EA202091268A1 - Способ определения по меньшей мере одной пороговой величины по меньшей мере одного рабочего параметра ядерного реактора и соответствующие компьютерная программа и электронная система - Google Patents

Способ определения по меньшей мере одной пороговой величины по меньшей мере одного рабочего параметра ядерного реактора и соответствующие компьютерная программа и электронная система

Info

Publication number
EA202091268A1
EA202091268A1 EA202091268A EA202091268A EA202091268A1 EA 202091268 A1 EA202091268 A1 EA 202091268A1 EA 202091268 A EA202091268 A EA 202091268A EA 202091268 A EA202091268 A EA 202091268A EA 202091268 A1 EA202091268 A1 EA 202091268A1
Authority
EA
Eurasian Patent Office
Prior art keywords
less
determining
threshold value
nuclear reactor
operating parameter
Prior art date
Application number
EA202091268A
Other languages
English (en)
Inventor
Жиль Андре Пойо
Original Assignee
Фраматом
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 Фраматом filed Critical Фраматом
Publication of EA202091268A1 publication Critical patent/EA202091268A1/ru

Links

Classifications

    • 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
    • G21C17/108—Measuring reactor flux
    • 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
    • G21C17/112—Measuring temperature
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/045—Pellets
    • G21C3/047—Pellet-clad interaction
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/10—Regulation 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/36—Control circuits
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
    • 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
    • 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

Abstract

Способ (90) для определения по меньшей мере одной пороговой величины по меньшей мере одного рабочего параметра ядерного реактора осуществляется с помощью электронной системы определения и включает следующие стадии: определение (100) первой пороговой величины соответствующего рабочего параметра для работы ядерного реактора при первой мощности; определение (110) второй пороговой величины соответствующего рабочего параметра для работы ядерного реактора при второй мощности; работу реактора при меньшей мощности из указанных первой и второй мощностей, которая продолжается в течение по меньшей мере 8 ч на скользящем 24-часовом диапазоне; кроме того, способ включает стадию определения (120) третьей пороговой величины указанного параметра для работы ядерного реактора при третьей мощности, величина которой находится по величине между первой мощностью и второй мощностью.
EA202091268A 2017-12-18 2018-12-18 Способ определения по меньшей мере одной пороговой величины по меньшей мере одного рабочего параметра ядерного реактора и соответствующие компьютерная программа и электронная система EA202091268A1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1762391A FR3075449B1 (fr) 2017-12-18 2017-12-18 Procede de determination d'au moins une valeur limite d'au moins un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire, programme d'ordinateur et systeme electronique associes
PCT/EP2018/085662 WO2019121791A1 (fr) 2017-12-18 2018-12-18 Procédé de détermination d'au moins une valeur limite d'au moins un paramètre de fonctionnement d'un réacteur nucléaire, programme d'ordinateur et système électronique associés

Publications (1)

Publication Number Publication Date
EA202091268A1 true EA202091268A1 (ru) 2020-11-30

Family

ID=61913293

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
EA202091268A EA202091268A1 (ru) 2017-12-18 2018-12-18 Способ определения по меньшей мере одной пороговой величины по меньшей мере одного рабочего параметра ядерного реактора и соответствующие компьютерная программа и электронная система

Country Status (10)

Country Link
US (1) US11488735B2 (ru)
EP (1) EP3729466B1 (ru)
JP (1) JP7213886B2 (ru)
KR (1) KR102639982B1 (ru)
CN (1) CN111557035B (ru)
EA (1) EA202091268A1 (ru)
FI (1) FI3729466T3 (ru)
FR (1) FR3075449B1 (ru)
WO (1) WO2019121791A1 (ru)
ZA (1) ZA202003672B (ru)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
IL46627A (en) * 1974-04-12 1977-04-29 Gen Electric Conditioning of nuclear reactor fuel
JPS5236286A (en) * 1975-09-17 1977-03-19 Hitachi Ltd Starting method of nuclear reactor
FR2444995A1 (fr) * 1978-12-20 1980-07-18 Framatome Sa Procede de protection d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
FR2610446B1 (fr) * 1987-01-30 1991-11-29 Framatome Sa Procede de determination du seuil d'alarme du rapport d'echauffement critique, dispositif de mise en oeuvre, et procede de pilotage d'un reacteur nucleaire
US5091139A (en) * 1989-06-26 1992-02-25 General Electric Company Automated thermal limit monitor
US6021169A (en) * 1998-10-22 2000-02-01 Abb Combustion Engineering Nuclear Power, Inc. Feedwater control over full power range for pressurized water reactor steam generators
US6674826B1 (en) * 2002-09-23 2004-01-06 Westinghouse Electric Company Llc Method of operating a nuclear power plant at multiple power levels
FR2846139B1 (fr) 2002-10-21 2005-02-18 Framatome Anp Procede de determination d'une valeur limite d'un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire, programme et support correspondants
RU2337417C1 (ru) * 2004-06-01 2008-10-27 Арева Нп Способ эксплуатации ядерного реактора и использование специального сплава оболочки стержня для снижения повреждения от взаимодействия между таблетками и оболочкой
FR2914103B1 (fr) * 2007-03-19 2009-12-18 Areva Np Procede de determination de la distribution de puissance volumique du coeur d'un reacteur nucleaire
US8553829B2 (en) * 2007-09-26 2013-10-08 Areva Np Sas Reduced order stress model for online maneuvering, diagnostics of fuel failure and design of core loading patterns of light water reactors
FR2924852B1 (fr) 2007-12-07 2010-02-19 Areva Np Procede de determination de la valeur d'un parametre representatif de la manoeuvrabilite d'un reacteur nucleaire, systeme de determination, programme d'ordinateur et support correspondant.
FR2946454B1 (fr) * 2009-06-08 2011-07-22 Areva Np Procede de determination de valeurs limites d'exploitation d'un reacteur nucleaire pour eviter l'endommagement par interaction pastille-gaine.
FR2950466B1 (fr) * 2009-09-22 2012-01-13 Areva Np Procede d'aide a l'exploitation d'un reacteur nucleaire.
WO2014003166A1 (ja) * 2012-06-29 2014-01-03 株式会社東芝 原子炉出力調整装置

Also Published As

Publication number Publication date
JP7213886B2 (ja) 2023-01-27
US11488735B2 (en) 2022-11-01
CN111557035A (zh) 2020-08-18
FR3075449B1 (fr) 2020-01-10
ZA202003672B (en) 2022-06-29
CN111557035B (zh) 2023-06-13
KR102639982B1 (ko) 2024-02-27
EP3729466A1 (fr) 2020-10-28
FR3075449A1 (fr) 2019-06-21
EP3729466B1 (fr) 2023-07-26
JP2021507269A (ja) 2021-02-22
US20200335236A1 (en) 2020-10-22
FI3729466T3 (fi) 2023-09-27
WO2019121791A1 (fr) 2019-06-27
KR20200098538A (ko) 2020-08-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
WO2019072310A3 (en) System and method for implementing native contract on blockchain
MY192409A (en) Business processing method and apparatus
BR112019003128A2 (pt) trânsito e armazenamento de dados de usuário criptografados
SG11201906495TA (en) Database state determining method and device, and consistency verifying method and device
MY198093A (en) System and method for evaluating wireless device and/or wireless network performance
MX2017015844A (es) Sistema y metodo para la generacion de una interfaz de usuario adaptable en un sistema de construccion de sitios web.
MX2017013621A (es) Metodo y entorno de ejecucion para ejecutar instrucciones de programa de forma segura.
MX2018000954A (es) Metodos y sistemas para generar automaticamente una accion correctiva en una instalacion industrial.
EP4242892A3 (en) Code pointer authentication for hardware flow control
MX2016005489A (es) Metodo y aparato para determinar similitud y terminal.
NZ710169A (en) Adapting a mobile network
MY176152A (en) Systems and methods for mitigating potential frame instability
MX2018001372A (es) Metodos y sistemas para determinar la viabilidad economica de una micro rejilla.
GB2543183A (en) Improvements related to forecasting systems
KR20180084198A (ko) 차량의 소프트웨어 업데이트 장치 및 방법
MY192478A (en) Method and apparatus for obtaining abbreviated name of point of interest on map
EA201992088A1 (ru) Генерирующее вдыхаемый компонент устройство, схема управления, а также способ управления и программа управления генерирующим вдыхаемый компонент устройством
TW200630793A (en) Semiconductor test management system and method
MY193270A (en) Method, system, and device for process triggering
WO2018204146A8 (en) METHOD AND SYSTEM FOR METALLURGY DEFINED BY SOFTWARE
WO2019143979A3 (en) Method, apparatus, and electronic device for regulatory inspection
BR112015020822A2 (pt) método e aparelho para controlar dispositivo de casa inteligente
EP2779037A3 (en) Information processing system and information processing method for comparing devices
SG10201901587VA (en) Application testing
IN2014KN01340A (ru)