KR20120039161A - 원자로 붕소농도 자동제어장치 - Google Patents

원자로 붕소농도 자동제어장치 Download PDF

Info

Publication number
KR20120039161A
KR20120039161A KR1020100100698A KR20100100698A KR20120039161A KR 20120039161 A KR20120039161 A KR 20120039161A KR 1020100100698 A KR1020100100698 A KR 1020100100698A KR 20100100698 A KR20100100698 A KR 20100100698A KR 20120039161 A KR20120039161 A KR 20120039161A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
reactor
flow rate
deviation
control
equation
Prior art date
Application number
KR1020100100698A
Other languages
English (en)
Other versions
KR101146950B1 (ko
Inventor
최유선
이은기
서정관
Original Assignee
한국수력원자력 주식회사
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 한국수력원자력 주식회사 filed Critical 한국수력원자력 주식회사
Priority to KR1020100100698A priority Critical patent/KR101146950B1/ko
Publication of KR20120039161A publication Critical patent/KR20120039161A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101146950B1 publication Critical patent/KR101146950B1/ko

Links

Images

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)

Abstract

원자로 붕소농도 자동제어장치가 제공된다. 상기 원자로 붕소농도 자동제어장치는 원자로와 터빈의 온도 편차 및 상기 원자로의 축방향 출력분포 편차를 이용하여 상기 원자로에 공급되는 붕산수 충전유량 및 순수 보충유량을 결정하는 제어부를 포함한다. 상기 제어부는 상기 온도 편차 및 상기 축방향 출력분포 편차가 최소가 되도록 상기 붕산수 충전유량 및 상기 순수 보충유량을 제어할 수 있다.

Description

원자로 붕소농도 자동제어장치{APPARATUS FOR AUTOMATIC CONTROL OF BORON CONCENTRATION OF A NUCLEAR REACTOR}
본 발명은 원자로 붕소농도 자동제어장치에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 원자로의 일일부하추종운전 중에 원자로 제어에 필요한 붕소농도 변화량을 붕소농도 측정없이 자동으로 제어할 수 있는 붕소농도 자동제어장치에 관한 것이다.
일반적으로 원자력 발전소의 일일부하추종운전(Daily Load Follow Operation)은 100% 출력으로 운전하던 원자로 출력을 사전계획에 따라 50% 부분출력 수준으로 운전하고 다시 100% 출력으로 복귀한 후 이를 매일 반복하는 운전형 태를 갖는다. 이러한 부하추종운전은 [2ㅡ6ㅡ2ㅡ14 시간, 100-50-100% 출력]의 형태로 표기한다. 이는 2시간 동안 100% 출력에서 50% 출력으로 출력 감발 후 6시간 동안 50% 출력 상태를 유지 한 후 2시간 동안 출력이 상승하여 100% 출력으로 복귀 후 14시간 동안 100% 출력을 유지하는 것을 의미한다.
원자로는 통상 노심 내부에서 중성자를 흡수하는 제어봉을 세로로 이동시켜서 출력이 제어된다. 또한 가장 많이 사용되는 원자로 제어 방식은 고도흡수봉으로 구성된 제어봉 그룹의 운동을 노심 평균 온도와 원자로가 터빈에 공급하여야 하는 출력의 일차 함수인 기준 온도 사이의 편차를 매개 변수로 이용하여 자동적으로 제어하는 방식이다. 그러나 제어봉으로만 원자로 출력을 100% 감당할 수 없으며, 일일부하추종운전을 장기간 수행할 경우 제어봉 사용 시간이 기술사양서 사용 제약에 의해서 한 달여 사용 후에는 인출되도록 되어 있기 때문에, 가압수형 원자로의 모든 제어 방식에는 원자로를 제어하는 추가 수단이 있어야 한다. 이 추가 수단은 원자로 냉각수에 붕소를 붕산 형태로 도입하거나, 순수한 물을 도입하여 희석시킬 수 있는 가용성 붕소 함유량을 변동시킬 수 있는 시스템으로 구성된다.
원자로 출력 준위와 출력 분포 제어에 사용되는 주요 제어 인자가 되는 제어봉, 붕소농도, 냉각재 온도, 제논 농도 중에서, 출력 준위 제어 능력 측면에서는 붕소농도가 가장 효과적인 제어 인자가 된다. 제어봉의 경우는 출력 분포 조절 능력이 다른 인자에 비해 효과적이지만 출력 준위 조절에는 반드시 붕소 농도 조절이 수반되어야 한다. 원전 일일부하추종운전시 원자로 제어가 가장 어려운 시점은 저출력에서 고출력으로 재복귀하는 시점인데 이는 붕소농도와 제논 농도에 따라서 제어봉이 삽입되거나 인출되어야하는 경우가 공존하기 때문이다. 따라서 제논 농도는 측정이 불가능한 제어 인자이기 때문에, 붕소농도 함량은 원자로 출력 준위 제어 능력 측면에서 가장 중요한 제어 인자가 된다. 붕소농도가 원자로 제어에 가장 효과적인 인자이지만 냉각재 계통에서 확산되는 시간 지연이 있고, 정확한 농도 측정도 원자로 운전이 안정된 상태에서 수동으로 샘플 농도를 측정할 수 밖에 없기 때문에 농도에 대한 실시간성이 결여된다. 실시간으로 붕소농도를 측정할 수 있는 보론미터가 있지만 측정 불확실도가 커서 일일부하추종운전과 같이 출력 변동이 심한 경우에는 측정값을 신뢰할 수 없다.
상기와 같은 문제점을 해결하기 위하여, 본 발명은 원자로의 일일부하추종운전 중에 원자로 제어에 필요한 붕소농도 변화량을 붕소농도 측정없이 자동으로 제어할 수 있는 장치를 제공한다.
본 발명의 실시예에 따른 원자로 붕소농도 자동제어장치는, 원자로와 터빈의 온도 편차 및 상기 원자로의 축방향 출력분포 편차를 이용하여 상기 원자로에 공급되는 붕산수 충전유량 및 순수 보충유량을 결정하는 제어부를 포함한다.
상기 제어부는 상기 온도 편차 및 상기 축방향 출력분포 편차가 최소가 되도록 상기 붕산수 충전유량 및 상기 순수 보충유량을 제어할 수 있다.
상기 제어부의 입력과 출력에 대한 모델식은 하기 수학식 2로 나타내어질 수 있다.
[수학식 2]
Figure pat00001
상기 수학식 2에서, y는 n개의 제어출력변수를 나타내고, △u는 m개의 제어입력변수의 변화를 나타내고, ξ는 제로(zero) 평균값을 갖는 확률적 랜덤 노이즈 벡터 시퀀스를 나타내고, q-1은 백워드 시프트 연산자를 나타내고, A와 C는 nxn 모닉 행렬 다항식을 나타내며, B는 nxm 모닉 행렬 다항식을 나타낸다.
상기 제어부의 성능목표를 최적화하기 위한 목적함수는 하기 수학식 3으로 나타내어질 수 있다.
[수학식 3]
Figure pat00002
상기 수학식 3에서,
Figure pat00003
는 t시점 기준에서 j-스텝 후의 최적 예측값을 나타내고, w는 출력벡터에 대한 제한치를 나타내고, △u는 두 시간 스텝 사이의 제어입력변수의 변화를 나타내고, Q는
Figure pat00004
의 가중값을 나타내고, R은 △u의 가중값을 나타내고, M은 제어구간을 나타내고, N은 예측구간을 나타내고, MM 행렬은 Diagonal(가중값1(M1), 가중값2(M2), 가중값3(M3))을 나타내며, 상기 가중값1은 상기 온도 편차에 적용되고, 상기 가중값2는 상기 축방향 출력분포 편차에 적용되며, 상기 가중값3는 상기 원자로의 제어봉 위치에 적용된다.
상기 원자로 붕소농도 자동제어장치는 상기 온도 편차 및 상기 축방향 출력분포 편차에 가중값을 적용할 수 있다.
상기 원자로 붕소농도 자동제어장치는 상기 제어부에 의해 결정된 상기 붕산수 충전유량 및 상기 순수 보충유량에 기초하여 상기 원자로에 붕산수 충전유량 조절 신호 및 순수 보충유량 조절 신호를 제공할 수 있다.
상기 원자로는 가압경수형 원자로를 포함할 수 있다.
본 발명의 실시예에 따르면, 원자로의 일일부하추종운전 중에 원자로 제어에 필요한 붕소농도 변화량을 붕소농도 측정없이 자동으로 제어할 수 있다.
도 1은 본 발명의 실시예에 따른 원자로의 일일부하추종운전을 위한 붕소농도 자동제어장치를 설명하기 위한 도면이다.
도 2a 내지 도 2d는 각각 본 발명의 실시예에 따라 모사계산된 원자로 출력, 축방향 출력분포, 붕산수 충전유량과 순수 보충유량, 및 제어봉 그룹의 위치를 나타내는 그래프이다.
이하 첨부한 도면들을 참조하여 본 발명의 실시예들에 대해 설명한다. 본 발명의 목적, 특징, 장점은 첨부된 도면과 관련된 이하의 실시예들을 통해 쉽게 이해될 것이다. 본 발명은 여기서 설명되는 실시예들에 한정되지 않고 다른 형태로 구체화될 수도 있다. 오히려, 여기서 소개되는 실시예들은 개시된 내용이 철저하고 완전해질 수 있도록 그리고 당업자에게 본 발명의 사상이 충분히 전달될 수 있도록 하기 위해 제공되는 것이다.
도 1은 본 발명의 실시예에 따른 원자로의 일일부하추종운전을 위한 붕소농도 자동제어장치를 설명하기 위한 도면이다.
도 1을 참조하면, 원자로 붕소농도 자동제어장치(1)는 원자로(2)의 일일부하추종운전 중에 원자로 제어에 필요한 붕소농도 변화량을 붕소농도 측정없이 자동으로 제어할 수 있다. 원자로(2)는 예를 들어 가압경수형 원자로일 수 있다. 원자로 붕소농도 자동제어장치(1)는 입력부(10), 제어부(20), 및 출력부(30)를 포함할 수 있다.
원자로(2)의 출력의 변동에 따라 온도 신호(111), 축방향 출력분포 신호(ASI; Axial Shape Index)(121), 제어봉 위치 신호(131)가 입력부(10)에 제공된다. 온도 신호(111)는 원자로 온도 신호(111a)와 터빈 온도 신호(111b)를 포함할 수 있다. 원자로 온도 신호(111a)는 원자로의 평균 온도를 나타내고, 터빈 온도 신호(111b)는 터빈의 온도를 나타낸다. ASI 신호(121)는 목표 ASI 신호(121a)와 측정 ASI 신호(121b)를 포함할 수 있다. 목표 ASI 신호(121a)는 ASI의 목표값을 나타내고, 측정 ASI 신호(121b)는 ASI의 측정값을 나타낸다. ASI는 원자로 출력분포의 상하 치우치는 정도를 나타내며, 하기 수학식 1로부터 구할 수 있다. 제어봉 위치 신호(131)는 원자로 내 제어봉의 측정된 위치를 나타낸다.
[수학식 1]
ASI = (노심하부출력-노심상부출력)/(노심하부출력+노심상부출력)
입력부(10)는, 원자로 온도 신호(111a)와 터빈 온도 신호(111b)로부터 원자로 온도와 터빈 온도 간 온도 편차(112)를 계산하고, 목표 ASI 신호(121a)와 측정 ASI 신호(121b)로부터 ASI의 목표값과 측정값 간 ASI 편차(122)를 계산하며, 제어봉 위치 신호(131)는 원자로 내 제어봉 위치(132)를 계산한다. 입력부(10)는, 온도 편차(112)에 가중값1(M1)을 적용하여 온도 편차 입력 신호(113)를 생성하고, ASI 편차(122)에 가중값2(M2)를 적용하여 ASI 편차 입력 신호(123)를 생성하며, 제어봉 위치(132)에 가중값3(M3)을 적용하여 제어봉 위치 입력 신호(133)를 생성한다. 입력부(10)는 생성한 온도 편차 입력 신호(113), ASI 편차 입력 신호(123), 및 제어봉 위치 입력 신호(133)를 제어부(20)에 제공한다.
제어부(20)는 입력부(10)로부터 제공받은 온도 편차 입력 신호(113), ASI 편차 입력 신호(123), 및 제어봉 위치 입력 신호(133)를 이용하여 붕산수 충전유량(211)과 순수 보충유량(221)을 최적화하여 출력부(30)에 제공한다. 제어부(20)는 제어부 모델식과 모델식의 파라미터를 결정하는 방법을 조합하는 방식으로 상기 최적화를 구현할 수 있다. 하기 수학식 2는 제어부의 입력과 출력에 대한 모델식을 나타내고, 하기 수학식 3은 제어부의 성능목표를 최적화하기 위한 목적함수를 나타낸다.
[수학식 2]
Figure pat00005
상기 수학식 2에서, y는 n개의 제어출력변수를 나타낼 수 있고, △u는 m개의 제어입력변수의 변화를 나타낼 수 있다. ξ는 제로(zero) 평균값을 갖는 확률적 랜덤 노이즈 벡터 시퀀스(stochastic random noise vector sequence)를 나타낼 수 있고, q-1은 백워드 시프트 연산자(backward shift operator)를 나타낼 수 있다. A와 C는 nxn 모닉 행렬 다항식(monic matrix polynomial)을 나타낼 수 있고, B는 nxm 모닉 행렬 다항식(monic matrix polynomial)을 나타낼 수 있다.
[수학식 3]
Figure pat00006
상기 수학식 3에서,
Figure pat00007
는 t시점 기준에서 j-스텝 후의 최적 예측값을 나타낼 수 있고, w는 출력벡터에 대한 제한치(target value)를 나타낼 수 있으며, △u는 두 시간 스텝 사이의 제어입력변수의 변화를 나타낼 수 있다. Q는
Figure pat00008
의 가중값을 나타낼 수 있고, R은 △u의 가중값을 나타낼 수 있다. M은 제어구간(control horizon)을 나타낼 수 있고, N은 예측구간(prediction horizon)을 나타낼 수 있다. MM 행렬은 Diagonal(가중값1(M1), 가중값2(M2), 가중값3(M3))을 나타낼 수 있다.
상기 수학식 3에서, 제한 조건은
Figure pat00009
이다.
본 발명의 실시예에서, 상기 제어입력변수는 온도 편차와 ASI 편차를 포함할 수 있고, 상기 제어출력변수는 붕산수 충전유량과 순수 보충유량을 포함할 수 있다.
상기 수학식 2로부터 j-번째 시간 스텝에서의 제어출력은 하기 수학식 4와 같이 구할 수 있다.
[수학식 4]
Figure pat00010
하기 수학식 5의 디오판틴(Diophantine) 식을 만족하도록 수학식 4를 구할 수 있다.
[수학식 5]
Figure pat00011
상기 수학식 5에서,
Figure pat00012
이다.
상기 수학식4와 수학식5를 이용하여 j-번째 시간 스텝에서의 제어출력을 하기 수학식 6과 같이 표현할 수 있다.
[수학식 6]
Figure pat00013
상기 수학식 6에서,
Figure pat00014
Figure pat00015
이다.
상기 수학식6을 이미 알고 있는 항과 미래의 예측항을 구분하여 정리하면 하기 수학식 7과 같이 표현할 수 있다.
[수학식 7]
Figure pat00016
Figure pat00017
상기 수학식 7을 간략히 하여 j-번째 시간 스텝에서의 제어기 출력을 정리하면 하기 수학식 8과 같다.
[수학식 8]
Figure pat00018
Figure pat00019
이와 같이, 제어부(20)는 파라미터 근사를 통해서 모델 파라미터인 다항식 A와 B를 결정할 수 있고, 결정된 A, B에 따라서 예측시간(prediction horizon) 동안의 원자로의 출력을 예측할 수 있다. 제어부(20)는 원자로 출력이 원하는 출력이 되도록 하는 붕소농도를 예측하여 원자로를 제어할 수 있다. 즉, 제어부(20)는 온도 편차와 ASI 편차가 최소가 되도록 하는 붕산수 충전유량(211)과 순수 보충유량(212)을 최적화하여 출력부(10)에 제공할 수 있다.
출력부(10)는 최적화된 붕산수 충전유량(211)과 순수 보충유량(212)에 응답하여 붕산수 충전유량 조절 신호(221)와 순수 보충유량 조절 신호(222)를 원자로에 제공한다. 이에 의해, 원자로의 붕소농도는 자동으로 제어될 수 있다.
도 2a 내지 도 2d는 각각 본 발명의 실시예에 따라 모사계산된 원자로 출력, 축방향 출력분포, 붕산수 충전유량과 순수 보충유량, 및 제어봉 그룹의 위치를 나타내는 그래프이다.
도 2a를 참조하면, 원자로 출력이 목표 출력에 따라 제어되고, 도 2b를 참조하면, ASI가 붕소농도 자동제어장치에 의해 일정한 운전 범위(±10%) 이내로 제어되며, 도 2c는 붕산수 충전유량과 순수 보충유량이 자동적으로 제어되는 것을 알 수 있다. 도 2d는 제어봉 그룹의 위치를 나타낸다.
이제까지 본 발명에 대한 구체적인 실시예들을 살펴보았다. 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자는 본 발명이 본 발명의 본질적인 특성에서 벗어나지 않는 범위에서 변형된 형태로 구현될 수 있음을 이해할 수 있을 것이다. 그러므로 개시된 실시예들은 한정적인 관점이 아니라 설명적인 관점에서 고려되어야 한다. 본 발명의 범위는 전술한 설명이 아니라 특허청구범위에 나타나 있으며, 그와 동등한 범위 내에 있는 모든 차이점은 본 발명에 포함된 것으로 해석되어야 할 것이다.
1 : 원자로 붕소농도 자동제어장치 2 : 원자로
10 : 입력부 20 : 제어부
30 : 출력부

Claims (7)

  1. 원자로와 터빈의 온도 편차 및 상기 원자로의 축방향 출력분포 편차를 이용하여 상기 원자로에 공급되는 붕산수 충전유량 및 순수 보충유량을 결정하는 제어부를 포함하는 원자로 붕소농도 자동제어장치.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 제어부는 상기 온도 편차 및 상기 축방향 출력분포 편차가 최소가 되도록 상기 붕산수 충전유량 및 상기 순수 보충유량을 제어하는 것을 특징으로 하는 원자로 붕소농도 자동제어장치.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 제어부의 입력과 출력에 대한 모델식은 하기 수학식 2로 나타내어지는 것을 특징으로 하는 원자로 붕소농도 자동제어장치.
    [수학식 2]
    Figure pat00020

    상기 수학식 2에서, y는 n개의 제어출력변수를 나타내고, △u는 m개의 제어입력변수의 변화를 나타내고, ξ는 제로(zero) 평균값을 갖는 확률적 랜덤 노이즈 벡터 시퀀스를 나타내고, q-1은 백워드 시프트 연산자를 나타내고, A와 C는 nxn 모닉 행렬 다항식을 나타내며, B는 nxm 모닉 행렬 다항식을 나타낸다.
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 제어부의 성능목표를 최적화하기 위한 목적함수는 하기 수학식 3으로 나타내어지는 것을 특징으로 하는 원자로 붕소농도 자동제어장치.
    [수학식 3]
    Figure pat00021

    상기 수학식 3에서,
    Figure pat00022
    는 t시점 기준에서 j-스텝 후의 최적 예측값을 나타내고, w는 출력벡터에 대한 제한치를 나타내고, △u는 두 시간 스텝 사이의 제어입력변수의 변화를 나타내고, Q는
    Figure pat00023
    의 가중값을 나타내고, R은 △u의 가중값을 나타내고, M은 제어구간을 나타내고, N은 예측구간을 나타내고, MM 행렬은 Diagonal(가중값1(M1), 가중값2(M2), 가중값3(M3))을 나타내며, 상기 가중값1은 상기 온도 편차에 적용되고, 상기 가중값2는 상기 축방향 출력분포 편차에 적용되며, 상기 가중값3는 상기 원자로의 제어봉 위치에 적용된다.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 온도 편차 및 상기 축방향 출력분포 편차에 가중값을 적용하는 것을 특징으로 하는 원자로 붕소농도 자동제어장치.
  6. 제 1 항에 있어서,
    상기 제어부에 의해 결정된 상기 붕산수 충전유량 및 상기 순수 보충유량에 기초하여 상기 원자로에 붕산수 충전유량 조절 신호 및 순수 보충유량 조절 신호를 제공하는 것을 특징으로 하는 원자로 붕소농도 자동제어장치.
  7. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자로는 가압경수형 원자로를 포함하는 것을 특징으로 하는 붕소농도 자동제어장치.

KR1020100100698A 2010-10-15 2010-10-15 원자로 붕소농도 자동제어장치 KR101146950B1 (ko)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020100100698A KR101146950B1 (ko) 2010-10-15 2010-10-15 원자로 붕소농도 자동제어장치

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020100100698A KR101146950B1 (ko) 2010-10-15 2010-10-15 원자로 붕소농도 자동제어장치

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20120039161A true KR20120039161A (ko) 2012-04-25
KR101146950B1 KR101146950B1 (ko) 2012-05-23

Family

ID=46139579

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020100100698A KR101146950B1 (ko) 2010-10-15 2010-10-15 원자로 붕소농도 자동제어장치

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR101146950B1 (ko)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2015079075A1 (es) 2013-11-26 2015-06-04 Ingenieria Y Marketing, S.A. Equipo portátil de boración de aguas en flujo continuo
CN105139908A (zh) * 2015-06-30 2015-12-09 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂堆芯的控制模式
CN114220560A (zh) * 2021-12-13 2022-03-22 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂硼控调峰方法及系统
WO2023057660A1 (es) 2021-10-05 2023-04-13 Ingenieria Y Marketing, S.A. Equipo portátil de boración de aguas en flujo continuo

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR850001144B1 (ko) * 1979-10-04 1985-08-09 챨스 브루넨고 경수 냉각형 원자로 조업방법
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
FR2544907B1 (fr) * 1983-04-21 1985-07-19 Framatome Sa Procede de reglage automatique de la teneur en bore soluble de l'eau de refroidissement d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
FR2629624B1 (fr) * 1988-04-05 1990-11-16 Framatome Sa Procede de determination et d'evaluation de la capacite de retour en puissance d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2015079075A1 (es) 2013-11-26 2015-06-04 Ingenieria Y Marketing, S.A. Equipo portátil de boración de aguas en flujo continuo
US10210957B2 (en) 2013-11-26 2019-02-19 Ingenieria Y Marketing, S.A. Portable apparatus for the boration of continuously flowing water
CN105139908A (zh) * 2015-06-30 2015-12-09 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂堆芯的控制模式
WO2023057660A1 (es) 2021-10-05 2023-04-13 Ingenieria Y Marketing, S.A. Equipo portátil de boración de aguas en flujo continuo
CN114220560A (zh) * 2021-12-13 2022-03-22 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂硼控调峰方法及系统
CN114220560B (zh) * 2021-12-13 2024-05-07 中国核动力研究设计院 一种压水堆核电厂硼控调峰方法及系统

Also Published As

Publication number Publication date
KR101146950B1 (ko) 2012-05-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR20130079340A (ko) 핵 원자로에서 엑스코어 검출기를 캘리브레이팅하는 방법
KR101146950B1 (ko) 원자로 붕소농도 자동제어장치
RU2009137958A (ru) Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора
JPS62245996A (ja) 炉心の出力分布監視方法
EP3736818A1 (en) Covariance data creation device, reactor core analysis device, covariance data creation method, macro covariance adjustment method, reactor core characteristic evaluation method, covariance data creation program, macro covariance adjustment program, and reactor core characteristic evaluation program
US6493412B1 (en) Method of calibrating exit thermocouples in a nuclear reactor
JP5424526B2 (ja) 核軽水炉においてドライアウト特性を推測する方法、コンピュータプログラム製品、原子力エネルギープラント及び運転方法
KR0130203B1 (ko) 가압수형 원자로의 동력 복귀능력의 결정 및 계산 방법
CN112380776B (zh) 面向反应堆状态转移概率估计分布的功率负荷控制方法
JP7192150B2 (ja) 加圧水型原子炉の管理方法および応分の管理システム
JPS59799B2 (ja) 原子力発電所の炉出力予測装置
EP3848942A1 (en) Load-following operation system including boron concentration adjustment and load-following operation method using same
Stander et al. OSCAR-4 code system application to the SAFARI-1 reactor
RU2465660C1 (ru) Способ определения парового коэффициента реактивности
EP4073821B1 (en) Method for controlling a nuclear power plant and controller
TW202347355A (zh) 用於控制壓水式反應器的方法、電腦程式產品及控制系統
RU2798456C1 (ru) Способ управления атомной электростанцией и контроллер
Shimjith et al. Multipoint kinetics modeling of large nuclear reactors
Aver’yanova et al. Investigation of xenon transient processes in VVER-1000 at the Tianwan nuclear power plant (China)
US20170298905A1 (en) System and method for controlling output evaporation rate of wind power plant
Lemaire et al. Monte Carlo/thermal-fluids coupled calculations for MHTGR-350MW Benchmark
JPH0338559B2 (ko)
JP2024514152A (ja) 原子炉を制御する方法およびアセンブリ、そのようなアセンブリを備えた原子炉
Yu et al. Load Follow Control Algorithm Improvement through Optimizing Weighting Factors
RU2256962C2 (ru) Способ определения запасов до кризиса теплоотдачи в каналах яэу

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
N231 Notification of change of applicant
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20150506

Year of fee payment: 4

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20160502

Year of fee payment: 5

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20170502

Year of fee payment: 6

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20180502

Year of fee payment: 7

LAPS Lapse due to unpaid annual fee