CN103000235B - 废燃料贮存池实时监视系统及其方法 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及废燃料贮存池实时监视系统及其方法,其利用从贮存废燃料的贮存池的传感器检测的状态及输入信息来实时运算核燃料贮存池的危险水位,并对贮存池进行监视。为实现该目的,本发明包括:检测部,通过贮存池内传感器检测贮存池的包含温度、水位及压力的状态信息;输入存储部,接收并存储废燃料的构成信息及有关燃烧的历史信息;运算判断部,利用该状态信息和构成信息及历史信息来运算废燃料的当前状态信息,并将当前状态信息和危险水位的临界值进行比较,判断危险水位;显示部,显示运算判断部中运算的当前状态信息及所判断的危险水位;警报部,当判断当前状态信息是超过危险水位临界值的高危险度时产生警报信号。

Description

废燃料贮存池实时监视系统及其方法
技术领域
本发明涉及废燃料贮存池实时监视系统及其方法,更具体地涉及利用从贮存废燃料的贮存池的传感器检测到的状态信息和输入信息来实时运算核燃料贮存池的危险水位,并对其进行监视的废燃料贮存池实时监视系统及其方法。
背景技术
在废燃料中会产生放射性核素的衰变引起的衰变热,因此需要对其进行冷却的冷却装置。废燃料贮存水池中贮存的废燃料的冷却是利用水池的水并通过泵和热交换器来进行的,其起到消除核燃料的衰变热的功能。
一般,废燃料贮存池中只有测定温度和水位的传感器,且在废燃料贮存池中不进行实时衰变热或放射性源项计算。
但是,要想实际判断核燃料贮存池的危险水位,就需要与衰变热或放射性源项相关的当前状态信息,而关于这样的信息的运算又需要废燃料的构成状态或燃烧历史等信息,然而还没有开发出能够运算这种信息的系统,因此在危险度判断的精确性上存在问题。
另一方面,作为现有技术,韩国第10-2011-0036193号公开专利(发明名称:核反应堆冷却剂的过冷却裕度监视装置,2011年4月7日公开)涉及一种核反应堆冷却剂的过冷却裕度监视装置,其分别接收多个传感器的温度信号及压力信号并进行运算,再接收温度及压力过冷却裕度,并进行比较,从而算出核反应堆冷却剂的过冷却裕度。该装置包括运算模块、中间值选择部及信号选择部。但是该装置同样不进行实际废燃料贮存池的实时衰变热或放射性源项的计算,因此存在无法精确进行危险度计算的问题。
发明内容
技术问题
本发明是考虑上述问题而提出的,目的在于提供一种废燃料贮存池实时监视系统及其方法,该系统通过贮存池内的传感器检测废燃料贮存池的状态信息,并通过另外输入核燃料构成状态或燃烧历史信息等来运算核燃料衰变热和源项等的当前状态信息,并显示核燃料贮存池的危险水位。
并且,提供一种废燃料贮存池实时监视系统及其方法,其通过当前状态信息计算废燃料贮存池所需的冷却水量及冷却装置的容量,并提供给操作员以应对安全事故贮存池。
另外,提供一种废燃料贮存池实时监视系统及其方法,当运算出的核燃料衰变热等当前状态信息符合实际高危险度的危险水位时,在将其进行显示的同时,专门的警报部产生警报信号并警告操作员贮存池。
技术方案
用于解决这样的技术问题的本发明包括:检测部,其通过设置在贮存池内部的传感器检测废燃料贮存池的包含温度、水位及压力信息的状态信息;输入存储部,其接收废燃料的构成信息及与燃烧相关的历史信息并进行存储;运算判断部,其利用所述检测部中检测的状态信息和所述输入存储部存储的构成信息及历史信息来运算所述废燃料的当前状态信息,并将所述当前状态信息和危险水位的临界值进行比较,从而判断危险水位;显示部,其显示所述运算判断部中运算的当前状态信息,并显示所判断的危险水位;及警报部,其在所述运算判断部中判断所述当前状态信息是超过危险水位的临界值的高危险度的情况下,产生警报信号。
另一方面,包括以下步骤:所述检测部检测废燃料贮存池的包含温度、水位及压力信息的状态信息,且所述输入存储部接收废燃料的构成信息及与燃烧相关的历史信息并进行存储;所述运算判断部利用存储的构成信息及历史信息和检测的状态信息来运算核燃料的当前状态信息;所述运算判断部将运算的当前状态信息与对应各当前状态信息的危险水位的临界值进行比较;所述运算判断部在所述当前状态信息在危险水位临界值以下的情况下将危险水位判断为低危险度,在超过临界值的情况下将危险水位判断为高危险度;所述显示部显示运算的当前状态信息,并显示所判断的危险水位;在危险水位被判断为高危险度的情况下,所述警报部产生警报信号。
有益效果
根据如上所述的本发明,通过贮存池内的传感器检测废燃料贮存池的状态信息,并另外输入核燃料的构成状态或燃烧历史信息等来运算核燃料衰变热等当前状态信息,从而可显示核燃料贮存池的危险水位。
并且,通过当前状态信息计算废燃料贮存池所需的冷却水量及冷却装置的容量并提供给操作员,从而可应对安全事故。
另外,当运算出的燃料衰变热等当前状态信息符合实际高危险度的危险水位时,将其显示并同时由专门的警报部产生警报信号并警告操作员。
附图说明
图1是本发明一实施例的废燃料贮存池实时监视系统的构成图。
图2是关于本发明一实施例的废燃料贮存池实时监视方法的流程图。
【附图标记说明】
100:检测部
200:输入存储部
300:运算判断部
310:运算模块
320:判断模块
400:显示部
500:警报部
具体实施方式
通过依据附图的以下详细说明,本发明的具体特征及优点将更清楚。在此之前需留意到,在认为与本发明相关公知功能及其构成的具体说明会不必要地使本发明的要旨不清楚的情况下,省略了其具体说明。
以下,参照附图对本发明进行详细的说明。
本发明涉及一种废燃料贮存池实时监视系统及其方法,参照图1至图2说明如下。
图1是本发明一实施例的废燃料贮存池实时监视系统的构成图,本发明包括检测部100、输入存储部200、运算判断部300、显示部400及警报部500。
检测部100通过设置在贮存池内部的传感器检测核燃料贮存池的状态信息,该状态信息包含核燃料贮存池的温度、水位及压力信息。一般常用的是设置可检测温度或水位的传感器,但还可以设置可检测压力信息的传感器,除此之外还可以设置可感知其它信息的传感器。
将设置在核燃料贮存池内的传感器检测到的信息称为“状态信息”,其不限于温度、水位、压力信息。由传感器检测到的状态信息输入并存储到所述检测部100。
输入存储部200接收废燃料的构成信息及与燃烧相关的历史信息并进行存储。且,接收将在后面叙述的与各个“当前状态信息”的正常值和危险水位临界值有关的信息并存储。实际上在判断废燃料是否危险的基准中需要衰变热或放射性源项的运算,而为了进行这样的运算,就需要从废燃料的燃料装载直到释放为止的燃烧历史和所述废燃料的构成物质及状态等信息。其是使用者(操作员)在往贮存池中贮存废燃料时可输入的信息,称之为“历史信息”及“构成信息”,但输入并不限于此。在还需要的运算值的情况下,对此需要的数据可再进行输入。
运算判断部300利用所述检测部100中检测的状态信息和所述输入存储部200存储的构成信息及历史信息来运算所述废燃料的当前状态信息,并将所述当前状态信息和危险水位的临界值进行比较,从而判断危险水位。其包括运算模块310和判断模块320。
运算模块310利用所述检测部100中检测的状态信息和所述输入存储部200存储的构成信息及历史信息来运算所述废燃料的当前状态信息,且判断模块320将所述运算模块310中运算的当前状态信息和危险水位的临界值进行比较,当所述当前状态信息在临界值以下的情况下,将危险水位判断为低危险度,在超过临界值的情况下,将危险水位判断为高危险度。
运算模块310利用所述检测部100检测的贮存池的包含温度、水位、压力信息的“状态信息”和所述输入存储部200存储的与燃料装载直到释放为止的燃烧历史相关的“燃烧信息”及关于所述贮存的核燃料的构成物质、当前状态的“构成信息”,运算关于核燃料的衰变热、放射性源项、过冷却裕度(subcooledmargin)、冷却要求容量及所需的冷却水量的信息。这样的信息可成为核燃料贮存池的稳固性受到威胁时显示核燃料贮存池的状态的指标。
将关于所述衰变热、放射性源项、过冷却裕度(subcooledmargin)、冷却要求容量及所需的冷却水量的信息称之为“当前状态信息”,运算所述当前状态信息的方法使用下述编码来进行计算。由于作为所使用的编码的根据的资料已经公开,且下述编码的使用在本领域中是周知的,因此省略对该方法的说明。
在衰变热及放射性源项计算中,使用ORIGEN-s编码(NUREG/CR-0200,第6次修订,第2册,第F7节公开)。放射性源项计算是关于射出阿尔法、贝塔、伽马、中子线等放射线的核素或源在废燃料中存在多少的计算,其是通过输入核燃料的早期构成物质和燃烧历史及燃烧度来进行计算。过冷却裕度(subcooledmargin)用于评价冷却水的过冷却状态,可以由冷却水的温度和压力曲线来计算,也可以由冷却水的状态表来计算。
依据由过冷却裕度计算的能量,可计算冷却要求容量。先将焓乘以温度的微分值,再将所述能量除以该乘积可求得所需的冷却水量。
但是,上述编码仅是本发明的一实施例,关于衰变热、放射性源项、过冷却裕度(subcooledmargin)、冷却要求容量及所需的冷却水量的信息的运算中,并不限于上述编码。
判断模块320通过对所述当前状态信息和对应于该信息的临界值进行对比来判断当前核燃料贮存池的危险水位。各个当前状态信息的临界值可各自不同,可对各个当前状态信息分别显示危险水位。
所述临界值的基准值可以根据贮存池的大小、设置位置、环境及将被贮存在贮存池中的核燃料种类等而不同,且被控制为使用者(操作员)可直接输入正常值和临界值。
判断模块320对所述运算模块310中运算的当前状态信息和所述指定的临界值进行对比,在临界值以下的情况下判断为低危险度,在超过临界值的情况下判断为高危险度。
临界值可输入两个以上,在输入一个临界值的情况下(比如,Y<Y1),如上所述正常值Y在临界值Y1以下时,将危险水位判断为低危险度,当超过时将危险水位判断为高危险度;在临界值为两个的情况下(比如,Y<Y1<Y2),在Y在Y1以下的情况下(Y<Y1),将危险水位判断为低危险度,在Y超过Y1并在Y2以下的情况下(Y1<Y<Y2),将危险水位判断为中危险度,在Y超过Y2的情况下(Y>Y2),将危险水位判断为高危险度。
作为一实施例,在衰变热的情况下,令正常状态的温度基准为t,则判断为:t≤t1时,低危险度;t1<t≤t2时,中危险度;t>t2时,高危险度(其中,t<t1<t2)。在临界值为三个以上的情况下也可以如上所述按阶段判断危险水位。
显示部400显示所述运算判断部300中计算的当前状态信息,并显示所判断的危险水位。可以显示关于该核燃料贮存池的所有信息,不仅可显示检测部100检测的“状态信息”、输入存储部200中存储的“构成信息”或“历史信息”,而且可同时显示所述运算判断部300中运算的“当前状态信息”。
显示部400可分别设置在核燃料贮存池建筑内部和外部,这是为了在发生事故而难以接近的情况下,在远离贮存池的地方也能掌握贮存池的状态。
显示部400不仅要显示如上所述的信息,而且还要显示危险水位,显示方法可以有多种。作为一实施例,可将低危险度显示为绿色,高危险度显示为红色,且根据情况也可以以文字显示。此处,作为另一实施例,在临界值为两个以上的情况下,可设定多个颜色,且在临界值为两个的情况下,t≤t1时,用绿色显示低危险度,t1<t≤t2时,用黄色显示中危险度,t>t2时,用红色显示高危险度。此时,标识只要具有能让使用者(操作者)在视觉上以低危险度和高危险度等的区分来进行识别的功能就足够。
在所述运算判断部300中判断为所述当前状态信息超过危险水位的临界值的高危险度的情况下,警报部500产生警报信号。警报部的形式除了视觉上的之外还可包括听觉上的装置。另外,警报部还可以设置在核电站MCR(MainControlRoom,主控制室)中,与贮存池分离设置,以使操作员可以察觉。
图2是关于本发明一实施例的废燃料贮存池实时监视方法的流程图。参照该流程图来对废燃料贮存池实时监视方法进行说明。
所述检测部100检测废燃料贮存池的包含温度、水位及压力信息的状态信息(S10),所述输入存储部200接收废燃料的构成信息、与燃烧相关的历史信息及关于当前状态信息的正常值和临界值并进行存储(S20)。所述步骤S10和步骤S20没有先后顺序。检测部100可在往贮存池中贮存废燃料时先通过传感器进行检测,或可在往贮存池中贮存废燃料之前通过输入存储部200接收构成信息及历史信息等。
所述运算判断部300利用所述步骤S10及步骤S20中存储的构成信息及历史信息和检测的状态信息来运算核燃料的当前状态信息(S30)。当前状态信息包括关于衰变热、放射性源项、过冷却裕度(subcooledmargin)、冷却要求容量及所需的冷却水量的信息,且如上所述,运算方法可通过上述编码来进行。
所述运算判断部300将所述步骤S30中运算的当前状态信息与关于各当前状态信息的危险水位的临界值进行比较(S40)。危险水位临界值利用在所述步骤S20中接收并存储的关于当前状态信息的临界值。
在所述当前状态信息超过危险水位的临界值的情况下,所述运算判断部300判断为高危险度,并将其与所述步骤S30中运算的当前状态信息一起进行显示(S50)。另外,所述当前状态信息在危险水位临界值以下的情况下,判断为低危险度,并将其与所述步骤S30中运算的当前状态信息一起进行显示(S60)。
在所述步骤S50后,在危险水位被判断为是高危险度的情况下,所述警报部500产生警报信号来进行警告(S70)。
以上对用于例示本发明的技术思想的优选实施例进行了说明和图示,但是本发明并不局限于以上所图示和说明的结构和功能,且本领域的技术人员应理解在不脱离本发明的技术思想的范围内可对本发明进行各种变更及修改。因此,那样的所有适当的变更及修改和等同物都应视为属于本发明的保护范围。

Claims (5)

1.废燃料贮存池实时监视系统,包括:
检测部(100),其通过设置在贮存池内部的传感器检测核燃料贮存池的包含温度、水位及压力信息的状态信息;
输入存储部(200),其接收包括废燃料的构成物质的构成信息、包括燃烧度和与燃料装载直到释放为止的燃烧历史相关的历史信息及关于当前状态信息的正常值和临界值,并进行存储;
运算判断部(300),其利用所述检测部(100)中检测的状态信息和所述输入存储部(200)存储的构成信息及历史信息来运算所述废燃料的当前状态信息,并将所述当前状态信息和危险水位的临界值进行比较,从而判断危险水位;及
显示部(400),其显示所述运算判断部(300)中运算的当前状态信息,并显示所判断的危险水位;
所述运算判断部(300)运算的当前状态信息包括:与废燃料的衰变热、放射性源项、废燃料贮存池的过冷却裕度(subcooledmargin)、冷却要求容量及所需的冷却水量相关的信息。
2.如权利要求1所述的废燃料贮存池实时监视系统,其特征在于,所述运算判断部(300)包括:
运算模块(310),其利用所述检测部(100)中检测的状态信息和所述输入存储部(200)存储的构成信息及历史信息来运算所述废燃料的当前状态信息;及
判断模块(320),其将所述运算模块(310)中运算的当前状态信息和危险水位的临界值进行比较,当所述当前状态信息在临界值以下的情况下,将危险水位判断为低危险度,在超过临界值的情况下,将危险水位判断为高危险度。
3.如权利要求1所述的废燃料贮存池实时监视系统,其特征在于,还包括:
警报部(500),其在所述运算判断部(300)中判断所述当前状态信息是超过危险水位的临界值的高危险度的情况下,产生警报信号。
4.废燃料贮存池实时监视方法,该方法利用包含检测部(100)、输入存储部(200)、运算判断部(300)、显示部(400)及警报部(500)的废燃料贮存池监视系统,包括以下步骤:
(a)所述检测部(100)检测废燃料贮存池的包含温度、水位及压力信息的状态信息,且所述输入存储部(200)接收包括废燃料的构成物质的构成信息、包括燃烧度和与燃料装载直到释放为止的燃烧历史相关的历史信息及关于当前状态信息的正常值和临界值,并进行存储;
(b)所述运算判断部(300)利用所述步骤(a)中存储的构成信息及历史信息和检测的状态信息来运算核燃料的当前状态信息;
(c)所述运算判断部(300)将所述步骤(b)中运算的当前状态信息与对应各当前状态信息的危险水位的临界值进行比较;
(d)所述运算判断部(300)在所述当前状态信息在危险水位临界值以下的情况下,将危险水位判断为低危险度,在超过临界值的情况下,将危险水位判断为高危险度;
(e)所述显示部(400)显示所述步骤(b)中运算的当前状态信息,并显示所述步骤(d)中判断的危险水位;
其中,所述步骤(b)中运算的核燃料的当前状态信息包括与废燃料的衰变热、放射性源项、废燃料贮存池的过冷却裕度(subcooledmargin)、冷却要求容量及所需的冷却水量相关的信息。
5.如权利要求4所述的废燃料贮存池实时监视方法,在所述步骤(e)之后还包括:
(f)在所述步骤(d)中危险水位被判断为高危险度的情况下,所述警报部(500)产生警报信号。
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Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104751907B (zh) * 2013-12-31 2018-06-22 中国广核集团有限公司 核电站乏燃料池非能动补水系统
KR101642282B1 (ko) * 2014-07-17 2016-07-26 한국수력원자력 주식회사 원자력발전소 사용후연료저장조의 물리적 방호 리스크 평가 시스템 및 방법
CN106023511A (zh) * 2016-08-03 2016-10-12 长信智控网络科技有限公司 一种贸易市场监控报警系统及其报警方法
KR101879426B1 (ko) 2016-10-17 2018-07-17 한국전력기술 주식회사 원자력 발전소 해체 중 사용후핵연료저장을 위한 독립저장시설
KR101997508B1 (ko) * 2017-07-05 2019-07-08 주식회사 엔에스이 사용후핵연료 캐스크 상태 감시 시스템
JP7248877B2 (ja) * 2018-12-21 2023-03-30 日立建機株式会社 作業機械の保守部品の選定システム
CN110032822B (zh) * 2019-04-22 2023-09-01 广西防城港核电有限公司 乏池失去部分冷却后温度及温升速率计算的分析方法
JP7398341B2 (ja) * 2020-06-09 2023-12-14 三菱重工業株式会社 崩壊熱評価方法、プログラム及び崩壊熱評価装置
CN112052998B (zh) * 2020-09-08 2023-04-07 三门核电有限公司 乏燃料水池沸腾时间实时预测系统及方法
CN112362184A (zh) * 2020-11-20 2021-02-12 大连华锐重工集团股份有限公司 一种乏燃料干式贮存混凝土存储模块的远程温度监测系统

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5810696A (ja) * 1981-07-13 1983-01-21 株式会社日立製作所 崩壊熱推定装置
JPH06309585A (ja) * 1993-04-26 1994-11-04 Mitsubishi Electric Corp プレ警報装置
JPH07128485A (ja) * 1993-11-04 1995-05-19 Toshiba Corp 燃料プール設備
JP3763859B2 (ja) * 1995-02-17 2006-04-05 株式会社東芝 プラント監視装置
JPH11242092A (ja) * 1998-02-25 1999-09-07 Hitachi Ltd 原子力プラントの定検工程作成方法および装置
JP2004184390A (ja) * 2002-05-13 2004-07-02 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射性物質容器の状態検出装置及び方法
JP2004257978A (ja) * 2003-02-27 2004-09-16 Mitsui Eng & Shipbuild Co Ltd 使用済原子燃料貯蔵容器の異常監視方法及び装置
JP4564452B2 (ja) * 2006-01-17 2010-10-20 株式会社東芝 プラント監視装置
US7562570B2 (en) * 2006-03-13 2009-07-21 Oleumtech Corporation Ultrasonic oil/water tank level monitor having wireless transmission means
KR100798006B1 (ko) * 2006-08-17 2008-01-24 한국원자력연구원 원전 기기의 통합 감시 및 진단 방법과 이를 이용한 시스템
JP4719706B2 (ja) * 2007-03-19 2011-07-06 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 燃料収納容器への使用済燃料集合体の装荷方法及び燃料集合体装荷装置
JP2008281525A (ja) * 2007-05-14 2008-11-20 Toshiba Corp モニタシステム
KR20110036193A (ko) * 2009-10-01 2011-04-07 한국수력원자력 주식회사 원자로 냉각재의 과냉각 여유도 감시장치
KR20110040010A (ko) * 2009-10-13 2011-04-20 한전케이피에스 주식회사 핵연료교환기 제어계통 다중 교정장비
US9183954B2 (en) * 2010-04-23 2015-11-10 Jeffrie Joseph Keenan Systems and method for reducing tritium migration
US8958522B2 (en) * 2011-06-02 2015-02-17 Westinghouse Electric Company Llc Fuel handling area passive filtration design

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