СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ТРЕХМЕРНОГО РАСПРЕДЕЛЕНИЯ МОЩНОСТИ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

1. Способ определения (30) трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора, осуществляемый программным устройством, при этом указанная активная зона ядерного реактора содержит несколько тепловыделяющих сборок с использованием датчиков измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса реактора, и ряда датчиков температуры хладагента на выходе из тепловыделяющих сборок, причем данный способ (30) содержит этапы, на которых:
определяют первое трехмерное распределение мощности с использованием кода (40) нейтронного вычисления, который моментально решает уравнение диффузии и обновляет изотопический баланс реактора при обеднении топлива на основе параметров нормальной эксплуатации реактора,
определяют новое трехмерное распределение мощности путем регулирования (60) и (70) измерений начального трехмерного распределения мощности по данным датчиков измерения нейтронного потока, расположенных снаружи корпуса (80) реактора, и данных датчиков (100) температуры,
осуществляют постоянный контроль (70) вычисления нейтронов, содержащий следующие этапы, на которых:
i
вычисляют на отрезке времени t параметры трехмерного распределения мощности в активной зоне реактора по значениям и параметрам, характеризующим текущее состояние реактора,
i
вычисляют на отрезке времени t новое трехмерное распределение мощности после регулировки по крайней мере одного параметра, характеризующего текущее состояние реактора, для того, чтобы минимизировать разницу между вычислением и измерением усредненной аксиальной неустойчивости мощности на ряде тепловыделяющих сборок в периферийной области активной зоны реактора,
i+1
используют указанное новое распределение мощности, известное из предыдущего вычисления, как начальное условие нового нейтронного вычисления на следующем отрезке времени t.
2. Способ определения (30) трехмерного распределения мощности в активной зоне ядерного реактора по п.1, отличающийся тем, что данный этап вычисления нового распределения мощности содержит следующие этапы, на которых:
на первом этапе регулировки (60) выполняют регулировку распределения рассчитанной мощности при помощи математической функции минимизации расхождения между аксиальным компонентом распределения рассчитанной мощности и показателями датчиков нейтронного потока, расположенными снаружи корпуса (80) реактора,
на втором этапе (90) выполняют регулировку распределения первой рассчитанной мощности при помощи математической функции минимизации расхождения между радиальным компонентом распределения рассчитанной мощности и измерений, выданных указанными датчиками (100) температуры.
3. Способ определения трехмерного распределения мощности в активной зоне по одному из предыдущих пунктов, отличающийся тем, что в нем содержится этап, на котором периодически регулируют (10) модель активной зоны на основании кода нейтронного вычисления, включающего в себя этап изменения параметров активной зоны для минимизации расхождения между трехмерным распределением мощности, рассчитанной нейтронным кодом и трехмерного распределения мощности, определенного по измерениям (20) датчиков нейтронного потока, расположенных внутри реактора, известных как внутренние датчики.
4. Способ контроля по крайней мере одного ограничительного параметра нормальной эксплуатации ядерного реактора содержит следующие этапы, на которых:
осуществляют способ определения (30) трехмерного распределения мощности в активной зоне по одному из пп.1-3,
вычисляют по крайней мере один ограничительный параметр (110) нормальной эксплуатации реактора на основе данного трехмерного распределения мощности в активной зоне реактора,
вычисляют разницу (120) указанного параметра, рассчитанного относительно определенного предела.
5. Способ контроля по п.4, отличающийся тем, что он включает этап срабатывания в комнате управления аварийной сигнализации в случае, если данный рассчитанный параметр превысил допустимый предел.
6. Способ контроля п.4 или 5, отличающийся тем, что по крайней мере одним из ограничительных параметров нормальной эксплуатации ядерного реактора является линейная плотность энерговыделения, известная как Plin, коэффициент критического теплового потока, известный как DNBR (запас до кризиса пузырькового кипения), осевая неустойчивость мощности, известная как Dpax, азимутальная неустойчивость мощности, известная как Dpaz.
7. Способ контроля по п.6, отличающийся тем, что по крайней мере один рассчитанный параметр, новое распределение мощности или рассчитанную разницу непрерывно выводят по меньшей мере на один из мониторов комнаты управления.
8. Компьютерная программа, содержащая программное средство для осуществления способа по любому из пп.1-7, когда компьютерная программа выполняется на компьютере.