KR19990036677A - Reactor control technology - Google Patents
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Abstract
본 발명은 원자로 제어에 관한 것이다. 본 발명에 따라, 검출기를 사용하여 실행된 측정치는 가능성 있는 반응을 원자로 작동 동안 관찰된 업셋 조건, 특히 격자 부하로 인한 변동에 의해 야기되는 업셋 조건으로 구현하는 것을 가능케 한다. 이들 반응을 사용하여, 본 발명에 따라, 다양한 초기 조건이 컴퓨터 모델의 복잡성을 고려하고, 일반화된 업셋 방법의 사용을 포함하는 것을 가능하게 하는 단순화된 처리 방법을 계속함으로서 결정된다. 이와 같이 얻어진 최종 조건의 데이터는 존속되어 있는 반응을 선택하는 것을 가능케 하며, 이것은 이미 선택된 방식과 가장 잘 일치하는 반응이다. 본 발명은 단순화된 계산 방법을 사용하여 실시간에 제어하는 것을 가능케 한다. 이러한 성질은 물리적 실체에 보다 근접하고 오퍼레이터의 선택과 가장 잘 일치하는 컴퓨터 모델에 따른 작동을 허용한다.The present invention relates to reactor control. In accordance with the present invention, measurements made using a detector make it possible to implement possible reactions with upset conditions observed during reactor operation, in particular upset conditions caused by variations due to lattice loading. Using these reactions, in accordance with the present invention, various initial conditions are determined by considering the complexity of the computer model and continuing with a simplified processing method that makes it possible to include the use of a generalized upset method. The data of the final conditions thus obtained make it possible to select the existing reaction, which is the best match for the already chosen method. The present invention makes it possible to control in real time using a simplified calculation method. This property allows operation according to a computer model that is closer to the physical entity and best matches the operator's choice.
Description
본 발명은 원자로 제어 기술(nuclear reactor technique)에 관한 것으로, 보다 상세하게는 격자(grid)에 의해 부과된 부하 변동에 더 나은 반응을 가능케 하는 기술에 관한 것이다.TECHNICAL FIELD The present invention relates to a nuclear reactor technique, and more particularly, to a technique that enables a better response to load variations imposed by a grid.
가압수형 원자로(Pressurized Water nuclear Reactors; PWRs)의 제어는 통상적인 측정치, 특히 중성자 플럭스, 중성자 유독 물질, 입구 및 출구 온도, 압력 등에 관련된 측정치와 같은 일상의 사용을 포함한다. 원자로 제어는 또한 작동 조건, 주로 제어봉 이동을 변경하고, 중성자 유독 물질을 변화시키는 것을 가능하게 하는 시스템을 이행시키는 것을 포함한다.Control of Pressurized Water Nuclear Reactors (PWRs) includes routine use, such as routine measurements, especially measurements related to neutron flux, neutron toxicants, inlet and outlet temperatures, pressures, and the like. Reactor control also includes implementing a system that makes it possible to change operating conditions, primarily control rod movement, and to change neutron toxic substances.
앞에서 언급된 측정치는 "관찰할 수 있는(observable)" 매개 변수로 알려진 유도 매개 변수로 흔히 바뀔 수 있는데, 이 유도 매개 변수는 작동 요구 사항과 가장 가까이 일치하는 원자로 작동을 나타낸다. 이것들은 특히 네거티브 반응도, 내장(built-in) 반응도, 축방향 오프셋, 국부 반응 속도 등에 관계된다. 이 유도 매개 변수들은 수많은 검출기를 사용하여 원자로에 직접 실행되는 측정치를 프로그램 방법에 따라 처리된 결과이다.The aforementioned measurements can often be changed to induction parameters known as "observable" parameters, which represent the reactor operation that most closely matches the operating requirements. These are particularly concerned with negative reactivity, built-in reactivity, axial offset, local reaction rate, and the like. These derived parameters are the result of programmatic measurements of measurements made directly on the reactor using numerous detectors.
다수의 동시 측정치와 전체로 작동을 지시하는 현상들의 상호 의존성은 제어 시스템을 사용하여 이루어진 변경의 결과를 결정하는 것을 특히 복잡하게 한다. 그러나, 이러한 결정은 원자로 제어가 의존하는 필수 요소이다.The interdependence of multiple simultaneous measurements and phenomena that direct the operation as a whole complicates the determination of the consequences of changes made using the control system. However, this decision is an essential factor upon which reactor control depends.
실시간에 "관찰할 수 있는" 매개 변수의 값을 얻는 것을 가능케 하는, 프로그램 방법에 따른 측정 결과의 처리는 정교하게 변경시킴으로부터 비롯될 수 있다. 그러나, 작동 조건의 업셋으로 인한 최종 조건을 결정하는데 요구되는 계산의 복잡성의 하나의 결과는 실시간 원자로 제어에 부적당한 데이터 처리 시간이다.The processing of the measurement results according to the program method, which makes it possible to obtain the value of the "observable" parameter in real time, can result from elaborate changes. However, one consequence of the computational complexity required to determine the final condition due to the upset of operating conditions is data processing time inadequate for real-time reactor control.
물리적 모델이 가능한 한 근접하게 물리적 실체와 닮도록 데이터 처리 기저로서 더 정교하게 기능하면 할수록, 데이터 처리의 복잡성은 더 커지며, 따라서 데이터 처리 시간은 더 길어진다.The more precisely the physical model functions as a data processing basis to resemble the physical entity as closely as possible, the greater the complexity of the data processing and therefore the longer the data processing time.
이러한 복잡성은 너무 커서, 원자로 제어에 현재 사용되는 계산 방법을 사용하여 정교한 컴퓨터 모델을 이행하는 것이 불가능하다는 것이다. 특히, 3차원 컴퓨터 모델의 사용은 기존의 원자로 제어 조건하에서는 사실상 불가능하다.This complexity is so large that it is impossible to implement sophisticated computer models using the computational methods currently used to control reactors. In particular, the use of three-dimensional computer models is virtually impossible under existing reactor control conditions.
결과적으로, 원자로 제어는 격자 부하 변동에 최적의 반응을 허용하지 않는 반면, 최적의 내장 반응도의 유지와 같이, 어떤 바람직한 작동 조건을 파악하도록 오퍼레이터에 의해 선택된 세트포인트(setpoints)를 고려한다.As a result, reactor control does not allow optimal response to lattice load fluctuations, while taking into account setpoints selected by the operator to identify any desired operating conditions, such as maintaining optimal visceral reactivity.
본 발명은 원자로, 특히 PWR 타입의 제어를 위한 기술을 제공하는 것을 제시하는데, 이 PWR 타입은 상기의 목적을 보다 만족스럽게 충족시키고 대단히 복잡한 계산 방법에 따르는 것을 요구하지 않는다.The present invention proposes to provide a technique for the control of a reactor, in particular a PWR type, which does not require a more satisfactory fulfillment of the above object and obeys a very complex calculation method.
본 발명에 따라, 제어 기술은According to the invention, the control technique is
작동 조건을 측정하는 검출기와,A detector for measuring operating conditions,
이들 측정치를 사용하여, "관찰할 수 있는" 매개 변수로 알려진 특정의 원자로 작동 매개 변수의 결정과,Using these measurements, the determination of specific reactor operating parameters, known as "observable" parameters,
오퍼레이터에 의해 선택된 방법과 원자로 작동의 일치를 보장하기 위하여, 미리 한정된 값으로 결정된 매개 변수 값의 비교와,Comparison of parameter values determined with predefined values, in order to ensure consistency of the reactor operation with the method selected by the operator,
상기 비교의 결과를 사용하여, 반응을 프로그램 방식으로의 정교화와,Using the results of the comparison, refine the reaction programmatically,
각 반응에 연속하는 최종 조건에서 이들 반응의 결과를 예측하기 위하여, 계산 방법을 사용하여, 관찰된 차이값에 대한 반응 리스트의 처리와,In order to predict the results of these reactions at the final conditions subsequent to each reaction, the calculation method is used to process the reaction list for the observed differences,
매개 변수의 점근값(asymptotic values)에 대해 상위 모드의 평균 기여를 고려하는 계수에 의해 변경된, 볼츠만(Boltzman) 다항식을 포함하는 식에서, 차수 0과 1의 항으로만 존속되는 일반화된 업셋 방법의 컴퓨터 프로그램에 의한 사용과,A computer of generalized upset methods that persists only in terms of orders 0 and 1, in equations containing the Boltzman polynomials, modified by coefficients that take into account the average contributions of the higher modes to the asymptotic values of the parameters. Use by the program,
가능성 있는 반응 중에서, 미리 선택된 원자로 제어 방법과 가장 잘 일치하는 반응의 선택 및 미리 설정된 데이터와 이들 예측치의 비교를 이행한다.Among the possible reactions, selection of reactions that best match the preselected reactor control method and comparison of these data with the preset data are implemented.
본 발명은 업셋에 뒤이어 최종 조건의 예측에 선행하는 계산 단계에서, 가장 복잡한 계산을 발생시키는, 볼츠만 다항식의 상위 모드의 기여가 경험에서 보여주는, 보다 복잡한 계산과 그리 다르지 않는 결과를 얻는 것을 가능케 하는 단순한 계수로 대체될 수 있다는 공개에 기인한다.The present invention provides a simple, enabling calculation of the higher mode of the Boltzmann polynomial, which generates the most complex calculations in the computational step that precedes the prediction of the final condition following the upset, resulting in a result that is not so different from the more complex calculations shown in experience. This is due to the disclosure that it can be replaced by a coefficient.
바꾸어 말하면, 본 발명은 정밀도의 상당한 손실이 전혀 없이 단순화된 계산 방법을 사용하여 짧은 처리 시간에 제어 조건의 변경에 반응하는 원자로의 거동에서 예측치를 얻는 것을 가능케 한다. 이러한 개선의 결과로, 훨씬 더 정밀한 제어가 가능하고, 한정된 목적 달성을 용이하게 한다.In other words, the present invention makes it possible to obtain predictions from the behavior of the reactor in response to changes in control conditions in a short processing time using a simplified calculation method with no significant loss of precision. As a result of these improvements, much more precise control is possible and facilitates the achievement of limited objectives.
특히, 오퍼레이터는 최적화 방식에 따라, 예를 들면 제어봉에 명령을 주는 메커니즘 상에서 마모를 최소화시키기 위하여, 안전 여유, 배출물 절약, 및 제어봉 이동 한계에 대해 원자로를 제어할 수 있다.In particular, the operator can control the reactor for safety margins, emission savings, and control rod travel limits, depending on the optimization scheme, for example to minimize wear on the mechanisms that command the control rods.
오퍼레이터가 이용할 수 있는 방법의 개선은 관련된 현상의 더 나은 표현을 위해 가장 정교한 컴퓨터 모델, 특히 3차원 모델을 사용하는 것을 가능케 한다. 3차원 모델의 처리는 계산의 복잡성을 상당히 증가시키는데, 이것은 지금까지 효과적으로 이행된 제어 기술로부터 배제되었기 때문이다.Improvements in the methods available to the operator make it possible to use the most sophisticated computer models, especially three-dimensional models, for better representation of the phenomena involved. The processing of the three-dimensional model significantly increases the complexity of the calculation, since it has been excluded from the control techniques effectively implemented so far.
본 발명을 이행하기 위해 사용되는 컴퓨터 모델은 몇 가지 타입의 측정치를 포함한다. 이 측정치들은 검출기로부터 수신된 신호를 사용하여 직접 원자로에서 실행된다. 실제로는, 원자로 제어는 반드시 원자로의 다른 지점에서 중성자 플럭스 측정치를 요구한다.Computer models used to implement the present invention include several types of measurements. These measurements are performed directly in the reactor using the signal received from the detector. In practice, reactor control necessarily requires neutron flux measurements at different points in the reactor.
특히, 입구 및 출구 온도, 압력 등을 다른 측정치로 또한 고려되는 것이 유리하다.In particular, it is advantageous to also consider inlet and outlet temperatures, pressures and the like as other measurements.
제어로 인해 변경된 조건의 예측에 관하여, 잘 한정된 초기 조건이 먼저 결정되어야 한다. 순간적 측정치들은 이 조건들을 한정하는 것을 가능케 한다. 이 측정치들은 미리 설정된 전문가 시스템 모델에 통합된다.With regard to the prediction of conditions changed due to control, well defined initial conditions must first be determined. Instantaneous measurements make it possible to define these conditions. These measurements are integrated into a preset expert system model.
다소 업셋 작동 조건하에서, 전문가 시스템은 원자로를 제어하기에 충분하다. 더 큰 양의 업셋 조건에 대해, 하나 이상의 측정된 매개 변수의 값이 미리 설정된 범위를 오퍼레이터 행위로 인하거나 격자 부하의 변경에 자동적으로 반응하여 초과할 때, 본 발명의 목적인 기술을 사용하여, 시스템은 원자로 조건의 진전을 예측하고, 이 예측된 조건의 진단을 구현하고, 선택된 목적과 더 나은 일치로 작동하는 것을 가능케 하는 제어 방식을 정교하게 한다.Under somewhat upset operating conditions, the expert system is sufficient to control the reactor. For larger amounts of upset conditions, when the value of one or more measured parameters exceeds a preset range due to operator behavior or automatically in response to a change in grid load, the system, which is the object of the present invention, uses the system, Elaborates control schemes that predict the progress of reactor conditions, implement diagnostics of these predicted conditions, and enable them to operate in better agreement with selected objectives.
본 발명에 따른 예측 메커니즘은 빈번한 업셋이 있을 경우에 특히 유용하며, 빈번한 업셋의 경우에 전문가 시스템에만 따르는 것은 전문가 시스템이 시간에서 벗어난 경우만을 고려할 수 있기 때문에 비효율적이다. 예를 들면, 계속적인 부하는 본 발명이 만족스럽게 취급하는 것을 가능케 하는 빈번한 변경을 부과한다.The prediction mechanism according to the present invention is particularly useful when there are frequent upsets, and in the case of frequent upsets, following only the expert system is inefficient because it can only consider cases where the expert system is out of time. For example, continuous loading imposes frequent changes that allow the present invention to handle them satisfactorily.
이 빈번한 변경들은 결국 예측 계산에 사용되는 "초기 조건"으로 이동하게 되어, 주기적인 재보정(periodic recalibration)을 필요로 한다.These frequent changes eventually lead to the "initial conditions" used for predictive calculations, requiring periodic recalibration.
본 발명에 따른 주기적인 재보정은 차이값의 최소화(difference-minimizing) 계산 기술을 사용하여, 매개 변수 측정치에 기초하여 실행되는 것이 유리하다.Periodic recalibration according to the present invention is advantageously performed based on parameter measurements, using a difference-minimizing calculation technique.
재보정에 선행하는 계산은 또한 일반화된 업셋 방법을 사용하여 실행되는 것이 유리하다. 상기 방법은 모델의 다양한 내적 매개 변수 중에서, 교정되어야만 하는 차이값에 상당히 기여하는 매개 변수를 확인하는 것을 가능케 한다. 다음에 잇따른 재보정은 이 매개 변수들로 제한될 수 있고, 이것은 요구되는 처리를 제한한다.Calculations that precede recalibration are also advantageously performed using the generalized upset method. The method makes it possible to identify, among the various internal parameters of the model, parameters which contribute significantly to the difference values that have to be corrected. Subsequent recalibration can be limited to these parameters, which limits the processing required.
계속적인 기술에서, 참조 내용은 원자로의 기본적으로 관찰할 수 있는 매개 변수에 대해 설정된 예들로 이루어져 있으며, 이 예들은 완전한 계산의 결과와 비교해 본 바와 같이, 단순화된 계산 방법을 사용할 때 본 발명에 따른 기술의 신뢰성을 구체적으로 확인시켜 준다.In the continuing description, the reference consists of examples set for the fundamentally observable parameters of the reactor, which are compared with the results of a complete calculation, according to the invention when using a simplified calculation method. Specifically confirm the reliability of the technology.
업셋을 한 후 최종 조건의 예측을 구현하는데 있어서, 상기 예측을 위해 사용되는 관찰할 수 있는 매개 변수들에 대한 볼츠만 오퍼레이터 식은 점근값에 만족스럽게 접근시키기 위하여, 고려되어야 하는 차수 0과 1의 항뿐만 아니라 더 높은 항도 보여준다. 관찰할 수 있는 매개 변수들의 점근값에 0과 1보다 더 높은 항의 기여는 업셋 자체에 따른다. 이들 계산은 각 매개 변수에 대해 실행되고, 연속적인 다수의 업셋이 뒤따르는데, 이것은 이내 극한적인 복잡성을 야기한다.In implementing the prediction of the final condition after the upset, the Boltzmann operator equations for the observable parameters used for the prediction are only terms of orders 0 and 1 that must be considered in order to approach the asymptote satisfactorily. It also shows higher terms. The contribution of terms higher than 0 and 1 to the asymptotic values of the observable parameters depends on the upset itself. These calculations are performed for each parameter, followed by a number of consecutive upsets, which in turn cause extreme complexity.
본 발명에 따른 기술은 업셋을 한 후 매개 변수의 예측치의 계산에서 0과 1보다 더 높은 차수의 항을 무시하는 것을 가능케 하는 계수를 첫 단계에서 한정하는 것을 포함한다.The technique according to the invention involves defining in a first step the coefficients which make it possible to ignore terms of orders higher than zero and one in the calculation of the parameter's prediction after the upset.
일반적으로 β로 지정된 이 계수들은 차수 0과 1의 항뿐만 아니라 더 높은 차수(3, 4, 5 등)의 항도 포함하는 한번 또는 몇 번의 완전한 계산을 실행함으로써 얻어진다.Typically, these coefficients, designated β, are obtained by performing one or several complete calculations that include terms of orders 0 and 1, as well as terms of higher orders (3, 4, 5, etc.).
계수 β는 다음 형태의 공식에 대응한다. 즉,The coefficient β corresponds to the formula of the form In other words,
여기서, S0, S1, 및 S∞각각은 매개 변수의 차수 0과 1의 항의 값 및 그 점근값이다.Here, S 0 , S 1 , and S ∞ are each the values of the terms 0 and 1 of the parameters and their asymptotic values.
다음의 예에 의해 구체적으로 증명되는 바와 같이, 볼츠만 다항식은 급격히 수렴되고, 항 3, 4, 또는 5의 고려는 S∞값에 접근하기에 충분하다.As specifically demonstrated by the following example, the Boltzmann polynomial converges rapidly, and consideration of terms 3, 4, or 5 is sufficient to approach the S ∞ value.
S∞값은 이들 고차항의 제한된 수만을 고려하여, 다른 초기 조건을 사용하여 계산을 몇 번 재생함으로써 얻어진 평균값과 비슷하게 될 수 있다.The value of S ∞ can be similar to the mean obtained by replaying the calculation several times using different initial conditions, taking into account only a limited number of these higher order terms.
계수 β가 위에서 기술된 것처럼 한정되어지면, 계수 β는 원자로 작동 조건의 업셋에 이어서 최종 조건의 예측치를 결정하기 위해 실제로 사용될 수 있다. 다음에 작동은 다음과 같이 점근값을 계산하는데 있다. 즉,If the coefficient β is defined as described above, the coefficient β can actually be used to determine an upset of the reactor operating conditions, followed by an estimate of the final conditions. The next operation is to calculate the asymptotes as follows. In other words,
바꾸어 말하면, 상기의 예측치를 얻기 위하여, 다항식 중 S0및 S1항만이 계산되는데 필요하다.In other words, in order to obtain the above prediction value, only the S 0 and S 1 terms in the polynomial are required to be calculated.
실행은 이러한 근사값을 사용하는 것이 더 높은 차수가 고려되어져야 하는 업셋 조건의 경우에 완전하게 정당화되는 것을 보여주고 있다. 사소한 업셋에 대해, 더 높은 차수는 사실상 전혀 포함되지 않으며, 근사값은 적용되지 않는다. 실제로는, 제안된 처리만이 따라서 특정의 미리 설정된 임계값을 초과하는 업셋 조건에 대해서 실행되어진다.Implementation shows that using this approximation is fully justified in the case of upset conditions where higher orders should be considered. For minor upsets, higher orders are virtually not included at all, and no approximation is applied. In practice, only the proposed process is thus executed for upset conditions that exceed certain preset thresholds.
전형적인 매개 변수의 외삽값(extrapolation values)의 결정에 대한 예들은 축방향 오프셋, 선택된 지점에서의 로컬 파워(local power), 네거티브 반응도 및 내장 반응도이다. 이들 예는 계수 β의 결정에 이미 지적된 바와 같이 이끈다.Examples for the determination of extrapolation values of typical parameters are axial offset, local power at selected points, negative responsiveness and visceral reactivity. These examples lead to as already pointed out in the determination of the coefficient β.
상기 작동은 가압수형 원자로 모델에서 실행된다. 중성자 플럭스는 상기 모델에서 연구되는 매개 변수이다. 초기 업셋 조건은 원자력의 감소에 상응한다. 상기 감소는 방사성 포획 횡단면(capture cross section)을 변경하고, 흡수봉을 이동시킴으로써 제어되어지는 시스템 반응의 변형을 발생시킨다.The operation is carried out in a pressurized water reactor model. Neutron flux is a parameter studied in this model. The initial upset condition corresponds to the reduction of nuclear power. The reduction results in a modification of the system reaction that is controlled by changing the radioactive capture cross section and moving the absorbing rods.
다음의 표들은 5번째 차수까지, 위에서 지적된 4개 매개 변수에 대한 계산의 결과를 보여주고 있다.The following table shows the results of the calculations for the four parameters noted above, up to the fifth order.
일반화된 업셋 기술이 적용되면, 상기 결정은 진동 방식으로 전개하는 수렴을 이끈다. 증가하는 차수의 각 항은 점진적으로 더 작은 기여를 한다.When generalized upset techniques are applied, the crystals lead to convergence that develops in a vibrating manner. Each term of increasing order makes progressively smaller contributions.
4번째 또는 5번째 차수 끝에서, 목표값과 계산되고 외삽된 값간의 불일치는 매우 작고, 이 소수점을 넘어 계속되는 것은 불필요하다.At the end of the fourth or fifth order, the discrepancy between the target value and the calculated and extrapolated value is very small and it is unnecessary to continue beyond this decimal point.
더 높은 차수 항의 기여를 고려하는 것을 가능케 하는, 차수 0과 1 및 계수 β의 항으로만 사용한 단순화된 식을 사용하여, 본 발명에 따른 기술의 적용은 66 내지 1153 pcm(1pcm = 10-5)의 반응값 범위에 상응하는 일련의 30 업셋에 대해 실행된다.Using a simplified equation using only terms of orders 0 and 1 and coefficient β, which makes it possible to consider the contribution of higher order terms, the application of the technique according to the invention is 66 to 1153 pcm (1pcm = 10 -5 ). Runs on a series of 30 upsets corresponding to the response range of.
이들 계산의 통계 결과는 아래의 표에 기술되어 있고, 이것은 본 발명에 따라 결정된 값과 차수 3, 4의 항 각각을 포함하는 계산에 대한 차이값을 비교한다.The statistical results of these calculations are described in the table below, which compares the values determined according to the invention with the difference values for calculations comprising the terms of orders 3 and 4, respectively.
상기의 결과들은 업셋 결과와, 계속해서 본 발명에 따른 원자로 제어의 예측 효율성을 확인한다. 이미 결정된 계수 β를 포함하는 단순화된 볼츠만 오퍼레이터를 사용하여 얻어진 값의 비교는 3번째 차수와 심지어 4번째 차수의 항을 적분하여, 훨씬 더 복잡한 처리를 사용하여 얻어진 값보다 더 작은 상대 에러를 야기한다. 상기 단순화된 기술의 사용은 따라서 격자 부하의 진전으로 최적 반응을 가능케 하는 동시에, 원자로 작동 조건(제어봉 이동의 최소화, 안전 여유의 최적화 등)에 대해 목표의 항으로 선택된 순서를 충족시키는 원자로 제어에 완전히 적합하다.The above results confirm the upset result and subsequently the predictive efficiency of the reactor control according to the invention. Comparison of values obtained using the simplified Boltzmann operator with the coefficient β already determined integrates terms of the third and even fourth order, resulting in smaller relative errors than values obtained using much more complex processing . The use of this simplified technique thus allows for optimal response to the advancement of the grid load, while at the same time fully controlling reactor control to meet the order selected in terms of the target for reactor operating conditions (minimizing control rod movement, optimizing safety margins, etc.). Suitable.
게다가, 상기 단순화는 상대적으로 단순화된 계산 방법을 사용하는 동시에 모니터 된 매개 변수의 수를 증가시키는 것을 가능케 할 정도로 상당히 단순화되어 있다.In addition, the simplification is considerably simplified so that it is possible to increase the number of monitored parameters while using a relatively simplified calculation method.
본 발명은 청구 범위의 범주를 벗어남이 없이, 많은 변형이 당업자에게 분명하게 될 것이고, 기대할 수 있다.Many modifications will be apparent to and skilled in the art without departing from the scope of the claims.
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Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20180079649A (en) * | 2017-01-02 | 2018-07-11 | 한국수력원자력 주식회사 | Method of monitoring real time channel output |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6748348B1 (en) * | 1999-12-30 | 2004-06-08 | General Electric Company | Design method for nuclear reactor fuel management |
| US20030086520A1 (en) | 2001-11-07 | 2003-05-08 | Russell William Earl | System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor |
| US7487133B2 (en) | 2002-09-19 | 2009-02-03 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Method and apparatus for adaptively determining weight factors within the context of an objective function |
| US8041548B2 (en) | 2004-12-30 | 2011-10-18 | Global Nuclear Fuels-Americas, LLC | Method and apparatus for evaluating a proposed solution to a constraint problem for a nuclear reactor involving channel deformation |
| JP6139074B2 (en) * | 2012-08-13 | 2017-05-31 | 三菱重工業株式会社 | Reactor monitoring device and reactor control device |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2346725A1 (en) * | 1973-09-17 | 1975-03-27 | Siemens Ag | NUCLEAR REACTOR |
| GB2122409B (en) * | 1982-06-17 | 1985-10-16 | Westinghouse Electric Corp | Method for controlling a nuclear fueled electric power generating unit and interfacing the same with a load dispatching system |
| JPH0296805A (en) * | 1988-10-04 | 1990-04-09 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | Process plant expert system |
| FR2639141B1 (en) * | 1988-11-14 | 1991-02-01 | Framatome Sa | PILOTAGE METHOD OF PRESSURIZED WATER NUCLEAR REACTOR AND NUCLEAR REACTOR USING THE SAME |
| US5009833A (en) * | 1989-01-11 | 1991-04-23 | Westinghouse Electric Corp. | Expert system for surveillance, diagnosis and prognosis of plant operation |
| US5024801A (en) * | 1989-05-01 | 1991-06-18 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor core model update system |
| US5167010A (en) * | 1989-08-03 | 1992-11-24 | Westinghouse Electric Corp. | Expert advice display processing system |
| JP3224810B2 (en) * | 1990-10-04 | 2001-11-05 | 株式会社東芝 | Fuel assembly limit power ratio calculator |
| JPH09113671A (en) * | 1995-10-20 | 1997-05-02 | Japan Atom Energy Res Inst | Real time surveillance method for reactor plant |
| RU2407049C2 (en) * | 2004-11-24 | 2010-12-20 | Кэнон Кабусики Кайся | Container for supplying developer |
-
1997
- 1997-10-07 FR FR9712508A patent/FR2769402B1/en not_active Expired - Fee Related
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Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20180079649A (en) * | 2017-01-02 | 2018-07-11 | 한국수력원자력 주식회사 | Method of monitoring real time channel output |
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