SE509235C2 - Förfarande för övervakning med avseende på dryout av en kokarreaktor - Google Patents

Förfarande för övervakning med avseende på dryout av en kokarreaktor

Info

Publication number
SE509235C2
SE509235C2 SE9301613A SE9301613A SE509235C2 SE 509235 C2 SE509235 C2 SE 509235C2 SE 9301613 A SE9301613 A SE 9301613A SE 9301613 A SE9301613 A SE 9301613A SE 509235 C2 SE509235 C2 SE 509235C2
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
dryout
core
transient
ratio
reactor
Prior art date
Application number
SE9301613A
Other languages
English (en)
Other versions
SE9301613D0 (sv
SE9301613L (sv
Inventor
Sture Helmersson
Anders Jackson
Per Johansson
Grzegorz Ocieczek
Bertil Schoelin
Original Assignee
Asea Atom Ab
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 Asea Atom Ab filed Critical Asea Atom Ab
Priority to SE9301613A priority Critical patent/SE509235C2/sv
Publication of SE9301613D0 publication Critical patent/SE9301613D0/sv
Priority to JP6096366A priority patent/JPH06347586A/ja
Priority to DE4416463A priority patent/DE4416463A1/de
Publication of SE9301613L publication Critical patent/SE9301613L/sv
Publication of SE509235C2 publication Critical patent/SE509235C2/sv

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

15 20 30 35 509 255 ¿ hålla ihop, utan den bryts upp och det bildas torra väggpartier, vilket lokalt leder till en avsevärt försämrad värmeövergång mellan bränslestaven och kylvattnet med en kraftigt förhöjd väggtemperatur hos bränslestaven som följd. Den förhöjda väggtemperaturen kan leda till att skador med allvarliga följder uppträder på bränslestavarna. Den marginal till dryout som en kärnreaktor har i ett visst ögonblick kallas för dryout marginal.
Dryoutbegreppet beskrivs i boken Praktisk reaktorfysik av Sten Lundberg 1986, kompendieförmedlingen Sigma, Lund, 9.7 sid 257-264. i kap 9.6 och Som ett mått på dryoutmarginalen används en dryoutkvot, vanligen betecknad CPR, effekt, dvs den effekt som ger dryout, och aktuell effekt. vilken definieras som kvoten mellan kritisk CPR = Kritisk effekt / Aktuell effekt Dryoutkvoten beräknas för ett stort antal punkter i härden. Det minsta värdet pà dryoutkvoten i någon punkt kallas för minsta dryoutkvot och betecknas med MCPR.
För att kunna beräkna dryoutkvoten behövs kännedom om den aktuella effektfördelningen i härden och kylflödet i de enskilda bränslepatronerna. För detta ändamål används en tredimensionell härdsimulator innefattande en matematisk modell av härden vilken med hjälp av mätvärden för ingående parametrar såsom totalt kylflöde, beräkna den aktuella effektfördelningen i härden och kylflödet i styrstavspositioner, reaktorns totaleffekt mm kan patronerna. Som beräkningsunderlag finns dessutom tillgång till härdens grunddata och bränslets drifthistoria.
Den kritiska effekten beräknas i varje punkt med hjälp av korrelationer som är specifika för varje bränsletyp. Indata är bla aktuell effektfördelning och kylflöde från härdsimulatorn.
I samband med dryoutberäkningar är det viktigt att ta hänsyn till att det kan uppstå oförutsedda transienter som påverkar dryout 10 15 20 30 35 3 509 255 dryoutmarginaler uppstår när kylflödet minskar med bibehållen marginalen. Transienter som kan leda till minskade reaktoreffekt vilket leder till en minskning av den kritiska effekten, eller när reaktoreffekten ökar med bibehàllet kylflöde vilket innebär att den aktuella effekten ökar. Sådana dryoutkvotsänkande transienter uppstår exempelvis om en kylvattenpump plötsligt slutar att fungera, eller vid en plötsligt stängning av en ventil i en av àngledningarna.
Sänkningen av dryoutkvoten under en transient kallas i fortsättningen transienta dryoutkvotsänkingen och betecknas ACPR.
För att beräkna transienternas påverkan på dryoutmarginalen används en transient analysator som innefattar ett antal detaljerade modeller av reaktorns delar tex pumpar, styrsystem och kylflödesvägar. Transientanalysatorn simulerar reaktoranläggningens uppförande under en transient. Ett antal tänkbara händelser som leder till transienter har analyserats, och de transienter som orsakar den största sänkningen av dryoutmarginalen har tagits fram. Dessa utvalda transienter används för att ta fram den största sänkningen av dryoutkvoten som kan ske för någon transient, betecknad maxACPR.
En mer detaljerad beskrivning av en transientanalysator finns i en artikel av S. Andersson, R. Jadrny, H. Svensson, S. Koski "Comparison of BISON, a BWR dynamics code, to safety-related reactor transients." publicerad i "Anticipated and abnormal transients in nuclear power plants" Vol 1 utgiven av R.A Karam, La Grange Park, The Society cop. 1987.
En driftcykel är tiden mellan två bränslebyten, vanligen ett år.
Under en driftcykel varierar olika faktorer tex bränslets utbränning och styrstavspositioner, vilket medför att en transient kan få olika utslag beroende pà var i driftcykeln reaktorn befinner sig. Sänkningen av dryoutkvoten för en viss transienttyp beror också pà aktuella parametrar såsom tex effekt och kylflöde. beräknas den maximala transienta dryoutkvotsänkningen i dagens För att säkerställa en god marginal till dryout kokarvattenreaktorer som den största sänkningen av dryoutkvoten 10 15 20 30 35 509 235 4, som kan inträffa under en driftcykel för en värsta tänkbar kombination av inparametrarna.
Det av myndigheter uppställda kriteriet för dryout innebär att förväntat antal stavar som gár gà till dryout under en transient maximalt får uppgå till en viss procent ( tex 0.1 %) av alla stavar i en härd. Ett säkerhetsvärde, SLMCPR, definieras som den minsta tillåtna dryoutkvoten för vilken ovanstående kriterium är uppfyllt.
För att beräkna säkerhetsvärdet analyseras de osäkerheter som finns i beräkningen av dryoutkvoten. Osäkerhetsanalysen resulterar i att varje osäkerhet tilldelas en individuell frekvensfunktion med ett uppskattat medelvärde och standardavvikelse, vilka antas oförändrade i tiden.
Följande felkällor analyseras: - osäkerheter i bränsletillverkningen, - osäkerheter i de bränslespecifika korrelationerna som ligger till grund för beräkningen av den kritiska effekten, - osäkerheten i beräkningarna frán härdsimulatorn, beroende pà dels modellfel och dels mätosäkerheter i indata, - osäkerheter i material och geometriska data för härden.
Säkerhetsvärdet beräknas pà statistisk väg, tex med hjälp av Monte Carlo teknik, vilket innebär att ett slumpmoment införs och ett stort antal simuleringar utförs. Resultatet av simuleringen kan därefter utsättas för sedvanlig statistisk analys.
Beräkningen av säkerhetsvärdet utförs idag för en utvald värsta tänkbar effektfördelning.
Figur 1 visar dryoutkvoten som en funktion av tiden under en transient. För att säkerhetsvärdet ska kunna hållas under en transient måste den minsta dryoutkvoten under drift vara större 10 15 20 30 35 5 509 235 än summan av säkerhetsvärdet och den maximala transienta dryoutkvotsänkningen. Denna summa är reaktorns driftsgräns med avseende på dryout. Kravet för att hålla en acceptabel dryoutmarginal är att alla punkter i härden ska ha en dryoutkvot som är större än driftsgränsen dvs, MCPR > maxACPR + SLMCPR En osäkerhet som hänför sig till geometriska data för härden är boxböjning. Boxböjning kan inträffa efter en tids användning av boxen och innebär att boxen ändrar sin form genom att böja sig, vilket påverkar spaltbredden och därmed vattenvolymen mellan boxarna. En ökad vattenvolym innebär att modereringen blir bättre vilket leder till att effekten för näraliggande stavar ökar och att dessa lättare går till dryout. Boxböjningens bidrag till beräkningen av minsta tillåtna dryoutkvot betecknas ABox, och beräknas idag pà olika sätt. Ett sätt är att öka pá driftsgränsen med en grovt uppskattad konstant, ABoxl, så att minsta dryoutkvot utvärderad för raka boxar uppfyller villkoret.
MCPR > maxACPR + SLMCPR + ABOxl Ett annat sätt som används är att vid övervakningen under drift minska MCPR beräknad för raka boxar med en storhet, ABox2, som inte längre är en konstant, utan varierar beroende på åldern pà den box som innehåller MCPR.
MCPR - ABox2 > maxACPR + SLMCPR Driftsgränsen är idag en fastställd konstant som får ett nytt värde endast vid en större ändring i reaktorns utformning eller vid byte av bränsletyp. Driftgränsen beräknas som summan av den transienta dryoutkvotsänkningen för en värsta kombination av inparametrar och säkerhetsvärdet för en värsta tänkbar effektfördelning och eventuellt en grovt tilltagen konstant som kompenserar för boxböjningen. Detta förfaringssätt för att bestämma driftsgränsen ger ett onödigt högt värde pà driftsgränsen och tar ingen hänsyn till variationer under cykeln 10 15 20 30 35 509 235 i 6 eller mellan olika regioner i härden. Ett för högt satt värde på driftgränsen förhindrar ett optimalt utnyttjande av reaktorn och leder till ekonomiska nackdelar.
Ett ändamål med uppfinningen är att anvisa ett förfarande vid övervakning av dryoutmarginalen som möjliggör ett förbättrat utnyttjande av reaktorn vilket medför ekonomiska fördelar och samtidigt ger en säkrare dryoutövervakning.
REDOGÖRELSE FÖR UPPFINNINGEN, FÖRDELAR Uppfinningen innebär ett förfarande för övervakning av dryoutmarginalen i en härd i en kokarreaktor under drift.
Förfarandet innebär att härdens dryoutrisk, dvs hur stor andel av härdens bränslestavar som riskerar att gà till dryout, beräknas för reaktorns aktuella tillstànd. En operatör larmas om dryoutrisken överstiger ett i förväg bestämt dryoutkriterium.
De osäkerheter som påverkar dryoutberäkningarna beskrivs var för sig som en frekvensfunktion med ett uppskattat medelvärde och en standardavvikelse. Osäkerheterna kan även beskrivas som funktion av parametrar sásom position i härden, bränsletyp och bränslets historia. Osäkerheten pà grund av boxböjningen beskrivs pà motsvarande sätt som en frekvensfunktion med ett uppskattat medelvärde och standardavvikelse, och kan därmed i fortsättningen behandlas pà samma sätt som de övriga osäkerheterna.
Dryoutrisken beräknas genom upprepade simuleringar av härden där inparametrarna till simuleringen slumpgenererats utifrån sina respektive frekvensfördelningar. För de inparametrar där aktuella mätvärden finns tillgängliga används dessa mätvärden som medelvärde i frekvensfunktionen. Transienternas inverkan pa dryoutrisken beräknas för reaktorns aktuella tillstànd med jämna mellanrum av en transientanalysator. Vid varje simulering beräknas det antal stavar som gàr till dryout. Dryoutrisken utgör medelvärdet av andelen stavar som gàr till dryout för ett stort antal simuleringar. 10 15 20 30 35 7 ¿¿p D 509 255 Transientanalysatorn använder sig av aktuella mätvärden fràn reaktorn och en aktuell härdbeskrivning. Den eller de transienter, som i varje ögonblick postuleras kunna inträffa, kan därmed ásättas den sänkning av dryoutkvoten som svarar mot de aktuella inparametrarna och inte som tidigare en värsta kombination av dessa under en eller flera driftcykler. De postulerade transienterna kan också beskrivas mer exakt genom att transientanalysatorn uppdateras vid förändringar under drift av anläggningsparametrar såsom ställtider för ventiler, och tid för reaktorsnabbstopp.
Dryoutriskberäkningen sker för en aktuell effektfördelning och inte som tidigare för en värsta tänkbar effektfördelning. Detta leder till en säkrare dryoutriskberäkning med mindre onödiga och okända marginaler.
RITNINGSFIGURER Figur 1 visar dryoutkvoten som en funktion av tiden under en transient.
Figur 2 visar en schematisk bild av en kokarvattenreaktor (BWR).
Figur 3 visar ett blockschema för övervakning av en reaktorhärd med avseende pà dryout enligt uppfinningen.
Figur 4 visar ett flödesschema för den i uppfinningen ingående transienta riskbestämningen.
Figur 5 visar ett flödesschema för den i uppfinningen ingående stationära riskbestämningen.
BESKRIVNING AV UTFÖRINGSEXEMPLEL I figur 2 visas ett exempel pá en kokarvattenreaktor innefattande ett härdövervakningssystem. Reaktorns härd 1 innehåller bränsle i form av bränslestavar mellan vilka kylvatten pumpas. Härden omges av en tryckhàllande reaktortank 2. Värmeutvecklingen i 10 15 20 30 35 509 255 8 bränslestavarna får kylvattnet att koka och ànga bildas.
Reaktorns effekt styrs med styrstavar 3, samt med de cirkulationspumpar 4 som för kylvattnet uppåt genom härden. Den producerade ångan levereras via àngledningar 5 till turbinen 6 som driver generatorn 7 där elektrisk energi alstras, varefter àngan kondenseras till vatten i kondensorn 8. Vattnet àterförs till reaktortanken via en matarvattenledning 9 med hjälp av matarvattenpumpen 10.
För övervakning av reaktorn avkänns ett antal processparametrar, med utnyttjande av speciella mätutrustningar. Exempel pà sådana avkända processparametrar är -- matarvattenflödet (fl), - kylvattenflöde (f2), (T), - styrstavarnas positioner (pos), (P)- - temperatur pà matarvattnet - trycket i reaktortanken De fysikaliska insignalerna till mätutrustningarna omvandlas i dessa till elektriska utsignaler som vidarbefodras som insignaler till ett härdövervakningssystem ll. Utifràn dessa insignaler beräknas i härdövervakningssystemet ett antal storheter som är av vikt för härdens övervakning. En del av dessa storheter styr direkt reaktorns säkerhetssystem och en del presenteras för en reaktoroperatör 12 som bedömer om atgärder måste vidtas.
Härdövervakningssystemet innefattar bla övervakning av dryoutmarginalen. Om reaktoroperatören utifrån de presenterade storheterna bedömmer att det föreligger oacceptabel risk för dryout, dvs gällande kriterier eller andra begränsningsvillkor ej är uppfyllda, kan han snabbt ta ner reaktorns effekt genom att föra in styrstavarna. Reaktoroperatören kan också ta ner reaktorns effekt genom att minska varvtalet pà cirkulationspumparna så att kylflödet minskar.
Enligt uppfinningen tillgàr övervakningen av dryoutmarginalen i härdövervakningssystemet enligt följande förfarande, se figur 3.
Aktuella mätvärden pà processparametrarna matas in till en 10 15 20 30 35 509 235 9 tredimensionell härdsimulator, block 20, vilken ger ut en aktuell beskrivning av härdens tillstànd i ett stort antal punkter, tex effektfördelning och kylflöden i härden. Indata till härdsimulatorn kan även utgöras av slumpgenererade inparametrar fràn block 23 Härdsimulatorn utgörs av ett datorprogram som körs i en lämplig dator. För att härdsimulatorn ska kunna utföra nödvändiga beräkningar behövs tillgång till detaljerade uppgifter om bränslet och härden, tex material och geometri. För att kunna förutsäga hur härden reagerar pà förändringar i insignalerna är det också nödvändigt att känna till härdens historia, tex var i driftcykeln härden befinner sig. Alla dessa nödvändiga data har samlats i ett databibliotek, block 21. Härdens historia uppdateras kontinuerligt med uppgifter fràn härdsimulatorn.
I en transient analysator, block 22, simuleras reaktoranläggningens uppförande under en transient. Indata till transientanalysatorn utgörs av - aktuella mätvärden pà processparametrar tex kylflöde och styrstavspositioner, - en aktuell härdbeskrivning fràn härdsimulatorn, - aktuella uppgifter fràn databiblioteket, tex bränslets utbränning, aktuell isotopsammansättning.
Transientanalysatorn beräknar sänkningen av dryoutkvoten (ACPR) i ett antal punkter, för nägra tänkbara transienter, med aktuella inparametrar. Från transientanalysatorn erhålles information om vilken stav som får den största sänkningen av dryoutkvoten under (maxACPR). transientkvotförändringen maxACPR beräknas vid normala en transient och hur stor sänkningen är Den maximala förhållanden ca en gång per vecka, men vid snabba ändringar av härdens tillstànd, tex uppstart av reaktorn, bör beräkningen ske minst en gång per dag. Den maximala transientkvotförändríngen maxACPR beräknas åtminstone en gáng per månad.
Istället för att som tidigare beräkna dryoutkvoten i ett stort antal punkter i härden och sedan jämföra det lägsta värdet med en 10 15 20 30 35 509 235 10 i förväg beräknad konstant, beräknas pà statistisk väg en dryoutrisk vilken inte får överstiga ett i förväg bestämt dryoutkriterium. Dryoutrisken bestäms som andelen stavar i härden som riskerar att gà till dryout. Dryoutkriteriet kan tex vara att förväntat antal stavar som går till dryout under en transient inte får överstiga O.1% av alla stavar i härden.
För att kunna ta reda pà andelen stavar i härden som riskerar att gà till dryout i ett visst ögonblick utförs en riskbestämning i block 23, där stavarnas dryoutkvot beräknas med aktuella inparametrar och med beaktande av aktuell osäkerhet. Var och en av de osäkerheter som finns i beräkningen av dryoutkvoten analyseras och beskrivs som en frekvensfunktion med ett uppskattat medelvärde och standardavvikelse. De flesta osäkerheterna kan beskrivas med en normalfördelning eller en rektangulärfördelning, men även andra fördelningar kan förekomma.
För rektangulärfördelade osäkerheter uppskattas ett medelvärde och ett maxfel. För övriga fördelningar uppskattas ett medelvärde och en standardavvikelse. För processindata används aktuella mätvärden som medelvärde.
Det finns osäkerheter som beror av parametrar sàsom positionen i härden, bränsletyp och utbränning. Osäkerheterna kan dà ges en standardavvikelse som är en funktion av dessa parametrar. Ett exempel pà en sådan osäkerhet är boxböjningen, som beror av åldern pà boxen. Osäkerheten pà grund av boxböjningen antas vara normalfördelad. Boxarna i härden klassas efter sin àlder, 0,l,2 3 och 4 âr. Varje åldersklass tilldelas ett medelvärde och en standardavvikelsen. Ju högre åldersklass desto högre värde pà medelvärdet och standardavvikelsen. Värden pà standardavvikelsen kan uppskattas genom att tex vid bränslebyten plocka ut boxar och mäta hur mycket de har böjt sig. För nya boxar bestäms medelvärdet och standardavvikelsen fràn tillverkningsutfallet.
För att underlätta beräkningarna betraktas boxböjningen som en sidledes förflyttning av en rak box där förflyttningens storlek utgör medelvärdet av den böjda boxens förflyttning. 10 15 20 30 35 131 509 235 I det följande behandlas endast mätosäkerheter i indata och osäkerheten pà grund av boxböjning. Som beskrivits ovan under "teknikens ståndpunkt" beaktas dock även osäkerheter i bränsletillverkningen, osäkerheter i de bränslespecifika korrelationerna som ligger till grund för beräkningen av den kritiska effekten, osäkerheten beroende på modellfel i härdsimulatorn och osäkerheter i material och övriga geometriska data för härden. Dessa övriga osäkerheter tas om hand pà motsvarande sätt.
Enligt en första utföringsform av uppfinningen kan riskbestämningen i block 23 utföras som en rent transient riskbestämning. I figur 4 visas ett flödesschema för hur en sådan transient riskbestämning med hjälp av Monte Carlo teknik går till. I en första simulering används aktuella mätvärden pà block 30. Variabler initieras i block 31.
I block 33 inparametrarna, Härdsimulatorn utför en simulering i block 32. beräknas för varje stav i härden dryoutkvoten i flera punkter, och för varje stav väljs den lägsta dryoutkvoten ut, vilken benämns MinCPR. Från transientanalysatorn hämtas information om vilken stav som får den största sänkningen av dryoutkvoten under en transient och värdet pà sänkningen. Därefter beräknas för varje stav i härden den transienta dryoutkvoten, TCPR, i block 34 enligt följande: _ maxACPR TCPR = M1nCPR( 1 CPRtr MinCPR = Den lägsta dryoutkvoten för staven. maxACPR = Den största sänkningen av dryoutkvoten för någon stav under en transient.
CPRtr = Dryoutkvoten omedelbart innan initiering av en transient för den stav som har den största sänkningen av dryoutkvoten under en transient.
Om en stav har en transient dryoutkvot som är mindre än eller lika med 1 betyder det att staven har gátt till dryout under transienten. Antalet stavar som har gàtt till dryout i simuleringen summeras i block 35. Därefter summeras i block 36 10 15 20 30 35 509 255 år u antalet stavar som gått till dryout vid denna simulering med summan av alla stavar som gått till dryout vid tidigare simuleringar: N SU = Xni i=l ni = Antal stavar till dryout vid en simulering Z ll Antal simuleringar Vid de flesta simuleringarna blir resultatet att inga stavar går till dryout. Därför måste ett mycket stort antal simuleringar I block 37 som är ett mått på antalet utföras för att erhålla tillräcklig noggrannhet. jämförs N med en storhet NO, simuleringar som önskas utföras. Ett lämpligt värde pà NO kan vara 10 000.
I följande simuleringar slumpgenereras alla indata till härdsimulatorn, block 38, utifrån sina respektive frekvensfunktioner. Osäkerheten från boxböjningen påverkar spaltbredden, dvs avståndet mellen två boxar. För varje box slumpgenereras dess förflyttning i x-led och y-led utifrån en normalfördelningen med en standardavvikelse som beror på boxens ålder. Förändringen i spaltbredden beräknas genom att summera de båda boxarnas förflyttning i samma led. På motsvarande sätt slumpas bredden på alla spalterna i härden. Övriga indata såsom flöde och effekt slumpas utifrån sina respektive frekvensfördelningar med den uppskattade standardavvikelsen och aktuella mätvärden som medelvärde. Efter varje simulering beräknas hur många stavar som har gått till dryout och detta antal summeras med tidigare värden.
När ett förutbestämt antal simuleringar utförts beräknas härdens dryoutrisk, DR, vilket utgör andelen stavar till dryout per simulering. Dryoutrisken beräknas i block 39 genom att det totala antalet stavar till dryout divideras med antalet simuleringar och antalet stavar i härden. 10 15 20 30 35 13 'I N 509 255 Xni DR _ i_=1__ " N*As AS = Antal stavar i härden Dryoutrisken jämförs i block 40 med ett dryoutkriterium som i detta fall är det transienta dryoutkriteriet och som enligt ovan kan väljas till 0.l%. Om dryoutrisken är större än dryoutkriteriet larmas operatören i block 41.
Under stationära driftsförhàllanden, dvs inga transienter, är det inte säkert att det är tillräckligt att bara studera dryoutrisken under en antagen transient. I en vidareutveckling av uppfinningen införs därför även ett krav på dryoutrisken vid stationär drift.
Kriteriet för dryout vid stationär drift är betydligt hårdare jämfört med kriteriet vid en transient. Dryoutkriteriet vid stationär drift kan tex vara att dryoutrisken uttryckt i förväntat antal stavar i dryout inte får överstiga 0.004% av alla stavar i härden, medan motsvarande värde för en transient kan tex vara O.l%.
I figur 5 visas hur en stationär riskbestämning kan gå till. Den enda skillnaden jämfört med den transienta riskbestämningen är att det inte sker någon reduktion av dryoutkvoten till en transientdryoutkvot 50. Den resulterande dryoutrisken jämförs med ett stationärt dryoutkriterium i block 51. Om det stationära dryoutkriteriet är uppfyllt, block 52, utförs den transienta riskbestämmningen som tidigare beskrivits. Om bàde det stationära och det transienta dryoutkriteriet är uppfyllt har reaktorn tillräcklig marginal till dryout.
Dryoutriskberäkningen sker minst en gàng per månad. Vid normala driftförhàllanden sker beräkningen lämpligen en gång per vecka, men kan utföras flera gànger om dagen vid snabba förändringar av härdtillstándet. Dryoutriskberäkningen kan ibland behöva ske oftare än beräkningen av den maximala transientkvotförändringen.

Claims (10)

10 15 20 25 30 35 14 509 255 PATENTKRAV
1. Förfarande för övervakning med avseende pà dryout av en (l) stort antal bränslepatroner, där varje bränslepatron reaktorhärd i en kokarreaktoranläggning innefattande ett innefattar ett knippe av bränslestavar som är omslutet av en box, varvid reaktorhärdens inre tillstànd beräknas med hjälp (20), att fortlöpande under anläggningens drift och med användning av en härdsimulator k ä n n e t e c k n a t a v av aktuella data för anläggningen, - simuleras reaktoranläggningens uppförande under postulerade transienta förlopp medelst en transientanalysator (22), - utgående fràn data erhållna fràn härdsimulatorn och transientanalysatorn beräknas en dryoutrisk vid aktuella driftförhàllanden, - varefter den beräknade dryoutrisken jämförs med ett förutbestämt värde.
2. Förfarande enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a t - att härdsimulatorn tillförs indata innefattande aktue mätvärden, eller ur dessa härledda storheter, - att med hjälp av data erhållna fràn härdsimulatorn beräknas en dryoutkvot för átminstone en av de i reaktorhärden ingàende bränslestavarna, - varefter dryoutrisken vid aktuella driftförhàllanden bestäms med utgångspunkt fràn de beräknade dryoutkvotvärdena.
3. Förfarande enligt patentkrav 2, k ä n n e t e c k n a t aV lla aV, att dryoutkvoten beräknas för átminstone en av bränslestavarna i ett flertal utefter bränslestaven fördelade punkter, varefter den lägsta av de beräknade dryoutkvoterna väljs ut och används vid beräkningen av dryoutrisken. 10 l5 20 25 30 35 15 509 235
4. Förfarande enligt patentkrav 2 eller 3, k ä n n e t e c k n a t att en reducering av dryoutkvoten utförs med ledning av från transientanalysatorn erhållna data. aV,
5. Förfarande enligt patentkrav 2, k ä n n e t e c k n a t a v, - att beräkningen av dryoutkvoten för åtminstone en av bränslestavarna upprepas ett flertal gànger, - att nämnda indata slumpmässigt varieras mellan beräkningarna, - att efter varje beräkning av dryoutkvoten bestäms antalet stavar till dryout, samt - att nämnda dryoutrisk bestäms ur medelvärdet av de vid beräkningarna erhållna antalen stavar till dryout.
6. Förfarande enligt patentkrav 5, k ä n n e t e c k n a t a v, att nämnda indata varieras slumpmässigt utgående fràn en för varje indata specifik frekvensfunktion.
7. Förfarande enligt nàgot av föregående patentkrav, k ä n n e t e c k n a t a v - att en bestämning görs huruvida ett första dryoutkriterium med avseende pà stationär drift är uppfyllt, om sà är fallet, en bestämning görs huruvida - samt att, ett andra dryoutkriterium med avseende pà transient drift är uppfyllt.
8. Förfarande enligt patentkrav 5, k ä n n e t e c k n a t a v, att nämnda indata innefattar data svarande mot variationer i härdens geometri orsakade av en böjning av boxen. 509 235 16
9. Förfarande enligt patentkrav 8, k ä n n e t e c k n a t a v, att nämnda data innefattar slumpmässigt varierade, mot böjningen av boxen svarande, sidoförflyttningar av boxen.
10. Förfarande enligt patentkrav 9, k ä n n e t e c k n a t a v, att nämnda sidoförflyttningar är normalfördelade med ett medelvärde och en standardavvikelse som varierar med stigande àlder pà boxarna.
SE9301613A 1993-05-11 1993-05-11 Förfarande för övervakning med avseende på dryout av en kokarreaktor SE509235C2 (sv)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE9301613A SE509235C2 (sv) 1993-05-11 1993-05-11 Förfarande för övervakning med avseende på dryout av en kokarreaktor
JP6096366A JPH06347586A (ja) 1993-05-11 1994-05-10 沸騰水形原子炉における炉心の乾燥に関する監視方法
DE4416463A DE4416463A1 (de) 1993-05-11 1994-05-10 Verfahren zur Überwachung eines Siedewasserkernreaktors bezüglich Austrocknung des Kerns

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE9301613A SE509235C2 (sv) 1993-05-11 1993-05-11 Förfarande för övervakning med avseende på dryout av en kokarreaktor

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE9301613D0 SE9301613D0 (sv) 1993-05-11
SE9301613L SE9301613L (sv) 1994-11-12
SE509235C2 true SE509235C2 (sv) 1998-12-21

Family

ID=20389897

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE9301613A SE509235C2 (sv) 1993-05-11 1993-05-11 Förfarande för övervakning med avseende på dryout av en kokarreaktor

Country Status (3)

Country Link
JP (1) JPH06347586A (sv)
DE (1) DE4416463A1 (sv)
SE (1) SE509235C2 (sv)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7760842B2 (en) 2005-08-31 2010-07-20 Westinghouse Electric Sweden Ab Method and apparatus of estimating dryout properties in a nuclear light water reactor
US8149981B2 (en) 2007-10-10 2012-04-03 Westinghouse Electric Sweden Ab Methods and devices relating to a nuclear light water reactor of the boiling water kind

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19517104A1 (de) * 1995-05-10 1996-11-14 Istec Gmbh Verfahren zur Zustandsüberwachung dynamischer Rauschprozesse
US6748348B1 (en) * 1999-12-30 2004-06-08 General Electric Company Design method for nuclear reactor fuel management
US20030086520A1 (en) 2001-11-07 2003-05-08 Russell William Earl System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor
US7233888B2 (en) * 2002-07-09 2007-06-19 General Electric Company Monte Carlo criticality-mode systems and methods for computing neutron and gamma fluence in a nuclear reactor
US7487133B2 (en) 2002-09-19 2009-02-03 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and apparatus for adaptively determining weight factors within the context of an objective function
FR2846139B1 (fr) * 2002-10-21 2005-02-18 Framatome Anp Procede de determination d'une valeur limite d'un parametre de fonctionnement d'un reacteur nucleaire, programme et support correspondants
US8041548B2 (en) * 2004-12-30 2011-10-18 Global Nuclear Fuels-Americas, LLC Method and apparatus for evaluating a proposed solution to a constraint problem for a nuclear reactor involving channel deformation
US7366273B2 (en) * 2005-12-30 2008-04-29 General Electric Company Method of determining margins to operating limits for nuclear reactor operation
JP5032154B2 (ja) * 2007-03-02 2012-09-26 株式会社東芝 過渡時燃料健全性評価システムおよび過渡時燃料健全性評価方法
US8433029B2 (en) * 2007-12-14 2013-04-30 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Determination of safety limit minimum critical power ratio
FR2950466B1 (fr) * 2009-09-22 2012-01-13 Areva Np Procede d'aide a l'exploitation d'un reacteur nucleaire.

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7760842B2 (en) 2005-08-31 2010-07-20 Westinghouse Electric Sweden Ab Method and apparatus of estimating dryout properties in a nuclear light water reactor
US8149981B2 (en) 2007-10-10 2012-04-03 Westinghouse Electric Sweden Ab Methods and devices relating to a nuclear light water reactor of the boiling water kind

Also Published As

Publication number Publication date
SE9301613D0 (sv) 1993-05-11
DE4416463A1 (de) 1994-11-17
JPH06347586A (ja) 1994-12-22
SE9301613L (sv) 1994-11-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SE509235C2 (sv) Förfarande för övervakning med avseende på dryout av en kokarreaktor
Ibrahim Particle Swarm Optimization to the U-tube steam generator in the nuclear power plant
MXPA06015255A (es) Metodo para determinar imagenes para limites de operación para una operacion de reactor nuclear.
US3919720A (en) Nuclear power plant training simulator modeling organization and method
WO2021209237A1 (en) Computer-based simulation methods for boiling water reactors (bwr)
JPS6037919B2 (ja) 原子力発電所の自動運転制御装置
CN106529161B (zh) 一种基于火电机组运行数据确定升降负荷速率的方法
JP3094191B2 (ja) プラントの自己学習診断、予測方法及び装置
JP5424526B2 (ja) 核軽水炉においてドライアウト特性を推測する方法、コンピュータプログラム製品、原子力エネルギープラント及び運転方法
US11342089B2 (en) Predictive model construction and prediction method for radioactive metal corrosion concentration in nuclear reactor water
US3932885A (en) System and method for xenon acceleration in training simulator for nuclear power plant
JP7175960B2 (ja) 閾値の緩和を含む核炉心を監視するための方法、および関連するプログラム、保持体、核原子炉
CN112805792A (zh) 用于用在线计算dnbr来运行核反应堆的方法和对应的核反应堆
Zhao An integrated approach to performance monitoring and fault diagnosis of nuclear power systems
US3896041A (en) Method and system of simulating nuclear power plant count rate for training purposes
Ghazali et al. PID controller for nuclear reactor power control system
Perillo Multi-modular integral pressurized water reactor control and operational reconfiguration for a flow control loop
CN109976316B (zh) 一种故障相关的变量选择方法
JP2003057384A (ja) 原子力発電所の炉心流量計測演算方法およびその装置
Liu et al. Parameter Optimization of Steam Generator Water Level Control System based on Piecewise ARX Modeling
Gimmy Jr et al. On-line Computer Assistance to Reactor Operation at Savannah River Plant
CN117951979A (zh) 用于估计核反应堆中的轴向功率不平衡的未来值的方法
Pereira et al. Development of a fault test experimental facility model using Matlab
Shaffer et al. Design and validation of robust and autonomous control for nuclear reactors
Xie et al. Research on Axial Power Deviation Safety Early Warning Technology Based on Online Simulation

Legal Events

Date Code Title Description
NUG Patent has lapsed

Ref document number: 9301613-7

Format of ref document f/p: F