RU2012103325A - Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны - Google Patents
Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны Download PDFInfo
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/08—Structural combination of reactor core or moderator structure with viewing means, e.g. with television camera, periscope, window
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
-
- 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
- G21C17/108—Measuring reactor flux
-
- 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
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.
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US12/495,981 US20110002432A1 (en) | 2009-07-01 | 2009-07-01 | Incore instrument core performance verification method |
US12/495,981 | 2009-07-01 | ||
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)
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 |
KR102263405B1 (ko) * | 2014-07-14 | 2021-06-09 | 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 | 열-음향 원자력 분포 측정 조립체 |
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 |
US20170140842A1 (en) * | 2015-11-12 | 2017-05-18 | Westinghouse Electric Company Llc | Subcritical Reactivity Monitor Utilizing Prompt Self-Powered Incore Detectors |
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 |
US11393599B2 (en) * | 2017-12-12 | 2022-07-19 | Westinghouse Electric Company Llc | Subcritical core reactivity bias projection technique |
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)
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 |
US5745538A (en) * | 1995-10-05 | 1998-04-28 | Westinghouse Electric Corporation | Self-powered fixed incore detector |
US6061412A (en) * | 1995-10-05 | 2000-05-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reaction protection system |
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) |
US6310929B1 (en) * | 1998-08-25 | 2001-10-30 | Kabushiki Kaisha Toshiba | In-core fixed nuclear instrumentation system and power distribution monitoring system |
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 |
-
2009
- 2009-07-01 US US12/495,981 patent/US20110002432A1/en not_active Abandoned
-
2010
- 2010-06-25 WO PCT/US2010/039904 patent/WO2011002670A1/en active Application Filing
- 2010-06-25 RU RU2012103325/07A patent/RU2508571C2/ru active
- 2010-06-25 CN CN201080028676.1A patent/CN102473466B/zh active Active
- 2010-06-25 KR KR1020117031684A patent/KR101629535B1/ko active IP Right Grant
- 2010-06-25 SI SI201031207A patent/SI2449558T1/sl unknown
- 2010-06-25 JP JP2012517756A patent/JP5496328B2/ja active Active
- 2010-06-25 EP EP10794576.8A patent/EP2449558B1/en not_active Not-in-force
- 2010-06-25 ES ES10794576.8T patent/ES2579080T3/es active Active
- 2010-07-01 TW TW099121712A patent/TWI505289B/zh active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP2449558A1 (en) | 2012-05-09 |
KR101629535B1 (ko) | 2016-06-10 |
TWI505289B (zh) | 2015-10-21 |
SI2449558T1 (sl) | 2016-09-30 |
JP2012532315A (ja) | 2012-12-13 |
JP5496328B2 (ja) | 2014-05-21 |
EP2449558A4 (en) | 2014-02-19 |
TW201108247A (en) | 2011-03-01 |
ES2579080T3 (es) | 2016-08-04 |
CN102473466B (zh) | 2015-01-21 |
US20110002432A1 (en) | 2011-01-06 |
KR20120031482A (ko) | 2012-04-03 |
WO2011002670A1 (en) | 2011-01-06 |
EP2449558B1 (en) | 2016-04-27 |
RU2508571C2 (ru) | 2014-02-27 |
CN102473466A (zh) | 2012-05-23 |
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 | |
Bromley et al. | Validation of MCNP and WIMS-AECL/DRAGON/RFSP for ACR-1000 Applications | |
Volkov et al. | Study of the behavior of vver and pwr fuel irradiated in the hbwr reactor (halden, norway) | |
Caruso | On-line Core Monitoring at the BEZNAU PWRs | |
Kromar et al. | Reactor Physics Analysis of the Krško NPP by JSI and Westinghouse | |
Turnbull et al. | A Review of fission gas release data within the NEA/IAEA IFPE Database | |
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 |