SE509235C2 - Method for monitoring the dryout of a boiler reactor - Google Patents

Method for monitoring the dryout of a boiler reactor

Info

Publication number
SE509235C2
SE509235C2 SE9301613A SE9301613A SE509235C2 SE 509235 C2 SE509235 C2 SE 509235C2 SE 9301613 A SE9301613 A SE 9301613A SE 9301613 A SE9301613 A SE 9301613A SE 509235 C2 SE509235 C2 SE 509235C2
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
dryout
core
transient
ratio
reactor
Prior art date
Application number
SE9301613A
Other languages
Swedish (sv)
Other versions
SE9301613D0 (en
SE9301613L (en
Inventor
Sture Helmersson
Anders Jackson
Per Johansson
Grzegorz Ocieczek
Bertil Schoelin
Original Assignee
Asea Atom Ab
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Asea Atom Ab filed Critical Asea Atom Ab
Priority to SE9301613A priority Critical patent/SE509235C2/en
Publication of SE9301613D0 publication Critical patent/SE9301613D0/en
Priority to JP6096366A priority patent/JPH06347586A/en
Priority to DE4416463A priority patent/DE4416463A1/en
Publication of SE9301613L publication Critical patent/SE9301613L/en
Publication of SE509235C2 publication Critical patent/SE509235C2/en

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

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

Abstract

Method for monitoring a boiling water nuclear reactor installation with reference to drying-out of the core during operation, the internal condition of the reactor core being calculated with the aid of a core simulator (20) and the behaviour of the reactor installation being simulated during postulated transient processes with the aid of a transient analyser (22). The method is characterised by a risk determination (23) carried out continuously during the operation of the installation and using current data of the installation, in which the drying-out risk of the core is calculated, that is to say how large a proportion of the fuel rods of the core is exposed to the risk of drying out. If the drying-out risk exceeds a predetermined drying-out criterion, a reactor operator (15) is sent an alarm.

Description

15 20 30 35 509 255 ¿ hålla ihop, utan den bryts upp och det bildas torra väggpartier, vilket lokalt leder till en avsevärt försämrad värmeövergång mellan bränslestaven och kylvattnet med en kraftigt förhöjd väggtemperatur hos bränslestaven som följd. Den förhöjda väggtemperaturen kan leda till att skador med allvarliga följder uppträder på bränslestavarna. Den marginal till dryout som en kärnreaktor har i ett visst ögonblick kallas för dryout marginal. 15 20 30 35 509 255 ¿hold together, without it breaking up and dry wall sections are formed, which locally leads to a considerably impaired heat transfer between the fuel rod and the cooling water with a greatly increased wall temperature of the fuel rod as a result. The elevated wall temperature can lead to severe damage to the fuel rods. The margin to dryout that a nuclear reactor has at a given moment is called the dryout margin.

Dryoutbegreppet beskrivs i boken Praktisk reaktorfysik av Sten Lundberg 1986, kompendieförmedlingen Sigma, Lund, 9.7 sid 257-264. i kap 9.6 och Som ett mått på dryoutmarginalen används en dryoutkvot, vanligen betecknad CPR, effekt, dvs den effekt som ger dryout, och aktuell effekt. vilken definieras som kvoten mellan kritisk CPR = Kritisk effekt / Aktuell effekt Dryoutkvoten beräknas för ett stort antal punkter i härden. Det minsta värdet pà dryoutkvoten i någon punkt kallas för minsta dryoutkvot och betecknas med MCPR.The concept of dryout is described in the book Practical reactor physics by Sten Lundberg 1986, compendium agency Sigma, Lund, 9.7 pages 257-264. in Chapter 9.6 and As a measure of the dryout margin, a dryout ratio, usually referred to as CPR, effect, ie the effect that gives dryout, and current effect is used. which is defined as the ratio between critical CPR = Critical effect / Current effect The dryout ratio is calculated for a large number of points in the core. The minimum value of the dryout ratio at any point is called the minimum dryout ratio and is denoted by MCPR.

För att kunna beräkna dryoutkvoten behövs kännedom om den aktuella effektfördelningen i härden och kylflödet i de enskilda bränslepatronerna. För detta ändamål används en tredimensionell härdsimulator innefattande en matematisk modell av härden vilken med hjälp av mätvärden för ingående parametrar såsom totalt kylflöde, beräkna den aktuella effektfördelningen i härden och kylflödet i styrstavspositioner, reaktorns totaleffekt mm kan patronerna. Som beräkningsunderlag finns dessutom tillgång till härdens grunddata och bränslets drifthistoria.In order to be able to calculate the dryout ratio, knowledge of the current power distribution in the core and the cooling flow in the individual fuel assemblies is needed. For this purpose, a three-dimensional core simulator is used comprising a mathematical model of the core which, with the help of measured values for input parameters such as total cooling flow, calculates the current power distribution in the core and the cooling flow in control rod positions, total reactor power etc. As a basis for calculation, there is also access to the core's basic data and the fuel's operating history.

Den kritiska effekten beräknas i varje punkt med hjälp av korrelationer som är specifika för varje bränsletyp. Indata är bla aktuell effektfördelning och kylflöde från härdsimulatorn.The critical power is calculated at each point using correlations specific to each fuel type. Input data includes current power distribution and cooling flow from the core simulator.

I samband med dryoutberäkningar är det viktigt att ta hänsyn till att det kan uppstå oförutsedda transienter som påverkar dryout 10 15 20 30 35 3 509 255 dryoutmarginaler uppstår när kylflödet minskar med bibehållen marginalen. Transienter som kan leda till minskade reaktoreffekt vilket leder till en minskning av den kritiska effekten, eller när reaktoreffekten ökar med bibehàllet kylflöde vilket innebär att den aktuella effekten ökar. Sådana dryoutkvotsänkande transienter uppstår exempelvis om en kylvattenpump plötsligt slutar att fungera, eller vid en plötsligt stängning av en ventil i en av àngledningarna.In connection with dryout calculations, it is important to take into account that unforeseen transients may occur that affect dryout margins occur when the cooling flow decreases while maintaining the margin. Transients that can lead to reduced reactor power, which leads to a decrease in the critical power, or when the reactor power increases with a maintained cooling flow, which means that the current power increases. Such dryout quota lowering transients occur, for example, if a cooling water pump suddenly stops working, or when a valve in one of the vents suddenly closes.

Sänkningen av dryoutkvoten under en transient kallas i fortsättningen transienta dryoutkvotsänkingen och betecknas ACPR.The decrease in the dryout ratio during a transient is hereinafter referred to as the transient dryout ratio decrease and is referred to as ACPR.

För att beräkna transienternas påverkan på dryoutmarginalen används en transient analysator som innefattar ett antal detaljerade modeller av reaktorns delar tex pumpar, styrsystem och kylflödesvägar. Transientanalysatorn simulerar reaktoranläggningens uppförande under en transient. Ett antal tänkbara händelser som leder till transienter har analyserats, och de transienter som orsakar den största sänkningen av dryoutmarginalen har tagits fram. Dessa utvalda transienter används för att ta fram den största sänkningen av dryoutkvoten som kan ske för någon transient, betecknad maxACPR.To calculate the impact of the transients on the dryout margin, a transient analyzer is used that includes a number of detailed models of the reactor parts, such as pumps, control systems and cooling flow paths. The transient analyzer simulates the construction of the reactor plant during a transient. A number of possible events leading to transients have been analyzed, and the transients that cause the largest reduction in the dryout margin have been identified. These selected transients are used to produce the largest reduction in the dryout ratio that can occur for any transient, designated maxACPR.

En mer detaljerad beskrivning av en transientanalysator finns i en artikel av S. Andersson, R. Jadrny, H. Svensson, S. Koski "Comparison of BISON, a BWR dynamics code, to safety-related reactor transients." publicerad i "Anticipated and abnormal transients in nuclear power plants" Vol 1 utgiven av R.A Karam, La Grange Park, The Society cop. 1987.A more detailed description of a transient analyzer can be found in an article by S. Andersson, R. Jadrny, H. Svensson, S. Koski "Comparison of BISON, a BWR dynamics code, to safety-related reactor transients." published in "Anticipated and abnormal transients in nuclear power plants" Vol 1 published by R.A. Karam, La Grange Park, The Society cop. 1987.

En driftcykel är tiden mellan två bränslebyten, vanligen ett år.An operating cycle is the time between two fuel changes, usually one year.

Under en driftcykel varierar olika faktorer tex bränslets utbränning och styrstavspositioner, vilket medför att en transient kan få olika utslag beroende pà var i driftcykeln reaktorn befinner sig. Sänkningen av dryoutkvoten för en viss transienttyp beror också pà aktuella parametrar såsom tex effekt och kylflöde. beräknas den maximala transienta dryoutkvotsänkningen i dagens För att säkerställa en god marginal till dryout kokarvattenreaktorer som den största sänkningen av dryoutkvoten 10 15 20 30 35 509 235 4, som kan inträffa under en driftcykel för en värsta tänkbar kombination av inparametrarna.During an operating cycle, different factors vary, such as the burnout of the fuel and control rod positions, which means that a transient can have different deflections depending on where in the operating cycle the reactor is located. The reduction of the dryout ratio for a certain transient type also depends on current parameters such as power and cooling flow. is calculated the maximum transient dryout ratio reduction in today's To ensure a good margin to dryout boiling water reactors as the largest reduction of the dryout ratio 10 15 20 30 35 509 235 4, which can occur during an operating cycle for the worst possible combination of the input parameters.

Det av myndigheter uppställda kriteriet för dryout innebär att förväntat antal stavar som gár gà till dryout under en transient maximalt får uppgå till en viss procent ( tex 0.1 %) av alla stavar i en härd. Ett säkerhetsvärde, SLMCPR, definieras som den minsta tillåtna dryoutkvoten för vilken ovanstående kriterium är uppfyllt.The criterion set by the authorities for dryout means that the expected number of rods that go to dryout during a transient maximum may amount to a certain percentage (eg 0.1%) of all rods in a hearth. A collateral value, SLMCPR, is defined as the minimum allowable dryout ratio for which the above criterion is met.

För att beräkna säkerhetsvärdet analyseras de osäkerheter som finns i beräkningen av dryoutkvoten. Osäkerhetsanalysen resulterar i att varje osäkerhet tilldelas en individuell frekvensfunktion med ett uppskattat medelvärde och standardavvikelse, vilka antas oförändrade i tiden.To calculate the collateral value, the uncertainties in the calculation of the dryout ratio are analyzed. The uncertainty analysis results in each uncertainty being assigned an individual frequency function with an estimated mean value and standard deviation, which are assumed to remain unchanged over time.

Följande felkällor analyseras: - osäkerheter i bränsletillverkningen, - osäkerheter i de bränslespecifika korrelationerna som ligger till grund för beräkningen av den kritiska effekten, - osäkerheten i beräkningarna frán härdsimulatorn, beroende pà dels modellfel och dels mätosäkerheter i indata, - osäkerheter i material och geometriska data för härden.The following sources of error are analyzed: - uncertainties in fuel production, - uncertainties in the fuel-specific correlations that form the basis for the calculation of the critical effect, - uncertainty in the calculations from the core simulator, depending on model errors and measurement uncertainties in input data, - uncertainties in materials and geometric data for the hearth.

Säkerhetsvärdet beräknas pà statistisk väg, tex med hjälp av Monte Carlo teknik, vilket innebär att ett slumpmoment införs och ett stort antal simuleringar utförs. Resultatet av simuleringen kan därefter utsättas för sedvanlig statistisk analys.The safety value is calculated statistically, for example with the help of Monte Carlo technology, which means that a random moment is introduced and a large number of simulations are performed. The result of the simulation can then be subjected to the usual statistical analysis.

Beräkningen av säkerhetsvärdet utförs idag för en utvald värsta tänkbar effektfördelning.The calculation of the safety value is performed today for a selected worst possible power distribution.

Figur 1 visar dryoutkvoten som en funktion av tiden under en transient. För att säkerhetsvärdet ska kunna hållas under en transient måste den minsta dryoutkvoten under drift vara större 10 15 20 30 35 5 509 235 än summan av säkerhetsvärdet och den maximala transienta dryoutkvotsänkningen. Denna summa är reaktorns driftsgräns med avseende på dryout. Kravet för att hålla en acceptabel dryoutmarginal är att alla punkter i härden ska ha en dryoutkvot som är större än driftsgränsen dvs, MCPR > maxACPR + SLMCPR En osäkerhet som hänför sig till geometriska data för härden är boxböjning. Boxböjning kan inträffa efter en tids användning av boxen och innebär att boxen ändrar sin form genom att böja sig, vilket påverkar spaltbredden och därmed vattenvolymen mellan boxarna. En ökad vattenvolym innebär att modereringen blir bättre vilket leder till att effekten för näraliggande stavar ökar och att dessa lättare går till dryout. Boxböjningens bidrag till beräkningen av minsta tillåtna dryoutkvot betecknas ABox, och beräknas idag pà olika sätt. Ett sätt är att öka pá driftsgränsen med en grovt uppskattad konstant, ABoxl, så att minsta dryoutkvot utvärderad för raka boxar uppfyller villkoret.Figure 1 shows the dryout ratio as a function of time during a transient. In order for the safety value to be kept below a transient, the minimum dryout ratio during operation must be greater than the sum of the safety value and the maximum transient dryout ratio reduction. This sum is the operating limit of the reactor with respect to dryout. The requirement for maintaining an acceptable dryout margin is that all points in the core must have a dryout ratio that is greater than the operating limit, ie, MCPR> maxACPR + SLMCPR An uncertainty that relates to geometric data for the core is box bending. Box bending can occur after a period of use of the box and means that the box changes its shape by bending, which affects the gap width and thus the water volume between the boxes. An increased volume of water means that the moderation is better, which leads to an increase in the effect for nearby rods and that these go to dryout more easily. The contribution of box bending to the calculation of the minimum permitted dryout ratio is called ABox, and is currently calculated in different ways. One way is to increase the operating limit with a roughly estimated constant, ABoxl, so that the minimum dryout ratio evaluated for straight boxes meets the condition.

MCPR > maxACPR + SLMCPR + ABOxl Ett annat sätt som används är att vid övervakningen under drift minska MCPR beräknad för raka boxar med en storhet, ABox2, som inte längre är en konstant, utan varierar beroende på åldern pà den box som innehåller MCPR.MCPR> maxACPR + SLMCPR + ABOxl Another method used is to reduce MCPR during monitoring during operation calculated for straight boxes with a quantity, ABox2, which is no longer a constant, but varies depending on the age of the box containing MCPR.

MCPR - ABox2 > maxACPR + SLMCPR Driftsgränsen är idag en fastställd konstant som får ett nytt värde endast vid en större ändring i reaktorns utformning eller vid byte av bränsletyp. Driftgränsen beräknas som summan av den transienta dryoutkvotsänkningen för en värsta kombination av inparametrar och säkerhetsvärdet för en värsta tänkbar effektfördelning och eventuellt en grovt tilltagen konstant som kompenserar för boxböjningen. Detta förfaringssätt för att bestämma driftsgränsen ger ett onödigt högt värde pà driftsgränsen och tar ingen hänsyn till variationer under cykeln 10 15 20 30 35 509 235 i 6 eller mellan olika regioner i härden. Ett för högt satt värde på driftgränsen förhindrar ett optimalt utnyttjande av reaktorn och leder till ekonomiska nackdelar.MCPR - ABox2> maxACPR + SLMCPR The operating limit is today a set constant that acquires a new value only in the event of a major change in the design of the reactor or when changing the fuel type. The operating limit is calculated as the sum of the transient dryout ratio reduction for a worst combination of input parameters and the safety value for a worst possible power distribution and possibly a coarse constant that compensates for the box bend. This method of determining the operating limit gives an unnecessarily high value of the operating limit and does not take into account variations during the cycle in or between different regions in the core. An excessively high value of the operating limit prevents optimal utilization of the reactor and leads to economic disadvantages.

Ett ändamål med uppfinningen är att anvisa ett förfarande vid övervakning av dryoutmarginalen som möjliggör ett förbättrat utnyttjande av reaktorn vilket medför ekonomiska fördelar och samtidigt ger en säkrare dryoutövervakning.An object of the invention is to provide a method for monitoring the dryout margin which enables an improved utilization of the reactor, which entails economic advantages and at the same time provides a safer dryout monitoring.

REDOGÖRELSE FÖR UPPFINNINGEN, FÖRDELAR Uppfinningen innebär ett förfarande för övervakning av dryoutmarginalen i en härd i en kokarreaktor under drift.DISCLOSURE OF THE INVENTION, ADVANTAGES The invention involves a method for monitoring the dryout margin in a core of a boiler reactor during operation.

Förfarandet innebär att härdens dryoutrisk, dvs hur stor andel av härdens bränslestavar som riskerar att gà till dryout, beräknas för reaktorns aktuella tillstànd. En operatör larmas om dryoutrisken överstiger ett i förväg bestämt dryoutkriterium.The procedure means that the hearth's dryout risk, ie the proportion of the hearth's fuel rods that risk going to dryout, is calculated for the current condition of the reactor. An operator is alerted if the dryout risk exceeds a predetermined dryout criterion.

De osäkerheter som påverkar dryoutberäkningarna beskrivs var för sig som en frekvensfunktion med ett uppskattat medelvärde och en standardavvikelse. Osäkerheterna kan även beskrivas som funktion av parametrar sásom position i härden, bränsletyp och bränslets historia. Osäkerheten pà grund av boxböjningen beskrivs pà motsvarande sätt som en frekvensfunktion med ett uppskattat medelvärde och standardavvikelse, och kan därmed i fortsättningen behandlas pà samma sätt som de övriga osäkerheterna.The uncertainties that affect the dryout calculations are described separately as a frequency function with an estimated mean value and a standard deviation. The uncertainties can also be described as a function of parameters such as position in the core, fuel type and fuel history. The uncertainty due to the box bending is described in a corresponding manner as a frequency function with an estimated mean value and standard deviation, and can thus in future be treated in the same way as the other uncertainties.

Dryoutrisken beräknas genom upprepade simuleringar av härden där inparametrarna till simuleringen slumpgenererats utifrån sina respektive frekvensfördelningar. För de inparametrar där aktuella mätvärden finns tillgängliga används dessa mätvärden som medelvärde i frekvensfunktionen. Transienternas inverkan pa dryoutrisken beräknas för reaktorns aktuella tillstànd med jämna mellanrum av en transientanalysator. Vid varje simulering beräknas det antal stavar som gàr till dryout. Dryoutrisken utgör medelvärdet av andelen stavar som gàr till dryout för ett stort antal simuleringar. 10 15 20 30 35 7 ¿¿p D 509 255 Transientanalysatorn använder sig av aktuella mätvärden fràn reaktorn och en aktuell härdbeskrivning. Den eller de transienter, som i varje ögonblick postuleras kunna inträffa, kan därmed ásättas den sänkning av dryoutkvoten som svarar mot de aktuella inparametrarna och inte som tidigare en värsta kombination av dessa under en eller flera driftcykler. De postulerade transienterna kan också beskrivas mer exakt genom att transientanalysatorn uppdateras vid förändringar under drift av anläggningsparametrar såsom ställtider för ventiler, och tid för reaktorsnabbstopp.The dryout risk is calculated by repeated simulations of the core where the input parameters to the simulation are randomly generated based on their respective frequency distributions. For the input parameters where current measured values are available, these measured values are used as an average value in the frequency function. The impact of the transients on the dryout risk is calculated for the current state of the reactor at regular intervals by a transient analyzer. In each simulation, the number of rods that go to dryout is calculated. The dryout risk is the average value of the proportion of rods that go to dryout for a large number of simulations. 10 15 20 30 35 7 ¿¿p D 509 255 The transient analyzer uses current measured values from the reactor and a current core description. The transient or transients that can be postulated to occur at any given moment can thus be assigned the reduction of the dryout ratio that corresponds to the current input parameters and not, as before, a worst combination of these during one or more operating cycles. The postulated transients can also be described more precisely by updating the transient analyzer in the event of changes during operation of plant parameters such as valve set-up times, and reactor stop times.

Dryoutriskberäkningen sker för en aktuell effektfördelning och inte som tidigare för en värsta tänkbar effektfördelning. Detta leder till en säkrare dryoutriskberäkning med mindre onödiga och okända marginaler.The dryout risk calculation takes place for a current power distribution and not as before for a worst possible power distribution. This leads to a more reliable dryout risk calculation with less unnecessary and unknown margins.

RITNINGSFIGURER Figur 1 visar dryoutkvoten som en funktion av tiden under en transient.DRAWING FIGURES Figure 1 shows the dryout ratio as a function of time during a transient.

Figur 2 visar en schematisk bild av en kokarvattenreaktor (BWR).Figure 2 shows a schematic view of a boiling water reactor (BWR).

Figur 3 visar ett blockschema för övervakning av en reaktorhärd med avseende pà dryout enligt uppfinningen.Figure 3 shows a block diagram for monitoring a reactor core with respect to dryout according to the invention.

Figur 4 visar ett flödesschema för den i uppfinningen ingående transienta riskbestämningen.Figure 4 shows a flow chart for the transient risk determination included in the invention.

Figur 5 visar ett flödesschema för den i uppfinningen ingående stationära riskbestämningen.Figure 5 shows a flow chart for the stationary risk determination included in the invention.

BESKRIVNING AV UTFÖRINGSEXEMPLEL I figur 2 visas ett exempel pá en kokarvattenreaktor innefattande ett härdövervakningssystem. Reaktorns härd 1 innehåller bränsle i form av bränslestavar mellan vilka kylvatten pumpas. Härden omges av en tryckhàllande reaktortank 2. Värmeutvecklingen i 10 15 20 30 35 509 255 8 bränslestavarna får kylvattnet att koka och ànga bildas.DESCRIPTION OF EMBODIMENTS Figure 2 shows an example of a boiling water reactor comprising a core monitoring system. The reactor core 1 contains fuel in the form of fuel rods between which cooling water is pumped. The core is surrounded by a pressure-holding reactor tank 2. The heat development in the fuel rods causes the cooling water to boil and steam to form.

Reaktorns effekt styrs med styrstavar 3, samt med de cirkulationspumpar 4 som för kylvattnet uppåt genom härden. Den producerade ångan levereras via àngledningar 5 till turbinen 6 som driver generatorn 7 där elektrisk energi alstras, varefter àngan kondenseras till vatten i kondensorn 8. Vattnet àterförs till reaktortanken via en matarvattenledning 9 med hjälp av matarvattenpumpen 10.The power of the reactor is controlled by control rods 3, as well as by the circulation pumps 4 which carry the cooling water upwards through the core. The produced steam is delivered via steam lines 5 to the turbine 6 which drives the generator 7 where electrical energy is generated, after which the steam is condensed to water in the condenser 8. The water is returned to the reactor tank via a feed water line 9 by means of the feed water pump 10.

För övervakning av reaktorn avkänns ett antal processparametrar, med utnyttjande av speciella mätutrustningar. Exempel pà sådana avkända processparametrar är -- matarvattenflödet (fl), - kylvattenflöde (f2), (T), - styrstavarnas positioner (pos), (P)- - temperatur pà matarvattnet - trycket i reaktortanken De fysikaliska insignalerna till mätutrustningarna omvandlas i dessa till elektriska utsignaler som vidarbefodras som insignaler till ett härdövervakningssystem ll. Utifràn dessa insignaler beräknas i härdövervakningssystemet ett antal storheter som är av vikt för härdens övervakning. En del av dessa storheter styr direkt reaktorns säkerhetssystem och en del presenteras för en reaktoroperatör 12 som bedömer om atgärder måste vidtas.For monitoring the reactor, a number of process parameters are sensed, using special measuring equipment. Examples of such sensed process parameters are - feed water flow (f1), - cooling water flow (f2), (T), - control rod positions (pos), (P) - - temperature of the feed water - pressure in the reactor tank The physical inputs to the measuring equipment are converted in these to electrical outputs which are forwarded as inputs to a core monitoring system ll. Based on these input signals, a number of quantities are calculated in the core monitoring system that are important for the monitoring of the core. Some of these variables directly control the reactor's safety system and some are presented to a reactor operator 12 who assesses whether measures must be taken.

Härdövervakningssystemet innefattar bla övervakning av dryoutmarginalen. Om reaktoroperatören utifrån de presenterade storheterna bedömmer att det föreligger oacceptabel risk för dryout, dvs gällande kriterier eller andra begränsningsvillkor ej är uppfyllda, kan han snabbt ta ner reaktorns effekt genom att föra in styrstavarna. Reaktoroperatören kan också ta ner reaktorns effekt genom att minska varvtalet pà cirkulationspumparna så att kylflödet minskar.The core monitoring system includes, among other things, monitoring of the dryout margin. If the reactor operator, based on the quantities presented, assesses that there is an unacceptable risk of dryout, ie current criteria or other limitation conditions are not met, he can quickly reduce the reactor's power by inserting the control rods. The reactor operator can also reduce the power of the reactor by reducing the speed of the circulation pumps so that the cooling flow is reduced.

Enligt uppfinningen tillgàr övervakningen av dryoutmarginalen i härdövervakningssystemet enligt följande förfarande, se figur 3.According to the invention, the monitoring of the dryout margin in the core monitoring system is carried out according to the following procedure, see Figure 3.

Aktuella mätvärden pà processparametrarna matas in till en 10 15 20 30 35 509 235 9 tredimensionell härdsimulator, block 20, vilken ger ut en aktuell beskrivning av härdens tillstànd i ett stort antal punkter, tex effektfördelning och kylflöden i härden. Indata till härdsimulatorn kan även utgöras av slumpgenererade inparametrar fràn block 23 Härdsimulatorn utgörs av ett datorprogram som körs i en lämplig dator. För att härdsimulatorn ska kunna utföra nödvändiga beräkningar behövs tillgång till detaljerade uppgifter om bränslet och härden, tex material och geometri. För att kunna förutsäga hur härden reagerar pà förändringar i insignalerna är det också nödvändigt att känna till härdens historia, tex var i driftcykeln härden befinner sig. Alla dessa nödvändiga data har samlats i ett databibliotek, block 21. Härdens historia uppdateras kontinuerligt med uppgifter fràn härdsimulatorn.Current measured values of the process parameters are entered into a three-dimensional core simulator, block 20, which gives a current description of the state of the core at a large number of points, eg power distribution and cooling flows in the core. Input data to the core simulator can also consist of randomly generated input parameters from block 23. The core simulator consists of a computer program running in a suitable computer. In order for the core simulator to be able to perform the necessary calculations, access to detailed information about the fuel and core, such as materials and geometry, is needed. In order to be able to predict how the core reacts to changes in the input signals, it is also necessary to know the history of the core, for example where in the operating cycle the core is located. All this necessary data has been collected in a data library, block 21. The history of the hearth is continuously updated with information from the hearth simulator.

I en transient analysator, block 22, simuleras reaktoranläggningens uppförande under en transient. Indata till transientanalysatorn utgörs av - aktuella mätvärden pà processparametrar tex kylflöde och styrstavspositioner, - en aktuell härdbeskrivning fràn härdsimulatorn, - aktuella uppgifter fràn databiblioteket, tex bränslets utbränning, aktuell isotopsammansättning.In a transient analyzer, block 22, the behavior of the reactor plant during a transient is simulated. Input data to the transient analyzer consists of - current measured values of process parameters such as cooling flow and control rod positions, - a current core description from the core simulator, - current data from the data library, eg fuel burn-out, current isotope composition.

Transientanalysatorn beräknar sänkningen av dryoutkvoten (ACPR) i ett antal punkter, för nägra tänkbara transienter, med aktuella inparametrar. Från transientanalysatorn erhålles information om vilken stav som får den största sänkningen av dryoutkvoten under (maxACPR). transientkvotförändringen maxACPR beräknas vid normala en transient och hur stor sänkningen är Den maximala förhållanden ca en gång per vecka, men vid snabba ändringar av härdens tillstànd, tex uppstart av reaktorn, bör beräkningen ske minst en gång per dag. Den maximala transientkvotförändríngen maxACPR beräknas åtminstone en gáng per månad.The transient analyzer calculates the reduction of the dryout ratio (ACPR) at a number of points, for some possible transients, with current input parameters. From the transient analyzer, information is obtained about which rod receives the largest reduction of the dryout ratio below (maxACPR). the transient ratio change maxACPR is calculated at a normal transient and how large the reduction is The maximum conditions about once a week, but in case of rapid changes in the condition of the hearth, eg start-up of the reactor, the calculation should be made at least once a day. The maximum transient ratio change maxACPR is calculated at least once a month.

Istället för att som tidigare beräkna dryoutkvoten i ett stort antal punkter i härden och sedan jämföra det lägsta värdet med en 10 15 20 30 35 509 235 10 i förväg beräknad konstant, beräknas pà statistisk väg en dryoutrisk vilken inte får överstiga ett i förväg bestämt dryoutkriterium. Dryoutrisken bestäms som andelen stavar i härden som riskerar att gà till dryout. Dryoutkriteriet kan tex vara att förväntat antal stavar som går till dryout under en transient inte får överstiga O.1% av alla stavar i härden.Instead of calculating the dryout ratio in a large number of points in the core as before and then comparing the lowest value with a pre-calculated constant, a dryout risk is calculated statistically which must not exceed a predetermined dryout criterion. . The dryout risk is determined as the proportion of rods in the core that risk going to dryout. The dryout criterion can be, for example, that the expected number of rods that go to dryout during a transient must not exceed O.1% of all rods in the core.

För att kunna ta reda pà andelen stavar i härden som riskerar att gà till dryout i ett visst ögonblick utförs en riskbestämning i block 23, där stavarnas dryoutkvot beräknas med aktuella inparametrar och med beaktande av aktuell osäkerhet. Var och en av de osäkerheter som finns i beräkningen av dryoutkvoten analyseras och beskrivs som en frekvensfunktion med ett uppskattat medelvärde och standardavvikelse. De flesta osäkerheterna kan beskrivas med en normalfördelning eller en rektangulärfördelning, men även andra fördelningar kan förekomma.In order to be able to find out the proportion of rods in the core that risk going to dryout at a certain moment, a risk determination is performed in block 23, where the rods' dryout ratio is calculated with current input parameters and taking into account current uncertainty. Each of the uncertainties in the calculation of the dryout ratio is analyzed and described as a frequency function with an estimated mean value and standard deviation. Most uncertainties can be described with a normal distribution or a rectangular distribution, but other distributions can also occur.

För rektangulärfördelade osäkerheter uppskattas ett medelvärde och ett maxfel. För övriga fördelningar uppskattas ett medelvärde och en standardavvikelse. För processindata används aktuella mätvärden som medelvärde.For rectangular distributed uncertainties, an average value and a maximum error are estimated. For other distributions, an average value and a standard deviation are estimated. For process input, current measured values are used as the mean value.

Det finns osäkerheter som beror av parametrar sàsom positionen i härden, bränsletyp och utbränning. Osäkerheterna kan dà ges en standardavvikelse som är en funktion av dessa parametrar. Ett exempel pà en sådan osäkerhet är boxböjningen, som beror av åldern pà boxen. Osäkerheten pà grund av boxböjningen antas vara normalfördelad. Boxarna i härden klassas efter sin àlder, 0,l,2 3 och 4 âr. Varje åldersklass tilldelas ett medelvärde och en standardavvikelsen. Ju högre åldersklass desto högre värde pà medelvärdet och standardavvikelsen. Värden pà standardavvikelsen kan uppskattas genom att tex vid bränslebyten plocka ut boxar och mäta hur mycket de har böjt sig. För nya boxar bestäms medelvärdet och standardavvikelsen fràn tillverkningsutfallet.There are uncertainties that depend on parameters such as the position in the hearth, fuel type and burnout. The uncertainties can then be given a standard deviation that is a function of these parameters. An example of such uncertainty is the box bending, which depends on the age of the box. The uncertainty due to the box bend is assumed to be normally distributed. The boxes in the hearth are classified according to their age, 0, 1, 2, 3 and 4 years. Each age group is assigned a mean and a standard deviation. The higher the age group, the higher the value of the mean and standard deviation. Values of the standard deviation can be estimated by, for example, when changing fuel, picking out boxes and measuring how much they have bent. For new boxes, the mean value and standard deviation from the manufacturing outcome are determined.

För att underlätta beräkningarna betraktas boxböjningen som en sidledes förflyttning av en rak box där förflyttningens storlek utgör medelvärdet av den böjda boxens förflyttning. 10 15 20 30 35 131 509 235 I det följande behandlas endast mätosäkerheter i indata och osäkerheten pà grund av boxböjning. Som beskrivits ovan under "teknikens ståndpunkt" beaktas dock även osäkerheter i bränsletillverkningen, osäkerheter i de bränslespecifika korrelationerna som ligger till grund för beräkningen av den kritiska effekten, osäkerheten beroende på modellfel i härdsimulatorn och osäkerheter i material och övriga geometriska data för härden. Dessa övriga osäkerheter tas om hand pà motsvarande sätt.To facilitate the calculations, the box bend is considered as a lateral movement of a straight box where the size of the movement constitutes the average value of the movement of the bent box. 10 15 20 30 35 131 509 235 In the following, only measurement uncertainties in input data and the uncertainty due to box bending are treated. As described above under "Prior art", however, uncertainties in fuel production, uncertainties in the fuel-specific correlations that form the basis for the calculation of the critical effect, uncertainty due to model errors in the core simulator and uncertainties in materials and other geometric data for the core are also taken into account. These other uncertainties are dealt with in a corresponding manner.

Enligt en första utföringsform av uppfinningen kan riskbestämningen i block 23 utföras som en rent transient riskbestämning. I figur 4 visas ett flödesschema för hur en sådan transient riskbestämning med hjälp av Monte Carlo teknik går till. I en första simulering används aktuella mätvärden pà block 30. Variabler initieras i block 31.According to a first embodiment of the invention, the risk determination in block 23 can be performed as a purely transient risk determination. Figure 4 shows a flow chart for how such a transient risk determination is carried out using Monte Carlo technology. In a first simulation, current measured values on block 30 are used. Variables are initiated in block 31.

I block 33 inparametrarna, Härdsimulatorn utför en simulering i block 32. beräknas för varje stav i härden dryoutkvoten i flera punkter, och för varje stav väljs den lägsta dryoutkvoten ut, vilken benämns MinCPR. Från transientanalysatorn hämtas information om vilken stav som får den största sänkningen av dryoutkvoten under en transient och värdet pà sänkningen. Därefter beräknas för varje stav i härden den transienta dryoutkvoten, TCPR, i block 34 enligt följande: _ maxACPR TCPR = M1nCPR( 1 CPRtr MinCPR = Den lägsta dryoutkvoten för staven. maxACPR = Den största sänkningen av dryoutkvoten för någon stav under en transient.In the block 33 input parameters, the core simulator performs a simulation in block 32. the dryout ratio is calculated for each rod in the core at several points, and for each rod the lowest dryout ratio is selected, which is called MinCPR. Information is obtained from the transient analyzer on which rod has the largest reduction in the dryout ratio during a transient and the value of the reduction. Then, for each rod in the core, the transient dryout ratio, TCPR, is calculated in block 34 as follows: _ maxACPR TCPR = M1nCPR (1 CPRtr MinCPR = The lowest dryout ratio for the rod maxACPR = The largest decrease in the dryout ratio for any rod below a transient.

CPRtr = Dryoutkvoten omedelbart innan initiering av en transient för den stav som har den största sänkningen av dryoutkvoten under en transient.CPRtr = Dryout ratio immediately before initiating a transient for the rod that has the largest decrease in dryout ratio during a transient.

Om en stav har en transient dryoutkvot som är mindre än eller lika med 1 betyder det att staven har gátt till dryout under transienten. Antalet stavar som har gàtt till dryout i simuleringen summeras i block 35. Därefter summeras i block 36 10 15 20 30 35 509 255 år u antalet stavar som gått till dryout vid denna simulering med summan av alla stavar som gått till dryout vid tidigare simuleringar: N SU = Xni i=l ni = Antal stavar till dryout vid en simulering Z ll Antal simuleringar Vid de flesta simuleringarna blir resultatet att inga stavar går till dryout. Därför måste ett mycket stort antal simuleringar I block 37 som är ett mått på antalet utföras för att erhålla tillräcklig noggrannhet. jämförs N med en storhet NO, simuleringar som önskas utföras. Ett lämpligt värde pà NO kan vara 10 000.If a rod has a transient dryout ratio that is less than or equal to 1, it means that the rod has gone to dryout below the transient. The number of rods that went to dryout in the simulation is summed in block 35. Then in block 36 10 15 20 30 35 509 255 years the number of rods that went to dryout in this simulation is summed with the sum of all rods that went to dryout in previous simulations: N SU = Xni i = l ni = Number of rods for dryout in a simulation Z ll Number of simulations In most simulations, the result is that no rods go to dryout. Therefore, a very large number of simulations in block 37 which is a measure of the number must be performed to obtain sufficient accuracy. N is compared with a quantity NO, simulations that are desired to be performed. A suitable value of NO can be 10,000.

I följande simuleringar slumpgenereras alla indata till härdsimulatorn, block 38, utifrån sina respektive frekvensfunktioner. Osäkerheten från boxböjningen påverkar spaltbredden, dvs avståndet mellen två boxar. För varje box slumpgenereras dess förflyttning i x-led och y-led utifrån en normalfördelningen med en standardavvikelse som beror på boxens ålder. Förändringen i spaltbredden beräknas genom att summera de båda boxarnas förflyttning i samma led. På motsvarande sätt slumpas bredden på alla spalterna i härden. Övriga indata såsom flöde och effekt slumpas utifrån sina respektive frekvensfördelningar med den uppskattade standardavvikelsen och aktuella mätvärden som medelvärde. Efter varje simulering beräknas hur många stavar som har gått till dryout och detta antal summeras med tidigare värden.In the following simulations, all input data to the core simulator, block 38, is randomly generated based on their respective frequency functions. The uncertainty from the box bend affects the gap width, ie the distance between two boxes. For each box, its movement is generated in x-direction and y-direction based on a normal distribution with a standard deviation that depends on the age of the box. The change in the column width is calculated by summing the movement of the two boxes in the same direction. Correspondingly, the width of all the gaps in the core is randomized. Other input data such as flow and power are randomized based on their respective frequency distributions with the estimated standard deviation and current measured values as the mean value. After each simulation, the number of rods that have gone to dryout is calculated and this number is summed with previous values.

När ett förutbestämt antal simuleringar utförts beräknas härdens dryoutrisk, DR, vilket utgör andelen stavar till dryout per simulering. Dryoutrisken beräknas i block 39 genom att det totala antalet stavar till dryout divideras med antalet simuleringar och antalet stavar i härden. 10 15 20 30 35 13 'I N 509 255 Xni DR _ i_=1__ " N*As AS = Antal stavar i härden Dryoutrisken jämförs i block 40 med ett dryoutkriterium som i detta fall är det transienta dryoutkriteriet och som enligt ovan kan väljas till 0.l%. Om dryoutrisken är större än dryoutkriteriet larmas operatören i block 41.When a predetermined number of simulations have been performed, the hearth's dryout risk, DR, is calculated, which constitutes the proportion of rods to dryout per simulation. The dryout risk is calculated in block 39 by dividing the total number of rods for dryout by the number of simulations and the number of rods in the core. 10 15 20 30 35 13 'IN 509 255 Xni DR _ i_ = 1__ "N * As AS = Number of rods in the core The dryout risk is compared in block 40 with a dryout criterion which in this case is the transient dryout criterion and which as above can be selected to 0 If the dryout risk is greater than the dryout criterion, the operator is alerted in block 41.

Under stationära driftsförhàllanden, dvs inga transienter, är det inte säkert att det är tillräckligt att bara studera dryoutrisken under en antagen transient. I en vidareutveckling av uppfinningen införs därför även ett krav på dryoutrisken vid stationär drift.Under stationary operating conditions, ie no transients, it is not certain that it is sufficient to study only the dryout risk during an assumed transient. A further development of the invention therefore also introduces a requirement for the dryout risk during stationary operation.

Kriteriet för dryout vid stationär drift är betydligt hårdare jämfört med kriteriet vid en transient. Dryoutkriteriet vid stationär drift kan tex vara att dryoutrisken uttryckt i förväntat antal stavar i dryout inte får överstiga 0.004% av alla stavar i härden, medan motsvarande värde för en transient kan tex vara O.l%.The criterion for dryout in stationary operation is much stricter compared with the criterion in a transient. The dryout criterion for stationary operation can be, for example, that the dryout risk expressed in the expected number of rods in dryout must not exceed 0.004% of all rods in the core, while the corresponding value for a transient can be, for example, 0.1%.

I figur 5 visas hur en stationär riskbestämning kan gå till. Den enda skillnaden jämfört med den transienta riskbestämningen är att det inte sker någon reduktion av dryoutkvoten till en transientdryoutkvot 50. Den resulterande dryoutrisken jämförs med ett stationärt dryoutkriterium i block 51. Om det stationära dryoutkriteriet är uppfyllt, block 52, utförs den transienta riskbestämmningen som tidigare beskrivits. Om bàde det stationära och det transienta dryoutkriteriet är uppfyllt har reaktorn tillräcklig marginal till dryout.Figure 5 shows how a stationary risk determination can be made. The only difference compared to the transient risk determination is that there is no reduction of the dryout ratio to a transient dryout ratio 50. The resulting dryout risk is compared with a stationary dryout criterion in block 51. If the stationary dryout criterion is met, block 52, the transient risk determination is performed as before described. If both the stationary and the transient dryout criteria are met, the reactor has a sufficient margin for dryout.

Dryoutriskberäkningen sker minst en gàng per månad. Vid normala driftförhàllanden sker beräkningen lämpligen en gång per vecka, men kan utföras flera gànger om dagen vid snabba förändringar av härdtillstándet. Dryoutriskberäkningen kan ibland behöva ske oftare än beräkningen av den maximala transientkvotförändringen.The dryout risk calculation takes place at least once a month. Under normal operating conditions, the calculation is preferably done once a week, but can be performed several times a day in the event of rapid changes in the hardening condition. The dryout risk calculation may sometimes need to take place more often than the calculation of the maximum transient ratio change.

Claims (10)

10 15 20 25 30 35 14 509 255 PATENTKRAV10 15 20 25 30 35 14 509 255 PATENT CLAIMS 1. Förfarande för övervakning med avseende pà dryout av en (l) stort antal bränslepatroner, där varje bränslepatron reaktorhärd i en kokarreaktoranläggning innefattande ett innefattar ett knippe av bränslestavar som är omslutet av en box, varvid reaktorhärdens inre tillstànd beräknas med hjälp (20), att fortlöpande under anläggningens drift och med användning av en härdsimulator k ä n n e t e c k n a t a v av aktuella data för anläggningen, - simuleras reaktoranläggningens uppförande under postulerade transienta förlopp medelst en transientanalysator (22), - utgående fràn data erhållna fràn härdsimulatorn och transientanalysatorn beräknas en dryoutrisk vid aktuella driftförhàllanden, - varefter den beräknade dryoutrisken jämförs med ett förutbestämt värde.A method for monitoring the dryout of a (1) large number of fuel assemblies, each fuel assembly reactor core in a boiler reactor plant comprising one comprising a bundle of fuel rods enclosed by a box, the internal state of the reactor core being calculated by means (20), that continuously during the operation of the plant and using a core simulator is characterized by current data for the plant, - the construction of the reactor plant is simulated during postulated transient processes by means of a transient analyzer (22), - based on data obtained from the core simulator and the transient analyzer , - after which the calculated dryout risk is compared with a predetermined value. 2. Förfarande enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a t - att härdsimulatorn tillförs indata innefattande aktue mätvärden, eller ur dessa härledda storheter, - att med hjälp av data erhållna fràn härdsimulatorn beräknas en dryoutkvot för átminstone en av de i reaktorhärden ingàende bränslestavarna, - varefter dryoutrisken vid aktuella driftförhàllanden bestäms med utgångspunkt fràn de beräknade dryoutkvotvärdena.Method according to claim 1, characterized in - that the core simulator is supplied with input data comprising current measured values, or from these derived quantities, - that by means of data obtained from the core simulator a dry ratio is calculated for at least one of the fuel rods included in the reactor core, in current operating conditions is determined on the basis of the calculated dryout ratio values. 3. Förfarande enligt patentkrav 2, k ä n n e t e c k n a t aV lla aV, att dryoutkvoten beräknas för átminstone en av bränslestavarna i ett flertal utefter bränslestaven fördelade punkter, varefter den lägsta av de beräknade dryoutkvoterna väljs ut och används vid beräkningen av dryoutrisken. 10 l5 20 25 30 35 15 509 2353. A method according to claim 2, characterized in that the dryout ratio is calculated for at least one of the fuel rods at a plurality of points distributed along the fuel rod, after which the lowest of the calculated dryout ratios is selected and used in the calculation of the dryout risk. 10 l5 20 25 30 35 15 509 235 4. Förfarande enligt patentkrav 2 eller 3, k ä n n e t e c k n a t att en reducering av dryoutkvoten utförs med ledning av från transientanalysatorn erhållna data. aV,4. A method according to claim 2 or 3, characterized in that a reduction of the dryout ratio is performed on the basis of data obtained from the transient analyzer. of, 5. Förfarande enligt patentkrav 2, k ä n n e t e c k n a t a v, - att beräkningen av dryoutkvoten för åtminstone en av bränslestavarna upprepas ett flertal gànger, - att nämnda indata slumpmässigt varieras mellan beräkningarna, - att efter varje beräkning av dryoutkvoten bestäms antalet stavar till dryout, samt - att nämnda dryoutrisk bestäms ur medelvärdet av de vid beräkningarna erhållna antalen stavar till dryout.Method according to claim 2, characterized in that - the calculation of the dryout ratio for at least one of the fuel rods is repeated several times, - that said input data is randomly varied between the calculations, - that after each calculation of the dryout ratio the number of rods to dryout is determined, and - that said dryout risk is determined from the mean value of the number of rods for dryout obtained in the calculations. 6. Förfarande enligt patentkrav 5, k ä n n e t e c k n a t a v, att nämnda indata varieras slumpmässigt utgående fràn en för varje indata specifik frekvensfunktion.6. A method according to claim 5, characterized in that said input data is randomly varied based on a frequency function specific to each input data. 7. Förfarande enligt nàgot av föregående patentkrav, k ä n n e t e c k n a t a v - att en bestämning görs huruvida ett första dryoutkriterium med avseende pà stationär drift är uppfyllt, om sà är fallet, en bestämning görs huruvida - samt att, ett andra dryoutkriterium med avseende pà transient drift är uppfyllt.A method according to any one of the preceding claims, characterized in that - a determination is made as to whether a first dryout criterion with respect to stationary operation is met, if so, a determination is made as to - and that, a second dryout criterion with respect to transient operation is met. 8. Förfarande enligt patentkrav 5, k ä n n e t e c k n a t a v, att nämnda indata innefattar data svarande mot variationer i härdens geometri orsakade av en böjning av boxen. 509 235 16A method according to claim 5, characterized in that said input data comprises data corresponding to variations in the geometry of the core caused by a bending of the box. 509 235 16 9. Förfarande enligt patentkrav 8, k ä n n e t e c k n a t a v, att nämnda data innefattar slumpmässigt varierade, mot böjningen av boxen svarande, sidoförflyttningar av boxen.9. A method according to claim 8, characterized in that said data comprises randomly varied, lateral movements of the box corresponding to the bending of the box. 10. Förfarande enligt patentkrav 9, k ä n n e t e c k n a t a v, att nämnda sidoförflyttningar är normalfördelade med ett medelvärde och en standardavvikelse som varierar med stigande àlder pà boxarna.10. A method according to claim 9, characterized in that said lateral displacements are normally distributed with a mean value and a standard deviation which varies with increasing age of the boxes.
SE9301613A 1993-05-11 1993-05-11 Method for monitoring the dryout of a boiler reactor SE509235C2 (en)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE9301613A SE509235C2 (en) 1993-05-11 1993-05-11 Method for monitoring the dryout of a boiler reactor
JP6096366A JPH06347586A (en) 1993-05-11 1994-05-10 Monitoring method for drying of core in boiling water reactor
DE4416463A DE4416463A1 (en) 1993-05-11 1994-05-10 Method for monitoring a boiling water nuclear reactor with reference to drying-out of the core

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE9301613A SE509235C2 (en) 1993-05-11 1993-05-11 Method for monitoring the dryout of a boiler reactor

Publications (3)

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

Family

ID=20389897

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE9301613A SE509235C2 (en) 1993-05-11 1993-05-11 Method for monitoring the dryout of a boiler reactor

Country Status (3)

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

Cited By (2)

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

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19517104A1 (en) * 1995-05-10 1996-11-14 Istec Gmbh Procedure for monitoring the status of dynamic noise processes
US6748348B1 (en) * 1999-12-30 2004-06-08 General Electric Company Design method for nuclear reactor fuel management
US20030086520A1 (en) 2001-11-07 2003-05-08 Russell William Earl System and method for continuous optimization of control-variables during operation of a nuclear reactor
US7233888B2 (en) * 2002-07-09 2007-06-19 General Electric Company Monte Carlo criticality-mode systems and methods for computing neutron and gamma fluence in a nuclear reactor
US7487133B2 (en) 2002-09-19 2009-02-03 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and apparatus for adaptively determining weight factors within the context of an objective function
FR2846139B1 (en) * 2002-10-21 2005-02-18 Framatome Anp METHOD FOR DETERMINING A LIMIT VALUE OF AN OPERATING PARAMETER OF A NUCLEAR REACTOR, PROGRAM AND SUPPORT THEREFOR
US8041548B2 (en) * 2004-12-30 2011-10-18 Global Nuclear Fuels-Americas, LLC Method and apparatus for evaluating a proposed solution to a constraint problem for a nuclear reactor involving channel deformation
US7366273B2 (en) * 2005-12-30 2008-04-29 General Electric Company Method of determining margins to operating limits for nuclear reactor operation
JP5032154B2 (en) * 2007-03-02 2012-09-26 株式会社東芝 Transient fuel health evaluation system and transient fuel health evaluation method
US8433029B2 (en) * 2007-12-14 2013-04-30 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Determination of safety limit minimum critical power ratio
FR2950466B1 (en) * 2009-09-22 2012-01-13 Areva Np METHOD FOR AIDING THE OPERATION OF A NUCLEAR REACTOR

Cited By (2)

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

Also Published As

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

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SE509235C2 (en) Method for monitoring the dryout of a boiler reactor
Ibrahim Particle Swarm Optimization to the U-tube steam generator in the nuclear power plant
MXPA06015255A (en) Method of determining margins to operating limits for nuclear reactor operation .
US3919720A (en) Nuclear power plant training simulator modeling organization and method
WO2021209237A1 (en) Computer-based simulation methods for boiling water reactors (bwr)
JPS6037919B2 (en) Automatic operation control equipment for nuclear power plants
CN106529161B (en) Method for determining lifting load rate based on thermal power generating unit operation data
JP3094191B2 (en) Plant self-learning diagnosis and prediction method and apparatus
JP5424526B2 (en) Method for estimating dryout characteristics in a nuclear light water reactor, computer program product, nuclear energy plant and operation method
US11342089B2 (en) Predictive model construction and prediction method for radioactive metal corrosion concentration in nuclear reactor water
US3932885A (en) System and method for xenon acceleration in training simulator for nuclear power plant
JP7175960B2 (en) Methods for monitoring nuclear cores, including threshold mitigation, and associated programs, supports, nuclear reactors
CN112805792A (en) Method for operating a nuclear reactor with an online DNBR calculation and corresponding nuclear reactor
Zhao An integrated approach to performance monitoring and fault diagnosis of nuclear power systems
US3896041A (en) Method and system of simulating nuclear power plant count rate for training purposes
Ghazali et al. PID controller for nuclear reactor power control system
Perillo Multi-modular integral pressurized water reactor control and operational reconfiguration for a flow control loop
CN109976316B (en) Fault-related variable selection method
JP2003057384A (en) Core flow measuring operation method of atomic power plant and its device
Liu et al. Parameter Optimization of Steam Generator Water Level Control System based on Piecewise ARX Modeling
Gimmy Jr et al. On-line Computer Assistance to Reactor Operation at Savannah River Plant
CN117951979A (en) Method for estimating future values of axial power imbalance in a nuclear reactor
Pereira et al. Development of a fault test experimental facility model using Matlab
Shaffer et al. Design and validation of robust and autonomous control for nuclear reactors
Xie et al. Research on Axial Power Deviation Safety Early Warning Technology Based on Online Simulation

Legal Events

Date Code Title Description
NUG Patent has lapsed

Ref document number: 9301613-7

Format of ref document f/p: F