Евразийский сервер публикаций

Евразийский патент № 043572

   Библиографические данные
(11)043572    (13) B1
(21)202091268

 A ]   B ]   C ]   D ]   E ]   F ]   G ]   H ] 

Текущий раздел:      


Документ опубликован 2023.06.01
Текущий бюллетень: 2023-06  
Все публикации: 043572  
Реестр евразийского патента: 043572  

(22)2018.12.18
(51) G21D 3/00 (2006.01)
G21C 3/04(2006.01)
(43)A1 2020.11.30 Бюллетень № 11  тит.лист, описание 
(45)B1 2023.06.01 Бюллетень № 06  тит.лист, описание 
(31)17 62391
(32)2017.12.18
(33)FR
(86)EP2018/085662
(87)2019/121791 2019.06.27
(71)ФРАМАТОМ (FR)
(72)Андре Пойо Жиль (FR)
(73)ФРАМАТОМ (FR)
(74)Фелицына С.Б. (RU)
(54)СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПО МЕНЬШЕЙ МЕРЕ ОДНОЙ ПОРОГОВОЙ ВЕЛИЧИНЫ ПО МЕНЬШЕЙ МЕРЕ ОДНОГО РАБОЧЕГО ПАРАМЕТРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И СООТВЕТСТВУЮЩИЕ КОМПЬЮТЕРНАЯ ПРОГРАММА И ЭЛЕКТРОННАЯ СИСТЕМА
   Формула 
(57) 1. Способ определения по меньшей мере одной пороговой величины (DTmax, Plinmax, (dF/dt)max) по меньшей мере одного рабочего параметра (DT, Plin, dF/dt) ядерного реактора (1), содержащего активную зону (2), в которую загружены тепловыделяющие сборки (16), содержащие тепловыделяющие элементы (24), каждый из которых содержит топливные таблетки (36) и оболочку (33), охватывающую указанные топливные таблетки (36); при этом способ осуществляется с помощью электронной системы (40) определения и способ включает следующие стадии:
определение (100) первой пороговой величины соответствующего рабочего параметра для работы ядерного реактора (1) при первой мощности (Р1);
определение (110) второй пороговой величины соответствующего рабочего параметра для работы ядерного реактора (1) при второй мощности (Р2);
работу реактора при более низкой мощности из указанных первой (Р1) и второй (Р2) мощностей, которая продолжается в течение по меньшей мере 8 ч на 24-часовом скользящем диапазоне,
отличающийся тем, что включает стадию определения (120) третьей пороговой величины указанного соответствующего рабочего параметра для работы ядерного реактора (1) при третьей мощности (Р3), причем третья мощность (Р3) соответствует уровню мощности и составляет величину, находящуюся между первой мощностью (Р1) и второй мощностью (Р2),
при этом ядерный реактор (1) находится в режиме ухудшения термомеханического состояния тепловыделяющих элементов (24) и первая мощность (Р1) больше, чем вторая мощность (Р2); или ядерный реактор (1) находится в режиме восстановления термомеханического состояния тепловыделяющих элементов (24) и первая мощность (Р1) меньше, чем вторая мощность (Р2),
в режиме ухудшения термомеханического состояния тепловыделяющих элементов (24) первая мощность (Р1) по существу равна номинальной мощности (PN) ядерного реактора (1), а вторая мощность (Р2) по существу равна плановой мощности для длительной работы при промежуточной мощности ядерного реактора (1),
в режиме восстановления термомеханического состояния тепловыделяющих элементов (24) первая мощность (Р1) по существу равна плановой мощности для длительной работы при промежуточной мощности ядерного реактора (1), а вторая мощность (Р2) по существу равна номинальной мощности (PN) ядерного реактора (1).
2. Способ по п.1, в котором рабочий параметр выбирают из группы параметров, включающей отклонение температуры (DT) в активной зоне (2), линейную мощность (Plin) в тепловыделяющих элементах (24) и изменение нейтронного потока (dF/dt) в активной зоне (2).
3. Способ по п.1 или 2, в котором каждую пороговую величину соответствующего рабочего параметра определяют посредством вычисления запаса по механическому взаимодействию топлива с оболочкой тепловыделяющего элемента (PCI).
4. Способ по п.3, в котором вычисление запаса по PCI включает следующие подстадии:
ii) моделирование по меньшей мере одного переходного режима работы ядерного реактора (1),
iii) вычисление величины, достигаемой по меньшей мере одним физическим параметром (G) во время указанного переходного режима работы по меньшей мере в части оболочки (33) тепловыделяющего элемента (24), и
iv) вычисление в качестве запаса по PCI отклонения между максимальной величиной, достигаемой указанной величиной, вычисленной на подстадии (ii) во время переходного режима, и технологическим пределом тепловыделяющего элемента (24).
5. Способ по п.4, в котором переходный режим, моделируемый на подстадии (ii), является переходным режимом, выбранным из группы, включающей:
избыточное увеличение загрузки,
неконтролируемый вывод по меньшей мере одной группы кластеров регулирующих стержней (20),
падение одного из кластеров регулирующих стержней (20), и
неконтролируемое уменьшение концентрации борной кислоты.
6. Способ по п.4 или 5, в котором упомянутый физический параметр (G) выбирают из группы, включающей:
напряжение в оболочке (33) или величину, зависящую от напряжения или напряжений; и
плотность энергии деформации в оболочке (33).
7. Способ по любому из пп. 1-6, в котором ядерный реактор (1) работает при выполнении проверки, что величина рабочего параметра (DT, Plin, F) ниже соответствующей пороговой величины рабочего параметра из указанных первой, второй и третьей пороговых величин для работы ядерного реактора (1) при соответствующей мощности из указанных первой, второй и третьей мощностей (P1, P2, Р3).
8. Способ по п.7, в котором во время работы ядерного реактора (1), после термомеханического ухудшения состояния тепловыделяющих элементов (24) и последующего восстановления термомеханического состояния тепловыделяющих элементов (24), приводящего к степени локального выгорания тепловыделяющих элементов (24), минимальная продолжительность (DM-R1; DM-R2) работы ядерного реактора (1) при номинальной мощности (PN) перед новым ухудшением термомеханического состояния тепловыделяющих элементов (24) представляет собой продолжительность, которая соответствует достижению планового запаса (M1) по PCI, при этом указанный плановый запас (M1) по PCI соответствует, исходя из запаса (M0) по PCI, существующего перед указанным ухудшением термомеханического состояния тепловыделяющих элементов (24), запасу по PCI, который был бы в результате работы реактора (1) при номинальной мощности до получения такой же степени локального выгорания.
9. Запоминающее устройство с сохраненной компьютерной программой, содержащей команды, которые, при их выполнении компьютером, осуществляют способ в соответствии с любым из предшествующих пунктов 1-8.
10. Электронная система для определения по меньшей мере одной пороговой величины (DTmax, Plinmax, (dF/dt)max) по меньшей мере одного рабочего параметра (DT, Plin, dF/dt) ядерного реактора (1), содержащего активную зону (2), в которую загружаются тепловыделяющие сборки (16), содержащие тепловыделяющие элементы (24), каждый из которых содержит топливные таблетки (36) и оболочку (33), охватывающую указанные топливные таблетки (36);
причем указанная система (40) содержит:
первый модуль (42) определения, выполненный с возможностью определения первой пороговой величины соответствующего рабочего параметра для работы ядерного реактора (1) при первой мощности (Р1);
второй модуль (44) определения, выполненный с возможностью определения второй пороговой величины соответствующего рабочего параметра для работы ядерного реактора (1) при второй мощности (Р2);
причем работа при меньшей мощности из указанных первой мощности (Р1) и второй мощности (Р2) продолжается в течение по меньшей мере 8 ч на 24-часовом скользящем диапазоне;
отличающаяся тем, что содержит
третий модуль (46) определения, выполненный с возможностью определения третьей пороговой величины указанного соответствующего рабочего параметра для работы ядерного реактора (1) при третьей мощности (Р3), причем третья мощность (Р3) соответствует уровню мощности и составляет величину, которая находится между первой мощностью (Р1) и второй мощностью (Р2),
при этом ядерный реактор (1) находится в режиме ухудшения термомеханического состояния тепловыделяющих элементов (24), и первая мощность (Р1) больше, чем вторая мощность (Р2); или ядерный реактор (1) находится в режиме восстановления термомеханического состояния тепловыделяющих элементов (24), и первая мощность (Р1) меньше, чем вторая мощность (Р2),
в режиме ухудшения термомеханического состояния тепловыделяющих элементов (24) первая мощность (Р1) по существу равна номинальной мощности (PN) ядерного реактора (1), а вторая мощность (Р2) по существу равна плановой мощности для длительной работы при промежуточной мощности ядерного реактора (1),
в режиме восстановления термомеханического состояния тепловыделяющих элементов (24) первая мощность (Р1) по существу равна плановой мощности для длительной работы при промежуточной мощности ядерного реактора (1), а вторая мощность (Р2) по существу равна номинальной мощности (PN) ядерного реактора (1).
Zoom in