ES2645495T3 - Procedimiento de validación de señales de salida de detectores en una vasija de un reactor nuclear - Google Patents

Abstract

Un procedimiento implementado por ordenador de validación de una señal de salida de la instrumentación de un reactor nuclear para una pluralidad de detectores (86) dentro del reactor con una pluralidad de elementos (88) detectores radialmente espaciados a aproximadamente la misma elevación axial con respecto a un núcleo (14) del reactor nuclear, presentando cada uno de los elementos detectores una señal indicativa del parámetro operativo medido del reactor estando situado en una posición radial y axial en la que el elemento detector está situado, comprendiendo el procedimiento las etapas de: ejecutar un cálculo predictivo (P) de una salida anticipada de tres o más elementos (88) detectores a sustancialmente la misma elevación axial en base al estado operativo actual del reactor, tomar una relación (M / P) de una señal (M) real respectivamente generada por tres o más elementos (88) detectores a aproximadamente la misma elevación axial, y basada en la correspondiente salida (P) anticipada; generar una gama esperada de relaciones (M / P) de señales reales generadas y las correspondientes salidas (P) anticipadas para una pluralidad de condiciones operativas de la planta adversas; determinar si la relación (M / P) de la señal real generada por cualquiera de los tres o más elementos (88) detectores a sustancialmente la misma elevación axial está fuera de la gama de relaciones; ajustar por medio de una función polinómica las relaciones (M / P) de los elementos (88) detectores a sustancialmente la misma elevación axial, que están dentro de la gama de relaciones; identificar si cualquier elemento (88) detector que presente una relación (M / P) fuera de la gama presenta una relación que sea similar a la relación de ajuste por medio de una función polinómica en el correspondiente emplazamiento radial; y suprimir cualquier elemento (88) detector que presenta una relación (M/P) fuera de la gama no similar a la relación de ajuste por medio de una función polinómica a partir de las consideraciones de los cálculos del núcleo (14) del reactor.

Description

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DESCRIPCION

Procedimiento de validacion de senales de salida de detectores en una vasija de un reactor nuclear Antecedentes

1. Campo

La presente invencion se refiere, en general, a un procedimiento de validacion de detectores en una vasija de un reactor nuclear y, mas concretamente, a dicho procedimiento de validacion de senales de salida de detectores fijos del flujo del interior del nucleo y de termopares de salida del nucleo.

2. Tecnica relacionada

Un reactor de agua a presion presenta un gran numero de conjuntos combustible alargados montados dentro de una vasija vertical del reactor. El lfquido refrigerante a presion se hace circular a traves de los conjuntos combustible para absorber el calor generado por las reacciones nucleares en el material fisionable contenido dentro de los conjuntos combustible. Un sistema de deteccion exterior al nucleo montado por fuera de la vasija del reactor suministra una medicion de la energfa media generada por los conjuntos combustible. Sin embargo tambien es importante destacar la distribucion de energfa a traves del nucleo para asegurar que los lfmites operativos no se sobrepasen. La distribucion de energfa esta condicionada por una serie de factores, como por ejemplo el grado de insercion de las barras de regulacion dentro de los conjuntos combustible.

Se han desarrollado unos sistemas para determinar la distribucion de energfa en un reactor de agua a presion. Un sistema conocido como sistema de monitorizacion del nucleo BEACON™ disponible para su licencia en Westinghouse Electric Company LLC, Cranberry Township, Pennsylvania, emplea un conjunto de programas de software informatico, aunque independientes, que ejecutan de manera conjunta una o mas estaciones de trabajo de ingeniena para generar unos distribuidores de energfa tridimensionales en lmea dentro del nucleo del reactor. El sistema BEACON™ utiliza un mapa del flujo del nucleo interno junto con un analisis tridimensional para obtener una distribucion de energfa tridimensional continuamente medida. Las funciones desarrolladas por el sistema BEACON™ que es licenciable en Westinghouse Electric Company LLC, Cranberry Township, Pennsylvania, incluyen una monitorizacion del nucleo y un analisis del nucleo que incluyen funciones predictivas como por ejemplo unas evaluaciones marginales de parada en lmea, unos calculos de las condiciones cnticas estimadas y una simulacion de las maniobras de carga.

Los mapas del flujo en muchas plantas nucleares son generados haciendo discurrir unos detectores moviles a traves de los manguitos de instrumentacion en algunos, pero no todos, conjuntos combustible. En otras plantas, unos detectores fijos dentro del nucleo son situados dentro de los manguitos de instrumentacion y proporcionan unas lecturas del flujo axial separadas por incrementos en emplazamientos radialmente distribuidos a lo largo del nucleo. Los detectores fijos del interior del nucleo proporcionan continuamente una salida de senal que es utilizada para mapear la distribucion de energfa tridimensional del nucleo. La energfa producida en los conjuntos combustible individuales puede tambien determinarse por el cambio de la entalpfa del lfquido refrigerante a medida que pasa a traves del conjunto. La entalpfa a su vez, es una funcion de la elevacion de la temperatura del conjunto combustible, de la presion del lfquido refrigerante y de determinadas propiedades del lfquido refrigerante. La presion del lfquido refrigerante permanece normalmente constante, pero en cualquier caso es una cantidad medida, y las propiedades del lfquido refrigerante son conocidas. La elevacion de la temperatura es medida por unos sensores de la temperatura de entrada que miden la temperatura del lfquido refrigerante a medida que circula hacia atras hasta el nucleo del reactor. La temperatura del lfquido refrigerante de entrada media hacia los conjuntos combustible puede ser medida con precision. Algunos, pero no todos, de los conjuntos combustible estan dotados de unos termopares de salida. El cambio de la entalpfa de los conjuntos instrumentados puede ser calculado midiendo la elevacion de la temperatura con respecto al conjunto combustible. Si el caudal del lfquido refrigerante del conjunto es conocido con precision, entonces la energfa producida en el conjunto se obtiene de manera precisa. El conjunto combustible de un reactor de agua a presion no presenta un canal cerrado como los reactores de agua en ebullicion, lo que impide que el lfquido refrigerante fluya transversalmente entre los conjuntos vecinos.

El efecto del flujo transversal se caracteriza por el factor de mezcla que se define como la relacion de la energfa del conjunto medida y la energfa determinada a partir de la elevacion de la entalpfa medida por el termopar. Estos factores de mezcla dependen del emplazamiento del termopar dentro del nucleo y del nivel de energfa del reactor. Estos factores de mezcla medidos son utilizados para actualizar el modelo nodal analftico tradicional de distribucion de energfa. Las incertidumbres de la distribucion de energfa son evaluadas generando una desviacion estandar de los factores de mezcla a partir de cada termopar. Estas incertidumbres son aplicadas a partir del sistema BEACON™ a los resultados medidos de la energfa.

Asf, el sistema de monitorizacion del nucleo BEACON™ proporciona una monitorizacion continua de la distribucion de energfa medida tridimensional del nucleo del reactor y transmite una evaluacion precisa del margen disponible con respecto a diversos lfmites, por ejemplo, la tasa de calor lineal de pico, el factor del canal de calor nuclear, y la Desviacion de Relacion de Ebullicion Nucleada (DNBR). Para llevar a cabo la funcion de monitorizacion, el sistema BEACON™ se basa en la precision y fiabilidad de los detectores autonomos de neutrones del interior del nucleo y /

o de los termopares de salida del nucleo como fuente de informacion de las mediciones. No hay ningun procedimiento actualmente dentro del sistema BEACON™ para detectar automaticamente si alguno de estos elementos esta fallando, ha fallado o esta suministrando una senal no valida. Sin embargo, una senal de los detectores no valida puede provocar unos margenes operativos y precisos que pueden conducir a una falta de 5 conformidad de la vigilancia de los parametros tecnicos, en unas limitaciones operativas innecesarias sobre la planta, y ser tardos en diagnosticar la causa del problema.

Otra tecnica anterior relevante se encuentra en VA Bond et al. "El Sistema de Monitorizacion del Nucleo en Lmea En Beacon: Mejoras Funcionales y Aplicaciones", Oct. 1996, XP055270685, y US 2011/0268239 A1.

Por consiguiente, es un objetivo de la presente invencion proporcionar un procedimiento que desarrolle 10 automaticamente una serie de evaluaciones sobre los datos procedentes de cada detector para determinar si la salida del detector es valida.

Es otro objetivo de la presente invencion suprimir automaticamente las salidas de los detectores individuales de las consideraciones de los calculos del nucleo una vez que las salidas de los detectores han sido verificadas como validas.

15 Asf mismo, es un objetivo de la presente invencion asegurar que las salidas de los detectores no sean suprimidas de la consideracion del calculo del nucleo hasta que se verifique que un numero aceptable de salidas validas de los detectores restantes esta disponible para rechazar con seguridad las salidas de los detectores invalidas.

Sumario

Estos y otros objetivos se consiguen mediante un procedimiento de validacion de una senal de salida de la 20 instrumentacion de un reactor nuclear para una pluralidad de detectores dispuestos en el interior del reactor con una pluralidad de elementos detectores radialmente separados a aproximadamente la misma elevacion axial con respecto a un nucleo del reactor nuclear, presentando cada uno de los elementos detectores una senal de salida indicativa de un parametro medido operativo del reactor en un emplazamiento radial y axial en el que el elemento detector esta situado. El procedimiento incluye la etapa de ejecutar un calculo predictivo para generar una senal 25 anticipada de tres o mas elementos detectores a aproximadamente la misma elevacion axial en base al estado operativo actual del reactor. El procedimiento, a continuacion, toma una relacion de una senal real respectivamente generada por los tres o mas elementos detectores a sustancialmente la misma elevacion axial con respecto a la salida correspondiente anticipada. A continuacion, el procedimiento genera una gama esperada de relaciones de las senales reales generadas con respecto a las salidas anticipadas correspondientes para un numero de condiciones 30 operativas adversas de la planta. A continuacion se toma una decision acerca de si la relacion de la senal real generada por cualquiera de los tres o mas elementos detectores a sustancialmente la misma elevacion axial esta fuera de la gama de relaciones. Si la relacion de la senal real generada por cualquiera de los tres o mas elementos detectores esta fuera de la gama de relaciones del procedimiento, a continuacion, ajusta por medio de una funcion polinomica de los elementos detectores a sustancialmente la misma elevacion a la que se situa la gama de 35 relaciones que identifica si cualquier elemento detector, que presenta una relacion por fuera de la gama. Si la relacion que esta fuera de gama de relaiones no es simlar al encaje en la localizacion radial correspondiente presenta una relacion similar al ajuste por medio de una funcion polinomica en el emplazamiento correspondiente, a continuacion el procedimiento suprime el elemento detector que presenta una relacion por fuera de la gama que es tambien similar a la relacion de ajuste por medio de una funcion polinomica a partir de las consideraciones de los 40 calculos del nucleo del reactor.

De modo preferente, la etapa de generar una gama de relaciones se determina mediante un analisis de Monte Carlo fuera de lmea y las condiciones adversas de la operacion incluyen una o mas barras caidas y unas desadaptaciones del nivel de energfa. El numero de condiciones operativas adversas toma en consideracion el vaciamiento aleatorio de detectores y el ruido de la senal de sensor.

45 En una forma de realizacion, el procedimiento incluye la etapa de normalizar la gama de relaciones para tomar en cuenta la diferencia de la senal medida total y de la senal predictiva total. De modo preferente, antes de que un detector sospechoso sea suprimido de los calculos del nucleo del reactor, debe haber una pluralidad de detectores especificada por un usuario validada dentro de un area determinada del detector sospechoso. Asf mismo, en otra forma de realizacion, antes de que un detector sospechoso sea suprimido de los calculos del nucleo del reactor, 50 debe haber una fraccion predeterminada de una pluralidad de elementos detectores a, aproximadamente, la misma elevacion axial cuyas senales han sido validadas o que de otra forma se sepa que funcionan.

Breve descripcion de los dibujos

Una mejor comprension de la invencion puede obtenerse a partir de la descripcion subsecuente de las formas de realizacion preferentes tomadas en combinacion con los dibujos que se acompanan, en los que:

55 La Figura 1 es una vista esquematica simplificada de un sistema de reactor nuclear al que pueden aplicarse

las formas de realizacion descritas en la presente memoria;

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la Figura 2 es una vista en alzado, parcialmente en seccion, de una vasija de reactor nuclear y de unos componentes internos a los cuales se pueden aplicar las formas de realizacion descritas en la presente memorial

la Figura 3 es una vista en alzado, parcialmente en seccion, del conjunto combustible ilustrado de forma verticalmente acortada con partes cortadas para mayor claridad;

la Figura 4A es una vista en planta de un conjunto de manguitos del instrumento dentro del nucleo que puede ajustarse dentro del manguito del instrumento central del conjunto combustible mostrado en la Figura 3;

la Figura 4B es una vista esquematica del interior de la vaina delantera del conjunto de manguitos del instrumento dentro del nucleo de la Figura 4A;

la Figura 4C es una vista en seccion del conector electrico en el extremo trasero del conjunto de manguitos del instrumento dentro del nucleo de la Figura 4A; y

la Figura 5 es un diagrama de flujo logico de las etapas de una forma de realizacion de la presente invencion. Descripcion de la forma de realizacion preferente

El lado primario de los sistemas de generacion de energfa de los reactores nucleares que son enfriados con agua a presion comprende un circuito cerrado que esta aislado de y en relacion de cambio de calor con un circuito secundario para la produccion de energfa util. El lado primario comprende una vasija del reactor que encierra una estructura interna del nucleo que soporta una pluralidad de conjuntos combustible que contienen material fisible, el circuito primario dentro de los generadores de vapor de cambio de calor, el volumen interno de un presurizador, bombas y tubos para hacer circular el agua a presion; conectando los tubos cada uno de los generadores de vapor y las bombas sobre la vasija del reactor. Comprendiendo cada una de las partes del lado primario un generador de vapor, una bomba y un sistema de tubos que estan conectados a la vasija formando un bucle del lado primario.

Con fines ilustrativos, la Figura 1 muestra un sistema primario simplificado de reactor nuclear, que incluye una vasija 10 de seguridad del reactor genericamente cilmdrica con una cabeza 12 de cierre que engloba un nucleo 14 del reactor nuclear. Un refrigerante lfquido del reactor, por ejemplo agua o agua boratada es bombeada dentro de la vasija 10 por una bomba 16 a traves del nucleo 14 donde la energfa termica es absorbida y es descargada hacia un cambiador 18 de calor, tfpicamente designado como generador de vapor, en el que el calor es transferido a un circuito de utilizacion (no mostrado), por ejemplo un generador de vapor accionado por turbina. El refrigerante liquido del vapor, a continuacion, es retornado a la bomba 16 completando el bucle primario. Tfpicamente, una pluralidad de los bucles antes descritos esta conectada a una unica vasija 10 del reactor mediante una tubuladura 20 del lfquido refrigerante del reactor.

Un diseno ejemplar del reactor se muestra con mayor detalle en la Figura 2. Ademas del nucleo 14, compuesto por una pluralidad de conjuntos 22 combustible que se coextienden en paralelo y en vertical, a los fines de la presente descripcion, las demas estructuras internas de la vasija pueden dividirse en los elementos internos 24 inferiores y los elementos internos 26 superiores. En disenos convencionales, la funcion de los elementos internos inferiores es soportar, alinear y guiar los componentes del nucleo y la instrumentacion asf como dirigir el flujo por dentro de la vasija. Los elementos superiores restringen o proporcionan una constriccion secundaria de los conjuntos 22 combustible (solo dos de los cuales se muestran para simplificar en la Figura 2), y soportan y grnan la instrumentacion y los componentes, como por ejemplo las barras 28 de regulacion. En el reactor ejemplar mostrado en la Figura 2, el lfquido refrigerante entra en la vasija del reactor a traves de una o mas toberas 30 de entrada, fluye hacia abajo a traves de un anulo dispuesto entre la vasija del reactor y el cuerpo cilmdrico 32 del nucleo, gira 180° en una camara impelente 34 inferior, pasa hacia arriba hasta una placa 37 de soporte inferior y una placa 36 inferior del nucleo tras lo cual los conjuntos combustible quedan asentados y a traves de y alrededor de los conjuntos 22 combustible. En algunos disenos, la placa 37 inferior de soporte y la placa 36 inferior del nucleo son sustituidas por una estructura unica, una placa de soporte inferior del nucleo con la misma elevacion que la placa 37. El flujo de lfquido refrigerante a traves del nucleo y rodeando el area 38 es tfpicamente mayor, del orden de 1,514,165 litros por minuto a una velocidad de aproximadamente 6,096 m por segundo. La cafda de presion resultante y las fuerzas de friccion tienden a provocar que los conjuntos combustible se eleven, movimiento que es restringido por los elementos internos superiores, que incluyen una placa 40 superior circular del nucleo. El lfquido refrigerante que sale del nucleo 14 fluye a lo largo de la cara inferior de la placa 40 superior del nucleo y asciende a traves de una serie de perforaciones 42. El lfquido refrigerante, a continuacion, fluye hacia arriba y radialmente hasta una o mas toberas 44 de salida.

Los elementos internos 26 superiores pueden ser soportados por la vasija o por la cabeza de la vasija e incluyen un conjunto 46 superior de soporte. Unas cargas son transmitidas entre el conjunto 46 superior de soporte y la placa 40 superior del nucleo, fundamentalmente por una pluralidad de columnas 48 de soporte. Una columna de soporte esta alineada por encima de un conjunto 22 combustible seleccionado y unas perforaciones 42 en la placa 40 superior del nucleo.

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Las barras 28 de regulacion desplazables en sentido rectilmeo, las cuales tipicamente incluyen un eje 50 motriz y un conjunto 52 de centrado de unas barras que reducen la reactividad de los neutrones, son guiadas a traves de los elementos internos 26 superiores y hacia el interior de los conjuntos 22 combustible alineados por unos tubos 54 de grna de las barras de regulacion. Los tubos de grna estan unidos de manera fija al conjunto 46 de soporte superior y a la parte superior de la placa 40 superior del nucleo. La disposicion de columnas 48 de soporte contribuye a retardar la deformacion de los tubos de grna en condiciones accidentadas que podnan afectar de manera negativa a la capacidad de insercion de las barras de regulacion.

La Figura 3 es una vista en alzado, representada en forma verticalmente acortada, de un conjunto combustible designado, en terminos generales mediante la referencia numeral 22. El conjunto 22 combustible es del tipo utilizado en un reactor de agua a presion y presenta un esqueleto estructural que, en su extremo inferior incluye una tobera 58 de fondo. La tobera 58 de fondo soporta el conjunto 22 combustible sobre la placa 36 inferior del nucleo en la region del nucleo de un reactor nuclear. Ademas de la tobera 58 de fondo, el esqueleto estructural del conjunto 22 combustible tambien incluye una tobera 62 superior en su extremo superior y una pluralidad de tubos o manguitos 84 de grna que se alinean con los tubos 54 de grna de los elementos internos superiores. Los tubos o manguitos 84 de grna se extienden longitudinalmente entre las toberas 58 y 62 de fondo y superior y en los extremos opuestos estan ngidamente fijados a ellas. El conjunto 22 combustible incluye tambien una pluralidad de rejillas 64 transversales axialmente separadas a lo largo de y montadas sobre los manguitos 84 de grna y una red organizada de barras 66 combustible alargadas transversalmente separadas y soportadas por las rejillas 64. Asf mismo, el conjunto 22, como se muestra en la Figura 3, presenta un tubo 68 de instrumentacion situado en su parte central, que se extiende entre y es capturado por las toberas 58 y 62 de fondo y superior. Con dicha disposicion de partes, el conjunto 22 combustible forma una unidad integral capaz de ser facilmente manipulada sin danar el conjunto de las partes.

Segun se indico anteriormente, las barras 66 combustible en su red en el conjunto 22 son mantenidas en relacion separada entre sf por las rejillas 64 separadas a lo largo de la longitud del conjunto combustible. Cada barra 66 combustible incluye una pluralidad de pastillas 70 de combustible nuclear y esta cerrada en su extremo opuesto por unos tapones 72 y 84 superior e inferior. Las pastillas 70 son mantenidas en una pila por un resorte 76 de la camara impelente dispuesto entre el tapon 72 terminal superior y la parte superior de la pila de pastillas. Las pastillas 70 de combustible, compuestas por material fisionable, son responsables de la creacion de la energfa reactiva del reactor nuclear. El revestimiento que soporta las pastillas funcionan como barrera para impedir que los subproductos de la fision entren en el lfquido refrigerante y caminen tambien en el sistema del reactor.

Para controlar el proceso de fision, una pluralidad de barras 78 de regulacion son amovibles en vaiven dentro de los manguitos 84 de grna situados en posiciones predeterminadas dentro del conjunto 22 combustible. Concretamente, un mecanismo 80 de control de un racimo de barras, situado por encima de la tobera 62 superior, soporta una pluralidad de barras 78 de regulacion. El mecanismo de control presenta un miembro 82 central en saliente cilindrico internamente roscado con una pluralidad de aletas o brazos 52 que se extienden radialmente que forman el conjunto de centrado que se indico anteriormente con respecto a la Figura 2. Cada brazo 52 esta interconectado con las barras 78 de regulacion, de manera que el mecanismo 80 de barras de regulacion es operable para desplazar verticalmente las barras de regulacion dentro de los manguitos 84 de grna para de esta forma controlar el proceso de fision del conjunto 22 combustible, bajo la energfa motriz de un eje 50 de grna de las barras de regulacion que esta acoplado al elemento en saliente 82 de las barras de regulacion, todo ello de la manera conocida.

Como se indico anteriormente, algunas plantas nucleares emplean detectores fijos de neutrones en el interior del nucleo dentro de los manguitos 68 del instrumento dentro de los conjuntos 22 combustible. Este tipo de sensor presenta la capacidad de medir la radiactividad dentro del nucleo en una pluralidad de elevaciones axiales. Estos sensores son utilizados para medir la distribucion radial y axial de la energfa dentro del nucleo del reactor. La informacion de la medicion de la distribucion de energfa se utiliza para determinar si el reactor esta operando dentro de los lfmites de distribucion de energfa del diseno nuclear. El sensor tfpico del interior del nucleo, utilizado para llevar a cabo esta funcion de medicion, produce una corriente electrica proporcional a la cantidad de fision que se produce alrededor de aquel. Este tipo de sensor no requiere una fuente de energfa electrica externa para producir la corriente y es generalmente designado como detector autoalimentado. Un tipo de detector de radiaciones autoalimentados se describe en la patente estadounidense No. 5,745,538, concedida el 28 de abril de 1998, y transferida al Cesionario de la presente invencion. Un material sensible a los neutrones, por ejemplo rodio, vanadio, cobalto, platino u otro material de caractensticas similares es empleado para el elemento emisor y emite electrones en respuesta la irradiacion de neutrones. Tfpicamente, los detectores autoalimentados se agrupan dentro de los conjuntos de manguitos de instrumentacion del interior del nucleo. Un conjunto 86 representativo de los manguitos de instrumentacion del interior del nucleo se muestra en las Figuras 4A, 4B y 4C. El nivel de la senal generada por el elemento emisor sensible a los neutrones es bajo; sin embargo, un elemento emisor sensible a los neutrones proporciona una senal suficiente sin procesadores de senal complejos y costosos. Los conjuntos de manguitos de instrumentacion del interior del nucleo pueden tambien incluir un termopar 90 para medir la temperatura del lfquido refrigerante existente en los conjuntos combustible. La salida de senal electrica procedente de los elementos detectores autoalimentados y del termopar en cada conjunto de manguitos de instrumentacion del interior del nucleo en el nucleo del reactor se recoge en el conector 92 electrico y se envfa a un emplazamiento bastante alejado del reactor para su tratamiento y utilizacion finales en la produccion de la distribucion de energfa del nucleo medida. Los

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termopares estan situados en el extremo inferior de las columnas 48 de soporte para proporcionar una lectura de la temperatura de salida del nucleo del Kquido refrigerante en emplazamientos seleccionados.

Como se indico anteriormente, el sistema de monitorizacion del nucleo BEACON™ ilustrado de manera figurativa en la Figura 1 en forma de bloque y designado mediante la referencia numeral 94, proporciona una monitorizacion continua de la distribucion de energfa medida tridimensional del nucleo del reactor y permite una evaluacion precisa de los margenes disponibles con respecto a diversos lfmites de seguridad, por ejemplo, la tasa de calor lineal de pico, el factor del canal de calentamiento nuclear, el DNBR, etc. Para llevar a cabo la funcion de monitorizacion, el sistema BEACON™ se basa en la precision y fiabilidad de los detectores 86 de neutrones autoalimentados o en los termopares 96 de salida del nucleo situados en los extremos inferiores de las columnas 48 de soporte como fuente de informacion de medicion. Actualmente no hay ningun procedimiento en el sistema BEACON™ para detectar automaticamente si uno de estos instrumentos esta fallando, ha fallado o esta suministrando una senal no valida. La senal de los detectores no valida puede provocar margenes operativos imprecisos que pueden conducir a una falta de conformacion de la vigilancia de las especificaciones tecnicas, a limitaciones operativas innecesarias en una planta, y a la tardanza en el diagnostico de la causa del problema, todo lo cual puede contribuir al coste de la operacion. El procedimiento reivindicado en la presente memoria automaticamente emite en secuencia una serie de evaluaciones acerca de los datos procedentes de cada detector para determinar si los datos del detecto son validos. En primer termino, comprueba hasta que punto los datos se desvfan de los detectores circundantes calculando un valor esperado o previsto para los datos del detector para compararlos con el valor medido. Si los datos fracasan en esta comprobacion, el procedimiento determina si el detector esta de hecho inservible o si hay una desviacion efectiva de la forma de energfa prevista que se esta midiendo. Si se trata de esto ultimo, los detectores circundantes deben tambien apreciar alguna perturbacion. Este procedimiento tiene en cuenta este posible comportamiento llevando a cabo una evaluacion comparativa adicional con los datos procedentes de los detectores circundantes a la misma elevacion axial para confirmar si la desviacion es real o se debe a unos datos erroneos procedentes del detector averiado. Los datos del detector son marcados como averiados si no consigue llevar a cabo esta comprobacion.

El procedimiento reivindicado a continuacion es aplicable para soportar detectores del interior del nucleo fijos autoalimentados, por ejemplo los que utilizan vanadio o rodio como material emisor, y tambien es directamente aplicable a otros detectores fijos del interior del nucleo, por ejemplo a los termopares de salida del nucleo. Asf mismo, el procedimiento reivindicado posteriormente puede ser empleado tambien con sistemas de detectores moviles dentro del nucleo.

De acuerdo con una forma de realizacion de la presente invencion, resumido en un diagrama logico de flujo mostrado en la Figura 5. El sistema de monitorizacion del nucleo, en primer termino, ejecuta un calculo predictivo (P) en base al estado actual del reactor, por ejemplo, el nivel de energfa, la posicion de las barras de regulacion, las temperaturas de entrada, etc. Este calculo se utiliza para calcular las corrientes previstas para cada elemento detector fijo de neutrones del interior del nucleo autoalimentado en el nucleo o las temperaturas de los termopares de salida del nucleo. Cada plano de senales (un nivel del detector de neutrones fijos autoalimentados en el interior del nucleo o de los termopares de salida) es considerado de manera individualizada. Para cada uno de los detectores del plano, la relacion de la senal efectivamente medida (M) por el detector con respecto a la senal prevista (P) por el software (la relacion M / P) es calculada por un codigo, por ejemplo el sistema BEACON™. Estas relaciones son comparadas con una gama esperada (Me / Pe) de senales determinadas por un analisis de Monte Carlo fuera de lmea que calcula las senales en base a una gama de condiciones operativas adversas de la planta, por ejemplo barras caidas, barras desalineadas y bancos de control, desadaptaciones del nivel de energfa, etc., acopladas con vaciamiento y ruido de detectores aleatorios. La gama esperada (Me / Pe) es tambien normalizada de manera que la gama tiene en cuenta la diferencia de la senal medida total y de la senal prevista total dentro del nucleo.

Para determinar si hay una desviacion real respecto de la forma de la energfa prevista que se esta midiendo, las relaciones M / P de todos los demas detectores validos en el mismo nivel son ajustados por medio de una funcion polinomica (SP - F) y utilizados para extrapolar una relacion M / P en el emplazamiento del detector sospechoso. Si la relacion M / P y la relacion M / P extrapolada a partir del ajuste en base a una funcion polinomica son similares dentro de la gama de expectativa basada en el analisis Monte Carlo, se concluye que el detector esta midiendo una desviacion correcta. Si no es asf, el detector se considera que ha fallado, y se considera la supresion de los calculos de monitorizacion del nucleo.

En una forma de realizacion, este procedimiento incorpora la deteccion contra el marcaje inadvertido de un detector como inservible. En primer lugar, debe haber un numero especificado por el usuario de detectores validados dentro de un area determinada del detector sospechoso con el fin de suprimirlo. En segundo lugar, debe haber una fraccion preseleccionada de los detectores completamente cumplimentados en la misma validez del nivel axial de trabajo con el fin de suprimir un detector. Estas comprobaciones (C), esto es, para mantener (K) o suprimir (R) detector, tienen por finalidad proteger contra la posibilidad de que haya demasiados escasos detectores proximos al detector sospechoso para comprobar una perturbacion real en la distribucion de energfa.

Por consiguiente, el procedimiento reivindicado en las lmeas posteriores proporciona un medio conveniente para validar las senales de los detectores para potenciar la credibilidad de las salidas de monitorizacion del nucleo, por

ejemplo las suministradas por el sistema BEACON™. El procedimiento tambien suministra un medio conveniente para suprimir automaticamente salidas de detectores procedentes de calculos del nucleo si las salidas no pueden ser validadas.

Aunque se han descrito formas de realizacion espedficas de la invencion, debe apreciarse por parte de los expertos 5 en la materia, que podnan desarrollarse diversas modificaciones y alternativas a la luz de las ensenanzas globales de la divulgacion. Por consiguiente, las formas de realizacion concretas divulgadas pretenden ser solo ilustrativas y no limitativas en cuanto al alcance de la invencion que proporciona la amplitud total de las reivindicaciones adjuntas.

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Claims (8)

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   REIVINDICACIONES

   1. - Un procedimiento implementado por ordenador de validacion de una senal de salida de la instrumentacion de un reactor nuclear para una pluralidad de detectores (86) dentro del reactor con una pluralidad de elementos (88) detectores radialmente espaciados a aproximadamente la misma elevacion axial con respecto a un nucleo (14) del reactor nuclear, presentando cada uno de los elementos detectores una senal indicativa del parametro operativo medido del reactor estando situado en una posicion radial y axial en la que el elemento detector esta situado, comprendiendo el procedimiento las etapas de:

   ejecutar un calculo predictivo (P) de una salida anticipada de tres o mas elementos (88) detectores a sustancialmente la misma elevacion axial en base al estado operativo actual del reactor,

   tomar una relacion (M / P) de una senal (M) real respectivamente generada por tres o mas elementos (88) detectores a aproximadamente la misma elevacion axial, y basada en la correspondiente salida (P) anticipada;

   generar una gama esperada de relaciones (M / P) de senales reales generadas y las correspondientes salidas (P) anticipadas para una pluralidad de condiciones operativas de la planta adversas;

   determinar si la relacion (M / P) de la senal real generada por cualquiera de los tres o mas elementos (88) detectores a sustancialmente la misma elevacion axial esta fuera de la gama de relaciones;

   ajustar por medio de una funcion polinomica las relaciones (M / P) de los elementos (88) detectores a sustancialmente la misma elevacion axial, que estan dentro de la gama de relaciones;

   identificar si cualquier elemento (88) detector que presente una relacion (M / P) fuera de la gama presenta una relacion que sea similar a la relacion de ajuste por medio de una funcion polinomica en el correspondiente emplazamiento radial; y

   suprimir cualquier elemento (88) detector que presenta una relacion (M/P) fuera de la gama no similar a la relacion de ajuste por medio de una funcion polinomica a partir de las consideraciones de los calculos del nucleo (14) del reactor.
2. 2. - El procedimiento de la Reivindicacion 1, en el que la etapa de generar una gama esperada de relaciones (M/P) se determina por un analisis de Monte Carlo fuera de lmea.
3. 3. - El procedimiento de la Reivindicacion 1, en el que la pluralidad de condiciones operativas adversas incluye una o mas barras caidas, barras (28) desalineadas y bancos de control y de desadaptaciones del nivel de energfa.
4. 4. - El procedimiento de la Reivindicacion 3, en el que la pluralidad de operaciones operativas adversas comprende el vaciamiento aleatorio de los detectores y el ruido de la senal de los detectores.
5. 5. - El procedimiento de la Reivindicacion 1, que incluye la etapa de normalizar la gama de operaciones para tomar en cuenta la diferencia en la senal (M) medida total y la senal (P) prevista total.
6. 6. - El procedimiento de la Reivindicacion 1, en el que antes de que un detector (86) sospechoso sea suprimido de

   las consideraciones de los calculos del nucleo (14) del reactor debe haber una pluralidad de detectores validados

   especificados por un usuario dentro de un area determinada del detector sospechoso.
7. 7. - El procedimiento de la Reivindicacion 6, en el que la pluralidad de detectores (86) especificados por el usuario debe ser de detectores cuyas senales han sido validadas.
8. 8. - El procedimiento de la Reivindicacion 6, en el que antes de que un detector (86) sospechoso sea suprimido de

   las consideraciones de los calculos del nucleo (14) del reactor debe haber una fraccion predeterminada de una

   pluralidad de elementos detectores a aproximadamente la misma elevacion axial cuyas senales han sido validadas o, de cualquier otra forma, se sepa que son operativas.