一种核反应堆核燃料可靠性评估方法和系统与流程

1.本发明涉及核电站核反应堆的技术领域，更具体地说，涉及一种核反应堆核燃料可靠性评估方法和系统。


背景技术：

2.核反应堆核燃料可靠性是指核燃料组件在反应堆运行过程中发生破损的概率。目前核反应堆通过fri指标(燃料可靠性指标)来监测燃料包壳是否发生破损。fri指标主要通过测量一回路冷却剂裂变产物放射性活度i-131和 i-134来计算(国内核电站主要通过检测一回路的放化数据来监测燃料包壳的完整性)，并根据经验给出。
3.目前核反应堆燃料可靠性还停留在燃料组件设计、材料的改进。同时，通过一回路的放化数据来计算fri来确定核燃料是否发生破损，并没有核燃料未发生破损之前，通过评估来预测核燃料在未来可能发生破损的概率。


技术实现要素：

4.本发明要解决的技术问题在于，针对现有技术的缺陷，提供一种核反应堆核燃料可靠性评估方法和系统。
5.本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：构造一种核反应堆核燃料可靠性评估方法，包括以下步骤：
6.对核反应堆核燃料进行通用核燃料评估，获得所述通用核燃料的核燃料属性的变化归类；
7.根据所述通用核燃料的核燃料属性的变化归类判断是否需要进行非通用核燃料评估；
8.若是，则对核反应堆核燃料进行非通用核燃料评估；
9.若否，则检查文件记录和核燃料性能裕量记录。
10.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对核反应堆核燃料进行通用核燃料评估，获得所述通用核燃料的核燃料属性的变化归类包括：
11.对所述核反应堆核燃料的核燃料建造阶段进行评估；
12.对所述核反应堆核燃料的核燃料运行阶段进行评估；
13.对所述核反应堆核燃料的核燃料卸料后阶段进行评估；
14.获得所述通用核燃料的核燃料属性的变化归类。
15.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对所述核反应堆核燃料的核燃料建造阶段进行评估包括：
16.获取核燃料的设计和建造过程的参数；
17.根据所述核燃料的设计和建造过程的参数进行评估。
18.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述核燃料的设计和建造过程的参数包括：
19.燃料芯块、吸收体、燃料棒、包壳、端塞、弹簧装置、充填气体、格架、导向套管、仪表管、上管座、下管座、组件压紧弹簧、组件设计和制造工艺。
20.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对所述核反应堆核燃料的核燃料运行阶段进行评估包括：
21.对所述核反应堆核燃料的运行监督进行评估；
22.对所述核反应堆核燃料的运行环境监督进行评估；
23.对所述核反应堆核燃料的堆芯设计和运行策略监督进行评估。
24.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对所述核反应堆核燃料的运行监督进行评估包括：
25.获取核燃料的日常或者大修物理试验的堆芯数据；
26.根据所述核燃料的日常或者大修物理试验的堆芯数据进行评估。
27.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述核燃料的日常或者大修物理试验的堆芯数据包括：
28.组件平均功率、象限功率倾斜、热点因子、焓升因子、径向峰值因子和临界硼浓度。
29.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对所述核反应堆核燃料的运行环境监督进行评估包括：
30.获取一回路水化学关键燃料性能特征参数；
31.根据所述一回路水化学关键燃料性能特征参数进行评估。
32.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对所述核反应堆核燃料的堆芯设计和运行策略监督进行评估包括：
33.获取所述核反应堆核燃料的堆芯设计和运行策略的关键燃料性能参数；
34.根据所述堆芯设计和运行策略的关键燃料性能参数进行评估。
35.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述堆芯设计和运行策略的关键燃料性能参数包括：
36.循环周期策略、燃耗、堆芯流量、冷却剂温度、功率提升、峰值系数和运行策略。
37.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对所述核反应堆核燃料的核燃料卸料后阶段进行评估包括：
38.对核燃料基线检测进行评估；
39.对核燃料异常情况监督进行评估；
40.对核燃料其他事件监督进行评估。
41.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对核燃料基线检测进行评估包括：
42.获取核燃料在运行循环中发生的对核燃料有影响的事件；
43.获取对核燃料可靠性产生不利影响的参数；
44.获取核燃料运行循环中的整体异常事件和参数；
45.根据所述对核燃料有影响的事件、所述对核燃料可靠性产生不利影响的参数、所述核燃料运行循环中的整体异常事件和参数进行评估。
46.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对核燃料异常情况监督进行评估包括：
47.获取所述核燃料异常情况数据；
48.根据所述核燃料异常情况数据进行异常情况监督评估。
49.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述核燃料异常情况数据包括：
50.轴向偏移数据、之前循环棒不能完全插入数据、之前循环燃料装卸问题数据、部件结构问题数据和运输问题数据。
51.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对核燃料其他事件监督进行评估包括：
52.获取核燃料其他事件数据；
53.根据所述核燃料其他事件数据进行其他事件监督评估。
54.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述核燃料其他事件数据包括：
55.电厂改造数据、电厂异常数据和反应堆水净化变化数据。
56.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对核反应堆核燃料进行非通用核燃料评估包括：
57.对核反应堆核燃料包壳内部裕量进行评估；
58.对核反应堆核燃料包壳外部裕量进行评估。
59.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对核反应堆核燃料包壳内部裕量进行评估包括：
60.获取燃料堆芯与包壳相互作用效应参数；
61.根据所述燃料堆芯与包壳相互作用效应参数对核反应堆核燃料包壳内部裕量进行评估。
62.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述燃料堆芯与包壳相互作用效应参数包括：
63.堆芯设计参数、功率操作参数和燃料棒设计参数。
64.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述堆芯设计参数包括：节点功率峰值、节点燃耗、δi轴向功率的功率控制、功率控制棒、循环周期、长期低功率、运行、堆芯平均功率和装载模式；
65.所述功率操作参数包括：功率阈值、功率上升率、控制棒提棒速率、恒定功率持续时间和轴向功率偏移控制；
66.所述燃料棒设计参数包括：包壳材料、芯块热蠕变、包壳热蠕变、包壳辐照蠕变、包壳厚度、芯块-包壳间隙、燃料棒内部压力、芯块缺陷和芯块密度。
67.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对核反应堆核燃料包壳外部裕量进行评估包括：
68.对格架-燃料棒微振磨损进行评估；
69.对腐蚀或者结垢进行评估；
70.对燃料组件发生变形进行评估。
71.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对格架-燃料棒微振磨损进行评估包括：
72.获取核燃料的近期事件数据、风险评估数据、堆芯设计和运行策略数据以及燃料设计数据；
73.根据所述核燃料的近期事件数据、风险评估数据、堆芯设计和运行策略数据以及燃料设计数据对格架-燃料棒微振磨损进行评估。
74.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对腐蚀或者结垢进行评估包括：
75.获取包壳腐蚀或者结构的近期事件信息、水化学信息、风险计算信息、堆芯信息以及设计和运行策略信息；
76.根据所述包壳腐蚀或者结构的近期事件信息、水化学信息、风险计算信息、堆芯信息以及设计和运行策略信息对腐蚀或者结垢进行评估。
77.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对燃料组件发生变形进行评估包括：
78.获取燃料组件的变形属性；
79.根据所述燃料组件的变形属性确定影响燃料组件的变形参数；
80.根据所述影响燃料组件的变形参数对燃料组件发生变形进行评估。
81.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述对核反应堆核燃料进行非通用核燃料评估还包括：
82.获取所述核反应堆核燃料的核燃料性能裕量；
83.根据所述核燃料性能裕量进行评估。
84.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述根据所述核燃料性能裕量进行评估包括：
85.将所述核燃料性能裕量与参考阈值进行比对；
86.根据所述核燃料性能裕量与所述参考阈值的比对结果进行评估。
87.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述参考阈值包括：高阈值和低阈值；
88.所述根据所述核燃料性能裕量与所述参考阈值的比对结果进行评估包括：
89.若所述核燃料性能裕量大于或者等于所述高阈值，则判定所述核燃料性能正常；
90.若所述核燃料性能裕量小于或者等于所述低阈值，则判定所述核燃料性能低。
91.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述方法还包括：
92.若判定所述核燃料性能低，则判断所述核燃料性能是否在预设范围内；
93.若所述核燃料性能在所述预设范围内，则判定所述核燃料满足可靠性完整条件；
94.若所述核燃料性能不在所述预设范围内，则判定所述核燃料可靠性低。
95.在本发明所述的核反应堆核燃料可靠性评估方法中，所述方法还包括：
96.若所述核燃料性能正常，则对所述核燃料进行正常或者标准堆芯设计/重新装料；
97.若所述核燃料可靠性低，则不对所述核燃料进行正常或者标准堆芯设计/ 重新装料。
98.本发明还提供一种核反应堆核燃料可靠性评估系统，包括：
99.通用评估单元，用于对核反应堆核燃料进行通用核燃料评估，获得所述通用核燃料的核燃料属性的变化归类；
100.判断单元，用于根据所述通用核燃料的核燃料属性的变化归类判断是否需要进行非通用核燃料评估；
101.非通用评估单元，用于对核反应堆核燃料进行非通用核燃料评估；
102.记录单元，用于在不需要进行非通用核燃料评估时，检查文件记录和核燃料性能裕量记录。
103.实施本发明的核反应堆核燃料可靠性评估方法和系统，具有以下有益效果：包括步骤：对核反应堆核燃料进行通用核燃料评估，获得通用核燃料的核燃料属性的变化归类；根据通用核燃料的核燃料属性的变化归类判断是否需要进行非通用核燃料评估；若是，则对核反应堆核燃料进行非通用核燃料评估；若否，则检查文件记录和核燃料性能裕量记录。本发明可以在核燃料未发生破损之前，通过核燃料性能裕量预测核燃料在未来可能发生破损的概率，避免核燃料在运行中发生破损，从而避免因核燃料破损或者异常性能问题导致核电厂发生重大的运行事件，提高核电厂的安全性和可靠性。
附图说明
104.下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明，附图中：
105.图1是本发明实施例提供的核反应堆核燃料可靠性评估方法的流程示意图；
106.图2是本发明实施例提供的核反应堆核燃料可靠性评估系统的结构示意图。
具体实施方式
107.为了对本发明的技术特征、目的和效果有更加清楚的理解，现对照附图详细说明本发明的具体实施方式。
108.参考图1，为本发明提供的核反应堆核燃料可靠性评估方法一可选实施例的流程示意图。
109.如图1所示，该核反应堆核燃料可靠性评估方法包括以下步骤：
110.步骤s101、对核反应堆核燃料进行通用核燃料评估，获得所述通用核燃料的核燃料属性的变化归类。
111.本发明实施例中，对核反应堆核燃料进行通用核燃料(非破损燃料)评估，获得所述通用核燃料的核燃料属性的变化归类包括：对所述核反应堆核燃料的核燃料建造阶段进行评估；对所述核反应堆核燃料的核燃料运行阶段进行评估；对所述核反应堆核燃料的核燃料卸料后阶段进行评估；获得所述通用核燃料的核燃料属性的变化归类。
112.具体的，核燃料建造阶段主要是针对新燃料组件，根据燃料制造端对燃料设计和建造过程的参数进行检查。核燃料运行阶段主要是针对核燃料在核反应堆运行期间进行的持续评估。核燃料卸料后阶段主要是针对乏燃料(运行过的核燃料)进行评估。
113.可选的，本发明实施例中，对所述核反应堆核燃料的核燃料建造阶段进行评估包括：获取核燃料的设计和建造过程的参数；根据所述核燃料的设计和建造过程的参数进行评估。
114.其中，核燃料的设计和建造过程的参数包括：燃料芯块、吸收体、燃料棒、包壳、端塞、弹簧装置、充填气体、格架、导向套管、仪表管、上管座、下管座、组件压紧弹簧、组件设计和制造工艺。
115.具体的，对于燃料芯块，主要是对其材料、组成、几何结构或密度的变化进行评估。对于吸收体，主要是对其材料、组成、几何结构或者密度的变化进行评估。对于燃料棒，主要是对燃料棒尺寸(如长度、直径或壁厚)的变化进行评估。对于包壳，主要是对合金组成或热处理的变化进行评估。对开端塞，主要是对合金、热处理、端塞设计或焊缝外形(环形焊缝和/或密封焊缝的变化)进行评估。对于弹簧装置，主要是对材料、大盖轴向布置或芯块柱上作用力、端塞或包壳id的变化进行评估。对于充填气体，主要气体压力或气体组成的变化进行评估。对于格架，主要是对合金、棒接触几何原理或特性、骨架连接机构、混合叶片样式或设计或压降的变化进行评估。对于导向套管，主要是合金、热处理、设计(壁厚、长度或缓冲)、或格架连接机构或管座的变化进行评估。对于仪表管，主要是对合金、热处理或设计的变化进行评估。对于上管座，主要是对材料、流动路径或流动面积、或骨架连接件的变化进行评估。对于下管座，主要是对材料、流动路径或流动面积、渣屑过滤器或骨架连接件的变化进行评估。对于组件压紧弹簧，主要是对材料、设计或骨架上轴向负荷的变化进行评估。对于组件设计，主要是对格架或中间格架数量、或格架轴向分布、或承载路径的变化进行评估。对于制造工艺，主要是对材料、焊接工艺、热处理、棒处理、棒装入骨架、部件清洁、部件检查、芯块制造/处理/装载或批量装配工艺的变化进行评估。
116.具体的，对所述核反应堆核燃料的核燃料建造阶段的评估可参照下表1 进行。
117.表1
118.119.120.121.122.[0123][0124]
具体的，本发明实施例中，核燃料运行阶段主要是对核燃料运行过程中进行监督，通过对核燃料在运行期间的监督来确保核燃料有足够的裕量，保障核燃料在运行期间不发生破损。
[0125]
可选的，本发明实施例中，对所述核反应堆核燃料的核燃料运行阶段进行评估包括：对所述核反应堆核燃料的运行监督进行评估；对所述核反应堆核燃料的运行环境监督进行评估；对所述核反应堆核燃料的堆芯设计和运行策略监督进行评估。
[0126]
具体的，对所述核反应堆核燃料的运行监督进行评估包括：获取核燃料的日常或者大修物理试验的堆芯数据；根据所述核燃料的日常或者大修物理试验的堆芯数据进行评估。
[0127]
可选的，核燃料的日常或者大修物理试验的堆芯数据包括：组件平均功率、象限功率倾斜、热点因子、焓升因子、径向峰值因子和临界硼浓度。
[0128]
具体的，核燃料运行监督评估主要是通过日常或者大修物理试验得到的堆芯数来分析和判断核燃料是否发生了变化。
[0129]
核燃料运行监督评估会开展特定监督(如反应堆物理试验)，将试验所分析出的结果与标准进行对比，或者与之前的数据进行比对，从而分析裕量和性能方面的变化和开展特定裕量评估。即根据核燃料在堆芯的运行参数是否发生变化，评估核燃料是否完整。例如，发现堆芯功率、象限功率倾斜等敏感参数发生异常，即重新确立运行工况，进一步开展特定的评估。
[0130]
其中，组件平均功率(map)，主要是对堆芯各燃料组件径向功率的变化进行评估。象限功率倾斜(da)，主要是根据rpn通道测量确定的一个无量纲值，将堆芯分为四个象限，各象限功率平均值和四象限平均值中间的偏差。热点因子(qt(z))，主要是对燃料棒尺寸
(长度、直径或壁厚)的变化进行评估。焓升因此(ft
△
h)，是流道内最大焓升与堆芯平均焓升之比。径向峰值因子f
xy
，是在高度z处的平面上，径向峰值因子是该平面最大线功率密度与平均线功率密度之比。临界硼浓度cb
临界
，是在使用可溶硼控制的反应堆中，当所有控制棒全部提出堆芯时，可使反应堆处于临界状态的硼浓度。
[0131]
其中，核燃料运行监督的各项参数作为基线监督的性能数据，并与设计或运行标准进行比较，差异代表裕量。在裕量减少的情况下，应考虑增加非通用核燃料定性核燃料(非破损)评估。同时，特别注意，用于处理实测燃料运行监督的各项参数的检查技术和分析方法，可能随检查活动改变。因此，比较不同检查活动的数据时，数据评估应考虑检查和分析技术方面的不同，以便更好地评估反应堆堆芯系统偏差和不确定性。
[0132]
具体的，核燃料运行监督可参照表2进行评估。
[0133]
表2
[0134]
[0135][0136]
本发明实施例中，对所述核反应堆核燃料的运行环境监督进行评估包括：获取一回路水化学关键燃料性能特征参数；根据所述一回路水化学关键燃料性能特征参数进行评估。
[0137]
具体的，核燃料运行环境监督评估主要是对核燃料所处的水化学进行监督，水化学监督的目标是评估一回路水化学中关键燃料性能特征参数趋势的变化。这些变化包括修改策略或制定新策略(如增加氢、锌注入)来提供额外的一回路部件应力腐蚀破裂裕量或减少剂量，并包括使用其他添加剂，如增加ph酸碱度、影响腐蚀产物(结垢)源项、一回路内的结垢再分布、燃料上的结垢沉积以及燃料部件参数腐蚀产物等。
[0138]
核反应堆运行期间，核燃料会随着运行循环长度的增加，燃料包壳相关的腐蚀会增强，燃料包壳破损的风险也较高。因为其核反应堆负荷较高，由于包壳腐蚀的非线性动力学原因，包壳表面保护性氧化物越缺乏，当腐蚀厚度差异较大时，高核燃耗燃料包壳上腐蚀会越强。
[0139]
根据表3对核燃料运行环境监督数据检查并进行评估。如果评估得出结论，由于水化学各项参数有显著变化，可能引发潜在风险，则对高负荷、低至中等燃耗燃料组件开展非通用核燃料定性评估。
[0140]
表3
[0141][0142]
本发明实施例中，对所述核反应堆核燃料的堆芯设计和运行策略监督进行评估包括：获取所述核反应堆核燃料的堆芯设计和运行策略的关键燃料性能参数；根据所述堆芯设计和运行策略的关键燃料性能参数进行评估。
[0143]
可选的，本发明实施例中，堆芯设计和运行策略的关键燃料性能参数包括：循环周期策略、燃耗、堆芯流量、冷却剂温度、功率提升、峰值系数和运行策略。
[0144]
核燃料堆芯设计和运行策略监督评估是评估电厂运行策略或堆芯设计变化后的关键燃料性能参数进行监督。核燃料堆芯设计和运行策略的显著变化，可能影响燃料包壳结垢沉积、包壳腐蚀、包壳表面的生长。如果堆芯设计和运行策略的关键燃料性能参数发生显著的变化，则进行非通用核燃料定性。
[0145]
表4提供关于堆芯设计和运行策略方面各种参数变化的指南，以便评估对核燃料裕量的影响。
[0146]
表4
[0147]
[0148]
[0149]
[0150][0151]
本发明实施例中，核燃料卸料后阶段主要是对核燃料运行一个循环后，对核燃料进行相应的检查评估(如核燃料一个循环低功率运行的情况、是否进行过日负荷跟踪等)。通过对核燃料在卸料后阶段的监督来确保核燃料是否有足够的裕量，保障核燃料在下一个循环不发生破损。
[0152]
可选的，本发明实施例中，对所述核反应堆核燃料的核燃料卸料后阶段进行评估包括：对核燃料基线检测进行评估；对核燃料异常情况监督进行评估；对核燃料其他事件监督进行评估。
[0153]
其中，对核燃料基线检测进行评估包括：获取核燃料在运行循环中发生的对核燃料有影响的事件；获取对核燃料可靠性产生不利影响的参数；获取核燃料运行循环中的整体异常事件和参数；根据所述对核燃料有影响的事件、所述对核燃料可靠性产生不利影响的参数、所述核燃料运行循环中的整体异常事件和参数进行评估。
[0154]
具体的，核燃料基线检测评估可参考表5进行。
[0155]
表5
[0156]
[0157]
[0158]
[0159]
[0160]
[0161][0162]
本发明实施例中，核燃料异常情况监督评估的目标是评估异常(不正常、非计划)反应堆运行工况和异常事件造成的关键燃料性能参数发生显著变化。 (如反应堆运行异常工况和异常事件可能对燃料部件腐蚀/结垢沉积造成不利影响。一回路水化学偏移，即轴向偏移异常(aoa)，可能导致包壳腐蚀加速以及燃料性能相关的燃料装卸问题(如fad)等。)
[0163]
这些重大异常情况发生之后，需评估是否有必要开展检查来评估对核燃料裕量的影响。如果评估确定有必要开展检查，则这些事件的特定检查，要进行非通用核燃料定性评估。考虑到潜在异常运行事件有很大的差异，需要综合分析，并确定否有必要开展其它方面的核燃料检查。
[0164]
可选的，本发明实施例中，对核燃料异常情况监督进行评估包括：获取所述核燃料异常情况数据；根据所述核燃料异常情况数据进行异常情况监督评估。
[0165]
其中，核燃料异常情况数据包括：轴向偏移数据、之前循环棒不能完全插入数据、之前循环燃料装卸问题数据、部件结构问题数据和运输问题数据。
[0166]
具体的，对核燃料异常情况监督可参考表6进行评估。
[0167]
表6
[0168][0169][0170]
具体的，本发明实施例中，核燃料其它事件监督评估的目标是确保妥善处理可能对核燃料性能和可靠性造成不利影响的其他变化，来对其评估。比如电厂对影响核燃料完整性的改造。包括更换一回路的主要部件(如蒸汽发生器或冷却剂泵)，更换用部件应能改变水腐蚀产物或流速。改造还包括改变可能明显增加燃料完整性风险的净化系统等。
[0171]
可选的，本发明实施例中，所述对核燃料其他事件监督进行评估包括：获取核燃料其他事件数据；根据所述核燃料其他事件数据进行其他事件监督评估。
[0172]
其中，所述核燃料其他事件数据包括：电厂改造数据、电厂异常数据和反应堆水净化变化数据。
[0173]
具体的，对核燃料其他事件监督可参考表7进行评估。
[0174]
表7
[0175][0176][0177]
步骤s102、根据所述通用核燃料的核燃料属性的变化归类判断是否需要进行非通用核燃料评估。
[0178]
具体的，在获得通用核燃料的核燃料属性的变化归类后，将该变化归类与参考值或者参考范围进行比较，若变化归类大于参考值或者参考范围，则说明变化归类有显著的变化，否则说明变化归类没有显著的变化。其中，当变化归类有显著的变化时，则需要进行非通用核燃料(非破损燃料)评估；当变化归类没有显著的变化时，则不需要进行非通用核燃料评估。
[0179]
步骤s103、若是，则对核反应堆核燃料进行非通用核燃料评估。
[0180]
步骤s104、若否，则检查文件记录和核燃料性能裕量记录。
[0181]
进一步地，本发明实施例中，所述对核反应堆核燃料进行非通用核燃料评估包括：对核反应堆核燃料包壳内部裕量进行评估；对核反应堆核燃料包壳外部裕量进行评估。
[0182]
具体的，核燃料包壳内部裕量评估主要是pci(燃料芯块与包壳相互作用) 效应所导致的核燃料破损。
[0183]
可选的，本发明实施例中，所述对核反应堆核燃料包壳内部裕量进行评估包括：获
取燃料堆芯与包壳相互作用效应参数；根据所述燃料堆芯与包壳相互作用效应参数对核反应堆核燃料包壳内部裕量进行评估。
[0184]
其中，所述燃料堆芯与包壳相互作用效应参数包括：堆芯设计参数、功率操作参数和燃料棒设计参数。
[0185]
具体的，本发明实施例中，所述堆芯设计参数包括：节点功率峰值、节点燃耗、δi轴向功率的功率控制、功率控制棒、循环周期、长期低功率、运行、堆芯平均功率和装载模式。
[0186]
所述功率操作参数包括：功率阈值、功率上升率、控制棒提棒速率、恒定功率持续时间和轴向功率偏移控制。
[0187]
所述燃料棒设计参数包括：包壳材料、芯块热蠕变、包壳热蠕变、包壳辐照蠕变、包壳厚度、芯块-包壳间隙、燃料棒内部压力、芯块缺陷和芯块密度。
[0188]
基于上述参数，本发明可对核燃料包壳内部裕量进行评估，具体可参考表8。
[0189]
表8
[0190]
[0191]
[0192]
[0193][0194]
可选的，本发明实施例中，所述对核反应堆核燃料包壳外部裕量进行评估包括：对格架-燃料棒微振磨损进行评估；对腐蚀或者结垢进行评估；对燃料组件发生变形进行评估。
[0195]
具体的，gtrf(格架-燃料棒微振磨损)引起的破损是一种觉的核燃料破损。核燃料在堆芯运行，定位格架弹簧或挡板时可能会遭到损坏(即倒塌、变形等)，格架与燃料棒的接触就会受到影响。在流致振动(fiv)条件下，负载减少会让核燃料棒移动(相对于格架功能部件)，从而引起格架-燃料棒微振磨损(gtrf)。或者，当把核燃料棒重新装入骨架时，与核燃料棒端塞的接触会使混合叶片变形，从而减少与核燃料棒之间的间隙，当核燃料棒振动时，也会引起gtrf。
[0196]
基于gtrf产生的原理，本发明对格架-燃料棒微振磨损进行评估通过以下方式进行：获取核燃料的近期事件数据、风险评估数据、堆芯设计和运行策略数据以及燃料设计数据；根据所述核燃料的近期事件数据、风险评估数据、堆芯设计和运行策略数据以及燃料设计数据对格架-燃料棒微振磨损进行评估。
[0197]
具体的，可参考表9进行评估。
[0198]
表9
[0199]
[0200]
[0201][0202]
具体的，腐蚀或结垢是指核燃料包壳发生化学反应，导致包壳变薄和在包壳表面形成化学反应产物，并堆积，引起包壳外表面温度升高，从而造成包壳腐蚀加速和失效。近年来的研究表明，核燃料包壳的腐蚀和结垢会引起堆芯轴向功率异常，传热性能下降等，严重的可导致包壳发生破损。
[0203]
核燃料组件在含硼的冷却剂中进行导热。随着燃耗加深，包壳的表面必然会发生微弱的腐蚀。腐蚀的形成，就会影响传热的效果，势必在包壳表面产生微小的蒸汽泡，堆芯回路中的腐蚀微小物和胶状腐蚀产物就会被蒸汽-冷却剂界面截获，之后，胶状颗粒会向加热的包壳表面移动，当颗粒足够近时，受”范德华力”作用形成块状物。颗粒沉积位置处蒸汽泡快速生长并消失，而块状物却逐渐积累，结垢厚度逐渐增加，结垢继续影响包壳的传热效果，包壳表面的沸腾会转变为”孔芯沸腾”，进而引发包壳失效。
[0204]
基于该原理，本发明所述对腐蚀或者结垢进行评估采用以上方式进行：获取包壳腐蚀或者结构的近期事件信息、水化学信息、风险计算信息、堆芯信息以及设计和运行策略信息；根据所述包壳腐蚀或者结构的近期事件信息、水化学信息、风险计算信息、堆芯信息以及设计和运行策略信息对腐蚀或者结垢进行评估。
[0205]
具体的，可参考表10对对腐蚀或者结垢进行评估。
[0206]
表10
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[0208][0209]
其中，表10中，这些问题包括已知影响腐蚀或结垢负荷的参数，超出任何给定参数的阈值标准等评估。例如，一个问题问及”第n个循环的最大预测结垢厚度大于50微米；或比第n-1个循环的预测(测得)结垢厚度厚12.5 微米”。如果答案为”是”，则答案本身并不意味着燃料会因腐蚀或结垢发生破损，但它确实表明由于超出该阈值，核燃料发生破损裕量可能更小。因此，应开展详细评估确定是否有充分的检查数据来确定裕量，或是否有必要开展目标燃料检查。
[0210]
具体的，本发明实施例中，fad(燃料组件发生变形)，其虽不是直接的表现出核燃料发生破损，但它可导致核燃料组件格架破损，破损的格架会因丧失燃料棒支持引起gtrf所致破损，或因格架件破损引起渣屑导致核燃料发生破损。fad造成的格架损坏会影响换料和重新装载工作。同时，由于核燃料组件变形，fad还会对堆芯重新装载时间造成重大影响。
[0211]
因此，本发明实施例通过以下方式对燃料组件发生变形进行评估。即获取燃料组件的变形属性；根据所述燃料组件的变形属性确定影响燃料组件的变形参数；根据所述影响燃料组件的变形参数对燃料组件发生变形进行评估。
[0212]
表11
[0213][0214]
可选的，参考表11的属性，本发明实施例可采用目视法(如通过相机进行检查)或者直接接触法来评估变形。
[0215]
具体可参考表12进行燃料组件发生变形评估。
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表12
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[0219][0220]
进一步地，本发明实施例中，所述对核反应堆核燃料进行非通用核燃料评估还包括：获取所述核反应堆核燃料的核燃料性能裕量；根据所述核燃料性能裕量进行评估。
[0221]
一些实施例中，所述根据所述核燃料性能裕量进行评估包括：将所述核燃料性能裕量与参考阈值进行比对；根据所述核燃料性能裕量与所述参考阈值的比对结果进行评估。
[0222]
可选的，本发明实施例中，所述参考阈值包括：高阈值和低阈值。
[0223]
其中，所述根据所述核燃料性能裕量与所述参考阈值的比对结果进行评估包括：若所述核燃料性能裕量大于或者等于所述高阈值，则判定所述核燃料性能正常；若所述核燃料性能裕量小于或者等于所述低阈值，则判定所述核燃料性能低。
[0224]
进一步地，该核反应堆核燃料可靠性评估方法还包括：若判定所述核燃料性能低，则判断所述核燃料性能是否在预设范围内；若所述核燃料性能在所述预设范围内，则判定所述核燃料满足可靠性完整条件；若所述核燃料性能不在所述预设范围内，则判定所述核燃料可靠性低。
[0225]
进一步地，该核反应堆核燃料可靠性评估方法还包括：若所述核燃料性能正常，则对所述核燃料进行正常或者标准堆芯设计/重新装料；若所述核燃料可靠性低，则不对所述核燃料进行正常或者标准堆芯设计/重新装料。
[0226]
本发明实施例的核反应堆核燃料可靠性评估方法可以评估非破损燃料在堆内运行后未来可能发生破损的概率，快速评估破损燃料发生破损的原因和确定燃料破损裕量。
[0227]
参考图2，为本发明提供的核反应堆核燃料可靠性评估系统。该核反应堆核燃料可靠性评估系统可用于实现本发明实施例公开的核反应堆核燃料可靠性评估方法。
[0228]
具体的，如图2所示，该核反应堆核燃料可靠性评估系统包括：
[0229]
通用评估单元201，用于对核反应堆核燃料进行通用核燃料评估，获得所述通用核燃料的核燃料属性的变化归类。
[0230]
判断单元202，用于根据所述通用核燃料的核燃料属性的变化归类判断是否需要进行非通用核燃料评估。
[0231]
非通用评估单元203，用于对核反应堆核燃料进行非通用核燃料评估。
[0232]
记录单元204，用于在不需要进行非通用核燃料评估时，检查文件记录和核燃料性能裕量记录。
[0233]
本说明书中各个实施例采用递进的方式描述，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处，各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。对于实施例公开的装置而言，由于其与实施例公开的方法相对应，所以描述的比较简单，相关之处参见方法部分说明即可。
[0234]
专业人员还可以进一步意识到，结合本文中所公开的实施例描述的各示例的单元及算法步骤，能够以电子硬件、计算机软件或者二者的结合来实现，为了清楚地说明硬件和软件的可互换性，在上述说明中已经按照功能一般性地描述了各示例的组成及步骤。这些功能究竟以硬件还是软件方式来执行，取决于技术方案的特定应用和设计约束条件。专业技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本发明的范围。
[0235]
结合本文中所公开的实施例描述的方法或算法的步骤可以直接用硬件、处理器执行的软件模块，或者二者的结合来实施。软件模块可以置于随机存储器(ram)、内存、只读存储器(rom)、电可编程rom、电可擦除可编程rom、寄存器、硬盘、可移动磁盘、cd-rom、或技术领域内所公知的任意其它形式的存储介质中。
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以上实施例只为说明本发明的技术构思及特点，其目的在于让熟悉此项技术的人士能够了解本发明的内容并据此实施，并不能限制本发明的保护范围。凡跟本发明权利要求范围所做的均等变化与修饰，均应属于本发明权利要求的涵盖范围。