BR112015010556B1

BR112015010556B1 - Método para validar sinais de saída de detectores internos à cuba doreator nuclear

Info

Publication number: BR112015010556B1
Application number: BR112015010556-4A
Authority: BR
Inventors: David J. Krieg; William A. Boyd; Nicholas A. Bachmann
Original assignee: Westinghouse Electric Company, Llc
Priority date: 2012-11-13
Filing date: 2013-10-22
Publication date: 2021-02-23
Also published as: EP2920789A4; US9208907B2; KR102150741B1; WO2014120294A2; TWI605471B; JP2016501362A; JP6300816B2; EP2920789A2; CN104798138B; US20140133620A1; CN104798138A; ES2645495T3; WO2014120294A3; EP2920789B1; KR20150085023A; TW201428767A; UA114535C2

Abstract

“MÉTODO PARA VALIDAR SINAIS DE SAÍDA DE DETECTORES INTERNOS À CUBA DO REATOR NUCLEAR". Método para realizar a validação do sinal para um reator fixo em detectores de núcleo e/ou termopares de saída de núcleo para melhorar sistemas de monitorização do núcleo. O método usa uma combinação de sinais de sensor medidos e respostas de sinal esperadas para desenvolver uma razão de sinais medidos relativamente a sinais esperados. As razões são avaliadas determinando as razões esperadas para cada detector com base no comportamento da restante coleção de detectores, tendo em conta a geometria/localização dos outros detectores. O método também providencia a remoção automática de detectores inválidos da determinação da distribuição da potência do núcleo se permanecerem suficientes detectores em linha para caracterizar adequadamente a distribuição da potência do núcleo.

Description

[001] REFERÊNCIA CRUZADA PARA PEDIDOS RELACIONADOS

[002] Este pedido reivindica o benefício do Pedido de Patente norte- americano com o número de série 13/77 1,115, arquivado a 20 de fevereiro de 2013, cujo pedido reivindica prioridade do Pedido de Patente Provisório norte- americano com o número de série 6 1 /725,59 1, arquivado a 13 de novembro de 2012.

[003] ANTECEDENTES

[004] 1. Campo

[005] Esta invenção pertence, de um modo geral, a um método para validar detectores internos à cuba do reator nuclear e, mais especificamente, a um método para validar os sinais de saída de detectores de fluxo fixos e termopares de saída de núcleo.

[006] 2. Arte associada

[007] Um reator de água pressurizada tem um grande número de elementos combustíveis alongados montados dentro de uma cuba de reator vertical. Um refrigerante pressurizado é circulado pelos elementos combustíveis para absorver calor gerado por reações nucleares em material cindível contido nos elementos combustíveis. Um sistema detector externo ao núcleo montado fora da cuba do reator fornece uma medida da potência média criada pelos elementos combustíveis. No entanto, também é importante registar a distribuição da potência pelo núcleo para garantir que os limites de operação não são excedidos. A distribuição de potência é afetada por um número de fatores, tais como por exemplo o grau de inserção de barras de controle nos elementos combustíveis.

[008] Os sistemas foram desenvolvidos para determinar a distribuição de potência em um reator de água pressurizada. Um sistema conhecido por sistema de monitorização do núcleo BEACON™, disponível para licença pela Westinghouse Electric Company LLC, Cranberry Township, Pensilvânia, utiliza um conjunto de programas de software de computador acoplados, mas independentes, que correm simultaneamente em uma ou mais estações de trabalho de engenharia para obter distribuições de potência tridimensionais online no núcleo do reator. O sistema BEACON™ usa um mapa de fluxo interno ao núcleo juntamente com uma análise tridimensional para obter uma distribuição de potência tridimensional continuamente medida. As funções realizadas pelo sistema BEACON™, que pode ser licenciado pela Westinghouse Electric Company LLC, Cranberry Township, Pensilvânia, incluem monitorização e análise do núcleo incluindo função preditiva, como avaliações de margem de paragem online, cálculos de condição crítica estimada e simulação de manobra de carga.

[009] Os mapas de fluxo em muitas centrais nucleares são criados executando detectores móveis através de tubos de instrumentação em alguns, mas não todos, os elementos combustíveis. Em outras centrais, os detectores internos aos núcleos fixos são posicionados dentro dos tubos de instrumentação e fornecem leituras de fluxo axial incrementalmente espaçadas em localizações radialmente distribuídas pelo núcleo. Os detectores internos ao núcleo fixos fornecem continuamente uma saída de sinal que é usada para mapear a distribuição de potência tridimensional do núcleo. A potência produzida em elementos combustíveis individuais também pode ser determinada pela mudança na entalpia do refrigerante à medida que passa pelo elemento. A entalpia, por sua vez, é uma função da subida da temperatura acima do elemento combustível, da pressão do refrigerante e de certas propriedades do refrigerante. A pressão do refrigerante permanece razoavelmente constante, mas em todo o caso é uma grandeza de medida e as propriedades do refrigerante são conhecidas. A subida da temperatura é medida pelos sensores de temperatura de admissão, que medem a temperatura do refrigerante à medida que circula de volta para o núcleo do reator. A temperatura média do refrigerante de admissão para os elementos combustíveis pode ser medida com precisão. Alguns elementos combustíveis, mas não todos, são equipados com termopares de saída. A mudança de entalpia nos elementos instrumentados pode ser calculada medindo a subida da temperatura acima do elemento combustível. Se o caudal do refrigerante do elemento for conhecido com precisão, a potência produzida no elemento será obtida com precisão. O elemento combustível em um reator de água pressurizada não tem um canal fechado como os reatores de água em ebulição, que evita que o refrigerante tenha um fluxo cruzado entre os elementos vizinhos.

[010] O efeito do fluxo cruzado é caracterizado pelo fator de mistura, que é definido como a proporção do bico medido e do bico determinado a partir da subida de entalpia medida pelo termopar. Estes fatores de mistura dependem da localização do termopar no núcleo e do nível de potência do reator. Estes fatores de mistura medidos são usados para atualizar o módulo nodal analítico tridimensional da distribuição de potência. As incertezas da distribuição da potência são avaliadas, criando um desvio padrão dos fatores de mistura a partir de cada termopar. Estas incertezas são aplicadas pelo sistema BEACON™ aos resultados de potência medidos.

[011] Deste modo, o sistema de monitorização do núcleo BEACON™ fornece a monitorização contínua da distribuição de potência medida tridimensional do núcleo do reator e possibilita uma avaliação precisa da margem disponível para vários limites, p. ex., taxa máxima do calor linear, fator do canal de calor nuclear e Afastamento do Regime de Ebulição Nucleada (DNBR). Para realizar esta função de monitorização, o sistema BEACON™ baseia-se na precisão e fiabilidade dos detectores internos ao núcleo de nêutrons autoalimentados e/ou termopares de saída do núcleo como uma fonte da informação de medição. Não existe atualmente nenhum método dentro do sistema BEACON™ para detectar automaticamente se um destes instrumentos está a falhar, se falhou ou se está a fornecer um sinal inválido. No entanto, um sinal de detector inválido pode causar margens de operação imprecisas, que podem levar à não conformidade da vigilância da especificação técnica, a limites de operação desnecessários na central e pode demorar muito tempo a diagnosticar a causa do problema.

[012] Correspondentemente, um objetivo desta invenção é fornecer um método que automaticamente passa por uma série de avaliações sobre os dados de cada detector para determinar se o resultado do detector é válido.

[013] Outro objetivo desta invenção é remover automaticamente resultados individuais do detector das considerações do cálculo do núcleo, assim que se verificar que os resultados são inválidos.

[014] Adicionalmente, é um objetivo desta invenção assegurar que os resultados do detector não são retirados da consideração nos cálculos do núcleo até se verificar que um número aceitável dos restantes resultados válidos do detector está disponível para não observar, com segurança, os resultados inválidos do detector.

[015] RESUMO

[016] Estes e outros objetivos são conseguidos por um método de validação de um sinal de saída de instrumentação do reator nuclear para uma série de detectores internos ao reator com vários elementos detectores radialmente espaçados aproximadamente à mesma elevação axial relativamente ao núcleo do reator nuclear, em que cada um dos elementos detectores possui um sinal de saída indicativo de um parâmetro de operação do reator medido em uma localização radial e axial, na qual se encontra o elemento detector. O método inclui o passo de executar um cálculo preditivo para criar uma saída antecipada de três ou mais dos elementos detectores aproximadamente à mesma elevação axial com base em um estado de operação atual do reator. O método tem depois em conta uma razão de um sinal atual respetivamente criado pelos três ou mais elementos detectores substancialmente à mesma elevação axial, relativamente à correspondente saída antecipada. Em seguida, o método cria uma gama esperada das razões dos sinais atuais criados relativamente às correspondentes saídas antecipadas para um número de condições de operação adversas da central. Procede-se a uma determinação se a razão do sinal atual criado por qualquer um dos três ou mais elementos detectores substancialmente à mesma elevação axial estiver fora da gama de razões. Se a razão do sinal atual criado por qualquer um dos três ou mais elementos detectores estiver fora da gama de razões, o método ajusta a curva das razões dos elementos detectores substancialmente à mesma elevação dentro da gama de razões e verifica se algum elemento detector, que tem uma razão fora da gama, tem uma razão idêntica ao ajuste da curva na correspondente localização radial. Se a razão que está fora da gama de razões não for idêntica à razão do ajuste da curva na correspondente localização, o método remove o elemento detector que tem uma razão fora da gama que também não é idêntica à razão do ajuste da curva das considerações de cálculo do núcleo do reator.

[017] Preferencialmente, o passo de criar uma gama esperada das razões é determinado por uma análise Monte Carlo offline e as condições de operação adversas incluem uma ou mais barras caídas e inadequações do nível do bico. O número de condições de operação adversas tem em conta a depleção aleatória do detector e o sinal-ruído do sensor.

[018] Em um modelo, o método inclui o passo de normalizar a gama de razões para ter em conta a diferença no total do sinal medido e total do sinal preditivo. Preferencialmente, antes de ser removido um detector suspeito dos cálculos do núcleo do reator, tem de haver um número de detectores, que é especificado pelo utilizador, validados dentro de uma certa área do detector suspeito. Além disso, noutro modelo, antes de um detector suspeito ser removido dos cálculos do núcleo do reator, tem de haver uma fração predeterminada de uma série de elementos detectores aproximadamente à mesma elevação axial, cujos sinais foram validados ou dos quais se sabe que funcionam de outro modo.

[019] BREVE DESCRIÇÃO DOS DESENHOS

[020] Outra compreensão da invenção pode ser obtida a partir da seguinte descrição dos modelos privilegiados quando lidos em conjunto com os desenhos anexos, em que:

[021] A Figura 1 é uma esquemática simplificada de um sistema de reator nuclear, ao qual os modelos aqui descritos podem ser aplicados;

[022] A Figura 2 é uma vista elevada, parcialmente em seção, de uma cuba de reator nuclear e componentes internos, aos quais os modelos aqui descritos podem ser aplicados:

[023] A Figura 3 é uma vista de elevação, parcialmente em seção, do elemento combustível ilustrado em forma verticalmente encurtada; com peças ocultas para melhor clareza;

[024] A Figura 4A é uma vista de cima de um elemento do tubo instrumental interno ao núcleo que pode caber dentro do tubo instrumental central do elemento combustível apresentado na Figura 3;

[025] A Figura 4B é uma vista esquemática do interior da bainha da frente do elemento do tubo instrumental interno ao núcleo da Figura 4A;

[026] A Figura 4C é uma vista seccional do conector elétrico na extremidade traseira do elemento do tubo instrumental interno ao núcleo da Figura 4A; e

[027] A Figura 5 é um fluxograma lógico dos passos de um modelo desta invenção.

[028] DESCRIÇÃO DA VERSÃO PRIVILEGIADA

[029] O lado primário dos sistemas de produção de energia do reator nuclear, que são arrefecidos com água sob pressão, compreende um circuito fechado que está isolado de, e em uma relação de permuta térmica com, um circuito secundário para a produção de energia útil. O lado primário compreende a cuba do reator, que envolve uma estrutura interna ao núcleo que suporta uma série de elementos combustíveis que contêm material físsil, o circuito primário dentro dos geradores de vapor de permuta de calor, o volume interior de um pressurizador, bombas e tubagens para circular água pressurizada; em que as tubagens ligam cada um dos geradores de vapor e bombas à cuba do reator independentemente. Cada uma das peças do lado primário, que compreende um gerador de vapor, uma bomba e um sistema de tubagens ligados à cuba, forma um circuito do lado primário.

[030] Para efeitos de ilustração, a Figura 1 mostra um sistema primário do reator nuclear simplificado, incluindo uma cuba de pressão do reator geralmente cilíndrica 10 com uma cabeça de fecho 12 envolvendo um núcleo nuclear 14. Um refrigerante liquido do reator, tal como água ou água borada, é bombeado para a cuba 10 pela bomba 16 através do núcleo 14, onde a energia térmica é absorvida e descarrega para um permutador de calor 18, normalmente designado gerador de vapor, no qual o calor é transferido para um circuito de utilização (não ilustrado), como um gerador de turbina acionado a vapor. O refrigerante do reator é depois devolvido à bomba 16, completando o circuito primário. Normalmente, vários dos circuitos acima descritos são ligados a uma única cuba do reator 10 através da tubagem do refrigerante do reator 20.

[031] Um design exemplificativo do reator é apresentado com mais detalhe na Figura 2. Adicionalmente ao núcleo 14, composto por vários elementos combustíveis 22 paralelos e que se estendem verticalmente ao CO, para efeitos desta descrição, as outras estruturas internas da cuba podem ser divididas nos componentes internos inferiores 24 e nos componentes internos superiores 26. Em concepções convencionais, a função dos componentes internos inferiores é suportar, alinhar e guiar componentes do núcleo e da instrumentação, assim como, dirigir o fluxo dentro da cuba. Os componentes internos superiores restringem ou providenciam uma restrição secundária para os elementos combustíveis 22 (para simplificar, apenas dois deles são apresentados na Figura), e suportam e guiam a instrumentação e os componentes, tais como as barras de controle 28. No reator exemplificativo apresentado na Figura 2, o refrigerante entra na cuba do reator por um ou mais bicos de admissão 30, flui para baixo por um canal circular entre a cuba do reator e o barril do núcleo 32, é virado 180° em um espaço inferior 34, passa para cima para uma placa de suporte inferior 37 e placa de núcleo inferior 36, sobre as quais os elementos combustíveis assentam e através e à volta dos elementos combustíveis 22. Em algumas concepções, a placa de suporte inferior 37 e a placa do núcleo inferior 36 são substituídas por uma única estrutura, uma placa de suporte do núcleo inferior com a mesma elevação de 37. O fluxo do refrigerante pelo núcleo e área circundante 38 é normalmente grande na ordem dos 90 litros por minuto a uma velocidade aproximada de 6 metros por segundo. A queda de pressão resultante e as forças de fricção tendem a causar uma subida dos elementos combustíveis, cujo movimento é restringido pelos componentes internos superiores, incluindo uma placa do núcleo superior circular 40. O refrigerante que sai do núcleo 14 flui ao longo do lado inferior da placa do núcleo superior 40 e para cima através de uma série de perfurações 42. O refrigerante flui depois para cima e radialmente para um ou mais bicos de saída 44.

[032] Os componentes internos superiores 26 podem ser suportados pela cuba ou a cabeça da cuba e incluir um elemento de suporte superior 46. As cargas são transmitidas entre o elemento de suporte superior 46 e a placa do núcleo superior 40, principalmente por uma série de colunas de suporte 48. Uma coluna de suporte está alinhada acima de um elemento combustível selecionado 22 e perfurações 42 na placa do núcleo superior 40.

[033] As barras de controle retilineamente móveis 28, que normalmente incluem um eixo motor 50 e um elemento em aranha 52 das barras de veneno dos nêutrons, são guiadas pelos componentes internos superiores 26 e para elementos combustíveis alinhados 22 através de tubos guia da barra de controle 54. Os tubos guia são fixamente unidos ao elemento de suporte superior 46 e topo da placa do núcleo superior 40. A disposição da coluna de suporte 48 ajuda a retardar a deformação do tubo guia sob condições acidentais, que podem afetar negativamente a capacidade de inserção da barra de controle.

[034] A Figura 3 é uma vista de elevação, representada de forma verticalmente encurtada, de um elemento combustível que é geralmente referenciado pelo número 22. O elemento combustível 22 é o tipo usado em um reator de água pressurizada e tem um esqueleto estrutural que, na sua extremidade inferior, inclui um bico no fundo 58. O bico no fundo 58 suporta o elemento combustível 22 da placa do núcleo inferior 36 na região do núcleo do reator nuclear. Adicionalmente ao bico no fundo 58, o esqueleto estrutural do elemento combustível 22 também inclui um bico no topo 62 na sua extremidade superior e um número de tubos guia 84 que alinham os tubos guia 54 nos componentes internos superiores. Os tubos guia 84 estendem-se longitudinalmente entre os bicos de fundo e de topo 58 e 62, e nas extremidades opostas estão rigidamente ai fixados. O elemento combustível 22 inclui ainda uma série de grelhas transversais 64 axialmente espaçadas ao longo de, e montadas em, tubos guia 84, e uma rede organizada de barras combustível alongadas 66 transversalmente espaçadas e suportadas pelas grelhas 64. Além disso, o elemento 22, tal como se pode ver na Figura 3, tem um tubo de instrumentação 68 localizado no seu centro que se estende entre, e está capturado por, bicos de fundo e de topo 58 e 62. Com uma disposição destas peças, o elemento combustível 22 forma uma unidade integral capaz de ser convenientemente manuseada sem danificar o conjunto das peças.

[035] Conforme mencionado acima, as barras de combustível 66 nessa rede no elemento 22 são suportadas em uma relação espaçada entre si pelas grelhas 64 espaçadas ao longo do comprimento do elemento combustível. Cada barra de combustível 66 inclui uma série de pastilhas de combustível nucleares 70 e está fechada na sua extremidade oposta por tampões finais superiores e inferiores 72 e 74. As pastilhas 70 são mantidas em uma pilha por uma mola de cavidade 76 disposta entre o tampão final superior 72 e o topo da pilha de pastilhas. As pastilhas de combustível 70, compostas por material físsil, são responsáveis por criar a potência reativa do reator nuclear. O revestimento que suporta as pastilhas funciona como uma barreira para evitar que os produtos derivados de fissão entrem no refrigerante e contaminem o sistema do reator.

[036] Para controlar o processo de fissão, um número de barras de controle 78 é reciprocamente movível nos tubos guia 84 localizados em posições predeterminadas no elemento combustível 22. Especificamente, um mecanismo de controle do conjunto de barras 80 posicionado acima do bico do topo 62 suporta uma série de barras de controle 78. O mecanismo de controle tem um membro de elevação cilíndrico internamente roscado 82 com uma série de barbatanas ou braços 52 que se estendem radialmente e que formam a aranha anteriormente registada relativamente à Figura 2. Cada braço 52 está interligado com as barras de controle 78, de modo a que o mecanismo de barras de controle 80 possa ser operado para mover as barras de controle verticalmente nos tubos guia 84 para, assim, controlar o processo de fissão no elemento combustível 32, sob a potência motora de um eixo guia da barra de controle 50 que está acoplado à elevação da barra de controle 82, tudo de um modo bem conhecido.

[037] Como já foi previamente mencionado, algumas centrais nucleares utilizam detectores de nêutrons internos ao núcleo fixos dentro dos tubos de instrumento 68 dentro dos elementos combustíveis 22. Este tipo de sensor tem a capacidade de medir a radioatividade dentro do núcleo em um certo número de elevações axiais. Estes sensores são usados para medir a distribuição radial e axial da potência dentro do núcleo do reator. Esta informação de medição da distribuição de potência é usada para determinar se o reator está a funcionar dentro dos limites de distribuição da potência da conceção nuclear. O típico sensor interno ao núcleo utilizado para realizar esta função de medição produz uma corrente elétrica que é proporcional à quantidade de fissão que ocorre à sua volta. Este tipo de sensor não requer uma fonte exterior da potência elétrica para produzir a corrente e é habitualmente designado por detector autoalimentado. Um tipo de detector de radiação autoalimentado é descrito na Patente norte- americana n.° 5,745,538, emitida a 28 de abril de 1998 e atribuída ao Cessionário desta invenção. Um material sensível a nêutrons, como o ródio, vanádio, cobalto, platina ou outro material com características idênticas, é utilizado para o elemento emissor e emite eletrões em resposta à irradiação de nêutrons. Normalmente, os detectores autoalimentados são agrupados dentro dos elementos de tubos de instrumentação internos ao núcleo. As Figuras 4A, 4B e 4C mostram um elemento de tubo de instrumentação interno ao núcleo representativo 86. O nível de sinal criado pelo elemento emissor sensível aos nêutrons é baixo; no entanto, um elemento emissor sensível a nêutrons fornece um sinal adequado sem processadores de sinal complexos e caros. Os elementos de tubos de instrumentação internos ao núcleo podem também incluir um termopar 90 para medir a temperatura do refrigerante que existe dentro dos elementos combustíveis. A saída do sinal elétrico dos elementos detectores autoalimentados e do termopar em cada elemento do tubo de instrumentação interno ao núcleo no núcleo do reator é recolhida no conector elétrico 92 e enviada para uma localização bem longe do reator para processamento final e utilização na produção da distribuição de potência do núcleo medido. Os termopares também se encontram na extremidade inferior das colunas de suporte 48 para fornecer uma leitura da temperatura de saída do núcleo do refrigerante em localizações selecionadas.

[038] Tal como já foi mencionado, o sistema de monitorização do núcleo BEACON™ figurativamente ilustrado na Figura 1 em forma de bloco e designado pelo número de referência 94, fornece a monitorização contínua da distribuição de potência medida tridimensional do núcleo do reator e possibilita uma avaliação precisa de margens disponíveis para vários limites de segurança, p. ex., taxa máxima do calor linear, fator do canal de calor nuclear, DNBR, etc. Para executar a função de monitorização, o sistema BEACON™ baseia-se na precisão e fiabilidade dos detectores de nêutrons autoalimentados 86 ou dos termopares da saída do núcleo 96 situados nas extremidades inferiores das colunas de suporte 48 como uma fonte da informação de medição. Não existe atualmente nenhum método dentro do sistema BEACON™ para detectar automaticamente se um destes instrumentos está a falhar, se falhou ou se está a fornecer um sinal inválido. Um sinal de detector inválido pode causar margens de operação imprecisas, que podem levar à não conformidade da vigilância da especificação técnica, a limites de operação desnecessários na central e pode demorar muito tempo a diagnosticar a causa do problema, podendo tudo isso contribuir para o aumento dos custos da operação. O método reivindicado aqui automaticamente passa sequencialmente por uma série de avaliações sobre os dados de cada detector para determinar se os dados do detector são inválidos. Começa por verificar como os dados se desviam dos detectores circundantes, calculando um valor esperado ou previsto para os dados do detector para comparar com o valor medido. Se os dados falharem esta verificação, o método determina se o detector está realmente mal ou se existe um desvio real da forma prevista da potência que está a ser medida. Se esta última parte for verdade, os detectores circundantes também deverão sofrer alguma perturbação. Este método tem em conta este possível comportamento, realizando uma avaliação comparativa adicional com dados dos detectores circundantes à mesma elevação axial para confirmar se o desvio é real ou se é devido a dados errados de um detector que falhou. Os dados do detector estão marcados como sendo errados se falharem esta verificação.

[039] O método reivindicado aqui pode ser aplicado para suportar detectores internos ao núcleo fixos e autoalimentados, tais como aqueles que usam vanádio ou ródio como um material emissor, e também pode ser diretamente aplicado a outros detectores internos ao núcleo fixos, tais como os termopares de saída do núcleo. Adicionalmente, o método reivindicado aqui pode ser utilizado também com sistemas detectores internos ao núcleo móveis.

[040] De acordo com um modelo desta invenção, que está resumido em um fluxograma lógico na Figura 5, o sistema de monitorização do núcleo começa por executar um cálculo preditivo (P) com base no estado atual do reator, p. ex., nível do bico, posição da barra de controle, temperaturas de admissão, etc. Este cálculo é usado para calcular correntes previstas para cada elemento detector dos nêutrons fixos e autoalimentados no núcleo ou temperaturas para termopares de saída do núcleo. Cada plano de sinais (um nível do detector de nêutrons internos ao núcleo fixo e autoalimentado ou todos os termopares de saída) é considerado individualmente. Para cada detector no plano, a razão do sinal atualmente medido (M) pelo detector relativamente ao sinal previsto (P) pelo software (a razão MIP) é computorizado por um código, tal como o sistema BEACON™. Estas razões são comparadas com uma gama esperada (ME/PE) de sinais determinada por uma análise Monte Carlo offline que computoriza sinais com base em uma gama de condições de operação adversas da central, p. ex., barras caídas, barras e grupos de controle desalinhados, inadequações do nível de potência, etc., juntamente com a depleção aleatória e ruído do detector. A gama esperada (ME/PE) é também normalizada, de modo a que a gama tenha em conta a diferença no sinal total medido e sinal total previsto no núcleo.

[041] Para determinar se existe de fato um desvio da forma de potência prevista que está a ser medida, as razões de resposta de todos os outros detectores válidos ao mesmo nível são ajustadas à curva (SP-F) e utilizadas para extrapolar uma razão M/P na localização do detector suspeito. Se a razão M/P e a razão M/P extrapolada do ajuste da curva forem idênticas dentro da gama de expectativa com base na análise monte cario, conclui-se que o detector está a medir um desvio real. Se não forem, considera-se que o detector falhou e considera-se removê-lo dos cálculos de monitorização do núcleo.

[042] Em um modelo, este método incorpora a detecção contra marcar inadvertidamente um detector como errado. Em primeiro lugar, tem de haver um número de detectores, que é especificado pelo utilizador, validados dentro de uma certa área do detector suspeito para removê-lo. Em segundo lugar, tem de haver uma certa fração pré-selecionada dos detectores totalmente complementados ao mesmo nível axial que trabalha validamente para remover um detector. Estas verificações (C), que são para manter (K) ou remover (R) um detector, pretendem proteger contra a possibilidade de haver demasiado poucos detectores perto do detector suspeito para se ver realmente uma perturbação na distribuição da potência.

[043] Correspondentemente, o método reivindicado aqui fornece meios convenientes para validar os sinais do detector para melhorar a credibilidade dos resultados de monitorização, tais como os que são fornecidos pelo sistema BEACON™. O método também providencia meios convenientes para automaticamente remover resultados do detector dos cálculos do núcleo se os resultados não puderem ser validados.

[044] Ao mesmo tempo que foram descritos em detalhe modelos específicos da invenção, os profissionais na matéria apreciam o fato de poderem ser desenvolvidas várias modificações e alternativas a esses detalhes à luz dos ensinamentos gerais desta apresentação. Correspondentemente, as versões particulares apresentadas pretendem ser meramente ilustrativas e não limitar o âmbito da invenção, o qual se rege totalmente pelas reivindicações anexas e qualquer e todos os seus equivalentes.

Claims

1. Método de validação de um sinal de saída de instrumentação do reator nuclear para uma série de detectores internos ao reator (86) com vários elementos detectores (88) radialmente espaçados aproximadamente à mesma elevação axial relativamente ao núcleo do reator nuclear (14), em que cada um dos elementos detectores possui um sinal de saída indicativo de um parâmetro de operação do reator medido em uma localização radial e axial, na qual se encontra o elemento detector, caracterizado por compreender os passos de: executar um cálculo preditivo (P) de uma saída antecipada de três ou mais dos elementos detectores (88) substancialmente à mesma elevação axial com base em um estado de operação atual do reator; ter em conta uma razão (M/P) de um sinal atual (M) respetivamente criado pelos três ou mais elementos detectores (88) aproximadamente à mesma elevação axial, relativamente à correspondente saida antecipada (P); criar uma gama esperada das razões (M/P) dos sinais atuais criados relativamente às correspondentes saídas antecipadas (P) para um número de condições de operação adversas da central; determinar se a razão (M/P) do sinal atual criado por qualquer um dos três ou mais elementos detectores (88) substancialmente à mesma elevação axial está fora da gama de razões; ajustar a curva das razões (M/P) dos elementos detectores (88) substancialmente à mesma elevação axial que estão dentro da gama de razões; identificar se algum elemento detector (88) que tem uma razão (M/P) fora da gama tem uma razão idêntica à razão do ajuste da curva na localização radial correspondente; e remover qualquer elemento detector (88) que tem uma razão (M/P) fora da gama que não é idêntica à razão do ajuste da curva das considerações do cálculo do núcleo do reator (14).

2. Método de acordo com a reivindicação 1, caracterizado por o passo de criar uma gama esperada das razões (M/P) ser determinado por uma análise Monte Carlo offline.

3. Método de acordo com a reivindicação 1, caracterizado por o número de condições de operação adversas incluir uma ou mais barras caídas, barras e grupos de controle desalinhados (28) e inadequações do nível de potência.

4. Método de acordo com a reivindicação 3, caracterizado por o número de condições de operação adversas ter em conta a depleção aleatória do detector e o ruído do sinal do sensor.

5. Método de acordo com a reivindicação 1, caracterizado por incluir o passo de normalizar a gama de razões para ter em conta a diferença no total do sinal medido (M) e total do sinal preditivo (P).

6. Método de acordo com a reivindicação 1, caracterizado por antes de ser removido um detector suspeito (88) das considerações do cálculo do núcleo do reator (14), ter de haver um número de detectores, que é especificado pelo utilizador, validados dentro de uma certa área do detector suspeito.

7. Método de acordo com a reivindicação 6, caracterizado por o número de detectores (88), que é especificado pelo utilizador, ter de se referir a detectores cujos sinais foram validados.

8. Método de acordo com a reivindicação 6, caracterizado por antes de um , suspeito (88) ser removido das considerações do cálculo do núcleo do reator (14), ter de haver uma fração predeterminada de uma série de elementos detectores aproximadamente à mesma elevação axial, cujos sinais foram validados ou dos quais se sabe que estão em funcionamento.