RU2012115980A - Способ содействия работе ядерного реактора - Google Patents
Способ содействия работе ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2012115980A RU2012115980A RU2012115980/07A RU2012115980A RU2012115980A RU 2012115980 A RU2012115980 A RU 2012115980A RU 2012115980/07 A RU2012115980/07 A RU 2012115980/07A RU 2012115980 A RU2012115980 A RU 2012115980A RU 2012115980 A RU2012115980 A RU 2012115980A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- core
- program
- facilitating
- work
- specified
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
- G21C17/108—Measuring reactor flux
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
1. Способ содействия работе ядерного реактора, отличающийся тем, что содержит этапы, которые заключаются в:- создании запроса на содействие в работе указанного реактора посредством интерфейса (31) человек-машина, который взаимодействует с компьютером (32) содействия работе, предназначенным для указанного содействия работе и использующим программу (32а) трехмерных нейтронных вычислений, решающую уравнение диффузии, именуемую программой содействия работе;однонаправленной передаче из системы (10), предназначенной для мониторинга работы активной зоны реактора, в указанный компьютер (32) содействия работе набора данных (13), отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, где указанные данные (13) определяются трехмерной нейтронной программой (12), корректирующей изотопный баланс активной зоны по мере выгорания топлива и периодически решающей уравнение диффузии в режиме реального времени, которая именуется программой мониторинга, где указанная программа (12) мониторинга установлена на втором, отличающемся компьютере, именуемом компьютером мониторинга, который предназначен для указанной системы (10) мониторинга;- определении эволюции в поведении реактора с использованием указанной программы (32а) содействия работе, где указанные данные (13) отражают состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, и указанные запрос на содействие в работе используется в качестве входных данных для указанной программы (32а) содействия работе.2. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отлич
Claims (16)
1. Способ содействия работе ядерного реактора, отличающийся тем, что содержит этапы, которые заключаются в:
- создании запроса на содействие в работе указанного реактора посредством интерфейса (31) человек-машина, который взаимодействует с компьютером (32) содействия работе, предназначенным для указанного содействия работе и использующим программу (32а) трехмерных нейтронных вычислений, решающую уравнение диффузии, именуемую программой содействия работе;
однонаправленной передаче из системы (10), предназначенной для мониторинга работы активной зоны реактора, в указанный компьютер (32) содействия работе набора данных (13), отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, где указанные данные (13) определяются трехмерной нейтронной программой (12), корректирующей изотопный баланс активной зоны по мере выгорания топлива и периодически решающей уравнение диффузии в режиме реального времени, которая именуется программой мониторинга, где указанная программа (12) мониторинга установлена на втором, отличающемся компьютере, именуемом компьютером мониторинга, который предназначен для указанной системы (10) мониторинга;
- определении эволюции в поведении реактора с использованием указанной программы (32а) содействия работе, где указанные данные (13) отражают состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, и указанные запрос на содействие в работе используется в качестве входных данных для указанной программы (32а) содействия работе.
2. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что указанная программа (12) мониторинга функционирует непрерывно, как правило, с периодичностью порядка одной минуты.
3. Способ содействия работе ядерного реактора по любому из предыдущих пунктов, отличающийся тем, что система мониторинга представляет собой систему наблюдения, или мониторинга, активной зоны, выполняющую измерение нейтронного потока посредством набора детекторов для измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, и набора датчиков для измерения температуры охладительной жидкости на выходе тепловыделяющих сборок активной зоны.
4. Способ содействия работе ядерного реактора по любому из пп.1-2, отличающийся тем, что указанная система мониторинга представляет собой систему наблюдения или мониторинга активной зоны, выполняющую измерение нейтронного потока посредством набора детекторов для измерения нейтронного потока, введенных внутрь корпуса реактора, в, по меньшей мере, часть тепловыделяющих сборок указанной активной зоны, где каждый из указанных детекторов включает ряд ионизационных камер для измерения нейтронного потока.
5. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что указанная программа (32а) содействия работе идентична программе (12) для мониторинга работы активной зоны.
6. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что указанная программа (32а) содействия работе учитывает оперативные и управляющие ограничения реактивности указанного реактора.
7. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что указанный этап создания запроса на содействие работе содержит этап, на котором оператор выбирает запрос среди одного из следующих запросов:
создание прогнозирующих переходных режимов,
оценка способности ядерной установки к работе в режиме] следования за нагрузкой,
линейная экстраполяция обратных величин скоростей счета камер исходного уровня,
прогнозирование эволюции в пределах критичности, в частности, в фазах останова реактора,
мониторинг концентраций ксенона и/или самария после останова реактора,
выполнение вычислений баланса реактивности в субкритических фазах и определение критических параметров,
вычисление максимального уровня мощности, достижимого в случае мгновенного возврата к работе,
оптимизация времени стабилизации активной зоны с целью выполнения периодических испытаний,
автоматизация обработки периодических испытаний, соответствующей активной зоне,
вычисление изотопного и материального баланса активной зоны посредством прогнозирующих вычислений выгорания топлива.
8. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что указанный запрос на содействие в работе указанного реактора включает рабочие параметры, значения которых определяются оператором, где указанные рабочие параметры могут варьироваться в зависимости от времени.
9. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что включает этап периодической коррекции модели активной зоны на основе указанной программы (32а) содействия работе и/или указанной программы (11) мониторинга, где указанный этап периодической коррекции включает этап модификации собственных параметров модели активной зоны.
10. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что включает этап отображения результатов указанного этапа, предназначенного для определения эволюции поведения реактора, средствами отображения указанного интерфейса (31) человек-машина.
11. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что включает этап восстановления набора указанных данных (13), отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, определенные указанной программой (10) мониторинга, в памяти и/или в средствах (35) сохранения в памяти.
12. Способ содействия работе ядерного реактора по п.11, отличающийся тем, что включает этап выбора оператором набора данных (13), отражающих в данный момент времени состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, хранящиеся в указанной памяти и/или средствах (35) сохранения в памяти, где указанная память и/или средства (35) сохранения в памяти включают ряд последовательных наборов данных, соответствующих различным заданным моментам времени сохранения в памяти.
13. Способ содействия работе ядерного реактора по пп.11 или 12, отличающийся тем, что указанный этап сохранения в памяти набора указанных данных (13), отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, определенные указанной программой (10) мониторинга, в указанной памяти и/или средствах (35) сохранения в памяти, может быть в любой момент времени запрошен оператором.
14. Способ содействия работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что включает этап восстановления в сети набора данных (13), отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, определенные указанной системой (12) мониторинга активной зоны, где восстановленный в сети набор данных (13) пригоден выполнения оператором запроса через интерфейс (31) человек-машина и используется в качестве входных данных в указанной программе (32а) содействия работе.
15. Способ содействия в работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что включает этап реализации, по меньшей мере, одной дополнительной функциональной возможности, которая не связана с прогнозированием и используется указанным компьютером содействия работе.
16. Способ содействия в работе ядерного реактора по предыдущему пункту, отличающийся тем, что набор данных, отражающих состав, геометрические и нейтронные характеристики активной зоны, а также рабочие условия активной зоны, не определяемых указанной программой (12) мониторинга, используется в качестве входных данных в указанную программу (32а) содействия работе.
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR0956498A FR2950466B1 (fr) | 2009-09-22 | 2009-09-22 | Procede d'aide a l'exploitation d'un reacteur nucleaire. |
| FR0956498 | 2009-09-22 | ||
| PCT/EP2010/063810 WO2011036120A1 (fr) | 2009-09-22 | 2010-09-20 | Procédé d'aide a l'exploitation d'un réacteur nucléaire |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2012115980A true RU2012115980A (ru) | 2013-10-27 |
| RU2550689C2 RU2550689C2 (ru) | 2015-05-10 |
Family
ID=42112165
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012115980/07A RU2550689C2 (ru) | 2009-09-22 | 2010-09-20 | Способ содействия работе ядерного реактора |
Country Status (14)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20120219101A1 (ru) |
| EP (1) | EP2481052B1 (ru) |
| JP (2) | JP2013505454A (ru) |
| KR (1) | KR20120075472A (ru) |
| CN (1) | CN102667950B (ru) |
| BR (1) | BR112012006413A2 (ru) |
| CA (1) | CA2775035A1 (ru) |
| FR (1) | FR2950466B1 (ru) |
| MX (1) | MX2012003454A (ru) |
| MY (1) | MY159340A (ru) |
| PL (1) | PL2481052T3 (ru) |
| RU (1) | RU2550689C2 (ru) |
| WO (1) | WO2011036120A1 (ru) |
| ZA (1) | ZA201202296B (ru) |
Families Citing this family (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9424376B2 (en) * | 2011-11-18 | 2016-08-23 | Terrapower, Llc | Enhanced neutronics systems |
| CN103150424B (zh) * | 2013-02-05 | 2014-05-28 | 西安交通大学 | 一种获取反应堆堆芯三维中子通量密度精细分布的方法 |
| US9761335B2 (en) * | 2013-10-21 | 2017-09-12 | Westinghouse Electric Company Llc | Method for monitoring boron dilution during a reactor outage |
| CN105280253B (zh) * | 2013-11-19 | 2018-12-18 | 国核（北京）科学技术研究院有限公司 | 操作反应堆堆芯功率的方法及系统 |
| US10191464B2 (en) | 2015-08-14 | 2019-01-29 | Nuscale Power, Llc | Notification management systems and methods for monitoring the operation of a modular power plant |
| CN108062989B (zh) * | 2016-11-09 | 2019-07-09 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 核电站设计运行支持方法及系统 |
| 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 |
| CA3087416A1 (en) | 2018-01-11 | 2019-07-18 | Shell Internationale Research Maatschappij B.V. | Wireless reactor monitoring system using passive sensor enabled rfid tag |
| JP7192150B2 (ja) * | 2019-05-07 | 2022-12-19 | フラマトム・ゲーエムベーハー | 加圧水型原子炉の管理方法および応分の管理システム |
| CN111508620B (zh) * | 2020-04-30 | 2023-03-24 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆机动性自调节方法 |
| JP7373475B2 (ja) * | 2020-08-26 | 2023-11-02 | 三菱重工業株式会社 | 解析装置、解析方法及びプログラム |
| CN112597631B (zh) * | 2020-12-03 | 2023-08-01 | 中广核工程有限公司 | 轴向功率偏差的超实时计算方法、电子设备及存储介质 |
| CN112785064A (zh) * | 2021-01-26 | 2021-05-11 | 中国人民解放军海军工程大学 | 一种基于事故状态推演优化的核事故处置对策生成方法 |
| JP7581157B2 (ja) * | 2021-08-23 | 2024-11-12 | 株式会社東芝 | 原子炉内出力分布推定装置、方法及びプログラム |
| JP7625498B2 (ja) * | 2021-09-14 | 2025-02-03 | 株式会社東芝 | 原子炉内出力分布推定方法及び原子炉内出力分布推定装置 |
| JP7689502B2 (ja) * | 2022-01-31 | 2025-06-06 | 三菱重工業株式会社 | 原子力発電プラントの運用プラン作成支援装置、運用プラン作成支援方法、及び、プログラム |
| CN116525161A (zh) * | 2023-05-16 | 2023-08-01 | 华能山东石岛湾核电有限公司 | 一种高温气冷堆核功率相关参数的监测方法及其系统 |
Family Cites Families (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5024801A (en) * | 1989-05-01 | 1991-06-18 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor core model update system |
| JPH06222191A (ja) * | 1993-01-28 | 1994-08-12 | Mitsubishi Electric Corp | プラント状態予測運転方法 |
| SE509235C2 (sv) * | 1993-05-11 | 1998-12-21 | Asea Atom Ab | Förfarande för övervakning med avseende på dryout av en kokarreaktor |
| JP2001004780A (ja) * | 1999-06-18 | 2001-01-12 | Hitachi Ltd | 原子炉炉心監視装置 |
| FR2796196B1 (fr) * | 1999-07-05 | 2001-10-19 | Framatome Sa | Procede et dispositif de surveillance d'au moins un parametre de fonctionnement du coeur d'un reacteur nucleaire |
| US6493412B1 (en) * | 2000-10-11 | 2002-12-10 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of calibrating exit thermocouples in a nuclear reactor |
| US8250235B2 (en) * | 2003-05-19 | 2012-08-21 | Verizon Patent And Licensing Inc. | Method and system for providing secure one-way transfer of data |
| US8109766B2 (en) * | 2003-10-03 | 2012-02-07 | Global Nuclear Fuel-Americas Llc | Method for predicted reactor simulation |
| RU2315377C1 (ru) * | 2006-03-15 | 2008-01-20 | Открытое акционерное общество "Всероссийский научно-исследовательский институт по эксплуатации атомных электростанций" | Способ определения парового коэффициента реактивности |
| FR2914103B1 (fr) | 2007-03-19 | 2009-12-18 | Areva Np | Procede de determination de la distribution de puissance volumique du coeur d'un reacteur nucleaire |
| FR2924852B1 (fr) * | 2007-12-07 | 2010-02-19 | Areva Np | Procede de determination de la valeur d'un parametre representatif de la manoeuvrabilite d'un reacteur nucleaire, systeme de determination, programme d'ordinateur et support correspondant. |
-
2009
- 2009-09-22 FR FR0956498A patent/FR2950466B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
2010
- 2010-09-20 BR BR112012006413A patent/BR112012006413A2/pt not_active IP Right Cessation
- 2010-09-20 CA CA2775035A patent/CA2775035A1/fr not_active Abandoned
- 2010-09-20 JP JP2012530231A patent/JP2013505454A/ja active Pending
- 2010-09-20 US US13/497,385 patent/US20120219101A1/en not_active Abandoned
- 2010-09-20 PL PL10754756T patent/PL2481052T3/pl unknown
- 2010-09-20 EP EP10754756.4A patent/EP2481052B1/fr active Active
- 2010-09-20 WO PCT/EP2010/063810 patent/WO2011036120A1/fr not_active Ceased
- 2010-09-20 RU RU2012115980/07A patent/RU2550689C2/ru not_active IP Right Cessation
- 2010-09-20 MX MX2012003454A patent/MX2012003454A/es active IP Right Grant
- 2010-09-20 CN CN201080049989.5A patent/CN102667950B/zh active Active
- 2010-09-20 MY MYPI2012001234A patent/MY159340A/en unknown
- 2010-09-20 KR KR1020127010283A patent/KR20120075472A/ko not_active Ceased
-
2012
- 2012-03-29 ZA ZA2012/02296A patent/ZA201202296B/en unknown
-
2016
- 2016-01-15 JP JP2016006308A patent/JP2016095317A/ja not_active Withdrawn
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN102667950B (zh) | 2015-12-16 |
| JP2016095317A (ja) | 2016-05-26 |
| MX2012003454A (es) | 2012-07-20 |
| MY159340A (en) | 2016-12-30 |
| ZA201202296B (en) | 2013-06-26 |
| JP2013505454A (ja) | 2013-02-14 |
| CN102667950A (zh) | 2012-09-12 |
| EP2481052B1 (fr) | 2015-08-12 |
| BR112012006413A2 (pt) | 2016-04-19 |
| FR2950466A1 (fr) | 2011-03-25 |
| EP2481052A1 (fr) | 2012-08-01 |
| PL2481052T3 (pl) | 2016-01-29 |
| US20120219101A1 (en) | 2012-08-30 |
| FR2950466B1 (fr) | 2012-01-13 |
| RU2550689C2 (ru) | 2015-05-10 |
| WO2011036120A1 (fr) | 2011-03-31 |
| KR20120075472A (ko) | 2012-07-06 |
| CA2775035A1 (fr) | 2011-03-31 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2012115980A (ru) | Способ содействия работе ядерного реактора | |
| RU2448378C2 (ru) | Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора | |
| JP5954902B2 (ja) | 原子炉の炉心の出力分布をモニターする方法 | |
| EP1113457A1 (en) | System and method for optimization of multiple operational control-variables for a nuclear reactor | |
| EP2613324A1 (en) | Critical heat flux prediction device, critical heat flux prediction method and safety evaluation system | |
| JP6099876B2 (ja) | 炉心解析プログラムおよび解析装置 | |
| CN117747157A (zh) | 核反应堆的数据修正方法、装置、计算机设备和存储介质 | |
| JP5787542B2 (ja) | 核特性計算プログラムおよび解析装置 | |
| Hursin et al. | Impact of improved neutronic methodology on the cladding response during a PWR reactivity initiated accident | |
| CN114626110A (zh) | 压水堆系统设备源项计算方法、装置、设备及存储介质 | |
| Ndum et al. | Sensitivity analysis and uncertainty quantification of a digital twin-based simulator for small modular and microreactors | |
| JP4533911B2 (ja) | キセノン振動予測方法及びキセノン振動予測用コンピュータプログラム | |
| CN117594267A (zh) | 堆芯中子学模型的修正方法、装置、设备和存储介质 | |
| JPH06186380A (ja) | 原子炉炉心性能計算装置 | |
| Rozzia et al. | Capabilities of TRANSURANUS code in simulating power ramp tests from the IFPE database | |
| Raja et al. | Evaluation of modeling options for in-pellet power distribution and gap gas conductance for accurate fuel temperature predictions | |
| JPH04265899A (ja) | 原子炉シミュレータ | |
| JP7438926B2 (ja) | 取替炉心設計方法及び取替炉心設計システム | |
| RU2842326C2 (ru) | Способ управления реактором с водой под давлением и система управления | |
| JP2000162365A (ja) | 原子炉炉心性能計算装置 | |
| Thulu et al. | Data-Driven and Physics-Informed Surrogate Modeling for Heat Conduction in the Pressurizer Wall of Pressurized Water Reactors under Severe Accident Scenarios | |
| CN120409852A (zh) | 核电站运行的优化方法、系统、设备介质及产品 | |
| Xinguan et al. | Physics codes and methods for CANDU reactor | |
| Rogers et al. | Development of a Statistical Model of Uncertainty in Time-Dependent Channel Power Distribution Predictions | |
| JP2744167B2 (ja) | 原子炉出力分布監視装置 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20160921 |