WO2009001004A2 - Procede de determination d'une composante d'incertitude relative a la distribution de puissance dans le coeur d'un reacteur nucleaire - Google Patents

Procede de determination d'une composante d'incertitude relative a la distribution de puissance dans le coeur d'un reacteur nucleaire Download PDF

Info

Publication number
WO2009001004A2
WO2009001004A2 PCT/FR2008/051001 FR2008051001W WO2009001004A2 WO 2009001004 A2 WO2009001004 A2 WO 2009001004A2 FR 2008051001 W FR2008051001 W FR 2008051001W WO 2009001004 A2 WO2009001004 A2 WO 2009001004A2
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
nuclear reactor
reactor core
power
theoretical
point
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Ceased
Application number
PCT/FR2008/051001
Other languages
English (en)
Other versions
WO2009001004A3 (fr
Inventor
Gérard RIO
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Areva NP SAS
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 Areva NP SAS filed Critical Areva NP SAS
Priority to US12/663,578 priority Critical patent/US20100226468A1/en
Priority to CN200880025011A priority patent/CN101755308A/zh
Priority to EP08805938A priority patent/EP2176866A2/fr
Priority to JP2010510860A priority patent/JP2010529448A/ja
Publication of WO2009001004A2 publication Critical patent/WO2009001004A2/fr
Publication of WO2009001004A3 publication Critical patent/WO2009001004A3/fr
Anticipated expiration legal-status Critical
Ceased legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • G21D3/001—Computer implemented control
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • a method of determining an uncertainty component relating to the power distribution in the core of a nuclear reactor is a method of determining an uncertainty component relating to the power distribution in the core of a nuclear reactor.
  • the invention relates to a method for determining an uncertainty component relating to the power distribution in the core of a nuclear reactor.
  • the uncertainty component determined by the method according to the invention is one of the components of an overall uncertainty, designated as uncertainty E i t involved in a general process of reconstruction of a given power distribution for each operating state of a nuclear reactor.
  • Nuclear reactors such as nuclear reactors cooled by pressurized water, comprise a core consisting of fuel assemblies, each assembly consisting of a plurality of fuel rods, in particular uranium slightly enriched with fuel. isotope 235; the assemblies are arranged juxtaposed with their longitudinal axes in the vertical direction, that is to say along the height of the heart.
  • the longitudinal axes are thus marked by the dimension z, the abscissa x and ordinate allowing the determination of a point of the nuclear reactor in a horizontal plane.
  • a nuclear reactor core is sliced, or axial mesh, of a certain thickness, identified by the elevation z; a point of a nuclear reactor is furthermore located by its azimuthal position, from a defined angle in a horizontal plane, with respect to the z axis of the dimensions of the orthogonal three-dimensional coordinate system (x, y, z), and by its radial position, defined by a distance, in a horizontal plane, between the point considered and the axis of the ribs.
  • the power released by the assemblies does not distribute evenly within the reactor volume. There are places where the power is higher than others, typically in the center of the reactor compared to the periphery. We then speak of hot spots; it is at these points that the power supplied is closest to the design limits of the nuclear reactor core. As a result, the power distribution in a nuclear reactor core is not homogeneous; the realization of a complete map of power in the heart, called 3D power distribution, which is a fundamental operation for obvious security reasons, is therefore a complex operation.
  • the conduct and securing of nuclear reactors requires the determination of the energy provided by the fissions of uranium 235 nuclei, and thus the nuclear power, at each point of the nuclear reactor.
  • measurements are made to evaluate the power at different points of the reactor core.
  • the evaluation of this power involves measurements of the radiation emitted by the reactor core, and more particularly the neutron flux.
  • the measurement of a neutron flux always involves a neutron / matter interaction that will create particles capable of producing a measurable electric current. After each absorption of a neutron, the atoms of the sensitive material constituting the sensor will be transformed; the sensitive material as such will gradually disappear.
  • RIC system Reactor Instrumentation Heart
  • the RIC system coexists with a control system called RPN system (reactor nuclear protection), located outside the nuclear reactor core, and responsible for measuring some parameters of the power distribution (such imbalances axial and azimuth) and the power level with a very good response time, but less accurate measurements than the RIC system.
  • RPN system reactor nuclear protection
  • the RPN system is calibrated periodically because the proportionality between the external measurement and the actual reactor power level depends on the radial component of the power distribution, which itself varies with the depletion of the fuel.
  • the information provided by the RIC system can be used to perform such calibration. More generally, the RIC system is used in two distinct circumstances:
  • the RIC system is used to: - check that the power distribution at the beginning of the cycle is in accordance with the calculations design and in particular that the value of hot spots respects the design assumptions;
  • the RIC system is used in particular to: - check that the power distribution, and in particular the hot-spot factors, change with time as the design calculations have planned ;
  • This type of neutron sensor consists of a conventional ionization chamber and uses uranium as a neutron sensitive material.
  • the current delivered by the mobile detectors is proportional to the rate of the fission reaction in the detector and not directly to the power; it is thus often preferred to speak of activity and not of power; a phase of transposition of the activity measurements to a determination of power is introduced later in the analysis of the measurements made. This transposition gives rise to a particular uncertainty component, denoted R ⁇ 1 .
  • the mobile detectors are sent, by a switching device, in sealed tubes, called thermowells, placed in an instrumentation tube of 60 fuel assemblies selected for this purpose. The selected fuel assemblies are referred to as instrumented assemblies. Thus, each detector is intended to explore ten assemblies. Mechanisms involve group selectors to transfer sensors from one assembly to another.
  • the acquisition process comprises one or more additional so-called intercalibration passes.
  • the amount of the sensitive material, subject to the interaction with the neutrons decreases with the duration of irradiation of the detector or more exactly the fluence received by it.
  • the sensitivity that is to say the ratio between the current emitted and the flow seen by the detector will change over time: a correction is necessary at the level of stripping to account for this variation.
  • Each mobile probe will evolve differently from the others since it receives a fluence of its own, according to the power of the assemblages it explores. The intercalibration passes therefore have the function of allowing the measurement of the relative sensitivities. Sensitivity determination must be done before each complete flow map and is mandatory.
  • the calibration of the detectors is an operation which consists in acting on the electrical gain of the measurement chain in order to compensate for the decrease of the current delivered by the sensor with the depletion and to keep the indicated value constant.
  • This operation also makes it possible to correct the differences between detectors that may appear because each of them has its own electronic acquisition system. In practice, it is performed as follows:
  • All the group selectors are oriented to a so-called emergency position which allows each probe to go to explore the assemblies normally measured by the next higher rank probe (except the probe 6 which, by circular permutation, will explore the assemblies normally assigned to probe 1).
  • the result of the analysis of the measurements made by the mobile internal instrumentation system during the scan of the 60 assemblies selected for this purpose ie a partial distribution of three-dimensional reaction rate, is called a flow map. on the heart determined by the measurements made.
  • the RIC system does not cover the entire core radially. If the hot spot factor is in a non-instrumented assembly, it escapes the measurement. It is therefore necessary to supplement the information delivered by the mobile detectors. The additional information is provided by the theoretical calculation. The establishment of a 3D power distribution of a nuclear reactor core, detailed below, therefore always uses a combination of experimental information and calculated information. Other instrumentation systems than the RIC can equip industrial reactors.
  • Aeroball system is an instrumentation system involving moving parts constituted by steel ball trains containing 1 .5% of a sensitive isotope such as vanadium and circulating, being driven by compressed nitrogen, in ducts, which penetrate into the tank through the lid.
  • the neutron flux measurement is based on the activation of the beads when they are placed under a neutron flux; the counting of the activity of these is done by means of fixed detectors placed on racks located outside the tank but in the reactor building.
  • collectron type system which means electron collection, which obeys the following physical principles: Placed in a neutron flux, a body can emit electrons. The originality of a collectron lies in the fact that, under extremely small dimensions, the current delivered is quite high and that the emitted electrons are collected and measured in a continuous process without external bias voltage.
  • the signal from the measurement by the fission detectors is proportional to a fission rate in the sensitive part of the detector, ie to the product between the fission cross section and the flux. It is therefore necessary to calculate the fission cross section in order to be able to go back to the activation rate of the detector.
  • the theoretical models used explicitly represent the thermowell and the instrumentation tube in order to better approach the exact conditions of the measurement.
  • the fission cross section is calculated by taking into account the local conditions around the instrumentation tube and explicitly representing the thermowell and the instrumentation tube for flux calculation. This calculation is done for each assembly instrumented by a cell code, for example the code known to those skilled in the art under the name APOLLO 2F.
  • the flow distribution is then calculated by a diffusion code, for example the known code of those skilled in the art under the name "three-dimensional SMART nodal code".
  • the calculated information is then as follows:
  • the reconstruction process of the measured power distribution mainly involves three terms.
  • the first term is the rate of fission reaction in the detector, also called activity.
  • the second term involves the ratio between the average power of an instrumented assembly and the activity seen by a detector flowing in the thimble of this assembly. As already said, it is not the power but the activity that is measured; it is therefore necessary to have a method for passing from activity to power, a method whose general principles are given below: the absorption reaction of neutrons by the sensitive material of the detector is done in a band of characteristic energy of it. The knowledge of the amount of neutrons belonging to this energy band relative to the total number of neutrons is a problem of neutron spectrum.
  • the power / activity ratio is a parameter derived from 3D core calculations for all assemblies.
  • the third term is termed fine structure: it allows to pass from the average power of an assembly to the power of any pencil of this assembly. To do this, it is assumed that, for a given assembly, the ratio between the power of a pencil and the average power of the assembly to which this pencil belongs is independent of the origin of this power, reconstructed or calculated. In addition, a correction will be applied according to the differences calculation / measurement observed around the assembly. This correction leads to a two-dimensional linear interpolation of plane type. The interpolation is done for each assembly and at each z-side.
  • the error propagation process begins with an operation consisting first of calculating the differences between the values actually measured and the values calculated for each assembly instrumented by the instrumentation system. Taking into account the existence of the theoretical calculation and the measurement process previously exposed, for each of the instrumented assemblies, the value of the activity measured by the detectors and the corresponding value calculated under conditions as close as possible experimental conditions, and this, on each of the axial meshes.
  • the execution of the error propagation process is broadly the following; its objective is to determine, for each z-plane, a Sz surface chosen from degree 3 in (x, y) for the complete maps, capable of representing the distribution of the differences between the calculated activities and the measured activities all over the heart. It should be noted that the choice of this degree depends on the density of the available instrumentation. This method is referred to as the 'SFG error propagation method (Generalized Surfaces)'. As said above, in each instrumented position, it is possible to calculate the difference between the measured activity and the theoretical activity.
  • the extension process therefore uses a conventional method of minimizing deviations on the 60 instrumented positions, and for each axial dimension, between the initial C / M deviation and the value given by the surface. Answer.
  • After normalization over the entire core, a reconstructed power distribution is obtained over the entire volume of the reactor. In the end, everything happens as if the computation was forced to get as close as possible to the 60 measurement points, the reconstructed power distribution being none other than the power distribution resulting from this forcing.
  • the uncertainty component R " 2 is associated with the algorithm corresponding;
  • the last component characterizes the detector, or the combination of detectors, both in the physical aspect of the signal and in that of the entire acquisition process. These different aspects are then covered by the uncertainty component M.
  • the method for calculating the error propagation uncertainty component is schematically illustrated with reference to FIG. 1.
  • the extension uncertainty component (R y2 ) is directly calculated, in a step 105, from the residues constituted, for each point which has been the subject of an experimental measurement, by the difference between extended (C / M) * and the initial C / M deviation corresponding to this point, for example by realizing a root mean square of these residues.
  • an estimated power P ⁇ St is determined at all points in the nuclear reactor core, the value P ⁇ St being specific to each point of the core of the nuclear reactor. reactor.
  • New instrumentation systems aimed at online monitoring of operating margins can thus be defined.
  • the corresponding uncertainties associated with these new systems must of course be evaluated before an industrial installation, and therefore in the absence of any operational feedback on these systems.
  • the present invention essentially relates to the determination of the error propagation uncertainty component R " 2 for nuclear reactors for which a new control system is required.
  • the determination of the uncertainty component R ⁇ 2 because of the novelty of the measuring system which will be implemented Instead, there are no workable measures for determining this uncertainty component.
  • the present invention provides a solution to the problem just described. Indeed, in the invention, there is provided a method for obtaining an error propagation uncertainty component for any nuclear reactor, even those intended to be equipped with a measurement instrumentation system for which it can not be used. There is no operating return with the system in question. For this purpose, it is proposed in the invention to use data coming from experience feedback acquired with a reference instrumentation system, for example the system
  • the invention therefore essentially relates to a method for determining an uncertainty component, called the error propagation uncertainty component, involved in a calculation of an overall uncertainty associated with a power distribution of a reactor core. nuclear,.
  • This method is characterized in that it comprises the various steps of:
  • the disturbed representation of applying at least one physical disturbance parameter to the theoretical power distribution for at least a plurality of points of the nuclear reactor core, the applied physical perturbation parameter adopting a value derived from measurements made for nuclear reactor cores of comparable design;
  • a set of activity values or reaction rates, designated as pseudo-measurements, in the disturbed representation of the nuclear reactor core determining, for each point of the nuclear reactor associated with a pseudo-measurement, an initial difference between a theoretical activity, resulting from the theoretical three-dimensional cartography of the nuclear reactor core, and the pseudo-measurement, deduced from the disturbed model, associated with the point considered; - performing, from the initial deviations determined, an error propagation process operation to the entire core of the reactor to associate at any point of the nuclear reactor core an extended correction value;
  • nuclear reactor core point denotes a volume of the nuclear reactor for which it is sought to allocate, as part of the development of a 3D power distribution, a power value, or a value physical parameter correlated with the power. Each point of the nuclear reactor core is thus associated with a single such value.
  • the method according to the invention therefore comprises in particular a measurement step making it possible to obtain the values of the physical perturbation parameters to be applied to the theoretical power distribution.
  • the method according to the invention may have one or more additional characteristics among the following:
  • the physical disturbance parameters are among the following parameters:
  • moderator is generally used to mean a material made of cores light that slow neutrons. It must be a little capturing so as not to waste neutrons and be dense enough to ensure an effective slowdown.
  • the selected pseudo-measurements are for reactor-core points where measurement instrumentation is intended to be installed; the plurality of residues is calculated for all the points of the nuclear reactor core;
  • the error propagation process performed to associate an extended correction value at any point in the nuclear reactor core is of SFG extension type of degree three or two depending on the density of the instrumentation;
  • SFG propagation mode is an external mode whose main advantages are simplicity and robustness.
  • another propagation mode is chosen, in particular a mode in which the Calculations / Measurement deviations correct parameters within the internal loops of the neutron calculation; the parameters to be modified can then for example be the cross sections, the local densities, ...;
  • nuclear reactor core of comparable design denotes the nuclear reactor cores whose architecture, particularly in terms of general arrangement of fuel assemblies, has elements of significant resemblance with that of the reactor core nuclear on which is applied the method according to the invention.
  • the method can be applied indifferently to cores 2- Loops (121 assemblies), 3-Loops (157 assemblies), 4-Loops (193 assemblies), 4-Loops N4 (205 assemblies) and EPR (241 assemblies).
  • the method according to the invention is used in particular, with equal instrumentation, to quantify the impact on the extension station of the significant decrease in this ratio.
  • FIG. 2 is a diagrammatic representation of the various steps of an exemplary implementation of the method according to the invention for propagating C / M errors and thus extending the observed C / M differences at any point in the core; a partial domain in a nuclear reactor core.
  • FIG. 2 schematically illustrates an exemplary implementation of the method according to the invention for calculating the error propagation uncertainty component.
  • the latter when it comes from the process according to the invention, is rated R ⁇ 2p
  • R ⁇ 2p the latter, when it comes from the process according to the invention.
  • it is the whole of the points of the nuclear reactor core to which such a perturbation is applied.
  • the physical disturbance to be applied corresponds to one or more of the following physical parameters: misalignment of at least one control cluster with respect to the other control clusters of the nuclear reactor core in question;
  • control clusters which are traditionally introduced by the top of the reactor core, and which are intended to control the power of the reactor core - even to totally stop it in the event of 'important incident - are set in motion by complex mechanical systems, the precision of displacements, and a fortiori relative displacements, of these clusters of control
  • the values of the disturbances applied come from a database derived from experimental data obtained on nuclear reactor cores having similarities with the reactor core on which is implemented the method according to the invention.
  • the similarities presented mainly concern the spatial organization of the fuel assemblies within the reactor core, with, for example, similarities in the observed distribution symmetries.
  • it is not essential that the nuclear reactor core on which the method according to the invention is implemented has the same type of measurement instrumentation. It is thus possible to use experimental results collected by means of a RIC system to determine the disturbances to be applied to the points of a nuclear reactor core which will be equipped with a measurement instrumentation system of a different type, for example of the aeroball or collectron type.
  • a step 202 is used to select a set of activity values or reaction rates, designated as pseudo-measurements, in the values defining the disturbed state of the nuclear reactor core; then, in a step 203, it is determined, for each point of the nuclear reactor associated with a selected pseudomesure, an initial difference, noted (C / PM) between the theoretical reaction rate and the corresponding pseudo-measurement.
  • an error propagation process operation is carried out at the entire reactor core to associate at any point in the nuclear reactor core an extended correction value, noted (C / PM) * .
  • an estimated power is determined, the extended correction value acting as a parameter in said estimated power determination.
  • a step 206 it is then possible, in a step 206, to calculate a plurality of residues by realizing the difference, for at least a plurality of points of the nuclear reactor core, between the estimated power and the disturbed representation of this power. for each point considered; the error propagation uncertainty component R * 2p is then established from the evaluated residuals, for example by realizing their root mean square.
  • the residues are calculated for all the points of the nuclear reactor.
  • the component (R ⁇ 2 ) will always be concerned by a change of instrumentation system. Its classical evaluation is based on a comparison between the extended (CVM) * spread, via the retained error propagation algorithm, in a point scrutinized by the available instrumentation and the initial C / M difference in a point actually instrumented. . This comparison therefore implies the existence of an experimental reference, this reference being partial in all cases.
  • the method according to the invention makes it possible to make this comparison on a complete set.
  • the component R " 2p is now evaluated by comparison of the reconstructed 3D local power distributions at any point in the core and the reference equivalent distributions determined in the context of the method according to the invention.
  • This definition involves the construction of a real reference base covering the maximum of configurations under the double aspect of the type of assemblies loaded in the reactors in operation and the mode of management of the residence time in the reactor of these assemblies.
  • the definition of sets of Pseudo Measures is one of the objectives assigned to the reference models. It is therefore essential that these sets be as close as possible to those actually observed on site for each of the instrumentation systems analyzed. At the same time, all the characteristics of these systems and the impact of these characteristics must be taken into account in relation to the response of the reference RIC system.
  • the internal CFM (Mobile Fission Chamber) instrumentation is indeed considered as a reference instrument due to: 1. Its axial resolution (1 acquisition / mm);
  • SchX refers to the expression "Scheme X”, which applies to any instrumentation system different from the reference instrumentation system (referred to as REF).
  • REF reference instrumentation system
  • This corrective term contains not only the difference (AR ⁇ 2p ) ⁇ x , but also those resulting from a change of detector or a combination of detectors, hence for example the variations (AR ⁇ ) ⁇ X , ( Mtu) T h x and / or ( ⁇ u) SChX ' x then designating a position of uncertainty existing only for the SchX configuration.

Landscapes

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

Abstract

La présente invention a pour objet un procédé permettant d'obtenir une composante (RUN2p ) d'incertitude de propagation d'erreur (206) pour tout réacteur nucléaire, même ceux destinés à être équipés d'un système d'instrumentation de mesure pour lequel il n'existe pas de retour d'exploitation avec le système considéré. A cet effet, dans l'invention, on propose d'utiliser des données (200) provenant d'un retour d'expérience acquis avec un système d'instrumentation de référence, par exemple le système RIC. Le retour d'expérience est utilisé pour appliquer à un modèle théorique de distribution de puissance (201 ) des perturbations dont l'amplitude et la répartition dans l'espace sont telles que les écarts observés (203) entre le modèle théorique perturbé et le modèle théorique directement issu du calcul sont représentatifs de ceux observés dans la réalité.

Description

Procédé de détermination d'une composante d'incertitude relative à la distribution de puissance dans le cœur d'un réacteur nucléaire.
DOMAINE TECHNIQUE DE L'INVENTION
L'invention concerne un procédé de détermination d'une composante d'incertitude relative à la distribution de puissance dans le cœur d'un réacteur nucléaire. La composante d'incertitude déterminée par le procédé selon l'invention est une des composantes d'une incertitude globale, désignée comme incertitude Eiï t intervenant dans un processus général de reconstruction d'une distribution de puissance déterminée pour chaque état de fonctionnement d'un réacteur nucléaire.
Le domaine de l'invention est, d'une façon générale, celui des réacteurs nucléaires. Les réacteurs nucléaires, tels que les réacteurs nucléaires refroidis par de l'eau sous pression, comportent un cœur constitué par des assemblages de combustible, chaque assemblage se composant d'une pluralité de crayons de combustible, notamment de l'uranium légèrement enrichi avec l'isotope 235 ; les assemblages sont disposés de manière juxtaposée avec leurs axes longitudinaux dans la direction verticale, c'est-à-dire suivant la hauteur du cœur.
D'une manière générale, dans la suite du document, les axes longitudinaux sont ainsi repérés par la cote z, les abscisses x et ordonnées y permettant la détermination d'un point du réacteur nucléaire dans un plan horizontal. On peut ainsi considérer qu'un cœur de réacteur nucléaire est découpé en tranches, ou mailles axiales, d'une certaine épaisseur , repérées par l'élévation z ; on repère par ailleurs un point d'un réacteur nucléaire par sa position azimutale, à partir d'un angle défini dans un plan horizontal, par rapport à l'axe z des cotes du repère tridimensionnel orthogonal (x,y,z), et par sa position radiale, définie par une distance, dans un plan horizontal, entre le point considéré et l'axe des côtes.
La puissance dégagée par les assemblages, puissance directement corrélée au flux neutronique généré par le combustible présent dans lesdits assemblages, ne se répartit pas de façon uniforme à l'intérieur du volume du réacteur. Il existe des endroits où la puissance est plus élevée qu'en d'autres, typiquement au centre du réacteur par comparaison à la périphérie. On parle alors de points chauds ; c'est au niveau de ces points que la puissance fournie se rapproche le plus des limites de conception du cœur du réacteur nucléaire. En conséquence, la distribution de puissance dans un cœur de réacteur nucléaire n'est pas homogène ; la réalisation d'une cartographie complète de puissance dans le cœur, appelée distribution de puissance 3D, qui est une opération fondamentale pour des raisons de sécurité évidentes, est donc une opération complexe.
Ainsi, la conduite et la sécurisation des réacteurs nucléaires nécessitent de déterminer l'énergie fournie par les fissions des noyaux d'uranium 235, donc la puissance nucléaire, en chaque point du réacteur nucléaire. A cet effet, des mesures sont effectuées pour évaluer la puissance en différents points du cœur du réacteur. Dans tous les cas, l'évaluation de cette puissance fait intervenir des mesures des rayonnements émis par le cœur du réacteur, et plus particulièrement du flux de neutrons. La mesure d'un flux de neutrons fait toujours intervenir une interaction neutron/matière qui va créer des particules susceptibles de produire un courant électrique mesurable. Après chaque absorption d'un neutron, les atomes de la matière sensible constituant le capteur vont se transformer ; la matière sensible en tant que telle va donc disparaître progressivement. Cette disparition est réalisée à une vitesse qui est fonction de l'intensité du flux neutronique et de la probabilité d'occurrence de la réaction, elle-même directement liée à la section efficace d'absorption. Plus cette probabilité est élevée et plus le courant fourni est fort mais, en contrepartie, plus la matière sensible disparaît rapidement ce qui nécessite alors de remplacer le capteur très rapidement.
Le problème de l'épuisement de la matière sensible se pose donc de manière cruciale pour un capteur neutronique situé en permanence à l'intérieur du cœur.
Pour répondre à ce problème sensible d'épuisement des capteurs, de nombreux constructeurs de réacteurs nucléaires ont choisi de ne pas laisser à demeure les capteurs en position de mesure dans le cœur, et d'envoyer ceux-ci dans le réacteur uniquement pour faire des relevés par intermittence. Des capteurs traditionnellement utilisés sont ainsi désignés par l'expression "instrumentation interne mobile", qui seront dans la suite de la description désignés comme système RIC (Réacteur Instrumentation Cœur). La fonction du système RIC est de mesurer précisément la distribution de flux dans le cœur du réacteur, avec des contraintes relativement faibles en terme de temps de réponse.
Aussi, dans la pratique, le système RIC coexiste avec un système de contrôle dit système RPN (réacteur protection nucléaire), disposé à l'extérieur du cœur du réacteur nucléaire, et chargé de mesurer quelques paramètres de la distribution de puissance (tels les déséquilibres axiaux et azimutaux) et le niveau de puissance avec un très bon temps de réponse, mais une moins bonne précision des mesures que le système RIC. Le système RPN est calibré périodiquement, car la proportionnalité entre la mesure externe et le niveau de puissance réel du réacteur dépend de la composante radiale de la distribution de puissance, qui elle-même varie avec l'épuisement du combustible. Les informations fournies par le système RIC peuvent être utilisées pour réaliser un tel calibrage. D'une manière plus générale, le système RIC est utilisé dans deux circonstances distinctes:
Tout d'abord, pendant les périodes d'essais de démarrage ou après chaque rechargement des assemblages, ou en périodes d'essais particuliers, le système RIC est utilisé pour : — vérifier que la distribution de puissance en début de cycle est conforme aux calculs de conception et en particulier que la valeur des points chauds respecte les hypothèses de conception ;
— calibrer les détecteurs du système RPN ;
— détecter une éventuelle erreur de chargement ; — délivrer des informations sur la distribution de flux qui participent à la qualification des codes informatiques et des méthodes utilisées dans les calculs de conception du cœur du réacteur.
Ensuite, en cours de cycle et en fonctionnement normal, le système RIC est utilisée notamment pour : — vérifier que la distribution de puissance, et en particulier les facteurs de points chauds, évoluent en fonction du temps comme les calculs de conception l'ont prévu ;
— vérifier et/ou calibrer les détecteurs du système RPN. En terme de précision, il a été historiquement choisi un compromis entre le désir de vouloir mesurer la puissance dans un grand nombre d'assemblages, et une réalité matérielle résidant dans le fait qu'il est nécessaire de percer, pour chaque position instrumentée, un trou dans le fond de la cuve du réacteur nucléaire. Ce compromis se traduit par le fait pénalisant qu'un nombre restreint d'assemblages instrumentés a été choisi, solution avantageuse économiquement et technologiquement, mais limitant en conséquence la précision de mesure de distribution de flux, et nécessitant l'existence d'une marge, donnée par un calcul d'incertitude détaillé ultérieurement, pour couvrir une connaissance expérimentale imparfaite de la distribution de puissance 3D, notamment au niveau des points chauds. Dans la pratique, ce sont six détecteurs mobiles de neutrons qui sont utilisés. Les détecteurs mobiles sont du type chambres à fission. Ce type de capteur neutronique consiste en une chambre d'ionisation classique et utilise l'uranium comme matière sensible aux neutrons. Le courant délivré par les détecteurs mobiles est proportionnel au taux de la réaction de fission dans le détecteur et non directement à la puissance ; on préfère ainsi souvent parler d'activité et non de puissance ; une phase de transposition des mesures d'activité vers une détermination de puissance est introduite ultérieurement dans le dépouillement des mesures réalisées. Cette transposition donne naissance à une composante d'incertitude particulière, notée R^1 . Les détecteurs mobiles sont envoyés, par un dispositif d'aiguillage, dans des tubes étanches, appelés doigt de gant, placés dans un tube d'instrumentation de 60 assemblages combustibles sélectionnés à cet effet. Les assemblages combustibles sélectionnés sont appelés assemblages instrumentés. Ainsi, chaque détecteur est destiné à explorer dix assemblages. Des mécanismes font intervenir des sélecteurs de groupe pour assurer le transfert des détecteurs d'un assemblage à l'autre.
On peut préciser ici que le processus d'acquisition comporte une ou plusieurs passes supplémentaires dites d'intercalibration.
En effet, la quantité de la matière sensible, sujette à l'interaction avec les neutrons, diminue avec la durée d'irradiation du détecteur ou plus exactement de la fluence reçue par celui-ci. La sensibilité c'est-à-dire le rapport entre le courant émis et le flux vu par le détecteur va évoluer avec le temps : une correction est donc nécessaire au niveau du dépouillement pour tenir compte de cette variation. Chaque sonde mobile va évoluer différemment des autres puisqu'elle reçoit une fluence qui lui est propre, fonction de la puissance des assemblages qu'elle explore. Les passes d'intercalibration ont donc pour fonction de permettre la mesure des sensibilités relatives. La détermination des sensibilités doit se faire avant chaque carte de flux complète et elle est obligatoire. Ainsi, le calibrage des détecteurs est une opération qui consiste à agir sur le gain électrique de la chaîne de mesure afin de compenser la diminution du courant délivré par le capteur avec l'épuisement et de conserver constante la valeur indiquée. Cette opération permet également de corriger les différences entre détecteurs pouvant apparaître du fait que chacun d'entre eux a son propre système électronique d'acquisition Dans la pratique, elle est réalisée de la façon suivante :
Tous les sélecteurs de groupe s'orientent vers une position dite de secours qui permet à chacune des sondes d'aller explorer les assemblages normalement mesurés par la sonde de rang immédiatement supérieur (excepté la sonde 6 qui, par permutation circulaire, va explorer les assemblages normalement affectés à la sonde 1 ). On peut donc comparer les mesures obtenues lors des passes d'intercalibration pour déterminer les sensibilités relatives des sondes, et en tenir compte lors du dépouillement des mesures. On appelle carte de flux, le résultat du dépouillement des mesures effectuées par le système d'instrumentation interne mobile lors de la scrutation des 60 assemblages sélectionnés à cet effet, c'est-à-dire une distribution partielle de taux de réaction en trois dimensions sur le coeur déterminée par les mesures réalisées. Ainsi, bien que mesurant la distribution de flux dans un nombre significatif d'assemblages combustible - 30 % environ des assemblages sont instrumentés - le système RIC ne couvre pas, radialement, tout le coeur. Si le facteur de point chaud se trouve dans un assemblage non instrumenté, il échappe à la mesure. Il est donc nécessaire de compléter l'information délivrée par les détecteurs mobiles. Le complément d'information est apporté par le calcul théorique. L'établissement d'une distribution de puissance 3D d'un cœur de réacteur nucléaire, détaillé ci-dessous, fait donc toujours appel à une combinaison d'informations expérimentales et d'informations calculées. D'autres systèmes d'instrumentations que le RIC peuvent équiper les réacteurs industriels. Par exemple, on peut citer ici le système Aeroball, qui est un système d'instrumentation mettant en jeu des pièces mobiles constituées par des trains de billes en acier contenant 1 .5 % d'un isotope sensible tel que le Vanadium et qui circulent, en étant mus par de l'azote comprimé, dans des conduits, et qui pénètrent dans la cuve par le couvercle. La mesure de flux neutronique repose sur l'activation des billes lorsqu'elles sont placées sous flux de neutrons ; le comptage de l'activité de celles-ci se fait au moyen de détecteurs fixes placés sur des râteliers situés à l'extérieur de la cuve mais dans le bâtiment réacteur. On peut également citer le système de type collectron, qui signifie collection d'électrons, qui obéit aux principes physiques suivants : Placé dans un flux de neutrons, un corps peut émettre des électrons. L'originalité d'un collectron réside dans le fait que, sous des dimensions extrêmement réduites, le courant délivré est assez élevé et que les électrons émis sont collectés et mesurés dans un processus continu sans tension de polarisation extérieure.
D'une manière générale, les données résultant du calcul de distribution de puissance, calcul théorique, correspondent à une distribution de puissance calculée à partir d'un modèle reproduisant les conditions de fonctionnement observées lors de la réalisation de la carte de flux. Ce calcul est effectué en bureau d'étude. Il respecte les principes suivants :
Le signal issu de la mesure par les détecteurs à fission est proportionnel à un taux de fission dans la partie sensible du détecteur, c'est- à-dire au produit entre la section efficace de fission et le flux. Il est donc nécessaire de calculer la section efficace de fission pour pouvoir remonter au taux d'activation du détecteur. Les modèles théoriques utilisés représentent explicitement le doigt de gant et le tube d'instrumentation afin d'approcher au mieux les conditions exactes de la mesure. La section efficace de fission est calculée en prenant en compte les conditions locales autour du tube d'instrumentation et en représentant explicitement le doigt de gant et le tube d'instrumentation pour le calcul du flux. Ce calcul est fait pour chaque assemblage instrumenté par un code de cellule, par exemple le code connu de l'homme du métier sous l'appellation APOLLO 2F. La distribution de flux est ensuite calculée par un code de diffusion par exemple le code connu de l'homme du métier sous l'appellation "code nodal tridimensionnel SMART". Les informations calculées sont alors les suivantes :
- la distribution 3D des puissances moyennes par assemblage. Cette distribution de puissance PM CAL (x, y, z) intervient dans la phase de transposition ;
- l'ensemble des puissances maximales crayons intégrées sur la hauteur active du coeur. Pour chaque assemblage, il n'est retenu qu'un seul crayon, celui qui porte la puissance intégrée la plus élevée. Cet ensemble, noté P CAL DH (x, y ), est utilisé dans une phase dite de superposition qui permet de calculer le facteur d'élévation d'enthalpie du coeur notée FDH ;
- l'ensemble des puissances maximales locales. Pour chaque plan situé à la cote z et pour chaque assemblage, il n'est retenu qu'un seul crayon, celui qui porte la puissance locale maximale. Cet ensemble désigné P CAL (x, y, z ) intervient dans la phase de superposition dans le calcul des facteurs de points chauds du coeurs FQ , FXY (z ).
De son côté, le processus de reconstruction de la distribution de puissance mesurée fait intervenir principalement trois termes.
Le premier terme est le taux de réaction de fission dans le détecteur encore appelé activité. Le deuxième terme fait intervenir le rapport entre la puissance moyenne d'un assemblage instrumenté et l'activité vue par un détecteur circulant dans le doigt de gant de cet assemblage. Comme déjà dit, ce n'est pas la puissance mais l'activité qui est mesurée ; il faut donc disposer d'une méthode permettant de passer de l'activité à la puissance, méthode dont les principes généraux sont donnés ci-après: la réaction d'absorption des neutrons par la matière sensible du détecteur se fait dans une bande d'énergie caractéristique de celle-ci. La connaissance de la quantité de neutrons appartenant à cette bande d'énergie par rapport au nombre total de neutrons est un problème de spectre neutronique. Le rapport puissance/activité est un paramètre issu de calculs de coeur effectués en 3D pour tous les assemblages. Ces calculs tiennent compte à la fois des effets de spectre locaux par l'intermédiaire du système de contre-réactions neutroniques et de la distribution de flux. Ces rapports sont actualisés en fonction de l'épuisement du combustible pour prendre en compte l'évolution des concentrations isotopiques au sein de l'assemblage. Dans ce cadre, une hypothèse est faite, consistant à écrire que les rapports entre valeurs calculées et valeurs reconstruites à partir des acquisitions expérimentales sont égaux pour les deux variables activité et puissance.
Le troisième terme est appelé terme de structure fine : il permet de passer de la puissance moyenne d'un assemblage à la puissance de n'importe quel crayon de cet assemblage. Pour ce faire, on suppose que, pour un assemblage donné, le rapport entre la puissance d'un crayon et la puissance moyenne de l'assemblage auquel appartient ce crayon est indépendant de l'origine de cette puissance, reconstruite ou calculée. En outre, une correction sera appliquée en fonction des écarts calcul/mesure observés autour de l'assemblage. Cette correction conduit à effectuer une interpolation linéaire à deux dimensions de type plan. L'interpolation est faite pour chaque assemblage et à chaque cote z.
De plus, pour calculer la puissance reconstruite dans tous les points non instrumentés du réacteur, un procédé permettant d'estimer des écarts calculs/mesures aux autres points du cœur que ceux ayant effectivement faits l'objet de mesures. C'est l'objet du procédé de propagation d'erreurs exposé aux paragraphes suivants.
Le processus de propagation d'erreurs, qui est explicité ci-après, débute par une opération consistant tout d'abord à calculer les écarts entre les valeurs effectivement mesurées et les valeurs calculées pour chaque assemblage instrumenté par le système d'instrumentation. Compte tenu de l'existence du calcul théorique et du processus de mesure préalablement exposé, on connaît, pour chacun des assemblages instrumentés, à la fois la valeur de l'activité mesurée par les détecteurs et la valeur correspondante calculée dans des conditions aussi proches que possible des conditions expérimentales, et ce, sur chacune des mailles axiales.
L'exécution du processus de propagation d'erreurs est, dans ses grandes lignes, le suivant ; son objectif est de déterminer, pour chaque plan de côte z, une surface Sz que l'on choisit de degré 3 en (x, y) pour les cartes complètes, capable de représenter la distribution des écarts entre les activités calculées et les activités mesurées sur tout le coeur. On notera que le choix de ce degré dépend de la densité de l'instrumentation disponible On désigne cette méthode par l'expression 'méthode de propagation des erreurs SFG (Surfaces Généralisées)". Comme dit précédemment, en chaque position instrumentée, il est possible de calculer l'écart entre l'activité mesurée et l'activité théorique. On suppose ensuite que la distribution (x, y) des écarts à la cote z entre l'activité théorique et l'activité mesurée pour tous les assemblages peut être approchée par une surface Sz (x, y), s'exprimant analytiquement par un polynôme à deux dimensions de degré k, fixé par choix à la valeur 3 pour les cartes complètes. Les coefficients du polynôme caractérisant cette surface de réponse sont déterminés en minimisant une fonction d'erreurs F à plusieurs variables dont chacune est un des coefficients du polynôme. Le processus de minimisation est un processus classique des moindres carrés effectué à chaque cote axiale et rendant minimale la différence entre les écarts obtenus précédemment et les écarts calculés grâce au polynôme sur tous les assemblages instrumentés.
Dans la pratique, pour le système RIC, le processus d'extension utilise donc un procédé classique de minimisation des écarts sur les 60 positions instrumentées, et pour chaque cote axiale, entre l'écart C/M initial et la valeur donnée par la surface de réponse. On dispose ainsi d'une fonction analytique en (x, y, z) qui permet de calculer des écarts calculs/mesures dans toutes les positions du cœur du réacteur. Ces écarts sont ensuite utilisés pour corriger en tous les points les valeurs théoriques. Après normalisation sur l'ensemble du coeur, on obtient une distribution de puissance reconstruite sur tout le volume du réacteur. In fine, tout se passe comme si on forçait le calcul à s'approcher au mieux des 60 points de mesure, la distribution de puissance reconstruite n'étant autre que la distribution de puissance issue de ce forçage.
ARRIERE-PLAN TECHNOLOGIQUE DE L'INVENTION
En conséquence, le processus de propagation d'erreurs est associé à une composante d'incertitude particulière, notée R^2 , qui entre dans le calcul d'une incertitude globale intervenant dans un bilan de marges total à considérer sur la totalité du réacteur nucléaire considéré.
D'une manière générale, l'incertitude globale Eζ est définie par la relation suivante, correspondant à un remontage quadratique classique :
£"= V(^)2 +(O2 + (O2 + (M^)2 (Relation 1 ) Les différentes composantes intervenant dans la relation 1 sont les suivantes :
- la distribution de puissance locale 3D crayon dans chaque assemblage ne peut être déduite que du modèle théorique simulant les conditions expérimentales. L'incertitude de calcul μ" sur cette structure fine est donc la première composante ;
- la réponse des détecteurs n'étant pas, comme on l'a précisé précédemment, du type puissance mais du type taux de réaction ou activité, il faut faire l'hypothèse que les écarts Calculs/Mesure de type activité peuvent être transposés au paramètre puissance. La composante d'incertitude R^1 est associée à cette hypothèse de transposition ;
- les écarts Calculs/Mesure observés dans le domaine géométrique partiel couvert par les détecteurs sont propagés en tout point du cœur : la composante d'incertitude R"2 , dite composante d'incertitude de propagation d'erreurs, est associée à l'algorithme correspondant ;
- la dernière composante caractérise le détecteur, ou la combinaison de détecteurs, tant sous l'aspect physique du signal que sous celui de l'ensemble du processus d'acquisition. Ces différents aspects sont alors couverts par la composante d'incertitude M" . La méthode de calcul de la composante d'incertitude de propagation d'erreurs, telle que pratiquée dans l'état de la technique, est illustrée schématiquement en référence à la figure 1 .
Sur cette figure, on illustre le fait que, pour un tel calcul, on part d'un état réel 100 qui, par définition, présente une distribution de puissance qui n'est pas connue, qui est à déterminer. Comme on l'a expliqué précédemment, on procède à un ensemble de mesures 101 , soixante dans le cas du système RIC, sur l'ensemble du cœur du réacteur. Parallèlement, comme déjà également expliqué, on dispose d'un modèle théorique 102 de distribution de puissance établi en bureau d'étude, qui donne une cartographie complète des distributions de puissance au sein du cœur du réacteur.
On procède alors à une étape 103 au cours de laquelle on calcule les écarts, ou différences, notés C/M, entre les valeurs effectivement mesurées et les valeurs prévues par le calcul théorique, et ceci pour l'ensemble des points du réacteur pour lesquels on dispose d'une mesure.
A partir des écarts obtenus, on détermine, selon le processus de propagation d'erreurs précédemment mentionné, dans une étape 104, des écarts, notés (C/M)*, pour l'ensemble des points du réacteur nucléaire. On obtient ainsi un écart généralisé ou étendu, né du processus de propagation d'erreurs écart à appliquer à chaque valeur d'activité calculée, pour disposer d'une valeur d'activité estimée pour chaque point du réacteur nucléaire.
De son coté, la composante d'incertitude d'extension (Ry2 ) est directement calculée, dans une étape 105, à partir des résidus constitués, pour chaque point ayant fait l'objet d'une mesure expérimentale, par la différence entre l'écart (C/M)* étendu et l'écart C/M initial correspondant à ce point, par exemple en réalisant une moyenne quadratique de ces résidus.
Finalement, on détermine enfin, dans une étape 106, suite à l'étape de transposition activité/puissance précédemment évoquée, une puissance estimée PΘSt en tout point du cœur du réacteur nucléaire, la valeur PΘSt étant spécifique à chaque point du cœur du réacteur.
La solution de détermination de la composante d'incertitude de propagation d'erreurs (R^2 ) qui vient d'être détaillée est applicable à tout cœur de réacteur nucléaire pour lesquels on peut effectivement réaliser des mesures, notamment par le système RIC. Mais une telle solution n'est pas applicable à des cœurs de réacteurs nucléaires qui vont être mis en place, pour lesquels aucune mesure de distributions de flux n'est encore réalisée, et également pour les cœurs de réacteurs nucléaires existants mais pour lesquels il est envisagé de mettre en place un nouveau système d'instrumentation.
Or de tels changements sont en train d'apparaître. En effet, les progrès informatiques des dernières années ont permis la généralisation des modèles 3D de calcul de cœur non seulement en bureau d'études mais aussi en ligne, ces modèles étant alors alimentés en temps réel avec les paramètres de fonctionnement de la tranche concernée. Les évolutions technologiques liées aux capteurs ont également permis de pouvoir disposer en permanence des signaux délivrés par des détecteurs placés à des positions fixes dans le cœur.
De nouveaux systèmes d'instrumentation ayant pour objectif une surveillance en ligne des marges de fonctionnement peuvent ainsi être définis. Cependant, les incertitudes correspondantes, associées à ces nouveaux systèmes, doivent évidemment faire l'objet d'une évaluation avant une installation industrielle, donc en l'absence de tout retour d'exploitation sur ces systèmes.
C'est dans ce contexte que le procédé selon l'invention trouve son intérêt : la présente invention se rapporte essentiellement à la détermination de la composante d'incertitude de propagation d'erreurs R"2 pour des réacteurs nucléaires pour lesquels un nouveau système d'instrumentation est susceptible d'être utilisé. En effet, dans un tel cas de figure, un problème majeur se pose pour la détermination de la composante d'incertitude Rζ2 : du fait de la nouveauté du système de mesure qui va être mis en place, il n'existe pas de mesures exploitables pour la détermination de cette composante d'incertitude.
DESCRIPTION GENERALE DE L'INVENTION
La présente invention apporte une solution au problème qui vient d'être exposé. En effet, dans l'invention, on propose un procédé permettant d'obtenir une composante d'incertitude de propagation d'erreurs pour tout réacteur nucléaire, même ceux destinés à être équipés d'un système d'instrumentation de mesure pour lequel il n'existe pas de retour d'exploitation avec le système considéré. A cet effet, dans l'invention, on propose d'utiliser des données provenant d'un retour d'expérience acquis avec un système d'instrumentation de référence, par exemple le système
RIC. Ce retour d'expérience disponible est alors utilisé pour appliquer à un modèle théorique de distribution de puissance des perturbations dont l'amplitude et la répartition dans l'espace sont telles que les écarts observés entre le modèle théorique perturbé et le modèle théorique directement issu du calcul sont représentatifs de ceux observés dans la réalité.
Ainsi, le problème posé par cette absence de retour d'exploitation avec un nouveau système de mesure peut être levé à partir du retour d'expérience considérable déjà acquis avec une instrumentation de référence. Ce retour d'expérience se traduisant essentiellement par une base d'écarts Calcul / Mesure 3D, on propose alors d'appliquer, dans l'invention, aux modèles théoriques des perturbations dont l'amplitude et la répartition seront telles que les écarts 3D, écarts notés, comme il le sera détaillé ultérieurement, Calcul / Pseudo Mesure, par rapport aux modèles initiaux sont représentatifs de ceux effectivement présents dans le cœur du réacteur nucléaire sur lequel est mis en œuvre le procédé selon l'invention.
Ainsi, par exemple, pour des cœurs de réacteur nucléaire destinés à être équipés de systèmes de mesure de type collectrons, pour lesquels un retour d'expérience, ayant les caractéristiques requises pour l'application envisagée, peut être considéré comme insuffisant, on établira un modèle théorique perturbé à partir des mesures réalisées au moyen des systèmes RIC, qui présentent l'avantage d'offrir un retour d'expérience très important, permettant de définir avec précision les perturbations à appliquer à un modèle purement théorique.
L'invention concerne donc essentiellement un procédé de détermination d'une composante d'incertitude, dite composante d'incertitude de propagation d'erreurs, intervenant dans un calcul d'une incertitude globale associée à une distribution de puissance d'un cœur de réacteur nucléaire,. Ce procédé est caractérisé en ce qu'il comporte les différentes étapes consistant à :
- établir une cartographie tridimensionnelle d'une distribution de puissance théorique du cœur de réacteur nucléaire considéré ; avantageusement, on dispose de cartographies tridimensionnelles de distribution de puissance théorique pour différentes configurations du cœur de réacteur nucléaire.
- établir une représentation perturbée du cœur de réacteur nucléaire, la représentation perturbée consistant à appliquer au moins un paramètre physique de perturbation à la distribution de puissance théorique pour au moins une pluralité de points du cœur de réacteur nucléaire, le paramètre physique de perturbation appliqué adoptant une valeur issue de mesures réalisées pour des cœurs de réacteur nucléaire de conception comparable ;
- sélectionner un ensemble de valeurs d'activités ou de taux de réaction, désignés comme pseudo-mesures, dans la représentation perturbée du cœur de réacteur nucléaire ; - déterminer, pour chaque point du réacteur nucléaire associé à une pseudo-mesure, un écart initial entre une activité théorique, issue de la cartographie tridimensionnelle théorique du cœur de réacteur nucléaire, et la pseudo -mesure, déduite du modèle perturbé, associée au point considéré ; - réaliser, à partir des écarts initiaux déterminés, une opération de processus de propagation d'erreurs à l'ensemble du cœur du réacteur pour associer à tout point du cœur de réacteur nucléaire une valeur de correction étendue ;
- déterminer, pour chaque point du réacteur nucléaire, une puissance estimée, la valeur de correction étendue intervenant comme paramètre dans ladite détermination de puissance estimée ;
- calculer une pluralité de résidus en réalisant la différence, pour cette même pluralité de points du cœur de réacteur nucléaire, entre la puissance estimée et la représentation perturbée de cette puissance pour chaque point considéré ;
- déterminer la composante d'incertitude de propagation d'erreurs à partir des résidus ainsi évalués.
Par l'expression "point du cœur de réacteur nucléaire", on désigne un volume du réacteur nucléaire pour lequel on cherche à attribuer, dans le cadre de l'élaboration d'une distribution de puissance 3D, une valeur de puissance, ou une valeur de paramètre physique corrélé à la puissance. Chaque point du cœur de réacteur nucléaire est ainsi associé à une unique telle valeur. Le procédé selon l'invention comporte donc notamment une étape de mesure permettant d'obtenir les valeurs des paramètres physiques de perturbation à appliquer à la distribution de puissance théorique.
Outre les caractéristiques principales qui viennent d'être mentionnées dans le paragraphe précédent, le procédé selon l'invention peut présenter une ou plusieurs caractéristiques supplémentaires parmi les suivantes :
- les paramètres de perturbation physique sont parmi les paramètres suivants :
- désalignement d'au moins une grappe de contrôle par rapport aux autres grappes de contrôle du cœur de réacteur nucléaire considéré;
- imprécision sur la position des grappes de contrôle ;
- imprécision sur la température d'entrée du modérateur ; on désigne, d'une façon générale, par le terme "modérateur" un matériau formé de noyaux légers qui ralentissent les neutrons. Il doit être peu capturant afin de ne pas gaspiller les neutrons et être suffisamment dense pour assurer un ralentissement efficace.
- inhomogénéité de la concentration en bore dans le modérateur ; - inhomogénéité de l'irradiation des assemblages de combustibles ;
- imprécision sur la puissance nominale du cœur de réacteur ;
- déséquilibre, azimutal ou radial, dans la répartition de la puissance nucléaire entre quadrants du cœur du réacteur.
- l'étape de détermination de la puissance estimée obéit à l'équation suivante, faisant intervenir, pour chaque point considéré, la valeur de la puissance théorique Pcal : Pest=Pcal/(1 +(C/PM)*), où (C/PM)* représente la valeur de correction étendue ;
- les pseudos-mesures sélectionnées le sont pour des points du cœur de réacteur où une instrumentation de mesure est destinée à être installée ; - la pluralité de résidus est calculée pour l'ensemble des points du cœur du réacteur nucléaire ;
- le processus de propagation d'erreurs réalisé pour associer à tout point du cœur de réacteur nucléaire une valeur de correction étendue est de type processus d'extension SFG de degré trois ou deux suivant la densité de l'instrumentation ; le mode de propagation SFG est un mode externe dont les principaux avantages sont la simplicité et la robustesse. Dans d'autres exemples de mise en œuvre, on choisit un autre mode de propagation, notamment un mode où les écarts Calculs/Mesure viennent corriger des paramètres à l'intérieur des boucles internes du calcul neutronique ; les paramètres à modifier peuvent alors par exemple être les sections efficaces, les densités locales, ... ;
- les mesures préalablement réalisées ont été obtenues avec un système de type RIC.
Par l'expression "cœur de réacteur nucléaire de conception comparable", on désigne les cœurs de réacteurs nucléaires dont l'architecture, notamment en terme de disposition générale des assemblages combustibles, présente des éléments de ressemblance significatifs avec celle du cœur de réacteur nucléaire sur lequel est appliqué le procédé selon l'invention. Ainsi, la méthode peut s'appliquer indifféremment à des cœurs 2- Boucles (121 assemblages), 3-Boucles (157 assemblages), 4-Boucles (193 assemblages), 4-Boucles N4 (205 assemblages) et EPR (241 assemblages). Le rapport entre le nombre d'assemblages instrumentés et le nombre total d'assemblages pour les cœurs de réacteurs autre que ceux de l'EPR est voisin de 30% (30/121 =0.25, 50/157=0.32, 58/193=0.30 et 60/205=0.29). Dans le cas EPR ce rapport est 40/241 =0.17. Le procédé selon l'invention est notamment utilisée, à instrumentation égale, pour quantifier l'impact sur le poste d'extension de la diminution significative de ce rapport. Cette quantification a ainsi été réalisée pour le passage de 58 canaux instrumentés à 42 (dans le cadre d'un schéma RIC complémentaire résultant de l'introduction de 16 cannes collectrons dans des tubes guides qui étaient normalement scrutés par des sondes mobiles : 42/193=0.22 et 42/58=0.72), et de 58 à 16 (dans le cadre du schéma collectrons précédemment évoqué).
L'invention et ses différentes applications seront mieux comprises à la lecture de la description qui suit et à l'examen des figures qui l'accompagnent.
BREVE DESCRIPTION DES FIGURES
Celles-ci ne sont présentées qu'à titre indicatif et nullement limitatif de l'invention. Les figures montrent :
- à la figure 1 , déjà décrite, une représentation schématique des différentes étapes d'un procédé de l'état de la technique illustrant le processus d'extension des écarts C/M observés dans un cœur de réacteur nucléaire ;
- à la figure 2, une représentation schématique des différentes étapes d'un exemple de mise en œuvre du procédé selon l'invention de propagation des erreurs C/M et ainsi d'extension en tout point du coeur des écarts C/M observés sur un domaine partiel dans un cœur de réacteur nucléaire. DESCRIPTION DETAILLEE DES FORMES DE REALISATION PREFEREES DE L'INVENTION
La figure 2 illustre schématiquement un exemple de mise en œuvre du procédé selon l'invention pour le calcul de la composante d'incertitude de propagation des erreurs. Afin de marquer la différence, entre les procédés de l'état de la technique et le procédé selon l'invention, dans la détermination de cette composante d'incertitude, cette dernière, lorsqu'elle est issue du procédé selon l'invention, est notée Rξ2p Sur cette figure, on illustre le fait que, dans le procédé selon l'invention, on part d'un état dit perturbé 200 qui, correspond à un modèle de distribution de puissance théorique 201 auquel on a appliqué, en chaque point du cœur du réacteur nucléaire, au moins un paramètre physique de perturbation. Dans un mode particulier de mise en œuvre du procédé selon l'invention, ce sont la totalité des points du cœur du réacteur nucléaire auxquels on applique une telle perturbation.
Par exemple, la perturbation physique à appliquer correspond à un ou plusieurs paramètres physiques parmi les suivants : - désalignement d'au moins une grappe de contrôle par rapport aux autres grappes de contrôle du cœur de réacteur nucléaire considéré;
- imprécision sur la position des grappes de contrôle ; ces deux premiers paramètres physiques sont liés au fait que les grappes de contrôle, qui sont traditionnellement introduites par le haut du cœur du réacteur, et qui sont destinées à contrôler la puissance du cœur du réacteur - voire à stopper totalement celui-ci en cas d'incident important - sont mis en mouvement par des systèmes mécaniques complexes, la précision des déplacements, et a fortiori des déplacements relatifs, de ces grappes de contrôle
- imprécision sur la température d'entrée du modérateur ; - inhomogénéité de la concentration en bore ;
- inhomogénéité de l'irradiation des assemblages de combustibles ;
- imprécision sur la puissance nominale du cœur de réacteur ;
- déséquilibre, azimutal ou radial, dans la répartition de la puissance nucléaire entre quadrants du cœur du réacteur Avantageusement, les valeurs des perturbations appliquées viennent d'une base de données issues de données expérimentales obtenues sur des cœurs de réacteur nucléaire présentant des similitudes avec le cœur de réacteur sur lequel est mis en œuvre le procédé selon l'invention. Les similitudes présentées concernent essentiellement l'organisation spatiale des assemblages combustibles au sein du cœur du réacteur, avec par exemple des similitudes dans les symétries de répartition observées. Par contre, il n'est pas indispensable que le cœur de réacteur nucléaire sur lequel on met en œuvre le procédé selon l'invention présente le même type d'instrumentation de mesure. On peut ainsi utiliser des résultats expérimentaux collectés au moyen d'un système RIC pour déterminer les perturbations à appliquer aux points d'un cœur de réacteur nucléaire qui sera équipé d'un système d'instrumentation de mesure d'un type différent, par exemple de type aéroball ou collectrons.
Dans le procédé selon l'invention illustré, on procède, dans une étape 202, à la sélection d'un ensemble de valeurs d'activités ou de taux de réactions, désignées comme pseudo-mesures, dans les valeurs définissant l'état perturbé du cœur de réacteur nucléaire ; puis, dans une étape 203, on détermine, pour chaque point du réacteur nucléaire associé à une pseudomesure sélectionnée, un écart initial, noté (C/PM) entre le taux de réaction théorique et la pseudo-mesure correspondante..
On réalise ensuite, dans une étape 204, à partir des écarts initiaux déterminés, une opération de processus de propagation d'erreurs à l'ensemble du cœur du réacteur pour associer à tout point du cœur de réacteur nucléaire une valeur de correction étendue, notée (C/PM)*. On détermine ensuite, dans une étape 205, pour chaque point du réacteur nucléaire, une puissance estimée, la valeur de correction étendue intervenant comme paramètre dans ladite détermination de puissance estimée.
Selon le procédé de l'invention, on peut alors, dans une étape 206 calculer une pluralité de résidus en réalisant la différence, pour au moins une pluralité de points du cœur de réacteur nucléaire, entre la puissance estimée et la représentation perturbée de cette puissance pour chaque point considéré ; la composante d'incertitude de propagation d'erreurs R*2p est alors établie à partir des résidus évalués, par exemple en réalisant leur moyenne quadratique. Avantageusement, on calcule les résidus pour l'ensemble des points du réacteur nucléaire.
Ainsi, la relation 1 qui définit le remontage final de l'incertitude de reconstruction Eu résulte d'un processus s'appliquant au triplet (configuration réelle du coeur, configuration théorique simulée, écarts C/M) est alors remplacée par une équation 2, définissant le même remontage à partir d'un nouveau triplet (configuration théorique perturbée, configuration théorique initiale, écarts C/PM)
La relation 1 devient alors : EN = J(Mi N \2 -u ( PN λ2 4- ( PN Λ2 Λ- ( ΛΛ N \2 vC/2p - 1 Pp . Equation 2
L'indice p de cette relation a pour signification prime : il s'agit essentiellement de faire une nette distinction au niveau des triplets qui sont en amont du remontage final. Le terme ( uP ) de la relation 2 a la même signification que l'incertitude
( Eu ) de la relation 1 . Il se compose donc des mêmes termes. Les deux postes qui sont affectés au premier ordre par un changement de système d'instrumentation sont évidemment la composante { Mu ) caractérisant le détecteur utilisé et la composante ( Rui ) couvrant le passage des données expérimentales sur un domaine partiel vers la puissance maximale locale 3D en tout point du cœur.
La composante ( R^2 ) sera toujours concerné par un changement de système d'instrumentation. Son évaluation classique repose sur une comparaison entre l'écart (CVM)* étendu, via l'algorithme de propagation d'erreurs retenu, en un point scruté par l'instrumentation disponible et l'écart C/M initial en un point effectivement instrumenté. Cette comparaison implique donc l'existence d'une référence expérimentale, cette référence étant partielle dans tous les cas.
Pour pallier ce caractère partiel le procédé selon l'invention permet de faire cette comparaison sur un ensemble complet. La composante R"2p est maintenant évaluée par comparaison des distributions de puissances locales 3D reconstruites en tout point du cœur et des distributions équivalentes de référence déterminées dans le cadre du procédé selon l'invention.
A titre complémentaire, on peut préciser que pour que les distributions d'écarts C/PM soient représentatives des écarts C/M effectivement observées lors du suivi d'exploitation des réacteurs en fonctionnement il faut que les types et l'amplitude des perturbations appliquées aux modèles génériques aient été correctement définis.
Cette définition passe par la construction d'une base réelle de référence couvrant le maximum de configurations sous le double aspect du type des assemblages chargés dans les réacteurs en exploitation et du mode de gestion du temps de séjour en réacteur de ces assemblages. La définition des ensembles de Pseudo Mesures est un des objectifs assignés aux modèles de référence. Il est alors fondamental que ces ensembles soient les plus proches possibles de ceux effectivement observés sur site pour chacun des systèmes d'instrumentation analysés. II faut donc tenir compte en même temps de toutes les caractéristiques de ces systèmes et de l'impact de ces caractéristiques par rapport à la réponse du système RIC de référence. Ces impacts sont liés : a) Au changement de la densité radiale des canaux instrumentés (58 → 42 canaux pour les schémas RIC complémentaires d'un cœur 4-Boucles classique et 58 → 16 pour les schémas collectrons des cœurs de ce type) ; b) Au type de détecteur (Uranium 235 dans le cas du RIC et Rhodium 103 dans le cas des collectrons) ; c) Au changement de la répartition axiale des points de mesure dans le cas des détecteurs de type collectron (65 mailles continues → 8 mailles discontinues), d'où la nécessité d'une conversion de maillage ; d) Aux caractéristiques de l'incertitude expérimentale M" . o Dans le cas des signaux de type RIC cette incertitude ne comporte qu'une part locale 3D indépendante du temps. o Dans le cas des collectrons il est important de tenir compte des composantes 3D et 2D (par canne) de cette incertitude et de sa variabilité en cours d'usure.
De façon d'une part à minimiser le nombre de configurations perturbées à construire et d'autre part à consolider encore le lien avec la base expérimentale réelle il a été choisi, pour les premières applications pratiques de la mise en œuvre du procédé selon l'invention, d'utiliser une approche différentielle par rapport à l'instrumentation de référence.
L'instrumentation interne de type CFM (Chambre à Fission Mobile) est en effet considérée comme une instrumentation de référence en raison : 1 . De sa résolution axiale (1 acquisition / mm) ;
2. De son auto calibrage (plusieurs détecteurs peuvent scruter le même canal) ; 3. De sa précision indépendante du temps (usure négligeable car les détecteurs ne sont irradiés qu'environ 1 heure chaque mois) ;
4. D'une couverture quasi complète par quadrant dans les cas des cœurs 3Boucles & 4Boucles actuels ;
5. D'une incertitude finale (E^ ) bien maîtrisée et reposant sur une base expérimentale considérable.
Le remontage est alors effectué suivant la relation ci-après : hEÏ )SchX = (E» )REF + (AE»p )ZFΛ Relation 2a
Le terme SchX désigne l'expression "Schéma X", s'appliquant à tout système d'instrumentation différent du système d'instrumentation de référence (désigné par le terme REF). Le terme correctif (ΛE^2p )R^x de la relation 2a définissant ce remontage différentiel peut ainsi être appliqué avec
(EUP ) REF
Figure imgf000023_0001
(relation 3) Et
(Jφ*« =V<^ )2 + « )Lr + (Ru2p )Lr + (K )Lr (relation 4)
Ce terme correctif contient non seulement la différence (AR^2p)^x , mais également celles qui résultent d'un changement de détecteur ou d'une combinaison de détecteurs, d'où par exemple les variations (AR^)^X , (Mtu )Thx et/ou (^u )SChX ' x désignant alors un poste d'incertitude n'existant que pour la configuration SchX .
Sous l'aspect des distributions de puissance reconstruites la composante R*2p reste l'indicateur caractéristique d'un système d'instrumentation quelconque. La différence (àRζlp)^x est donc le paramètre déterminant lors du dimensionnement de l'incertitude E* et elle a été analysée pour toutes les configurations de la base de perturbations.
La variabilité observée sur la différence (AR*2p )R^x est en grande partie une conséquence du poste M* via le processus de bruitage 3D des
Pseudo Mesures. Cette différence est, dans la pratique, définie en amont du remontage final par l'utilisation d'une approche statistique.
Avantageusement, on prévoit, dans l'invention, une fois que des mesures réelles, obtenues grâce au nouveau système de mesure, sont disponibles, de confronter les résultats obtenus par le procédé selon l'invention de détermination de la composante d'incertitude de propagation d'erreurs et les résultats obtenus, selon des méthodes classiques de détermination de composantes d'incertitude, à partir des mesures réelles obtenues. On vérifie ainsi que l'incertitude évaluée par le procédé selon l'invention n'est pas remise en cause.

Claims

REVENDICATIONS
1 - Procédé de détermination d'une composante d'incertitude ( Ru2p )< dite composante d'incertitude de propagation d'erreurs, intervenant dans le calcul d'une incertitude globale ( E"p ) associée à une distribution de puissance d'un cœur de réacteur nucléaire, caractérisé en ce qu'il comporte les différentes étapes consistant à :
- établir (201 ) une cartographie tridimensionnelle d'une distribution de puissance théorique du cœur de réacteur nucléaire considéré ; - établir (200) une représentation perturbée du cœur de réacteur nucléaire, la représentation perturbée consistant à appliquer au moins un paramètre physique de perturbation à la distribution de puissance théorique pour au moins une pluralité de points du cœur de réacteur nucléaire, le paramètre physique de perturbation appliqué adoptant une valeur issue de mesures réalisées pour des cœurs de réacteur nucléaire de conception comparable ;
- sélectionner (202) un ensemble de valeurs d'activités ou de taux de réaction, désignées comme pseudo-mesures, dans la représentation perturbée du cœur de réacteur nucléaire ; - déterminer (203), pour chaque point du réacteur nucléaire associé à une pseudo-mesure, un écart initial entre une activité théorique, issue de la cartographie tridimensionnelle théorique du cœur de réacteur nucléaire, et la pseudo -mesure associée au point considéré ;
- réaliser (204), à partir des écarts initiaux déterminés, une opération de processus de propagation d'erreurs à l'ensemble du cœur du réacteur pour associer à tout point du cœur de réacteur nucléaire une valeur de correction étendue ;
- déterminer (205), pour chaque point du réacteur nucléaire, une puissance estimée, la valeur de correction étendue intervenant comme paramètre dans ladite détermination de puissance estimée ;
- calculer une pluralité de résidus en réalisant la différence, pour cette même pluralité de points du cœur de réacteur nucléaire, entre la puissance estimée et la représentation perturbée de cette puissance pour chaque point considéré ; - déterminer (206) la composante d'incertitude de propagation d'erreurs à partir des résidus calculés.
2- Procédé selon la revendication précédente caractérisé en ce que les paramètres de perturbation physique sont parmi les paramètres suivants :
- désalignement d'au moins une grappe de contrôle par rapport aux autres grappes de contrôle du cœur de réacteur nucléaire considéré;
- imprécision sur la position des grappes de contrôle ;
- imprécision sur la température d'entrée du modérateur ;
- inhomogénéité de la concentration en bore ;
- inhomogénéité de l'irradiation des assemblages de combustibles ; - imprécision sur la puissance nominale du cœur de réacteur ;
- déséquilibre, azimutal ou radial, dans la répartition de la puissance nucléaire entre quadrants du cœur du réacteur ;
3- Procédé selon l'une au moins des revendications précédentes caractérisé en ce que l'étape de détermination de la puissance estimée obéit à l'équation suivante, faisant intervenir, pour chaque point considéré, la valeur de la puissance théorique Pcal : Pest=Pcal/(1 +(C/PM)*), où (C/PM)* représente la valeur de correction étendue.
4- Procédé selon l'une au moins des revendications précédentes caractérisé en ce que les pseudos-mesures sélectionnées le sont pour des points du cœur de réacteur où une instrumentation de mesure est destinée à être installée.
5- Procédé selon l'une au moins des revendications précédentes caractérisé en ce que les résidus sont calculés pour l'ensemble des points du cœur du réacteur nucléaire. 6- Procédé selon l'une au moins des revendications précédentes caractérisé en ce que le processus de propagation d'erreurs réalisé pour associer à tout point du cœur de réacteur nucléaire une valeur de correction étendue est de type processus d'extension SFG de degré trois ou deux suivant la densité de l'instrumentation. 7- Procédé selon l'une au moins des revendications précédentes caractérisé en ce que les mesures préalablement réalisées ont été obtenues avec un système d'instrumentation de type RIC.
PCT/FR2008/051001 2007-06-08 2008-06-05 Procede de determination d'une composante d'incertitude relative a la distribution de puissance dans le coeur d'un reacteur nucleaire Ceased WO2009001004A2 (fr)

Priority Applications (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US12/663,578 US20100226468A1 (en) 2007-06-08 2008-06-05 Method for determining an uncertainty component relating to power distribution in a nuclear reactor core
CN200880025011A CN101755308A (zh) 2007-06-08 2008-06-05 确定关于核反应堆堆芯中功率分布的不确定性分量的方法
EP08805938A EP2176866A2 (fr) 2007-06-08 2008-06-05 Procede de determination d'une composante d'incertitude relative a la distribution de puissance dans le coeur d'un reacteur nucleaire
JP2010510860A JP2010529448A (ja) 2007-06-08 2008-06-05 原子炉心内の出力分布に関連する不確かさ成分を算出する方法

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR0755584A FR2917228A1 (fr) 2007-06-08 2007-06-08 Procede de determination d'une composante d'incertitude relative a la distribution de puissance dans le coeur d'un reacteur nucleaire
FR0755584 2007-06-08

Publications (2)

Publication Number Publication Date
WO2009001004A2 true WO2009001004A2 (fr) 2008-12-31
WO2009001004A3 WO2009001004A3 (fr) 2009-02-19

Family

ID=38876798

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/FR2008/051001 Ceased WO2009001004A2 (fr) 2007-06-08 2008-06-05 Procede de determination d'une composante d'incertitude relative a la distribution de puissance dans le coeur d'un reacteur nucleaire

Country Status (8)

Country Link
US (1) US20100226468A1 (fr)
EP (1) EP2176866A2 (fr)
JP (1) JP2010529448A (fr)
KR (1) KR20100030649A (fr)
CN (1) CN101755308A (fr)
FR (1) FR2917228A1 (fr)
RU (1) RU2009148714A (fr)
WO (1) WO2009001004A2 (fr)

Families Citing this family (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102411997B (zh) * 2011-10-25 2014-04-02 清华大学 高温气冷堆功率控制方法及系统
CN104036837B (zh) * 2014-06-09 2016-08-24 中科华核电技术研究院有限公司 通量图时刻及连续时刻堆芯监测功率不确定分析方法
US20150364225A1 (en) * 2014-06-13 2015-12-17 Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. Method of synthesizing nuclear reactor power distribution using optimized nonlinear basis function
CN107689256B (zh) * 2017-09-19 2019-06-07 中国核动力研究设计院 一种核反应堆次临界度测量方法
CN107644133B (zh) * 2017-09-19 2021-05-14 中国核动力研究设计院 一种核反应堆堆芯吊篮振动刻度因子计算方法
FR3085787B1 (fr) * 2018-09-12 2020-10-23 Framatome Sa Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire avec calcul du rftc en ligne, reacteur nucleaire correspondant
CN109543941B (zh) * 2018-10-15 2022-04-19 中国核电工程有限公司 一种基于安全壳工况确定核电厂事故策略定值的方法
CN111370152B (zh) * 2020-03-10 2021-11-23 中国原子能科学研究院 避免反应堆核测量装置换挡引起功率扰动的方法及装置
CN111554418B (zh) * 2020-05-18 2022-04-29 中国核动力研究设计院 一种核反应堆外推临界方法
CN112069441B (zh) * 2020-07-16 2022-03-18 中山大学 一种堆芯瞬态三维功率分布在线重构方法
CN111814343B (zh) * 2020-07-16 2022-03-18 中山大学 综合堆内外探测器测量值的堆芯功率分布在线重构方法
CN112133462B (zh) * 2020-09-24 2022-07-29 中国核动力研究设计院 一种临界装置功率刻度方法
CN115327461A (zh) * 2022-07-04 2022-11-11 中广核陆丰核电有限公司 堆外核测系统功率量程修正参数的修改方法和系统
CN115408861B (zh) * 2022-08-31 2023-11-10 中国核动力研究设计院 用于反应堆运行参数优化的数据同化方法、系统及终端
CN115862912B (zh) * 2023-02-27 2023-05-02 西安交通大学 一种动态氙条件下压水堆堆芯功率分布测量方法
CN116682585B (zh) * 2023-06-19 2025-11-28 中广核研究院有限公司 堆芯功率分布测量不确定性的分析方法、装置和设备
CN119397124B (zh) * 2024-09-20 2025-11-21 华能核能技术研究院有限公司 反应堆堆芯功率分布在线监测敏感性系数计算方法及系统

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4774050A (en) * 1986-04-10 1988-09-27 Westinghouse Electric Corp. Axial power distribution monitor and display using outputs from ex-core detectors and thermocouples
US4774049A (en) * 1986-04-10 1988-09-27 Westinghouse Electric Corp. Two and three dimensional core power distribution monitor and display
US6493412B1 (en) * 2000-10-11 2002-12-10 Westinghouse Electric Company Llc Method of calibrating exit thermocouples in a nuclear reactor

Also Published As

Publication number Publication date
RU2009148714A (ru) 2011-07-20
JP2010529448A (ja) 2010-08-26
KR20100030649A (ko) 2010-03-18
US20100226468A1 (en) 2010-09-09
FR2917228A1 (fr) 2008-12-12
EP2176866A2 (fr) 2010-04-21
WO2009001004A3 (fr) 2009-02-19
CN101755308A (zh) 2010-06-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
WO2009001004A2 (fr) Procede de determination d&#39;une composante d&#39;incertitude relative a la distribution de puissance dans le coeur d&#39;un reacteur nucleaire
EP2212891B1 (fr) Procédé d&#39;établissement de cartographies incore mixtes et application au calibrage de l&#39;instrumentation fixe
Ivashkin et al. Testing entanglement of annihilation photons
Grape et al. Determination of spent nuclear fuel parameters using modelled signatures from non-destructive assay and Random Forest regression
Yao et al. Compton-based prompt gamma imaging using ordered origin ensemble algorithm with resolution recovery in proton therapy
WO2007147957A1 (fr) Dispositif de localisation et d&#39;imagerie de sources de rayonnement gamma ou x.
FR2925751A1 (fr) Procede pour ameliorer le credit burn-up de combustible nucleaire use
Trigila et al. Optimization of scintillator–reflector optical interfaces for the LUT Davis model
Joshi Characterization of resistive Micromegas for High Angle-Time Projection Chambers readout and preparation of neutrino physics analysis with upgraded near detector of T2K experiment
EP3617751A1 (fr) Procédé d&#39;auto-calibration d&#39;un dispositif de détection de rayonnements ionisants
Caden Studying neutrino directionality with the Double Chooz experiment
EP1105751A1 (fr) Procede de simulation de la reponse d&#39;un detecteur de rayonnements emis par des objets radioactifs et procede de controle d&#39;elements de combustible nucleaire utilisant cette simulation
WO2023203247A1 (fr) Dispositif et procede de caracterisation d&#39; une profondeur d&#39; activite d&#39; un radionucleide dans un milieu solide
Doglioni Measurement of the inclusive jet cross section with the ATLAS detector at the Large Hadron Collider
Chau Study of atmospheric neutrino oscillations with the deep-sea Cherenkov detector KM3NeT/ORCA and synergies with reactor neutrinos
Xia et al. A new solar hard X-ray image reconstruction algorithm for ASO-S/HXI based on deep learning
Fang et al. Physics-based forward model for near-real-time quantitative imaging of spent nuclear fuel assemblies
Verdier Assessment of subcriticality during PWR-type reactor refueling
Ludewigt Using nuclear resonance fluorescence for nondestructive isotopic analysis
Fensin et al. Determining Plutonium Mass in Spent Fuel with Non-destructive Assay Techniques–NGSI Research Overview and Update on NDA Techniques
FR2953041A1 (fr) Procede de determination d&#39;une grandeur operationnelle permettant une gestion simplifiee et optimisee d&#39;echantillons irradies dans des installations et garantissant le respect d&#39;objectifs de surete
Schreckenberger Electron neutrino and antineutrino appearance in the MINOS detector
FR3154846A1 (fr) Procédé de contrôle de l’uniformité de la composition d’un crayon de combustible nucléaire
Verdier Assessment of subcriticality during PWR-type reactor refueling; Evaluation de la sous-criticite lors des operations de chargement d'un reacteur nucleaire REP
Boukhari Study of the nuclear spin-orientation in incomplete fusion reactions. Measurement of the magnetic moment of the 2+ states in 22Ne and 28Mg

Legal Events

Date Code Title Description
WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 200880025011.8

Country of ref document: CN

121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 08805938

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A2

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2010510860

Country of ref document: JP

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2008805938

Country of ref document: EP

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20107000429

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2009148714

Country of ref document: RU

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 12663578

Country of ref document: US