RU2448378C2 - 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
RU2448378C2
RU2448378C2 RU2009137958/07A RU2009137958A RU2448378C2 RU 2448378 C2 RU2448378 C2 RU 2448378C2 RU 2009137958/07 A RU2009137958/07 A RU 2009137958/07A RU 2009137958 A RU2009137958 A RU 2009137958A RU 2448378 C2 RU2448378 C2 RU 2448378C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactor
power distribution
core
distribution
neutron
Prior art date
Application number
RU2009137958/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2009137958A (ru
Inventor
Антуан ГОТЬЕ (FR)
Антуан Готье
Давид ДЮРЕЙ (FR)
Давид ДЮРЕЙ
Original Assignee
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 filed Critical Арева Нп
Publication of RU2009137958A publication Critical patent/RU2009137958A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2448378C2 publication Critical patent/RU2448378C2/ru

Links

Images

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

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

Изобретение относится к способам трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора при помощи набора датчиков для измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, а также датчиков температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок. Способ содержит этап получения значений эксплуатационных параметров реактора и определения первого трехмерного распределения мощности при помощи кода нейтронного вычисления, который мгновенно решает уравнение диффузии и обновляет изотопический баланс в активной зоне при обеднении топлива, основанный на значениях параметров нормальной эксплуатации активной зоны, а также этап регулирования трехмерного распределения мощности на основе измерений нейтронного потока при помощи датчиков, расположенных снаружи реактора, и датчиков температуры. Изобретение позволяет эффективно определять трехмерное распределение мощности без установки дополнительных контрольно-измерительных приборов в активной зоне реактора. 2 н.п. ф-лы, 2 ил.

Description

Данное изобретение относится к способам определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора. Объектом данного изобретения также является способ контроля по крайней мере одного ограничительного параметра нормальной эксплуатации активной зоны ядерного реактора. Данное изобретение более всего применимо для ядерных реакторов с водой под давлением.
При правильной эксплуатации реактора в активной зоне необходимо соблюдать определенные условия, обеспечивающие безопасность в случае аварии. Данные условия (известные как условия 1-ой категории) по технике безопасности соответствуют ситуации на начальном этапе; несоблюдение данных условий эксплуатации ядерного реактора повышает уровень опасности; постоянная проверка предельных значений нормальной эксплуатации реактора определяет функцию "контроля предаварийных условий в активной зоне ядерного реактора".
Данные условия определяются параметрами определенной активации элементов топливных стержней в активной зоне ядерного реактора. В качестве примера могут быть приведены как простые параметры, такие как уровень мощности реактора или факторы формы распределения мощности (ΔI, FΔH и т.п.), так и более сложные параметры, такие как критический коэффициент удельного тепловыделения (связан с явлением критического кипения) или линейная плотность энерговыделения (связан с эффектом плавления топлива). Контроль предаварийных условий в активной зоне реактора выполняется при помощи вычисления одного или нескольких параметров путем их сопоставления с определенным пределом, установленным по технике безопасности. Когда параметры, выбранные для определения функции контроля, простые, то нужно учесть непредвиденные ситуации для охвата значительного числа предаварийных ситуаций, соответствующих граничным значениям этих параметров. Сочетание данных непредвиденных ситуаций с критериями, установленными по технике безопасности, требует ограничения рабочего диапазона реактора. Таким образом, оказывается, что усовершенствование функции контроля, т.е. использование более совершенных параметров для определения предельных показателей нормальной работы активной зоны реактора, позволяет расширить диапазон нормальной эксплуатации и таким образом делает эксплуатацию более безопасной.
Неотъемлемой составляющей усовершенствования функций контроля является потребность в наличии способа, осуществляемого в режиме реального времени, который основан на оценке усовершенствованного параметра. В таком случае данная оценка параметров скорее всего предполагает получение представления о распределении мощности, выделяемой в активной зоне ядерного реактора. Но опять же, чем проще будет способ для получения подобного представления о распределении мощности в активной зоне реактора, тем более консервативной и ограниченной будет эксплуатация реактора. Большинство методов, используемых сегодня для контроля предельных показателей нормальной эксплуатации реактора, воссоздают изображение распределения мощности в активной зоне реактора путем совмещения двумерного радиального изображения с одномерным аксиальным изображением.
Также известны способы трехмерного восстановления мощности в активной зоне реактора.
Однако подобные способы требуют установки дополнительных контрольно-измерительных приборов в активной зоне реактора.
В данном случае целью изобретения является уменьшение числа указанных выше недостатков, а также разработка эффективного способа для определения трехмерного распределения мощности без необходимости в установке дополнительных контрольно-измерительных приборов в активной зоне реактора.
С этой целью в изобретении предлагается способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора, которое осуществляется устройством с программным управлением, 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 содержит следующие этапы, на которых:
- определяют первое трехмерное распределение мощности с использованием кода 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 указанного первого трехмерного распределения мощности с использованием измерений начального трехмерного распределения мощности по данным датчиков измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, а также указанных датчиков температуры;
- осуществляют постоянный контроль вычисления нейтронов, содержащий следующие этапы, на которых:
- вычисляют на отрезке времени ti текущее трехмерное распределение мощности в активной зоне реактора по значениям и величинам, характеризующим текущее состояние реактора;
- вычисляют на отрезке времени ti новое трехмерное распределение мощности после регулирования по крайней мере одного параметра, характеризующего текущее состояние реактора, с тем чтобы минимизировать расхождение между вычислением и измерением аксиальной неустойчивости средней мощности на ряде тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны реактора;
- используют новое трехмерное распределение мощности, полученное от предыдущего вычисления, как начальное условие нового нейтронного вычисления на следующем отрезке времени ti+1.
Под "моментальным" понимают вычисление нейтронов на каждом отрезке времени с интервалом менее одной минуты (порядка 30 секунд).
Благодаря данному изобретению в активной зоне реактора возможно распределение трехмерной мощности на основе трехмерной информации, предоставленной вычислением нейтронов, которое проводится в режиме реального времени. Данную информацию корректируют при помощи измерений контрольно-измерительных приборов (термопар и датчиков снаружи корпуса реактора, известных как внешние контрольно-измерительные приборы), установленных на водо-водяном реакторе для учета всех процессов, происходящих в активной зоне при выполнении вычисления. Данный способ не требует использования дополнительного оборудования. Результатом данной корректировки является получение трехмерного изображения текущего распределения мощности в активной зоне реактора, служащего основой для определения более совершенных предельных параметров нормальной эксплуатации реактора (например, запас до кризиса пузырькового кипения, известный как DNBR и линейная мощность).
Поскольку данный способ выполняет трехмерное нейтронное вычисление текущего распределения мощности в активной зоне ядерного реактора и позволяет комбинировать данное трехмерное вычисление с измерительной информацией, постоянно предоставляемой контрольно-измерительными приборами, и поскольку данный способ основан на комбинации результатов данного вычисления ограничительного параметра нормальной эксплуатации активной зоны реактора на площадке реактора за время, отвечающее требованиям функции контроля активной зоны реактора в режиме реального времени, способ согласно изобретению позволяет осуществлять точный и эффективный контроль предаварийных условий в активной зоне реактора с минимальным воздействием на оборудование атомного реактора и таким образом позволяет экономию средств, которые могут быть использованы для оптимальной эксплуатации реактора.
Постоянный контроль нейтронного вычисления осуществляется с целью получения при помощи нейтронного кода оптимального представления о переходном процессе, который оказывает прямое воздействие на распределение мощности в активной зоне реактора.
Данный способ согласно изобретению может иметь одну или несколько нижеприведенных характеристик, рассматриваемых как отдельно, так и в сочетании с технически возможными комбинациями.
Согласно предпочтительному способу осуществления изобретения определение этапа нового распределения мощности содержит следующие этапы:
- первый этап регулирования распределения рассчитанной мощности выполняется при помощи математической функции минимизации расхождения между аксиальным компонентом распределения рассчитанной мощности и показателями датчиков нейтронного потока, расположенными снаружи корпуса реактора;
- второй этап регулирования распределения первой рассчитанной мощности выполняется при помощи математической функции минимизации расхождения между радиальным компонентом распределения рассчитанной мощности и измерениями датчиков температуры.
Предпочтительно, способ восстановления согласно данному изобретению содержит этап периодической корректировки модели активной зоны на основании нейтронного кода, при этом данная корректировка, выполняемая периодически, содержит этап изменения параметров, характерных для модели активной зоны, с целью минимизации расхождения между трехмерным распределением мощности, рассчитанным нейтронным кодом, и трехмерным распределением мощности, которое определяется по показателям датчиков измерения нейтронного потока, расположенных в активной зоне, известных как внутренние датчики.
Также объектом данного изобретения является способ контроля по крайней мере одного ограничительного параметра нормальной эксплуатации ядерного реактора, включающий следующие этапы, на которых:
- осуществляют метод определения трехмерного распределения мощности в активной зоне согласно данному изобретению;
- вычисляют по крайней мере один ограничительный параметр нормальной эксплуатации реактора на основе данного трехмерного распределения мощности в активной зоне реактора;
- вычисляют разницу вычисленного параметра относительно определенного предела.
Таким образом, распределение мощности, восстановленное по способу согласно данному изобретению, используется в качестве вспомогательного средства при вычислении по крайней мере одного ограничительного параметра нормальной эксплуатации реактора, границы которого относительно данного определенного предела таким образом можно восстанавливать в режиме реального времени, при этом осуществляемый контроль позволит вызывать срабатывание сигнализации в случае превышения указанного предела.
Преимущественно, способ контроля содержит этап активирования сигнализации в комнате управления в случае, если вычисленный параметр превысит предел.
Преимущественно, ограничительные параметры нормальной эксплуатации реактора выбирают из следующих параметров: линейной мощности, известной как Plin, запаса до кризиса пузырькового кипения, известного как DNBR, осевого смещения мощности, известного как Dpax, азимутального перекоса мощности, известного как Dpaz.
Различные вычисленные параметры, распределение мощности и даже вычисленные границы можно постоянно выводить на один или несколько мониторов в комнате управления.
Также объектом данного изобретения является компьютерная программа, которая содержит программные средства, необходимые для выполнения данного способа согласно изобретению, когда компьютерная программа выполняется на компьютере.
Другие особенности и преимущества данного изобретения раскрыты в нижеследующем описании графических материалов, где должным образом раскрыты цели данного изобретения.
- На фиг.1 схематически представлен корпус водо-водяного реактора, иллюстрирующий применение способа согласно данному изобретению.
- На фиг.2 представлена блок-схема с разными этапами осуществления способа согласно данному изобретению.
- На фиг.1 схематически представлен корпус 1 водо-водяного реактора.
Корпус 1 включает активную зону 6 реактора, содержащую тепловыделяющие сборки, оборудованные:
- датчиками для измерения температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок активной зоны 3 реактора, которые называются выходными термопарами;
- камерами для измерения нейтронного потока снаружи активной зоны 4 (которые называются внешними камерами);
- контрольно-измерительными приборами, установленными в активной зоне 8, состоящими из внутренних датчиков 7.
Способ контроля активной зоны реактора согласно данному изобретению осуществляется программным устройством 5. Данный способ контроля основан на вычислении по крайней мере одного ограничительного параметра нормальной эксплуатации активной зоны 6 реактора по трехмерному распределению текущей мощности в активной зоне 6, определяемому по трехмерному нейтронному вычислению и измерениям, выполненным контрольно-измерительными приборами, установленными на водо-водяных реакторах (ВВР), а именно наружными камерами для измерения потока нейтронов в активной зоне 4 и наружными термопарами 3.
Внешние камеры 4 содержат несколько измерительных ступеней 4а, 4b (к примеру, 6 ступеней, только две ступени представлены на фиг.1) по высоте активной зоны 6, обычно расположенных в периферийной области активной ионы 6 в четырех позициях, симметричных относительно двух симметричных плоскостей активной зоны 6, образуя между собой угол 90°. Расположенные в ступенчатом порядке камеры 4a-4d внешних детекторов, таким образом, позволяют производить измерения нейтронного потока на разных уровнях по всей высоте активной зоны 6 в четырех зонах, распределенных вокруг активной зоны 6 под различными азимутами. Таким образом, внешние камеры 4 предоставляют аксиальный и азимутальный тип информации о распределении мощности в активной зоне 6 реактора. Следует отметить, что на фигуре представлены две внешних камеры 4 в двух ступенях 4а-4b и 4c-4d соответственно, но чаще всего четыре внешних камеры используют, в частности, в реакторах мощностью 1300 МВт (с 6 ступенями на камеру) и 900 МВт (с 2 ступенями на камеру).
Выходные термопары 3 в активной зоне реактора образуют сеть в горизонтальной плоскости, перпендикулярную высоте активной зоны 6 реактора, при этом данные термопары устанавливают сверху и поворачивают рабочей стороной к тепловыделяющим сборкам. Выходные термопары 3 позволяют измерять температуру хладагента на выходе из определенных тепловыделяющих сборок в активной зоне 6 реактора, известных как тепловыделяющие сборки, оснащенные контрольно-измерительными приборами. Температура хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок связана с мощностью, производимой данными сборками. Таким образом, выходные термопары 3 предоставляют радиальный тип информации о распределении мощности в активной зоне 6 реактора.
Для калибровки контрольно-измерительных приборов 4 и 3 и для того, чтобы убедиться, что их чувствительность соответствует измеряемым величинам, периодически выполняют замеры на контрольно-измерительных приборах, расположенных внутри активной зоны 8 реактора, состоящих из внутренних датчиков 7, которые представляют собой подвижные камеры деления, которые предоставляют информацию трехмерных измерений. Внутренние датчики 7 соединяют с гибким кабелем, например кабелем фирмы Teleflex, обеспечивающим их перемещение внутри измерительного канала 9. Данные о трехмерном распределении мощности в активной зоне 6, которые периодически предоставляют внутренние датчики 7, известны как карта нейтронного потока.
В способе контроля согласно данному изобретению данные карты нейтронного потока служат основой для определения коэффициента корректировки данных на внешних контрольно-измерительных приборах и термопарах, для того чтобы они давали представление о распределении периферийной аксиальной мощности и соответственно о температуре хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок. Под распределением периферийной аксиальной мощности понимают средневзвешенное значение распределения аксиальной мощности на одну тепловыделяющую сборку в ряду сборок, расположенных рядом с периферией активной зоны 6. В данном способе согласно изобретению может быть использована величина периферийной осевой неустойчивости (также известная как осевое смещение), которая определяет средневзвешенное значение осевого смещения мощности в ряду тепловыделяющих сборок, расположенных рядом с периферией активной зоны 6 в качестве замены для данного распределения аксиальной мощности.
Программное устройство 5 для осуществления способа контроля в активной зоне реактора согласно данному изобретению использует информацию, полученную от:
- термопар 3
- внешних камер 4
- внутренних контрольно-измерительных приборов 8.
Программное устройство 5 использует текущие величины 2 эксплуатационных параметров реактора (к примеру средняя тепловая мощность в активной зоне реактора, средняя температура хладагента на входе в корпус, контрольные точки).
Для дальнейшего описания способа контроля согласно данному изобретению на фиг.2 приводится блок-схема, в первой колонке которой представлена последовательность этапов для осуществления способа контроля согласно данному изобретению, а во второй колонке представлены показатели измерений, использованные на каждом этапе.
Этапы, объединенные вместе в блоке 30, определяют шаги восстановления трехмерного распределения мощности или способа определения в активной зоне согласно данному изобретению.
В данном способе 30 восстановления трехмерного распределения мощности используются внешние замеры 80 и замеры термопары 100, скорректированные на картах потока при помощи калибровочных коэффициентов.
Восстановление трехмерного распределения мощности 30 основано на последовательности, начиная с фазы 40 вычисления распределения мощности при помощи нейтронного кода и фаз 60 и 90, коррекции распределения мощности, которая вычисляется по измерениям внешних контрольно-измерительных приборов 80 и измерениям термопары 100.
В фазе 40 вычисления распределения мощности используется трехмерный нейтронный код, который по текущим величинам параметров нормальной эксплуатации реактора 50 (например, средней тепловой мощности в активной зоне реактора, средней входной температуры хладагента в корпусе реактора и контрольных точках контрольных групп) обновляет изотопический баланс в активной зоне реактора во время обеднения топлива и решает в режиме реального времени уравнение диффузии для восстановления трехмерного распределения текущей мощности в форме ряда ядерных величин в разных точках активной зоны реактора. В качестве примера можно привести SMART (Поворотный магнитный анализатор с поворотным и вихревым устройством Swinger and Magnetic Analyzer with a Rotator and a Twister http://www.nea.fr/html/science/shielding/sinbad/riken/riken-a.htm) вычисление нейтронного кода, основанное на узловом типе 3D моделирования. Подробное описание принципов нейтронного вычисления дано в документальном источнике "Способы вычисления нейтронного кода" (Инженерная техника - В3070 - Джованни Б. Бруна и Бернард Гесдон).
В первой фазе 60 регулирования распределения мощности по внешним измерениям 80 применяется математический процесс для объединения периферийных аксиальных распределений мощности или осевых смещений, полученных при вычислении, и распределений мощности по высоте активной зоны или периферийных осевых смещений, измеренных внешними камерами 80 и скорректированных на картах потока. Примененный алгоритм отличается согласно тому, является ли использованная информация типом распределения мощности по высоте активной зоны или типом информации осевого смещения (оба термина могут быть объединены под общим понятием компонента аксиального трехмерного распределения мощности).
Если использованная информация относится к типу информации распределения мощности по высоте активной зоны, в алгоритме применяют способ "наименьших квадратов" для установки вектора корректирующих коэффициентов Nz (Nz является числом аксиальных сеток в модели активной зоны внутри кода нейтронного вычисления) применительно к распределению мощности по высоте активной зоны по каждой тепловыделяющей сборке для минимизации расхождения между вычислением и измерением периферийного распределения мощности. Данный алгоритм применяют для вычисления четырех параметров (вычисленные периферийные аксиальные распределения мощности, измеренное периферийное распределение мощности). Таким образом устанавливаются четыре вектора корректирующих коэффициентов, причем каждый вектор связан с внешней камерой. Распределение мощности по высоте активной зоны по каждой тепловыделяющей сборке затем корректируется линейной комбинацией четырех данных векторов, при этом коэффициенты данной линейной комбинации скоррелированы с расстоянием от сборки до четырех внешних камер, гарантируя соответствие со средней мощностью активной зоны.
Если использованная информация относится к типу информации осевого смещения, то алгоритм восстанавливает функцию
Figure 00000001
типа в отношении распределения мощности по высоте активной зоны по каждой тепловыделяющей сборке для минимизации расхождения между вычислением и измерением периферийного осевого смещения. Данную функцию можно рассматривать в качестве вектора корректирующих коэффициентов Nz, гдe Nz - количество аксиальных сеток в модели зоны на основе кода нейтронного вычисления. Функция f(z), используемая в определении данной корректирующей функции, является параметрической и расчетной. Коэффициенты α(i) и число N получают в ходе процесса итерации. Данный алгоритм применим для четырех расчетных параметров (вычисленное периферийное осевое смещение, измеренное периферийное осевое смещение). Таким образом, устанавливаются четыре вектора корректирующих коэффициентов, каждый из которых отражает процесс, происходящий во внешней камере. Распределение мощности по высоте активной зоны по каждой тепловыделяющей сборке затем корректируется линейной комбинацией данных четырех векторов, при этом коэффициенты каждой линейной комбинации скоррелированы расстоянием от сборки до четырех внешних камер, гарантируя соответствие со средней мощностью активной зоны.
Во второй фазе регулирования распределения мощности 90 (по температурным измерениям термопар 100) осуществляется математический процесс, направленный на объединение средних мощностей тепловыделяющих сборок, оснащенных контрольно-измерительными приборами, вычисленных при помощи нейтронного кода или на основе температурных измерений термопар 100 на выходе из тепловыделяющих сборок и проверенных на картах потока. В данном алгоритме используется способ двухмерной полиномиальной регрессии и восстанавливается корректирующая функция для радиального распределения мощности для минимизации расхождения между вычислением и измерениями мощности тепловыделяющих сборок, оборудованных термопарами. Данную корректирующую функцию можно представить в виде ряда корректирующих коэффициентов Nass, где Nass - количество тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе.
Данный способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне 30 реактора согласно данному изобретению, который был только что описан как последовательность фазы 40 вычисления и двух фаз регулирования 60 и 90, используется во время ядерной реакции с периодичностью в пределах нормы, составляющей 30 секунд. По данному способу, согласно изобретению, приблизительно каждые 30 секунд происходит восстановление трехмерного распределения текущей мощности в активной зоне реактора. Данное распределение мощности можно представить как ряд Nass X Nсray X Nz параметров ядерной реакции в разных точках активной зоны реактора, где Nass - количество тепловыделяющих сборок в активной зоне Ncray - общее количество регулирующих стержней в сборке, Nz - количество аксиальных сеток в модели активной зоны на основе кода нейтронного вычисления.
Новое трехмерное распределение текущей мощности используется для осуществления способа контроля согласно данному изобретению, что позволяет производить вычисление 110 ограничительных параметров нормальной эксплуатации активной зоны атомного реактора, в частности, параметров, перечисленных ниже:
- Plin: линейная мощность, т.е. мощность на единицу длины топливных элементов в активной зоне.
- DNBR: запас до кризиса пузырькового кипения, составляющий разницу между нормальной и критической температурой хладагента.
- DPAX: осевая неустойчивость мощности или осевое смещение мощности в активной зоне реактора.
- DPAZ: азимутальный перекос мощности или перекос мощности в активной зоне реактора.
Ограничительные параметры нормальной эксплуатации реактора, вычисленные при помощи способа контроля, согласно данному изобретению сопоставляют с предельными величинами, установленными по технике безопасности. Данное сопоставление позволяет рассчитывать границы нормальной эксплуатации (этап 120) относительно предельных величин и предположительно производить сигнал аварийного оповещения в случае превышения уровня предельных величин. Следует заметить, что для вычисления некоторых ограничительных параметров может потребоваться информация о текущих параметрах величин эксплуатации реактора 50, которые не содержат прямой входной информации, необходимой для нейтронного вычисления 40 (как показано стрелкой F на фигурах): как, к примеру, в случае с запасом до кризиса пузырькового кипения, где требуется информация о потоке и давлении, которая не обязательно является входной информацией для нейтронного вычисления 40. Разные вычисленные параметры, распределение мощности и даже вычисленные границы безопасной эксплуатации реактора можно непрерывно выводить на один или несколько мониторов в комнате управления.
Как было описано ранее, способ восстановления 30 согласно данному изобретению позволяет производить в режиме реального времени вычисление распределения мощности согласно этапам 60 и 90 для того, чтобы в максимальной степени уменьшить разницу показателей измерений внешних контрольно-измерительных приборов 80 и измерений термопар 100, дающих представление о текущем распределении мощности в активной зоне на момент выполнения вычислений. Вычисленное распределение мощности, скорректированное измерениями, дает представление о физических особенностях активной зоны на момент проведения вычисления и используется в качестве вспомогательного средства при вычислении ограничительного параметра 110 нормальной эксплуатации реактора, предельные ограничения которого определяются согласно этапу 120.
Точность скорректированного распределения мощности, т.е. ее соответствие реальному распределению мощности, требует постоянного контроля расхождения между вычислением и измерениями, используемыми на фазах 60 и 90 регулирования распределения мощности. К тому же, когда разница между вычислением и измерениями находится за пределами определенного диапазона, где эффективность процесса корректировки распределения мощности является оптимальной, точность скорректированного распределения мощности уменьшается. Для поддержания разницы в вычислениях и измерениях на оптимальном уровне эффективности распределения мощности 60 и 90 способа регулирования способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне 30 реактора согласно данному изобретению предполагает возможность производить вычисления по двум различным способам:
- непрерывный контроль нейтронного вычисления 70
- периодический контроль нейтронного вычисления 10.
Целью непрерывного контроля нейтронного вычисления 70 является оптимизация представления нейтронным кодом переходного процесса, который оказывает прямое воздействие на распределение мощности в активной зоне реактора, в частности колебания распределения выделения ксенона в активной зоне реактора. Данная модель контроля осуществляется в режиме реального времени, по способу, согласно данному изобретению и может активироваться с периодичностью, подходящей для процесса восстановления 30 распределения мощности согласно вышеописанному изобретению, составляющей приблизительно 30 секунд. Данный процесс итерации основан на изменении значения одного или нескольких эксплуатационных параметров, используемых на вводе нейтронного вычисления 50 (к примеру, средней тепловой мощности активной зоны, средней входной температуры хладагента в корпусе реактора и контрольных точек контрольных групп). На каждом отрезке времени ti периферийное аксиальное смещение рассчитанного (но пока не скорректированного по контрольно-измерительным приборам) распределения мощности сопоставляется с периферийным аксиальным смещением, измеренным внешними камерами 80. В случае, если разница между вычислением и измерениями не соответствует заранее определенным критериям, выполняется изменение значения одного или нескольких параметров 50, и новое нейтронное вычисление выполняется при помощи кода с измененным значением параметра или параметров. То есть значение одного или нескольких параметров эксплуатации сводится к значению, которое не обязательно должно быть правдоподобным. Данную операцию повторяют до тех пор, пока разница между вычислением и измерениями на периферийном аксиальном смещении не будет соответствовать установленным критериям. Когда итерация выполнена, распределение мощности становится контролируемым. Данная контролируемая мощность распределения является начальным условием для нейтронного вычисления на следующем отрезке времени ti+1. Следует заметить, что процесс 70 контроля распределения рассчитанной мощности выполняется параллельно с вышеупомянутым процессом восстановления 30. Иными словами, регулировка на основании измерений 60 и 90, являющихся частью процесса 30 восстановления, выполняется в виде распределения энергии, рассчитанной на основании значений 50 параметров, используемых на вводе нейтронного вычисления 40, которые являются реальными параметрами.
Периодический контроль нейтронного вычисления 10 выполняется с целью оптимизации представленного нейтронным кодом стационарного феномена или феномена с медленно развивающейся кинетикой, который напрямую влияет на распределение мощности, в частности из-за дисбаланса, вызванного замедлением или затуханием в активной зоне. Данный способ контроля основан на использовании карт нейтронного потока, которые периодически составляют на основе измерений, выполненных внутренними датчиками 20 контроля. Данный тип контроля можно применять с периодичностью, подходящей для карт нейтронного потока (обычно 1 раз в месяц). Данный процесс является процессом итерации, основанным на изменении параметров, свойственных трехмерной модели активной зоны внутри кода нейтронного вычисления. Под характерными параметрами модели активной зоны, понимают параметры, содержащиеся в уравнении диффузии. Таким образом, данные параметры несколько раз изменяются до тех пор, пока они не будут соответствовать критериям разницы между распределением мощности, рассчитанным кодом и распределением мощности, соответствующим карте нейтронного потока. Переустановка нейтронного кода на карте нейтронного потока выполняется, таким образом, периодически. Между двумя последовательными переустановками нейтронного кода на картах нейтронного кода (приблизительно 1 раз в месяц отдельно) для нейтронного вычисления, выполняемого на каждом отрезке времени для процесса 30 восстановления или ранее описанного процесса 70 непрерывного контроля, используются измененные величины или характерные параметры модели активной зоны, в частности, получаемые при последней переустановке кода.
Оба данных способа контроля нейтронного вычисления 10 и 70, воплощенные в способе, согласно данному изобретению, таким образом, гарантируют определенный уровень соответствия рассчитанного и реального распределения мощности в активной зоне реактора. Данный уровень соответствия между рассчитанным и реальным распределением мощности необходим для выполнения процесса 30 восстановления распределения мощности, каким бы ни был переходный процесс нормальной эксплуатации, которому подвергается реактор (к примеру, отслеживание нагрузки, установка контрольной точки или продолжительная работа при пониженной мощности) или физические особенности активной зоны (к примеру, дисбаланс обеднения топлива или замедление). Процесс восстановления 30 распределения мощности выступает в дальнейшем как точная регулировка распределения мощности на основании непрерывных измерений, выполненных внешними контрольно-измерительными приборами 80 и термопарами 100. Совместное действие нейтронного вычисления контроля 10 и контроля 70 с одной стороны и регулировки 60 и регулировки 90 с другой, соответственно, обеспечивает надежность и точность контроля предаварийных условий в активной зоне реактора, осуществляемого по данному способу согласно изобретению.
Конечно, осуществление данного изобретения не может сводиться только лишь к данному способу. Данное изобретение было описано для четырех внешних камер, но число камер может быть различным.
В дополнение следует отметить, что хотя данное изобретение было подробно описано для водо-водяных реакторов, его можно применять в любом реакторе, оснащенном температурными датчиками и внешними контрольно-измерительными приборами.
В качестве замены какого-либо средства можно использовать любое другое средство, являющееся его эквивалентом.

Claims (7)

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:
получают значения эксплуатационных параметров реактора и определяют первое трехмерное распределение мощности с использованием кода (40) нейтронного вычисления, который моментально решает уравнение диффузии и обновляет изотопический баланс активной зоны реактора при обеднении топлива,
регулируют указанное первое трехмерное распределение мощности, снимая данные с указанных датчиков измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса (80) реактора и данных датчиков (100) температуры для определения нового трехмерного распределения мощности,
осуществляют постоянный контроль (70) вычисления нейтронов, содержащий следующие этапы, на которых:
получают значения параметров, характеризующих текущее состояние реактора для вычисления на отрезке времени ti параметров текущего трехмерного распределения мощности в активной зоне реактора,
регулируют, по крайней мере, один параметр, характеризующий текущее состояние реактора для последующего вычисления на отрезке времени ti нового трехмерного распределения мощности, 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, как начальное условие 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 для вычисления нового распределения мощности осуществляют 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, которые снимают с 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, при этом этап периодической регулировки включает в себя этап изменения параметров, присущих активной зоне для минимизации расхождения между трехмерным распределением мощности, рассчитанным нейтронным кодом, и трехмерным распределением мощности, определенным 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, содержащий следующие этапы, на которых:
осуществляют способ определения (30) трехмерного распределения мощности в активной зоне согласно одному из пп.1-3,
определяют по крайней мере один ограничительный параметр (110) нормальной эксплуатации реактора на основе данного трехмерного распределения мощности в активной зоне реактора,
определяют 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 согласно 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.
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
FR0701965 2007-03-19
FR0701965A FR2914103B1 (fr) 2007-03-19 2007-03-19 Procede de determination de la distribution de puissance volumique du coeur d'un reacteur nucleaire

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2009137958A RU2009137958A (ru) 2011-04-27
RU2448378C2 true 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
RU2801595C2 (ru) * 2018-10-29 2023-08-11 Фраматом Инк. Энергетически автономное внутризонное детекторное устройство для измерения потока в активной зоне ядерного реактора

Families Citing this family (48)

* 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
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
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
KR101687169B1 (ko) * 2016-04-06 2016-12-16 한전원자력연료 주식회사 반복 교차검증을 이용한 상관식 공차한계 설정시스템 및 그 방법
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
CN113192660B (zh) * 2021-04-20 2024-06-07 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
CN118094364A (zh) * 2024-02-27 2024-05-28 阳江核电有限公司 一种反应堆堆芯象限功率倾斜状态评价方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4774049A (en) * 1986-04-10 1988-09-27 Westinghouse Electric Corp. Two and three dimensional core power distribution monitor and display
RU2178211C2 (ru) * 1996-09-12 2002-01-10 Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Малоинерционное миниатюризированное устройство с собственным источником энергии для ярусного обнаружения нейтронного потока в ядерном реакторе
EP1197970B1 (en) * 2000-10-11 2004-04-14 Westinghouse Electric Company LLC A method of calibrating exit thermocouples in a nuclear reactor

Family Cites Families (10)

* 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
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
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
WO2002095765A2 (de) * 2001-05-18 2002-11-28 Framatome Anp Gmbh Verfahren zum zusammensetzen eines druckwasserreaktor-kernes und entsprechender druckwasserreaktorkern
DE60305182T2 (de) * 2003-10-01 2007-03-08 Framatome Anp Brennstabbündel für einen Druckwasserkernreaktor mit Brennstäben mit zwei Gadoliniumgehalten

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4774049A (en) * 1986-04-10 1988-09-27 Westinghouse Electric Corp. Two and three dimensional core power distribution monitor and display
RU2178211C2 (ru) * 1996-09-12 2002-01-10 Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Малоинерционное миниатюризированное устройство с собственным источником энергии для ярусного обнаружения нейтронного потока в ядерном реакторе
EP1197970B1 (en) * 2000-10-11 2004-04-14 Westinghouse Electric Company LLC A method of calibrating exit thermocouples in a nuclear reactor

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2801595C2 (ru) * 2018-10-29 2023-08-11 Фраматом Инк. Энергетически автономное внутризонное детекторное устройство для измерения потока в активной зоне ядерного реактора

Also Published As

Publication number Publication date
ES2401824T3 (es) 2013-04-24
CN101669176A (zh) 2010-03-10
MA31291B1 (fr) 2010-04-01
US20100119026A1 (en) 2010-05-13
UA99613C2 (ru) 2012-09-10
JP5519298B2 (ja) 2014-06-11
FR2914103A1 (fr) 2008-09-26
FR2914103B1 (fr) 2009-12-18
EP2147441B1 (fr) 2012-12-26
CN101669176B (zh) 2014-02-19
PL2147441T3 (pl) 2013-06-28
ZA200907294B (en) 2010-12-29
JP2010522319A (ja) 2010-07-01
WO2008132365A3 (fr) 2008-12-31
SI2147441T1 (sl) 2013-05-31
EP2147441A2 (fr) 2010-01-27
WO2008132365A2 (fr) 2008-11-06
RU2009137958A (ru) 2011-04-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2448378C2 (ru) Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора
US4330367A (en) System and process for the control of a nuclear power system
US4318778A (en) Method and apparatus for controlling a nuclear reactor
US4080251A (en) Apparatus and method for controlling a nuclear reactor
TWI389138B (zh) 決定核子反應爐操作的操作極限的裕度的方法
JP5954902B2 (ja) 原子炉の炉心の出力分布をモニターする方法
EP1057189B1 (en) Nuclear reaction protection system
EP0238299B1 (en) Calibration of a nuclear reactor core parameter predictor
US6674825B2 (en) Determination of operating limit minimum critical power ratio
JP2010522319A5 (ru)
KR20100030649A (ko) 핵 반응기 코어 내의 출력 분포에 관한 불확정 성분을 결정하는 방법
JPH06347586A (ja) 沸騰水形原子炉における炉心の乾燥に関する監視方法
EP2071581A2 (en) Method and apparatus for determination of safety limit minimum critical power ratio for a nuclear fuel core
KR20210057134A (ko) Dnbr의 온라인 계산으로 원자로를 작동시키는 방법, 및 대응하는 원자로
Heo et al. Optimization of thermal-hydraulic reactor system for SMRs via data assimilation and uncertainty quantification
RU2808104C2 (ru) Способ работы ядерного реактора с вычислением в режиме он-лайн коэффициента запаса до кризиса теплообмена
KR101444794B1 (ko) 노내계측기 신호 기반의 반경방향 첨두계수를 이용한 노심운전제한치감시계통의 Ｐｓｅｕｄｏ Ｈｏｔ Ｐｉｎ 출력분포 구성 방법
Shen et al. Application of a neural network based feedwater controller to helical steam generators
RU2786517C1 (ru) Способ определения коэффициентов реактивности по температуре топлива и плотности теплоносителя для области малых уровней мощности для ядерных реакторов большой мощности типа водо-водяных энергетических реакторов
Webb et al. Comparison of CECOR algorithm to Lagrange multiplier method to estimate reactor power distributions
Pecka et al. Some aspects of the new core monitoring system at NPP Dukovany and first experience
Li et al. 3D PWR power distribution on-line monitoring based on harmonics expansion
CN114242279A (zh) 在线保护方法及系统
Novog et al. Determination of realistic margins to fuel heatup for slow loss of regulation accidents in a CANDU reactor
Vilim et al. A method for measurement of delayed neutron parameters for liquid-metal-cooled power reactors