RU2020103364A - Способ мониторинга активной зоны, включающий в себя ослабление порога, и соответствующие программа, носитель информации и ядерный реактор - Google Patents
Способ мониторинга активной зоны, включающий в себя ослабление порога, и соответствующие программа, носитель информации и ядерный реактор Download PDFInfo
- Publication number
- RU2020103364A RU2020103364A RU2020103364A RU2020103364A RU2020103364A RU 2020103364 A RU2020103364 A RU 2020103364A RU 2020103364 A RU2020103364 A RU 2020103364A RU 2020103364 A RU2020103364 A RU 2020103364A RU 2020103364 A RU2020103364 A RU 2020103364A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- power
- core
- duration
- threshold
- linear
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
-
- 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
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/045—Pellets
- G21C3/047—Pellet-clad interaction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/36—Control circuits
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Claims (25)
1. Способ мониторинга ядерного реактора, содержащего активную зону, в которую загружены топливные сборки (10), при этом каждая сборка (10) содержит ядерные топливные стержни (24), каждый из которых содержит таблетки (36) ядерного топлива и оболочку (33), окружающую таблетки,
при этом способ содержит следующие этапы:
- определение (100) по меньшей мере одной предельной продолжительности (TFPPI) работы реактора на промежуточной мощности, чтобы избежать разрыва по меньшей мере одной из оболочек,
- работа (102) ядерного реактора на промежуточной мощности в течение фактической продолжительности, строго меньшей предельной продолжительности (TFPPI), и
- ослабление (104) по меньшей мере одного порога защиты атомной электростанции в зависимости от разности между предельной продолжительностью (TFPPI) и фактической продолжительностью.
2. Способ мониторинга по п. 1, отличающийся тем, что порог защиты является пределом линейной мощности в любой точке активной зоны.
3. Способ мониторинга по п. 1 или 2, содержащий этап определения (106) отношения ослабления порога защиты в зависимости от разности между предельной продолжительностью (TFPPI) и фактической продолжительностью, при этом определение (106) отношения ослабления осуществляют перед работой (102) реактора.
4. Способ мониторинга по любому из пп. 1-3, содержащий следующие этапы перед определением (100) предельной продолжительности (TFPPI) работы:
- вычисление (114) пороговой линейной мощности (
), и
- вычисление (116) 100%-ной линейной мощности (
), соответствующей оценке линейной мощности в любой точке активной зоны и в зависимости от времени, если реактор работает с номинальной мощностью, на основании измерения и/или вычисления (108) распределения фактической мощности (Pm(x,y,z,t)) в любой точке активной зоны в зависимости от времени,
при этом определение (100) предельной продолжительности (TFPPI) осуществляют в зависимости от разности между пороговой линейной мощностью () и 100%-ной линейной мощностью ().
5. Способ мониторинга по п. 4, отличающийся тем, что пороговую линейную мощность () вычисляют в любой точке активной зоны и в зависимости от времени, при этом распределение мощности активной зоны является таким, чтобы в любой точке активной зоны линейная мощность была меньше пороговой линейной мощности ().
6. Способ мониторинга по п. 4 или 5, содержащий следующие этапы перед вычислением пороговой линейной мощности:
- вычисление (110) линейной мощности разрыва (
) в любой точке активной зоны и в зависимости от времени, и
- вычисление (112) максимального изменения (
) линейной мощности в любой точке активной зоны по причине случайных переходных процессов,
при этом пороговая линейная мощность () равна разности между линейной мощностью разрыва () и максимальным изменением (), связанным со случайными переходными процессами.
7. Способ мониторинга по п. 6, отличающийся тем, что линейную мощность разрыва () вычисляют при помощи правила термомеханики на основании термомеханического состояния активной зоны, при этом термомеханическое состояние активной зоны определяют посредством измерения и/или вычисления (108) распределения мощности в любой точке активной зоны в зависимости от времени.
8. Способ мониторинга по п. 7, отличающийся тем, что вычисление (110) линейной мощности разрыва () осуществляют по меньшей мере один раз каждые два часа, при этом производят также повторное вычисление пороговой линейной мощности ().
9. Носитель информации, используемый в вычислительном устройстве, на котором записана программа, содержащая команды для осуществления этапов способа по любому из пп. 1-8.
10. Ядерный реактор, содержащий:
- активную зону, в которую загружены топливные сборки (10), при этом каждая сборка содержит ядерные топливные стержни (24), каждый из которых содержит таблетки (36) ядерного топлива и оболочку (33), окружающую таблетки, и
- вычислительное устройство (40), выполненное с возможностью осуществлять следующие этапы:
- определение (100) по меньшей мере одной предельной продолжительности (TFPPI) работы реактора на промежуточной мощности, чтобы избежать разрыва по меньшей мере одной из оболочек,
- работа (102) ядерного реактора на промежуточной мощности в течение фактической продолжительности, строго меньшей предельной продолжительности (TFPPI), и
- ослабление (104) по меньшей мере одного порога защиты атомной электростанции в зависимости от разности между предельной продолжительностью (TFPPI) и фактической продолжительностью.
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR1757237 | 2017-07-28 | ||
| FR1757237A FR3069694A1 (fr) | 2017-07-28 | 2017-07-28 | Procede de surveillance d'un coeur nucleaire comprenant une relaxation d'un seuil, programme, support et reacteur nucleaire associes |
| PCT/EP2018/070608 WO2019020836A1 (fr) | 2017-07-28 | 2018-07-30 | Procédé de surveillance d'un coeur nucléaire comprenant une relaxation d'un seuil, programme, support et réacteur nucléaire associés |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2020103364A true RU2020103364A (ru) | 2021-07-27 |
| RU2020103364A3 RU2020103364A3 (ru) | 2021-12-21 |
| RU2772793C2 RU2772793C2 (ru) | 2022-05-25 |
Family
ID=
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2020103364A3 (ru) | 2021-12-21 |
| FR3069694A1 (fr) | 2019-02-01 |
| EP3659158B1 (fr) | 2021-09-29 |
| CN111052260B (zh) | 2023-10-13 |
| CN111052260A (zh) | 2020-04-21 |
| US20210098139A1 (en) | 2021-04-01 |
| JP2020528559A (ja) | 2020-09-24 |
| EP3659158A1 (fr) | 2020-06-03 |
| KR20200092303A (ko) | 2020-08-03 |
| WO2019020836A1 (fr) | 2019-01-31 |
| JP7175960B2 (ja) | 2022-11-21 |
| HUE056719T2 (hu) | 2022-03-28 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Chun et al. | Safety evaluation of accident-tolerant FCM fueled core with SiC-coated zircalloy cladding for design-basis-accidents and beyond DBAs | |
| JP2011506920A5 (ru) | ||
| CN106201856A (zh) | 一种多版本性能测试方法及装置 | |
| JP6099876B2 (ja) | 炉心解析プログラムおよび解析装置 | |
| CN105810254A (zh) | 用于制作反应堆核设计少群截面库的再启动方法和系统 | |
| RU2020103364A (ru) | Способ мониторинга активной зоны, включающий в себя ослабление порога, и соответствующие программа, носитель информации и ядерный реактор | |
| CN117637211A (zh) | 反应堆压力容器中堆芯筒体的缺陷检测方法、装置和设备 | |
| Boldt | Implementation of hydrogen solid solubility data and precipitation threshold stresses in the fuel rod code TESPA-ROD | |
| Kamichetty et al. | Development, use, and accuracy of a homogenized fuel region model for thermal analysis of a truck package under normal and fire accident conditions | |
| Tas et al. | Effects of pellet-to-cladding gap design parameters on the reliability of high burnup PWR fuel rods under steady state and transient conditions | |
| Prošek et al. | RELAP5/MOD3. 3 analyses for prevention strategy of extended station blackout | |
| Gerova et al. | Modeling and simulation of the QUENCH 12 experiment with the RELAP/SCDAPSIM/MOD3. 5 code | |
| KR101444794B1 (ko) | 노내계측기 신호 기반의 반경방향 첨두계수를 이용한 노심운전제한치감시계통의 Ｐｓｅｕｄｏ Ｈｏｔ Ｐｉｎ 출력분포 구성 방법 | |
| JP2003161796A (ja) | 燃料棒熱的特性評価方法及び装置 | |
| US8594267B2 (en) | Method for selecting a loading map for a nuclear reactor core, corresponding selection system, computer program and storage medium | |
| Jaeckel et al. | Spent fuel pool Under Severe Accident Conditions | |
| JP6249889B2 (ja) | 原子力プラントの排ガス監視システム | |
| Giovedi et al. | Fuel performance of iron-based alloy cladding using modified TRANSURANUS code | |
| Weiwei et al. | Analysis on Impact of Fuel Thermal Conductivity Degradation (TCD) on Large Break Loss of Coolant Accidents of CAP1000 | |
| RU2772793C2 (ru) | Способ мониторинга активной зоны, включающий в себя ослабление порога, и соответствующие программа, носитель информации и ядерный реактор | |
| CN110766255B (zh) | 一种物项安全等级的确定方法及装置 | |
| Lüley et al. | Fuel Performance Modeling at High Burn-Up by FEMAXI-6 Code | |
| Lüley et al. | Comparison of TRANSURANUS and FEMAXI codes | |
| Slyeptsov et al. | Steady State and Transient Fuel Rod Performance Analyses by Pad and Transuranus Codes | |
| Wang et al. | Application of TRACE and FRAPTRAN in the Spent Fuel Pool of Chinshan Nuclear Power Plant |