MX2007013918A

MX2007013918A - Sistemas y metodos para predecir una k efectiva critica para un reactor nuclear.

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Publication number: MX2007013918A
Application number: MX2007013918A
Authority: MX
Inventors: Ugur Mertyurek; David Joseph Kropaczek; Atul A Karve; Angelo P Chopelas
Original assignee: Global Nuclear Fuel Americas
Priority date: 2006-11-29
Filing date: 2007-11-07
Publication date: 2009-02-19
Also published as: ES2401349T3; TW200836217A; EP1927994A3; US7532698B2; TWI431638B; JP2008139308A; EP1927994A2; JP5634006B2; US20080123794A1; EP1927994B1

Abstract

Sistemas y métodos para un método para determinar una k efectiva en un estado de núcleo sin evaluación de una planta de energía nuclear incluye determinar, para el estado de núcleo sin evaluación una densidad de barra de control, una energía de núcleo en porcentaje, un valor de reactividad de gadolinio, un valor de reactividad del doppler, y un valor de reactividad de xenón en respuesta a un patrón de barra de control, un plan de energía de reactor que incluye el estado de núcleo sin evaluación, y una k efectiva de referencia, calcular un cambio en una k efectiva a partir de k efectiva de referencia en el estado de núcleo sin evaluación en respuesta a dos o más parámetros seleccionados del grupo que consisten en densidad de barra de control, le energía de núcleo en porcentaje, el valor de reactividad de gadolinio, el valor de reactividad del doppler, y el valor de reactividad de xenón, y generar la k efectiva crítica para el estado de núcleo sin evaluación en respuesta al cambio en la k efectiva a partir de la k efectiva de referencia.

Description

SISTEMAS Y METODOS PARA PREDECIR UNA K EFECTIVA CRITICA PARA UN REACTOR NUCLEAR CAMPO DE LA INVENCION La descripción de la presente se refiere a reactores nucleares y, más éspecíficamente, a sistemas y métodos para diseñar y controlar las operaciones de los reactores nucleares.

ANTECEDENTES DE LA INVENCION i Las declaraciones en esta sección proporcionan solamente información antecedente relacionada con la presente descripción y no puede construir la técnica anterior. En plantas de energía nuclear, los sistemas de monitoreo de núcleo proporcionan un entorno controlado para procesar datos de planta de materia prima en datos de limitación operacional tal como velocidad de generación de calor máxima. Dichos sistemas monitorean información del estado del reactor clave, tal como márgenes para límites de operación, potencia axial y radial, distribuciones de exposición, potencia de núcleo total para proporcionar información para evaluar el rendimiento de combustible pasado, actual y futuro. Adicionalmente, dichos sistemas se utilizan con frecuencia para preparar planes para operaciones futuras, tal como intercambios de secuencia de barra de control, arranques, y maniobras de potencia, del reactor con base en los datos monitoreados. El sistema puede recibir entrada del usuario con relación a las operaciones planificadas y puede generar modelos y características operacionales y planes en apoyo a la operación planeada. Esto puede incluir simulaciones de la operación planeada con base en parámetros y características operacionales calculadas y/o predefinidas. Un simulador del núcleo puede calcular flujo de neutrones actual, esperado y planeado, distribuciones de potencia, rendimiento térmico como una función de la barra de control, patrón de carga del núcleo, caudal de refrigerante, presión del reactor, y otras variables operacionales y de diseño. I Uno de los parámetros reportados más importantes del reactor es una relación de la ganancia de neutrones a pérdida de neutrones algunas veces mencionada como el factor de multiplicación efectivo de neutrones, k efectiva crítica, o valor propio de crítico k, cada uno de los términos utilizado de mcinera intercambiable en la presente. Esta es la relación de la velocidad promedio de la producción de neutrones mediante fisión en el núcleo del reactor a la velocidad promedio de pérdida mediante absorción y derrame. La k efectiva es una constante que da la información sobre el estado actual de la reacc n en cadena o fisión en el núcleo. Un valor de k efectiva menor a uno indica un número decreciente de reacciones en cadena, por lo que un valor de k efectiva mayor a uno indica un número en incremento de reacciones en cadena en el estado actual del reactor. Un estado del reactor en estado estable auto-sostenible se denomina el estado crítico del reactor y de manera teórica en un estado estable tiene una k efectiva igual a 1. Lamentablemente, debido a las imprecisiones relacionadas con los datos del reactor y la metocología para calcular las cantidades, la k efectiva no siempre es igual uno. Este alor especial de la k efectiva es denominado k efectiva crítica. Durante la etapa de planeación de una operación del reactor, los reactores experimentan condiciones que están por debajo de las condiciones de reactor de potencia total, mencionadas en la presente como condiciones sin evaluación, u operaciones que incluyen intercambios de secuencia de barra de control, arranques o maniobras de potencia a partir de las cuales los ingenieros del reactor preparan un plan operacional para los operadores del reactor. Cada una de las condiciones sin evaluación coloca al reactor en una pluralidad de estados de núcleo sin evaluación en donde el reactor genera más o menos neutrones que una potencia total, por ejemplo, una k efectiva que ro es igual a uno. Los planes del reactor para las condiciones sin evaluación típicamente incluyen calcular un estimado de la velocidad de caudal del refrigerante en cada etapa de la operación para el nivel de potencia especjífico y el patrón de barra de control. El procedimiento es casi lo contrario del cjálculo de la k efectiva. Los sistemas del núcleo apoyan este procedimiento al proporcionar predicciones con base en reglas predefinidas y datos de operación pasados. La exactitud de la velocidad de caudal de refrige rante calculada es importante para alcanzar el nivel de potencia específico tan rápido como lo permitan los límites térmicos regulados. Un estimado deficiente de la velocidad de flujo da como resultado incrementos conservadores pequeños en la velocidad de flujo, necesarios para alcanzar la potencia específica, que puede dar como resultado un tiempo y gasto incrementados para alcanzar la potencia total. Un buen estimado de la k efectiva crítica esperada para cada estado que se señala en la condición sin evaluación proporcionará predicciones más exactas de la velocidad de caudal del refrigerante y operación optimizada del reactor. Sin embargo, típicamente ya sea la k efectiva con base en el diseño o la k efectiva conocida evaluada se utiliza para cálculos de flujo debido a la incapacidad actual para predecir correctamente una k efectiva crítica esperada. Ya que la k efectiva crítica no es un valor constante, ha sido difícil predecirla ya que es una función de la interacción compleja de todos los parámetros que afectan la operación del núcleo del reactor. La k efectiva crítica puede disminuir a medida que el ciclo progresa y puede cambiar aprox madamente 600 pcm (reactividad en parte por cien mil)) durante cada tiempo de vida del ciclo de carga de combustible en condiciones evaluadas de potencia total. Este cambio es aproximadamente lineal en forma gradual y puede predecirse mediante una k efectiva con base en el diseño. A media que camb a la k efectiva crítica como una función de la combustión completa, también puede cambiar tanto como 700 pcm durante estas condiciones sin evaluación. La k efectiva de diseño se calcula durante el procedimiento del diseño del nuevo núcleo repostado y se espera que se tenga una exactitud de 200 pcm. Sin embargo, la k efectiva de diseño no dirige las condiciones sin evaluación en donde la potencia se encuentra por debajo del 100%.

La determinación de la velocidad de flujo es sensible a la k efectiva crítica seleccionada y una diferencia de 50 pcm en la k efectiva crítica de la que se predijo puede dar como resultado una diferencia del 2% en la velocidad de flujo. Como consecuencia, el empleo de la k efectiva con base en el diseño o el último valor conocido de la k efectiva crítica de condiciones evaluéidas puede producir tanto como una diferencia del 25% entre la velocidad de flujo calculada y la actual durante estos estados de potencia sin evaluación. Por lo tanto, se desea una metodología de predicción para mejorar el cálculo de una k efectiva crítica exacta durante los estados sin evaluación y condiciones con el fin de optimizar la operación del reactor mientras mantiene los márgenes de seguridad deseados.

| BREVE DESCRIPCION DE LA INVENCION j El inventor en la presente ha tenido éxito al diseñar sistemas y métoc os mejorados para predecir una k efectiva crítica (valor propio k) para uno o más estados del núcleo sin evaluación y velocidades de caudal de refrigerante asociadas a través del núcleo durante las operaciones sin evaluación de un reactor nuclear. En algunas modalidades, al proporcionar mejoras en la predicción exacta de la k efectiva crítica en estados del núcleo sin evaluación, los reactores nucleares pueden diseñarse y operarse más eficientemente y efectivamente en cuanto a costo durante las condiciones del reactor sin evaluación. De acuerdo con un aspecto, un método para determinar una k efectiva crítica en un estado del núcleo sin evaluación de una planta de energ a nuclear incluye determinar, para el estado del núcleo sin evaluación, una densidad de barra de control, una potencia del núcleo porcentual, un valor de reactividad de gadolinio, un valor de reactividad del doppler, y un valor de reactividad de xenón que responde a un patrón de barra de control, un plan de potencia del reactor incluye el estado del núcleo sin evaluación, y una k efectija de referencia. El método incluye calcular un cambio en la k efectiva desde la k efectiva de referencia en el estado del núcleo sin evaluación que responde a dos o más parámetros en el estado del núcleo sin evaluación seleccionado del grupo que consiste en densidad de barra de control, potencia del núcleo porcentual, el valor de reactividad de gadolinio, el valor de reactividad del doppler, y el valor de reactividad de xenón. La k efectiva crítica se genera para el estado del núcleo sin evaluación que responde al cambio en la k e fectiva desde la k efectiva de referencia en el estado del núcleo sin evaluación. De acuerdo con otro aspecto, un método para determinar una velocidad de caudal del refrigerante en un rector nuclear en un estado del núcleo sin evaluación relacionado con la operación del reactor sin evaluación incluy determinar para el estado del núcleo sin evaluación, una densidad de barra de control, una potencia del núcleo porcentual, un cambio en el valor de reactividad de gadolinio, un cambio en el valor de reactividad del doppler, y un cambio en el valor de reactividad de xenón que responde a un patrón de barra de control, un plan de potencia del reactor que define una operación sin evaluación que incluye el estado del núcleo sin evaluación, y una k efectiva de referencia. Un cambio en una k efectiva desde la k efectiva de referencia para el estado del núcleo sin evaluación se calcula que responde a dos o más parámetros seleccionados del grupo que consiste en el cambio en la densidad de barra de control, la potencia del núcleo porcentual, el cambio en el valor de reactividad de gadolinio, el cambio en el valor de reactividad del doppler, el camb o en el valor de reactividad de xenón, un tipo de planta, y un tipo de operación sin evaluación. Un k efectiva crítica en el estado del núcleo sin evaluación se genera en respuesta al cambio calculado en la k efectiva desde la k efectiva de referencia correspondiente. Una velocidad de caudal del refrigerante para el núcleo del reactor se determina para el estado del núcleo sin evaluación que responde a la k efectiva crítica generada. j De acuerdo con incluso otro aspecto, un método para modelar la k efectiva crítica en una pluralidad de estados del núcleo sin evaluación en una operación sin evaluación de un reactor en una planta de energía nuclear incluye estimar, para una pluralidad de estados del núcleo sin evaluación, una densidad de barra de control, un valor de reactividad de gadolinio, un valor de reactividad del doppler, y un valor de reactividad de xenón que responde a un patrón de barra de control, un plan de potencia del reactor que define los estados del núcleo sin evaluación y una o más efectivas k de referencia. Un camb o en la densidad de barra de control, un cambio en el valor de reactividad de gadolinio, un cambio en el valor de reactividad del doppler, y un camb o en el valor de reactividad de xenón, cada uno es calculado con el camb o relativo al valor de referencia recibido correspondiente y relacionado con cada estado del núcleo sin evaluación. Una pluralidad de correlaciones que afectan un equilibrio de neutrones dentro del reactor en cada estado del núcleo sin evaluación se determinan en respuesta a la energía del núcleo porcentual, el cambio en el valor de reactividad de gadolinio, el cambio en el valor de reactividad del doppler, el cambio en el valor de reactividad de xenón, y el cambio en la densidad de barra de control. Un cambio en la k efectiva se determina en respuesta a las correlaciones determinadas para cada estado del núcleo sin evaluación. Una k efectiva crítica actual para uno o más de los estados del núcleo sin evaluación se compara con la k efectiva crítica estimada para los estados del núcleo sin evaluación correspondientes y un tipo de planta se selecciona del grupo que consiste en una planta accionada por xenón y una planta accionada por gadolinio, que responde a la comparación. Se identifica una pluralidad de coeficientes con por lo menos un coeficiente siendo identificado para cada una de las correlaciones determinadas como una función de una exposición en el estado del núcleo sin evaluación, el tipo de plantas seleccionado, y un tipo para la operación de planta sin evaluación. Un subconjunto de las correlaciones y coeficientes se seleccionan en respuesta al tipo de planta seleccionado y al tipo de operación de planta sin evaluación.

De acuerdo con incluso otro aspecto, un sistema para determinar una k efectiva crítica en un estado del núcleo sin evaluación en un núcleo del reactor nuclear incluye una computadora que tiene un procesador, una memoria, una entrada configurada para recibir un patrón de barra de control, un plan de energía del reactor, una k efectiva de referencia, e instrucciones ejeculables por computadora adaptadas para ejecutar un método. El método ejeculable por las instrucciones ejecutables por computadora incluye determinar para el estado del núcleo sin evaluación una densidad de barra de control, una potencia del núcleo porcentual, un valor de reactividad de gadolinio, un valor de reactividad del doppler, y un valor de reactividad de xenón que responde al patrón de barra de control, un plan de potencia de rector que incluye el estado del núcleo sin evaluación, y una k efectiva de referencia, y calcular un cambio en la k efectiva desde la k efectiva de referencia en el estado del núcleo sin evaluación que responde a dos o más parámetros en el estado del núcleo sin evaluación seleccionado del grupo que consiste en la densidad de barra de control, la potencia del núcleo porcentual, el valor de reactividad de gadolinio, el valor de reactividad del doppler, y el valor de reactividad de xenón. El método también incluye generar la k efectiva crítica en el estado del núcleo sin evaluación que responde al cambio en la k efectiva desde la k efectiva de referencia en el estado del núcleo sin evaluación. En incluso otro aspecto, un sistema para determinar una k efectiva crítica en un estado del núcleo sin evaluación en un núcleo del reactor nuclear incluye medios para determinar, para el estado del núcleo sin evaluación, una densidad de barra de control, una potencia del núcleo porcentual, un valor de reactividad de gadolinio, un valor de reactividad del doppler, y un valor de reactividad de xenón que responde a un patrón de barra de control, un plan de potencia de rector que incluye el estado del núcleo sin evaluación, y una k efectiva de referencia y medios para calcular un cambio en una k efectiva desde la k efectiva de referencia en el estado del núcleo sin evaluación que responde a dos o más parámetros en el estado del núcleo sin evalu ación seleccionado del grupo que consiste en la densidad de barra de control, la potencia del núcleo porcentual, el valor de reactividad de gadolinio, el va or de reactividad del doppler, y el valor de reactividad de xenón. El sistema también incluye medios para generar la k efectiva crítica en el estado del núcleo sin evaluación que responde al cambio en la k efectiva desde la k efectiva de referencia en el estado del núcleo sin evaluación. Aspectos adicionales de la presente invención serán en parte evidentes y en parte señalados a continuación. Debe entenderse que varios aspectos de la descripción pueden implementarse individualmente o en combinación con otros. Debe entenderse que la descripción detallada y dibujes, aunque indiquen ciertas modalidades ejemplares, se destinan para propósitos de ilustración únicamente y no deben construirse como limitativos del alcance de la descripción.

BREVE DESCRIPCION DE LOS DIBUJOS La figura 1 es una vista en sección, con partes separadas, de un reactor de agua en ebullición para algunas modalidades ejemplares de la invención. La figura 2 es una gráfica de una k efectiva predicha para un inicio sin evaluación de la operación de ciclo con relación a la potencia porcentual como una función de la exposición de conformidad con una modalidad ejemplar. La figura 3 es un diagrama de flujo de un método para predecir una † efectiva crítica en estados sin evaluación de conformidad con una modajlidad ejemplar. La figura 4 es un diagrama de flujo de otro método para predecir una k efectiva crítica en estados sin evaluación de conformidad con otra moda idad ejemplar. La figura 5 es un diagrama de bloque de un sistema de computadora ejemplar que puede utilizarse para implementar algunas modalidades o componentes del sistema y/o método para predecir y/o modelar k efectiva crítica en estados del núcleo sin evaluación. La figura 6 es una gráfica del inicio de una operación sin evaluación de ciclo que ilustra los valores de k efectiva actuales en comparación con los valores de k efectiva sin evaluación predichos como se ilustra en la figura 2 de conformidad con una modalidad de la invención.

Debe entenderse que a través de los dibujos, los números de referéncia correspondientes indican partes y características similares o correspondientes.

DESCRIPCION DETALLADA DE LA INVENCION La siguiente descripción es meramente ejemplar en naturaleza y no pretende limitar la presente descripción o las aplicaciones o usos de la descripción. Una modalidad ejemplar de un reactor nuclear que tiene algunos métodos y sistemas para modelar y predecir una k efectiva crítica para ejemplo, hafnio. Al grado que una barra de control 18 se inserte en el haz de combustible 14, éste absorbe neutrones que pueden de otra manera estar disponibles para promover la reacción en cadena que genera calor en el núcleo 12. Las barras de control 8 se controlan mediante un accionador de barra de control (CRD) 20 que mueve la barra de control 18 con relación a los haces de combustible 14, controlando así la reacción nuclear dentro del núcleo 12. Un sistema de control y monitoreo del reactor 22 recibe una plura idad de señales del sensor de operaciones del núcleo CCS desde los sensores (no mostrados) en el núcleo 12 y se relacionan con el reactor 10 para monitorear las operaciones del núcleo 12. Esto puede incluir, más no limitarse a, presión del recipiente del reactor del núcleo, temperatura del refrigerante, velocidad de caudal del refrigerante, potencia del reactor y datos de colocación de barra de control. El sistema de monitoreo y control del reactor 22 utiliza estos datos de entrada para determinar, entre otras características, las características térmicas del núcleo, escape de neutrones, pérdida de neutrones, generaciones de neutrones, y k efectiva actual (por ejemplo, valor propio k) durante cada estado de operación del núcleo 12. El sistema de monitoreo y control del reactor 22 también puede generar señales de control CS para controlar una o más operaciones o características del reactor 10. Esto incluye señales de control CSCR para controlar el accionador de barra de control 20 (y por lo tanto las barras de control 18) y señales de control CSFR para controlar la velocidad de caudal de fluido a través del núcleo 12. La generación de energía nuclear se controla mediante el sistema de monitoreo y control del reactor 22, que controla las barras del control 18 y el caudal de refrigerante para controlar el núcleo 12, especialmente durante periodos de la operación del rector en menos que un estado crítico, tal como energizando el reactor para arrancarlo y apagarlo. El sistema de monitoreo y control del reactor 22 también puede controlar estas operaciones del reactor con base en planes predeterminados, que pueden introducirse en el sistema o prepararse mediante el sistema como una función de algoritmos predeterminados o modelos para una operación planeada tal como un intercambio de barra de control o condición de arranque o apagado. En dichos planes, el nivel de potencia del reactor programado para cada estado en el tiempo y/o cada exposición en el plan puede presentarse en un plan de potencia del reactor y en el plan de control de barra de control relacionado para la operación de reactor. Otros parámetros, factores y correlaciones, incluyendo la k efectiva o cambiar la k efectiva desde una k efectiva de referencia puede proporcionarse para o desarrollarse por el sistema 22 con base en uno o más métodos predefinidos implementados, al menos en parte, dentro del sistema 22. En una modalidad, un método para determinar una k efectiva crítica en un estado del núcleo sin evaluación de una planta de energía nuclear incluye determinar, para el estado del núcleo sin evaluación, una densidad de barra de control, una potencia del núcleo porcentual, un valor de reactividad de gadolinio, un valor de reactividad del doppler y un valor de reactividad de xenón. Como lo saben los expertos en la técnica, un valor de reactividad es el efecto que un parámetro, característica o componente tiene en la reactividad o fisión de un reactor. La reactividad es una medida de la salida de un reactor desde la criticalidad y, como se notó anteriormente, se define como r= (ke« - 1 ) keft, donde ketf es k efectiva o el factor de multiplicación efectivo. La reactividad generalmente se expresa en unidades de centavos, dólar y en horas. El valor del gadolinio por lo tanto es el efecto de que el gadolinio no tiene reactividad dentro de la planta del reactor particular, y de igual manera para el xenón y doppler, por ejemplo, doppler se refiere en la presente a la temperatura dentro del reactor. Cada uno de estos se delermina como una función de, o se menciona en la presente como "que responde a" un patrón de barra de control o plan, un plan de potencia del reactor que incluye identificación y especificación de uno o más estados del núcleo sin evaluación, y una k efectiva de referencia. Como se utiliza en la presente, "sin evaluación" se refiere a una condición de potencia que es menor al 100 por ciento y en donde el reactor no está en un estado crítico. Una k efectiva de referencia puede ser cualquier k efectiva predeterminada, tal como, por ejemplo, una k efectiva con base en el diseño o por lo menos la k efectiva evaluada registrada. j El método incluye calcular un cambio en una k efectiva desde una k ^fectiva de referencia predefinida en uno o más estados del núcleo sin la densidad de barra de control, la potencia del núcleo porcentual, el valor de reactividad de gadolinio, el valor de reactividad del doppler, y el valor de reactividad del xenón. La k efectiva crítica se genera para cada uno de los estados del núcleo sin evaluación deseados que responden al cambio en la k efectiva de la k efectiva de referencia en el estado del núcleo sin evaluación. Por ejemplo, esto puede ser un simple ajuste al k efectiva de referencia mediante el cambio en algunas modalidades, o en otras puede definirse por una relación a escala o más compleja según se determina por el moldeo de la planta del reactor particular o tipos de planta. Adicionalmente, esto puede incluir modelar el reactor con dos o más de estos parámetros, estableciendo correlaciones con uno o más parámetros que pueden efectuar el cambio en la k efectiva desde la k efectiva de referencia en el estado del núcleo sin evaluación. Esto también puede incluir una determinación de cambios entre un parámetro o correlación de parámetros desde una valor de referencia del mismo, más que simplemente una determinación del valor absoluto de uno o más parámetros. Por ejemplo, esto puede incluir un cambio en el valor de reactividad del gadolinio, doppler, y/o de xenón, o un cambio en la densidad de barra de control, desde un valor de referencia correspondiente del mismo, para cada estado del núcleo sin evaluación relacionado. En dichas modalidades, un cambio en la k efectiva desde una k efectiva de referencia predeterminada puede desarrollarse desde estos valores y correlaciones de cambio individuales.

La modelación de la k efectiva crítica o los cambios de k efectiva delta también pueden incluir la identificación y/o determinaciones de coeficientes correspondientes ya que son típicos en la modelación. Esto puede ser particularmente aplicable en modalidades que proporcionan valores k efectivos predichos para estados del núcleo sin evaluación al utilizar, al mencs en parte, un polinomio de relación empírica. Una modalidad puede incluir la identificación de un sumario o un conjunto global de correlaciones y coeficientes que intenten afectar todos los impactos y cambios de la k efectiva para predicciones precisas. En tales casos, se determina una relación compleja y se aplica y se da razón de cada uno y todos los parámetros y las correlaciones. Esto puede proveer una predicción muy precisa de la k efectiva o la Ak efectiva, por ejemplo el cambio o la deferencia entre la k efectiva predicha y una k efectiva de referencia. En algunos casos, puede ser difícil, compleja y costoso llevar a la práctica una modalidad que lo abarque todo. Sin embargo, como se discutirá, algunos métodos simplificados que utilizan subconjuníos del conjunto global pueden ser muy efectivos en la predicción de la k efectiva en condiciones de núcleo sin evaluación con base en uno o más factores, tal como el tipo de la operación de núcleo sin evaluación (por ejemplo comienzo de ciclo, arranque dentro de un ciclo, descenso de energía en maniobra de energía, ascenso de energía en maniobra de energía, descenso de energía en secue ncia de intercambio de barras y ascenso de energía en secuencia de intercambio de barras, etcétera), una clasificación predeterminada de plantas o una determinación de tipos como se discute en la presente, y/o una exposición en el estado de núcleo sin evaluación. Se puede desarrollar cada uno del subconjunto de correlaciones coeficientes para cada planta de rector en un análisis inicial de sistema o se puede ajustar con base en la experiencia, mediciones o sincronización precisa durante operaciones de planta. Después que se ha predicho la k efectiva para uno o más estacos sin evaluación, se puede determinar o calcular una calificación de refrigerante de núcleo para cada estado de núcleo sin evaluación, en función de la k efectiva predicha, el patrón de barras de control o los cambios a la densidad de barras de control y el plan de energía de reactor (tal como el porcentaje de energía). Como se sabe en la técnica, densidad de barras de control tiende hacer un nombre inapropiado. Generalmente, como se sabe en la técnica la densidad de barras de control se refiere a la concentración de barra:; de control presente en ese punto de estado y es igual a la longitud de la porción insertada de las barras de control sobre la longitud máxima en las que S 3 pueden insertar las barras de control en el núcleo de reactor. En algunas modalidades, se puede modelar matemáticamente la l k efectiva crítica o programar en instrucciones ejecutables por computadora para cada estado de núcleo sin evaluación en una condición sin evaluación de reactor mediante correlaciones de uno o más parámetros, incluyendo porcentaje de energía, densidad de barras de control, valor de reactividad del gadolinio, valor de reactividad del xenón y valor de reactividad del doppler. Como se ha hecho notar anteriormente, se pueden determinar los parámetros de valor de reactividad para cada planta de reactor nuclear de tal manera que, durante un análisis o una caracterización inicial de planta, se puedan ajustar solamente durante las operaciones de planta en cuanto a sincronización precisa. Cada planta de reactor nuclear tiene características que son únicas de la planta y no se pueden predecir fácilmente con base en el diseño o factores predeterminados. Se puede modelar la k efectiva crítica mediante la correlación de uno o más de estos parámetros entre sí y mediante la determinación de coeficientes o ponderaciones a una o más de las correlaciones. Se puede modelar la k efectiva crítica por ejemplo, como un coeficiente de normalización y un coeficiente diferente multiplicado por cada correlación. Los ejemplos de correlación que tienen más de un parámetro incluyen el porcentaje de energía por la densidad de barras de control; el porcentaje de energía por el valor de reactividad del xenón; el valor de reactividad del xenón por la densidad de barras de control; el porcentaje de energía por el valor de reactividad del gadolinio; la densidad de barras de control por el valor de reactividad del doppl r; la densidad de barras de control por el valor de reactividad del gadoli nio; el porcentaje de energía por el valor de reactividad del doppler; el porcentaje de energía por una potencia de j; la densidad de barras de control a la potencia de j; el valor de reactividad del xenón por el valor del gadolinio. Como se ha hecho notar, se pueden determinar los coeficientes para c^da parámetro o correlación en el momento de la modelación inicial de planta Por ejemplo, después de determinar los varios parámetros y correlaciones, se puede comparar cada conjunto de correlaciones con las k efectivas sin evaluación reales, medidas durante la operación de planta. Se puede ponderar cada parámetro, factor y correlación mediante modelación por computadora para determinar cada coeficiente, de tal manera que los coefic ientes provean una relación matemática más idónea entre las correlaciones y la k efectiva real para una pluralidad de estados sin evaluación. Como se ha hecho notar anteriormente, se puede hacer la predióción de la k efectiva crítica no con base en las estimaciones absolutas deser tas anteriormente, sino con base en un cambio del cambio crítico predicho de la k efectiva a partir de una k efectiva de referencia. En tal mode ación, se puede modelar el cambio de la k efectiva crítica a partir de la k efectiva de referencia para cada estado de núcleo sin evaluación "i" con un coeficiente de normalización y un coeficiente multiplicado por una más de las siguientes correlaciones que se determinan para cada estado de núcleo sin evaluación como un cambio a partir del valor de referencia predeterminado asociado, descrito anteriormente. A manera de ejemplo, se puede describir en una modalidad un cambio de la k efectiva a partir del valor del punto calificado de referencia de energía para cada punto de referencia en una condición sin evaluación mediante una relación definida por los coeficientes y las correlaciones de los parámetros. Por ejemplo, se puede describir una relación de ese tipo mediante una fórmula matemática como se ilustra, a manera de ejemplo, en la ecuación [1]: Xe: valor del xenón Dp: valor del doppler i: i-ésimo punto de estado en la condición sin evaluación Se provee ahora una definición detallada adicional de estos paránfietros y por lo tanto de estas correlaciones: i-ésima potencia = un estado de núcleo sin evaluación definido por la! operación sin evaluación y que tiene un porcentaje de energía menor a 00 y una k efectiva no igual a uno. ? = cambio del parámetro en el estado sin evaluación a partir del mediante la modelación y la ponderación asociadas para una planta nuclear particular. k = k efectiva crítica, Ak a la i-ésima potencia siendo el cambio de la k efectiva en el estado de núcleo sin evaluación a partir de la k efectiva de referencia en el mismo i-ésimo estado de núcleo sin evaluación. Cr = densidad de barras de control, ACr a la i-ésima potencia siendó el cambio de la densidad de barras de control en el i-ésimo estado calificado de núcleo a partir de la densidad de referencia de barras de control en el mismo i-ésimo estado de núcleo sin evaluación y la ACr a la i-ésima potencia siendo tomada de nuevo a la j-ésima potencia. P = porcentaje de la energía total, P a la i-ésima potencia siendo el porcentaje de energía en el i-ésimo estado de núcleo sin evaluación y P a la i-ésima potencia siendo tomada de nuevo a la j-ésima potencia. Xe = el valor de reactividad del xenón, AXe a la i-ésima potencia siendo el cambio del valor de reactividad del xenón en el i-ésimo estado de núcleo sin evaluación a partir del valor de referencia de reactividad del xenón en el mismo i-ésimo estado de núcleo sin evaluación. Gd = valor de reactividad del gadolíneo, AGd a la i-ésima potencia siendo el cambio del valor de reactividad del gadolíneo en el i-ésimo estado de núcleo sin evaluación a partir del valor de referencia de reactividad del gadolíneo en el mismo i-ésimo estado de núcleo sin evaluación. Dp = valor de reactividad del doppler (temperatura), ADp a la i-ésima potencia siendo el cambio del valor de reactividad del doppler al i-ésimo estado de núcleo sin evaluación a partir del valor de referencia de reactividad del doppler en el mismo i-ésimo estado de núcleo sin evaluación. Como se ha hecho notar anteriormente, aunque se le pueden proveer a la modelación de la k efectiva crítica las correlaciones de coeficientes completos discutidos anteriormente e ilustrados en la relación de la ecuación [1], en algunas modalidades se puede simplificar y modernizar la modelación de la k efectiva en estados sin evaluación. En algunas modalidades, tal simplificación y tal modernización pueden basarse en un tipo de operación sin evaluación y en algunos casos pueden basarse en una identificación predeterminada de parámetros o factores primarios que afecten una planta nuclear, clasificación o categorización del tipo de planta. Con respecto a la modelación y la predicción simplificadas de operaciones sin evaluación, cuando el reactor está en el modo de arranque, por ejjemplo después de un reabastecimiento de combustible, se puede utilizar un su, bconjunto de estos parámetros y estas correlaciones para proveer una predicción muy confiable de los cambios de la k efectiva y predecir por lo tanto la k e ectiva. Se ha mostrado un subconjunto diferente para otras operaciones críticas que incluyen maniobras de barras de control o secuencias de intercambio de barras. Como se ha hecho notar, la modelación y la predicción simplificadas pueden basarse también en la clasificación predeterminada del tipo ce planta. Este esquema de simplificación puede incluir también la identificación de una planta nuclear mediante un tipo o una categoría que se pueda usar más tarde en la modelación y la predicción de k efectivas críticas en estados sin evaluación. Por ejemplo, se pueden identificar algunas plantas nucleares como una planta impulsada por xenón, en donde el parámetro primario y predominante y las correlaciones y los coeficientes asociados que afecta n la predicción de una k efectiva crítica son los cambios de la densidad de barras de control a partir del punto calificado de referencia de energía, el porcentaje de energía y el valor de reactividad del xenón, o por lo menos el cambio del valor de reactividad del xenón a partir del punto calificado de referencia de energía. En tales plantas impulsadas por xenón, las correlaciones basadas en el valor de reactividad del doppler y el valor de reactividad del gadolíneo proveen un impacto insignificante en la predicción precis a de la k efectiva crítica y se puede ignorar, como tal, en el proceso de model ación y predicción. Antes bien, se pueden usar aisladamente el valor de reactividad del xenón, el porcentaje de energía y la densidad de barras de contro en las correlaciones y los coeficientes determinados y/o ajustados para predecir de manera correcta y precisa la k efectiva crítica o cambios de la misma , en relación con la k efectiva de referencia, en cada uno de los estados de núcleo sin evaluación. Se puede hacer la identificación o la selección del tipo de planta a partir de la modelación y la comparación, utilizando una variedad de factores y métodos. Por ejemplo, se puede hacer una comparación de un valor absolu o predicho o un cambio de la k efectiva a partir de la k efectiva de referencia para uno o más estados de núcleo sin evaluación a una k efectiva medida para el estado calificado de núcleo durante la operación real subsiguiente de la planta de reactor. Comprando y modelando la variedad de correlaciones e identificando los coeficientes de las mismas, se puede identi ¡car un tipo de planta que se adapte mejor a la operación particular de la plantel. Por ejemplo, los inventores han identificado que se pueden clasificar muchas plantas ya sea como planta impulsada por xenón o planta impulsada por gadolinio con base en una comparación y/o modelación. En tales casos, se puede simplificar y modernizar una operación de planta, tal como comienzo de arranque de ciclo, utilizando un subconjunto de parámetros y correlaciones con base en la predeterminación de que una planta es una planta impulsada por gadolinio o una planta impulsada por xenón. Desde luego, las clasificaciones del tipo de planta son posibles también durante la modelación y el análisis iniciales de los parámetros, correlaciones, determinaciones de coeficientes y comparaciones, descritos anteriormente, con parámetros y características reales o medidos. Esto puede incluir! pero no está limitado a las mismas, plantas impulsadas por la actividad del doppler, plantas impulsadas por densidad de barras de control. Tal modelación y tal predicción simplificadas puede afectar también a otros métodos. Por ejemplo, en una modalidad ejemplar una identificación y una clasificación de un tipo de planta como impulsadlas por reactividad del xenón o impulsada por reactividad del gadolinio puede ser aplicable solamente en una o más operaciones de núcleo sin evaluación, tales como un arranque inicial de reactor, por ejemplo tales como un comienzo de arranques dentro de un ciclo y/o las maniobras de ascenso de energía y descenso de energía, usando un subconjunto de los parámetros y correlaciones descritos anteriormente en algunas sinopsis de acciones. Por ejemplo, en algunas modalidades se puede desarrollar un modelo simplificado y un método de predicción para maniobras de ascenso de energía y otro para maniobras de descenso de energía. Se pueden desarrollar también modelación y predicciones simplificadas para otras operaciones sin evaluación. En una modalidad simplificada semejante de modelación y predicción de la k efectiva crítica, se puede identificar una planta como planta impulsada por xenón. En tales modalidades ejemplares, se puede comenzar la determinación de la k efectiva crítica o los cambios de la k efectiva crítica en relación con la k efectiva de referencia para el estado sin evaluación particular de núcleo en un comienzo de arranque de ciclo, como se ilustra a manera de ejemólo y la relación ejemplificada por ecuación [2]. ?* = a + a ACr ' + a p a AXe ' + a P * ACr ' + a p ' AXe ' + a AXe ' ACr ' 0 1 2 5 6 7 8 [2] En una modalidad ejemplar de tal método de modelación y predicción, se puede aplicar una selección de coeficientes a la relación, como ilustra la ecuación [2] e ilustra a manera de ejemplo la ecuación [2B].

Ak - 1 .77 E - 3 + 3.54E - 2?? ' + 1 .75E - 5P ' + 2?6? - \AXe ' - 3?2? - 3P ' [2B] ??¾ ' i- 4.22^e ' ACr ' + 5.94E - 5P ' ACr ' La figura 2 ilustra los valores predichos de la Ak efectiva para los estados calificados de núcleo en un comienzo de arranque de ciclo de planta identificada previamente con planta impulsada por gadolinio. Como se muestra en la figura 2, se ilustran los valores predichos de la Ak efectiva con referencia a cero para una pluralidad de exposiciones asociadas con los estados para el porcentaje de energías de 40 por ciento a 100 por ciento. Los valores predichos de ? o cambio de la k efectiva parte de aproximadamente 40 por ciento de energía a menos de 0 o negativo y aumenta a aproximadamente 0.005 a partir de porcentajes de energía de 42 por ciento a 65 por ciento. Conforme la energía aumenta aproximadamente 65 por ciento, la k efectiva predicha disminuye de 0.005 a cero en aproximadamente 80 por ciento de energía y desciende luego debajo de cero hasta 100 por ciento de energía. Se pueden usar estos valores para los cambios a la k efectiva en conjunto con la k efectiva de referencia para proveer una k efectiva predicha mejorada para planear las operaciones del reactor, tales como, a manera de ejemplo, un caudal optimizado de refrigerante en cada uno de los estados sin evaluación para la operación sin evaluación de energía. Se mencionará a continuación la precisión mejorada de esta predicción ejemplar con referencia a la figura 6. Como otra modalidad ejemplar, un análisis de planta de reactor nuclear de las operaciones de planta nuclear y los factores/parámetros de impacto de neutrones dentro de núcleo puede identificar que una planta se debe categorizar con más precisión como un tipo de planta impulsada por gadolinio. Similarmente a lo mencionado anteriormente con respecto a la planta del tipo del xenón, se puede clasificar o identificar una planta como un tipo de planta de gadolinio, en que se determina que el valor de reactividad del gadolinio es un factor predominante además de la densidad de barras de control y el porcentaje de energía. En algunas modalidades, como se ilustra a manera de ejemplo en la relación de la ecuación [3], se puede modelar una plantel del tipo del gadolinio para el arranque de núcleo de manera simplificada en comparación con la relación ilustrada en la ecuación [1] como un subconjunto de los coeficientes, parámetros y correlaciones. como os coeficientes an para cada uno de los términos de correlación en el momeijito del análisis y la modelación iniciales del sistema y usar después de ello en la planeación de condiciones de núcleo sin evaluación. Adicionalmente, durante la operación de la planta, se puede cambiar o ajusfar uno o más de los coeficientes an para sintonizar con precisión o ajustar la relación y/o el modelo con base en el análisis continuo y la comparación adicional de las k efectivas críticas predichas en estados de núcleo sin evaluación con las k efectivas críticas determinadas en respuesta a mediciones operacionales. Un ejemplo de los coeficientes de relación an de la ecuación [3] está ilustrado en la ecuación [3B].

A27E-3-2.71 E- 1???+2.52?-4?+3. 12AGd-9.86E- 1ADp+2.75?-3??&- 4.45E- ¦2 ? Gd+56.4 ACiJ A Dp¡- 17.3? Ct ? Gd-2.03E-6(P† [3B] Como se hace notar anteriormente, se pueden simplificar también la modelación y la predicción de la k efectiva crítica en estados sin evaluación con base en la clasificación o la identificación de la operación sin evaluación de planta. Como se hace notar anteriormente, la clasificación de un tipo de planta, por ejemplo impulsada por xenón, impulsada por gadolinio o impulsada por doppler puede proveer la predicción mejorada simplificada para el comienzo de los arranques de reactores de ciclo. Sin embargo, en maniobras sin evaluación que no son de arranque, en algunas modalidades, esas clasificaciones de tipos de planta no pueden ser aplicables.

En algunas modalidades para maniobras de ascenso de energía y descenso de energía, no asociadas con el comienzo del arranque de ciclo, se puoden modelar una modelación y una predicción simplificadas de la k efectiva crítica como un subconjunto de coeficientes, parámetros y correlaciones que incluyan un coeficiente de normalización, el cambio de la densidad de barras de control; el porcentaje de energía, el cambio del valor de reactividad del gadolinio; el cambio del valor de reactividad del doppler; el cambio del valor de reactividad del xenón; el porcentaje de energía por el cambio de la densidad de barras de control; el porcentaje de energía por el dentro de un ciclo, en algunas modalidades se puede ajustar la relación remplazando la correlación del cambio del valor de reactividad del xenón por el camoio del valor de reactividad del doppler como se discute anteriormente y como se muestra en la relación ejemplar de la ecuación [4] con una correlación diferente. Para maniobras de ascenso de energía, se puede reemplazar más bien ese término con una correlación diferente, el cambio del valor de reactividad del xenón por el cambio del valor del gadolinio. Se puede ilustrar tal relación a manera de ejemplo en una relación ilustrada en la ac en o re erenc a a ora a a figura 3, un diagrama de flujo 50 ilustra una modalidad de una modelación de planta de dos fases. Se realiza típicamente la fase A, ilustrada arriba de la línea punteada, durante el análisis inicial y la puesta en práctica del sistema y el método. La fase A provee la selección y/o identificación de una o más tipificaciones o categorizaciones de plantas. Adicionalmente, los parámetros que incluyen uno o más valores de reactividad se determinan y se definen o determinan coeficientes asociados con p arámetros de pronóstico K efectivas críticas y relaciones como se describió arriba. La fase B típicamente se realiza durante una segunda o posterior operación central sin evaluación para el pronóstico de cambios a la k efectiva a partir de la k efectiva de referencia para cada estado sin evaluación definido en operación de núcleo sin evaluación subsecuente.

La fase A puede iniciar al recibir un plan de barra de control a partir del proceso 52, un plan de energía de reactor del proceso 54, y uno o más yalores de referencias a partir del proceso 56. El proceso 58 proporciona la determinación del valor de reactividad de gadolinio, el valor de reactividad de xenón, y el valor de reactividad del doppler, así como y cambios a cada uno de esos valores determinados a partir de valores de referencia provistos. Esto es típicamente realizado para cada una de la pluralidad de estados de núcleo sin evaluación en el plan de energía de reactor del proceso 54. Un camb o en la k efectiva a partir de una k efectiva de referencia se determina en el proceso 60 junto con una pluralidad de relaciones, como las descritas o un subconjunto de éstas como se ¡lustra en la ecuación [1] anterior, como ejemplo. Las k efectivas medidas o reales se reciben del proceso 62 mediante el proceso 64. Estos k efectivas reales pueden determinarse a partir de la operación real de la planta de reactor con base en el plan de energía del reactor y el plan de la barra de control. El proceso 64 compara estas k efectivas reales con las relaciones y k efectivas pronosticadas, y los coeficientes típicamente se ajustan y refinan y uno o más tipos de planta se selecqionan o identifican con base en la comparación. La fase B recibe los resultados de la fase A a partir del proceso 64 en el proceso 66. Un plan de energía sin evaluación se proporciona en el proceso 68 y un plan de configuración de barra de control asociado se proporciona en el proceso 70, cada uno de los cuales son recibidos para los cuales un pronóstico de k efectiva crítica es deseado. La operación se identifica mediante el tipo en el proceso 72, como se describió arriba, y uno o más valores de referencia se proporcionan en el proceso 74 son identificados para a operación. Estos valores de referencia pueden incluir una k efectiva de refere ncia con base en el tipo de operación o tipo de planta, o pueden basarse en las últimas k efectivas nominales o una k efectiva de base de diseño. Con base en el tipo de planta, el tipo de operación, los parámetros provistos y relaciones, un cambio en k efectiva a partir de k efectiva de referencia se determina en el proceso 76. Un valor absoluto para k efectiva crítica se determina en el proceso 78 como generalmente se describe arriba y al utilizar la salida del proceso 76 y el valor de reactividad del doppler del proceso 74. Un caudal de refrigerante para cada estado de núcleo sin evaluación en el plan dje energía sin evaluación posterior 68 puede generarse en el proceso 80.

Por supuesto, como lo saben los expertos en la técnica, los procesos sin evalusción pueden ajustarse con base en el cambio pronosticado en k efectiva a partir del proceso 76 o la k efectiva pronosticada del proceso 78. Como se observó arriba, algunos métodos descritos aquí proporcionan un análisis inicial y selección de tipo de planta cuando se implementan en una planta nuclear en particular como se muestra e ilustra en la figura 3 como fase A. Adicionalmente ajustes a estas determinaciones iniciales también pueden ser hechas durante la operación de la planta, generalmente para retinar el modelado inicial incluyendo el conjunto inicial de valores de reactividad de gadolinio, xenón, y doppler y los coeficientes iniciales. Adicionalmente, tipos de plantas nuevas o diferentes también pueden hacerse con base en modelado adicional o cambios en la planta al paso del tiempo, por diseño o por operación. Como tal, cada uno de los métodos o procesos, incluso aquellos identificados como fase A, pueden verse como primeros pasos u operaciones, o posteriormente como una o más segundas operaciones. Tales segundas operaciones pueden incluir una o más operaciones de planta sin evaluación definidas por un segundo patrón de barra de control, un segundo plan de energía de reactor que define una segunda pluralidad de estados de núcleo sin evaluación para un tipo particular de operación de reactor sin evaluación que defina estados de núcleo sin evaluación sobre las exposiciones planeadas, una segunda pluralidad de k efectivas de referencia, una segunda densidad de barra de control de referencia, y segundos valores de reactividad de referencia. Cada uno de estos se utilizaría para pronosticar k efectivas críticas o cambios a éstos para los estados de núcleo sin evaluación en el segundo plan de energía de reactor. En referencia ahora a la figura 4, una modalidad de ejemplo adiciohal de segundas operaciones posteriores es descrita. En el proceso 82, un pr mer paso es identificado en el cual el tipo de operación 72 es identificado primero. En este ejemplo, se determina primero en el proceso 84 si la operación es un inicio de arranque de ciclo o no. Si es un inicio de arranque de ciclo, una k efectiva de base de diseño a partir del proceso 86 es identificado como la k efectiva de referencia para el proceso 74. Sin embargo, si no es un inicio de arranque de ciclo, una última k efectiva de rango nominal a partir del proceso 88 se utiliza como la k efectiva de referencia en 74.

El proceso del análisis 66 recibe la k efectiva de referencia a partir del proceso 74, el plan de energía planeado o perfil del proceso 68 y la configuración de barra de control planeada a partir del proceso 70. Los valores de reactividad para gadolinio, xenón, y doppler se determinan en el proceso 92 y los cambios a estos valores de reactividad se determinan en el proceso 94. A continuación, si la operación fuera de rango es una operación de arranque, el tipo de planta previamente identificado se considera en el proceso 98. Si la planta se identifica como accionada por xenón, el proceso 100 proporciona la determinación de las k efectivas críticas mediante una relación simplificada definida, por ejemplo, con la ecuación [2] arriba. Si la planta se identificó como accionada por gadolinio, el proceso 102 proporciona la determinación de las k efectivas críticas mediante una relación simplificada diferente como se define, como ejemplo, con la ecuación [3]. Sin embargo, si la operación no es una operación de arranque sino una operación de descenso de energía, el proceso 104 estipula que las k efectivas críticas sean determinadas por una relación simplificada definida, por ejemplo, con la ecuación [4]. Si la operación no es una operación de arranque pero es una operación de aumento de energía o encendido, el proceso 104 estipula que las k efectivas críticas sean determinadas por una relación simplificada definida, como ejemplo, con la ecuación [5]. Por supuesto, como lo entienden los expertos en la técnica, otros flujos de proceso, modelos o ecuaciones, aunque no se ¡lustran mediante los flujos de las figuras 3 y 4, también son posibles y aún caen dentro del alcance de esta descripción. Algunas modalidades incluyen un sistema para determinar un k efectiva crítica en un estado de núcleo sin evaluación en un núcleo de reactor nuclear incluye una computadora que tiene un procesador, una memoria, una entrada configurada para recibir un patrón de barra de control, un plan de energía de reactor, y una k efectiva de referencia, e instrucciones ejecutables por computadora adaptadas para ejecutar un método. El método ejecutable por las instrucciones ejecutables por computadora incluye uno o más de los métodos como se describió arriba, y variaciones a tales métodos descritos como lo entienden los expertos en la técnica después de revisar esta descripción. Un ambiente operativo de computadora de ejemplo para una o más modalidades para determinar los valores y relaciones, pronosticar las k efectivas y delta de k efectivas de cambio, y determinar las k efectivas ajustadas y caudales de refrigerante, se ilustra en la figura 5, como ejemplo. El ambiente de operación para un sistema de planeación o pronóstico o monitcreo de núcleo de reactor 22 puede incluir una computadora 1 12 que comprende al menos una unidad de procesamiento de alta velocidad (CPU) 112, jtnto con un sistema de memoria 114 interconectado por al menos una estructura de barra concentradora 1 16, una entrada 118 y una salida 122. La entrada 18 y salida 122 son familiares y pueden implementarse asociadas con las interfaces locales y remotas de usuario así como un controlador, sistema de operación remota y sistema de operaciones, como ejemplo. La entrada 118 puede incluir un teclado, un ratón, un transductor físico (por ejemplo un micrófono), o una interfaz o puerto de comunicación, como ejemplo, y se interconecta a la computadora 110 medie nte una interfaz de entrada 120. La salida 122 puede incluir un despliegue, una impresora, un transductor (por ejemplo un altavoz), una interfez o puerto de comunicación de salida, etc., e interconectarse a la computadora 1 10 mediante una interfaz de salida 124. Algunos dispositivos, como un adaptador de red o un módem, pueden utilizarse como dispositivos de sal da y/o entrada. La CPU (1 12) ilustrada es de diseño familiar e incluye una unidad de lógica aritmética (ALU) 126 para realizar cálculos, una colección de registros 128 para almacenamiento temporal de datos e instrucciones, y una unidac de control 130 para controlar la operación del sistema 110. Cualquiera de una variedad de procesadores, incluyendo aquellos al menos de Digital Equipnent, Sun, MIPS, Motorota/Freescale, NEC, Intel, Cyrix, AMD, HP, Y Nexgea, es igualmente preferido para la CPU 112. La modalidad ilustrada de la descripción opera en un sistema operativo diseñado para ser portátil en cualquiera de estas plataformas de procesamiento. El sistema de memoria 114 generalmente incluye memoria principal de alta velocidad 132 en forma de un medio como dispositivos semiconductores de memoria de acceso aleatorio (RAM) y memoria de sólo lectura ! (ROM), y el almacenamiento secundario 134 en forma de medios de almacenamiento a largo plazo como discos flexibles, discos duros, cintas, CD-ROM memoria flash, etc., y otros dispositivos que almacenan datos utilizando medios eléctricos, magnéticos, ópticos u otros medios de grabación. La memoria principal 132 también puede incluir una memoria para despliegue de video para desplegar imágenes a través de un dispositivo de despliegue. Los experios en la técnica reconocerán que el sistema de memoria 114 puede comp ender una variedad de componentes alternativos que tengan una variedad de capacidades de almacenamiento. Como es familiar para los expertos en la técnica, el sistema 22 puede además incluir un sistema operativo y al menos un programa de aplicación (que no se muestra). El sistema operativo es el conjunto de software que controla la operación del sistema de computadora y la asignación de recursos. El programa de aplicación es el conjunto de software que realiza una tarea deseada por el usuario, utilizando recursos de computadora disponibles a través del sistema del sistema operativo. Ambos residen en el sistema de memoria ilustrado 114. Como lo saben los expertos en la técnica, algunos de los métodos, procesos y/o funciones descritos aquí pueden implementarse como software y almacenarse en varios tipos de medios legibles para computadora como instrucciones ejecutables por computadora. En varias modalidades del sistema de medición de radioactividad estabilizado descrito como ejemplo aquí, el sistema de computadora puede incluir un programa operativo y de aplicación robusto que tenga las instrucciones ejecutable por computadora para realizar no o rmás de los procesos anteriores. Adicionalmente, uno o más de las interfaces de usuario locales y remotas, sistemas operativos y sistema de operaciones remoto, puede incluir, entre otros programas de software de aplicación con instrucciones ejecutables por computadoras, una aplicación de cliente delgada para comunicar y operar interactivamente con uno o más controladores como se describe arriba como ejemplo. De conformidad con las prácticas de expertos en la técnica de programación de computadoras, la presente descripción se describe a continuación con referencia a representaciones simbólicas de operaciones que se realizan por el sistema 22. Tales operaciones algunas veces son llamadas ejecutadas por computadora. Se apreciará que las operaciones que se representan simbólicamente incluyen la manipulación de la CPU 1 12 de señales eléctricas que representan bits de datos y el mantenimiento de bits de datos i5n ubicaciones de memoria en el sistema de memoria 114, así como otro procesamiento de señales. Las ubicaciones de memoria en donde los bits de dalos se mantienen son ubicaciones físicas que tienen propiedades eléctricas, magnéticas u ópticas en particular que corresponden a los bits de datos. La descripción puede implementarse en un programa o programas, que comprenden una serie de instrucciones almacenadas en un medio legible para compu adora. El medio legible para computadora puede ser cualquiera de los dispositivos, o una combinación de los dispositivos, descritos arriba en conexión con el sistema de memoria 114.

Los expertos en la técnica entenderían que algunas modalidades de sistemas o componentes para pronosticar k efectivas críticas o determinar caudales de refrigerante en condiciones de núcleo sin evaluación, como se describen aquí, pueden tener más o menos componentes de sistema de procesamiento de computadora y aún estar dentro del alcance de la presente descripción. Varias modalidades de los procesos y las relaciones como se describe aquí se han probado en varias maniobras de energía sin evaluación diferentes, secuencias de intercambio de barras y arranque y se ha mostrado que proporcionan mejoras significativas en el pronóstico de k efectiva crítica en estados sin evaluación. Generalmente, las condiciones operativas en donde esta mayor precisión en pronóstico es importante es donde el reactor está entre 40% de energía nominal a 100% de energía nominal para operaciones de arranque de reactor. Para maniobras de energía después del arranque, esta mayor precisión es de vital importancia para porcentajes nominales de energía entre 60% y 100%. i Una o más modalidades como se describe aquí se ha mostrado que proporcionan un mejor pronóstico de k efectiva crítica o valor propio de k a utilizarse en la planeación de núcleo de reactor para condiciones sin evaluación incluyendo la determinación de los cálculos de caudal de refrigerante. Algunas modalidades de ejemplo como se describe aquí han mostrado reducir el error en el pronóstico del valor propio de k crítica a 70 a 80 pcm en la mayor parte de los casos. Este es un incremento considerable en precisión sobre métodos previos y sistemas que proporcionaban errores de pronóstico del orden de 700 pcm, por ejemplo típicamente cálculos de las k efectivas críticas (por ejemplo los valores propios de k) en condiciones fuera de rargo fueron del orden de 700 pcm. Como resultado, la determinación de los caudales de refrigerante en estos estados fuera del rango y condiciones se mejoraron considerablemente. La figura 6 ilustra un resultado de probar una modalidad del método y sistemas que se describen aquí. La figura 6 incluye una compc ración de k efectiva crítica monitoreado real a k efectiva crítica pronosticada para un inicio de arranque de ciclo de una planta de energía nuclear típica como se ilustra en la figura 2. La diferencia entre el valor pronosticado y el valor real también se muestra. Algunos de los métodos y sistemas como se describen aquí pueden proporcionar mejoras al pronóstico de k efectivas críticas no sólo en la región de aplicación preferida de 40% de energía a 100% de energía, sino también en otras escalas (que no se muestran en la figura 6). La aplicación de esta descripción puede proporcionar mejoras sustanciales comparadas con métodos previos y sistemas y se ha mostrado que proporciona mejoras al optimizar las operaciones de reactor sin evaluación. ¡ Cuando se describen elementos o características y/o modalidades de la misma, los artículos "un", "una", "el", y "dicho" pretenden significja r que existen uno o más de los elementos o características. Los térmi nos "que comprende", "que incluye" y "que tiene" pretenden ser inclusivos y quiere decir que existen elementos adicionales o características más allá de las descritas específicamente. Los expertos en la técnica reconocerán que pueden hacerse varios cambios a las modalidades de ejemplo y a las implementaciones descreas arriba sin desviarse de la esencia de la descripción. En consecuencia, toda la materia contenida en la descripción anterior o que se muestra en los dibujos adjuntos debe interpretarse como ilustrativa en un sentido restrictivo. Se entiende además que los procesos o etapas descritas aquí no deben interpretarse como requiriendo necesariamente su ejecución en el orden en particular discutido o ilustrado. También debe entenderse que procesos o etapas adicionales o alternativas pueden utilizarse.

Claims

NOVEDAD DE LA INVENCION REIVINDICACIONES

1. - Un método para determinar una k efectiva crítica en un estado de núcleo sin evaluación de una planta de energía nuclear, el método comprende: determinar para el estado de núcleo sin evaluación una densidad de barra de control, una energía de núcleo en porcentaje, un valor de reactividad de gadolinio, un valor de reactividad del doppler, y un valor de reactividad de xenón que responde a un patrón de barra de control, un plan de energía de reactor que incluye el estado de núcleo sin evaluación, y una k efectiva de referencia; calcular un cambio en una k efectiva a partir de k efectiva de referencia en el estado del núcleo sin evaluación que responde a dos o más parámetros en el estado de núcleo sin evaluación seleccionado a partir del grupo que consiste en la densidad de barra de control, la energía de núcleo en porcentaje, el valor de reactividad de gadolinio, el valor de reactividad del doppler, y el valor de reactividad de xenón; y generar la k efectiva crítica en el estado de núcleo sin evaluación en respuesta al cambio en la k efectiva a partir de la k efectiva de referencia en el estado de núcleo sin eva uación.

2. - El método de conformidad con la reivindicación 1 , caracterizado además porque también comprende determinar una pluralidad de relaciones que afectan el cambio en la k efectiva a partir de la k efectiva de referencia en el estado de núcleo sin evaluación, en donde determinar cada relación para el estado de núcleo sin evaluación incluye determinar uno o más parám tros para el estado de núcleo sin evaluación seleccionado de grupo que consiste en una energía de núcleo en porcentaje, un cambio en el valor de rea:tividad de gadolinio, un cambio en el valor de reactividad del doppler, un cambio en el valor de reactividad de xenón y un cambio en la densidad de barra de control, en donde el plan de energía de reactor incluye una exposición que define, al menos en parte, el estado del núcleo sin evaluación. 3.- El método de conformidad con la reivindicación 2, caracterizado además porque también comprende: determinar en el estado de núcleo sin evaluación un cambio en el valor de reactividad de gadolinio a partir de un valor de reactividad de gadolinio de referencia asociado con la k efectiva de referencia; determinar en el estado de núcleo sin evaluación un cambio en el valor de reactividad de gadolinio a partir de un valor de reactividad de gadolinio de referencia asociado con la k efectiva de referencia; determinar en el estado de núcleo sin evaluación un cambio en el valor de reactividad de gadolinio a partir de un valor de reactividad de gadolinio de referencia asociado con la k efectiva de referencia; y determinar en el estado de núc eo sin evaluación un cambio en la densidad de barra de control a partir de una densidad de barra de control de referencia asociada con la k efectiva de refe rencia. 4.- El método de conformidad con la reivindicación 2, caracterizado además porque también comprende identificar un coeficiente para cada relación en función de una exposición al estado de núcleo sin evaluación, un tipo de planta, y un tipo de operación de planta sin evaluación; e identificar un polinomio de relación empírica que incluye un conjunto resumen de la pluralidad de relaciones y coeficientes que afectan el cambio en la k efectiva a partir de la k efectiva de referencia en el estado de núcleo sin evaluación, en donde el polinomio de relación empírica proporciona un mode para cambios a k efectiva para varios estados de núcleo sin evaluc.ción de un núcleo nuclear. 5.- El método de conformidad con la reivindicación 4, caracterizado además porque también comprende seleccionar un subconjunto de relaciones dentro de la relación de polinomio empírica en función del estado de núcleo sin evaluación, un tipo de planta predeterminado, y un tipo de operación de planta sin evaluación asociada con el estado de núcleo sin evaluación, en donde calcular el cambio de k efectiva responde al subconjunto seleccionado de relaciones, en donde seleccionar el subconjunto de relaciones responde un tipo de operación sin evaluación seleccionada del grupo que consiste en inicio de ciclo, arranque en ciclo, descenso de energía para naniobra de energía, ascenso de energía para maniobra de energía, descenso de energía para secuencia de intercambio de barra, y ascenso de energía para secuencia de intercambio de barra y en donde seleccionar un subconjunto de relaciones incluye crear un modelo separado para calcular el cambio en la k efectiva a partir de la k de referencia para cada estado de núcleo sin evaluación con base en el tipo de operación de planta sin evaluación y para una operación de arranque en planta sin evaluación, con base t ambién en el tipo de planta predeterminada. 6. - El método de conformidad con la reivindicación 5, caracterizado además porque también comprende: medir una k efectiva durante un estado de núcleo sin evaluación; comparar la k efectiva crítica determinada a k efectiva medida; y seleccionar un tipo de planta del grupo que consiste en accionada por xenón y accionada por gadolinio en respuesta a la compa ración, en donde seleccionar el subconjunto de relaciones responde al tipo de planta seleccionada. 7. - El método de conformidad con la reivindicación 5, caracterizado además porque la planta de energía nuclear es una primera planta de energía nuclear y en donde seleccionar el tipo de planta de energía para la primera planta de energía nuclear se realiza mediante un modelado de núcleo de la primera planta de la energía nuclear, que comprende adicionalmente una segunda planta de energía nuclear, en donde seleccionar un tipo de planta de energía para la segunda planta de energía nuclear es durante un modelado de núcleo de la segunda planta de energía nuclear. 8.- El método de conformidad con la reivindicación 5, caract< erizado además porque la operación de planta sin evaluación, el estado de núcleo sin evaluación, el tipo de planta predeterminada y el subconjunto seleccionado de relaciones se seleccionan del grupo que consiste en: a. la operación de planta sin evaluación asociada con el estado de núcleo sin evaluación es un inicio de ciclo y el tipo de planta predeterminada es accionada por xenón, el subconjunto seleccionado de relaciones responde al conjunto de parámetros que consisten en el cambio en la densidad de barra de control, la energía de núcleo en porcentaje, y el cambio en valor de reactividad de xenón; b. la operación de planta sin evaluación asociada con el estado de núcleo sin evaluación es un inicio de ciclo y el tipo de planta predeterminada es un tipo de planta accionada por xenón, el subconjunto selecc onado de relaciones responde al conjuntos de parámetros que consis en en el cambio en la densidad de barra de control, la energía de núcleo en porcentaje, el cambio en el valor de reactividad de gadolinio y el cambio en el valor de reactividad del doppler; c. el tipo de operación sin evaluación es una maniobra de ascenso de energía, el subconjunto seleccionado de relaciones en respuesta al conjunto de parámetros que consisle en el cambio en la densidad de barra de control, la energía de núcleo en porcentaje, el cambio de valor de reactividad de xenón, un cambio en el valor de reactividad del doppler, un cambio en el valor de reactividad de gadolinio, y d. el tipo de operación sin evaluación es una maniobra de ascenso de energía, el subconjunto seleccionado de relaciones en respuesta al conjumo de parámetros que consiste en el cambio en la densidad de barra de control, la energía de núcleo en porcentaje, el cambio en el valor de radioactividad de xenón, el cambio en el valor de reactividad de gadolinio, y el cambio en el valor de reactividad del doppler. 9.- El método de conformidad con la reivindicación 1 , caracterizado además porque también comprende determinar un índice de refrigerante en núcleo para el estado del núcleo sin evaluación en respuesta a k efectiva crítica generada, el patrón de barra de control, y el plan de de energía de reactor. 10.- El método de conformidad con la reivindicación 1 , caracterizado además porque también comprende: determinar la densidad de barra de control, la energía de núcleo en porcentaje, el valor de reactividad de gadolinio, el valor de reactividad del doppler, y el valor de reactividad de xenón para cada uno de una pluralidad de estado de núcleo sin evaluación en respuesta al plan de patrón de barra de control, el plan de energía de reactor incluyendo la pluralidad de estados de núcleo sin evaluación, y una y más k efectivas de referencia asociadas con la pluralidad de estados de núcleo sin evaluación, calcular el cambio en la k efectiva a partir de una k efectiva de referercia asociada en cada uno de los estados de núcleo sin evaluación en respuesta a dos o más parámetros en los estados de núcleo sin evaluación seleccionados de grupo que consiste en la densidad de barra de control, la energía de núcleo en porcentaje, el valor de reactividad de gadolinio, el valor de reactividad del doppler y el valor de reactividad de xenón; generar la k efectiva crítica en cada uno de los estados de núcleo sin evaluación en respuesta al cambio asociado en la k efectiva para cada estado de núcleo sin evaluación; y determinar un plan de índice de refrigerante de núcleo en respuesta a las k efectivas críticas generadas para cada estado del núcleo sin evaluación, el patrón de barra de control y el plan de energía de reactor.