RU2012103325A - Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны - Google Patents

Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны Download PDF

Info

Publication number
RU2012103325A
RU2012103325A RU2012103325/07A RU2012103325A RU2012103325A RU 2012103325 A RU2012103325 A RU 2012103325A RU 2012103325/07 A RU2012103325/07 A RU 2012103325/07A RU 2012103325 A RU2012103325 A RU 2012103325A RU 2012103325 A RU2012103325 A RU 2012103325A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
core
power
verified
subcritical
active zone
Prior art date
Application number
RU2012103325/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2508571C2 (ru
Inventor
Майкл К. ПРИБЛ
Шеннон Л. КОННЕР
Майкл Д. ХЕЙБЕЛ
Патрик Дж. СЕБАСТИАНИ
Дэниел П. КИСТЛЕР
Original Assignee
ВЕСТИНГХАУС ЭЛЕКТРИК КОМПАНИ ЭлЭлСи
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 ВЕСТИНГХАУС ЭЛЕКТРИК КОМПАНИ ЭлЭлСи filed Critical ВЕСТИНГХАУС ЭЛЕКТРИК КОМПАНИ ЭлЭлСи
Publication of RU2012103325A publication Critical patent/RU2012103325A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2508571C2 publication Critical patent/RU2508571C2/ru

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/08Structural combination of reactor core or moderator structure with viewing means, e.g. with television camera, periscope, window
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/108Measuring reactor flux
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/001Computer implemented control
    • 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

1. Способ тестирования подкритических физических свойств для подтверждения, что активная зона ядерного реактора будет работать как разработано, при этом активная зона имеет радиальное и осевое измерения и множество топливных сборок, включающих множество расщепляющихся топливных элементов, по меньшей мере, некоторые из топливных сборок имеют направляющие каналы для введения и извлечения подвижных регулирующих стержней в блоках и, по меньшей мере, один канал с контрольно-измерительным прибором, в котором контрольно-измерительный прибор активной зоны размещен для того, чтобы контролировать поток нейтронов в активной зоне в радиальном местоположении прибором активной зоны, и над множеством осевых зон, главным образом, вдоль активной длины расщепляющихся топливных элементов, способ, включающий в себя:аналитическое предсказание распределения мощности в активной зоне;первоначальное поддержание активной зоны в подкритическом состоянии остановки с K(коэффициент размножения нейтронов) меньше единицы посредством вставки, по меньшей мере, некоторых из регулирующих стержней в активную зону и/или добавления в активную зону химического поглотителя нейтронов;извлечение регулирующих стержней из активной зоны в предустановленной последовательности, чтобы поднять уровень мощности активной зоны в пределах подкритического диапазона мощности;контроль уровня мощности в осевых и радиальных местоположениях активной зоны, проверенных контрольно-измерительными приборами активной зоны, чтобы получить проверенное распределение мощности от одного или более выходов контрольно-измерительных приборов активной зоны, в

Claims (8)

1. Способ тестирования подкритических физических свойств для подтверждения, что активная зона ядерного реактора будет работать как разработано, при этом активная зона имеет радиальное и осевое измерения и множество топливных сборок, включающих множество расщепляющихся топливных элементов, по меньшей мере, некоторые из топливных сборок имеют направляющие каналы для введения и извлечения подвижных регулирующих стержней в блоках и, по меньшей мере, один канал с контрольно-измерительным прибором, в котором контрольно-измерительный прибор активной зоны размещен для того, чтобы контролировать поток нейтронов в активной зоне в радиальном местоположении прибором активной зоны, и над множеством осевых зон, главным образом, вдоль активной длины расщепляющихся топливных элементов, способ, включающий в себя:
аналитическое предсказание распределения мощности в активной зоне;
первоначальное поддержание активной зоны в подкритическом состоянии остановки с Keff (коэффициент размножения нейтронов) меньше единицы посредством вставки, по меньшей мере, некоторых из регулирующих стержней в активную зону и/или добавления в активную зону химического поглотителя нейтронов;
извлечение регулирующих стержней из активной зоны в предустановленной последовательности, чтобы поднять уровень мощности активной зоны в пределах подкритического диапазона мощности;
контроль уровня мощности в осевых и радиальных местоположениях активной зоны, проверенных контрольно-измерительными приборами активной зоны, чтобы получить проверенное распределение мощности от одного или более выходов контрольно-измерительных приборов активной зоны, в то время как уровень мощности поднимается в пределах подкритического диапазона мощности; и
сравнение аналитически предсказанного распределения мощности с проверенным распределением мощности, и если проверенные и предсказанные распределения мощности находятся в пределах предварительно отобранного отклонения, продолжается нормальный запуск реактора, чтобы довести реактор до мощности без прерывания, пока проверенная мощность остается в пределах технических требований.
2. Способ тестирования подкритических физических свойств по п.1, в котором шаг контроля обеспечивает интегрированное измерение распределения потока нейтронов топливной сборки при различных температурах реактора и конфигурациях положения регулирующего стержня, поскольку регулирующие стержни извлечены.
3. Способ тестирования подкритических физических свойств по п.2, в котором интегрированное измерение распределения потока нейтронов топливной сборки получено сложением выходов контрольно-измерительного прибора активной зоны, пока относительная погрешность в относительном выходе не удовлетворяет указанному уровню неопределенности, и затем сравнение проверенного распределения мощности с соответствующим предсказанным распределением сигнала, которое было частью аналитически предсказанного распределения мощности, чтобы идентифицировать, есть ли какие-либо существенные отклонения между проверенным и предсказанным распределениями мощности.
4. Способ тестирования подкритических физических свойств по п.3, включающий шаг использования проверенных осевых и радиальных уровней мощности, полученных при различных температурах и положениях стержня, чтобы определить количество изменений реактивности, которые происходят между различными температурами и положениями стержня так, чтобы температурный коэффициент реактивности мог быть определен и сравнен с ожидаемыми значениями.
5. Способ тестирования подкритических физических свойств по п.3, включающий шаг использования проверенных осевых и радиальных уровней мощности, полученных при различных температурах и положениях стержня, чтобы определить количество изменений реактивности, которые происходят между различными температурами и положениями стержня так, чтобы реактивная способность регулирующих стержней могла быть определена и сравнена с ожидаемыми значениями.
6. Способ тестирования подкритических физических свойств по п.3, включающий шаг использования проверенных осевых и радиальных уровней мощности, полученных при различных температурах и положениях стержня, чтобы определить количество изменений реактивности, которые происходят между различными температурами и положениями стержня так, чтобы при извлеченных всех стержнях измерение критической концентрации бора могло быть определено и сравнено с ожидаемыми значениями.
7. Способ тестирования физических свойств по п.1, в котором проверенное и предсказанное распределение мощности находится в пределах предварительно отобранного отклонения в диапазоне подкритической мощности, включая шаг продолжения сравнения аналитически предсказанного распределения мощности с проверенным распределением мощности, поскольку реактор достигает критичности вплоть до предопределенного диапазона мощности.
8. Способ тестирования физических свойств по п.1, в котором на шаге извлечения из активной зоны непрерывно извлекаются регулирующие стержни.
RU2012103325/07A 2009-07-01 2010-06-25 Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны RU2508571C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US12/495,981 2009-07-01
US12/495,981 US20110002432A1 (en) 2009-07-01 2009-07-01 Incore instrument core performance verification method
PCT/US2010/039904 WO2011002670A1 (en) 2009-07-01 2010-06-25 Incore instrument core performance verification method

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2012103325A true RU2012103325A (ru) 2013-08-20
RU2508571C2 RU2508571C2 (ru) 2014-02-27

Family

ID=43411385

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012103325/07A RU2508571C2 (ru) 2009-07-01 2010-06-25 Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны

Country Status (10)

Country Link
US (1) US20110002432A1 (ru)
EP (1) EP2449558B1 (ru)
JP (1) JP5496328B2 (ru)
KR (1) KR101629535B1 (ru)
CN (1) CN102473466B (ru)
ES (1) ES2579080T3 (ru)
RU (1) RU2508571C2 (ru)
SI (1) SI2449558T1 (ru)
TW (1) TWI505289B (ru)
WO (1) WO2011002670A1 (ru)

Families Citing this family (26)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB201200878D0 (en) 2012-01-19 2012-02-29 British American Tobacco Co Polymer compositions
US20110268239A1 (en) * 2010-04-30 2011-11-03 David Jerome Krieg Method of calibrating excore detectors in a nuclear reactor
US8681920B2 (en) 2011-01-07 2014-03-25 Westinghouse Electric Company Llc Self-powered wireless in-core detector
US8767903B2 (en) 2011-01-07 2014-07-01 Westinghouse Electric Company Llc Wireless in-core neutron monitor
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
US9182290B2 (en) * 2011-12-30 2015-11-10 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Methods and apparatuses for monitoring nuclear reactor core conditions
US8958519B2 (en) * 2012-04-17 2015-02-17 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Incore instrumentation cable routing and support element for pressurized water reactor
US9208907B2 (en) 2012-11-13 2015-12-08 Westinghouse Electric Company Llc Method of validating nuclear reactor in-vessel detector output signals
CN103345950B (zh) * 2013-07-12 2017-02-08 中广核研究院有限公司 压水堆堆外核探测系统及探测方法
RU2546662C1 (ru) * 2013-10-31 2015-04-10 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности ее нейтронно-физических характеристик
US9761332B2 (en) 2014-06-09 2017-09-12 Bwxt Mpower, Inc. Nuclear reactor neutron shielding
ES2726671T3 (es) 2014-07-14 2019-10-08 Westinghouse Electric Co Llc Conjunto de medición termoacústica de la distribución de potencia nuclear
US9478320B2 (en) * 2014-08-18 2016-10-25 Westinghouse Electric Company Llc Method for in-core instrumentation withdrawal from the core of a pressurized water reactor
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
US20170140842A1 (en) * 2015-11-12 2017-05-18 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical Reactivity Monitor Utilizing Prompt Self-Powered Incore Detectors
KR102639146B1 (ko) * 2017-12-12 2024-02-20 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 미임계 코어 반응도 편향 반영 기술
CN108416135B (zh) * 2018-03-02 2021-07-30 中国核电工程有限公司 一种由测量单组棒价值拟合应急保护价值的方法及装置
CN109273119B (zh) * 2018-09-13 2022-02-11 中国核动力研究设计院 在临界装置上测量大反应性时优化中子探测器位置的方法
CN109887627B (zh) * 2019-02-26 2020-07-03 三门核电有限公司 一种堆芯平均轴向通量偏差获取系统
TWI773001B (zh) * 2019-12-06 2022-08-01 美商西屋電器公司 使用釩中子探測器的方法和用具
CN111933320A (zh) * 2020-08-12 2020-11-13 上海核工程研究设计院有限公司 一种利用标准探测器进行中子探测器堆上试验验证的方法
CN112397211B (zh) * 2020-11-18 2022-08-30 山东核电有限公司 一种任意控制棒位置下压水堆燃料相关组件配插分析方法
CN112418507B (zh) * 2020-11-19 2023-01-13 山东核电有限公司 一种固定控制棒位置下压水堆燃料相关组件配插分析方法
CN112712909B (zh) * 2020-11-20 2024-01-23 中国核电工程有限公司 可溶中子毒物的加料装置
CN112885492B (zh) * 2021-01-12 2023-03-07 中国原子能科学研究院 零功率反应堆实验模拟装置及其进行临界实验的模拟方法
US11977193B2 (en) * 2022-07-18 2024-05-07 Westinghouse Electric Company Llc Wireless power level and power distribution monitoring and control system for subcritical spent fuel assembly array using removable SIC neutron detector thimble tube

Family Cites Families (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3932211A (en) * 1973-07-13 1976-01-13 Westinghouse Electric Corporation Method of automatically monitoring the power distribution of a nuclear reactor employing movable incore detectors
JPS5135890A (en) * 1974-09-20 1976-03-26 Hitachi Ltd Genshiro no jidokidoseigyosochi
JPS5637592A (en) * 1979-09-05 1981-04-11 Hitachi Ltd Nuclear reactor power distribution forcasting device
JPS56140294A (en) * 1980-04-04 1981-11-02 Hitachi Ltd Nuclear reactor power adistribution device
USH63H (en) * 1983-07-07 1986-05-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Positioning apparatus
JP2509901B2 (ja) * 1984-10-25 1996-06-26 株式会社日立製作所 原子炉出力分布監視方法
US4877575A (en) * 1988-01-19 1989-10-31 Westinghouse Electric Corp. Core reactivity validation computer and method
JPH02157695A (ja) * 1988-12-12 1990-06-18 Mitsubishi Atom Power Ind Inc 加圧水型原子炉の反応度係数測定方法
US5024801A (en) * 1989-05-01 1991-06-18 Westinghouse Electric Corp. Reactor core model update system
US5229066A (en) * 1991-08-05 1993-07-20 Westinghouse Electric Corp. Control rod position indication system
US5215707A (en) * 1991-09-10 1993-06-01 Siemens Power Corporation Instrument thimble tube shroud
US5251242A (en) * 1992-06-22 1993-10-05 Westinghouse Electric Corp. Bi-metallic, self powered, fixed incore detector, and method of calibrating same
JPH0980188A (ja) * 1995-09-18 1997-03-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 加圧水型原子炉及びその非核燃料炉心構成体
US6061412A (en) * 1995-10-05 2000-05-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reaction protection system
US5745538A (en) * 1995-10-05 1998-04-28 Westinghouse Electric Corporation Self-powered fixed incore detector
TW429381B (en) * 1998-04-28 2001-04-11 Siemens Ag Method and device for supervising the power increase during the operation of nuclear reactors (diversified excursion supervision)
CN1158672C (zh) * 1998-08-25 2004-07-21 东芝株式会社 核反应堆固定式堆内核测量仪表系统
US6181759B1 (en) * 1999-07-23 2001-01-30 Westinghouse Electric Company Llc Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit
US6748348B1 (en) * 1999-12-30 2004-06-08 General Electric Company Design method for nuclear reactor fuel management
TW594791B (en) 2001-09-27 2004-06-21 Toshiba Corp Incore monitoring method and incore monitoring equipment
US6801593B2 (en) * 2002-11-21 2004-10-05 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical reactivity measurement method
US7200541B2 (en) * 2002-12-23 2007-04-03 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and arrangement for determining nuclear reactor core designs
US7574337B2 (en) * 2004-12-30 2009-08-11 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of determining a fresh fuel bundle design for a core of a nuclear reactor
JP4773937B2 (ja) * 2006-02-09 2011-09-14 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 原子炉保護システム及び原子炉を監視する方法

Also Published As

Publication number Publication date
TWI505289B (zh) 2015-10-21
JP5496328B2 (ja) 2014-05-21
EP2449558A4 (en) 2014-02-19
JP2012532315A (ja) 2012-12-13
RU2508571C2 (ru) 2014-02-27
US20110002432A1 (en) 2011-01-06
CN102473466B (zh) 2015-01-21
KR101629535B1 (ko) 2016-06-10
TW201108247A (en) 2011-03-01
ES2579080T3 (es) 2016-08-04
SI2449558T1 (sl) 2016-09-30
CN102473466A (zh) 2012-05-23
WO2011002670A1 (en) 2011-01-06
EP2449558B1 (en) 2016-04-27
EP2449558A1 (en) 2012-05-09
KR20120031482A (ko) 2012-04-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2012103325A (ru) Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны
EP2172943B1 (en) Doppler reactivity coefficient measuring method
CN111587460B (zh) 亚临界堆芯反应性偏差预测技术
EP2286414B1 (en) A method of and an apparatus for monitoring the operation of a nuclear reactor
US20230298774A1 (en) Method of dynamic control rod reactivity measurement
Saadatian-Derakhshandeh et al. Estimation of control rod worth in a VVER-1000 reactor using DRAGON4 and DONJON4
Feng et al. Dynamic response of the HTR-10 under the control rod withdrawal test without scram
Merljak et al. Control Rod Insertion Method Analysis–Dynamic vs. Static Reactivity
Yurko et al. Quantitative phenomena identification and ranking table (QPIRT) for bayesian uncertainty quantification
Bradford An overview of British energy's graphite core assessment methodology
Chen et al. Progress of the HTR-10 measured data utilization
Guidez et al. Neutronics
Anas et al. In-core power prediction and effects of average core temperature on miniature neutron source reactor's core performance
Vasiliev et al. Validation studies of computational scheme for high-fidelity fluence estimations of the Swiss BWRs
KR101146908B1 (ko) 원자력발전소 설비 및 기기의 경년열화에 따른 안전여유도 분석방법
Ansari et al. Measurement and analysis of structural integrity of reactor core support structure in pressurized water reactor (PWR) plant
Roman et al. Evaluation of Radial Temperature Distribution in Mixed Oxide Fuels
Volkov et al. Study of the behavior of vver and pwr fuel irradiated in the hbwr reactor (halden, norway)
Bromley et al. Validation of MCNP and WIMS-AECL/DRAGON/RFSP for ACR-1000 Applications
Mailhe et al. Processing of the GALILEOTM fuel rod code model uncertainties within the AREVA LWR realistic thermal-mechanical analysis methodology
Kromar et al. Reactor Physics Analysis of the Krško NPP by JSI and Westinghouse
Hegyi et al. The 2nd Generation Fuel of VVER-440 and the Validation of the Correspondent Calculation Route
Burukin et al. Main programs and techniques for examination of behaviour of the WWER high-burnup fuel in the MIR reactor
Reis et al. Analysis of hypothetical core blockage cases in a research reactor using the thermal-hydraulic code RELAP5
Fehrenbach Facilities and techniques for instrumented fuel irradiations in the NRX reactor at Chalk River