MXPA04000973A - Metodo para mejorar el funcionamiento de un reactor nuclear. - Google Patents

Metodo para mejorar el funcionamiento de un reactor nuclear.

Info

Publication number
MXPA04000973A
MXPA04000973A MXPA04000973A MXPA04000973A MXPA04000973A MX PA04000973 A MXPA04000973 A MX PA04000973A MX PA04000973 A MXPA04000973 A MX PA04000973A MX PA04000973 A MXPA04000973 A MX PA04000973A MX PA04000973 A MXPA04000973 A MX PA04000973A
Authority
MX
Mexico
Prior art keywords
restriction
optimization
objective function
reactor
nuclear reactor
Prior art date
Application number
MXPA04000973A
Other languages
English (en)
Inventor
Earl Russell Ii William
Original Assignee
Global Nuclear Fuel Americas
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 Global Nuclear Fuel Americas filed Critical Global Nuclear Fuel Americas
Publication of MXPA04000973A publication Critical patent/MXPA04000973A/es

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/001Computer implemented control
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/08Regulation of any parameters in the plant
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

El metodo para mejorar el funcionamiento de reactor nuclear implica generar una solucion operacional para un reactor nuclear a base de una restriccion que representa un problema con la operacion del reactor nuclear. La solucion operacional generada despues puede ser implementada en el reactor nuclear.

Description

METODO PARA MEJORAR EL FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR ANTECEDENTES DE LA INVENCION La Figura 1 ilustra un reactor de agua de hervidor convencional. Como se muestra, una bomba de chorro 110 suministra agua a un recipiente de reactor 102 alojado dentro de un recipiente de contención 114. En núcleo 116 del recipiente de reactor 112 incluye un número de haces de combustibles tales como los descritos con detalle más adelante con respecto a la Figura 2. La fisión nuclear controlada que se presenta en los haces de combustible del núcleo 116 genera calor lo que a su vez convierte el agua suministrada a vapor. Este vapor es suministrado del recipiente de reactor a las turbinas 118, las cuales accionan un generador 120. El generador 120 después produce energía eléctrica. El vapor suministrado a las turbinas 118 es recirculado condensando el vapor de regreso al agua a un condensador 122, y suministrando el vapor condensado de regreso a la bomba de chorro 110. La Figura 2 ilustra un haz de combustible en el núcleo 116 del recipiente de reactor 112. Un núcleo típico contendrá, en cualquier parte, de 200 a 900 de estos haces B. Como se muestra en la Figura 2, el haz B incluye un canal externo C que rodea una pluralidad de barras de combustible 100 extendiéndose generalmente paralelas entre sí entre placas de unión inferiores U y L, respectivamente, y en una matriz de barras de combustible generalmente rectilínea como se ilustra en la Figura 3. Las barras 100 son mantenidas lateralmente separadas una de la otra a través de una pluralidad de separadores S verticalmente separados de los otros a lo largo de la longitud de las barras de combustible dentro del canal C. Haciendo referencia a la Figura 3, se ilustra una disposición de haces de combustible 100, es decir, en este caso, una disposición de 10 x 10, rodeada por el canal de combustible C. Las barras de combustible 100 están dispuestas en filas ortogonalmente relacionadas y también rodean una o más barras de agua, dos barras de agua 130 siendo ilustradas. El haz de combustible de B está dispuesto en un cuadrante de una barra de control 132 como es convencional. Se apreciará que un haz de combustible típicamente está dispuesto en cada uno de los otros cuadrantes de la barra de control 132. El movimiento de la barra de control 132 hacia arriba entre los haces de combustible B controla la cantidad de reactividad que ocurre en los haces B en asociación con esa barra de control 132. Un reactor de agua en ebullición, tal como se ilustra en la Figura 1, opera durante un ciclo típicamente de uno, uno y medio o dos años. Específicamente, un núcleo del reactor se diseña para generar cierta cantidad de energía medida en días gigavatios por tonelada métrica de uranio (GWD/MTU) durante un ciclo antes de ser reemplazado con nuevo núcleo. El diseño de núcleo típicamente implica un problema de optimización de restricción, en donde se desarrolla la mejor solución posible que incrementa al máximo la producción de energía de acuerdo con varios algoritmos bien conocidos. Principalmente, la solución a dicho problema típicamente involucra un algoritmo de búsqueda matemática, por lo que obtienen soluciones sucesivamente mejoradas durante el curso de un número de iteraciones de algoritmo. Cada iteración, la cual puede ser pensada como una solución propuesta, da como resultado la mejora de una función objetiva. Una función objetiva es una expresión matemática que tiene valores de parámetro de una solución propuesta como entrada. Típicamente, la función objetivo incluye una o más expresiones matemáticas que representan restricciones del problema en la emisión y el parámetro o parámetros que van a ser incrementados al máximo/reducidos al mínimo. La función objetiva produce una figura de mérito para la solución propuesta. La comparación de los valores de función objetiva proporciona una medida para la resistencia relativa de una solución contra otra. Existen numerosos algoritmos de búsqueda y difieren en, por ejemplo, (1) la manera en la cual las variables de control para un problema particular son modificadas, (2) si una población de soluciones o una sola solución es rastreada durante el procedimiento de mejora, y (3) el método para la asignación de convergencia. Sin embargo, estos algoritmos de búsqueda se basan en los resultados de una función objetiva para decidir una trayectoria de convergencia. Al principio del ciclo (BOC), el diseño de núcleo se coloca en operación. Como también es típico, el funcionamiento real del reactor por lo regular se desvía del funcionamiento modelado para generar el diseño de núcleo. Por consiguiente, por lo regular se hacen ajustes del modelo operacional con el fin de mantener el funcionamiento del reactor antes del fin del ciclo (EOC). Algunas de las emisiones que surgen durante la operación de la planta, las cuales requieren de dichos ajustes, pueden ser clasificadas de acuerdo con lo siguiente: 1) degradación mecánica de los componentes de combustible o de sistema, que puede requerir de cambios específicos en la operación del reactor así como una imposición de restricciones adicionales; y 2) desviaciones en los parámetros de planta medidos pronosticados contra anticipados de magnitud suficiente para requerir la conservación adicional en la operación del reactor: Entre la categoría 1), han ocurrido los siguientes eventos ilustrativos en los últimos años: 1a) fuga de barra de combustible En este escenario, la fuga de gas se detecta indicando una barra de combustible rota. Se insertan cuchillas de control en el área que rodea la barra de combustible con su fecha con la esperanza de reducir la fuga de gas, ya que en este caso, la liberación de gas es una función de energía local dentro de la barra de combustible. La práctica operacional normal es para insertar totalmente cuchillas de control en la ubicación inmediata de la fuga de la barra de combustible así como las posibles ubicaciones inmediatamente rodeando a la barra de combustible. La consecuencia de dicha acción es la supresión de energía para el resto del ciclo con una penalidad acompañante (pérdida) de energía del ciclo. 1b) Corrosión del lote de combustible Después de una inspección de combustible, un lote particular de combustible altamente reactivo, una vez quemado indica la corrosión acelerada extendida a través de un gran número de haces de combustible dentro de la agrupación. La práctica actual podría ser extender la producción, reemplazando el problema de los haces de combustible con el combustible del combustible gastado o con combustible fresco. Alternativamente, simplemente se puede entremezclar los haces de problema en ubicaciones de núcleo "benignas" de energía más baja, tales como la periferia del núcleo. En cualquier escenario, podría ser necesario generar y autorizar un nuevo patrón de carga, lo cual puede ser muy costoso así como retrazar el encendido de la planta. En el primer caso, el uso de haces frescos podría incurrir en un costo adicional, mientras que en el último caso, el entremezclado en la periferia podría dar como resultado una pérdida substancial de energía. 1c) Degradación del flujo debido a una falla de la bomba de chorro En este escenario, la capacidad de flujo del reactor (es decir, la habilidad de mantener el flujo clasificado) es proyectada para degradarse con el tiempo debido a la acumulación de depósitos de corrosión en la bomba de chorro que acciona boquillas de flujo. Ya que la "limpieza" de las bombas de chorro para remover dicha corrosión es un aspecto muy costoso (alrededor de 4 millones de dólares por ciclo), se pueden seleccionar utilidades para permitir cierta degradación de flujo si la penalidad económica del ciclo de combustible no es demasiado alta. La velocidad de degradación del flujo, basándose en datos históricos, se estima que está a cierta velocidad. Sin embargo, también se sabe que la incertidumbre con este valor estimado es absolutamente alta. 1d) Degradación de separadores de vapor En este escenario, un incremento en la producción de vapor en ciertas áreas "caliente" del núcleo de reactor da como resultado una reducción en la eficiencia de separación del vapor (es decir, la habilidad para remover líquido del agua de la mezcla de vapor/agua). Como resultado, una mayor cantidad de líquido es llevada a través de los separadores, a través de las líneas de vapor, y a las cuchillas de turbina (el líquido que choca en las cuchillas de turbina puede corroer las cuchillas). Este escenario es muy probablemente durante una sobrealimentación de energía (ya que los separadores fueron "dimensionados" para una velocidad de flujo de vapor/líquido particular). Una solución es reemplazar los separadores conversiones "mejoradas" que son más eficientes para manejar las calidades del vapor superiores. De acuerdo con la categoría 2), lo siguiente es un escenario ilustrativo de acoplamiento: 2a) Límite térmico Los datos de operación históricos indican que la energía local medida del reactor es mayor que la energía local pronosticada durante cierto periodo del tiempo del ciclo de operación. Debido a esta desviación, la planta está en peligro de violar la restricción con respecto al límite térmico. Un límite térmico es cualquiera de las varias restricciones de diseño relacionadas con generación y disipación de calor nuclear que protege la integridad de la barra de combustible nuclear. Con el fin de satisfacer requerimientos reguladores, la planta podría ser forzada a reducir el nivel total de energía hasta que se elimine la violación de energía local medida del límite de restricción. Este nivel de energía reducido podría ser mantenido hasta que estuviera disponible un margen suficiente, ya sea a través de la falta de combustible o a través de la cuchilla de control y maniobras de flujo, con el fin de regresar a la planta a una total operación de energía. Una reducción de energía de esta naturaleza, si solamente es de poco porcentaje, tiene un tremendo impacto económico negativo para la planta. 2b) Operación más allá de la experiencia operacional histórica La extensión de la duración del ciclo más allá de aquel normalmente anticipado coloca al reactor en un reino operacional en donde las desviaciones entre los datos pronosticados y medidos no están bien establecidas. Además, no quedará disponible ninguna medición durante el ciclo de operación solamente justo antes de la detención, en donde dichas mediciones serán realizadas. Un ejemplo es el margen de detención en frío, el cual es una medida de que tan lejos está el reactor de lograr una reacción en cadena nuclear independiente durante una condición de detención con las barras de control totalmente insertadas. En esta situación, existe la necesidad de aplicar conservatismos adicionales sobre los valores de límites de restricción durante la fase de diseño. Este conservatismo adicional puede dar como resultado un diseño de ciclo de combustible menos eficiente.
COMPENDIO DE LA INVENCION La invención proporciona un método para mejorar el rendimiento del reactor nuclear. Las emisiones pueden surgir durante la operación de la planta que requiere de ajustes en la operación del reactor. Estos problemas pueden ser mecánicos por naturaleza, desviaciones del modelo operacional usado para manejar la operación de la planta, etc.
De acuerdo con ei método de la presente invención, estas emisiones son modeladas como restricciones y se genera una nueva solución operacional representando dicha restricción. La solución operacional recientemente generada después puede ser implementada en el reactor. Al generar la solución operacional representando dicha restricción, una modalidad de la presente invención involucra modificar una función objetiva existente para optimizar la operación del reactor nuclear para incluir la restricción representando la emisión que surgido, o configurar una nueva función objetiva para optimizar la operación del reactor nuclear que incluye la restricción representando la emisión que ha surgido. Una solución operacional después es generada utilizando la función objetiva modificada o recientemente configurada. En una modalidad más de la presente invención, se obtienen datos obtenidos después de operar el núcleo de acuerdo con la solución operacional recientemente generada, y se utilizan para evitar adicionalmente la restricción representando el problema en la emisión y/o la función objetiva que incluye esa restricción. Como tal, la generación de una solución operacional utilizando la función objetiva actualizada o revisada además mejorará el funcionamiento operacional cuando se implemente la solución operacional.
BREVE DESCRIPCION DE LOS DIBUJOS La presente invención se entenderá más fácilmente a partir de la descripción detallada que se presenta más adelante y los dibujos anexos, en donde elementos similares están representados por números de referencia similares, los cuales se proporcionan a manera de ilustración solamente y de esta manera no limitan la presente invención, y en donde: La Figura 1 ilustra un reactor de agua en ebullición de la técnica anterior; La Figura 2 es una vista en perspectiva de un haz de combustible nuclear de la técnica anterior; La Figura 3 es una representación esquemática de una sección transversal o estructura del haz de combustible nuclear ilustrado en la Figura 2; La Figura 4 ¡lustra un diagrama de flujo para método para mejorar el funcionamiento del reactor nuclear de acuerdo con una modalidad de la presente invención; La Figura 5 ilustra una modalidad de una arquitectura para implementar un método para evaluar una solución propuesta; La Figura 6 ilustra una pantalla de una página de configuración de optimización utilizada para seleccionar uno o más parámetros de operación asociados con el problema de optimización con el diseño de núcleo de reactor de agua en ebullición; La Figura 7 ¡lustra una pantalla de una página de restricciones de optimización listando las restricciones de optimización asociadas con el problema de optimización del diseño de núcleo de reactor de agua en ebullición; y La Figura 8 ¡lustra un diagrama de flujo de un procedimiento de optimización para utilizarse en el método de acuerdo con la presente invención.
DESCRIPCION DETALLADA La Figura 4 ilustra un diagrama de flujo p"ara el método para mejorar el funcionamiento de reactor nuclear de acuerdo con una modalidad de la presente invención. Como se muestra, en el paso S2, se identifica un problema. Por ejemplo, el problema puede ser una degradación mecánica de los componentes de combustible o de sistema o puede ser una desviación en los parámetros de planta medidos pronosticados contra anticipados. Como se describió previamente, los ejemplos de degradación mecánica incluyen fugada de barra de combustible, corrosión de lote de combustible, degradación de flujo debido a la deposición de corrosión en las boquillas de la bomba de chorro, degradación de separadores de vapor, etc. Ejemplos de escenarios en donde las desviaciones en los parámetros de planta medidos pronosticados contra anticipados han alcanzado una magnitud importante para requerir del conservatismo adicional en la operación del reactor incluyen diferencias entre datos de límite térmico medidos y pronosticados, operación más allá de la experiencia operacional histórica del reactor, etc. Habiendo identificado el problema o problemas en la emisión, el método de acuerdo con la presente invención implica generar una solución operacional para el reactor nuclear utilizando una función objetiva que incluye una restricción representando cada problema identificado, y después implementar la solución operacional. Por consiguiente, en el paso S3, se desarrolla una restricción para dirigir el problema identificado. Principalmente, se desarrolla una expresión matemática que representa la restricción. Esta restricción después es incorporada en la función objetiva usada para optimizar la operación de núcleo en el paso S4. Alternativamente, el desarrollo de la restricción que representa el problema en la emisión puede ser formado como parte del desarrollo de una nueva función objetiva para optimizar la operación del núcleo. Habiendo determinado la nueva función objetiva o habiendo modificado una función objetiva existente, cualquiera de estas incluye la restricción que representa el problema en la emisión, la nueva solución operacional se desarrolla en el paso S5. Más específicamente, en el paso S5 se desarrolla un nuevo modelo para operar el núcleo de reactor. El núcleo después se opera de acuerdo con la solución operacional generada en el paso S6 durante un período de tiempo. Basándose en esta operación adicional del núcleo, se obtienen nuevos datos con respecto a la operación del núcleo en el paso S7, y el procedimiento anteriormente descrito que comienza en el paso S3 puede ser repetido basándose en estos nuevos datos. Principalmente, la restricción y/o función objetiva además puede ser modificada en vista a los datos operacionales recientemente desarrollados. Después, el desarrollo de una función objetiva y restricciones, por lo tanto, será descrito a continuación a través de un método para generar una solución operacional basándose en la función objetiva.
La Función Objetiva Genérica y Restricciones de Desarrollo (Paso S3) Una definición genérica de una función objetiva, la cual es aplicable a través de una amplia variedad de problemas de restricción y de optimización tales como cualquier problema de optimización de combinación a gran escala en un espacio discreto o continuo (por ejemplo, diseño de núcleo de reactor de agua en ebullición, diseño de núcleo de reactor de agua presurizada, programación de transportación, distribución de recursos, etc.) se muestra a través de la siguiente expresión. La función objetiva genérica se define como una suma de componentes de crédito y de penalidad. Un componente de penalidad incluye un término de penalidad multiplicado por una carga de penalidad asociada. Un componente de crédito incluye un término de crédito multiplicado por una carga de crédito asociada. Los términos de crédito representan las condiciones de optimización para el problema. Los términos de penalidad representan las descripciones para el problema. Cada término de crédito es una expresión matemática que cuantifica una condición de optimización. Cada término de penalidad es una expresión matemática que cuantifica una restricción. Matemáticamente, esto puede ser expresado como sigue: F — Vi créd/ío/-» . ^i penalidad r¡ obj ~ -A,m ^n > n m n en donde: Fobj = función objetiva Cm = término de crédito m Pn = término de penalidad n ^crédito _ térm¡no ^e crédito de factor de carga m ^penalidad _ término de penalidad de factor de carga n Los términos de crédito y penalidad pueden ser definidos a través de valores máximo (es decir, unido superior) o mínimo (es decir, unido inferior) y pueden representar valores escalares o multidimensíonales. Los únicos requerimientos son: 1) los términos de penalidad deben ser positivos para violaciones de restricción y de cero de otra manera, y 2) en ausencia de las violaciones de restricción, los términos de crédito son consistentes con un problema de reducción al mínimo. De esta manera, al reducir al mínimo la función objetiva modificada se resuelve el problema de la optimización.
Las formas para los términos de crédito o de penalidad incluyen, pero no se limitan a: El valor máximo dentro de una disposición de datos; El valor mínimo dentro de una disposición de datos; El promedio de los valores dentro de una disposición de datos; El aspecto integral de valores dentro de una disposición de datos; El máximo de diferencias calculadas entre elementos de una disposición de datos y el límite de restricción correspondientes, restringido a elementos que violan dicho valor máximo; El mínimo de diferencias calculadas entre elementos de una disposición de datos y el límite de restricción correspondientes, restringido a elementos que violan dicho valor mínimo; El promedio de diferencias calculadas entre elementos de una disposición de datos y el límite de restricción correspondiente, restringido a elementos que violan dicho promedio; y La integral de diferencias calculadas entre elementos de una disposición de datos y el límite de restricción correspondiente, restringido a elementos que violan dicha integral.
Una Arquitectura Genérica para Implementar la Función Objetiva La Figura 5 ilustra una modalidad de una arquitectura para implementar el método para evaluar una solución propuesta de acuerdo con la presente invención. Como se muestra, un servidor 10 incluye una interfase de usuario gráfica 12 conectada a un procesador 14. El procesador 14 está conectado a una memoria 16. el servidor 10 es directamente accesible por un dispositivo de entrada de usuario 18 (por ejemplo, una pantalla, teclado y ratón). El servidor 10 también es accesible a través de computadoras 22 y 26 mediante una Intranet 20 y el Internet 26, respectivamente. La operación de la arquitectura mostrada en la Figura 5 será descrita más adelante.
Configuración de la Función Objetiva para un Problema de Optimización (Paso S4 o un Paso Combinados de los Pasos S3 y S4) De acuerdo con una modalidad, una función objetiva configurada que satisface la definición genérica anteriormente descrita ya está almacenada en la memoria 16 del servidor 10. Por ejemplo, la función objetiva configurada podría haber sido configurada de acuerdo con una de las modalidades descritas a continuación. En esta modalidad, el usuario instruye al servidor 10 para proporcionar una lista de las funciones objetivas configuradas almacenadas en la memoria 16 e instruye al servidor 10 para utilizar una de las funciones objetivas configuradas listadas. En otra modalidad, un usuario a través de la entrada 18, la computadora 26 o computadora 22 entra al servidor 10 a través de la ¡nterfase de usuario gráfica 12. El usuario suministra al servidor 10 una función objetiva configurada que satisface la definición de la definición genérica antes descrita. En esta modalidad, el usuario suministra la función objetiva configurada utilizando cualquier lenguaje de programación bien conocido o programa para expresar expresiones matemáticas. Específicamente, el usuario instruye al procesador 14 a través de la interfase de usuario gráfica 12 a cargar un archivo conteniendo la función objetiva configurada. El procesador 14 después carga el archivo, y almacena el archivo en la memoria 16. También, se puede utilizar una combinación de las dos modalidades anteriormente descritas. Principalmente, la función objetiva configurad almacenada en la memoria 16 puede ser accesada, y después modificada para incluir, por ejemplo, una restricción adicional cargada por el usuario. En otra modalidad más, la configuración de la función objetiva es interactiva entre el usuario y el servidor 10, aquí, el usuario instruye al procesador 14 para iniciar el proceso para configurar una función objetiva. El procesador 14 después solicita al usuario identificar el número de componentes de crédito y el número de componentes de penalidad. Para cada componente de crédito, el procesador 14 solicita que el usuario proporcione una expresión matemática para el término de crédito y una carga inicial para la carga de crédito asociada. Para cada componente de penalidad, el procesador 14 solicita que el usuario proporcione una expresión matemática para el término de penalidad y una carga inicial para la carga de penalidad asociada. Al suministrar la expresión matemática, el procesador 14 a través de la interfase de usuario gráfica 12 acepte definiciones de expresiones matemáticas de acuerdo con cualquier lenguaje o programa de programación bien conocido. Otra vez, una función objetiva configurada almacenada puede ser accesada por el usuario, y después modificada como se describió en la modalidad precedente, para incluir una restricción que dirija el problema identificado. En otra modalidad, el servidor 10 es pre-programado para usarse en una restricción particular o problema a base de optimización. En esta modalidad, el servidor 10 almacena posibles parámetros de optimización y posibles parámetros de restricción asociados con la optimización particular o problema de restricción. Cuando un usuario instruye al procesador 14 a través de la interfase de usuario gráfica 12 a configurar una función objetiva, el procesador 14 accesa ios parámetros de optimización posibles ya almacenados en la memoria 16, y proporciona al usuario la opción de seleccionar uno o más de los parámetros de optimización para la optimización. De esta manera, el usuario puede incluir una restricción dirigiendo el problema identificado, o modificar una función objetiva configurada existente para incluir dicha restricción. La Figura 6 ilustra una pantalla de una página de configuración de optimización usada para seleccionar uno o más parámetros de optimización asociados con el problema de optimización del diseño de núcleo de reactor de agua en ebullición de acuerdo con esta modalidad. Como se muestra, los parámetros de optimización 40 optimizan los patrones de barra, optimizan el flujo de núcleo, y optimización intervalos de secuencia, y están disponibles para la sección por parte del usuario como parámetros de optimización. Optimizar parámetros de barra significa hacer una determinación óptima de posiciones de inserción de barra de control individuales dentro de una agrupación de barras de control (denominada como una secuencia), durante el tiempo del ciclo de operación cuando la secuencia dada se está utilizando para controlar el reactor. Las posiciones de la barra afectan la energía local así como la velocidad de reacción nuclear. Optimizar el flujo de núcleo significa hacer una determinación óptima de la velocidad del flujo refrigerante del reactor a través del reactor como una función del tiempo durante el ciclo de operación. La velocidad de flujo afecta la energía global del reactor así como la velocidad de reacción nuclear. Optimizar los intervalos de secuencia significa hacer una determinación óptima del tiempo de una secuencia dada (es decir, la agrupación de barra de control) que se utiliza para controlar el reactor durante el ciclo de operación. Los intervalos de secuencia afectan la energía local así como la velocidad de reacción nuclear. Al utilizar el dispositivo de entrada de datos 18, la computadora 22 o la computadora 26, cada una de las cuales incluye una pantalla y un ratón de computadora, el usuario selecciona uno o más parámetros de optimización oprimiendo la caja de selección 42 asociada con un parámetro de optimización 40. Cuando se selecciona, aparece una verificación en la caja de selección 42 del parámetro de optimización seleccionado. Al oprimir la caja de selección 42 otra vez se quita la sección del parámetro de optimización. La memoria 16 también almacena parámetros de restricción asociados con el problema de optimización. Los parámetros de restricción son parámetros del problema de optimización que deben satisfacer una restricción o restricciones. La Figura 7 ilustra una pantalla de una página de restricciones de optimización listando restricciones de optimización asociadas con el problema de optimización del diseño de núcleo de reactor de agua en ebullición de acuerdo con esta modalidad de la presente invención. Como se muestra, cada restricción de optimización 50 tiene un valor de diseño 52 asociado con el mismo. Cada restricción de optimización debe caer por abajo del valor de diseño especificado. El usuario tiene la habilidad de seleccionar parámetros de optimización para considerarse en la configuración de la función objetiva. Al utilizar el dispositivo de entrada de datos 18, la computadora 22 o computadora 26, cada una de las cuales incluye una presentación y un ratón de computadora, el usuario selecciona una restricción de optimización oprimiendo en la caja de selección 54 asociada con una restricción de optimización 50. Cuando se selecciona, aparece una verificación en la caja de selección 54 de la restricción de optimización 50. Al oprimir en la caja de selección 54 otra vez, se quita la selección de la restricción de optimización. Cada parámetro de optimización tiene un término de crédito predeterminado y una carga de crédito asociada con el mismo almacenada en la memoria 16. Similarmente, cada restricción de optimización tiene un término de penalidad predeterminada y carga de penalidad asociada con el mismo almacenada en la memoria 16. En la modalidad mostrada en la Figura 7, el término penalidad incorpora el valor de diseño, y el usuario puede cambiar (es decir, configurar) este valor según lo desee. Además, la modalidad de la Figura 7 permite que el usuario fije una importancia 56 para cada restricción de optimización 50. En el campo de importancia 58 para una restricción de optimización, el usuario tiene opciones de despliegue de minuto, bajo, nominal, alto y extremo. Cada opción se correlaciona con una carga de penalidad empíricamente predeterminada, de manera que entre más grande es la importancia, mayor es la carga de penalidad predeterminada. De esta manera, el usuario selecciona de entre un grupo de cargas de penalidad predeterminadas. Una vez que se han completado las selecciones anteriores, el procesador 14 configura la función objetiva de acuerdo con la definición genérica discutida anteriormente y las selecciones hechas durante el procedimiento de selección. La función objetiva configurada resultante es igual a la suma de componentes de crédito asociados con los parámetros de optimización seleccionados más la suma de componentes de penalidad asociados con las restricciones de optimización seleccionadas. Además, la modalidad proporciona al usuario para seleccionar un método para manejar las cargas de crédito y penalidad. Por ejemplo, al usuario se le suministran las posibles metodologías de penalidad estática, muerta, dinámica y adaptativa para las cargas de penalidad; se le suministran las metodologías posibles de estática, dinámica y adaptativas para las cargas de crédito; y la metodología de adaptación relativa tanto para cargas de penalidad como de crédito. La metodología estática bien conocida mantiene las cargas en sus valores inicialmente fijados. La metodología de muerte bien conocida establece cada carga de penalidad en el infinito. La metodología dinámica bien conocida ajusta el valor de carga inicial durante el curso del uso de la función objetiva en una búsqueda de optimización basándose en una expresión matemática que determina la cantidad y/o frecuencia del cambio de carga. La metodología adaptativa bien conocida también es aplicada durante el curso de una búsqueda de optimización. En este método, los valores de carga de penalidad son ajustados periódicamente para cada parámetro de restricción que viola el valor de diseño. La metodología adaptativa relativa se describe en la solicitud de E. U. A. No. desconocido, intitulada Method and Apparatus for Adaptively Determining Weight Factors Within the Context of an Objetive Function, (Método y Aparato para Determinar Adaptativamente Factores de Carga Dentro del Contexto de una Función Objetiva), por los inventores de la presente solicitud.
Optimización Utilizando la Función Objetiva (Paso S5) La Figura 8 ilustra un diagrama de flujo de un procedimiento de optimización que emplea la función objetiva de la presente invención. Para propósitos de explicación solamente, el procedimiento de optimización de la Figura 8 será descrito como estando implementado por la arquitectura ilustrada en la Figura 5. En el paso S12, el procesador 14 recupera de la memoria 16 o genera uno o más grupos de valores para parámetros de entrada (es decir, entradas de sistema) del problema de optimización basándose en el algoritmo de optimización en uso. Por ejemplo, para el problema de optimización del diseño de núcleo de reactor de agua en ebullición, algunos de los parámetros de entrada podrían ser colocados en haces de combustible frescos y expuestos dentro del reactor, la selección de los grupos de barras (secuencias) y la colocación de las posiciones de la barra de control dentro de los grupos como una función del tiempo durante el ciclo, el flujo de núcleo como una función del tiempo durante un ciclo, la presión de entrada de refrigerante de reactor, etc. Cada grupo de parámetro de valores es una solución candidato del problema de optimización. El procesador 14 corre una operación simulada y genera un resultado de simulación para cada grupo de parámetro de entrada de valores. Por ejemplo, el diseño de núcleo de reactor de agua en ebullición, un programa de simulación bien conocida para la operación del reactor de agua en ebullición se corre utilizando un grupo de parámetro de entrada. El resultado de simulación incluye valores (es decir, salidas de sistema) para los parámetros de optimización y las restricciones de optimización. Estos valores, o un subgrupo de estos valores, son valores de las variables en las expresiones matemáticas de la función objetiva. Después, en el paso S14, el procesador 14 utiliza la función objetiva y las salidas de sistema para generar un valor de función objetiva para cada solución candidata. En el paso S16, el procesador 14 determina si el procedimiento de optimización ha convergido después de una solución utilizando los valores de función objetiva generados en el paso S14. Si no se alcanza ninguna convergencia, entonces en el paso S18, los grupos de parámetro de entrada son modificados, la cuenta de iteración de optimización es incrementada y el procesamiento regresa al paso S12. La generación, asignación de convergencia y operaciones de modificación de los pasos S12, S16 y S18 se realizan de acuerdo con cualquier algoritmo de optimización bien conocido, tal como algoritmos de genética, fijación simulada, y búsqueda al tabú. Cuando el problema de optimización es un diseño de núcleo de reactor de agua en ebullición, el algoritmo de optimización puede ser, por ejemplo, uno de los procedimientos de optimización descritos en la solicitud de E. U. A. No. 09/475,309, intitulada System and Method for Optimization of Múltiple Operational Control, Variables for a Nuclear Reactor (Sistema y Método para la Optimización de Variables de Control Operacionales Múltiples para un Reactor Nuclear) presentada el 30 de Diciembre de 1999, o la solicitud de E. U. A. No. 09/683,004, intitulada System and Method for Continuos Optimization of Control Variables During Operation of a Nuclear Reactor (Sistema y Método para la Optimización Continua de Variables de Control Durante la Operación de un Reactor Nuclear), presenta el 7 de Noviembre del 2001. Después, se describirá la aplicación del método de acuerdo con la presente invención a las emisiones ilustrativas que surgen durante la operación de la planta. Para emisiones de degradación mecánica, la aplicación de la presente invención involucra generar una restricción de distribución de energía espacialmente dependiente, torcida como una función del tiempo en el paso S3 y después realizar una re-optimización involucrando una función objetiva modificada que incluye esta restricción. Por ejemplo, para la fuga de barras de combustible, la aplicación del método de acuerdo con la presente invención involucra la mínima inserción de barras de control necesarias para mantener la energía a su límite restringido para controlar la fuga de gas, y de esta manera da como resultado una solución operacional mejorada que reduce o elimina cualquier pérdida en la duración del ciclo. Para el problema con la corrosión del lote de combustible, un límite de restricción de energía espacialmente dependiente para restringir la energía dentro de cada una de las ubicaciones que contienen el combustible susceptible a la corrosión se desarrolla en el paso S3. Después, en el paso S5 se realiza una re-optimización de las operaciones de barra de control y de flujo, utilizando la función objetiva modificada o recientemente desarrollada incluyendo la restricción anteriormente descrita. La nueva solución operacional limitará la energía por debajo de cierta cantidad, de manera que se mitiga la corrosión. Como resultado, esta solución elimina cualquier retrazo en el inicio de la planta y no requiere de autorización de un nuevo patrón de carga. Para el problema de degradación de flujo del rendimiento de bomba de chorro degradado, por ejemplo, debido a la acumulación de corrosión en las boquillas de la bomba de chorro, en el paso S3 se desarrolla una restricción de velocidad de flujo dependiente de la exposición. Esto junto la re-optimización continua de la estrategia de operación de acuerdo con los pasos S4-S7 ayuda a reducir al mínimo las consecuencias de eficiencia del ciclo que puede producir la degradación del flujo. Dicha reducción al mínimo puede ser suficiente para evitar la necesidad de un procedimiento de limpieza muy costoso y también proporcionar la salida de energía mejorada que el método no ha realizado. Para el problema de degradación de separadores de vapor, en el paso S3 se desarrolla una restricción espacialmente dependiente en la calidad de vapor de salida del haz que nivela el flujo de vapor hacia los separadores. La re-optimización subsecuente que ocurre en los siguientes pasos S4-S5, utilizando la restricción espacialmente dependiente, puede eliminar este problema. Para emisiones que involucran desviaciones en los parámetros de planta medidos pronosticados contra anticipados de magnitud suficiente para requerir de conservatismo adicional en la operación del reactor, se pueden desarrollar restricciones dependientes del tiempo en el paso S3 para mejorar el funcionamiento del reactor en vista de estas emisiones. Específicamente, para problemas con el límite término, se puede crear una restricción dependiente de tiempo en el límite térmico basándose en un modelo del comportamiento del sentido de gadolinio u otros venenos nucleares presentes en el combustible. Este modelo puede ser calibrado basándose en los datos de operación de planta reales una vez que el ciclo comienza la operación. La re-calibración periódica del modelo y la reoptimización de esta estrategia operacional utilizando la restricción del límite térmico dependiente de exposición, puede eliminar muy bien el problema. Cuando la operación de la planta es más allá de la experiencia operacional histórica, se pueden desarrollar restricciones dependientes de exposición para incrementar al máximo la eficiencia del ciclo del combustible. Las restricciones se fijan idénticas a las restricciones de operación normales en el límite de la experiencia de operación histórica. Sin embargo, más allá de ese punto, las restricciones se vuelven gradualmente más restrictivas hasta que se logra un conservatismo máximo a una EOC anticipada. Esta estrategia operacional ayuda a mejorar el funcionamiento más allá de la experiencia operacional histórica.

Claims (10)

  1. REIVINDICACIONES 1. - Un método para mejorar el funcionamiento de un reactor nuclear, que comprende: implementar una solución operacional para el reactor nuclear derivada utilizando una de una restricción espacialmente dependiente y dependiente de exposición representando un problema con la operación del reactor nuclear. 2. - El método de acuerdo con la reivindicación 1, en donde la restricción es una restricción de distribución de energía espacialmente dependiente. 3. - El método de acuerdo con la reivindicación 2, en donde la restricción de distribución de energía espacialmente dependiente representa una o más barras de combustible con fuga. 4.- El método de acuerdo con la reivindicación 2, en donde la restricción de distribución de energía espacialmente dependiente representa una o más ubicaciones susceptibles a la corrosión. 5. - Ei método de acuerdo con la reivindicación 2, en donde la restricción de distribución de energía espacialmente dependiente representa la degradación en el flujo del reactor. 6. - El método de acuerdo con la reivindicación 2, en donde la restricción de distribución de energía espacialmente dependiente representa una calidad de vapor de salida degradada. 7. - El método de acuerdo con la reivindicación 1, en donde la restricción es una restricción dependiente de exposición. 8. - El método de acuerdo con la reivindicación 7, en donde la restricción dependiente de exposición representa la dependencia de exposición del límite térmico. 9. - El método de acuerdo con la reivindicación 7, en donde la restricción dependiente de exposición representa uno o más parámetros que tienen dependencia de exposición cuando el reactor nuclear opera más allá de una duración del ciclo anticipado. 10. - El método de acuerdo con la reivindicación 1, que comprende además: modificar la restricción basándose en el funcionamiento del reactor nuclear después del paso de implementación; y repetir el paso de implementación utilizando la restricción modificada.
MXPA04000973A 2003-01-31 2004-01-30 Metodo para mejorar el funcionamiento de un reactor nuclear. MXPA04000973A (es)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US10/355,013 US7693249B2 (en) 2003-01-31 2003-01-31 Method of improving nuclear reactor performance

Publications (1)

Publication Number Publication Date
MXPA04000973A true MXPA04000973A (es) 2005-02-17

Family

ID=32655563

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
MXPA04000973A MXPA04000973A (es) 2003-01-31 2004-01-30 Metodo para mejorar el funcionamiento de un reactor nuclear.

Country Status (5)

Country Link
US (1) US7693249B2 (es)
EP (1) EP1443523A3 (es)
JP (1) JP2004233363A (es)
MX (1) MXPA04000973A (es)
TW (1) TWI309422B (es)

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7280946B2 (en) * 2003-04-30 2007-10-09 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and arrangement for determining pin enrichments in fuel bundle of nuclear reactor
CN1760990B (zh) 2004-10-15 2011-11-30 西屋电气有限责任公司 改进的首次堆芯燃料组件布置和实现上述布置的方法
US8811563B2 (en) * 2004-12-30 2014-08-19 General Electric Company Method and system for assessing failures of fuel rods
US7409032B2 (en) * 2005-05-13 2008-08-05 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of fuel bundle consideration in a reactor
US7472045B2 (en) * 2006-12-13 2008-12-30 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Method for perturbating a nuclear reactor core fuel bundle design to generate a group of designs
US8553829B2 (en) * 2007-09-26 2013-10-08 Areva Np Sas Reduced order stress model for online maneuvering, diagnostics of fuel failure and design of core loading patterns of light water reactors
CN102725800B (zh) * 2009-11-06 2016-06-01 泰拉能源有限责任公司 用于控制核反应堆中的反应性的系统和方法
US9852818B2 (en) * 2009-11-06 2017-12-26 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
US9190177B2 (en) * 2009-11-06 2015-11-17 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
US9793013B2 (en) * 2009-11-06 2017-10-17 Terrapower, Llc Systems and methods for controlling reactivity in a nuclear fission reactor
US9424376B2 (en) 2011-11-18 2016-08-23 Terrapower, Llc Enhanced neutronics systems
US9721680B2 (en) * 2013-09-30 2017-08-01 Areva Inc. Operating a nuclear reactor using a deposit model of a nuclear reactor heat transfer surface

Family Cites Families (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4039375A (en) * 1972-05-10 1977-08-02 Exxon Nuclear Company, Inc. Detection of fuel rod leakage
JPS56132594A (en) * 1980-03-19 1981-10-16 Hitachi Ltd Monitoring system for grasping core state at accident
JPS5938686A (ja) * 1982-08-27 1984-03-02 株式会社日立製作所 原子炉出力制御装置
US5009833A (en) * 1989-01-11 1991-04-23 Westinghouse Electric Corp. Expert system for surveillance, diagnosis and prognosis of plant operation
US5309485A (en) * 1992-07-06 1994-05-03 General Electric Company Core automated monitoring system
US5333157A (en) * 1993-09-08 1994-07-26 University Of Chicago Expert system for identification of simultaneous and sequential reactor fuel failures with gas tagging
US5537450A (en) * 1994-01-31 1996-07-16 Radiological & Chemical Technology, Inc. On-line analysis of fuel integrity
US6216109B1 (en) * 1994-10-11 2001-04-10 Peoplesoft, Inc. Iterative repair optimization with particular application to scheduling for integrated capacity and inventory planning
US5923717A (en) * 1996-01-29 1999-07-13 General Electric Company Method and system for determining nuclear core loading arrangements
US5706321A (en) * 1996-05-01 1998-01-06 The University Of Chicago Method for nonlinear optimization for gas tagging and other systems
US5790616A (en) * 1996-08-09 1998-08-04 General Electric Company Method and system for determining nuclear reactor core control blade positioning
US5790618A (en) * 1997-07-21 1998-08-04 General Electric Company Method and system for determining the impact of a mislocated nuclear fuel bundle loading
SE514184C2 (sv) * 1997-11-21 2001-01-22 Asea Atom Ab Förfarande och anordning för utvärdering av integriteten hos kärnbränslet i en nukleär anläggning
US5912933A (en) * 1997-12-04 1999-06-15 General Electric Company Method and system for direct evaluation of operating limit minimum critical power ratios for boiling water reactors
US6404437B1 (en) * 1999-09-10 2002-06-11 General Electric Company Nuclear reactor core performance data visualization system
US6748348B1 (en) * 1999-12-30 2004-06-08 General Electric Company Design method for nuclear reactor fuel management
US6611572B2 (en) * 2000-12-29 2003-08-26 Global Nuclear Fuel - Americas, L.L.C. Determination of operating limit minimum critical power ratio
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
US20040059549A1 (en) * 2002-09-19 2004-03-25 Kropaczek David Joseph Method and apparatus for evaluating a proposed solution to a constraint problem
US7200541B2 (en) * 2002-12-23 2007-04-03 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and arrangement for determining nuclear reactor core designs
US7222061B2 (en) * 2002-12-18 2007-05-22 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and arrangement for developing rod patterns in nuclear reactors

Also Published As

Publication number Publication date
TWI309422B (en) 2009-05-01
US20040151274A1 (en) 2004-08-05
EP1443523A3 (en) 2007-07-25
EP1443523A2 (en) 2004-08-04
US7693249B2 (en) 2010-04-06
JP2004233363A (ja) 2004-08-19
TW200506968A (en) 2005-02-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US7461038B2 (en) Method and apparatus for evaluating robustness of proposed solution to constraint problem and considering robustness in developing a constraint problem solution
US6748348B1 (en) Design method for nuclear reactor fuel management
JP3704086B2 (ja) 運転限界最小臨界出力比の評価方法、システムおよびプログラム
JP5525130B2 (ja) 制約問題に対する解の堅牢性を評価する方法
US7555092B2 (en) System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor
US8109766B2 (en) Method for predicted reactor simulation
US6862329B1 (en) In-cycle shuffle
JP2006189438A (ja) 原子炉炉心の設計方法およびその装置
MXPA04000973A (es) Metodo para mejorar el funcionamiento de un reactor nuclear.
US9047995B2 (en) Method and system for designing a nuclear reactor core for uprated power operations
EP0823712B1 (en) Method and system for determining nuclear reactor core control blade positioning
JP2004301841A (ja) 原子炉の炉心ローディングパターンを開発するための方法及び装置
US7620139B2 (en) Method of improving nuclear reactor performance during reactor core operation
EP1677222A1 (en) Method and apparatus for evaluating a proposed solution to a constraint problem
US8433029B2 (en) Determination of safety limit minimum critical power ratio
JP2006208366A (ja) 制約問題に対して提案された解を評価するための方法及び装置
Guler et al. Development of the VVER core loading optimization system
Lin et al. Automatic Power Ascension Search for a Boiling Water Reactor Using Ant Colony Optimization Algorithm

Legal Events

Date Code Title Description
FG Grant or registration