CN105895175B - 一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法 - Google Patents

一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN105895175B
CN105895175B CN201510326215.7A CN201510326215A CN105895175B CN 105895175 B CN105895175 B CN 105895175B CN 201510326215 A CN201510326215 A CN 201510326215A CN 105895175 B CN105895175 B CN 105895175B
Authority
CN
China
Prior art keywords
power
core
measurement
thermocouple
factor
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201510326215.7A
Other languages
English (en)
Other versions
CN105895175A (zh
Inventor
李文淮
李晓
张香菊
党珍
王超
王军令
卢皓亮
彭思涛
陈俊
厉井钢
杨铄龑
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Guangdong Nuclear Power Joint Venture Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd
CGN Power Co Ltd
Guangdong Nuclear Power Joint Venture Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, China Nuclear Power Technology Research Institute Co Ltd, CGN Power Co Ltd, Guangdong Nuclear Power Joint Venture Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201510326215.7A priority Critical patent/CN105895175B/zh
Publication of CN105895175A publication Critical patent/CN105895175A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN105895175B publication Critical patent/CN105895175B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明提供一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法,包括:步骤S1,收集堆芯出口热电偶温度测量数据和堆芯状态参数测量数据;步骤S2,根据所述热电偶温度测量数据计算测量焓升;步骤S3,根据所述堆芯状态参数测量数据,结合理论堆芯模型,计算预测组件功率;步骤S4,通过模型标定系数对所述预测组件功率分布进行修正,得到测量组件功率;步骤S5,根据所述测量焓升和所述测量组件功率,获取所述热电偶的搅混因子。本发明减少系统在线测量的三维功率分布的不确定性,提高精度,同样有助于显著提高堆芯运行的安全性和经济性。

Description

一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法
技术领域
本发明涉及核反应堆堆芯监测、控制及保护技术领域,尤其涉及一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法。
背景技术
如图1所示,反应堆堆芯活性区02是由多个燃料栅元组件03组成的区域,被包括在一个钢制压力容器01内。压力容器01、蒸汽发生器13及主泵16及相关的管道设备,构成了封闭的冷却剂回路,称为一回路。由蒸汽发生器13二次侧、蒸汽管道及汽轮机15及相关设备构成的封闭回路称为二回路。
反应堆热功率水平及分布与反应堆内的中子通量水平及分布密切相关。反应堆在实际运行时需要周期性地进行堆内中子通量密度的测量,通常采用堆芯可移动式探测器系统04或者堆芯固定式探测器系统06进行堆内测量。可移动式探测器04通过指套管05将测量探头送入堆芯并测量,信号传递到堆内测量系统RIC中。
堆芯活性区顶部布置了约40个热电偶,用于堆芯出口冷却剂温度的测量。信号通过机构支撑管08传递到RIC系统中。环路的入口温度测量11及环路出口温度测量10信号作为堆芯保护及控制信号源,参与堆芯的运行保护。图2给出了国内CPR机组典型的堆内探测器通道及堆芯出口热电偶的径向布置图。
在两个通量图测量之间,为了能够得到一种连续实时且保证精度的三维功率分布,必须采用堆芯内部的其他硬件的测量值。
堆芯单独组件的功率可以通过经过该组件的冷却剂的焓升得到。另外一方面,焓升是由组件内部的冷却剂温度变化、冷却剂压力及冷却剂物性决定的。通常,冷却剂压力变化不大并可以直接测量,而冷却剂的物性参数也是已知的。组件内部的温度升,由组件的入口温度和组件出口温度决定。而入口温度由环路入口温度热电偶得到,并在进入组件入口前已经被充分搅浑,并认为是均匀的。因此在堆芯部分组件的冷却剂出口位置布置了热电偶测量堆芯出口温度。装有热电偶的组件,可以通过入口温度和出口温度的温升,得到组件测量的焓升。并且如果冷却剂在该组件内部的流量等参数被精确知道,则可以精确的计算该组件的功率。
然而在压水堆组件中,各组件间的冷却剂是相互流动的,即存在相邻组件间的横向的搅混流。因此堆芯出口热电偶的测量值,并不仅受该热电偶所在组件功率的影响,也受到周围组件的影响。
横向搅混流的影响,可以通过测量组件功率与由热电偶焓升得到的组件功率之间的比值来定量地表示,称为搅混因子。在理想的情况下,组件间不存在搅混流时,测量的冷却剂焓升与测量的组件功率的比值应该为1.0。由于组件间不规则的横向搅混流受组件及周围组件功率水平的影响,这些搅混因子随着热电偶位置和堆芯功率水平的不同而变化。这些搅混因子,用于在线修正热电偶测量得到的焓升值。修正后的焓升值将用于调整理论三维堆芯节块模型的计算结果,得到“测量”的功率分布。
因此堆芯出口热电偶作为在线监测的测量硬件基础,用于实时产生测量的三维功率分布。测量功率分布的不确定性(精度),是受每个热电偶的标定系数(搅混因子)的不确定性(或称精度)所影响的。因此对于定量计算每个热电偶的搅混因子的不确定性就显得尤为重要。
通常在典型的在线监测系统(如中国广核集团研发的SOPHORA系统)的现有技术中,根据上一燃料循环(反应堆在两个停堆换料的运行过程,称为一个燃料循环)的满功率通量图下求解各热电偶的搅混因子,并求解各热电偶搅混因子的不确定性。根据各热电偶的不确定性,求解全堆总的不确定性。而通常情况下,测量的三维功率分布的不确定性与全堆总不确定性相关。
然而,每个单独热电偶的搅混因子,是随着功率水平的变化而变化的。因此在现有技术中,考虑了全堆搅混因子的总不确定性随功率水平变化的一个包络的经验公式表示。
发明人发现,现有技术的缺点在于:
(1)当上一个循环结束时,堆芯进行倒换料操作,组件布置的改变将显著改变每个单独热电偶搅混因子的大小。因此利用上一循环的通量图测量数据不能代表单个热电偶的特性,但研究表明其堆芯平均的不确定性随循环变化不大。
(2)由于前一个循环的满功率通量图测量次数及数据量的限制,对计算合理的热电偶搅混因子及搅混因子的标准差构成了挑战。
(3)采用搅混因子的不确定性随功率水平变化的保守经验公式,引入的保守性,减少了堆芯运行的安全裕量。
美国西屋公司发明一种新的方法用于标定堆芯出口热电偶,用于堆芯的在线监测。在反应堆启堆升功率过程中,记录堆芯出口各个热电偶测量温度的变化,并以此获得测量的组件焓升。在记录热电偶温度的同时,记录在线监测系统(如SOPHORA)的堆芯平均功率水平及相应的预测组件功率分布。由此获得每个热电偶的冷却剂焓升及其所在组件的功率比值,作为该热电偶的搅混因子。
然而,上述美国西屋公司技术方案的缺点在于:
(1)仅记录了升功率状态下的热电偶的测量焓升。
(2)采用预测的组件功率分布代替实际的测量功率分布引入误差。
(3)仅记录循环初期启堆升功率过程中的热电偶数据。
发明内容
本发明所要解决的技术问题在于,提供一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法,减少系统在线监测的三维功率分布的不确定性,提高精度,同时有助于显著提高堆芯运行的安全性和经济性。
为了解决上述技术问题,本发明提供一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法,包括:
步骤S1,收集堆芯出口热电偶温度测量数据和堆芯状态参数测量数据;
步骤S2,根据所述热电偶温度测量数据计算测量焓升;
步骤S3,根据所述堆芯状态参数测量数据,结合理论堆芯模型,计算预测组件功率;
步骤S4,通过模型标定系数对所述预测组件功率分布进行修正,得到测量组件功率;
步骤S5,根据所述测量焓升和所述测量组件功率,获取所述热电偶的搅混因子。
其中,所述热电偶测量数据包括堆芯环路入口温度及堆芯出口各位置的温度,用于在所述步骤S2计算所述测量焓升。
其中,所述理论堆芯模型为反应堆堆芯设计时采用的理论模型,或者为在线监测系统堆芯跟随下的理论模型。
其中,所述步骤S3具体包括:
采用所述理论堆芯模型,对GN棒刻度实验的物理过程进行理论模拟计算,将收集的所述堆芯状态参数作为所述理论堆芯模型的输入,求解与测量过程对应的理论三维功率分布等参数。
其中,所述模型标定系数包括模型标定因子,所述模型标定因子具体为由堆芯各节块的通量图转换而成的测量功率分布与各节块的理论预测功率分布的比值。
其中,所述模型标定因子的计算及更新,利用堆芯运行时约间隔1个月的稳态通量图实验的结果进行。
其中,所述步骤S1中,收集所述热电偶温度测量数据是在GN棒刻度实验中堆芯循环燃耗初期、循环燃耗中期及循环燃耗末期下降功率、升功率过程中进行。
其中,在所述GN棒刻度实验中,针对功率从100%降至50%并在之后升至100%功率的过程,以2.5%功率间隔进行区间划分,得到若干个功率台阶区间,在所述每个功率台阶区间内,针对每个热电偶获取相应的搅混因子。
其中,所述方法还包括:
对每个热电偶,针对某一燃料循环内的某一次GN棒刻度实验,拟合成搅混因子随着堆芯平均功率变化的第一拟合函数。
其中,所述方法还包括:
在所述第一拟合函数下,求解搅混因子相对所述第一拟合函数在所述各功率台阶区间下的标准差。
其中,所述方法还包括:
收集所有热电偶的所述标准差,并拟合成唯一一个给定函数形式的标准差随着组件功率变化的第二拟合函数。
其中,所述方法还包括:
求解所述第二拟合函数的95%-95%的上边界拟合曲线,并将所述95%-95%上边界拟合曲线作为搅混因子的不确定性随组件功率水平变化公式。
其中,所述步骤S5具体为:求解在某一特定堆芯状态下所述测量焓升与所述测量组件功率的比值。
本发明实施例的有益效果在于:
本发明采用周期性(月度)满功率通量图的测量结果,修正理论预测计算的结果,消除理论计算引入的误差;并且采用定期的通量图实验以及GN棒刻度实验的测量结果,更新热电偶标定系数,提高在线监测功率分布的准确性;
本发明利用现有GN棒刻度实验中,堆芯循环燃耗初期、循环燃耗中期及循环燃耗末期的数据,部分消除了仅采用循环初期测量数据代替整个循环的结果的误差,无需增加额外的堆芯物理实验负担。
本发明包括了降功率、升功率过程中的更丰富的热电偶测量数据评估热电偶的搅混因子及搅混因子的不确定性,更具代表性和准确性。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案,下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍,显而易见地,下面描述中的附图仅仅是本发明的一些实施例,对于本领域普通技术人员来讲,在不付出创造性劳动的前提下,还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1是压力容器与堆芯测量系统的结构示意图。
图2是堆外探测器及热电偶的径向布置示意图。
图3是本发明实施例标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法的流程示意图。
图4是本发明实施例标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法的具体流程示意图。
图5是本发明实施例中GN棒刻度实验时堆芯功率水平随时间变化示意图。
具体实施方式
以下各实施例的说明是参考附图,用以示例本发明可以用以实施的特定实施例。
请参照图3所示,本发明实施例提供一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法,包括:
步骤S1,收集堆芯出口热电偶温度测量数据和堆芯状态参数测量数据;
步骤S2,根据所述热电偶温度测量数据计算测量焓升;
步骤S3,根据所述堆芯状态参数测量数据,结合理论堆芯模型,计算预测组件功率;
步骤S4,通过模型标定系数对所述预测组件功率分布进行修正,得到测量组件功率;
步骤S5,根据所述测量焓升和所述测量组件功率,获取所述热电偶的搅混因子。
以下结合图4对各步骤分别进行详细说明。
步骤S1中,测量数据收集01包括了堆芯出口热电偶的温度、堆芯环路入口热电偶的温度等,同样包括了堆芯状态参数,如硼浓度、控制棒棒位、功率水平等。因此可以将测量数据分为两个部分:热电偶温度(包括入口温度、出口温度)测量数据02,以及堆芯状态参数测量数据03。热电偶测量数据包括堆芯环路入口温度及堆芯出口各位置温度,用于在步骤S2计算测量焓升04。
步骤S3中的理论堆芯模型,可以为反应堆堆芯设计时采用的理论模型,或者为在线监测系统堆芯跟随下的理论模型。本发明采用前述理论堆芯模型,对GN棒刻度实验的物理过程进行理论模拟计算,将收集的堆芯状态参数作为该理论堆芯模型的输入,求解与测量过程对应的理论三维功率分布等参数,即“预测”的组件功率分布06。然而该理论堆芯模型与真实的反应堆存在着各种差异,包括制造及工程误差、反应堆状态参数的测量误差及堆芯运行历史的差异等,因此,本发明采用模型标定系数07(包括模型标定因子)来修正理论堆芯模型。而模型标定因子的定义为“测量”的堆芯功率分布(由各节块的通量图转换而成的测量功率分布,非实际测量)与理论设计的堆芯功率分布的差异,其表达式为:
(2-1)
其中为各节块的“测量”功率分布,为各节块的理论预测功率分布,i, j, k为堆芯三维节块的坐标。
本发明中,模型标定因子的计算及更新,利用堆芯运行时约间隔1个月的稳态通量图实验的结果进行。利用稳态通量图测量的三维功率分布与相同堆芯状态条件下的理论设计模型计算的理论预测功率分布,求解在当前通量图状态下的模型标定系数。因此模型标定系数随着每次的通量图实验结果更新而更新。
根据搅混因子的定义,可以直接求解在某一特定堆芯状态(特定功率水平、特定时间)下的测量热电偶组件冷却剂焓升及测量组件功率的比值。根据大量的测量数据,可以得到大量的不同热电偶针对不同组件功率、堆芯功率下的搅混因子值09。
本发明利用GN棒刻度实验中堆芯循环燃耗初期、循环燃耗中期及循环燃耗末期下降功率、升功率过程中的更丰富的热电偶测量数据评估热电偶的搅混因子及搅混因子的不确定性。
典型的GN棒刻度实验(或称G9曲线刻度实验),如图4所示,将堆芯功率水平快速(约15分钟)从100%FP(FULL POWER)功率水平到50%FP功率水平,之后再返回100%FP功率水平。GN棒刻度实验通常需在循环初期、循环中期及循环末期进行。因此将覆盖更广泛的热电偶测量工况,对确定热电偶的搅混因子及标准差具有重要意义。
本实施例中,针对功率从100%降至50%并在之后升至100%功率的过程,以2.5%功率间隔进行区间划分,得到若干个功率台阶区间。在每个功率台阶区间内,不论升功率或者降功率过程,针对每个热电偶获取相应的搅混因子。也就是说,针对每个功率台阶区间,按前述步骤S1-S5分别获取每个热电偶的搅混因子。
本实施例中,还包括确定热电偶标定系数(即搅混因子)随堆芯功率变化的拟合函数的步骤,即对每个热电偶,针对某一燃料循环内的某一次GN棒刻度实验,拟合成搅混因子随着堆芯平均功率的变化函数(可称为第一拟合函数)。该第一拟合函数可以为一阶线性变化、或者更高阶的多项式等,或者其他的函数形式,例如分段函数等。
其后,针对每个热电偶,在某一特定搅混因子关于堆芯功率的第一拟合函数下,求解热电偶搅混因子相对第一拟合函数在各功率台阶区间下的标准差。该标准差有助于评价热电偶的精度和有效性等。该标准差表征了针对某一热电偶及热电偶所在组件功率对热电偶精度的影响。
本实施例还包括确定热电偶标定系数(即搅混因子)不确定性随热电偶所在组件功率变化的拟合函数的步骤,即收集所有热电偶的标准差,并拟合成唯一一个给定函数形式的标准差随着组件功率变化的函数(可称为第二拟合函数)。然后求解第二拟合函数的95%-95%的上边界拟合曲线。
本实施例采用上述95%-95%上边界拟合曲线作为搅混因子的不确定性随组件功率水平变化公式,从而替代采用搅混因子的不确定性随功率水平变化的保守经验公式。
本实施例在低于50%功率时,由于低功率下的功率裕量较大,采用现有方法下的保守经验公式,确定搅混因子的不确定性。
本实施例中,搅混因子随着堆芯功率变化函数,随着每次GN棒刻度实验的完成而更新,并且随着每次周期性稳态通量图实验的完成而更新。稳态通量图(通常为满功率条件)求解特定功率台阶下(通常满功率)的搅混因子。搅混因子新的拟合公式应该通过该特定堆芯功率下的搅混因子,并保持整体函数形式及形状不改变。
通过上述说明可知,本发明的有益效果在于:
本发明采用周期性(月度)满功率通量图的测量结果,修正理论预测计算的结果,消除理论计算引入的误差;并且采用定期的通量图实验以及GN棒刻度实验的测量结果,更新热电偶标定系数,提高在线测量功率分布的准确性;
本发明利用现有GN棒刻度实验中,堆芯循环燃耗初期、循环燃耗中期及循环燃耗末期的数据,部分消除了仅采用循环初期测量数据代替整个循环的结果的误差,无需增加额外的堆芯物理实验负担。
本发明包括了降功率、升功率过程中的更丰富的热电偶测量数据评估热电偶的搅混因子及搅混因子的不确定性,更具代表性和准确性。
以上所揭露的仅为本发明较佳实施例而已,当然不能以此来限定本发明之权利范围,因此依本发明权利要求所作的等同变化,仍属本发明所涵盖的范围。

Claims (12)

1.一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法,包括:
步骤S1,收集堆芯出口热电偶温度测量数据和堆芯状态参数测量数据;
步骤S2,根据所述热电偶温度测量数据计算测量焓升;
步骤S3,根据所述堆芯状态参数测量数据,结合理论堆芯模型,计算预测组件功率;
步骤S4,通过模型标定系数对所述预测组件功率分布进行修正,得到测量组件功率;
步骤S5,根据所述测量焓升和所述测量组件功率,获取所述热电偶的搅混因子;
所述步骤S1中,收集所述热电偶温度测量数据是在GN棒刻度实验中堆芯循环燃耗初期、循环燃耗中期及循环燃耗末期下降功率、升功率过程中进行。
2.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,所述热电偶测量数据包括堆芯环路入口温度及堆芯出口各位置的温度,用于在所述步骤S2计算所述测量焓升。
3.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,所述理论堆芯模型为反应堆堆芯设计时采用的理论模型,或者为在线监测系统堆芯跟随下的理论模型。
4.根据权利要求3所述的方法,其特征在于,所述步骤S3具体包括:
采用所述理论堆芯模型,对GN棒刻度实验的物理过程进行理论模拟计算,将收集的所述堆芯状态参数作为所述理论堆芯模型的输入,求解与测量过程对应的理论三维功率分布等参数。
5.根据权利要求4所述的方法,其特征在于,所述模型标定系数包括模型标定因子,所述模型标定因子具体为由堆芯各节块的通量图转换而成的测量功率分布与各节块的理论预测功率分布的比值。
6.根据权利要求5所述的方法,其特征在于,所述模型标定因子的计算及更新,利用堆芯运行时约间隔1个月的稳态通量图实验的结果进行。
7.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,在所述GN棒刻度实验中,针对功率从100%降至50%并在之后升至100%功率的过程,以2.5%功率间隔进行区间划分,得到若干个功率台阶区间,在所述每个功率台阶区间内,针对每个热电偶获取相应的搅混因子。
8.根据权利要求7所述的方法,其特征在于,还包括:
对每个热电偶,针对某一燃料循环内的某一次GN棒刻度实验,拟合成搅混因子随着堆芯平均功率变化的第一拟合函数。
9.根据权利要求8所述的方法,其特征在于,还包括:
在所述第一拟合函数下,求解搅混因子相对所述第一拟合函数在所述各功率台阶区间下的标准差。
10.根据权利要求9所述的方法,其特征在于,还包括:
收集所有热电偶的所述标准差,并拟合成唯一一个给定函数形式的标准差随着组件功率变化的第二拟合函数。
11.根据权利要求10所述的方法,其特征在于,还包括:
求解所述第二拟合函数的95%-95%的上边界拟合曲线,并将所述95%-95%上边界拟合曲线作为搅混因子的不确定性随组件功率水平变化公式。
12.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,所述步骤S5具体为:求解在某一特定堆芯状态下所述测量焓升与所述测量组件功率的比值。
CN201510326215.7A 2015-06-15 2015-06-15 一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法 Active CN105895175B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510326215.7A CN105895175B (zh) 2015-06-15 2015-06-15 一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510326215.7A CN105895175B (zh) 2015-06-15 2015-06-15 一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN105895175A CN105895175A (zh) 2016-08-24
CN105895175B true CN105895175B (zh) 2017-11-07

Family

ID=57002497

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201510326215.7A Active CN105895175B (zh) 2015-06-15 2015-06-15 一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN105895175B (zh)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106535364B (zh) * 2016-11-25 2019-04-30 中国核动力研究设计院 一种加热装置、核反应堆堆芯功率模拟装置及方法
CN106992029A (zh) * 2017-03-30 2017-07-28 中广核工程有限公司 一种核电站堆芯饱和裕度计算系统及方法
CN108376571B (zh) * 2018-01-24 2019-10-22 中广核研究院有限公司 用于反应堆的堆芯温度测量装置
FR3085788B1 (fr) * 2018-09-12 2020-11-27 Framatome Sa Procede de protection d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire correspondant
CN112509716B (zh) * 2020-11-24 2023-11-10 华南理工大学 基于信息融合理论的反应堆三维功率概率分布监测方法
CN113643833B (zh) * 2021-07-16 2024-09-13 广东核电合营有限公司 核电站压水反应堆通量图数据修正方法、装置和终端设备

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4774050A (en) * 1986-04-10 1988-09-27 Westinghouse Electric Corp. Axial power distribution monitor and display using outputs from ex-core detectors and thermocouples
US4839134A (en) * 1987-12-31 1989-06-13 Westinghouse Electric Corp. Continuous, online nuclear power distribution synthesis system and method
CN1261198A (zh) * 1998-08-25 2000-07-26 东芝株式会社 核测量仪表系统输出分布计算装置和监视系统及各方法
US6493412B1 (en) * 2000-10-11 2002-12-10 Westinghouse Electric Company Llc Method of calibrating exit thermocouples in a nuclear reactor
CN101669176A (zh) * 2007-03-19 2010-03-10 阿海珐核能公司 确定核反应堆堆芯三维功率分布的方法
CN101868835A (zh) * 2007-10-12 2010-10-20 阿海珐核能公司 用于建立混合内芯映射的方法以及固定仪表校准的应用
CN102859607A (zh) * 2010-04-30 2013-01-02 西屋电气有限责任公司 校准核反应堆中的芯外探测器的方法

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007285990A (ja) * 2006-04-20 2007-11-01 Toshiba Corp 原子炉出力監視装置及びその監視方法

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4774050A (en) * 1986-04-10 1988-09-27 Westinghouse Electric Corp. Axial power distribution monitor and display using outputs from ex-core detectors and thermocouples
US4839134A (en) * 1987-12-31 1989-06-13 Westinghouse Electric Corp. Continuous, online nuclear power distribution synthesis system and method
CN1261198A (zh) * 1998-08-25 2000-07-26 东芝株式会社 核测量仪表系统输出分布计算装置和监视系统及各方法
US6493412B1 (en) * 2000-10-11 2002-12-10 Westinghouse Electric Company Llc Method of calibrating exit thermocouples in a nuclear reactor
CN101669176A (zh) * 2007-03-19 2010-03-10 阿海珐核能公司 确定核反应堆堆芯三维功率分布的方法
CN101868835A (zh) * 2007-10-12 2010-10-20 阿海珐核能公司 用于建立混合内芯映射的方法以及固定仪表校准的应用
CN102859607A (zh) * 2010-04-30 2013-01-02 西屋电气有限责任公司 校准核反应堆中的芯外探测器的方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN105895175A (zh) 2016-08-24

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN105895175B (zh) 一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法
CN106128529B (zh) 一种堆芯三维功率分布的在线测量方法
CN102859607B (zh) 校准核反应堆中的芯外探测器的方法
Kliem et al. Experiments at the mixing test facility ROCOM for benchmarking of CFD codes
CN105895174B (zh) 一种压水堆控制棒价值计算方法
UA99613C2 (ru) Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора
CN104036837B (zh) 通量图时刻及连续时刻堆芯监测功率不确定分析方法
CN106782708B (zh) 一种修正核电站中液位变送器的多变量交叉比较方法
CN107069716A (zh) 一种计及注入转移分布因子估计误差的鲁棒实时调度方法
CN109783936A (zh) 压水堆核电站核岛变工况蓄热增量的计算方法
Van Tichelen et al. E-SCAPE: a scale facility for liquid-metal, pool-type reactor thermal hydraulic investigations
Chakraborty et al. Importance of three-elements boiler drum level control and its installation in power plant
JPH02247599A (ja) 沸騰水型原子炉における炉心流量測定値の精度向上
Yan et al. Visualization experiments and a new correlation of critical heat flux in a narrow rectangular channel
JPH06347586A (ja) 沸騰水形原子炉における炉心の乾燥に関する監視方法
Garrett et al. Effects of system parameters on the two-phase flow and heat transfer behavior in a rod bundle
Wang et al. Moisture-carryover performance optimization using physics-constrained machine learning
CN106683723B (zh) 一种反应堆钐毒在线测量方法
Grahn et al. Modelling of complex boron dilution transients in PWRs—Validation of CFD simulation with ANSYS CFX against the ROCOM E2. 3 experiment
CN112632873B (zh) 一种核反应堆热腿测温热电偶测点位置布置方式确定方法
Ozdemir et al. Multi-dimensional boron transport modeling in subchannel approach: Part II. Validation of CTF boron tracking model and adding boron precipitation model
CN114937512A (zh) 一种用于核电机组一回路冷却剂流量补偿的方法及系统
CN106782703A (zh) 一种核电站一回路冷却剂泄漏的软测量方法
Koszela Assessment of RELAP5/MOD3. 2.2 Gamma against ABB Atom 3× 3-rod bundle reflooding tests
Zhao et al. Transient multi-scale coupling analysis and its time sensitivity of Xi’an pulsed reactor

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
CB02 Change of applicant information
CB02 Change of applicant information

Address after: 518031 Guangdong city of Shenzhen province Futian District science and technology building, Shangbu Road 15

Applicant after: Guangdong Nuclear Power Joint Venture Co., Ltd

Applicant after: CHINA NUCLEAR POWER TECHNOLOGY RESEARCH INSTITUTE

Applicant after: China General Nuclear Power Corporation

Applicant after: China wide nuclear electricity incorporated company

Address before: 518031 Guangdong city of Shenzhen province Futian District science and technology building, Shangbu Road 15

Applicant before: Guangdong Nuclear Power Joint Venture Co., Ltd

Applicant before: Zhongkehua Nuclear Power Technology Institute Co., Ltd.

Applicant before: China General Nuclear Power Corporation

Applicant before: China wide nuclear electricity incorporated company

GR01 Patent grant
GR01 Patent grant