RU2009137958A - Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора - Google Patents

Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2009137958A
RU2009137958A RU2009137958/07A RU2009137958A RU2009137958A RU 2009137958 A RU2009137958 A RU 2009137958A RU 2009137958/07 A RU2009137958/07 A RU 2009137958/07A RU 2009137958 A RU2009137958 A RU 2009137958A RU 2009137958 A RU2009137958 A RU 2009137958A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
power distribution
reactor
dimensional power
core
calculated
Prior art date
Application number
RU2009137958/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2448378C2 (ru
Inventor
Антуан ГОТЬЕ (FR)
Антуан Готье
Давид ДЮРЕЙ (FR)
Давид ДЮРЕЙ
Original Assignee
Арева Нп (Fr)
Арева Нп
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 Арева Нп (Fr), Арева Нп filed Critical Арева Нп (Fr)
Publication of RU2009137958A publication Critical patent/RU2009137958A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2448378C2 publication Critical patent/RU2448378C2/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/001—Computer implemented control
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

1. Способ определения (30) трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора, осуществляемый программным устройством, при этом указанная активная зона ядерного реактора содержит несколько тепловыделяющих сборок с использованием датчиков измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, и ряда датчиков температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок, причем данный способ (30) содержит этапы, на которых: ! определяют первое трехмерное распределение мощности с использованием кода (40) нейтронного вычисления, который моментально решает уравнение диффузии и обновляет изотопический баланс реактора при обеднении топлива на основе параметров нормальной эксплуатации реактора, ! определяют новое трехмерное распределение мощности путем регулирования (60) и (70) измерений начального трехмерного распределения мощности по данным датчиков измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса (80) реактора, и данных датчиков (100) температуры, ! осуществляют постоянный контроль (70) вычисления нейтронов, содержащий следующие этапы, на которых: ! вычисляют на отрезке времени ti параметры трехмерного распределения мощности в активной зоне реактора по значениям и параметрам, характеризующим текущее состояние реактора, ! вычисляют на отрезке времени ti новое трехмерное распределение мощности после регулировки по крайней мере одного параметра, характеризующего текущее состояние реактора, для того, чтобы минимизировать разницу между вычислением и измерением усредненной аксиальной неустойчивости мощности на ряде тепловыделяющих сборок в периферийной области активной

Claims (8)

1. Способ определения (30) трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора, осуществляемый программным устройством, при этом указанная активная зона ядерного реактора содержит несколько тепловыделяющих сборок с использованием датчиков измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, и ряда датчиков температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок, причем данный способ (30) содержит этапы, на которых:
определяют первое трехмерное распределение мощности с использованием кода (40) нейтронного вычисления, который моментально решает уравнение диффузии и обновляет изотопический баланс реактора при обеднении топлива на основе параметров нормальной эксплуатации реактора,
определяют новое трехмерное распределение мощности путем регулирования (60) и (70) измерений начального трехмерного распределения мощности по данным датчиков измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса (80) реактора, и данных датчиков (100) температуры,
осуществляют постоянный контроль (70) вычисления нейтронов, содержащий следующие этапы, на которых:
вычисляют на отрезке времени ti параметры трехмерного распределения мощности в активной зоне реактора по значениям и параметрам, характеризующим текущее состояние реактора,
вычисляют на отрезке времени ti новое трехмерное распределение мощности после регулировки по крайней мере одного параметра, характеризующего текущее состояние реактора, для того, чтобы минимизировать разницу между вычислением и измерением усредненной аксиальной неустойчивости мощности на ряде тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны реактора,
используют указанное новое распределение мощности, известное из предыдущего вычисления, как начальное условие нового нейтронного вычисления на следующем отрезке времени ti+1.
2. Способ определения (30) трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что данный этап вычисления нового распределения мощности содержит следующие этапы, на которых:
на первом этапе регулировки (60) выполняют регулировку распределения рассчитанной мощности при помощи математической функции минимизации расхождения между аксиальным компонентом распределения рассчитанной мощности и показателями датчиков нейтронного потока, расположенными снаружи корпуса (80) реактора,
на втором этапе (90) выполняют регулировку распределения первой рассчитанной мощности при помощи математической функции минимизации расхождения между радиальным компонентом распределения рассчитанной мощности и измерений, выданных указанными датчиками (100) температуры.
3. Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне по одному из предыдущих пунктов, отличающийся тем, что в нем содержится этап, на котором периодически регулируют (10) модель активной зоны на основании кода нейтронного вычисления, включающего в себя этап изменения параметров активной зоны для минимизации расхождения между трехмерным распределением мощности, рассчитанной нейтронным кодом и трехмерного распределения мощности, определенного по измерениям (20) датчиков нейтронного потока, расположенных внутри реактора, известных как внутренние датчики.
4. Способ контроля по крайней мере одного ограничительного параметра нормальной эксплуатации ядерного реактора содержит следующие этапы, на которых:
осуществляют способ определения (30) трехмерного распределения мощности в активной зоне по одному из пп.1-3,
вычисляют по крайней мере один ограничительный параметр (110) нормальной эксплуатации реактора на основе данного трехмерного распределения мощности в активной зоне реактора,
вычисляют разницу (120) указанного параметра, рассчитанного относительно определенного предела.
5. Способ контроля по п.4, отличающийся тем, что он включает этап срабатывания в комнате управления аварийной сигнализации в случае, если данный рассчитанный параметр превысил допустимый предел.
6. Способ контроля п.4 или 5, отличающийся тем, что по крайней мере одним из ограничительных параметров нормальной эксплуатации ядерного реактора является линейная плотность энерговыделения, известная как Plin, коэффициент критического теплового потока, известный как DNBR (запас до кризиса пузырькового кипения), осевая неустойчивость мощности, известная как Dpax, азимутальная неустойчивость мощности, известная как Dpaz.
7. Способ контроля по п.6, отличающийся тем, что по крайней мере один рассчитанный параметр, новое распределение мощности или рассчитанную разницу непрерывно выводят по меньшей мере на один из мониторов комнаты управления.
8. Компьютерная программа, содержащая программное средство для осуществления способа по любому из пп.1-7, когда компьютерная программа выполняется на компьютере.
RU2009137958/07A 2007-03-19 2008-03-14 Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора RU2448378C2 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR0701965A FR2914103B1 (fr) 2007-03-19 2007-03-19 Procede de determination de la distribution de puissance volumique du coeur d'un reacteur nucleaire
FR0701965 2007-03-19

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2009137958A true RU2009137958A (ru) 2011-04-27
RU2448378C2 RU2448378C2 (ru) 2012-04-20

Family

ID=38645650

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2009137958/07A RU2448378C2 (ru) 2007-03-19 2008-03-14 Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора

Country Status (13)

Country Link
US (1) US20100119026A1 (ru)
EP (1) EP2147441B1 (ru)
JP (1) JP5519298B2 (ru)
CN (1) CN101669176B (ru)
ES (1) ES2401824T3 (ru)
FR (1) FR2914103B1 (ru)
MA (1) MA31291B1 (ru)
PL (1) PL2147441T3 (ru)
RU (1) RU2448378C2 (ru)
SI (1) SI2147441T1 (ru)
UA (1) UA99613C2 (ru)
WO (1) WO2008132365A2 (ru)
ZA (1) ZA200907294B (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2720586C2 (ru) * 2016-04-06 2020-05-12 Кепко Ньюклеар Фьюэл Ко., Лтд. Система определения допустимого предела корреляции с использованием итеративной перекрестной валидации и способ ее выполнения

Families Citing this family (46)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8548789B2 (en) * 2008-02-11 2013-10-01 Westinghouse Electric Company Llc Methodology for modeling the fuel rod power distribution within a nuclear reactor core
FR2950466B1 (fr) 2009-09-22 2012-01-13 Areva Np Procede d'aide a l'exploitation d'un reacteur nucleaire.
US9576688B2 (en) * 2009-09-23 2017-02-21 Terrapower, Llc Movement of materials in a nuclear reactor
CN102054538B (zh) * 2009-10-30 2013-07-17 中国广东核电集团有限公司 压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法及其安全分析系统
US20110268239A1 (en) * 2010-04-30 2011-11-03 David Jerome Krieg Method of calibrating excore detectors in a nuclear reactor
CN102411997B (zh) * 2011-10-25 2014-04-02 清华大学 高温气冷堆功率控制方法及系统
US9251920B2 (en) * 2012-04-11 2016-02-02 Ge-Hitachi Nuclear Energy America Llc In-situ and external nuclear reactor severe accident temperature and water level probes
CN103065433B (zh) * 2012-12-26 2014-12-24 中山大学 压水反应堆堆芯dnbr监测报警装置
CN103617816B (zh) * 2013-10-29 2016-06-08 中国广核集团有限公司 反应堆堆芯功率分布的测量方法
CN103794256B (zh) * 2013-11-19 2015-12-09 国核（北京）科学技术研究院有限公司 反应堆异常监测方法及系统
US10593436B2 (en) 2013-11-21 2020-03-17 Terrapower, Llc Method and system for generating a nuclear reactor core loading distribution
CN104575641B (zh) * 2014-12-18 2017-06-06 中国核电工程有限公司 一种提高堆外核测系统轴向功率偏差测算精度的方法及装置
CN105895175B (zh) * 2015-06-15 2017-11-07 广东核电合营有限公司 一种标定核反应堆堆芯出口热电偶的方法
JP6564628B2 (ja) * 2015-06-18 2019-08-21 三菱重工業株式会社 核燃料における軸方向測定値の再構築装置及び方法
CN105448361B (zh) * 2015-11-12 2017-11-21 中广核工程有限公司 一种核电站堆芯状态的监测方法、服务器及系统
WO2017079948A1 (zh) * 2015-11-12 2017-05-18 中广核工程有限公司 一种核电站堆芯状态的监测方法、服务器及系统
CN106126925B (zh) * 2016-06-24 2019-01-29 西安交通大学 一种改进反应堆堆芯三维中子通量密度精细分布的方法
CN106128529B (zh) * 2016-06-27 2018-02-16 中广核研究院有限公司 一种堆芯三维功率分布的在线测量方法
FR3062747B1 (fr) * 2017-02-06 2019-04-19 Altran Technologies - Altran Procede pour determiner la puissance degagee par un milieu fissile
CN107423542B (zh) * 2017-04-13 2020-01-17 西安交通大学 一种适用于逐棒计算的非均匀泄漏修正方法
US10964438B2 (en) * 2017-05-31 2021-03-30 Atomic Energy Of Canada Limited / Energie Atomique Du Canada Limitee System and method for stand-off monitoring of nuclear reactors using neutron detection
FR3069094B1 (fr) * 2017-07-12 2020-07-03 Societe Technique Pour L'energie Atomique Reacteur nucleaire avec des detecteurs neutroniques in-vessel ex-core, et procede de pilotage correspondant
FR3075449B1 (fr) * 2017-12-18 2020-01-10 Areva Np Procede de determination d'au moins une valeur limite d'au moins un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire, programme d'ordinateur et systeme electronique associes
FR3077412B1 (fr) * 2018-02-01 2021-07-23 Framatome Sa Procede de regulation de parametres operatoires d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire correspondant
CN108897907A (zh) * 2018-05-25 2018-11-27 哈尔滨工程大学 一种用于反应堆堆芯热工水力分布并行计算的方法
FR3085787B1 (fr) * 2018-09-12 2020-10-23 Framatome Sa Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire avec calcul du rftc en ligne, reacteur nucleaire correspondant
CN109767854B (zh) * 2019-01-21 2022-07-08 中国科学院合肥物质科学研究院 一种基于堆外测量数据的反应堆内中子三维分布测量系统
CN109830317B (zh) * 2019-01-29 2023-03-24 中山大学 一种基于跟踪计算的堆芯功率本征正交分解在线重构方法
CN110853782B (zh) * 2019-11-26 2021-07-16 西南科技大学 一种反应堆堆芯中子通量三维分布测量系统及其测量方法
CN111489842B (zh) * 2020-04-20 2023-04-14 上海核星核电科技有限公司 一种在氙毒尚未平衡时实施压水堆堆芯功率分布测量的方法
CN111799000B (zh) * 2020-06-02 2021-12-17 江苏核电有限公司 一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的逼近临界方法
CN112069441B (zh) * 2020-07-16 2022-03-18 中山大学 一种堆芯瞬态三维功率分布在线重构方法
CN112133462B (zh) * 2020-09-24 2022-07-29 中国核动力研究设计院 一种临界装置功率刻度方法
CN112366011B (zh) * 2020-10-27 2022-03-01 中国核动力研究设计院 一种热管反应堆核功率的控制方法及系统
JP7438926B2 (ja) 2020-12-22 2024-02-27 三菱重工業株式会社 取替炉心設計方法及び取替炉心設計システム
CN112989595B (zh) * 2021-03-09 2022-12-09 西安交通大学 一种压水堆堆芯瞬态精细功率重构方法
CN113065241B (zh) * 2021-03-22 2022-10-28 西安交通大学 一种预测超临界二氧化碳冷却堆燃料元件主要参数的方法
CN113205896B (zh) * 2021-03-26 2024-03-15 中广核研究院有限公司 核反应堆堆芯监测方法、装置、计算机设备和存储介质
CN113192660A (zh) * 2021-04-20 2021-07-30 广东核电合营有限公司 核电站堆芯测量系统参数调整方法、装置、设备及介质
CN113409975B (zh) * 2021-06-17 2022-11-15 中国核动力研究设计院 基于模型降阶和数据同化的堆芯功率分布监测方法及系统
CN113421669B (zh) * 2021-06-17 2022-04-01 中国核动力研究设计院 基于局部非线性修正的堆芯功率分布在线重构方法及系统
CN113935567B (zh) * 2021-08-27 2024-01-16 中核龙原科技有限公司 一种核电厂提前停堆换料燃料经济损失的定量评估方法
CN114171219B (zh) * 2021-12-08 2022-06-24 西安交通大学 一种化学环境下纳米流体池式沸腾实验系统和实验方法
CN114758802B (zh) * 2022-04-01 2023-05-16 华能核能技术研究院有限公司 多普勒发热点功率确定方法、装置以及存储介质
CN115408861B (zh) * 2022-08-31 2023-11-10 中国核动力研究设计院 用于反应堆运行参数优化的数据同化方法、系统及终端
CN115862912B (zh) * 2023-02-27 2023-05-02 西安交通大学 一种动态氙条件下压水堆堆芯功率分布测量方法

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4711753A (en) * 1986-03-19 1987-12-08 Westinghouse Electric Corp. Calibration of a nuclear reactor core parameter predictor
US4774049A (en) * 1986-04-10 1988-09-27 Westinghouse Electric Corp. Two and three dimensional core power distribution monitor and display
US4774050A (en) * 1986-04-10 1988-09-27 Westinghouse Electric Corp. Axial power distribution monitor and display using outputs from ex-core detectors and thermocouples
US5024801A (en) * 1989-05-01 1991-06-18 Westinghouse Electric Corp. Reactor core model update system
US5108694A (en) * 1991-08-23 1992-04-28 Westinghouse Electric Corp. Power distribution measuring system employing gamma detectors outside of nuclear reactor vessel
US5225147A (en) * 1991-09-17 1993-07-06 General Physics International Engineering & Simulation, Inc. Real time analysis of light water core neutronics
JP2696049B2 (ja) * 1992-10-08 1998-01-14 株式会社東芝 原子炉炉心核特性模擬装置
JPH0772282A (ja) * 1993-07-07 1995-03-17 Toshiba Corp 原子炉の炉心性能推定方法およびその装置
FR2753299B1 (fr) * 1996-09-12 1999-03-05 Commissariat Energie Atomique Dispositif miniaturise, auto-alimente et a reponse rapide, pour la detection etagee d'un flux neutronique, notamment dans un reacteur nucleaire
US6535568B1 (en) * 1999-12-30 2003-03-18 Global Nuclear Fuel -- Americas Llc Method and system for generating thermal-mechanical limits for the operation of nuclear fuel rods
US6493412B1 (en) * 2000-10-11 2002-12-10 Westinghouse Electric Company Llc Method of calibrating exit thermocouples in a nuclear reactor
JP4220784B2 (ja) * 2001-05-18 2009-02-04 アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング 加圧水形原子炉の炉心構成方法
ES2263933T3 (es) * 2003-10-01 2006-12-16 Framatome Anp Conjunto de combustible para reactor nuclear de agua a presion comprendiendo varillas con dos contenidos de gadolinio.

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2720586C2 (ru) * 2016-04-06 2020-05-12 Кепко Ньюклеар Фьюэл Ко., Лтд. Система определения допустимого предела корреляции с использованием итеративной перекрестной валидации и способ ее выполнения
RU2720586C9 (ru) * 2016-04-06 2020-09-18 Кепко Ньюклеар Фьюэл Ко., Лтд. Система определения допустимого предела корреляции с использованием итеративной перекрестной валидации и способ ее выполнения

Also Published As

Publication number Publication date
WO2008132365A2 (fr) 2008-11-06
MA31291B1 (fr) 2010-04-01
ZA200907294B (en) 2010-12-29
CN101669176A (zh) 2010-03-10
JP5519298B2 (ja) 2014-06-11
SI2147441T1 (sl) 2013-05-31
FR2914103A1 (fr) 2008-09-26
JP2010522319A (ja) 2010-07-01
EP2147441A2 (fr) 2010-01-27
FR2914103B1 (fr) 2009-12-18
UA99613C2 (ru) 2012-09-10
US20100119026A1 (en) 2010-05-13
ES2401824T3 (es) 2013-04-24
EP2147441B1 (fr) 2012-12-26
CN101669176B (zh) 2014-02-19
RU2448378C2 (ru) 2012-04-20
PL2147441T3 (pl) 2013-06-28
WO2008132365A3 (fr) 2008-12-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2009137958A (ru) Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора
KR101577095B1 (ko) 미임계 반응도 측정 방법
US4318778A (en) Method and apparatus for controlling a nuclear reactor
US4080251A (en) Apparatus and method for controlling a nuclear reactor
KR20010031164A (ko) 원자로 노심의 상태를 나타내는 파라미터를 감시하여불안정 상태의 개시가 검출될 때 핵반응의 임계 상태를감소시키는 보호 시스템과 핵반응시 원자로 노심 감시 방법
RU2650494C2 (ru) Способ контроля разбавления бора при простое реактора
JP2010522319A5 (ru)
US7470103B2 (en) Method for determining limit exceedance
Žerovnik et al. Measurements of thermal power at the TRIGA Mark II reactor in Ljubljana using multiple detectors
CN109817360B (zh) 预测核热功率偏差及RPN系统Gk参数走势的预测方法
TW200949856A (en) A methodology for modeling the fuel rod power distribution within a nuclear reactor core
JPS597290A (ja) 原子力発電ユニツトの制御方法
US6674826B1 (en) Method of operating a nuclear power plant at multiple power levels
KR100980263B1 (ko) 노심보호연산기 계통의 가변 과출력 정지 제어 방법
CN109192343A (zh) 减少压水反应堆堆外核测量系统的测量偏差方法及装置
KR101146950B1 (ko) 원자로 붕소농도 자동제어장치
CN104951648B (zh) 用于估算核电站严重事故后氧气浓度的方法
CN114937512A (zh) 一种用于核电机组一回路冷却剂流量补偿的方法及系统
JP2007163366A (ja) 原子炉出力監視装置
RU2465660C1 (ru) Способ определения парового коэффициента реактивности
Guo et al. Research of pressurizer water level control system based on fuzzy-PID control
Shen et al. Application of a neural network based feedwater controller to helical steam generators
RU2280908C1 (ru) Способ определения парового коэффициента реактивности ядерного энергетического реактора типа рбмк
KR20170125705A (ko) 가압경수로형 원자로 보호 장치와 그 제어 방법
CN116936140A (zh) 一种核反应堆堆外核测仪表预标定的方法