ES2945114T3

ES2945114T3 - Procedimiento de regulación de un reactor nuclear de agua a presión y sistema de regulación acorde

Info

Publication number: ES2945114T3
Application number: ES19725043T
Authority: ES
Inventors: Victor Morokhovskyi
Original assignee: Framatome GmbH
Current assignee: Framatome GmbH
Priority date: 2019-05-07
Filing date: 2019-05-07
Publication date: 2023-06-28
Anticipated expiration: 2039-05-07
Also published as: JP7192150B2; SI3966837T1; EP3966837A1; CA3132548A1; PL3966837T3; KR102660232B1; CN113874957A; CN113874957B; AR118872A1; JP2022531596A; HUE062244T2; ZA202107912B; BR112021021478A2; KR20210148324A; WO2020224764A1; FI3966837T3; US12437893B2; EP3966837B1; US20220246320A1; UA129197C2

Abstract

La presente invención tiene como objetivo proporcionar un método para gobernar un reactor nuclear de agua a presión que pueda considerar y equilibrar simultáneamente un gran número de objetivos de control. Según la invención esto se consigue mediante un procedimiento de gobierno de un reactor nuclear de agua a presión (2), comprendiendo dicho reactor nuclear de agua a presión (2) un núcleo del reactor (6) y un circuito de refrigeración (10) del núcleo del reactor (6) que contiene un refrigerante del reactor, el estado del reactor se caracteriza por una serie de variables de estado medibles, y la reactividad del núcleo del reactor se controla mediante una serie de variables de actuación y se ve afectada por el envenenamiento del reactor, en el que para una determinada trayectoria dependiente del tiempo (Ta) de actuación Las variables según las trayectorias (Ts) para las variables de estado se predicen sobre la base de los valores actuales medidos de las variables de estado, (Traducción automática con Google Translate, sin valor legal)

Description

DESCRIPCIÓN

Procedimiento de regulación de un reactor nuclear de agua a presión y sistema de regulación acorde

[0001] La invención se refiere a un procedimiento de regulación de un reactor nuclear de agua a presión, preferentemente en una central nuclear. También se refiere a un sistema de regulación acorde.

[0002] El documento US 2008/154838 A1 se refiere a procedimientos de evaluación de la robustez de soluciones a problemas de restricción entre los que se incluyen: (a) determinar una o más entradas para el problema de restricción; (b) determinar la polarización, la incertidumbre o la polarización e incertidumbre de las una o más entradas; (c) alterar de manera aleatoria al menos una de las una o más entradas en función de la polaridad, de la incertidumbre o de la polaridad e incertidumbre de las una o más entradas para determinar una o más entradas modificadas; (d) generar una solución al problema de restricción en función de las una o más entradas modificadas; (e) almacenar la solución; (f) repetir (c) a (e) hasta que se almacenen múltiples soluciones; y/o (g) determinar la robustez de las soluciones múltiples almacenadas mediante comparación de las soluciones múltiples almacenadas entre sí.

[0003] Un reactor nuclear es un sistema no lineal complejo que tiene una dinámica sofisticada en una amplia escala de tiempo; su control integral no es trivial. Además del control bien conocido de la potencia térmica y la temperatura del refrigerante, los controladores del reactor se ocupan de muchos otros aspectos, como la seguridad operativa que permite el funcionamiento solamente dentro de los límites dados, la uniformización del grado de quemado, la compensación del grado de quemado, la compensación del envenenamiento, la uniformización de la distribución de la densidad de potencia, el soporte de la producción de electricidad flexible, la economía de operación, etc.

[0004] La regulación de los reactores nucleares en todo el mundo se basa actualmente en la tecnología de control. Sin embargo, la tecnología de control convencional utilizada para esta tarea alcanza sus límites de aplicabilidad. Las principales dificultades de esta estrategia son: tratar de resolver un problema inverso para un sistema complejo, dinámicas complejas y de escala temporal prolongada de los venenos del reactor y su distribución espacial, así como una serie de objetivos de control que es significativamente mayor que el número de actores disponibles.

[0005] Por lo tanto, un objetivo de la presente invención es proporcionar un procedimiento de control o regulación de un reactor nuclear de agua a presión y proporcionar un sistema de regulación acorde que pueda agrupar y equilibrar de manera simultánea un gran número de objetivos de control. El procedimiento y el sistema acorde serán fáciles de implementar y configurar para diferentes tipos de reactores nucleares existentes o nuevos. Éstos deberán poder controlarse o regularse en tiempo real.

[0006] Según la invención, dichos objetivos se consiguen mediante un procedimiento según la reivindicación 1. El sistema de regulación correspondiente se especifica en la reivindicación 8.

[0007] Preferentemente, el intervalo de tiempo futuro es mucho mayor que una hora y normalmente tiene un orden de magnitud de unas 24 horas.

[0008] Las realizaciones y los avances adicionales del concepto básico se especifican en las reivindicaciones dependientes y en la descripción posterior.

[0009] El procedimiento reivindicado y el dispositivo/sistema acorde (apodado "Regulador de núcleo") utilizan un cálculo informatizado de variaciones (es decir, búsqueda de máximos y/o mínimos de un funcional) en lugar de la tecnología de control. A diferencia de los controladores del reactor basados en la tecnología de control, el regulador de núcleo propuesto no sólo genera comandos de control en tiempo real, sino que también compila un plan integral para las acciones de control para el siguiente gran intervalo de tiempo, preferentemente de 24 horas y preferentemente lo visualiza. En lugar de resolver el ambicioso problema inverso, el regulador de núcleo según la invención resuelve el problema directo trivial muchas veces variando el plan de acciones de control en cada iteración y buscando el mejor plan de acción utilizando un factor de mérito en función de una tabla de valores dada. A diferencia de la tecnología de control, el cálculo informatizado de variaciones no tiene limitaciones para el número de objetivos de control, ya que se preocupa por un único factor de mérito que incorpora todos los objetivos simultáneamente independientemente de su número y naturaleza.

[0010] En un reactor nuclear típico, los ejemplos para tales objetivos en conflicto, que la invención es capaz de equilibrar y optimizar de una manera adecuada, comprenden:

- Regulación de la diferencia de flujo axial (AO)

- Minimización de los movimientos de las barras

- Minimización del consumo de ácido bórico

- Minimización del consumo de agua desmineralizada

- Compensación del grado de quemado

- Grado de quemado uniforme

[0011] Adicionalmente, la invención puede proporcionar:

- Predicción a largo plazo, preferentemente en 24 horas, y visualización de todas las características principales importantes

- Supervisión y predicción de envenenamiento por xenón y samario

- Seguimiento y/o garantía de la capacidad de aumento rápido de la potencia al 100 %

- Ajuste trivial para todos los cambios posibles, por ejemplo, diferentes cargas o reconfiguraciones del núcleo - Parametrización trivial

- Aplicabilidad a todos los tipos de centrales nucleares de agua a presión pensables

[0012] Las ventajas correspondientes de esta estrategia fundamentalmente novedosa se refieren a:

- Seguridad

- Disponibilidad

- Maniobrabilidad (funcionamiento flexible)

- Eficiencia de la planificación

- Transparencia

- 0perabilidad

- Ergonomía

- Predictabilidad

[0013] Esto permite una automatización completa de los servicios de red, incluyendo la carga avanzada después del control del núcleo del reactor y otros regímenes de control. Sin embargo, también se admiten modos semiautomáticos o manuales de funcionamiento del reactor. En particular, los movimientos del accionador pueden realizarse de forma manual, semiautomática o totalmente automática.

[0014] El procedimiento propuesto necesita y proporciona cálculos informáticos mucho más rápidos que en tiempo real. En una fracción de segundo, se debe calcular una serie de trayectorias preferentemente de 24 horas. La potencia de los ordenadores modernos es suficiente para ello, ya que el algoritmo propuesto solamente se ocupa del balance de reactividad para preferentemente cada, por ejemplo, 200 ms en el cuadro temporal de optimización de preferentemente 24 horas. Se necesita una aritmética simple para esto. La distribución espacial en el núcleo se examina preferentemente en un modelo de 2 puntos, ya que solamente la diferencia de flujo axial (AO) es de interés. Un modelo de 2 puntos es completamente suficiente para el propósito actual y necesita muy poca potencia de cálculo.

[0015] El procedimiento propuesto puede adaptarse fácilmente a diferentes centrales nucleares de agua a presión, puesto que el algoritmo como tal permanece sin modificaciones. En principio, sólo hay que actualizar los parámetros del algoritmo. Dado que solo se resolverán problemas directos, todos estos parámetros son físicos y bien conocidos para cada reactor. De hecho, la mayoría de estos parámetros son simplemente coeficientes de reactividad.

[0016] El comportamiento del algoritmo de regulación propuesto puede ser modificado simplemente por medio de una modificación de valores constantes y de funciones de valor en la tabla de valores. Las nuevas características se pueden implantar simplemente mediante la complementación de la tabla de valores. Al hacerlo, también se debe complementar el algoritmo del factor de mérito. Dado que el factor de mérito es una simple suma de diferentes contribuciones, esta complementación es trivial.

[0017] Estos y otros aspectos de la invención y las ventajas acordes serán más fácilmente evidentes a partir de las siguientes secciones en las que se analizan realizaciones ejemplares de la invención con referencia a los dibujos adjuntos.

La FIG. 1 proporciona un desbordamiento esquemático de un reactor nuclear de agua a presión y su arquitectura de regulación según la presente invención.

La FIG. 2 proporciona una vista general esquemática de un algoritmo de regulación para la función "Regulador de núcleo" según la invención.

La FIG. 3 es una visualización de un espacio de estado de un reactor nuclear de agua a presión, comprendido por variables de estado.

La FIG. 4 es una visualización de un espacio de accionamiento de un reactor nuclear de agua a presión, comprendido por variables de accionamiento.

La FIG. 5 es una vista esquemática de una programación de carga de una central nuclear.

La FIG. 6 muestra una tabla de valores ejemplar para su uso en un algoritmo que se ejecuta en el "regulador de núcleo" según la FIG. 2.

La FIG. 7 muestra una función de valores ejemplar para su uso en la tabla de valores según la FIG. 6.

La FIG. 8 muestra otra función de valores ejemplar para su uso en la tabla de valores según la FIG. 6.

La FIG. 9 es una pantalla de salida ejemplar que se muestra en una pantalla de visualización del "regulador de núcleo" según la FIG. 2.

La FIG. 10 muestra un diagrama de flujo para un algoritmo preferido del "regulador de núcleo" según la FIG. 2.

[0018] La FIG. 1 proporciona un desbordamiento esquemático simplificado de una central nuclear 4 con un reactor de agua a presión 2 y una arquitectura de regulación según la presente invención. La arquitectura de regulación también puede denominarse arquitectura de control aunque la regulación del núcleo del reactor según la invención no aplica la teoría de control clásica convencional, como será evidente a partir de la descripción posterior.

[0019] En la realización ilustrativa, la central nuclear 4 comprende un reactor de agua a presión (PWR) 2. Comprende un núcleo de reactor 6 con material nuclear fisible en el interior de una vasija a presión del reactor (RPV) 8. Durante el funcionamiento, el calor nuclear en la vasija a presión del reactor 8 se transfiere a un medio de refrigeración primario (o: refrigerante) que circula en un circuito de refrigeración primario 10 bajo la fuerza motriz de una bomba de refrigerante del reactor (RCP) 12. En el generador de vapor 14 unido, el calor del medio de refrigeración primario se transfiere a un medio de refrigeración secundario que circula en un circuito de refrigeración secundario 16, evaporando así el medio de refrigeración secundario. A continuación, el medio de refrigeración primario enfriado es conducido de nuevo al núcleo del reactor 6.

[0020] El vapor vivo producido de este modo acciona una turbina de vapor 18 que está acoplada a un generador eléctrico 20, generando así electricidad a suministrar a una red de energía eléctrica asociada 22. Aguas abajo de la turbina de vapor 18, el vapor retenido se condensa en un condensador 24 y, a continuación, es conducido de nuevo, como agua de alimentación, al generador de vapor 14 con la ayuda de una bomba de agua de alimentación 26. Un tanque de agua de alimentación 28 en el circuito de refrigeración secundario 16 puede actuar como un depósito de compensación.

[0021] El caudal de vapor que entra en la turbina de vapor 18 puede ajustarse mediante las válvulas de turbina 30 (en este caso sólo se muestra una en aras de la simplicidad - normalmente hay varias de ellas en paralelo) en la línea de alimentación de vapor 32. En algunos casos especiales (puesta en marcha de la planta, desconexión de la turbina, conmutación a funcionamiento en isla, etc.) hay un exceso de vapor que no entra en la turbina de vapor 18, sino que se conduce directamente al condensador 24 a través de la línea de derivación 34 que comprende una válvula de derivación 36 (en este caso sólo se muestra una en aras de la simplicidad, generalmente hay varias de ellas en paralelo) para ajustar el caudal de derivación. Las posiciones de las válvulas de turbina 30 y las válvulas de derivación 36 son controladas por un sistema de control asociado que comprende un controlador de turbina 40 y un controlador de derivación 42. Los parámetros medidos que entran en los bucles de control pueden comprender la presión de vapor vivo p en la línea de alimentación de vapor 32, la velocidad de rotación n de la turbina de vapor 18 y/o la potencia eléctrica P emitida por el generador eléctrico 20.

[0022] La regulación del reactor 2 es posible a través de varias barras de control 44 insertables en su núcleo 6. Por lo general, las barras de control en los reactores de agua a presión (PWR, DWR, WWER, etc.) se agrupan en conjuntos de control. Las barras de un único conjunto son accionadas por un único mecanismo de accionamiento de barras y se mueven en conjunto en un único conjunto de combustible. En particular, cuatro (PWR, DWR) o seis (WWER) conjuntos situados simétricamente componen un grupo de control. Los grupos generalmente se agrupan en dos bancos. Se utiliza un banco más pequeño P (como Potencia) para controlar la potencia del reactor, uno grande H (como Componente pesado) se reserva para el apagado del reactor y se retira completamente de la zona activa durante el funcionamiento normal. En algunos conceptos de control avanzados como el alemán y el francés, el banco H también se utiliza para rectificar la distribución de la densidad de potencia en la zona activa. Para esta finalidad, el banco H se inserta ligeramente en la parte superior de la zona activa y puede moverse ligeramente mediante un denominado controlador de diferencia de flujo axial (AO) de densidad de potencia. Además de las barras de absorción normales, algunos reactores franceses poseen "barras grises" especiales. La capacidad de absorción de las barras grises es menor que la de las barras normales (negras). Las barras grises tienen únicamente dos posiciones operativas: completamente retiradas o completamente insertadas y se utilizarán para una reducción de la potencia del reactor en grandes etapas. En la realización ejemplar que se muestra en la FIG. 1, se puede observar un banco P y un banco H.

[0023] Normalmente, un sistema de control asociado para la posición del banco P comprende un controlador de flujo de neutrones 46, también conocido como 0-control, que se utiliza para la puesta en marcha del reactor, y un controlador de temperatura del refrigerante promedio (ACT) 48, responsable de la operación a potencia. El 0-control se basa en valores medidos del flujo de neutrones 0 en el núcleo del reactor 6, medidos normalmente por una instrumentación extranuclear 50. El control de ACT se basa en valores medidos de la temperatura del medio de refrigeración primario, en particular, una temperatura de refrigerante promedio (ACT) derivada de la temperatura de flujo de entrada T1 y de la temperatura de flujo de salida T2 con respecto al núcleo del reactor 6. A diferencia de PWR y DWR, una planta WWER controla en este punto la presión de vapor vivo p en lugar de la temperatura de refrigerante promedio ACT del reactor. Sin embargo, este hecho no tiene ningún impacto adicional sobre el concepto de regulación según la presente invención.

[0024] Por otra parte, la reactividad en el núcleo del reactor 6 se ve afectada por el ajuste de la concentración de boro en el circuito de refrigeración primario 10. Con este fin, existe un sistema de alimentación de ácido bórico, por un lado, (que aumenta la concentración de boro) y de agua desmineralizada, por otro lado, (que disminuye la concentración de boro) unido al circuito de refrigeración primario 10, a través del llamado sistema de control de volumen (VCS) que, por razones de simplicidad, no se muestra explícitamente en este caso.

[0025] Las tasas de alimentación de ácido bórico y agua desmineralizada, también conocidas como BODE y, por lo tanto, la concentración de boro en el circuito de refrigeración primario 10 se pueden ajustar a través de las bombas de alimentación 52, 54 y las válvulas de control 56, 58 en las líneas de alimentación de BODE 60, 62. Las bombas de alimentación 52, 54 y las válvulas de control 56, 58 son ajustadas por el controlador de BODE 64.

[0026] En la realización ejemplar de la FIG. 1, un módulo de regulación superior, llamado regulador de carga 66 recibe una programación de carga del operador de la red tal como se visualiza en la pantalla 80 y en la FIG. 5, donde se proporciona una programación de la demanda futura de energía eléctrica en función del tiempo, generalmente durante las próximas 24 horas con etapas generalmente de 15 minutos. El operador de la central nuclear tiene la posibilidad de modificar y retirar esta programación de carga. Utilizando la planificación de carga liberada, el regulador de carga 66 proporciona al controlador de turbina 40 en tiempo real un punto de ajuste para la energía eléctrica. Por otra parte, el regulador de carga 66 realiza un control de alimentación directa del banco P a través del controlador de ACT (o p) 48.

[0027] Un módulo de regulación superior relacionado, denominado regulador de núcleo 68, recibe la planificación de carga válida del regulador de carga 66 y la densidad de potencia actual de la instrumentación intranuclear 70. Utilizando esta información y su propia información sobre el envenenamiento actual del reactor y su distribución espacial, derivada del historial de potencia, el regulador de núcleo 68 hace una predicción para todas las variables importantes del proceso del núcleo para el futuro, preferentemente para las próximas 24 horas, como se explica a continuación con mayor detalle. Estas trayectorias se mostrarán en la pantalla 82 del regulador de núcleo 68. Los puntos de origen de estas trayectorias (t=0) dan los ajustes actuales para el banco H y para el controlador de BODE 64 que actúa sobre el sistema de alimentación de BODE como se describió anteriormente.

[0028] Desde una perspectiva general, el estado del reactor nuclear 2 en la realización de la FIG. 1 en un momento dado puede caracterizarse esencialmente por tres variables de proceso o variables de estado medibles e independientes:

1. la potencia de fisión (PR),

2. la temperatura del refrigerante del reactor (ACT) o, en caso de WWER, la presión de vapor vivo (p), y 3. la diferencia de flujo axial (AO) de la densidad de potencia del núcleo del reactor

[0029] En particular, la potencia de fisión es la potencia térmica producida por reacciones de fisión. Puede derivarse del aumento de la temperatura del refrigerante medido (diferencia entre las temperaturas de salida y entrada del refrigerante del reactor) y del caudal de refrigerante conocido, por un lado, y del flujo de neutrones, medido por los detectores de neutrones intranucleares, por otro lado.

[0030] La temperatura del refrigerante del reactor promedio ACT representa un promedio de las temperaturas de entrada y salida del refrigerante del reactor. Alternativamente, en el caso de WWER, la presión de vapor vivo p en el circuito de refrigeración secundario 16 puede tomarse en lugar de la temperatura del refrigerante primario como una variable de proceso independiente.

[0031] La diferencia de flujo axial AO representa una diferencia normalizada entre la potencia de fisión de las mitades de núcleo superior e inferior. Por lo general, se medirá mediante la instrumentación de flujo de neutrones intranuclear. Las centrales nucleares sin instrumentación intranuclear utilizan la medición de flujo extranuclear para este fin.

[0032] Por lo tanto, el estado del reactor nuclear 2 en un momento dado puede representarse mediante un vector de puntos o estados en un espacio de estado tridimensional comprendido por dichas variables de estado tal como se visualiza en la FIG. 3. El desarrollo temporal de las variables de estado se representa entonces por una trayectoria Ts en dicho espacio de estado. En otras palabras, una trayectoria Ts comprende las coordenadas del estado del reactor en el espacio de estado en función del tiempo.

[0033] Además de estas tres variables de estado independientes, el envenenamiento del reactor y su distribución espacial en el núcleo son características importantes del estado del núcleo del reactor que contribuyen significativamente a la reactividad. A diferencia de la potencia de fisión, de la temperatura del refrigerante y de la diferencia de flujo axial, el envenenamiento del reactor no se puede controlar directamente utilizando los accionadores, sino que es resultado del historial del funcionamiento del núcleo, principalmente de las últimas 24 horas y obviamente debe tenerse en cuenta a la hora de controlar el reactor.

[0034] De manera similar, existen tres variables de accionamiento principales que regulan independientemente el estado del reactor nuclear 2 en la realización de la FIG. 1:

1. la posición del banco P,

2. la concentración de boro en el circuito de refrigeración primario 10, y posiblemente barras grises

3. la posición del banco H, si el reactor posee un banco H móvil.

[0035] Algunos reactores franceses especiales poseen adicionalmente las llamadas barras grises que absorben menos que las barras normales (negras). Las barras grises tienen sólo dos posiciones posibles: completamente retiradas o completamente insertadas. La ventaja de las barras grises es que no deforman la distribución de densidad de potencia axial y, por lo tanto, no cambian la diferencia de flujo axial (0A) en el núcleo del reactor, como la boración/dilución. Por ello, las barras grises pueden considerarse, junto con la boración/dilución, como una única variable de accionamiento.

[0036] La concentración de boro se puede ajustar accionando las bombas de alimentación de BODE 52, 54 y las válvulas de control 56, 58 a través del controlador de BODE 64 como se describió anteriormente.

[0037] Por consiguiente, el valor actual de las variables de accionamiento puede representarse mediante un punto o vector en un espacio tridimensional de variables de accionamiento como se visualiza en la FIG.

4. De manera similar a la descripción anterior del espacio de estado, una trayectoria Ta en este denominado espacio de accionamiento representa el desarrollo temporal de las variables de accionamiento.

[0038] En cualquier momento dado, las variables de accionamiento pueden, en principio, establecerse en valores arbitrarios dentro de márgenes físicamente factibles. Por consiguiente, la trayectoria Ta en el espacio de accionamiento se puede elegir libremente y sólo está limitada por los valores máximos y mínimos prácticos de las variables de accionamiento, así como por los límites dados por los sistemas de protección y limitación del reactor.

[0039] La trayectoria Ts en el espacio de estado, sin embargo, depende de la trayectoria Ta de las variables de accionamiento junto con el envenenamiento del reactor actual y la eliminación de calor actual por el circuito de refrigeración secundario. Por lo tanto, la trayectoria Ts' se ajusta automáticamente debido a la física del reactor inherente. Debido a la no linealidad intrínseca de la física de regulación, la dependencia puede ser complicada e implicar respuestas retardadas en el tiempo principalmente debido a los complejos efectos de envenenamiento. En este sentido, el espacio de accionamiento puede considerarse como un espacio "primario", y el espacio de estado puede considerarse como un espacio "secundario" dependiente.

[0040] No obstante, una ecuación de balance de reactividad simple y bien conocida (en caso de la potencia de reactor constante !p=0) permite predecir las trayectorias Ts de las variables de estado de un reactor nuclear en función de las trayectorias Ta dadas de las variables de accionamiento durante un cierto intervalo temporal, por ejemplo, durante las próximas 24 horas. En otras palabras, para una trayectoria Ta dada en el espacio de accionamiento, la trayectoria Ts acorde en el espacio de estado puede, en principio, predecirse con la ayuda de un módulo predictor simple en función de una ecuación de balance de reactividad.

[0041] Además del control bien conocido de la temperatura del refrigerante promedio (ACT), la tarea de control del reactor incluye muchos otros aspectos como la seguridad operativa que permite la operación sólo dentro de límites dados, la uniformización del grado de quemado, la compensación del grado quemado, la compensación del envenenamiento, la uniformización de la distribución de la densidad de potencia, el soporte de producción de electricidad flexible, la economía de funcionamiento, etc. Por lo tanto, el número de objetivos de control suele ser mucho mayor que el número de variables de accionamiento. Este aspecto, en relación con la no linealidad ya mencionada y la dinámica compleja del sistema a controlar, así como la enorme amplitud de las diferentes escalas de tiempo de acción que comienzan desde 10 ps para neutrones rápidos, durante segundos para neutrones retardados y procesos de transferencia de calor, durante decenas de horas para efectos de envenenamiento hasta años para el agotamiento del combustible, hacen que la teoría de control convencional sea inapropiada. Incluso los procedimientos especiales como múltiple entrada y múltiple salida (MIM0) parecen inapropiados.

[0042] Para superar los problemas mencionados anteriormente, la presente invención propone una estrategia totalmente diferente basada en la representación de trayectoria explicada anteriormente, empleando un cálculo numérico de variaciones.

[0043] En resumen, el esquema de regulación según la invención comprende considerar de manera iterativa un gran número de trayectorias Ta posibles variadas de un número de variables de accionamiento de manera aleatoria para un intervalo de tiempo grande futuro preestablecido (orden de magnitud 24 horas), preferentemente bajo la restricción de una programación de potencia de reactor dada, donde a cada trayectoria Ta de las variables de accionamiento se le asigna un factor de mérito 1 en función de la base de una tabla de valores que contiene valores de ponderación o de penalización para una serie de eventos o de estados adversos del núcleo del reactor que se caracterizan por condiciones o valores preestablecidos de las variables de accionamiento, de las variables de proceso /o de las variables derivadas de las mismas. La trayectoria Ta actual de las variables de accionamiento utilizada para configurar los accionadores acordes se elige entonces de tal manera que el factor de mérito 1 tiene un extremo local.

[0044] Este principio de funcionamiento general del regulador de núcleo 68 según la invención se visualiza esquemáticamente en la FIG. 2 para la presente realización del reactor nuclear 2 mostrado en la FIG. 1, y la FIG. 10 muestra el algoritmo preferible para el regulador de núcleo 68.

[0045] El regulador de Núcleo 68 comprende un módulo llamado predictor de núcleo que - para un conjunto dado de valores actuales de las variables de estado, una programación de carga dada para la potencia eléctrica para las próximas 24 horas (recibida desde el regulador de carga 66) y sobre las trayectorias del banco H (propuesto por el navegador de núcleo) - predice las trayectorias Ts de las variables de estado y posiblemente otras variables derivadas de las mismas para un cuadro de tiempo futuro dado, por ejemplo, para las próximas 24 horas. En particular, además de las variables de estado ya mencionadas, la potencia del reactor térmico PR, la diferencia de flujo axial AO y la temperatura del refrigerante ACT del reactor, se puede derivar y predecir el desarrollo temporal de otras variables. Utilizando una ecuación de balance de reactividad, se puede predecir la trayectoria del banco P. Por otra parte, el predictor de núcleo predice la concentración integral y la distribución espacial de venenos del reactor como xenón (Xe) y samario (Sm) en el núcleo del reactor 6 que afectan significativamente a la reactividad del núcleo del reactor. En resumen, el predictor de núcleo deriva una trayectoria Ts correspondiente de variables de estado y posición de banco P a partir de una programación de carga dada, envenenamiento calculado y trayectorias Ta propuestas para los actores lentos como concentración de boro y posiciones de banco H móvil (si existe) y barras grises (si existen).

[0046] Por otra parte, el regulador de núcleo 68 comprende un módulo llamado navegador de núcleo. El navegador de núcleo es responsable de la proposición y optimización de las trayectorias de los accionadores lentos: concentración de boro, banco H (si existe) y barras grises (si existen), con cierto grado de libertad.

[0047] El navegador de núcleo es capaz de evaluar la trayectoria actual asignándole un único factor de mérito 1, considerando la trayectoria Ta actual de las variables de accionamiento y la trayectoria Ts acorde de las variables de estado, teniendo en cuenta el envenenamiento del reactor. Esta asignación se basa en una tabla de valores, cuyo ejemplo se muestra en la FIG. 6. La tabla de valores contiene valores de ponderación o de penalización para una serie de eventos o estados adversos del núcleo del reactor que se caracterizan por condiciones o valores preestablecidos de las variables de accionamiento, de las variables de proceso y/o de las variables derivadas de las mismas. En este contexto, el término "condición" o "valor" debe entenderse en un sentido amplio.

[0048] Por razones de claridad y descriptividad, el valor de penalización respectivo, una cantidad escalar, puede indicarse como un valor monetario, por ejemplo, como un precio en euros (€) (FIG. 6). En particular, se minimizará el número de movimientos bancarios y, por lo tanto, a cada etapa bancaria se le puede asignar un cierto valor. De manera similar, a las acciones de boración y dilución por el sistema de BODE se les asignan valores de penalización. Aún más importante, ciertos parámetros o variables, derivables de las variables de estado y/o de las variables de accionamiento, no deben exceder bandas dadas (valores mínimos y/o máximos dados por la protección del reactor y los sistemas de limitación del reactor) por razones de seguridad operativa. De ahí que se asignen valores de penalización relativamente altos a la superación de determinadas limitaciones o (pre)límites (que pueden ajustarse dinámicamente) y a eventos similares.

[0049] Las FIG. 7 y 8 muestran algunos ejemplos para tales condiciones preestablecidas. La FIG. 7 muestra la penalización para gran AO: el valor de penalización es una función preestablecida de AO. Los vértices se pueden preestablecer utilizando el teclado y/o el ratón de la estación del operador. La FIG. 8 muestra la penalización para una gran densidad de potencia. Los vértices en este caso se pueden preestablecer manualmente o se reciben de manera continua del sistema de limitación del reactor. Las contribuciones individuales para el factor de mérito también pueden depender de los límites dinámicos generados por el sistema de limitación del reactor. Las trayectorias para dichos límites dinámicos pueden ser calculadas por el predictor de núcleo.

[0050] Por supuesto, la lista dada de valores de penalización que se muestra en la FIG. 6 y las funciones de penalización que se muestran en las FIG. 7 y 8

sólo son ejemplares. En general, la lista puede ampliarse y/o modificarse. En este caso, el algoritmo del factor de mérito también debe adaptarse. Puesto que el factor del mérito 1 (precio total) es preferentemente la suma simple de los valores de penalización individuales (precios individuales), esta adaptación es trivial.

[0051] El navegador de núcleo varía las trayectorias para la boración/dilución, y los movimientos del banco H (si existe) y barras grises (si existen) cíclicos utilizando un generador aleatorio. Dado que la boración y la dilución, así como los movimientos de las barras son eventos distintos (véase la FIG. 9), las modificaciones de los mismos pueden parecerse a una diferencia de tiempo de las líneas "ENCENDID0" y "APAGAD0" de estas acciones, así como a un cambio aleatorio de las amplitudes correspondientes. El navegador de núcleo también puede intentar eliminar alguna acción, o crear una nueva, para dividir la acción existente en dos acciones de menor amplitud o duración separadas por cierto intervalo temporal, o para combinar dos acciones vecinas en una sola. En cada ciclo de iteración de este tipo, el predictor de núcleo corrige la trayectoria del banco P en consecuencia y calcula las trayectorias para las variables de estado del reactor Ts. De nuevo, en cada etapa de iteración, el navegador de núcleo calcula y asigna un único factor de mérito 1 a la trayectoria así modificada. El navegador de núcleo acepta la modificación si la trayectoria modificada da un mejor factor de mérito 1 que el actual. En este caso, las trayectorias modificadas sustituyen a las actuales. De lo contrario, se descarta la modificación, y se intenta una nueva variación aleatoria de la trayectoria actual.

[0052] En términos generales, las trayectorias actuales de boración/dilución, y los movimientos del banco H (si existe) y las barras grises (si existen) se eligen de modo que el factor de mérito 1 tiene un extremo local. Este algoritmo de optimización se ejecuta todo el tiempo cíclico en segundo plano haciendo miles de iteraciones por segundo y aparece para el operador en la pantalla 82 del regulador de núcleo 68 como una imagen que cambia lentamente de forma continua (FIG. 9).

[0053] En paralelo con el proceso de optimización rápida descrito anteriormente y que se ejecuta con la máxima velocidad posible en segundo plano, se ejecuta el denominado proceso en tiempo real. El proceso en tiempo real se ejecuta preferentemente con la etapa de tiempo de 200 ms y desplaza todas las trayectorias en la pantalla del operador 82 según la FIG. 9 a la izquierda. Cada 200 ms, todas las trayectorias se desplazan 200 ms hacia la izquierda, la escala temporal en el eje horizontal permanece inmóvil. El tiempo de funcionamiento aparece para el operador como un lento deslizamiento continuo de todas las trayectorias a la izquierda. A través de este lento deslizamiento, las acciones como la boración/dilución, así como los movimientos del banco H (si existe) y las barras grises (si existen), propuestos por el navegador de núcleo, alcanzarán en algún momento la línea "ahora". En ese momento, se propondrán las acciones correspondientes para su ejecución. La ejecución se puede realizar de forma manual, semiautomática (botón de autorización) o totalmente automática. Simultáneamente, los puntos de partida (t=0) de todas las trayectorias se actualizarán utilizando valores medidos de la potencia del reactor PR, de la temperatura del refrigerante ACT y de la diferencia de flujo axial AO. El segmento de pantalla a la izquierda de la línea "ahora" muestra los valores medidos anteriormente. Si en modo manual o semiautomático las acciones propuestas serán ignoradas por el operador, el predictor de núcleo actualizará de forma inmediata todas las trayectorias en consecuencia, su algoritmo estándar descrito anteriormente es suficiente para ello, no se necesita ningún algoritmo especial. De manera similar, la programación de carga puede ser actualizada en cualquier momento por el operador de la red o por el operador de la planta. El algoritmo descrito anteriormente es suficiente para hacer frente a tal redistribución, no se necesita ningún algoritmo adicional. Lo mismo ocurre con la posible modificación manual de la tabla de valores durante la operación; el algoritmo descrito anteriormente es suficiente por sí mismo para hacer frente a dicho cambio.

[0054] En resumen, en lugar de tratar de resolver el problema de control ambicioso y matemáticamente sobredeterminado de encontrar una acción de control que transfiera el reactor nuclear del estado A al estado B bajo diversas restricciones (problema inverso), el procedimiento según la invención itera el problema directo acorde muchas veces intentando acciones de control modificadas aleatoriamente y eligiendo la que tenga asignada al factor de mérito más alto/más bajo (dependiendo de la definición y del signo).

[0055] Dicho de otro modo, el regulador de núcleo 68 considera posibles trayectorias Ta de variables de accionamiento (como movimientos de barras, acciones de boración y dilución) para un cuadro temporal de optimización dado, por ejemplo, para las siguientes 24 horas, calcula el factor de mérito 1 para cada posible trayectoria Ta. Modificando e iterando las trayectorias Ta, el regulador de núcleo 68 busca la mejor trayectoria Ta que da el factor de mérito 1 más alto/más bajo, muestra esta trayectoria Ta mejor encontrada, preferentemente junto con la trayectoria Ts de estado correspondiente, y propone acciones de control en tiempo real. Por lo tanto, el factor de mérito 1 puede considerarse como un valor general cuantificado de las desventajas combinadas, ponderándolas o equilibrándolas automáticamente. El principio de funcionamiento pertenece al área de la inteligencia artificial y es similar al de los navegadores terrestres u ordenadores de ajedrez subyacentes.

[0056] El sistema se complementa preferentemente con dispositivos de entrada y salida adecuados. Una pantalla de salida de muestra del regulador de núcleo 68, mostrada en la FIG. 9, muestra las trayectorias Ts para las variables de estado predichas para las siguientes 24 horas por el predictor de núcleo y las trayectorias Ta para los accionadores propuestos por el navegador de núcleo.

[0057] En la siguiente sección se describen algunos detalles de implementación, que también incluyen la inicialización del sistema, para una realización específica basada en las FIG. 1 y 2.

[0058] El algoritmo preferible se muestra en la FIG. 10.

1. La predicción comienza con la programación de carga de la FIG. 5 que proporciona potencia eléctrica en función del tiempo, preferentemente durante las siguientes 24 horas. La programación de carga procede del operador de red 22 y se almacenará en el regulador de carga 66. La programación de carga puede ser redistribuida en cualquier momento por el operador de la red, después de la emisión de posibles cambios por parte del operador de la planta, será válida para el funcionamiento. Si el operador de la red no proporciona al operador de la planta la programación de carga, el operador de la planta puede compilar su propio "plan de mejor estimación". Incluso es útil un plan muy aproximado para saber si la producción eléctrica disminuirá, aumentará o se mantendrá constante en las próximas 24 horas.

2. Utilizando la programación de carga y teniendo en cuenta la eficiencia de la planta n y el retardo entre la potencia térmica y la potencia eléctrica t, el módulo predictor de núcleo 90 calcula la trayectoria para la potencia térmica del reactor PRt durante las próximas 24 horas. El módulo predictor 92 predice la trayectoria para la reactividad de potencia (Dopplerj pp = Épr PRt

3. El módulo predictor 96 calcula la trayectoria para la potencia de fisión y la tasa de fisión: PRfs = PRt -Pdesintegración, Rfis = Pfis/Efis

4. Utilizando la trayectoria a para la tasa de fisión, el módulo 98 calcula las trayectorias para la concentración de Xe y Sm y su reactividad p veneno.

5. Utilizando las trayectorias para la reactividad de potencia pP y la reactividad de veneno pveneno y teniendo en cuenta la ACT, que está controlada por el controlador de ACT 48 con características conocidas, el módulo predictor 94 calcula la trayectoria para el banco P. Este cálculo se basa en la ecuación de balance de reactividad ¿p=0. 6. Si algunas partes de la trayectoria así calculada del banco P abandonan la banda, permitida por el sistema de limitación de inserción de barras (para el período de tiempo futuro deberían usarse las trayectorias predichas para los límites), el módulo 104 sustituye el movimiento de barra por boración/dilución o por inserción/retirada de barras grises durante intervalos temporales correspondientes utilizando la ecuación de balance de reactividad !p=0. Si se desea la capacidad de aumento rápido de potencia al 100 %, se puede garantizar mediante la limitación del banco P retirado. En este caso, un módulo especial calcula la trayectoria para la reactividad del banco P necesaria para el rápido aumento de potencia desde la potencia actual hasta el 100 % y limita la retirada del banco P en consecuencia. La garantía de aumento de potencia del 100 % se puede activar durante todo el intervalo de predicción, o para una parte del mismo.

7. En función de las trayectorias para la potencia térmica del reactor PRt, la potencia de fisión del reactor PRfis, así como las posiciones de los bancos P y H, las 1a trayectorias de aproximación para la potencia térmica en la mitad superior y la mitad inferior del núcleo P_U, P_D, la diferencia de flujo axial AO y la distribución de 2 puntos de los venenos del reactor Xeu, XeD, Smu, SmD se calcularán mediante el módulo 100. Esta 1a aproximación es necesaria sólo para la inicialización de las trayectorias. Durante la operación cíclica posterior, este cálculo intermedio se suprimirá.

8. Utilizando la primera aproximación para la trayectoria de diferencia de flujo axial AO calculada por el módulo 100, el módulo 102 del navegador de núcleo realiza la primera propuesta para la trayectoria del banco H. Esta 1a aproximación es necesaria sólo para la inicialización de las trayectorias. Durante la operación cíclica posterior, este cálculo intermedio se suprimirá.

9. El módulo 104 actualiza la trayectoria para la boración, dilución e inserción de barras grises teniendo en cuenta la 1a aproximación de la trayectoria del banco H calculada por el módulo 102. Esta actualización sólo es necesaria para la inicialización de las trayectorias. Durante la operación cíclica posterior, este cálculo intermedio se suprimirá.

10. En función de las trayectorias para la potencia térmica del reactor PRt, la potencia de fisión del reactor PRfis, así como las posiciones de los bancos P y H, las trayectorias para la potencia térmica en la mitad superior y la mitad inferior del núcleo P_U, P_D, la diferencia de flujo axial AO y la distribución de 2 puntos de los venenos del reactor, Xeu, XeD, Smu, SmD se calcularán por el módulo 106.

[0059] Ahora que todas las trayectorias están inicializadas, puede comenzar el proceso de modificación. La primera rutina de modificación es la actualización del tiempo de ejecución.

1. En cada ciclo de actualización de preferentemente 200 ms, todas las trayectorias se desplazarán 200 ms hacia la izquierda. Los orígenes de las variables de proceso medibles y las variables de accionamiento se actualizarán según los valores medidos actuales.

2. Se designarán los módulos 90, 92, 96, 98, 94 y 106 a actualizar las trayectorias correspondientes según las variables de proceso medidas actualmente y la posición del banco P.

[0060] La segunda rutina de modificación tiene como objetivo la optimización de las trayectorias del banco H, boración, dilución y barras grises y se ejecuta de forma permanente en segundo plano. Se trata de una rutina cíclica rápida, en tiempo no real, que se ejecuta lo más rápido posible realizando preferentemente 100 ciclos de optimización cada segundo.

1. El módulo 108 del navegador de núcleo realiza pequeñas modificaciones aleatorias de las trayectorias de banco, boración, dilución y barras grises. Dado que la boración y la dilución, así como los movimientos de las barras son eventos distintos (véase la FIG. 9), las modificaciones de los mismos pueden parecerse a una diferencia de tiempo aleatoria de las líneas "ENCENDID0" y "APAGAD0" de estas acciones, así como a un cambio aleatorio de las amplitudes correspondientes. El navegador de núcleo también puede intentar eliminar alguna acción, o crear una nueva acción, para dividir la acción existente en dos acciones de menor amplitud o duración separadas por cierto intervalo temporal, o para combinar dos acciones vecinas en una sola.

2. El módulo 94 actualiza la trayectoria del banco P utilizando la ecuación de balance de reactividad Ip = 0 y el módulo 106 actualiza las trayectorias para P_U, P_D, AO y Xe^u, Xe^o, Sm^u, Sm^D.

3. El módulo 110 calcula los factores de mérito para los conjuntos de trayectorias actuales y modificadas utilizando la tabla de valores de la FIG. 6. Si la trayectoria modificada produce un mejor factor de mérito que el actual, la trayectoria actual será sustituida por la modificada, si no, la modificación será descartada. Después de eso, se iniciará un nuevo intento de modificación.

[0061] Una acción de redistribución conduce a la modificación distinta de la programación de carga. El módulo 90 es capaz de remodelar su trayectoria efectiva actual para la potencia eléctrica lenta y de manera continua a la nueva. Tal transformación puede tardar unos minutos a partir de la trayectoria actual y remodelarla continuamente según la nueva solicitud del regulador de carga. Esta lenta transformación permite que ambas rutinas de ejecución cíclicas reformen todas las trayectorias sin introducir algoritmos especiales adicionales. Existe también una posibilidad alternativa de inicializar las trayectorias. Inmediatamente después del encendido o reinicio del regulador de núcleo 68, se asumirá un estado estacionario para todas las trayectorias durante las siguientes 24 horas (trayectorias constantes según las variables de estado y de accionamiento medidas) y se iniciarán ambas rutinas cíclicas. La lenta remodelación de la trayectoria efectiva para la potencia eléctrica por el módulo 90 mientras se ejecutan las rutas cíclicas remodelará todas las trayectorias. En este caso, las trayectorias para el banco H, boración, dilución y barras grises no se inicializarán explícitamente, sino que se crearán muchísimas acciones aleatorias del módulo 108. En este caso, los módulos 100, 102 y 104 pueden suprimirse.

[0062] Debido al tiempo de ejecución y al consiguiente deslizamiento de todas las trayectorias hacia la izquierda (FIG. 9), las acciones como la boración/dilución, así como los movimientos de banco H (si existe) y de las barras grises (si existen), propuestos por el navegador de núcleo, alcanzarán en algún momento la línea "ahora". En ese momento, se propondrán las acciones correspondientes para su ejecución.

La ejecución se puede realizar de forma manual, semiautomática (botón de autorización) o totalmente automática.

[0063] Si en modo manual o semiautomático las acciones propuestas son descartadas por el operador, el predictor de núcleo actualizará rápidamente todas las trayectorias en consecuencia, su algoritmo estándar descrito anteriormente es suficiente para ello, no se necesita ningún algoritmo especial.

[0064] La planificación general así calculada para las siguientes 24 horas incluyendo todas las trayectorias de variables de estado, variables de acción y el factor de mérito general se visualiza en la pantalla 82 del regulador de núcleo 68 todo el tiempo. La imagen se desplaza lentamente hacia la izquierda y mejora continuamente. También se mostrará un factor de mérito e ilustra esta mejora continua.

[0065] Además de su función principal, el regulador de núcleo permite estudiar las posibilidades de la central eléctrica en relación con el funcionamiento flexible durante las próximas 24 horas. Para ello, se puede cambiar provisionalmente la programación de carga en la pantalla del regulador de carga moviendo los vértices del gráfico con el ratón. En pocos segundos o minutos, dependiendo del rendimiento del ordenador, se puede observar el impacto de este cambio provisional en todas las trayectorias que describen todas las variables de estado.

Listado de numerales de referencia

[0066]

2 reactor de agua a presión (PWR)

4 central nuclear

6 núcleo del reactor

8 vasija a presión del reactor

10 circuito de refrigeración primario

12 bomba de refrigerante del reactor

14 generador de vapor

16 circuito de refrigeración secundario

18 turbina de vapor

20 generador eléctrico

22 red eléctrica

24 condensador

26 bomba de agua de alimentación

28 tanque de agua de alimentación

30 válvula de turbina

32 línea de alimentación de vapor

34 línea de derivación

36 válvula de derivación

40 controlador de turbina

42 controlador de derivación

44 barras de control

46 controlador de flujo de neutrones

48 controlador de temperatura de refrigeración promedio (PWR, DWR) o de presión de vapor vivo (WWER) 50 instrumentación extranuclear

52 bomba de alimentación

54 bomba de alimentación

56 válvula de control

58 válvula de control

64 controlador de BODE

66 regulador de carga

68 regulador de núcleo

70 instrumentación intranuclear

80 pantalla del regulador de carga

82 pantalla del regulador de núcleo

90 módulo predictor para la potencia térmica del reactor

92 módulo predictor para la reactividad de la potencia (Doppler)

94 módulo predictor para la temperatura del refrigerante promedio y posición del banco P

96 módulo predictor para la potencia de fisión

98 módulo predictor para el envenenamiento del reactor (Xe, Sm)

1001er módulo predictor para la densidad de potencia y densidad de veneno en el núcleo del reactor 102 módulo navegador para la primera proposición de la posición del banco H

104 módulo navegador para BODE y barras grises

1062° módulo predictor para la densidad de potencia y la densidad de veneno en el núcleo del reactor 108 módulo navegador que aleatoriza las trayectorias para el banco H, BODE y barras grises

110 módulo navegador que calcula el factor de mérito

ACT temperatura del refrigerante promedio

AO Diferencia de flujo axial

BODE ácido bórico/agua desmineralizada

DWR DruckWasserReaktor (alemán), reactor de agua a presión

PR potencia del reactor

PWR reactor de agua a presión

Ta trayectoria de las variables de accionamiento

Ts trayectoria de las variables de estado

WWER reactor energético de agua-agua (PWR desarrollado en la Unión Soviética)

I factor de mérito

Claims

REIVINDICACI0NES

1. Procedimiento de regulación de un reactor nuclear de agua a presión (2),

comprendiendo el reactor nuclear de agua a presión (2) un núcleo del reactor (6) y un circuito de refrigeración (10) del núcleo del reactor (6) que contiene un refrigerante de reactor,

el estado del reactor siendo caracterizado por un número de variables de estado medibles, y la reactividad del núcleo del reactor siendo controlada por un número de variables de accionamiento y afectada por el envenenamiento del reactor,

donde, para una trayectoria dada dependiente del tiempo (Ta) de las variables de accionamiento, las trayectorias acordes (Ts) para las variables de estado se predicen en función de los valores actuales medidos de las variables de estado, de los valores de envenenamiento calculados y de una ecuación de balance de reactividad, comprendiendo el procedimiento

recibir una programación de carga que da una potencia eléctrica en función del tiempo;

considerar de manera iterativa un gran número de trayectorias posibles variadas (Ta) de las variables de accionamiento de manera aleatoria para un intervalo de tiempo futuro, donde la variación de las trayectorias (Ta) de las variables de accionamiento se realiza bajo la restricción de la programación de carga dada para la potencia del reactor,

donde cada trayectoria (Ta) de las variables de accionamiento se le asigna un factor de mérito (!) en función de una tabla de valores que contiene valores de ponderación o de penalización para una serie de eventos o de estados adversos del núcleo del reactor que se caracterizan por condiciones o valores preestablecidos de las variables de accionamiento, de las variables de proceso y/o de las variables derivadas de las mismas,

donde la trayectoria (Ta) de las variables de accionamiento se elige de modo que el factor de mérito ( !) tiene un extremo local, y

donde los accionadores correspondientes se mueven en consecuencia.

2. Procedimiento según la reivindicación 1, donde las variables del proceso comprenden uno o varios de los elementos siguientes: potencia del reactor térmico (PR), temperatura del refrigerante del reactor (ACT), presión de vapor vivo (p) y/o diferencia de flujo axial (AO) de la densidad de potencia del núcleo del reactor, o cantidades equivalentes.

3. Procedimiento según la reivindicación 1 o 2, donde el reactor nuclear de agua a presión (2) comprende además un número de barras de control (44) insertables en el núcleo del reactor (6), preferentemente agrupadas en bancos de control, y un sistema de boración y dilución para ajustar la concentración de boro del refrigerante del reactor, y donde las variables de accionamiento son características de las posiciones o movimientos de las barras de control y/o de las acciones de boración y/o de las acciones de dilución.

4. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, donde la variación de las trayectorias (Ta) de las variables de accionamiento se realiza además bajo la restricción de un envenenamiento dado del núcleo del reactor.

5. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, donde los valores actuales medidos de las variables de estado se actualizan en tiempo real.

6. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, donde el algoritmo de cálculo utiliza un generador de números aleatorios.

7. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, donde el intervalo de tiempo futuro considerado es mucho mayor que una hora, que tiene normalmente un orden de magnitud de unas 24 horas.

8. Sistema de regulación de un reactor nuclear con un módulo de regulación informatizado en el que se implementa el procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, donde la trayectoria (Ta) óptima calculada de las variables de accionamiento se utiliza para controlar los accionadores correspondientes.