破损燃料组件燃耗预测方法与流程

1.本发明涉及核燃料技术领域，尤其涉及一种破损燃料组件燃耗预测方法。


背景技术：

2.核燃料组件是反应堆设计的重要组成部分，燃料包壳是构成反应堆安全的重要屏障，正常运行期间燃料所产生裂变产物包容在燃料组件包壳中。反应堆运行过程中燃料包壳如果发生破损，则包容在包壳中的裂变产物会释放到一回路中。
3.当燃料组件发生破损后，目前电厂通用的做法是：在大修期间通过啜吸试验定位破损组件的燃耗和堆芯位置，若破损组件在原换料设计方案中需要再入堆，则需要启动紧急换料设计，使用其他乏燃料组件替代破损组件，确保破损组件不再入堆。但是，大修啜吸和紧急换料设计周期长，将延长电厂大修关键路径，产生不必要的经济损失。并且，破损组件啜吸现场操作风险大，人员剂量高；紧急换料设计时间短，搜索难度大，难以搜出最佳的换料设计方案。
4.因此，在运行过程中提前预测破损燃料组件的燃耗及堆芯位置范围，对减少电厂大修人员受照剂量，缩短大修关键路径，有非常重要意义。


技术实现要素：

5.本发明要解决的技术问题在于，提供一种能够在机组运行期间提前预判破损燃料组件的燃耗的破损燃料组件燃耗预测方法。
6.本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：提供一种破损燃料组件燃耗预测方法，包括以下步骤：
7.s1、确定燃料组件的最大设计燃耗、燃耗步长、富集度以及铀的质量；
8.s2、通过衰变热软件计算获得燃料组件中裂变产物在不同燃耗点的质量；
9.s3、提取裂变产物中cs-134和cs-137在不同燃耗点的质量，计算获得cs-134和cs-137在不同燃耗点的质量比值；
10.s4、结合cs-134和cs-137的半衰期和质量数，计算两者的放射性活度比值；
11.s5、根据cs-134和cs-137的放射性活度比值获得其随燃耗的变化趋势，得到燃料组件的燃耗与cs-134和cs-137的放射性活度比值的对应关系。
12.优选地，步骤s1中，所述燃料组件的最大设计燃耗为57gwd/mtu，燃耗步长为2gwd/mtu,富集度为1.8％-5％，铀的质量为1000kg。
13.优选地，步骤s2中，在衰变热软件中输入燃料组件的辐照历史，将燃料组件的多个循环的辐照历史合并在所述衰变热软件的计算单元中；输入燃料组件的铀重量、富集度、辐照天数、燃耗步长、衰变天数，选取核数据库，选择用于计算的燃耗点和输出数据类型，完成输入输出设置，计算获得燃料组件中裂变产物在不同燃耗点的质量。
14.优选地，步骤s3、s4中，cs-134的放射性活度与其质量的关系如下式(一)：
[0015][0016]
式(一)中，a(0)
cs134
为cs-134的放射性活度，λ
cs134
为cs-134的衰变常数，n
cs134
为cs-134的原子个数，m
cs134
为cs-134的质量，a
cs134
为cs-134的质量数，t
cs134
为cs-134的半衰期，na为阿伏加德罗常数；
[0017]
cs-137的放射性活度与其质量的关系如下式(二)：
[0018][0019]
式(二)中，a(0)
cs137
为cs-137的放射性活度，λ
cs137
为cs-137的衰变常数，n
cs137
为cs-137的原子个数，m
cs137
为cs-137的质量，a
cs137
为cs-137的质量数，t
cs137
为cs-137的半衰期，na为阿伏加德罗常数；
[0020]
根据以上式(一)、式(二)获得cs-134和cs-137的放射性活度比值如下式(三)：
[0021][0022]
优选地，步骤s5中，根据cs-134和cs-137的放射性活度比值获得其随燃耗的变化趋势，拟合曲线，对应的曲线拟合公式为y＝-0.0002x2 0.0447x(r2＝0.9999)，其中x代表燃料组件的燃耗，y代表cs-134和cs-137的放射性活度比值。
[0023]
优选地，所述衰变热软件包括origenarp衰变热软件。
[0024]
优选地，还包括以下步骤：
[0025]
s6、根据当前测得的燃料组件裂变产物中cs-134和cs-137的放射性活度比值，获得该放射性活度比值对应的燃耗；
[0026]
s7、将获得的燃耗输入至堆芯换料设计软件中，获得该燃耗所在燃料组件在堆芯中的位置。
[0027]
本发明的有益效果：根据裂变产物中cs-137、cs-134的产生原理以及两者比值为一个只与燃料组件燃耗相关的线性关系，利用衰变热软件计算出不同燃料组件燃耗产生的cs-137、cs-134的量并计算其比值，得出了燃耗与cs-134和cs-137比值间的关系，从而能够在机组运行期间提前预判破损燃料组件的燃耗，进而利于再结合相关软件找出其在堆芯位置，有利于提前制定大修啜吸及紧急换料设计预案，确保在大修期间采取及时有效的检查策略，以减少人员受照剂量和大修关键路径。
附图说明
[0028]
下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
[0029]
图1是燃料组件包壳内cs-137累积量随燃耗变化曲线；
[0030]
图2是燃料组件包壳内cs-134累积量随燃耗变化曲线；
[0031]
图3是本发明的破损燃料组件燃耗预测方法流程图；
[0032]
图4是本发明的破损燃料组件燃耗预测方法中获得cs放射性活度比值与燃耗的关系曲线图。
具体实施方式
[0033]
本发明的破损燃料组件燃耗预测方法，主要基于燃料组件中裂变产物cs-137、cs-134的比值(放射性活度比值)为一个只与燃料组件燃耗相关的线性关系，实现通过cs-137和cs-134比值获得对应值下的燃耗。
[0034]
燃料组件中裂变产物cs-137、cs-134的比值与燃料组件燃耗之间的关系的理论依据如下：
[0035]
对于燃料组件大都为uo2芯块，u-235裂变后其裂变产物会产生cs-137、cs-134，其中cs-137(半衰期为30.17年)来自u-235和pu-239的累积裂变产额分别为6.19％和6.60％。u-235、pu-239、pu-241裂变产生的cs-137扣除衰变消失的cs-137，随时间变化为：
[0036][0037]
上式中：γ
cs137，u235
为u-235对应的cs-137裂变产额；γ
cs137，u235
为pu-239对应的cs-137裂变产额；∑
u235
为u-235宏观吸收截面；∑
pu239
为pu-239宏观吸收截面；φ为堆芯中子通量；λ
cs137
为cs-137的衰变常数。
[0038]
上式中裂变产额、宏观截面为核素的固有属性，为定量值。由于半衰期较长(衰变常数较小)，忽略衰变消失途径(-λ
cs137
×ncs137
)，因此燃料组件包壳内cs-137放射性积聚几乎与时间(或燃料组件燃耗)成比例，即cs-137的累积量与燃耗变化的曲线为一次函数。使用origenarp衰变热软件计算燃料组件包壳内cs-137累积量随燃耗变化曲线如图1所示，其中横坐标为燃料组件燃耗gwd/mtu，纵坐标为每吨铀中cs-137核素重量g/tu；曲线1为实测cs-137累积量随燃耗变化曲线，曲线2为cs-137拟合曲线。
[0039]
cs-134(半衰期为2.06年)主要通过稳定裂变产物cs-133中的中子俘获形成，cs-134产生是一个相对于时间的二阶速率反应。cs-134累积取决于功率，因为它的半衰期较短(2.06年)。,cs-133吸收中子产生的cs-134扣除衰变消失的cs-134，燃料中cs-134随时间变化为：
[0040][0041]
式中，σ
cs133
为cs-133的微观吸收截面；φ为堆芯中子通量；λ
cs134
为cs-134的衰变常数；n
cs133
、n
cs134
分别为cs-133和cs-134的原子数量。
[0042]
cs-133的产生途径与cs-137类似，即由u-235直接裂变产生，因此其放射性积聚与时间(或燃料燃耗)成比例。而cs-134则为cs-133衰变产生(如上式)，因此cs-134产生是一个相对于时间的二次函数。使用origenarp衰变热软件计算燃料组件包壳内cs-134累积量随燃耗变化曲线如图2所示，其中横坐标为燃料组件燃耗gwd/mtu，纵坐标为每吨铀中cs-134核素重量g/tu；曲线3为实测cs-134累积量随燃耗变化曲线，曲线4为cs-134拟合曲线。
[0043]
综上所述，当cs134/cs137取比值时，其比值为一个与时间相关的一次函数，而时间决定了燃料组件燃耗，因此cs-134与cs-137比值近似为一个与燃料组件燃耗相关的一次函数，即比值与燃耗存在一一对应的函数关系，则为通过cs134/cs137比值直接确定破损燃料组件燃耗提供理论基础。
[0044]
由于cs-134与cs-137为同位素，且半衰期较长，因此有如下特征：
[0045]
在燃料破损的情况下从包壳内扩散过程基本一致，有相同的泄露系数；在主回路中的净化效率一致，且净化效率很低基本可忽略；cs-137(半衰期为30.17年)与cs-134(半衰期为2.06年)半衰期很长，可忽略破损与监测的时间差导致的衰变。
[0046]
根据上述特征，当燃料组件破损后从主回路取样得到的cs134/cs137比值与包壳内cs134/cs137比值一致。由于cs134与cs137比值为一个与时间相关的一次函数，而时间与燃料组件燃耗呈线性关系，因此当燃料组件破损后，通过化学取样得到的cs134/cs137比值的变化可以确定破损燃料组件燃耗。
[0047]
如图3所示，本发明的破损燃料组件燃耗预测方法，包括以下步骤：
[0048]
s1、确定燃料组件的最大设计燃耗、燃耗步长、富集度以及铀(u-235)的质量，从而确定后续裂变产物质量的计算条件。
[0049]
例如，燃料组件的设计燃耗通常是0-57gwd/mtu，确定燃料组件的最大设计燃耗为57gwd/mtu、燃耗步长为2gwd/mtu、富集度为4.45％、铀的质量为1000kg(软件缺省值)，即确定了u-235富集度4.45％的燃料组件在燃耗至最大设计燃耗过程中，计算输出每隔2gwd/mtu步长的燃耗对应1000kg铀的裂变产物累积量。
[0050]
可以理解地，燃料组件的富集度可以根据实际需要从1.8％-5％中进行选择。
[0051]
s2、通过衰变热软件计算获得燃料组件中裂变产物在不同燃耗点的质量。
[0052]
衰变热软件可采用origenarp衰变热软件。
[0053]
步骤s2中，在衰变热软件中输入燃料组件的辐照历史，将燃料组件的多个循环的辐照历史合并在衰变热软件的计算单元中；输入燃料组件的铀重量、富集度、辐照天数、燃耗步长、衰变天数，选取核数据库，选择(如通过勾选)用于计算的燃耗点和输出数据类型(比如核素质量、核素衰变热功率、核素种类如锕系元素或裂变产物等)，完成输入输出设置，计算获得燃料组件中裂变产物在不同燃耗点的质量。
[0054]
上述的核数据库包含不同能量的中子和各种物质(包含燃料、慢化剂、可燃毒物和裂变产物等)相互作用的核反应及其相应的微观截面和有关参数。核数据库来源于试验测量，origenarp软件引用的核数据库可来源于ornl实验室的核数据，隶属于ornl研发的scale系列软件，用于实现快速精确的核素消耗和衰变数据计算。软件中预置了不同种类核燃料的核数据库。对于cpr1000机组，在计算时通过选取uo2组件的数据库调用进行计算。
[0055]
裂变产物包括但不限于cs-134(
134
cs)和cs-137(
137
cs)。
[0056]
s3、提取裂变产物中cs-134和cs-137在不同燃耗点的质量，计算获得cs-134和cs-137在不同燃耗点的质量比值。
[0057]
结合上述燃耗步长的选择，通过计算可获得在多个不同的燃耗点下的cs-134和cs-137的质量比值。
[0058]
s4、结合cs-134和cs-137的半衰期和质量数，计算两者的放射性活度比值。
[0059]
步骤s3、s4中，cs-134的放射性活度与其质量的关系如下式(一)：
[0060][0061]
式(一)中，a(0)
cs134
为cs-134的放射性活度，λ
cs134
为cs-134的衰变常数，n
cs134
为cs-134的原子个数，m
cs134
为cs-134的质量，a
cs134
为cs-134的质量数，t
cs134
为cs-134的半衰期，na为阿伏加德罗常数；
[0062]
cs-137的放射性活度与其质量的关系如下式(二)：
[0063][0064]
式(二)中，a(0)
cs137
为cs-137的放射性活度，λ
cs137
为cs-137的衰变常数，n
cs137
为cs-137的原子个数，m
cs137
为cs-137的质量，a
cs137
为cs-137的质量数，t
cs137
为cs-137的半衰期，na为阿伏加德罗常数；
[0065]
根据以上式(一)、式(二)获得cs-134和cs-137的放射性活度比值如下式(三)：
[0066][0067]
s5、根据cs-134和cs-137的放射性活度比值获得其随燃耗的变化趋势，得到燃料组件的燃耗与cs-134和cs-137的放射性活度比值的对应关系。
[0068]
其中，根据cs-134和cs-137的放射性活度比值获得其随燃耗的变化趋势，拟合曲线，对应的曲线拟合公式为y＝-0.0002x2 0.0447x(r2＝0.9999)，其中x代表燃料组件的燃耗，y代表cs-134和cs-137的放射性活度比值。
[0069]
在一实施例中，计算获得不同燃耗下对应的cs-134和cs-137的放射性活度比值如下表1：
[0070]
表1.
[0071]
燃耗(gwd/mtu)024681012141618cs-134/cs-1370.000.070.160.250.340.420.510.580.660.74燃耗(gwd/mtu)20222426283032343638cs-134/cs-1370.810.880.941.001.071.131.191.251.311.37燃耗(gwd/mtu)40424446485052545658cs-134/cs-1371.431.471.521.561.611.651.701.741.781.82
[0072]
根据上述表1数据拟合曲线如图4所示。其中，曲线拟合公式为y＝-0.0002x2 0.0447x(r2＝0.9999)，其中x代表燃料组件的燃耗，y代表cs-134和cs-137的放射性活度比值。
[0073]
进一步地，本发明的预测方法还能够找出燃耗对应的燃料组件在堆芯中的位置，对应地，本发明的预测方法还包括以下步骤：
[0074]
s6、根据当前测得的燃料组件裂变产物中cs-134和cs-137的放射性活度比值，获得该放射性活度比值对应的燃耗。
[0075]
在步骤s6中，当前测得的燃料组件裂变产物中cs-134和cs-137的放射性活度比值，可以通过现有技术中专业的化学取样分析测得机组燃料组件中实际cs-134和cs-137的放射性活度比值，将得到的放射性活度比值从上述拟合曲线中找出对应的燃耗。
[0076]
s7、将获得的燃耗输入至堆芯换料设计软件中，获得该燃耗所在燃料组件在堆芯中的位置。
[0077]
堆芯换料设计软件为核电中常规使用的堆芯换料设计软件，例如science软件。
[0078]
综上，通过本发明的方法较于传统能够较早预测破损燃料组件的燃耗和堆芯位置，有利于提前制定换料设计预案，并为大修啜吸提供指导，减少人员集体剂量和大修关键
路径，产生良好的安全和经济收益。
[0079]
以上所述仅为本发明的实施例，并非因此限制本发明的专利范围，凡是利用本发明说明书及附图内容所作的等效结构或等效流程变换，或直接或间接运用在其他相关的技术领域，均同理包括在本发明的专利保护范围内。