JPS6132639B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS6132639B2 JPS6132639B2 JP50100201A JP10020175A JPS6132639B2 JP S6132639 B2 JPS6132639 B2 JP S6132639B2 JP 50100201 A JP50100201 A JP 50100201A JP 10020175 A JP10020175 A JP 10020175A JP S6132639 B2 JPS6132639 B2 JP S6132639B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- core
- power distribution
- nuclear reactor
- electrical signal
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
Links
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 18
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 claims description 4
- 230000004913 activation Effects 0.000 claims 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 8
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 4
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 4
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 3
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 3
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 3
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 3
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 3
- 238000012937 correction Methods 0.000 description 2
- 239000000523 sample Substances 0.000 description 2
- 101000916532 Rattus norvegicus Zinc finger and BTB domain-containing protein 38 Proteins 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005094 computer simulation Methods 0.000 description 1
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000001595 flow curve Methods 0.000 description 1
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明はオンライン計算機を用いた原子炉模擬
装置に関するものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a nuclear reactor simulator using an online computer.
原子炉の熱出力と冷却材流量の間には一定の制
限条件が設けられている。これは炉内の発生熱
を、十分な量の冷却材によつて除去し、燃料体の
過熱を防止するためである。すなわち、原子炉を
ある熱出力で運転する場合には、ある量以上の冷
却材を炉心内に流す必要がある。 Certain limiting conditions are placed between the thermal output of the reactor and the coolant flow rate. This is to remove the heat generated in the furnace with a sufficient amount of coolant and prevent the fuel assembly from overheating. That is, when operating a nuclear reactor at a certain thermal output, it is necessary to flow a certain amount or more of coolant into the reactor core.
したがつて、原子炉の起動、計画停止後の再起
動、制御棒のパターン変更に際しては、運転操作
の全過程でこの制限条件が満たされるように、制
御棒引抜き、炉心流量変更等の操作順序が定めら
れる。この運転計画はあらかじめオフライン計算
で作成される。しかしこの運転計画はつぎのよう
な場合には、一部を変更して適用される。 Therefore, when starting up a reactor, restarting it after a planned shutdown, or changing the pattern of control rods, the sequence of operations such as control rod withdrawal and changing the core flow rate must be adjusted so that these limiting conditions are met during the entire operation process. is determined. This operation plan is created in advance by off-line calculation. However, this operation plan is applied with some changes in the following cases.
(1) 計画が予定した時間通りに進行しなかつた場
合
(2) 不測のスクラム(緊急自動停止)が発生した
場合
運転計画が変更される場合には、新たな運転計
画が上記した制限条件の範囲内で実行可能である
ことを確認する必要がある。(1) When the plan does not proceed as scheduled (2) When an unexpected scram (emergency automatic stop) occurs When the operation plan is changed, the new operation plan must comply with the above-mentioned limiting conditions. It is necessary to confirm that it is executable within the scope.
従来は、現場技術者が過去の運転実績、あるい
は類似の場合について解析したオフラインの計算
結果を参考にして炉心状態の変化を推定してい
る。しかし、この方法では運転操作後の炉心状
態、すなわちゼノン濃度の時間変化による炉心熱
出力の変化、燃焼の進行による核特性の変化等を
正確に推定することは困難である。そのため、炉
を安全に運転するには過大な熱的余裕を見込む必
要があり、運転効率は悪い。 Conventionally, on-site engineers estimate changes in core conditions by referring to past operating results or offline calculation results analyzed for similar cases. However, with this method, it is difficult to accurately estimate the state of the core after operation, that is, changes in core thermal output due to time changes in xenone concentration, changes in nuclear properties due to progress of combustion, etc. Therefore, in order to operate the furnace safely, it is necessary to allow for an excessive amount of thermal margin, resulting in poor operating efficiency.
本発明の目的は、上記した従来技術の欠点をな
くし、短時間にしかも精度よく運転操作後の炉心
状態を予測できるオンライン原子炉模擬装置を提
供することにある。 An object of the present invention is to provide an online nuclear reactor simulator that eliminates the drawbacks of the prior art described above and can predict the state of the reactor core after operation in a short time and with high accuracy.
以下、本発明を沸騰水型原子炉に適用した場合
を例にとつて説明する。 Hereinafter, a case where the present invention is applied to a boiling water reactor will be explained as an example.
炉内出力分布を記述する基礎方程式として、式
(1)のような近似的中性子拡散モデルを使用するこ
とができる。式(1)は沸騰水型原子炉の三次元核熱
水力特性解析プログラム「フレアー」
(FLARE)の計算モデルを一次元化(炉心軸方
向に関する一次元)したものである。 As a basic equation to describe the power distribution in the reactor, Eq.
An approximate neutron diffusion model such as (1) can be used. Equation (1) is a three-dimensional nuclear thermal-hydraulic characteristic analysis program for boiling water reactors called "FLARE".
This is a one-dimensional version of the (FLARE) calculation model (one-dimensional with respect to the core axis direction).
S(K)=k∞(K)〔S(K−1)・WV(K−1)+S(K+1)・WV(K+1)
+S(K)・WV(K)・αV(K)+{1−2WV(K)−4WH(K)+WH(K)αH(K)}S(K)〕 (1)
ここに、
K:軸方向位置を示すノード番号
S(K):ノードKでの出力密度
k∞(K):ノードKでの中性子無限増倍率
WV(K):鉛直方向(軸方向)中性子輪送核(ノー
ドKで発生した中性子が、上下方向に隣接する
1個のノードで吸収される確率)
WH(K):水平方向中性子輪送核(ノードKで発生
した中性子が、水平方向に拡散してノード外へ
移動する確率)
αV(K):軸方向アルベド(炉心上下端のノードで
のみ0でない値を持つ)
αH(K):水平方向アルベド
中性子輪送核WH(K)、WV(K)はボイド率の関数で
ある。また、アルベドαV(K)、αH(K)はあらかじめ
オフライン計算で定められる定数である。S(K)=k ∞ (K) [S(K-1)・W V (K-1)+S(K+1)・W V (K+1) +S(K)・W V (K)・α V (K )+{1−2W V (K)−4W H (K)+W H (K)α H (K)}S(K)] (1) Where, K: Node number indicating the axial position S(K ): Power density at node K k ∞ (K): Infinite multiplication factor of neutrons at node K W V (K): Vertical direction (axial direction) neutron transport nucleus (neutrons generated at node K are Probability that neutrons will be absorbed by one adjacent node) W H (K): Horizontal neutron transport nucleus (Probability that neutrons generated at node K will diffuse horizontally and move outside the node) α V (K ): Axial albedo (non-zero values only at nodes at the upper and lower ends of the core) α H (K): Horizontal albedo Neutron transport nuclei W H (K) and W V (K) are functions of void fraction . Furthermore, albedo α V (K) and α H (K) are constants determined in advance by off-line calculation.
炉内出力分布S(K)が実測データから与えられた
場合には、対応するボイド分布を計算することが
できる。このボイド分布から中性子輪送核WH
(K)、WV(K)を算出し、S(K)とともに式(1)に代入す
れば、測定された現在の出力分布に適合する中性
子無限増倍率分布K∞(K)を決定することができ
る。これはkE ∞(K)で表わす。 When the in-core power distribution S(K) is given from measured data, the corresponding void distribution can be calculated. From this void distribution, the neutron transport nucleus W H
By calculating (K) and W V (K) and substituting them into equation (1) together with S(K), we can determine the neutron infinite multiplication factor distribution K ∞ (K) that fits the measured current output distribution. be able to. This is expressed as k E ∞ (K).
一方、中性子無限増倍率は、燃料の特性データ
として、燃料の濃縮度、燃焼度、ボイド率等より
理論的に計算できる。これをkC ∞(K)と表わせば、
kC ∞(K)は、式(2)のような計算式で求めることがで
きる。 On the other hand, the infinite neutron multiplication factor can be calculated theoretically from fuel characteristic data such as fuel enrichment, burnup, and void fraction. If we express this as k C ∞ (K), we get
k C ∞ (K) can be calculated using a calculation formula such as equation (2).
kC ∞(K)={c0+c1U(K)+c2U(K)2}・{1+δkXe+δkdpp}{1+δkexp} (2)
ここに、
c0、c1、c2:制御棒挿入状態により定まる係数
U(K):ノードKでの減速材密度
δkXe:ゼノン濃度依存項
δkdpp:ドツプラー効果依存項
δkexp:燃焼度依存項
係数c0、c1、c2は制御棒挿入割合rに関する一
次式、二次式等の関係で表わすことができる。式
(3)はその一例である。 k C ∞ (K)={c 0 +c 1 U(K)+c 2 U(K) 2 }・{1+δk Xe +δk dpp }{1+δk exp } (2) Here, c 0 , c 1 , c 2 : Coefficient U(K) determined by the control rod insertion state: Moderator density at node K δk Xe : Zenon concentration dependent term δk dpp : Doppler effect dependent term δk exp : Burnup dependent term It can be expressed by a linear equation, a quadratic equation, or the like regarding the control rod insertion ratio r. formula
(3) is an example.
c0=a1+a2r (3)
ここに
a1、a2:定数
r:制御棒挿入割合
式(2)を用いて計算されたkc ∞(K)は、先に述べた
実測出力分布より定めたkE ∞(K)と異る値を持つ。
そこで、計算モデルによるkC ∞(K)と、実測値にも
とづくkE ∞(K)の不一致を解消するため、式(2)を式
(4)のように修正する。 c 0 = a 1 + a 2 r (3) where a 1 , a 2 : constant r : control rod insertion ratio k c ∞ (K) calculated using equation (2) is the actual measured output mentioned earlier. It has a value different from k E ∞ (K) determined from the distribution.
Therefore, in order to resolve the discrepancy between k C ∞ (K) based on the calculation model and k E ∞ (K) based on the measured value, equation (2) was changed to
Modify as in (4).
k∞(K)={c0+δc0(K)+c1U(K)+c2U(K)2}{1+δkxe+δkdpp}{1+δkexp} (4)
ここに、δc0(K)は計算モデルを実測の出力分布
に適合させるための補正項で、式(5)により値を決
定する。 k ∞ (K)={c 0 +δc 0 (K)+c 1 U(K)+c 2 U(K) 2 }{1+δk xe +δk dpp }{1+δk exp } (4) Here, δc 0 (K) is This is a correction term for adapting the calculation model to the actually measured output distribution, and its value is determined by equation (5).
このようにして定めた中性子無限増倍率の計算
式(4)は、実測の出力分布に固定された計算モデル
である。すなわち、式(4)と式(1)の連立方程式は、
現在の炉心状態を記述する、修正された計算モデ
ルを表わす。このモデルを用いて、運転操作後の
炉心を模擬することができる。 The calculation formula (4) for the infinite neutron multiplication factor determined in this way is a calculation model fixed to the actually measured output distribution. In other words, the simultaneous equations of equation (4) and equation (1) are
Represents a modified computational model describing current core conditions. This model can be used to simulate the reactor core after operation.
以下、実施例により本発明を具体的に説明す
る。 Hereinafter, the present invention will be specifically explained with reference to Examples.
第1図に本発明による原子炉模擬装置の機器構
成を示す。原子炉1内の計測入力検出点2におい
て測定された計測信号はプロセス入力処理装置3
を介して、プロセス計算機5内のプロセス入力記
憶部4に記憶される。計算モデル修正操作部6
は、このプロセス入力と、磁気ドラム7より転送
される定数入力、核熱水力特性計算モデルから、
現在の炉心状態に適合する新たな計算モデルを作
成する。なお、磁気ドラム7は定数入力記憶部
8、核熱水力特性計算モデル記憶部9、および運
転計画記憶部10からなつている。計算モデルの
修正は既に述べた方法による。炉心状態予測部1
1は、この修正された計算モデルを用いて、磁気
ドラム7上に記憶された運転計画を実行した後の
炉心状態を模擬し、結果をブラウン管15に表示
する。 FIG. 1 shows the equipment configuration of a nuclear reactor simulator according to the present invention. The measurement signal measured at the measurement input detection point 2 in the reactor 1 is sent to the process input processing device 3
The data is stored in the process input storage unit 4 in the process computer 5 via the process computer 5. Calculation model correction operation section 6
From this process input, the constant input transferred from the magnetic drum 7, and the nuclear thermal hydraulic property calculation model,
Create a new calculation model that fits the current core state. The magnetic drum 7 includes a constant input storage section 8, a nuclear thermal hydraulic characteristic calculation model storage section 9, and an operation plan storage section 10. The calculation model is modified by the method already described. Core state prediction unit 1
1 simulates the core state after executing the operation plan stored on the magnetic drum 7 using this modified calculation model, and displays the results on the cathode ray tube 15.
本装置の起動信号はオペレーターコンソール1
2、または周期パルス発生器14より選択スイツ
チ13を介して入力される。オペレーターコンソ
ール12からは、起動信号の他、運転計画変更指
示データが入力される。これは磁気ドラム7上に
記憶された既存の運転計画とは異る方法で原子炉
を運転した場合の炉心状態を模擬するためであ
る。運転計画に変更がなく、かつ定期的に本装置
を起動させたい場合には周期パルス発生器14よ
り起動信号を入力する。 The start signal for this device is operator console 1.
2 or input from the periodic pulse generator 14 via the selection switch 13. In addition to the start signal, operation plan change instruction data is input from the operator console 12. This is to simulate the core state when the reactor is operated in a manner different from the existing operation plan stored on the magnetic drum 7. If there is no change in the operation plan and it is desired to start the device periodically, a start signal is input from the periodic pulse generator 14.
つぎに、本実施例による装置を用いて原子炉の
運転を模擬した実例を示す。対象とした炉は第2
図に示す沸騰水型原子炉である。第2図は炉心の
横断面図で、16は燃料集合体を、17は制御棒
を表わす。炉内には監視ストリング18が設けら
れている。この監視ストリング18の位置には局
所出力領域モニター(Local Power Range
Monitor、以下LPRMと略す)、走行型中性子東検
出器(Traversing Incore Probe、以下TIPと略
す)が配備され、炉内出力分布を測定している。
LPRMは軸方向4箇所に設置され、それぞれの位
置での局所的出力を常時監視している。TIPは炉
心外から挿入される検出器で、必要な場合のみ、
監視ストリング18の位置での連続的な軸方向出
力分布を測定する。また19は仮想的な監視スト
リングで、検出器は設置されていないが、炉心が
軸20,20′に関して対称形の場合には、実在
の監視ストリング18と同等である。 Next, an example will be shown in which the operation of a nuclear reactor is simulated using the apparatus according to this embodiment. The target furnace is the second one.
This is the boiling water reactor shown in the figure. FIG. 2 is a cross-sectional view of the reactor core, with reference numeral 16 representing a fuel assembly and reference numeral 17 representing a control rod. A guard string 18 is provided within the furnace. A local power range monitor (Local Power Range) is located at the position of this monitoring string 18.
A Traversing Incore Probe (hereinafter referred to as TIP) and a Traversing Incore Probe (hereinafter referred to as TIP) are installed to measure the power distribution within the reactor.
The LPRM is installed at four locations in the axial direction and constantly monitors the local output at each location. TIP is a detector that is inserted from outside the core, and only when necessary.
The continuous axial power distribution at the location of the monitoring string 18 is measured. Reference numeral 19 denotes a virtual monitoring string, which is not equipped with a detector, but is equivalent to the real monitoring string 18 if the reactor core is symmetrical with respect to the axes 20, 20'.
第3図は上記沸騰水型原子炉の出力上昇経路を
模擬した結果を示す。図の破線で画いた曲線21
は20%ポンプ速度曲線であり、点22は流量制御
による出力上昇開始点を示す。また、実線で画い
た曲線23は、点22で示す原子炉出力が定格出
力の約46%、炉心流量が定格流量の約39%の状態
から、約70時間にわたる流量制御で原子炉出力を
増加させた時の実測の出力上昇経路を示す。炉心
流量が定格流量の100%に到達した時点25での
原子炉出力は約76%である。破線で画いた曲線2
4は、この出力上昇経路を、本実施例の手段によ
り、点22の状態において予測計算により求めた
場合の予測結果である。第3図から明らかである
ように、本実施例によつて予測した出力上昇経路
は、実測にて求めた出力上昇経路と精度良く一致
している。 FIG. 3 shows the results of simulating the output increase path of the boiling water reactor. Curve 21 drawn by the broken line in the figure
is the 20% pump speed curve, and point 22 indicates the start point of the output increase due to flow rate control. In addition, a curve 23 drawn by a solid line shows that the reactor output is increased by flow control for approximately 70 hours from a state where the reactor output is approximately 46% of the rated output and the reactor core flow rate is approximately 39% of the rated flow indicated by point 22. The actual measured output increase path when At time point 25, when the core flow rate reaches 100% of the rated flow rate, the reactor power is approximately 76%. Curve 2 drawn with a dashed line
4 is a prediction result when this output increase path is obtained by predictive calculation in the state of point 22 using the means of this embodiment. As is clear from FIG. 3, the output increase path predicted by this example matches the output increase path determined by actual measurements with good accuracy.
第4図は上記した流量制御期間中の制御棒パタ
ーンを示す。図中の数字は個々の制御棒の炉心内
からの引抜き状態を示し、全挿入状態が0、全引
抜き状態が48に相当する。この間の数値は引抜き
距離を比例的に示している。数値が記入されてい
ない制御棒は全引抜き状態にある。 FIG. 4 shows the control rod pattern during the flow rate control period described above. The numbers in the figure indicate the state in which each control rod is withdrawn from the core, with a fully inserted state corresponding to 0 and a fully withdrawn state corresponding to 48. The numerical values between these indicate the pull-out distance proportionally. Control rods without numerical values are fully withdrawn.
以上述べたごとく、本発明によれば、オンライ
ン計算機を用いて、原子炉の現在の状態から、運
転操作後の炉心状態を短時間でしかも精度良く求
めることができる。 As described above, according to the present invention, the state of the reactor core after operation can be determined from the current state of the reactor in a short time and with high precision using an online computer.
第1図は本発明による原子炉模擬装置の機器構
成図、第2図は沸騰水型原子炉の炉心横断面図、
第3図は本発明の装置により、原子炉の出力上昇
経路を模擬した結果を示す出力−流量曲線図、第
4図は、第3図に示した出力上昇期間中の制御棒
パターン図である。
FIG. 1 is an equipment configuration diagram of a nuclear reactor simulator according to the present invention, FIG. 2 is a cross-sectional view of a core of a boiling water reactor,
Fig. 3 is a power-flow curve diagram showing the results of simulating the output increase path of a nuclear reactor using the device of the present invention, and Fig. 4 is a control rod pattern diagram during the output increase period shown in Fig. 3. .
Claims (1)
する第1の手段、少なくとも上記電気信号に応答
し、原子炉の出力分布を表わす一次元核熱水力特
性計算モデルの少なくとも1個のパラメータを調
整するための第2の手段、第2の手段の起動を制
御する第3の手段、及び第2の手段によつて現在
の炉状態に整合せしめられたパラメータを含む計
算モデルを基に、出力分布に変化を与える運転条
件の変更後における出力分布を表わす電気信号を
実時間で発生する第4の手段から成るオンライン
原子炉模擬装置。 2 特許請求の範囲第1項記載の装置において、
上記第3の手段は、オペレータコンソールと、周
期パルス発生器と、上記オペレータコンソール及
び上記周期パルス発生器の出力信号を上記第2の
手段に選択的に与えるための切替スイツチとから
成ることを特徴とするオンライン原子炉模擬装
置。[Scope of Claims] 1. A first means for generating an electrical signal representing the current state of the nuclear reactor, at least a one-dimensional nuclear thermal hydraulic characteristics calculation model responsive to the electrical signal and representing the power distribution of the reactor. a second means for adjusting at least one parameter; a third means for controlling activation of the second means; and a calculation comprising a parameter matched to the current furnace condition by the second means. An online nuclear reactor simulator comprising a fourth means for generating in real time, based on a model, an electrical signal representing a power distribution after changes in operating conditions that change the power distribution. 2. In the device according to claim 1,
The third means comprises an operator console, a periodic pulse generator, and a changeover switch for selectively applying the output signals of the operator console and the periodic pulse generator to the second means. An online nuclear reactor simulator.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP50100201A JPS5224694A (en) | 1975-08-20 | 1975-08-20 | On line nulcear reactor imitation device |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP50100201A JPS5224694A (en) | 1975-08-20 | 1975-08-20 | On line nulcear reactor imitation device |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS5224694A JPS5224694A (en) | 1977-02-24 |
JPS6132639B2 true JPS6132639B2 (en) | 1986-07-28 |
Family
ID=14267677
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP50100201A Granted JPS5224694A (en) | 1975-08-20 | 1975-08-20 | On line nulcear reactor imitation device |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5224694A (en) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4671919A (en) * | 1985-08-23 | 1987-06-09 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor power level monitoring system using an alpha-beta tracker |
US4711753A (en) * | 1986-03-19 | 1987-12-08 | Westinghouse Electric Corp. | Calibration of a nuclear reactor core parameter predictor |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS49113997A (en) * | 1973-03-07 | 1974-10-30 | ||
JPS5044397A (en) * | 1973-08-24 | 1975-04-21 |
-
1975
- 1975-08-20 JP JP50100201A patent/JPS5224694A/en active Granted
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS49113997A (en) * | 1973-03-07 | 1974-10-30 | ||
JPS5044397A (en) * | 1973-08-24 | 1975-04-21 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS5224694A (en) | 1977-02-24 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP2613324B1 (en) | Critical heat flux prediction device, critical heat flux prediction method and safety evaluation system | |
US20110268239A1 (en) | Method of calibrating excore detectors in a nuclear reactor | |
JP2001042079A (en) | Method and system for monitoring at least one operation parameter of reactor core | |
JPH0515240B2 (en) | ||
Darnowski et al. | Analysis of the BEAVRS PWR benchmark using SCALE and PARCS | |
JPS59799B2 (en) | Nuclear power plant reactor output prediction device | |
JPS6132639B2 (en) | ||
JPS6122278B2 (en) | ||
JP4533911B2 (en) | Xenon vibration prediction method and computer program for xenon vibration prediction | |
JP2696049B2 (en) | Reactor core characteristics simulation device | |
Crawford et al. | RIA testing capability of the transient reactor test facility | |
SE524638C2 (en) | Systems and methods for calculating helium production in stainless steel components in nuclear reactors | |
JP4008131B2 (en) | Reactor core performance calculator | |
JPS5924399B2 (en) | Reactor power distribution prediction device | |
JPH09211177A (en) | Performance prediction and surveillance device and prediction method for reactor core using mixed oxide fuel | |
JPH04265899A (en) | Nuclear furnace simulator | |
JPH06186380A (en) | Performance calculator for reactor core | |
JPH02130498A (en) | Thermal operation margin monitor of boiling water reactor | |
JPS63758B2 (en) | ||
JP3137569B2 (en) | Method for evaluating neutron source intensity and gamma ray intensity of reactor | |
KR850001144B1 (en) | Process for running a nuclear reactor cooled with light water | |
Birri et al. | A simulation study of the ability to detect power distribution perturbations in the texas A&M TRIGA reactor with self-powered neutron detectors | |
Tuxen-Meyer et al. | Methods and instrumentation for analysis and control of the Marviken nuclear power plant | |
JPH01250097A (en) | Surveillance equipment for reactor core at fuel exchange time | |
TW202347355A (en) | Method for controlling a pressurized water reactor, computer program product and control system |