CN116057641A - 动态控制棒反应性测量方法 - Google Patents

动态控制棒反应性测量方法 Download PDF

Info

Publication number
CN116057641A
CN116057641A CN202180058841.6A CN202180058841A CN116057641A CN 116057641 A CN116057641 A CN 116057641A CN 202180058841 A CN202180058841 A CN 202180058841A CN 116057641 A CN116057641 A CN 116057641A
Authority
CN
China
Prior art keywords
control rod
reactor
core
reactivity
controllability
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.)
Pending
Application number
CN202180058841.6A
Other languages
English (en)
Inventor
李恩基
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.)
Korea Hydro Atomic Force
Original Assignee
Korea Hydro Atomic Force
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 Korea Hydro Atomic Force filed Critical Korea Hydro Atomic Force
Publication of CN116057641A publication Critical patent/CN116057641A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/104—Measuring reactivity
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/001—Computer implemented control
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/108—Measuring reactor flux
    • 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

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

Abstract

一种用于将裂变室用作堆外测量仪的反应堆的动态控制棒反应性测量方法，该方法包括：通过将参考控制棒组插入堆芯至第一深度，将反应堆保持在具有设定输出的临界状态；将参考控制棒组以最大允许速度从第一深度起完全插入堆芯，并且立即以最大允许速度从堆芯完全拔出参考控制棒组，并且从插入参考控制棒组之前至拔出参考控制棒组之后，测量堆外测量仪的第一信号；以及通过将反应堆的剩余可控性测量值加上利用堆外测量仪的第一信号计算出的反应堆的第一静态反应性，确定参考控制棒组的静态可控性。

Description

动态控制棒反应性测量方法
技术领域
本发明涉及一种动态控制棒反应性测量方法。
背景技术
如韩国专利公开第10-0598037号和韩国专利公开第10-1604100号所公开的，在轻水反应堆的动态控制棒反应性测量方法中，测试的前提条件是入射到堆外测量仪上的中子数与堆外测量仪的信号线性对应。
当作为堆外测量仪使用无补偿电离室时，由于堆外测量仪产生的电流(或电压)信号满足这些条件，因此可以以最大速度将要测量的控制棒插入堆芯或从堆芯拔出，从此时获得的堆外测量仪的信号中去除本底信号后，可利用堆外测量期间的信号获得反应堆的动态反应性，并可以通过将动态到静态转换因数(DSCF；dynamic to static covnersionfactor)应用于所获得的动态反应性，获得反应堆的最终静态反应性。
然而，近来，当低灵敏度的裂变室用作堆外测量仪时，已确认在测试范围内的低输出下，入射到堆外测量仪上的中子数与堆外测量仪的信号不保持线性度。
裂变室可与反应堆的反应性对应地提供表示每单位时间的脉冲数的脉冲信号和连续电压信号这两者。已确认在测试范围内的反应堆的高输出下，脉冲信号由于这些脉冲彼此重叠(两个或三个脉冲被识别为一个脉冲)而丧失其线性度，并且在反应堆的低输出下，电压信号由于扰动和噪声而丧失其线性度。特别地，由于利用脉冲电流分布和平均电流值之间的方差获得裂变室的电压信号，因此在低输出下不能在数学上保障线性度。此外，可以考虑将裂变室的脉冲信号与电压信号联锁的方法，但评估结果根据如何选择保持线性度的区域而变化，并且由于电压信号后处理方法中不伴随数学背景，所以需要额外的研究。
因此，在将裂变室用作堆外测量仪的反应堆的情况下，需要在能保障入射到裂变室的中子数与每单位时间的脉冲数的线性度的范围内执行动态控制棒反应性测量方法。
发明内容
技术问题
本发明致力于提供一种将裂变室用作堆外测量仪的反应堆中的动态控制棒反应性测量方法，其具有安全测量控制棒的静态可控性的优点。
技术方案
本发明的一个示例性实施例提供一种用于将裂变室用作堆外测量仪的反应堆的动态控制棒反应性测量方法，该方法包括：通过将参考控制棒组(bank)插入堆芯至第一深度，将反应堆保持在具有设定输出的临界状态；将参考控制棒组以最大允许速度从第一深度起完全插入堆芯，并且立即以最大允许速度从堆芯完全拔出参考控制棒组，并且从插入参考控制棒组之前至拔出参考控制棒组之后，测量堆外测量仪的第一信号；以及通过将反应堆的剩余可控性测量值加上利用堆外测量仪的第一信号计算出的反应堆的第一静态反应性，确定参考控制棒组的静态可控性。
该方法还可以包括：当反应堆具有设定输出时，通过将测试控制棒组插入堆芯至第二深度，将反应堆保持在具有设定输出的临界状态；将测试控制棒组以最大允许速度从第二深度起完全插入堆芯，并且立即以最大允许速度从堆芯完全拔出测试控制棒组，并且从插入测试控制棒组之前至拔出测试控制棒组之后，测量堆外测量仪的第二信号；以及通过将反应堆的剩余可控性测量值加上利用堆外测量仪的第二信号计算出的反应堆的第二静态反应性，确定测试控制棒组的静态可控性。
第二深度可以比第一深度深。
反应堆的设定输出可以是由堆外测量仪测量出的第一信号的脉冲不彼此重叠的输出。
反应堆的设定输出可以是105cps。
反应堆的剩余可控性测量值可以为50pcm至80pcm。
有益效果
根据一个示例性实施例，能够提供一种将裂变室用作堆外测量仪的反应堆中的动态控制棒反应性测量方法，其能够安全测量控制棒的静态可控性。
附图说明
图1是示出根据一个示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法的流程图。
图2是用于说明根据一个示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法的曲线图。
具体实施例
在下文中，参考示出根据本发明的示例性实施例的附图对本发明进行更充分的说明。如本领域技术人员将会理解的，所说明的示例性实施例可以以各种不同方式修改，这些修改均不脱离本发明的精神或范围。
此外，除非有明确相反的说明，术语“包括”及其变形(诸如“包含”、“具有”)将理解为暗示包括所提及要素，而不排除任何其他要素。
在将核燃料加载到堆芯前，需要测量控制棒的可控性，以确认反应堆安全分析中使用的核设计报告是否合适。在堆芯中，设有当需要调节热量输出或轴向输出分布或由于各种原因需要完全终止堆芯中的核反应时执行该功能的多个控制棒。该多个控制棒不单独工作，而是根据反应堆的大小以多个控制棒组(例如6或10个)的形式管理，一个控制棒组包括4或8个控制棒组件，并且一个控制棒组件可以包括4或12个单独的控制棒。
在下文中，动态控制棒反应性测量方法可以意指测量控制棒组的反应性，而不是测量各个控制棒的反应性。
在下文中，将参考图1和图2，对根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法进行说明。该示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法是用于将裂变室用作堆外测量仪的反应堆的动态控制棒反应性测量方法，但不限于此。
图1是示出根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法的流程图。图2是用于说明根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法的曲线图。图2的(a)、(b)和(c)的x轴分别表示时间，图2的(a)的y轴表示作为插入堆芯的控制棒组的深度的控制棒位置，图2的(b)的y轴表示作为反应堆的输出的cps，并且图2的(c)的y轴是作为反应堆的动态反应性的pcm。
参照图1和图2，将参考控制棒组(棒组A5)插入堆芯至第一深度，以将反应堆保持在具有设定输出的临界状态(S100)。
具体而言，将参考控制棒组(棒组A5)插入动态反应性为60pcm的次临界状态堆芯中达约20cm至40cm的第一深度，从而到达350cm的控制棒位置，从而将反应堆保持在具有105cps的设定输出的临界状态。此时，作为反应堆的设定输出的105cps是在作为堆外测量仪的裂变室的脉冲信号的脉冲不彼此重叠的最大输出。也就是说，反应堆的设定输出为105cps，其为堆外测量仪的脉冲信号的脉冲不彼此重叠的最大输出。
然后，将参考控制棒组(棒组A5)以最大允许速度从第一深度起完全插入堆芯，并且立即以最大允许速度从堆芯完全拔出，并且从插入参考控制棒组之前到拔出参考控制棒组之后，测量堆外测量仪的第一信号(S200)。
具体而言，在参考控制棒组(棒组A5)不从第一深度拔出的情况下，将参考控制棒组(棒组A5)以最大允许速度从作为初始插入第一深度的350cm的控制棒位置起完全插入堆芯，并且立即以最大允许速度从堆芯完全拔出至375cm的控制棒位置。此时，从插入参考控制棒组(棒组A5)前1分钟到拔出参考控制棒组(棒组A5)后1分钟，测量作为堆外测量仪的脉冲信号的第一信号。
另一方面，作为相关文献的韩国专利公开第10-0598037号公开了，将控制棒组从第一深度完全拔出后，将控制棒组以最大允许速度完全插入堆芯并从堆芯拔出，从而在堆芯的输出波动时插拔控制棒。
接下来，通过将反应堆的剩余可控性测量值加上利用堆外测量仪的第一信号计算出的反应堆的第一静态反应性，确定参考控制棒组(棒组A5)的静态可控性(S300)。
具体而言，将从作为参考控制棒组(棒组A5)的插入高度的控制棒位置到控制棒完全插入时的控制棒位置输入RAST-K码，生成密度响应转换因数(DRCF；density toresponse conversion factor)和动态到静态转换因数(DSCF)。通过将所生成的DSCF和DRCF、测量出的堆外测量仪的第一信号以及作为参考控制棒组(棒组A5)的插入高度的控制棒位置输入设定计算机代码，计算反应堆的第一静态反应性。
而另一方面，作为相关文献的韩国专利公开第10-0598037号公开了，可以预先计算DSCF和DRCF。但是，在根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法中，由于与60pcm(即，维持反应堆的临界状态的反应性)对应的控制棒高度在现场对于每个控制棒组可能都不同，因此需要每次都生成DSCF和DRCF。
此外，由于作为裂变室的堆外测量仪仅选择利用基于中子数和铀反应的脉冲信号，堆外测量仪不需要本底信号补偿算法，并且可以改善为在设定计算机代码中不应用本底信号补偿算法。
通过将作为剩余可控性测量值(图2的(c)的(A)部分的可控性测量值)的60pcm加上在设定计算机代码中计算出的反应堆的第一静态反应性，确定参考控制棒组(棒组A5)的最终静态可控性。然后，将参考控制棒组(棒组A5)的最终静态可控性与核设计报告中的参考控制棒组的静态可控性进行比较。
同时，剩余可控性测量值可以是50pcm至80pcm。
另一方面，作为相关文献的韩国专利公开第10-0598037号公开了，在设定计算机代码中计算控制棒组的最终静态可控性。但是，在根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法中，通过将作为剩余可控性测量值的60pcm加上在设定计算机代码中计算出的反应堆的第一静态反应性来确定。
接下来，当反应堆具有设定输出时，将第一测试控制棒组(棒组R1)插入堆芯至第二深度，以将反应堆保持在具有设定输出的临界状态。
具体而言，由于将参考控制棒组(棒组A5)完全从堆芯拔出，60pcm的正反应性附加到堆芯，所以作为反应堆的输出的cps指数增加。当反应堆达到105cps的设定输出时，将第一测试控制棒组(棒组R1)插入堆芯至比参考控制棒组(棒组A5)的第一深度更深的第二深度，从而到达340cm的控制棒位置，并且在具有105cps的设定输出的临界状态下保持约100秒。当反应堆保持在临界状态时，作为第一测试控制棒组(棒组R1)的插入位置的控制棒位置为补偿60pcm的位置，并且当反应堆保持100秒时，反应堆的缓发中子群足以停止波动。此外，由于反应堆保持作为在堆外测量仪的脉冲信号的脉冲不彼此重叠的设定输出的105cps，在由堆外测量仪测量的脉冲信号中不会产生线性度问题。
然后，将第一测试控制棒组(棒组R1)从第二深度以最大允许速度完全插入堆芯，并且立即以最大允许速度从堆芯完全拔出，并且从插入第一测试控制棒组(棒组R1)之前到拔出第一测试控制棒组之后，测量堆外测量仪的第二信号。
具体而言，在不从第二深度拔出第一测试控制棒组(棒组R1)的状态下，将第一测试控制棒组(棒组R1)从作为初始插入第二深度的340cm的控制棒位置起以最大允许速度完全插入堆芯，并且立即以最大允许速度从堆芯完全拔出至375cm的控制棒位置。此时，从插入第一测试控制棒组(棒组R1)前1分钟到拔出第一测试控制棒组(棒组R1)后1分钟，测量作为堆外测量仪的脉冲信号的第二信号。
接下来，通过将反应堆的剩余可控性测量值加上利用堆外测量仪的第二信号计算出的反应堆的第二静态反应性，确定第一测试控制棒组(棒组R1)的静态可控性(S300)。
具体而言，将从作为第一测试控制棒组(棒组R1)的插入高度的控制棒位置到控制棒完全插入时的控制棒位置输入RAST-K码，生成密度响应转换因数(DRCF)和动态到静态转换因数(DSCF)。通过将所生成的DSCF和DRCF、测量出的堆外测量仪的第二信号以及作为第一测试控制棒组(棒组R1)的插入高度的控制棒位置输入设定计算机代码，计算反应堆的第二静态反应性。
通过将作为剩余可控性测量值(图2的(c)的(A)部分的可控性测量值)的60pcm加上在设定计算机代码中计算出的反应堆的第二静态反应性，确定第一测试控制棒组(棒组R1)的最终静态可控性。然后，将第一测试控制棒组(棒组R1)的最终静态可控性与核设计报告中的第一测试控制棒组的静态可控性进行比较。
接下来，对第二测试控制棒组(棒组R2)执行与如上所述第一测试控制棒组(棒组R1)相同的方法，确定第二测试控制棒组(棒组R2)的最终静态可控性，并且将其与核设计报告中的第二测试控制棒组的静态可控性进行比较。
具体而言，当反应堆达到105cps的设定输出时，通过将第二测试控制棒组(棒组R2)插入核反应堆的堆芯至比第一测试控制棒组(棒组R1)的第二深度更深的第三深度，到达320em的控制棒位置，将反应堆保持在具有105cps的设定输的临界状态，然后以与如上所述的第一测试控制棒组(棒组R1)相同的方法执行第二测试控制棒组(棒组R2)的完全插拔，确定第二测试控制棒组(棒组R2)的最终静态可控性，并且将其与核设计报告中的第二测试控制棒组的静态可控性进行比较。
如上所述，在根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法中，完全拔出控制棒的时间点不是起始点，而是要测量的控制棒部分插入堆芯的时间点为测量起始点。在作为相关文献的韩国专利公开第10-0598037号中公开的现有方法和流程中，在反应堆的输出波动时插入控制棒，然而，在根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法的新流程中，始终在反应堆的临界时间点开始。
从完全拔出控制棒的时间点至临界时间点的可控性被视为剩余可控性。根据堆外测量仪的脉冲信号计算出的反应性严格来说是动态反应性，但约120pcm以下的反应性在动态到静态反应性值(dynamic to static reactivity value)中显示约1％的偏差，因此当反应性计算器产生20pcm至70pcm之间的反应性时，即使其为动态反应性，也被视作静态反应性。因此，直至控制棒组部分插入堆芯的位置的反应性与剩余可控性相同(每次在图2的(c)的(A)部分确认)。
在将要执行动态控制棒反应性测量方法的反应堆现场，测试控制棒组的实际插入位置可能与根据设计计算出的插入位置不匹配。由于反应堆的临界硼浓度不同且参考控制棒组的可控性被确定在60pcm到70pcm之间，因此当参考控制棒组的可控性根据情况变化到60pcm、65pcm、70pcm等时，测试控制棒组的插入位置也不与计算值匹配。特别地，当测试控制棒组的可控性与设计值不同时，插入位置也将相应地变化。
因此，在根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法中，在反应堆现场，执行从控制棒组的插入位置到完全插入为止的各种过渡分析，生成DSCF和DRCF，然后将该DSCF和DRCF代入测量数据来评估控制棒组的静态可控性。
用于生成DSCF和DRCF的基本流程与作为相关文献的韩国专利公开第10-0598037号所公开的流程相同。然而，在该相关文献中，在反应堆的输出波动的同时完全拔出控制棒组的状态为用于分析的起始点，而在根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法中，在控制棒组部分插入堆芯的同时反应堆处于临界状态的状态为用于分析的起始点。
因此，有关于作为相关文献的韩国专利公开第10-0598037号需要以最大速度插入控制棒组之前1分钟的堆外测量仪的信号增加数据，当生成DSCF和DRCF时，需要执行连续地依次移动参考控制棒组、第一测试控制棒组以及第二测试控制棒组全部的模拟。但是，在根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法中，在反应堆的临界点执行测试，因此可以独立地模拟和处理参考控制棒组(棒组A5)、第一测试控制棒组(棒组R1)和第二测试控制棒组(棒组R2)的DSCF和DRCF，并且每次仅模拟和处理其中一者。因此，在反应堆现场，无论是测量第一测试控制棒组(棒组R1)的静态可控性还是第二测试控制棒组(棒组R2)的静态可控性，对于每个控制棒组，可以与给定插入位置对应地立即生成DSCF和DRCF，而不影响其他控制棒组。
由于在根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法中，需要响应于反应堆现场的测试调节而立即生成和利用DSCF和DRCF，可以依次使用RAST-K和作为设定计算机代码的INVERSE 2.0码。然而，整个运算可以自动化，并且从用户角度来看，表面上与仅执行一个作为现有的设定计算机代码的INVERSE 1.0码的情况没有差别，但内部处理由于在现场执行设计和分析而在计算流程上存在差别。
如上所述，根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法可以测量用于将裂变室用作堆外测量仪的反应堆的动态控制棒可控性。
此外，根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法在不改变反应堆在临界状态下的输出的情况下执行控制棒组的完全插拔，从而与核反应堆的输出波动的在先文献相比安全地测量控制棒的可控性。
此外，根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法在反应堆的临界状态下反应堆的设定输出处于作为裂变室的堆外测量仪的脉冲信号的脉冲不彼此重叠并始终保持线性度的最大输出条件的105cps下执行控制棒组的完全插拔，从而最小化扰动进入段的机会，以期优异的评估结果。
此外，由于根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法中可以在确保堆外测量仪的脉冲信号的线性度的范围内利用动态控制棒反应性技术，因此与常规的硼稀释法和控制棒交换法相比可以将测试时间缩短7小时，因此当根据示例性实施例的动态控制棒反应性测量方法应用于利用裂变室的6个机组时，可以预期在5个技术寿命周期期间增加发电量的效果。
虽然上文中详细对本发明的示例性实施例进行了说明，但本发明的范围不限于此。也就是说，本领域技术人员利用权利要求所限定的本发明的基本构思所作出的若干变形和改良均落入本发明的范围。
附图标记说明
参考控制棒组(棒组A5)
第一测试控制棒组(棒组R1)
第二测试控制棒组(棒组R2)

Claims (6)

1.一种用于将裂变室用作堆外测量仪的反应堆的动态控制棒反应性测量方法，所述方法包括：
通过将参考控制棒组插入堆芯至第一深度，将所述反应堆保持在具有设定输出的临界状态；
将所述参考控制棒组以最大允许速度从所述第一深度起完全插入所述堆芯，并且立即以所述最大允许速度从所述堆芯完全拔出所述参考控制棒组，并且从插入所述参考控制棒组之前至拔出所述参考控制棒组之后，测量所述堆外测量仪的第一信号；以及
通过将所述反应堆的剩余可控性测量值加上利用所述堆外测量仪的所述第一信号计算出的所述反应堆的第一静态反应性，确定所述参考控制棒组的静态可控性。
2.如权利要求1所述的方法，还包括：
当所述反应堆具有所述设定输出时，通过将测试控制棒组插入所述堆芯至第二深度，将所述反应堆保持在具有所述设定输出的所述临界状态；
将所述测试控制棒组以最大允许速度从所述第二深度起完全插入所述堆芯，并且立即以所述最大允许速度从所述堆芯完全拔出所述测试控制棒组，并且从插入所述测试控制棒组之前至拔出所述测试控制棒组之后，测量所述堆外测量仪的第二信号；以及
通过将所述反应堆的剩余可控性测量值加上利用所述堆外测量仪的所述第二信号计算出的所述反应堆的第二静态反应性，确定所述测试控制棒组的静态可控性。
3.如权利要求2所述的方法，其中，所述第二深度比所述第一深度深。
4.如权利要求1所述的方法，其中，所述反应堆的所述设定输出是由所述堆外测量仪测量出的所述第一信号的脉冲不彼此重叠的输出。
5.如权利要求4所述的方法，其中，所述反应堆的所述设定输出是105cps。
6.如权利要求1所述的方法，其中，所述反应堆的所述剩余可控性测量值为50pcm至80pcm。
CN202180058841.6A 2020-08-05 2021-08-03 动态控制棒反应性测量方法 Pending CN116057641A (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020200098102A KR102281234B1 (ko) 2020-08-05 2020-08-05 동적 제어봉 제어능 측정 방법
KR10-2020-0098102 2020-08-05
PCT/KR2021/010171 WO2022030966A1 (ko) 2020-08-05 2021-08-03 동적 제어봉 제어능 측정 방법

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN116057641A true CN116057641A (zh) 2023-05-02

Family

ID=77155144

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202180058841.6A Pending CN116057641A (zh) 2020-08-05 2021-08-03 动态控制棒反应性测量方法

Country Status (6)

Country Link
US (1) US20230298774A1 (zh)
EP (1) EP4195221A4 (zh)
JP (1) JP7493096B2 (zh)
KR (1) KR102281234B1 (zh)
CN (1) CN116057641A (zh)
WO (1) WO2022030966A1 (zh)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102281234B1 (ko) * 2020-08-05 2021-07-23 한국수력원자력 주식회사 동적 제어봉 제어능 측정 방법
KR20240062692A (ko) * 2022-11-02 2024-05-09 주식회사 오리온이엔씨 사용후핵연료의 연소도 측정장치

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100598037B1 (ko) * 2004-11-08 2006-07-06 한국수력원자력 주식회사 동적 제어봉 제어능 측정방법
JP2011002301A (ja) 2009-06-17 2011-01-06 Toshiba Corp 中性子計装システムおよび中性子計装方法
JP2015148524A (ja) 2014-02-07 2015-08-20 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン 原子炉の制御棒価値を求める方法、プログラム、記録媒体、およびシステム
KR101604100B1 (ko) * 2015-01-08 2016-03-17 한국수력원자력 주식회사 제어봉 낙하와 과도해석결과를 이용한 제어봉 제어능 측정 시스템 및 그 방법
US10706977B2 (en) 2016-01-15 2020-07-07 Westinghouse Electric Company Llc In-containment ex-core detector system
KR102281234B1 (ko) * 2020-08-05 2021-07-23 한국수력원자력 주식회사 동적 제어봉 제어능 측정 방법

Also Published As

Publication number Publication date
EP4195221A1 (en) 2023-06-14
US20230298774A1 (en) 2023-09-21
JP2023536939A (ja) 2023-08-30
WO2022030966A1 (ko) 2022-02-10
JP7493096B2 (ja) 2024-05-30
EP4195221A4 (en) 2024-03-06
KR102281234B1 (ko) 2021-07-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN116057641A (zh) 动态控制棒反应性测量方法
JP5954902B2 (ja) 原子炉の炉心の出力分布をモニターする方法
EP2366185B1 (en) Subcritical reactivity measurement method
Leray et al. Methodology for core analyses with nuclear data uncertainty quantification and application to Swiss PWR operated cycles
WO1993007623A1 (en) Detection of core thermal hydraulic oscillations
US4333797A (en) Reactor power control apparatus
US6400786B1 (en) Process and device for monitoring at least one operating parameter of the core of a nuclear reactor
Spriggs In-pile measurement of the decay constants and relative abundances of delayed neutrons
Franzén Evaluation of Fuel Assembly Bow Penalty Peaking Factors for Ringhals 3: Based on a Cycle Specific Core Water Gap Distribution
Tsuji et al. Subcriticality measurement by neutron source multiplication method with a fundamental mode extraction
Rochman et al. Nuclear data uncertainties for core parameters based on Swiss BWR operated cycles
Barhen et al. Uncertainty analysis of time-dependent nonlinear systems: Theory and application to transient thermal hydraulics
JP5121695B2 (ja) 燃焼度計測装置および燃焼度計測方法
CN110749919A (zh) 一种标定核反应堆堆外探测器的方法及装置
KR20010038820A (ko) 개선된 노외계측기 교정방법
WO2016007094A1 (en) Method for measuring reactivity in a light water reactor
Gauthier et al. Measurement and predictions of control rod worth
JP7489408B2 (ja) 反応度を決定するためのシステム及び方法
Vasilenko et al. Reactivity Calibrator
Schaefer Critical experiment tests of bowing and expansion reactivity calculations for liquid-metal-cooled fast reactors
Dudley et al. The reactor core neutronic model for the PBMR plant training simulator
Birri et al. Towards Realistic and High Fidelity Models for Nuclear Reactor Power Synthesis Simulation with Self-Powered Neutron Detectors
Webb et al. Comparison of CECOR algorithm to Lagrange multiplier method to estimate reactor power distributions
KR100450002B1 (ko) 원자력발전소의 임계전 노외계측기 선형부채널 교정을 위한 교정상수 결정방법
Rouben et al. Calculation of three-dimensional flux distributions in CANDU reactors using lattice properties dependent on several local parameters

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