2换料和年度1/4换料控制棒所接受的累积中子通量水平普遍高于年度1/3换料，而18个月1/2换料后的控制棒所接受的累积中子通量水平则普遍高于年度1/4换料和年度1/3换料。其中，对于容易发生辐照肿胀的R棒和灰棒，18个月1/2换料分别与年度1/4换料和年度1/3换料相比，R1、R2、G1和G2所接受的累积中子通量水平分别高出18.7％和37.5％、31.7％和35.5％、8.5％和17％以及7.8％和14.7％；年度1/4换料与年度1/3换料相比，R1、R2、G1和G2所接受的累积中子通量水平则分别高出15.7％、2.9％、7.8和6.4％；R棒接受的累积中子通量水平是其他控制棒的2.8至8.5倍。

[0076] 具体于，18个月1/2换料管理模式下满功率下反应堆内控制棒在正常运行期间接受的累积中子通量水平大小关系为：

[0077] R2>R1>N1-2>G1>SD2>SD1>SA2>>SC>G2>SB>N1-1>SA1>N2；

[0078] 年度1/4换料管理模式满功率下反应堆内控制棒在正常运行期间接受的累积中子通量水平大小关系为：

[0079] R2>R1>N1-2>G1>SD2>SB>SC>G2>SD1>SA2>N1-1>SA1>N2；

[0080] 年度1/3换料管理模式满功率下反应堆内控制棒在正常运行期间接受的累积中子通量水平大小关系为：

[0081] R2>R1>N1-2>SD1>SD2>G1>G2>>SB>SA2>N1-1>SA1>SC>N2。

[0082] 由此可以看出，无论哪种燃料管理模式下，满功率下控制棒位于正常运行期间时寿期内接受的累积中子通量水平最高的前三者分别均为R2、R1和N1-2棒。

[0083] 如前所述，由于同一控制棒在插入深度相同的条件下，接受的中子通量水平均随着控制棒所在燃料组件经历的燃耗的加深而不断增加，增加的幅度大小与换料模式有关，为了体现控制棒所在燃料组件的燃耗水平对控制棒接受的中子通量水平的贡献，引入了控制棒燃耗修正因子的概念，从而将控制棒累积接受的累积中子通量水平造成其辐照肿胀的问题转变成为了控制棒所在燃料组件所经历的有效燃耗。设控制棒燃耗修正因子为Ki,Ki满足：

[0084]

[0085] 其中，BU控制棒插入位置节块表示该控制棒所在燃料组件中该控制棒插入位置处的节块所经历的燃耗水平；BU控制棒所在燃料组件表示该控制棒所在燃料组件所经历的燃耗水平。该控制棒燃耗修正因子受控制棒插入位置、堆芯燃料管理模式以及控制棒经历的循环燃耗等因素有关。

[0086] 而且，所述BU控制棒插入位置节块与所述BU控制棒所在燃料组件均是结合反应堆运行期间所述控制棒的各参数，通过上述核设计SCIENCE程序模拟计算得到。所述参数包括核燃料装载、控制棒布置、功率变化参数、温度变化参数、压力变化参数、流量变化参数、控制棒运行方式的变化参数。

[0087] 表8列出了年度1/4循环、年度1/4换料过渡循环、18个月1/2换料过渡循环、18个月1/2换料平衡循环四种不同燃料管理模式下，控制棒在某寿期时某一棒位下计算获得的控制棒燃耗修正因子：

[0088]项目 R1 R2 G1 G2 N1-2 N1-1

[0089]18个月过渡循环 0.614 0.663 0.507 0.44 0.53 0.447
18个月平衡循环 0.645 0.881 0.455 0.542 0.469 0.449
年度1/4循环 0.704 0.781 0.595 0.585 0.57 0.456
年度1/4过渡循环 0.61 0.767 0.48 0.573 0.577 0.458

[0090]项目 N2 SA1 SA2 SB SC SD2 SD1
18个月过渡循环 0.416 0.577 0.433 0.406 0.488 0.452 0.501
18个月平衡循环 0.509 0.601 0.456 0.415 0.532 0.468 0.456
年度1/4循环 0.426 0.579 0.453 0.553 0.532 0.548 0.549
1/4过渡循环 0.497 0.667 0.458 0.484 0.571 0.579 0.583

[0091] 对于年度1/3换料、年度1/4换料过渡循环、年度1/4换料平衡循环、18个月1/2换料过渡循环和18个月1/2换料平衡循环分别在其寿期初、寿期中和寿期末采用各自相同的燃耗修正因子。

[0092] 对于反应堆，燃耗特指反应堆单位质量的铀发出的能量作为燃耗的度量，而控制棒中包含有两种材料：Ag-In-Cd材料和不锈钢，并不含有任何铀燃料，原本并不存在燃耗，但本发明中为了便于表述和分析，特引入控制棒燃耗的概念：

[0093] BU控制棒＝∑Ki×BUi总

[0094] 其中，Ki表示该控制棒在某一燃料管理模式下，某一循环燃耗点，某一棒位下的控制棒修正因子；BUi总表示该控制棒所在燃料组件与Ki对应的某一燃料管理模式下所经历的燃耗水平。因此，控制棒燃耗实际指的是统计控制棒所在燃料组件在不同燃料管理模式下经历的总燃耗，并根据燃料组件所处循环的燃料管理模式、循环燃耗点及控制棒插入棒位选择对应的燃耗修正因子予以修正，从而得到控制棒燃耗。

[0095] 具体地，所述BUi总是结合反应堆运行期间所述控制棒的各参数，通过核设计SCIENCE程序模拟计算得到。所述参数包括核燃料装载、控制棒布置、功率变化参数、温度变化参数、压力变化参数、流量变化参数、控制棒运行方式的变化参数以及实际测量获得的反应堆内中子通量分布图的变化参数。所述BUi总经程序模拟计算得到后，再经修正因子Ki修正即得到BU控制棒。

[0096] 表9是某核电站发生控制棒卡涩事件时，获得的D1/2各个控制棒燃耗信息：

[0097]

[0098] 上表结果表明，控制棒经历的总燃耗越深，越容易发生肿胀，且肿胀程度越大直至发生卡涩。堆芯控制棒辐照肿胀，受到控制棒燃耗的影响明显。

[0099] 表10各控制棒在不同燃料管理模式每年经历的控制棒燃耗变化水平

[0100]控制棒 年度1/3换料(MWD/TU/年) 年度1/3换料(MWD/TU/年) 年度1/3换料(MWD/TU/年)R2 9544 12213 15249
R1 7189 10307 9348
G2 6761 7139 8579
SA2 5766 7415 8546
SC 6213 7085 8530
SD2 8489 7370 8166
G1 7875 7689 8057

[0101]SD1 8920 5931 8027
N1-2 6874 7632 7912
SB 6181 6234 7091
N1-1 5245 6877 6253
SA1 5822 3333 6249
N2 4755 4389 4586

[0102] 从表10可以看出，以R2控制棒每年经历的控制棒燃耗变化为例，实施不同的燃料管理模式，年度1/4换料较年度1/3换料增加了28％，而18个月1/2换料则增加了59.8％。同时，实施18个月1/2换料后，各控制棒每年经历的控制棒燃耗变化普遍增加。

[0103] 请再参考图15，可以看出，实施18个月1/2换料后，控制棒在寿期的中后期经历的控制棒燃耗水平变化率明显高于其他燃料管理模式，较年度1/3换料该变化率增加了超过30％，原因是18个月1/2换料实施后循环长度增加，减少了大修，提高了能力因子，到了寿期中后期燃料富集度减少较多，为了维持额定功率水平运行，堆内的中子通量水平增加较多，从而导致控制棒燃耗变化率明显增加，进而导致控制棒更容易发生辐照肿胀甚至卡涩。

[0104] 表9中包含了控制棒发生肿胀或卡涩时的控制棒燃耗，以该燃耗作为控制棒发生肿胀或卡涩时的阈值BUTH总，即控制棒发生肿胀或卡涩时对应的控制棒燃耗BU控制棒。事实上，控制棒达到表9中的控制棒燃耗，也有未发生肿胀或卡涩的，因此选取该控制棒燃耗作为阈值，对于分析预测控制棒肿胀或卡涩是偏严格和保守的。

[0105] 在获得控制棒燃耗阈值后，通过控制棒不同燃料管理模式下每年所经历的控制棒燃耗，即可对该控制棒发生肿胀或卡涩的可能时间进行预测。具体地，控制棒发生肿胀或卡涩的可能时间预测采用以下公式确定：

[0106] ∑BUi/年×Ti＝BUTH总  公式(1)

[0107] T预测＝∑Ti  公式(2)

[0108] 其中，所述BUi/年表示该控制棒在第i种燃料管理模式下每年所经历的控制棒燃耗；Ti表示该控制棒在第i种燃料管理模式下所运行的时间，以年为单位，BUTH总表示该控制棒发生肿胀或卡涩时的阈值，即控制棒发生肿胀或卡涩时对应的燃耗BU控制棒；T预测表示该控制棒发生肿胀或卡涩的可能时间。

[0109] 其中，所述控制棒第i种燃料管理模式下运行一年的控制棒燃耗BUi/年通过以下步骤获得：

[0110] S1：结合反应堆运行期间所述控制棒的各参数，通过核设计SCIENCE程序模拟计算得到的实际运行燃耗；

[0111] S2：反应堆运行时间以年为单位，将所述计算得到的实际运行燃耗除以运行时间获得成控制棒所在燃料组件每年的实际运行燃耗；

[0112] S3：再利用上述控制棒燃耗修正因子Ki对所述控制棒所在燃料组件每年的实际运行燃耗进行修正即获得控制棒在该种燃料模式下运行一年的燃耗值BUi/年。

[0113] 其中，步骤S1中的各参数包括核燃料装载、控制棒布置、功率变化参数、温度变化参数、压力变化参数、流量变化参数、控制棒运行方式的变化参数以及实际测量获得的反应堆内中子通量分布图的变化参数。

[0114] 作为具体的实施例，当该控制棒使用在一种燃料管理模式下即所述i＝1时，该控制棒发生肿胀或卡涩的可能时间为：

[0115] 作为具体的实施例，当该控制棒使用在两种燃料管理模式下即所述i＝2时，假定在第一种燃料管理模式下已运行的时间为T1(已知)，则可预测出控制棒在第二种燃料管理模式下所运行的时间，具体包括：先计算出在第一种燃料管理模式下已经历的燃耗为BU1/年×T1；然后计算出在第二种燃料管理模式下可经历的燃耗为BUTH总—BU1/年×T1；接着计算出在第二种燃料管理模式下可运行的时间为 最后计算出

[0116] 同样地，当该控制棒使用在两种以上燃料管理模式下时，可采用前述使用在两种燃料管理模式下对应的计算方法，预测出该控制棒发生肿胀或卡涩的可能时间。

[0117] 表11某核电站某反应堆内各控制棒在三种燃料管理模式下发生卡涩经历的时间。

[0118]控制棒 年度1/3换料(年) 年度1/4换料(年) 18个月1/2换料(年)
R2 14 11 9
R1 19 13 14
G2 20 19 16
SA2 23 18 16
SC 22 19 16
G1 17 18 17
N1-2 20 18 17
SB 22 22 19
N1-1 26 20 22
SA1 23 40 22
N2 28 31 29

[0119] 可以看出，18个月1/2换料模式下，各控制棒在堆芯内的允许运行寿期均普遍缩短。

[0120] 表12某核电站堆芯内各控制棒允许运行时间预测结果(2009.12预测)

[0121]

[0122]

[0123] 表13某核电站基地堆芯内各控制棒实际更换时间

[0124]

[0125] 由表12和表13可以看出，根据本发明提供的方法来预测出的堆芯内的控制棒允许使用年限与现场实际情况吻合较好，但在实际操作中，出于保守考虑，一般会提前进行更换。如D1/D2/L1/L2分别于2010.11、2010.05、2013.03、2013.12更换，这样可以较好的对核电站的控制棒管理策略和决策提供支持，对于避免核电站堆芯内控制棒因辐照肿胀而发生卡涩的风险具有重大的积极意义，能够有效的一定程度避免因控制棒卡涩而带来的核安全风险以及大修工期延误，有利于保证核电站的安全经济稳定运行。

[0126] 以上仅为本发明的较佳实施例而已，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。