CN1097823C - 根据堆芯外检测器电流来准确计算pwr功率的方法和系统 - Google Patents

根据堆芯外检测器电流来准确计算pwr功率的方法和系统 Download PDF

Info

Publication number
CN1097823C
CN1097823C CN95194282A CN95194282A CN1097823C CN 1097823 C CN1097823 C CN 1097823C CN 95194282 A CN95194282 A CN 95194282A CN 95194282 A CN95194282 A CN 95194282A CN 1097823 C CN1097823 C CN 1097823C
Authority
CN
China
Prior art keywords
core
power
reactor
reactor core
current
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.)
Expired - Lifetime
Application number
CN95194282A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1153573A (zh
Inventor
迈克尔·D·海贝尔
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.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Co LLC
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 Westinghouse Electric Co LLC filed Critical Westinghouse Electric Co LLC
Publication of CN1153573A publication Critical patent/CN1153573A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN1097823C publication Critical patent/CN1097823C/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/08Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/10Regulation of any parameters in the plant by a combination of a variable derived from neutron flux with other controlling variables, e.g. derived from temperature, cooling flow, pressure
    • 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
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

通过把检测器电流测量结果校准至在反应堆周期早期的一个基准时间进行的反应堆热功率计算,使堆芯外检测器测量结果被用来产生压水反应堆(PWR)中的绝对反应堆功率。在基准时间还对三维堆芯功率分布和堆芯入口温度进行测量。随后通过测量当前堆芯外检测器电流、最近三维堆芯功率分布和当前堆芯入口温度,进行当前堆芯功率测量。随后以当前检测器电流与在基准时间的检测器电流的比值乘以在基准时间的反应堆热功率测量结果的方式,计算出当前堆芯功率。随后以基准时间的三维堆芯功率分布与最近三维堆芯功率分布之差的函数的方式,就三维功率分布的改变对该乘积进行校正。还借助一个校正因子而就堆芯入口温度的改变对该乘积进行校正。

Description

根据堆芯外检测器电流来准确计算PWR功率的方法和系统
技术领域
本发明涉及利用堆芯外检测器系统来确定压水反应堆(PWR)的在线堆全堆芯功率输出的方法和设备,以及对堆芯中三维功率分布和冷却剂密度的改变所进行的校正。
背景技术
PWR中的反应堆热功率水平的正式确定,是根据蒸汽发生器(S/G)上的热平衡而进行的,这被称为二级量热测量。量热计算的结果被用来检验反应堆是否正在核准的反应堆功率水平限度之内运行,并用来校准反应堆功率水平的其他表示。
这种量热计算是离线进行的。反应堆功率水平的其他表示,诸如堆芯外检测器信号电平和RCS环路温度显示值,是按照该量热而定期进行校准的,并被用来向反应堆控制和保护系统提供在线反应堆功率水平输入。不幸的是,反应堆热功率水平计算中的误差造成了反应堆功率的所有其他表示的误差。目前,还没有方便的方式来检测并校正反应堆热功率计算中的小的误差。
热平衡计算的主要部分,是进入S/G的供水的流量。流量的幅度通常是利用安装在各个S/G的主供水管线中的流量文氏管来确定。该供水文氏管流量读数受到系统和随机误差的影响,这导致了错误的反应堆功率水平计算结果。最经常的系统误差,供水文氏管变脏,使得计算出的反应堆功率比实际的反应堆功率水平大,因而需要净减小实际的反应堆功率以把视在功率保持在运行限度之内。因而电厂产生的电输出量减小了,从而减小了电力公司总收入。
发明内容
因此,需要一种改进的方法和设备,用于对反应堆功率进行在线测量,而不受热功率测量中的随机误差的影响。
还需要一种方法和设备,用于对供水文氏管变脏引起的反应堆功率量热计算中的误差或其他类型的系统量热误差源进行校正。
本发明满足了这些和其他的需要,并涉及一种方法和设备:利用反应堆堆芯中的三维功率分布的改变和冷却剂密度的改变而校正的堆芯外检测器信号来对PWR功率进行在线确定。
已经发现,供水文氏管变脏是这样一种现象,即它倾向在燃料循环中随着反应堆运行时间而增大。在该循环的早期里进行的热功率计算倾向于比较不受文氏管变脏效应的影响,因而倾向于比较准确,从而使有关的功率显示的功率校准相应地准确。为了在没有准确的热功率测量的情况下保持堆芯外检测器给出的功率校准的准确性,需要能够对堆芯外检测器信号的改变进行归一化—这些改变是由于在进行了最近一次准确的热功率测量之后发生的堆芯的径向和轴向功率分布的改变而造成的。还需要校正冷却剂密度的改变对显示的功率的影响,而这种改变是当反应堆入口温度改变时发生的。本发明涉及一种方法和系统,该方法和系统能够使来自堆芯外检测器的信号被用作以绝对方式确定反应堆功率的独立手段。实际上,根据本发明而从堆芯外检测器产生的功率测量,可被用来确定热功率测量的准确性,并在需要时对热功率测量进行校正。
根据本发明,通过用反应堆循环的早期—此时热反应堆功率测量还是准确的—的基准时间所进行的反应堆热功率计算,对检测器电流测量进行校准,可使堆芯外检测器电流测量用于产生绝对的反应堆功率。在基准时间还对三维堆芯功率分布和堆芯入口温度分布进行测量。因此,通过测量当前的堆芯外检测器电流、最近的三维堆芯功率分布和当前的堆芯入口温度,可进行当前堆芯功率测量。然后,按照当前检测器电流与基准时间的检测器电流的比值乘以基准时间的反应堆热功率测量值,计算当前堆芯功率。随后,该乘积由于从在基准时间测量了这些参数以来三维功率分布和堆芯入口温度的改变而受到了校正。其中所述当前堆芯功率按照在所述基准时间的所述堆芯入口温度与当前堆芯入口温度之间的差值的函数,和按照在所述基准时间的所述堆芯三维功率分布与一个最近堆芯三维功率分布之间的差值的函数,进行校正;其中按照堆芯入口温度的改变的函数来校正所述当前堆芯功率的步骤,根据由从在两个不同堆芯入口温度确定的堆芯功率计算一个常数,并随后借助一个指数项来校正堆芯功率一在该指数项中所述常数被乘以在所述基准时间时的堆芯入口温度与当前堆芯入口温度之差值;其中所述当前堆芯功率是从以下关系确定的: P r = P r R [ I I R ] [ Q wa R Q wa ] exp [ K ( T i R - T i ) ]
这里
Pr=当前相对堆芯功率;
Pr R=在所述基准时间的相对堆芯功率,它是在所述基准时间确定的所述热功率;
I=当前检测器电流;
IR=在所述基准时间的检测器电流;
QR wa=在所述基准时间的加权平均堆芯三维功率分布;
Qwa=最近的加权平均堆芯三维功率分布;
Ti R=在所述基准时间的堆芯入口温度;
Ti=当前堆芯入口温度;且
K=从以下关系确定的一个常数: K = 1 T i R - T i ln [ ( I R I ) ( p R Q wa p r R Q wa R ) 其中K是在反应堆启动测试期间从在两个不同堆芯入口温度下得到的测量结果计算出来的。
由于通常的PWR堆芯外检测器系统包括多个堆芯外检测器—通常是四个等间隔地设置在反应堆容器周围的堆芯外检测器,且其中每一个都包括一个顶检测器部分和一个底检测器部分,故当前堆芯功率确定是对于各个检测器的每一个检测器部分进行的,从而其结果得到了平均,得以确定当前堆芯功率。
该三维功率分布可借助一种堆芯内检测器系统而得到测量,该系统可以或者采用固定的堆芯内检测器或者采用可移动的堆芯内检测器系统。在前一种情况下,三维堆芯功率分布能够以例如每一分钟一次连续反复地得到测量。该三维功率分布还可以借助在美国专利第4,774,049号中描述的系统而产生,该专利利用入口温度和来自测量堆芯出口温度的热耦特性曲线的读数,在线地计算三维堆芯功率分布。
根据本发明的用于确定一种压水反应堆系统的输出功率的系统,该压水反应堆系统包括:一个反应堆,该反应堆带有一个反应堆堆芯,该反应堆堆芯具有一个堆芯入口—反应堆冷却剂通过该入口进入以通过所述反应堆堆芯进行循环;一个蒸汽发生器,通过所述反应堆堆芯循环的反应堆冷却剂在返回到所述堆芯入口之前通过该蒸汽发生器;以及,供水装置,用于向所述蒸汽发生器提供供水并提供一个供水流量测量结果—从该测量结果计算出所述反应堆产生的热功率;所述监测系统包括:与所述反应堆相邻的堆芯外检测器装置,用于响应所述反应堆堆芯所产生的中子通量而产生一个检测器电流;用于测量堆芯入口温度的装置;用于确定所述反应堆堆芯中的堆芯三维功率分布的装置;以及用于确定当前堆芯功率的装置,该确定是以当前检测器电流与在一个基准时间的检测器电流的比值乘以在所述基准时间计算出来的热功率的方式进行的,并按照当前堆芯入口温度与由用于测量堆芯入口温度的所述装置在所述基准时间测量到的堆芯入口温度的函数,以及按照所述反应堆堆芯中的堆芯三维功率分布的最近测量结果和由用于测量堆芯三维功率分布的所述装置在所述基准时间测量到的堆芯三维功率分布的函数,对此,进行校正;其中所述堆芯外检测器装置包括多个堆芯外检测器装置—其中每一个都产生一个检测器电流,且其中用于确定当前堆芯功率的所述装置按照由各个所述检测器电流确定的当前堆芯功率的平均值来计算出当前堆芯功率;其中用于确定当前堆芯功率的所述装置根据以下关系式来从为各个检测器装置确定的当前堆芯功率计算出所述当前堆芯功率的平均值: P r = P r R [ I I R ] [ Q wa R Q wa ] exp [ K ( T i R - T i ) ]
其中:
Pr=当前相对堆芯功率;
Pr R=在所述基准时间的相对堆芯功率,它是在所述基准时间确定的所述热功率;
I=当前检测器电流;
IR=在所述基准时间的检测器电流;
QR wa=在所述基准时间的加权平均堆芯三维功率分布;
Qwa=最近的加权平均堆芯三维功率分布;
Ti R=在所述基准时间的堆芯入口温度;
Ti=当前堆芯入口温度;且
K=从以下关系确定的一个常数: K = 1 T i R - T i ln [ ( I R I ) ( p R Q wa p r R Q wa R ) 其中K是在反应堆启动测试期间从在两个不同堆芯入口温度下得到的测量结果计算出来的。
本发明提供了一种简化的装置,用于为冷却剂密度的改变而校正堆芯外测量。该校正因子是一个指数项—其中当前堆芯入口温度与基准时间的堆芯入口温度之差被乘以一个常数。该常数是在两个不同的温度(最好在反应堆启动期间里)下经验地确定的。
借助本发明,只需要对热反应堆功率进行单独的测量。在基准时间—此时用于测量供水流量以进行量热计算的供水文氏管还未受遮挡且热反应堆功率计算还是准确的—进行单独的计算。本发明包括用于绝对地确定堆芯外检测器反应堆功率的方法和设备。
附图说明
从以下结合附图对最佳实施例的描述,可以获得对本发明的全面理解;在附图中:
图1是包含本发明的PWR的示意图。
图2显示了在图1所示的PWR中总检测器电流与加权组件功率之间的关系曲线。
图3显示了用于产生图2的相互关系曲线的相对组件功率加权因子图。
图4和5是功率监测系统为了监测PWR产生的功率而采用的程序的流程图。
具体实施方式
图1显示了一个核发电厂1—其中核蒸汽供应系统(NSSS)3提供驱动涡轮发电机5的蒸汽,以产生电力。NSSS3具有一个压水反应堆(PWR)7—它包括容纳在反应堆容器11中的一个反应堆堆芯9。堆芯9中的裂变反应产生热量,该热量被通过堆芯的反应堆冷却剂即轻水所吸收。受热的冷却剂通过一个热支管13而循环至一个蒸汽发生器15。反应堆冷却剂借助一个反应堆冷却剂泵(RCP)17而从蒸汽发生器通过一个冷支管19返回到反应堆3。通常,PWR具有至少2个且经常是3或4个蒸汽发生器15—其中每一个都通过热支管13而获得被加热的冷却剂,而热支管13与冷支管和一个RCP 17形成了一个主回路,且每一个蒸汽发生器15都向涡轮发电机5提供蒸汽。为了明确起见,只显示了一个回路。
返回到反应堆的冷却剂向下流过一个环形下水管18并随后向上沿着图1中的箭头所示的方向流过堆芯9。堆芯9的反应性,因而反应堆的输出功率,在短期里由控制棒20控制,而控制棒20可以被有选择地插入堆芯9。长期的反应性通过控制诸如溶解在冷却剂中的硼的中子减速剂的浓度而得到调节。由于冷却剂在整个堆芯中循环流动,因而硼浓度的调节对整个堆芯范围内的反应性的影响是均匀的。另一方面,控制棒20影响着局部的反应性,因而在堆芯9中产生了非对称的轴向和径向功率分布。
堆芯9中的条件由几个不同的检测器系统进行监测。这些包括测量从反应堆容器逃出的中子通量的堆芯外检测器系统21。该堆芯外系统21包括当反应堆被关闭时使用的源区段检测器(未显示)、在启动和关闭期间使用的中间区段检测器(也未显示)、以及当反应堆在约5%功率之上时使用的功率区段检测器。该功率区段堆芯外检测器包括顶部和底部等长度未补偿离子腔21t和21b—这两个腔一个在另一个顶部上相重叠以形成一个功率区段堆堆芯外检测器通道。有四个功率区段检测器通道(图1中只显示了两个),且它们沿着径向和轴向对称地被设置在反应堆容器11之外。
较早的PWR带有可移动堆芯内检测器系统23。该系统包括可移动检测器25—它们通过管27而被插入反应堆堆芯中。这些可移动检测器25被系统23用于描绘堆芯9中的轴向和径向功率分布。
较新的PWR带有固定且成串的堆芯内检测器29,用于取代或在某些情况下附加于可移动堆芯内检测器系统23。可移动堆芯内检测器系统23只是定期得到使用,诸如一个月一次。另一方面,固定的堆芯内检测器使得能够对堆芯内的轴向和径向功率分布进行例如每几分钟一次的连续描绘。
与本发明有关的仪器设备,还包括测量堆芯入口温度的电阻温度检测器(RTD)31。RTD 31被设置在多环路系统的每一个环路上。在反应堆堆芯的顶部上分布有堆芯出口热耦(TC)33,以测量堆芯出口温度。这些堆芯出口温度可被诸如在美国专利第4,774,050中描述的系统所利用—该专利在此被作为参考文献,并用作确定堆芯的轴向和径向功率分布的另一种手段。
功率区段堆芯外检测器系统21的各个通道的检测器21t和21b所测量的电流、RTD 31测量到的入口温度以及可移动检测器系统23的输出以及热耦33测量到的堆芯出口温度,都被提供给功率监测系统35,而功率监测系统35以如下所述的方式提供了对堆芯功率的绝对测量。系统35所产生的堆芯功率信号,能够以已知的方式被用于反应堆控制和保护系统中。
在通过反应堆堆芯9时得到加热的反应堆冷却剂,经过热支管13而被传送至蒸汽发生器15—在热力学它把通过供水系统37而传送来的供水转换成蒸汽,而这些蒸汽经过蒸汽管线39而被传送到涡轮发电机5。至蒸汽发生器15的供水流量由文氏管41测量。
如上所述,用于核准目的的、能够由PWR7产生的功率,是借助由包括文氏管41测量到的供水流量的诸参数而计算出的热量测量,而得到确定的。只是这种文氏管41随着时间的变脏,造成了上述的热功率计算误差。
根据本发明,只有在文氏管41没有变脏时的基准时间或者在热功率被已知为准确的其他时间里所获得的热功率测量,被用来校准功率区段堆芯外检测器功率测量。如上所述,从功率区段堆芯外检测器21t和21b确定的反应堆功率受到由堆芯轴向和径向功率分布的相对改变所导致的功率显示偏离的影响,还受到绝对堆芯功率输出偏离所引起的改变的影响。来自功率区段通道的该显示功率也受到由于容器下水区18中的水的密度改变以及当容器入口温度改变时发生的燃料密度改变所引起的误差的影响。为了利用该功率范围通道来进行绝对的功率显示,必须了解造成堆芯外检测器电流的非功率水平改变的因素,并对堆芯外检测器信号电平与堆芯功率水平之间的关系进行补偿。
高度为H的堆芯的功率区段通道中的顶部检测器21t的功率区段堆芯内检测器电流(It)可被表示如下: I t = A t exp - ( Σ R d t ) ∫ 0 H w t ( z ) P r P wa ( Z ) dz - - - - ( 1 ) 其中:
At=与顶部检测器的灵敏度和检测器/堆芯几何形状成比例的参数;
R=在堆芯与检测器之间的材料的有效宏观移出快中子横截面;
dt=在顶部堆芯外检测器与对检测器测量到的信号有影响的组件之间的有效距离;
Wt(z)=描述在堆芯外检测器附近在堆芯轴向位置z处产生的中子对检测器测量到的总的信号的相对贡献的轴向加权因子;
Pr=用满功率的比值描述的堆芯相对功率水平,且
Pwa(z)=在堆芯高度z处的径向加权堆芯相对功率分布。等于相对组件功率与相应的径向变化加权因子的乘积之和。
需要对此方法的每一个PWR应用建立一个Wt(z)函数。轴向功率加权因子甚至对于每一个堆芯外检测器通道中的每一个检测器都是唯一的。这种函数是利用现有技术中已知的屏蔽型中子输运编码来建立的,且一旦建立就不应该被改变—除非检测器的物理特性或检测器/堆芯的几何特性改变了。图2中显示了这种函数的一个例子,其中曲线45和47分别表示了顶部和底部检测器加权因子。
用于获得Pwa(z)的值的径向相对组件功率加权因子不是轴向堆芯位置的函数。它们是为每一种类型的电厂(例如2个环路、3个环路、4个环路),利用与轴向加权因子确定方法类似的方法,而确定的。在图3中提供了用于4环路电厂的径向加权因子的一个例子。
公式1描述了在反应堆轴向和径向功率分布条件和堆芯功率水平的组合下将观测到什么堆芯外检测器电流,其中对堆芯中的快中子源与检测器之间的环境改变给予了直接的考虑。确定堆芯外检测器电流的影响的能力,使得堆芯外检测器能够以绝对的方式被用于确定反应堆功率水平。确定At和∑R的值的复杂性,使得公式1几乎没有实际价值。然而,公式1的形式和方式的确使得能够对堆芯外检测器电流偏离基准条件的改变有比较直观的确定。这些基准条件可以用以下形式的公式表示: I t R = A t R exp - ( Σ R R d t ) ∫ o H w t ( z ) P r R P wa R ( z ) dz - - - - ( 2 ) 其中上角标R表示公式1定义的参数的基准条件值。由于堆芯功率分布和检测器/堆芯环境条件从基准条件改变而导致的堆芯外检测器电流改变的确定,使得能够从堆芯外检测器电流准确地确定反应堆功率水平。
为了使记号简单,把公式1和2中的积分部分定义成以下形式: ∫ o H w t ( z ) P r P wa ( z ) dz = P r Q wa - - - - ( 3 ) ∫ o H w t ( z ) P r R P wa R ( z ) dz = P r R Q wa R - - - - ( 4 ) 其中上角标R表示基准值。
测量到的顶部检测器电流对在基准条件下测量到的检测器电流的比值,可以被表示如下: I t I t R = [ A t A t R ] [ P r P r R ] [ Q wa Q wa R ] exp ( ( Σ R R - Σ R ) d t ) - - - - ( 5 )
值At应该与At的基准值相同,除非在基准与现行测量之间的时间间隔里发生了检测器/堆芯的几何特性或检测器灵敏度改变。因此,A系数在公式5中将被消掉,且实际的堆芯功率水平可被表示为: P r = P r R [ I t I t R ] [ Q wa R Q wa ] exp - ( ( Σ R R - Σ R ) d t ) - - - - ( 6 )
公式6可利用测量到的有关除了∑R和dt以外的所有参数而直接被解出。基准值和现行∑R值将具有未在公式6中表示出的温度依赖性。为了考虑∑R值的这种温度依赖性,可以建立起∑R相对于∑R的基准的简单温度依赖表示。
假定∑R在可应用范围中随着温度而线性改变,则在堆芯下水管和燃料区水温度与基准条件发生偏离之后的∑R的值可以用以下公式表示: Σ R = Σ R R + ∂ Σ R ∂ T i ( T i R - T i ) - - - - ( 7 ) 其中:
Ti=在位于距堆芯外检测器通道最近处的容器入口中由RTD 33测量到的容器入口温度,且
Ti R=当测量基准条件时出现的Ti值。
将∑R的该表达式代入公式6,得到: P r = P r R [ I t I t R ] [ Q wa R Q wa ] exp ( ∂ Σ R ∂ T i ( T i R - T i ) d t ) - - - - ( 8 )
公式8包含了为下水和燃料区温度变化而补偿堆芯外检测器显示功率所需的温度校正,但它要直到该公式中的指数部分中的偏微分项和有效距离项是已知时才能解出。
为了适当地利用公式8来确定准确的补偿堆芯外检测器功率,并不需要单独或解析地确定公式8中的偏微分和有效距离项。只要确定这些项的乘积就足够了。就指数中的该乘积对公式8求解,得到: d t ∂ Σ R ∂ T i = 1 ( T i R - T i ) ln [ ( I t R I t ) ( P r Q wa P r R Q wa R ) = K t - - - - ( 9 )
Kt的值可在反应堆启动测试期间从在两个不同温度和功率水平下的测量确定,并应该在从一个周期至下一个周期中基本上保持为恒定。四环路电厂中通常的Kt值为0.012/°F。利用公式9中的Kt定义,公式8变为: P r = P r R [ I t I t R ] [ Q wa R Q wa ] exp ( K t ( T i R - T i ) ) - - - - ( 10 )
对各个堆芯外检测器通道中的顶部和底部检测器,都可以建立起公式10的表示形式。在通道中的底部检测器的公式10中,下角标t被下角标b所取代。底部检测器需要单独的轴向功率加权因子。根据所有堆芯外检测器测量到的经过补偿的相对功率值计算得到的平均值,相对于基准条件准确性来说,是能够从堆芯外检测器获得的堆芯功率的最准确的表示。
图4是确定为温度改变而进行调节用的常数K的程序49的流程图。K的值是为各个检测器计算出来的。如51所示,首先的步骤是在例如图3中所示的各个x,y径向堆芯位置j为各个检测器通道i确定径向相对组件功率加权因子。随后在53对于各个检测器j和各个通道i的径向加权的相对组件功率,利用诸如图2所示的加权因子,确定出各个测量堆芯轴向间隔z的轴向加权因子。然后,在55和57确定出在两个不同功率设定值P1和P2下测量到的反应堆三维功率分布、热功率水平、堆芯外检测器信号以及容器入口温度。然后,在59,计算出在功率水平P1和P2下各个通道i的Qwa。最后,在61计算出各个检测器j的常数K。
图5是程序63的流程图,该程序可被堆芯监测系统35中的一个计算机用来从堆芯外检测器电流确定现行输出功率P。在65用热量测量、每一个检测器电流、以及各个通道的入口温度,确定堆芯功率的基准值,并把它们用于确定各个通道的Qwa。程序随后进入一个环65,在其中从堆芯外检测器定期地确定现行功率。这包括为在67计算出的各个检测器电流计算相对功率。平均功率随后在69得到确定,并在71作为堆芯外检测器功率确定而得到输出,以进行功率的各个新的确定。
虽然已经详细描述了本发明的具体实施例,但本领域的技术人员应该理解的是,在考虑了本公布的总体教导的情况下,可以对这些细节作各种修正和改变。因而,所公布的具体设置对于本发明的范围来说只是说明性而非限定性的,而本发明的范围是由所附权利要求及其所有等价描述限定的。

Claims (7)

1.用于确定具有堆芯外检测器系统的压水反应堆的输出功率的一种方法,所述方法包括以下步骤:
在一个基准时间确定所述反应堆的热输出功率;
测量所述堆芯外检测器系统中的检测器电流,包括在所述基准时间测量检测器电流;
测量堆芯入口温度,包括在所述基准时间测量堆芯入口温度;
定期测量所述反应堆中的堆芯三维功率分布,包括在所述基准时间测量所述反应堆中的堆芯三维功率分布;以及
按照当前检测器电流与在所述基准时间的检测器电流的比值乘以在所述基时间的所述热功率来确定当前堆芯功率,并按照从所述基准时间以来的所述堆芯入口温度和所述堆芯三维功率分布改变的函数,校正该当前堆芯功率;
其中所述当前堆芯功率按照在所述基准时间的所述堆芯入口温度与当前堆芯入口温度之间的差值的函数,和按照在所述基准时间的所述堆芯三维功率分布与一个最近堆芯三维功率分布之间的差值的函数,进行校正;
其中按照堆芯入口温度的改变的函数来校正所述当前堆芯功率的步骤,根据由从在两个不同堆芯入口温度确定的堆芯功率计算一个常数,并随后借助一个指数项来校正堆芯功率—在该指数项中所述常数被乘以在所述基准时间时的堆芯入口温度与当前堆芯入口温度之差值;
其中所述当前堆芯功率是从以下关系确定的: P r = P r R [ I I R ] [ Q wa R Q wa ] exp [ K ( T i R - T i ) ]
这里
Pr=当前相对堆芯功率;
Pr R=在所述基准时间的相对堆芯功率,它是在所述基准时间确定的所述热功率;
I=当前检测器电流;IR=在所述基准时间的检测器电流;QR wa=在所述基准时间的加权平均堆芯三维功率分布;Qwa=最近的加权平均堆芯三维功率分布;Ti R=在所述基准时间的堆芯入口温度;Ti=当前堆芯入口温度;且K=从以下关系确定的一个常数: K = 1 T i R - T i ln [ ( I R I ) ( p R Q wa p r R Q wa R ) 其中K是在反应堆启动测试期间从在两个不同堆芯入口温度下得到的测量结果计算出来的。
2.根据权利要求1所述的方法,其中测量所述堆芯三维功率分布的所述步骤包括利用一个堆芯内功率测量系统来测量所述三维堆芯功率分布。
3.根据权利要求1所述的方法,其中测量所述三维堆芯功率分布的所述步骤包括测量所述反应堆的堆芯出口温度和利用所述堆芯出口温度、堆芯入口温度以及堆芯外检测器电流来确定所述三维堆芯功率分布。
4.根据权利要求1所述的方法,其中所述堆芯外检测器系统包括至少一个堆芯外检测器—它具有测量一个顶部检测器电流的顶部检测器和测量一个底部检测器电流的底部检测器,且其中当前堆芯功率是以利用所述顶部检测器电流获得的顶部检测器堆芯功率测量结果与利用所述底部检测器电流获得的底部检测器堆芯功率测量结果之间的平均值的方式来确定的。
5.根据权利要求4所述的方法,其中所述检测器系统包括多个堆芯外检测器—其中每一个都具有一个顶部检测器和一个底部检测器,且其中所述当前堆芯功率是以所有所述多个堆芯外检测器的所述检测器顶部堆芯功率测量结果与所述底部堆芯功率测量结果的平均值的方式来确定的。
6.用于确定一种压水反应堆系统的输出功率的系统,该压水反应堆系统包括:一个反应堆,该反应堆带有一个反应堆堆芯,该反应堆堆芯具有一个堆芯入口—反应堆冷却剂通过该入口进入以通过所述反应堆堆芯进行循环;一个蒸汽发生器,通过所述反应堆堆芯循环的反应堆冷却剂在返回到所述堆芯入口之前通过该蒸汽发生器;以及,供水装置,用于向所述蒸汽发生器提供供水并提供一个供水流量测量结果—从该测量结果计算出所述反应堆产生的热功率;一个监测系统包括:
与所述反应堆相邻的堆芯外检测器装置,用于响应所述反应堆堆芯所产生的中子通量而产生一个检测器电流;
用于测量堆芯入口温度的装置;
用于确定所述反应堆堆芯中的堆芯三维功率分布的装置;以及
用于确定当前堆芯功率的装置,该确定是以当前检测器电流与在一个基准时间的检测器电流的比值乘以在所述基准时间计算出来的热功率的方式进行的,并按照当前堆芯入口温度与由用于测量堆芯入口温度的所述装置在所述基准时间测量到的堆芯入口温度的函数,以及按照所述反应堆堆芯中的堆芯三维功率分布的最近测量结果和由用于测量堆芯三维功率分布的所述装置在所述基准时间测量到的堆芯三维功率分布的函数,对此,进行校正;
其中所述堆芯外检测器装置包括多个堆芯外检测器装置—其中每一个都产生一个检测器电流,且其中用于确定当前堆芯功率的所述装置按照由各个所述检测器电流确定的当前堆芯功率的平均值来计算出当前堆芯功率;
其中用于确定当前堆芯功率的所述装置根据以下关系式来从为各个检测器装置确定的当前堆芯功率计算出所述当前堆芯功率的平均值: P r = P r R [ I I R ] [ Q wa R Q wa ] exp [ K ( T i R - T i ) ]
其中:
Pr=当前相对堆芯功率;
Pr R=在所述基准时间的相对堆芯功率,它是在所述基准时间确定的所述热功率;
I=当前检测器电流;
IR=在所述基准时间的检测器电流;
QR wa=在所述基准时间的加权平均堆芯三维功率分布;
Qwa=最近的加权平均堆芯三维功率分布;Ti R=在所述基准时间的堆芯入口温度;Ti=当前堆芯入口温度;且K=从以下关系确定的一个常数: K = 1 T i R - T i ln [ ( I R I ) ( p R Q wa p r R Q wa R ) 其中K是在反应堆启动测试期间从在两个不同堆芯入口温度下得到的测量结果计算出来的。
7.根据权利要求6所述的系统,其中多个堆芯外检测器装置包括多个检测器—其每一个都具有产生一个顶部检测器电流的顶部检测器部分和产生一个底部检测器电流的底部检测器部分,且其中用于确定当前堆芯功率的所述装置按照由各个所述顶部检测器电流和底部检测器电流确定的当前堆芯功率的平均值来计算出当前堆芯功率。
CN95194282A 1994-07-21 1995-06-09 根据堆芯外检测器电流来准确计算pwr功率的方法和系统 Expired - Lifetime CN1097823C (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US08/278,290 US5490184A (en) 1994-07-21 1994-07-21 Method and a system for accurately calculating PWR power from excore detector currents corrected for changes in 3-D power distribution and coolant density
US08/278,290 1994-07-21

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1153573A CN1153573A (zh) 1997-07-02
CN1097823C true CN1097823C (zh) 2003-01-01

Family

ID=23064430

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN95194282A Expired - Lifetime CN1097823C (zh) 1994-07-21 1995-06-09 根据堆芯外检测器电流来准确计算pwr功率的方法和系统

Country Status (6)

Country Link
US (1) US5490184A (zh)
EP (1) EP0771464B1 (zh)
JP (1) JP3087766B2 (zh)
CN (1) CN1097823C (zh)
DE (1) DE69504850T2 (zh)
WO (1) WO1996003753A1 (zh)

Families Citing this family (35)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6061412A (en) * 1995-10-05 2000-05-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reaction protection system
US6181759B1 (en) 1999-07-23 2001-01-30 Westinghouse Electric Company Llc Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit
US6404437B1 (en) * 1999-09-10 2002-06-11 General Electric Company Nuclear reactor core performance data visualization system
US6493412B1 (en) * 2000-10-11 2002-12-10 Westinghouse Electric Company Llc Method of calibrating exit thermocouples in a nuclear reactor
KR100450002B1 (ko) * 2002-01-11 2004-09-30 한국전력공사 원자력발전소의 임계전 노외계측기 선형부채널 교정을 위한 교정상수 결정방법
US6801593B2 (en) 2002-11-21 2004-10-05 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical reactivity measurement method
US7295944B2 (en) * 2004-02-25 2007-11-13 Analysis And Measurement Services Corporation Cross-calibration of plant instruments with computer data
JP4723963B2 (ja) * 2005-09-15 2011-07-13 株式会社東芝 炉心冷却材温度測定装置、炉心冷却材温度測定方法および原子炉監視装置
JP4850537B2 (ja) * 2006-02-27 2012-01-11 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 自然循環型沸騰水型原子炉の温度検出装置
US7532698B2 (en) 2006-11-29 2009-05-12 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Systems and methods of predicting a critical effective k for a nuclear reactor
US8175210B2 (en) * 2007-11-26 2012-05-08 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Gamma thermometer axial apparatus and method for monitoring reactor core in nuclear power plant
US8548789B2 (en) 2008-02-11 2013-10-01 Westinghouse Electric Company Llc Methodology for modeling the fuel rod power distribution within a nuclear reactor core
KR100991441B1 (ko) * 2008-10-29 2010-11-03 한국전력공사 원자력발전소 노외계측기의 재규격화 교정방법
US20110268239A1 (en) * 2010-04-30 2011-11-03 David Jerome Krieg Method of calibrating excore detectors in a nuclear reactor
JP5875943B2 (ja) * 2011-07-27 2016-03-02 株式会社東芝 炉心監視システム、方法、及びプログラム
US9251920B2 (en) * 2012-04-11 2016-02-02 Ge-Hitachi Nuclear Energy America Llc In-situ and external nuclear reactor severe accident temperature and water level probes
KR101444794B1 (ko) * 2012-08-17 2014-09-26 한전원자력연료 주식회사 노내계측기 신호 기반의 반경방향 첨두계수를 이용한 노심운전제한치감시계통의 Pseudo Hot Pin 출력분포 구성 방법
CN103150424B (zh) * 2013-02-05 2014-05-28 西安交通大学 一种获取反应堆堆芯三维中子通量密度精细分布的方法
JP6038730B2 (ja) * 2013-06-10 2016-12-07 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 中性子計測システム
CN103617816B (zh) * 2013-10-29 2016-06-08 中国广核集团有限公司 反应堆堆芯功率分布的测量方法
CN105280253B (zh) * 2013-11-19 2018-12-18 国核(北京)科学技术研究院有限公司 操作反应堆堆芯功率的方法及系统
US20150364225A1 (en) * 2014-06-13 2015-12-17 Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. Method of synthesizing nuclear reactor power distribution using optimized nonlinear basis function
ES2726671T3 (es) * 2014-07-14 2019-10-08 Westinghouse Electric Co Llc Conjunto de medición termoacústica de la distribución de potencia nuclear
CN105006262B (zh) * 2015-06-15 2017-12-08 中广核研究院有限公司 一种标定核反应堆堆外探测器的方法
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
CN107644133B (zh) * 2017-09-19 2021-05-14 中国核动力研究设计院 一种核反应堆堆芯吊篮振动刻度因子计算方法
CN107492399B (zh) * 2017-09-28 2019-04-02 上海核星核电科技有限公司 一种利用单次堆内通量测量完成堆外探测器刻度的方法
CN108257695B (zh) * 2017-12-13 2024-03-26 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 一种船用小型反应堆堆外轴向功率量程测量装置
CN110689974B (zh) * 2018-11-02 2021-03-30 上海核工程研究设计院有限公司 一种基于瞬时伽马响应修正的改进堆芯功率分布的测量方法
CN109830317B (zh) * 2019-01-29 2023-03-24 中山大学 一种基于跟踪计算的堆芯功率本征正交分解在线重构方法
CN113470839B (zh) * 2021-07-15 2024-03-01 中广核研究院有限公司 一种堆芯在线保护方法
CN113871037A (zh) * 2021-09-14 2021-12-31 中广核研究院有限公司 反应堆的运行控制方法、装置、计算机设备和存储介质
US20240127978A1 (en) * 2021-09-24 2024-04-18 Fred Donald Lang Method for thermal performance monitoring of a nuclear power plant using the ncv method
CN115390126A (zh) * 2022-08-29 2022-11-25 中国核动力研究设计院 基于单探测器的核功率自动校正方法、系统及单节探测器
CN115662664B (zh) * 2022-12-27 2023-04-07 中国核动力研究设计院 基于核热耦合模拟的自然循环稳定运行装置及控制方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3998693A (en) * 1970-11-23 1976-12-21 Combustion Engineering, Inc. Thermal margin control
US4297581A (en) * 1979-01-15 1981-10-27 The Babcock & Wilcox Company Method for the fast and accurate identification of core power in nuclear reactors
EP0243049A2 (en) * 1986-04-10 1987-10-28 Westinghouse Electric Corporation Two and three dimensional core power distribution monitor and display

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB976571A (en) * 1960-07-29 1964-11-25 Atomic Energy Authority Uk Apparatus for the detection of excursions
US4330367A (en) * 1973-05-22 1982-05-18 Combustion Engineering, Inc. System and process for the control of a nuclear power system
JPS55149900A (en) * 1979-05-11 1980-11-21 Hitachi Ltd Power control device for bwr type reactor
US4637910A (en) * 1984-01-20 1987-01-20 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for continuous on-line synthesis of power distribution in a nuclear reactor core
US4642213A (en) * 1984-07-27 1987-02-10 Westinghouse Electric Corp. Anticipatory control of xenon in a pressurized water reactor
US4711753A (en) * 1986-03-19 1987-12-08 Westinghouse Electric Corp. Calibration of a nuclear reactor core parameter predictor
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
US4944035A (en) * 1988-06-24 1990-07-24 Honeywell Inc. Measurement of thermal conductivity and specific heat
FR2639141B1 (fr) * 1988-11-14 1991-02-01 Framatome Sa Procede de pilotage de reacteur nucleaire a eau sous pression et reacteur nucleaire en faisant application
US5024801A (en) * 1989-05-01 1991-06-18 Westinghouse Electric Corp. Reactor core model update system
FR2649240B1 (fr) * 1989-06-29 1991-09-13 Framatome Sa Procede de determination de la repartition de la puissance dans le coeur d'un reacteur nucleaire et procede de calibrage des detecteurs neutroniques autour du coeur d'un reacteur nucleaire

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3998693A (en) * 1970-11-23 1976-12-21 Combustion Engineering, Inc. Thermal margin control
US4297581A (en) * 1979-01-15 1981-10-27 The Babcock & Wilcox Company Method for the fast and accurate identification of core power in nuclear reactors
EP0243049A2 (en) * 1986-04-10 1987-10-28 Westinghouse Electric Corporation Two and three dimensional core power distribution monitor and display

Also Published As

Publication number Publication date
DE69504850D1 (de) 1998-10-22
DE69504850T2 (de) 1999-06-02
US5490184A (en) 1996-02-06
WO1996003753A1 (en) 1996-02-08
JP3087766B2 (ja) 2000-09-11
EP0771464B1 (en) 1998-09-16
EP0771464A1 (en) 1997-05-07
CN1153573A (zh) 1997-07-02
JPH10504384A (ja) 1998-04-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1097823C (zh) 根据堆芯外检测器电流来准确计算pwr功率的方法和系统
US4774050A (en) Axial power distribution monitor and display using outputs from ex-core detectors and thermocouples
KR910008358B1 (ko) 원자로심의 출력 분포를 연속 온 -라인으로 감시하기 위한 방법 및 장치
US8238509B2 (en) Neutron monitoring systems including gamma thermometers and methods of calibrating nuclear instruments using gamma thermometers
CN105723467B (zh) 一种用于在反应堆停机期间监控硼稀释的方法
US7894565B2 (en) Subcritical reactivity measurement method
US6493412B1 (en) Method of calibrating exit thermocouples in a nuclear reactor
US4927594A (en) Thermocouple based control rod position indication system
Aoyama et al. Core performance tests for the JOYO MK-III upgrade
Buell et al. A neutron scatterometer for void-fraction measurement in heated rod-bundle channels under CANDU LOCA conditions
Lys et al. Algorithms for processing self-powered neutron detector signals important for determination of local parameters in each part of the VVER core
JPS6211317B2 (zh)
US10373721B2 (en) Device for and method of reconstructing axial measurement values in nuclear fuel
JPH0587973A (ja) 原子炉監視装置
Liu et al. Critical power characteristics in 37-rod tight lattice bundles under transient conditions
Ezure Calculation of atom ratios of 134Cs/137Cs, 154Eu/137Cs and Pu/U, burnup and most probable production amount of plutonium in fuel assemblies of JPDR-1
Schreckenbach et al. Status report on the nuclear start-up of FRM-II
Ammon et al. Monitoring the Integrity of Control Rods On-Line with a Helium Leak Detector
Sung Yoo et al. Fast neutron exposure evaluation using the ex-vessel neutron dosimetry system
Barzali et al. Statistical analysis of reactor thermal power by the use of thermal and radiation methods in the first unit at the Armenian nuclear power station
Impink Jr Axial power distribution monitor and display using outputs from ex-core detectors and thermocouples
FRM-II STATUS REPORT ON THE NUCLEAR START-UP OF FRM-II
Caudill et al. Calibrating feedwater flow nozzles in-situ
Glassner et al. Reactor Engineering LJ Koch Reactor Physics R. Avery
Page et al. MEASUREMENT AND CALCULATION OF THE $ sup 235$ U AND $ sup 238$ U FISSION DISTRIBUTIONS AND $ sup 238$ U CAPTURE DISTRIBUTIONS FOR THE ENRICO FERMI FAST BREEDER REACTOR. Enrico Fermi Atomic Power Plant Nuclear Test Series.

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C53 Correction of patent for invention or patent application
COR Change of bibliographic data

Free format text: CORRECT: APPLICANT; FROM: WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORPORATION TO: WESTINGHOUSE ELECTRIC CO., LTD.

CP03 Change of name, title or address

Address after: Pennsylvania, USA

Applicant after: Westinghouse Electric Corp.

Address before: Pennsylvania, USA

Applicant before: Westinghouse Electric Corp.

C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
EE01 Entry into force of recordation of patent licensing contract

Assignee: State Nuclear Technology Corporation

Assignor: Westinghouse technologies licensing Co

Contract record no.: 2011990001135

Denomination of invention: Method and system for accurately calculating PWR power from excore detector currents

Granted publication date: 20030101

License type: Common License

Open date: 19970702

Record date: 20111230

C17 Cessation of patent right
CX01 Expiry of patent term

Expiration termination date: 20150609

Granted publication date: 20030101