CN113409971B - 核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备 - Google Patents
核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备 Download PDFInfo
- Publication number
- CN113409971B CN113409971B CN202110594401.4A CN202110594401A CN113409971B CN 113409971 B CN113409971 B CN 113409971B CN 202110594401 A CN202110594401 A CN 202110594401A CN 113409971 B CN113409971 B CN 113409971B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- damage
- parameter type
- target monitoring
- monitoring parameter
- 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.)
- Active
Links
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 title claims abstract description 171
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 48
- 238000001514 detection method Methods 0.000 claims abstract description 61
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims abstract description 42
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 44
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 33
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims description 26
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 24
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 claims description 17
- 238000004422 calculation algorithm Methods 0.000 claims description 6
- 238000004590 computer program Methods 0.000 claims description 6
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 claims description 5
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 claims description 4
- 238000004891 communication Methods 0.000 description 7
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 7
- 239000002243 precursor Substances 0.000 description 7
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 6
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 238000011161 development Methods 0.000 description 2
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 2
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 2
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 2
- 238000010791 quenching Methods 0.000 description 2
- 230000000171 quenching effect Effects 0.000 description 2
- 230000003068 static effect Effects 0.000 description 2
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 2
- KLDZYURQCUYZBL-UHFFFAOYSA-N 2-[3-[(2-hydroxyphenyl)methylideneamino]propyliminomethyl]phenol Chemical compound OC1=CC=CC=C1C=NCCCN=CC1=CC=CC=C1O KLDZYURQCUYZBL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000003491 array Methods 0.000 description 1
- 201000001098 delayed sleep phase syndrome Diseases 0.000 description 1
- 208000033921 delayed sleep phase type circadian rhythm sleep disease Diseases 0.000 description 1
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 description 1
- 238000004401 flow injection analysis Methods 0.000 description 1
- 230000003287 optical effect Effects 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 239000000779 smoke Substances 0.000 description 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
- G21C17/044—Detectors and metering devices for the detection of fission products
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
- G21C17/044—Detectors and metering devices for the detection of fission products
- G21C17/047—Detection and metering circuits
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear 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
本公开涉及一种核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备,该方法能够根据核反应堆当前的运行模式获取该运行模式对应的至少一个目标监测参数类型,根据该至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定所述核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态,能够监测到核反应堆在开堆时和停堆后的堆芯损伤状态,得到更全面的堆芯损伤监测数据,也能够有效提高堆芯损伤监测结果的准确性和可靠性。
Description
技术领域
本公开涉及核反应堆技术领域,具体地,涉及一种核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备。
背景技术
目前国内外核电站多采用商用破损监测软件,通过监测缓发中子的剂量率来监测燃料元件(即堆芯)的破损情况,然而,由于缓发中子仅在开堆时产生,在停堆后就会消失,因此通过监测缓发中子数量的方法仅能用于评估开堆过程中堆芯的破损情况,对于停堆后的堆芯破损状态并不能起到监测作用。
发明内容
本公开的目的是提供一种核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备。
为了实现上述目的,本公开第一方面提供一种核反应堆的堆芯损伤监测方法,所述方法包括:
获取核反应堆当前的运行模式;
根据所述运行模式确定至少一个目标监测参数类型;
获取每个目标监测参数类型对应的探测值和计算值,其中,所述探测值为预设探测器对当前目标监测参数类型的检测结果,所述计算值为根据预设算法计算得到当前目标监测参数类型的参数值;
在根据所述至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定所述核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态的情况下,输出损伤提示信息,所述损伤提示信息用于表征堆芯当前处于损伤状态。
可选地,所述运行模式包括主冷模式,应急循环模式和自然循环模式,所述根据所述运行模式确定至少一个目标监测参数类型,包括:
在所述运行模式为主冷模式的情况下,确定所述至少一个目标监测参数类型包括:冷却剂剂量率,破损缓发中子和破损总γ剂量率中的一个或多个;
在所述运行模式为应急循环模式或者自然循环模式的情况下,确定所述至少一个目标监测参数类型包括:池水上方剂量率,大厅比活度和烟囱比活度中的一个或多个。
可选地,获取每个目标监测参数类型对应计算值,包括:
获取所述核反应堆的当前功率;
根据所述当前功率确定当前核反应堆内的核素总量;
根据所述核素总量和预设的核反应堆基础参数确定每个所述目标监测参数类型对应的计算值。
可选地,所述在根据所述至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定所述核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态,包括:
在确定所述核反应堆中的堆芯当前处于非正常状态的情况下,确定所述核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态,其中,在所述至少一个所述目标监测参数类型中,任一个所述目标监测参数类型对应的探测值小于当前目标监测参数类型对应的探测值阈值,且任一个所述目标监测参数类型对应的计算值小于当前目标监测参数类型对应的计算值阈值的情况下,确定所述核反应堆中的堆芯当前处于所述正常状态。
可选地,所述方法还包括:
在确定所述核反应堆中的堆芯当前处于正常状态的情况下,输出正常状态提示信息,所述正常状态提示信息用于表征堆芯当前处于非损伤状态。
可选地,所述损伤提示信息包括当前的破损份额和损伤等级,所述损伤等级包括烧毁级破损和初级破损,所述烧毁级破损的损伤程度高于所述初级破损的损伤程度,所述方法还包括:
获取所述堆芯当前的破损份额;
在所述破损份额大于或者等于第一份额阈值的情况下,确定当前的损伤等级为所述烧毁级破损;
在确定所述破损份额小于所述第一份额阈值,且大于或者等于第二份额阈值的情况下,确定当前的损伤等级为所述初级破损,所述第一份额阈值大于所述第二份额阈值。
可选地,所述获取所述堆芯当前的破损份额,包括:
获取每个所述目标监测参数类型对应的探测值与本底值的差值;
获取所述差值与所述计算值的第一比值;
获取每个所述目标监测参数类型对应探测值的第一变化率和每个所述目标监测参数类型对应计算值的第二变化率;
获取所述第一变化率与所述第二变化率的第二比值;
将所述第一比值与所述第二比值中的较大者作为当前目标监测参数类型对应的待定破损份额;
将所述至少一个目标监测参数类型对应的待定破损份额的最大者作为所述堆芯当前的破损份额。
在本公开的第二方面提供一种核反应堆的堆芯损伤监测装置,所述装置包括:
第一获取模块,用于获取核反应堆当前的运行模式;
第一确定模块,用于根据所述运行模式确定至少一个目标监测参数类型;
第二获取模块,用于获取每个目标监测参数类型对应的探测值和计算值,其中,所述探测值为预设探测器对当前目标监测参数类型的检测结果,所述计算值为根据预设算法计算得到当前目标监测参数类型的参数值;
第二确定模块,用于在根据所述至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定所述核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态的情况下,输出损伤提示信息,所述损伤提示信息用于表征堆芯当前处于损伤状态。
可选地,所述运行模式包括主冷模式,应急循环模式和自然循环模式,所述第一确定模块用于:
在所述运行模式为主冷模式的情况下,确定所述至少一个目标监测参数类型包括:冷却剂剂量率,破损缓发中子和破损总γ剂量率中的一个或多个;
在所述运行模式为应急循环模式或者自然循环模式的情况下,确定所述至少一个目标监测参数类型包括:池水上方剂量率,大厅比活度和烟囱比活度中的一个或多个。
可选地,所述第二获取模块,用于:
获取所述核反应堆的当前功率;
根据所述当前功率确定当前核反应堆内的核素总量;
根据所述核素总量和预设的核反应堆基础参数确定每个所述目标监测参数类型对应的计算值。
可选地,所述在第二确定模块,用于:
在确定所述核反应堆中的堆芯当前处于非正常状态的情况下,确定所述核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态,其中,在所述至少一个所述目标监测参数类型中,任一个所述目标监测参数类型对应的探测值小于当前目标监测参数类型对应的探测值阈值,且任一个所述目标监测参数类型对应的计算值小于当前目标监测参数类型对应的计算值阈值的情况下,确定所述核反应堆中的堆芯当前处于所述正常状态。
可选地,所述第二确定模块还用于:
第三确定模块,用于在确定所述核反应堆中的堆芯当前处于正常状态的情况下,输出正常状态提示信息,所述正常状态提示信息用于表征堆芯当前处于非损伤状态。
可选地,所述损伤提示信息包括当前的破损份额和损伤等级,所述损伤等级包括烧毁级破损和初级破损,所述烧毁级破损的损伤程度高于所述初级破损的损伤程度,所述第二确定模块还用于:
获取所述堆芯当前的破损份额;
在所述破损份额大于或者等于第一份额阈值的情况下,确定当前的损伤等级为所述烧毁级破损;
在确定所述破损份额小于所述第一份额阈值,且大于或者等于第二份额阈值的情况下,确定当前的损伤等级为所述初级破损,所述第一份额阈值大于所述第二份额阈值。
可选地,所述第二确定模块还用于:
获取每个所述目标监测参数类型对应的探测值与本底值的差值;
获取所述差值与所述计算值的第一比值;
获取每个所述目标监测参数类型对应探测值的第一变化率和每个所述目标监测参数类型对应计算值的第二变化率;
获取所述第一变化率与所述第二变化率的第二比值;
将所述第一比值与所述第二比值中的较大者作为当前目标监测参数类型对应的待定破损份额;
将所述至少一个目标监测参数类型对应的待定破损份额的最大者作为所述堆芯当前的破损份额。
在本公开的第三方面提供一种计算机可读存储介质,其上存储有计算机程序,该程序被处理器执行时实现以上第一方面所述方法的步骤。
在本公开的第四方面提供一种电子设备,包括:
存储器,其上存储有计算机程序;
处理器,用于执行所述存储器中的所述计算机程序,以实现以上第一方面所述方法的步骤。
上述技术方案,通过获取核反应堆当前的运行模式;根据所述运行模式确定至少一个目标监测参数类型;获取每个目标监测参数类型对应的探测值和计算值,在根据所述至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定所述核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态的情况下,输出损伤提示信息。这样,能够根据核反应堆当前的运行模式获取该运行模式对应的至少一个目标监测参数类型,根据该至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定所述核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态,能够监测到核反应堆在开堆时和停堆后的堆芯损伤状态,能够更全面地监测堆芯损伤状况,也能够有效提高堆芯损伤监测结果的准确性和可靠性。
本公开的其他特征和优点将在随后的具体实施方式部分予以详细说明。
附图说明
附图是用来提供对本公开的进一步理解,并且构成说明书的一部分,与下面的具体实施方式一起用于解释本公开,但并不构成对本公开的限制。在附图中:
图1是本公开一示例性实施例示出的一种核反应堆的堆芯损伤监测方法的流程图;
图2是根据图1所示实施例示出的一种核反应堆的堆芯损伤监测方法的流程图;
图3是根据图1所示实施例示出的另一种核反应堆的堆芯损伤监测方法的流程图;
图4是根据图1所示实施例示出的又一种核反应堆的堆芯损伤监测方法的流程图;
图5是本公开另一示例性实施例示出的一种核反应堆的堆芯损伤监测装置的框图;
图6是根据一示例性实施例示出的一种电子设备的框图。
具体实施方式
以下结合附图对本公开的具体实施方式进行详细说明。应当理解的是,此处所描述的具体实施方式仅用于说明和解释本公开,并不用于限制本公开。
在详细介绍本公开的具体实施方式之前,首先对本公开的具体应用场景进行以下说明,本公开可以应用与核反应堆的堆芯破损状况监测场景中,用于对核反应堆在开堆时以及停堆后的堆芯状况进行监测,并根据监测结果输出相关提示信息。其中,核反应堆的堆芯通常浸泡在装有冷却剂的水池内,该水池设置在一个大厅内,目前,相关技术中一般是通过监测冷却剂内的缓发中子的剂量率来监测燃料元件破损情况,但是,由于缓发中子在停堆后就会消失,因此通过监测缓发中子的方法仅能用于评估开堆过程中燃料破损情况,并不能对停堆后的堆芯发展状况进行监测,并且,发明人还发现,相关技术中仅通过缓发中子这一个参数确定堆芯损伤状态,得到的监测评估结果的准确性也无法保证,也就是说,相关技术中的堆芯损伤监测方法既不能对停堆后的堆芯发展状况进行监测,也不能有效保证监测结果的准确性。
为了克服以上技术问题,本公开提供一种核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备,该方法能够根据核反应堆当前的运行模式获取该运行模式对应的至少一个目标监测参数类型,根据该至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定所述核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态,能够监测到核反应堆在开堆时和停堆后的堆芯损伤状态,得到更全面的堆芯损伤监测数据,也能够有效提高堆芯损伤监测结果的准确性和可靠性。
下面结合附图对本公开的实施方式进行详细阐述。
图1是本公开一示例性实施例示出的一种核反应堆的堆芯损伤监测方法的流程图;参见图1,该方法可以包括以下步骤:
步骤101,获取核反应堆当前的运行模式。
其中,该运行模式可以是主冷模式,应急循环模式和自然循环模式中的任一种,该主冷模式为核反应堆的主冷却循环系统对堆芯进行降温的模式,可以通过获取主冷却剂循环泵的工作状态确定是否处于主冷模式,该应急循环模式为在主冷却剂循环泵停止之后,启动应急冷却循环泵继续使冷却剂进行循环以使堆芯持续降温的模式,该自然循环模式为主冷却剂循环泵和应急循环泵均处于停止运行状态的模式。
示例地,可以获取主冷却循环泵以及应急冷却循环泵的工作状态,在确定该主冷却循环泵处于运行状态的情况下,确定当前的该运行模式为主冷模式;在确定该主冷却循环泵处于停止运行状态和该应急冷却循环泵处于运行状态的情况下,确定当前的该运行模式为应急循环模式;在确定该主冷却循环泵和应急冷却循环泵均处于停止运行状态的情况下,确定当前的该运行模式为自然循环模式。
步骤102,根据该运行模式确定至少一个目标监测参数类型。
本步骤中,在该运行模式为主冷模式的情况下,确定该至少一个目标监测参数类型包括:冷却剂剂量率,破损缓发中子和破损总γ剂量率中的一个或多个;在该运行模式为应急循环模式或者自然循环模式的情况下,确定该至少一个目标监测参数类型包括:池水上方剂量率,大厅比活度和烟囱比活度中的一个或多个。
其中,该冷却剂剂量率是主冷却剂出堆之后,进入主冷却剂循环泵之前核素剂量率;该破损缓发中子为主冷却剂经冷却和循环以后进入核反应堆之前的缓发中子剂量率;该破损总γ剂量率为主冷却剂经冷却和循环以后进入核反应堆之前的核素剂量率;池水上方剂量率为水池内的冷却剂的核素剂量率与大厅内不稳定核素的剂量率之和;大厅比活度为核反应堆所在大厅内空气中的不稳定核素的比活度;烟囱比活度为核反应堆对应烟囱内的不稳定核素的比活度。
步骤103,获取每个目标监测参数类型对应的探测值和计算值。
其中,该探测值为预设探测器对当前目标监测参数类型的检测结果,该计算值为根据预设算法计算得到当前目标监测参数类型的参数值。
示例地,该冷却剂剂量率对应的预设探测器可以设置在核反应堆的堆口处,也可以设置在堆口与主冷却剂循环泵之间的冷却剂循环管道内,用于测量主冷却剂出堆之后,进入主冷却剂循环泵之前核素剂量率;该破损缓发中子和该破损总γ剂量率对应的预设探测器可以设置在破损管路上,该破损管路设置在主冷却剂循环泵的出口至水池的入口之间的冷却剂循环管道上,用于探测主冷却剂经冷却和循环以后进入核反应堆之前的缓发中子和破损总γ剂量率,该池水上方剂量率对应的预设探测器可以设置在水池的上沿处,用于测量到水池内的冷却剂的核素剂量率和大厅内不稳定核素的剂量率;大厅比活度对应的预设探测器可以设置在核反应堆所在大厅中,用于探测核反应堆所在大厅内空气中的不稳定核素的比活度;烟囱比活度对应的预设探测器可以设置在核反应堆所在大厅的烟囱内,用于探测核反应堆对应烟囱内的不稳定核素的比活度。
步骤104,在根据该至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定该核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态的情况下,输出损伤提示信息。
其中,该损伤提示信息用于表征堆芯当前处于损伤状态。
本步骤中,一种可能的实施方式中,在确定该核反应堆中的堆芯当前处于非正常状态的情况下,确定该核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态,其中,在该至少一个该目标监测参数类型中,任一个该目标监测参数类型对应的探测值小于当前目标监测参数类型对应的探测值阈值,且任一个该目标监测参数类型对应的计算值小于当前目标监测参数类型对应的计算值阈值的情况下,确定该核反应堆中的堆芯当前处于该正常状态。
也就是说,在确定该至少一个该目标监测参数类型中,任一个该目标监测参数类型对应的探测值大于或者等于当前目标监测参数类型对应的探测值阈值的情况下,确定该核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态;或者,在该至少一个该目标监测参数类型中,任一个该目标监测参数类型对应的计算值大于或者等于当前目标监测参数类型对应的计算值阈值的情况下,确定该核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态。
上述技术方案,能够根据核反应堆当前的运行模式获取该运行模式对应的至少一个目标监测参数类型,根据该至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定该核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态,能够监测到核反应堆在开堆时和停堆后的堆芯损伤状态,得到更全面的堆芯损伤监测数据,也能够有效提高堆芯损伤监测结果的准确性和可靠性。
以上图1中步骤103所述的获取每个目标监测参数类型对应的计算值的实施方式如以下图2所示,图2是根据图1所示实施例示出的一种核反应堆的堆芯损伤监测方法的流程图,包括:
步骤1031,获取该核反应堆的当前功率。
本步骤中,该当前功率可以通过核反应堆设置的功率采集设备直接采集得到,例如,可以通过采集器直接读取功率探测器的功率值得到该当前功率。
步骤1032,根据该当前功率确定当前核反应堆内的核素总量。
其中,将该当前功率输入至预设的计算工具(例如Origen2程序),以使该计算工具输出该当前功率对应的核素总量,从而得到当前核反应堆内的核素总量,需要说明的是,该Origen2程序作为一种计算核密度的工具,属于现有技术中比较成熟和常用的工具,本公开在此不再赘述。
步骤1033,根据该核素总量和预设的核反应堆基础参数确定每个该目标监测参数类型对应的计算值。
其中,可以通过以下公式一和公式二确定主冷模式下的该冷却剂剂量率,该破损缓发中子和该破损总γ剂量率的计算值:
公式一:
公式二:D(A)=∑nλiNiKi;
以上公式中,Nci是当前冷却剂中第i种核素(或者称为核素i)的核子密度,i大于0小于n,n为反应堆内核素的类别数量;Nfi是当前燃料中第i种核素的核子数;Cfi为核素i从燃料释放到冷却剂中概率;Vc为一回路冷却剂的体积;λi是为核素i的衰变常数;λg是为先驱核g的衰变常数;Ncg是冷却剂中先驱核g的核密度;Qcp是主冷却剂净化回路流量;∈cp是主冷却剂净化回路的净化效率;Qpo是主冷却剂回路与堆水池交换的流量;σi是第i种核素的中子反应截面;Ф是堆芯中子注量率;Vco是堆芯冷却剂的体积。D(A)是冷却剂剂量率计算值;Ni是第i种核素的核子数;Ki是根据核反应堆模型预设的单位源强对应的剂量率,其中,在计算该冷却剂剂量率时,公式二中的Ni=Nci×Vc。
需要说明的是,以上公式中该Nfi由步骤1032中所示的计算工具输出得到,该Cfi,Vc,λi,λg,Ncg,Qcp,∈cp,Qpo,σi,Ф,Vco,Ki均为预设的核反应堆基础参数。
可以通过以上公式二和以下公式三确定主冷模式下的水池上方剂量率的计算值:
公式三:
其中,该公式三中除公式二出现的参数外,还包括Npi,Vp,Npg,Qpp,ξpp,Sp,Cpi,Npi是堆水池中核素i的核子密度;Vp为堆水池中水的体积;Npg是堆水池先驱核g的核子密度;Qpp是池水净化回路流量;ξpp是池水净化回路的净化效率;Sp是堆水池水面面积;Cpi为核素i从堆水池释放到大厅中概率。
需要说明的是,以上公式三中,该Nci可以通过以上公式一和公式二计算得到,该在计算该主冷模式下的水池上方剂量率的计算值时,该公式二中的Ni=Npi×Vc,Vp,Npg,Qpp,ξpp,Sp,Cpi均为预设的核反应堆基础参数。
可以通过以上公式二和以下公式四确定该主冷模式下的大厅比活度的计算值和烟冲比活度的计算值:
公式四:
以上公式四中除公式一至公式三出现的参数外,还包括:Nhi,Vh,Npg,Qv,其中,Nhi是操作大厅中第i种核素的核子密度;Vh为操作大厅的容积;Npg是操作大厅中先驱核g的核子密度;Qv是操作大厅的通风流量。
需要说明的是,以上公式四中,Nhi为待计算值,该Npi可以通过公式三计算得到,该Vh,Npg,Qv均为预设的核反应堆基础参数。
可以通过以下公式五,公式六和以上公式二确定应急模式下的该池水上方剂量率的计算值:
公式五: 或者,
公式六:
以上公式中,Npi是堆水池中第i种核素的核子密度;Nci是应急流量注入堆芯时刻T冷却剂中第i种核素的核子密度;Vp为堆水池中水的体积;Vg是堆芯、导流箱,衰变箱和应急冷却回路与主冷回路共用管道部分冷却剂的体积;Nfi是燃料中第i种核素的核子数;Cfi为核素i从燃料释放到冷却剂中概率;λi是为核素i的衰变常数;λg是为先驱核g的衰变常数;Npg是堆水池中先驱核g的核密度;Qpp是池水净化回路流量;ξpp是池水净化回路的净化效率;σ是第i种核素的中子反应截面;Ф是堆芯中子注量率;Vco是堆芯冷却剂的体积;Sp是堆水池水面面积;Cpi为核素i从堆水池释放到操作大厅中概率。
需要说明的是,以上公式五中,该Nfi由步骤1032中所示的计算工具输出得到,该Cfi,Nci可以由以上公式三计算得到,Vp,Vg,Nfi由步骤1032中所示的计算工具输出得到,Cfi,λi,λg,Npg,Qpp,ξpp,σ,Ф,Vco,Sp,Cpi均为预设的核反应堆基础参数,另外,在计算该池水上方剂量率时,该公式二中的Ni=Npi×Vp。
可以通过以下公式七,公式八和以上公式二,确定应急模式下的该大厅比活度和烟囱比活度的计算值:
公式七:
公式八:A=λiVNhi;
其中,Nhi是操作大厅中第i种核素的核子密度;Vh为操作大厅的容积;Npg是操作大厅中先驱核g的核密度;Qv是操作大厅的通风流量,M为大厅内或者烟囱内气体的质量,V是大厅的容积或者烟囱容积。
以上技术方案,能够通过计算得到每个目标监测参数类型对应的计算值,能够为堆芯损伤监测提供可靠的数据依据,通过计算值和探测值一起确定堆芯当前的损伤状态,有利于提升监测结果的准确性。
进一步地,图1中步骤104所述的损伤提示信息还可以包括当前的破损份额和损伤等级,该损伤等级包括烧毁级破损和初级破损,该烧毁级破损的损伤程度高于该初级破损的损伤程度,其中,该破损份额可以通过以下图3所示步骤获取得到,图3是根据图1所示实施例示出的另一种核反应堆的堆芯损伤监测方法的流程图,如图3所示,包括:
步骤1041,获取每个该目标监测参数类型对应的探测值与本底值的差值。
其中,该探测值为每个该目标监测参数类型对应的预设探测器检测得到的数据,该本底值为每个目标监测参数类型对应的预设探测器在没有进样时探测器显示的信号值。
步骤1042,获取该差值与该计算值的第一比值。
其中,每个目标监测参数类型对应的计算值的确定方法可以参见以上图2步骤1033中所示的具体计算方式,本步骤中在此不再赘述。
步骤1043,获取每个该目标监测参数类型对应探测值的第一变化率和每个该目标监测参数类型对应计算值的第二变化率。
示例地,可以先获取t1时间该目标监测参数类型对应的探测值,例如获取到t1时间的探测值为d1,再获取t2时间该目标监测参数类型对应的探测值,例如获取到t2时间的探测值为d2,该第一变化率为:同理,获取两个时刻的计算值,然后获取两个时刻计算值的差值与时间的比值,可以得到该第二变化率。
步骤1044,获取该第一变化率与该第二变化率的第二比值,并将该第一比值与该第二比值中的较大者作为当前目标监测参数类型对应的待定破损份额。
示例地,在确定该冷却剂剂量率对应的待定破损份额时,获取到的第一比值为A,获取到的第二比值为B,若A大于B,则将A作为该冷却剂剂量率对应的待定破损份额,若A小于或者等于B,则将B作为该冷却剂剂量率对应的待定破损份额;同理,在该运行模式为主冷模式的情况下,可以获取到破损缓发中子对应的待定破损份额,以及破损总γ剂量率对应的待定破损份额。在该运行模式为应急循环模式或者自然循环模式的情况下,确定池水上方剂量率,大厅比活度和烟囱比活度各自对应的待定破损份额。
步骤1045,将该至少一个目标监测参数类型对应的待定破损份额的最大者作为该堆芯当前的破损份额。
其中,在该运行模式为主冷模式的情况下,将冷却剂剂量率,破损缓发中子和破损总γ剂量率中待定份额的最大者确定为该堆芯当前的破损份额。在该运行模式为应急循环模式或者自然循环模式的情况下,将池水上方剂量率,大厅比活度和烟囱比活度中待定破损份额的最大者确定该堆芯当前的破损份额。
以上技术方案,通过将该至少一个目标监测参数类型对应的待定破损份额的最大者作为该堆芯当前的破损份额,能够有效提高破损份额的准确性。
另外,该损伤等级可以通过以下图4所示步骤确定,图4是根据图1所示实施例示出的又一种核反应堆的堆芯损伤监测方法的流程图,如图4所示,包括:
步骤1046,获取该堆芯当前的破损份额。
其中,该破损份额用于表征堆芯当前的破损程度。
本步骤中,可以通过以上步骤1041至步骤1045所述的方法确定当前的破损份额,本公开在此不再赘述。
步骤1047,确定该破损份额是否大于或者等于第一份额阈值。
本步骤中,在确定该破损份额大于或者等于第一份额阈值的情况下,执行步骤10411,在确定该破损份额小于该第一份额阈值的情况下,执行步骤1048至步骤10410。
步骤1048,确定该破损份额是否大于或者等于第二份额阈值。
其中,该第一份额阈值大于该第二份额阈值。
本步骤中,在确定该破损份额大于或者等于第二份额阈值的情况下,执行步骤1049,在确定该破损份额小于第二份额阈值的情况下,执行步骤10410。
步骤1049,确定当前的损伤等级为该初级破损。
步骤10410,确定该核反应堆中的堆芯当前处于正常状态的情况下,输出正常状态提示信息。
其中,该正常状态提示信息用于表征堆芯当前处于非损伤状态。
步骤10411,确定当前的损伤等级为该烧毁级破损。
另外,该方法还可以包括:在确定该核反应堆中的堆芯当前处于正常状态的情况下,输出正常状态提示信息。
以上技术方案,能够根据当前的破损份额确定堆芯当前的损伤等级,能够输出堆芯当前的损伤等级以及破损份额,有利于用户及时地掌握该堆芯的损伤状态,能够为堆芯研究和使用提供可靠的依据。
图5是本公开另一示例性实施例示出的一种核反应堆的堆芯损伤监测装置的框图;参见图5,该装置可以包括:
第一获取模块501,用于获取核反应堆当前的运行模式;
第一确定模块502,用于根据该运行模式确定至少一个目标监测参数类型;
第二获取模块503,用于获取每个目标监测参数类型对应的探测值和计算值,其中,该探测值为预设探测器对当前目标监测参数类型的检测结果,该计算值为根据预设算法计算得到当前目标监测参数类型的参数值;
第二确定模块504,用于在根据该至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定该核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态的情况下,输出损伤提示信息,该损伤提示信息用于表征堆芯当前处于损伤状态。
以上技术方案,能够根据核反应堆当前的运行模式获取该运行模式对应的至少一个目标监测参数类型,根据该至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定该核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态,能够监测到核反应堆在开堆时和停堆后的堆芯损伤状态,得到更全面的堆芯损伤监测数据,也能够有效提高堆芯损伤监测结果的准确性和可靠性。
可选地,该运行模式包括主冷模式,应急循环模式和自然循环模式,该第一确定模块502用于:
在该运行模式为主冷模式的情况下,确定该至少一个目标监测参数类型包括:冷却剂剂量率,破损缓发中子和破损总γ剂量率中的一个或多个;
在该运行模式为应急循环模式或者自然循环模式的情况下,确定该至少一个目标监测参数类型包括:池水上方剂量率,大厅比活度和烟囱比活度中的一个或多个。
可选地,该第二获取模块503,用于:
获取该核反应堆的当前功率;
根据该当前功率确定当前核反应堆内的核素总量;
根据该核素总量和预设的核反应堆基础参数确定每个该目标监测参数类型对应的计算值。
可选地,该在第二确定模块504,用于:
在确定该核反应堆中的堆芯当前处于非正常状态的情况下,确定该核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态,其中,在该至少一个该目标监测参数类型中,任一个该目标监测参数类型对应的探测值小于当前目标监测参数类型对应的探测值阈值,且任一个该目标监测参数类型对应的计算值小于当前目标监测参数类型对应的计算值阈值的情况下,确定该核反应堆中的堆芯当前处于该正常状态。
可选地,该第二确定模块504还用于:
第三确定模块,用于在确定该核反应堆中的堆芯当前处于正常状态的情况下,输出正常状态提示信息,该正常状态提示信息用于表征堆芯当前处于非损伤状态。
可选地,该损伤提示信息包括当前的破损份额和损伤等级,该损伤等级包括烧毁级破损和初级破损,该烧毁级破损的损伤程度高于该初级破损的损伤程度,该第二确定模块504还用于:
获取该堆芯当前的破损份额;
在该破损份额大于或者等于第一份额阈值的情况下,确定当前的损伤等级为该烧毁级破损;
在确定该破损份额小于该第一份额阈值,且大于或者等于第二份额阈值的情况下,确定当前的损伤等级为该初级破损,该第一份额阈值大于该第二份额阈值。
可选地,该第二确定模块504还用于:
获取每个该目标监测参数类型对应的探测值与本底值的差值;
获取该差值与该计算值的第一比值;
获取每个该目标监测参数类型对应探测值的第一变化率和每个该目标监测参数类型对应计算值的第二变化率;
获取该第一变化率与该第二变化率的第二比值;
将该第一比值与该第二比值中的较大者作为当前目标监测参数类型对应的待定破损份额;
将该至少一个目标监测参数类型对应的待定破损份额的最大者作为该堆芯当前的破损份额。
以上技术方案,能够通过计算得到每个目标监测参数类型对应的计算值,能够为堆芯损伤监测提供可靠的数据依据,能够通过计算值和探测值一起确定堆芯当前的破损份额和损伤等级,并将该破损份额和损伤等级展示给用户,不仅有利于提升监测结果的准确性,也有利于用户及时准确地掌握堆芯的损伤状态,有利于提升用户体验。
关于上述实施例中的装置,其中各个模块执行操作的具体方式已经在有关该方法的实施例中进行了详细描述,此处将不做详细阐述说明。
图6是根据一示例性实施例示出的一种电子设备的框图。如图6所示,该电子设备600可以包括:处理器601,存储器602。该电子设备600还可以包括多媒体组件603,输入/输出(I/O)接口604,以及通信组件605中的一者或多者。
其中,处理器601用于控制该电子设备600的整体操作,以完成上述的核反应堆的堆芯损伤监测方法中的全部或部分步骤。存储器602用于存储各种类型的数据以支持在该电子设备600的操作,这些数据例如可以包括用于在该电子设备600上操作的任何应用程序或方法的指令,以及应用程序相关的数据,该存储器602可以由任何类型的易失性或非易失性存储设备或者它们的组合实现,例如静态随机存取存储器(Static Random AccessMemory,简称SRAM),电可擦除可编程只读存储器(Electrically Erasable ProgrammableRead-Only Memory,简称EEPROM),可擦除可编程只读存储器(Erasable ProgrammableRead-Only Memory,简称EPROM),可编程只读存储器(Programmable Read-Only Memory,简称PROM),只读存储器(Read-Only Memory,简称ROM),磁存储器,快闪存储器,磁盘或光盘。多媒体组件603可以包括屏幕和音频组件。I/O接口604为处理器601和其他接口模块之间提供接口,上述其他接口模块可以是键盘,鼠标,按钮等。这些按钮可以是虚拟按钮或者实体按钮。通信组件605用于该电子设备600与其他设备之间进行有线或无线通信。无线通信,例如Wi-Fi,蓝牙,近场通信(Near Field Communication,简称NFC),2G、3G或4G,或它们中的一种或几种的组合,因此相应的该通信组件605可以包括:Wi-Fi模块,蓝牙模块,NFC模块。
在一示例性实施例中,电子设备600可以被一个或多个应用专用集成电路(Application Specific Integrated Circuit,简称ASIC)、数字信号处理器(DigitalSignal Processor,简称DSP)、数字信号处理设备(Digital Signal Processing Device,简称DSPD)、可编程逻辑器件(Programmable Logic Device,简称PLD)、现场可编程门阵列(Field Programmable Gate Array,简称FPGA)、控制器、微控制器、微处理器或其他电子元件实现,用于执行上述的核反应堆的堆芯损伤监测方法。
在另一示例性实施例中,还提供了一种包括程序指令的计算机可读存储介质,该程序指令被处理器执行时实现上述的核反应堆的堆芯损伤监测方法的步骤。例如,该计算机可读存储介质可以为上述包括程序指令的存储器602,上述程序指令可由电子设备600的处理器601执行以完成上述的核反应堆的堆芯损伤监测方法。
以上结合附图详细描述了本公开的优选实施方式,但是,本公开并不限于上述实施方式中的具体细节,在本公开的技术构思范围内,可以对本公开的技术方案进行多种简单变型,这些简单变型均属于本公开的保护范围。
另外需要说明的是,在上述具体实施方式中所描述的各个具体技术特征,在不矛盾的情况下,可以通过任何合适的方式进行组合,为了避免不必要的重复,本公开对各种可能的组合方式不再另行说明。
此外,本公开的各种不同的实施方式之间也可以进行任意组合,只要其不违背本公开的思想,其同样应当视为本公开所公开的内容。
Claims (9)
1.一种核反应堆的堆芯损伤监测方法,其特征在于,所述方法包括:
获取核反应堆当前的运行模式;
根据所述运行模式确定至少一个目标监测参数类型;
获取每个目标监测参数类型对应的探测值和计算值,其中,所述探测值为预设探测器对当前目标监测参数类型的检测结果,所述计算值为根据预设算法计算得到当前目标监测参数类型的参数值;
在根据所述至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定所述核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态的情况下,输出损伤提示信息,所述损伤提示信息用于表征堆芯当前处于损伤状态;
所述损伤提示信息包括当前的破损份额和损伤等级,所述损伤等级包括烧毁级破损和初级破损,所述烧毁级破损的损伤程度高于所述初级破损的损伤程度,所述方法还包括:
获取所述堆芯当前的破损份额;
在所述破损份额大于或者等于第一份额阈值的情况下,确定当前的损伤等级为所述烧毁级破损;
所述获取所述堆芯当前的破损份额,包括:
获取每个所述目标监测参数类型对应的探测值与本底值的差值;
获取所述差值与所述计算值的第一比值;
获取每个所述目标监测参数类型对应探测值的第一变化率和每个所述目标监测参数类型对应计算值的第二变化率;
获取所述第一变化率与所述第二变化率的第二比值;
将所述第一比值与所述第二比值中的较大者作为当前目标监测参数类型对应的待定破损份额;
将所述至少一个目标监测参数类型对应的待定破损份额的最大者作为所述堆芯当前的破损份额。
2.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,所述运行模式包括主冷模式,应急循环模式和自然循环模式,所述根据所述运行模式确定至少一个目标监测参数类型,包括:
在所述运行模式为主冷模式的情况下,确定所述至少一个目标监测参数类型包括:冷却剂剂量率,破损缓发中子和破损总γ剂量率中的一个或多个;
在所述运行模式为应急循环模式或者自然循环模式的情况下,确定所述至少一个目标监测参数类型包括:池水上方剂量率,大厅比活度和烟囱比活度中的一个或多个。
3.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,获取每个目标监测参数类型对应计算值,包括:
获取所述核反应堆的当前功率;
根据所述当前功率确定当前核反应堆内的核素总量;
根据所述核素总量和预设的核反应堆基础参数确定每个所述目标监测参数类型对应的计算值。
4.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,所述在根据所述至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定所述核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态,包括:
在确定所述核反应堆中的堆芯当前处于非正常状态的情况下,确定所述核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态,其中,在所述至少一个所述目标监测参数类型中,任一个所述目标监测参数类型对应的探测值小于当前目标监测参数类型对应的探测值阈值,且任一个所述目标监测参数类型对应的计算值小于当前目标监测参数类型对应的计算值阈值的情况下,确定所述核反应堆中的堆芯当前处于所述正常状态。
5.根据权利要求4所述的方法,其特征在于,所述方法还包括:
在确定所述核反应堆中的堆芯当前处于正常状态的情况下,输出正常状态提示信息,所述正常状态提示信息用于表征堆芯当前处于非损伤状态。
6.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,所述方法还包括:
在确定所述破损份额小于所述第一份额阈值,且大于或者等于第二份额阈值的情况下,确定当前的损伤等级为所述初级破损,其中,所述第一份额阈值大于所述第二份额阈值。
7.一种核反应堆的堆芯损伤监测装置,其特征在于,所述装置包括:
第一获取模块,用于获取核反应堆当前的运行模式;
第一确定模块,用于根据所述运行模式确定至少一个目标监测参数类型;
第二获取模块,用于获取每个目标监测参数类型对应的探测值和计算值,其中,所述探测值为预设探测器对当前目标监测参数类型的检测结果,所述计算值为根据预设算法计算得到当前目标监测参数类型的参数值;
第二确定模块,用于在根据所述至少一个目标监测参数类型对应的探测值和计算值确定所述核反应堆中的堆芯当前处于损伤状态的情况下,输出损伤提示信息,所述损伤提示信息用于表征堆芯当前处于损伤状态;
所述损伤提示信息包括当前的破损份额和损伤等级,所述损伤等级包括烧毁级破损和初级破损,所述烧毁级破损的损伤程度高于所述初级破损的损伤程度,所述第二确定模块还用于:
获取所述堆芯当前的破损份额;
在所述破损份额大于或者等于第一份额阈值的情况下,确定当前的损伤等级为所述烧毁级破损;
所述第二确定模块还用于:
获取每个所述目标监测参数类型对应的探测值与本底值的差值;
获取所述差值与所述计算值的第一比值;
获取每个所述目标监测参数类型对应探测值的第一变化率和每个所述目标监测参数类型对应计算值的第二变化率;
获取所述第一变化率与所述第二变化率的第二比值;
将所述第一比值与所述第二比值中的较大者作为当前目标监测参数类型对应的待定破损份额;
将所述至少一个目标监测参数类型对应的待定破损份额的最大者作为所述堆芯当前的破损份额。
8.一种计算机可读存储介质,其上存储有计算机程序,其特征在于,该程序被处理器执行时实现权利要求1-6中任一项所述方法的步骤。
9.一种电子设备,其特征在于,包括:
存储器,其上存储有计算机程序;
处理器,用于执行所述存储器中的所述计算机程序,以实现权利要求1-6中任一项所述方法的步骤。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202110594401.4A CN113409971B (zh) | 2021-05-28 | 2021-05-28 | 核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202110594401.4A CN113409971B (zh) | 2021-05-28 | 2021-05-28 | 核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN113409971A CN113409971A (zh) | 2021-09-17 |
CN113409971B true CN113409971B (zh) | 2024-03-22 |
Family
ID=77675230
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202110594401.4A Active CN113409971B (zh) | 2021-05-28 | 2021-05-28 | 核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN113409971B (zh) |
Citations (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3786257A (en) * | 1971-08-12 | 1974-01-15 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear failed fuel detection system |
US4421716A (en) * | 1980-12-29 | 1983-12-20 | S. Levy, Inc. | Safety monitoring and reactor transient interpreter |
JPH0371096A (ja) * | 1989-08-11 | 1991-03-26 | Toshiba Corp | 破損燃料位置検出装置 |
JPH0587973A (ja) * | 1991-05-07 | 1993-04-09 | Toshiba Corp | 原子炉監視装置 |
JP2004309401A (ja) * | 2003-04-09 | 2004-11-04 | Toshiba Corp | 原子炉炉心監視システム |
JP2008275358A (ja) * | 2007-04-26 | 2008-11-13 | Toshiba Corp | 原子炉内破損検知装置及び方法 |
MX2013004087A (es) * | 2012-04-11 | 2013-10-15 | Ge Hitachi Nucl Energy America | Sondas de reactor nuclear in situ y externas para nivel de agua y temperatura de accidente severo. |
CN105006259A (zh) * | 2015-06-18 | 2015-10-28 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂堆芯损伤评价方法 |
KR20160025088A (ko) * | 2014-08-25 | 2016-03-08 | 주식회사 우진 | 다중열전대 노내핵계측기를 이용하는 중대사고후 원자로내부상태 감시시스템 및 감시방법 |
KR20160055020A (ko) * | 2014-11-07 | 2016-05-17 | 한국수력원자력 주식회사 | 데이터 정형화 처리기 및 실시간 제어 분석기를 이용한 사고 회복 방법 및 사고 회복 장치 |
CN108053900A (zh) * | 2017-12-14 | 2018-05-18 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 辐射监测的方法、装置以及系统 |
CN108389637A (zh) * | 2018-02-07 | 2018-08-10 | 中广核研究院有限公司 | 一种铅铋堆燃料元件包壳完整性在线监测系统及方法 |
CN110033873A (zh) * | 2019-04-25 | 2019-07-19 | 广西防城港核电有限公司 | 用于分析和判断核燃料组件破损的方法 |
JP2019148433A (ja) * | 2018-02-26 | 2019-09-05 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント状態監視装置 |
WO2020118533A1 (zh) * | 2018-12-11 | 2020-06-18 | 中广核工程有限公司 | 核电站泄漏监测报警方法及报警系统 |
CN111489841A (zh) * | 2019-01-29 | 2020-08-04 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 核反应堆燃料破损监测系统 |
CN112133460A (zh) * | 2020-08-26 | 2020-12-25 | 中国原子能科学研究院 | 一种快堆堆芯在线监督方法及系统 |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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 |
-
2021
- 2021-05-28 CN CN202110594401.4A patent/CN113409971B/zh active Active
Patent Citations (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3786257A (en) * | 1971-08-12 | 1974-01-15 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear failed fuel detection system |
US4421716A (en) * | 1980-12-29 | 1983-12-20 | S. Levy, Inc. | Safety monitoring and reactor transient interpreter |
JPH0371096A (ja) * | 1989-08-11 | 1991-03-26 | Toshiba Corp | 破損燃料位置検出装置 |
JPH0587973A (ja) * | 1991-05-07 | 1993-04-09 | Toshiba Corp | 原子炉監視装置 |
JP2004309401A (ja) * | 2003-04-09 | 2004-11-04 | Toshiba Corp | 原子炉炉心監視システム |
JP2008275358A (ja) * | 2007-04-26 | 2008-11-13 | Toshiba Corp | 原子炉内破損検知装置及び方法 |
MX2013004087A (es) * | 2012-04-11 | 2013-10-15 | Ge Hitachi Nucl Energy America | Sondas de reactor nuclear in situ y externas para nivel de agua y temperatura de accidente severo. |
KR20160025088A (ko) * | 2014-08-25 | 2016-03-08 | 주식회사 우진 | 다중열전대 노내핵계측기를 이용하는 중대사고후 원자로내부상태 감시시스템 및 감시방법 |
KR20160055020A (ko) * | 2014-11-07 | 2016-05-17 | 한국수력원자력 주식회사 | 데이터 정형화 처리기 및 실시간 제어 분석기를 이용한 사고 회복 방법 및 사고 회복 장치 |
CN105006259A (zh) * | 2015-06-18 | 2015-10-28 | 中国核电工程有限公司 | 一种核电厂堆芯损伤评价方法 |
CN108053900A (zh) * | 2017-12-14 | 2018-05-18 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 辐射监测的方法、装置以及系统 |
CN108389637A (zh) * | 2018-02-07 | 2018-08-10 | 中广核研究院有限公司 | 一种铅铋堆燃料元件包壳完整性在线监测系统及方法 |
JP2019148433A (ja) * | 2018-02-26 | 2019-09-05 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント状態監視装置 |
WO2020118533A1 (zh) * | 2018-12-11 | 2020-06-18 | 中广核工程有限公司 | 核电站泄漏监测报警方法及报警系统 |
CN111489841A (zh) * | 2019-01-29 | 2020-08-04 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 核反应堆燃料破损监测系统 |
CN110033873A (zh) * | 2019-04-25 | 2019-07-19 | 广西防城港核电有限公司 | 用于分析和判断核燃料组件破损的方法 |
CN112133460A (zh) * | 2020-08-26 | 2020-12-25 | 中国原子能科学研究院 | 一种快堆堆芯在线监督方法及系统 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN113409971A (zh) | 2021-09-17 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US20100104059A1 (en) | Renormalization method of excore detector | |
US4588547A (en) | Method and apparatus for determining the nearness to criticality of a nuclear reactor | |
CN113409971B (zh) | 核反应堆的堆芯损伤监测方法、装置、介质及电子设备 | |
CN108877969B (zh) | 核功率理论模型建立及验证方法、系统及终端设备 | |
KR20090067116A (ko) | 소모된 핵연료의 연소도의 향상 방법 | |
CN110111917A (zh) | 事故后堆外核中子通量监测方法、装置以及可读存储介质 | |
WO2023159938A1 (zh) | 反应堆在线保护方法、系统及可读存储介质 | |
Jiao et al. | Application of multiple linear regression to trip setpoint analysis in a reactivity‐initiated accident of a molten salt reactor | |
Agrenius | Criticality safety calculations of storage canisters | |
CN113487464B (zh) | 核电厂事故管理方法、装置、计算机设备和存储介质 | |
Mandelli et al. | Comparison of a traditional probabilistic risk assessment approach with advanced safety analysis | |
CN114334194B (zh) | 高温气冷堆氦气泄漏预警方法、装置、设备及存储介质 | |
Castagna et al. | Adoption of ACPS in Nuclear Reactor Analysis | |
Chen et al. | Progress of the HTR-10 measured data utilization | |
Jiao et al. | Disturbance of Neutron Flux Measurement Under Post-Accident Conditions in Nuclear Power Plant | |
El-Hameed et al. | Machine Learning-Based Classification and Regression Approach for Sustainable Disaster Management: The Case Study of APR1400 in Korea. Sustainability 2021, 13, 9712 | |
CN106571168A (zh) | 反应堆压力容器的快中子注量率的实时监测方法和系统 | |
CN113487464A (zh) | 核电厂事故管理方法、装置、计算机设备和存储介质 | |
CN114765078A (zh) | 核电厂预测破损组件燃耗的方法 | |
CN114334200A (zh) | 一种用于高温气冷堆运行状态下燃料球完整性的检测系统 | |
Delfín-Loya et al. | A nodal formulation method relating assembly power and reactivity for a boiling water reactor | |
Hegyi et al. | The 2nd Generation Fuel of VVER-440 and the Validation of the Correspondent Calculation Route | |
CN117194873A (zh) | 一种反应堆loca监测系统参数标定方法和装置 | |
CN115954124A (zh) | 一种乏燃料水池燃料组件损伤评价方法、存储介质及系统 | |
de Troullioud de Lanversin et al. | Toward an Open-Source Neutronics Code for Circulating-Fuel Reactors |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |