验证核反应堆容器内检测器输出信号的方法
【专利说明】验证核反应堆容器内检测器输出信号的方法
[0001]本专利申请要求2013年2月20日提交的、美国专利申请号为N0.13/771，115的优先权，该美国专利申请要求2012年11月13日提交的美国临时专利申请号N0.61/725，591的优先权。
技术领域
[0002]本发明总体上涉及一种验证核反应堆容器内检测器的方法，尤其涉及这样的一种方法，用于验证固定堆芯内通量检测器和堆芯出口热电偶的输出信号。
【背景技术】
[0003]压水反应堆具有大量的细长燃料组件，安装在直立反应堆容器内。加压冷却剂通过燃料组件循环，以吸收由燃料组件中包含的裂变材料的核反应产生的热量。安装在反应堆容器外部的堆芯外检测器系统测量燃料组件产生的平均功率。但是，同样重要的是，要注意不超过通过堆芯的用以确保不超过运行极限的功率分布。功率分布受许多因素的影响，如，控制棒插入燃料组件的程度。
[0004]已经开发了用以确定压水反应堆中功率分布的系统。一种称为BEACON?堆芯监测系统的系统，可从宾夕法尼亚州，蔓越莓小镇，西屋电气公司得到许可，使用一组相互耦合但独立的计算机软件程序，在一个或多个工程工作站同时执行以在反应堆堆芯产生在线三维功率分布。BEACON?系统连同三维分析一起使用堆芯内通量图，以产生连续测量的三维功率分布。可从宾夕法尼亚州，蔓越莓小镇，西屋电气公司获得许可的BEACON?系统实现的功能包括堆芯监测和堆芯分析，堆芯分析包括预测功能，如在线停堆裕度评估、估计临界状态计算和负载机动模拟。
[0005]通过在某些、但不是所有的燃料组件中贯穿测量管(instrumentat1n thimble)的可移动检测器，生成许多核电站的通量图。在其他核电站中，固定堆芯内检测器被定位在测量管内，并提供在整个堆芯径向分布位置的轴向增量间隔开的通量读数。固定堆芯内检测器连续地提供信号输出，信号输出用于描绘堆芯三维功率分布。在单独的燃料组件中产生的功率也可以通过冷却剂在通过该组件的过程中的焓的变化来确定。反过来，焓是燃料组件温度上升、冷却剂压力和冷却剂某些性质的函数。冷却剂压力保持比较恒定，但实际上，冷却剂压力是一个测量量，并且冷却剂的性质是已知的。温度的上升由入口温度传感器来测量，其测量在冷却剂循环返回到反应堆堆芯时的冷却剂温度。可以精确地测量通到燃料组件的平均入口冷却剂温度。燃料组件中的某些，但不是全部，都配有出口热电偶。仪表组件中的焓变化可以通过测量燃料组件的温度上升来计算。如果该组件的冷却剂流速是准确已知的，则可准确获得该组件中产生的功率。压水反应堆中的燃料组件不具有像沸水反应堆那样的外壳通道，其防止冷却剂在相邻组件之间交叉流动。
[0006]交叉流动的效果的特征在于混合因子，混合因子被定义为所测量的组件功率和通过热电偶从所测量的焓上升确定的功率的比率。这些混合因子取决于堆芯中的热电偶位置和反应堆功率级。这些测得的混合因子用于更新功率分布的三维解析节点模型。功率分布的不确定性是通过从每个热电偶产生混合因子的标准偏差来进行评价。BEACON?系统会将这些不确定性施加到测量功率结果。
[0007]因此，该BEACON?堆芯监测系统提供连续监测反应堆堆芯三维测量功率分布，并考虑可用裕量达到各种极限的准确评估，例如，峰值线释热率、核热通道因子、和偏离泡核沸腾比(DNBR)。为执行此监测功能，BEACON?系统依赖于作为测量信息源的自供电中子堆芯内检测器和/或堆芯出口热电偶的准确性和可靠性。如果这些仪表中的一个出现损坏、故障、或提供无效信号，则目前还没有办法在BEACON?系统中自动检测。然而，无效的检测器信号可使操作裕量不准确，进而可导致技术规范监视不合格、对核电站进行不必要的操作限制、并且将时间浪费在诊断问题的原因上。
[0008]因此，本发明的目的是提供一种方法，该方法自动地通过对来自每个检测器的数据进行一系列的评估，以确定该检测器输出是否有效。
[0009]本发明的另一个目的是一旦输出已被核实为是无效的，则自动从堆芯计算因素中移除单个检测器输出。
[0010]另外，本发明的目的是确保直到验证了可接受数量的剩余检测器有效输出可用来安全地忽略无效的检测器输出，才会从堆芯计算考虑因素中移除检测器输出。
【发明内容】
[0011]这些和其它目的是通过用于一种验证多个反应堆内检测器的核反应堆仪表输出信号的方法来实现的，所述多个反应堆内检测器具有相对于核反应堆堆芯在大致相同轴向高度径向分隔开的多个检测器元件，每个检测器元件具有表示在检测器元件所在的径向和轴向位置处测量的反应堆运行参数的输出信号。该方法包括以下步骤:基于反应堆的当前运行状态，运行在基本上相同轴向高度处的三个或更多个检测器元件的期望输出的预测计算。该方法取得由在大致相同轴向高度处的三个或更多个检测器元件分别产生的实际信号与相应的期望输出的比率。然后该方法针对多个不利的核电站运行条件，生成所产生的实际信号与相应的期望输出的比率的预期范围。然后进行判断由在基本上相同轴向高度的三个或更多个检测器元件中的任一个产生的实际信号的比率是否超出比率范围。如果由三个或更多个检测器元件中的任一个产生的实际信号的比率超出比率范围，则该方法对基本上相同轴向高度的在比率范围内的检测器元件的比率进行样条拟合，并且识别具有超出范围的比率的任意检测器元件的比率是否与在相应的径向位置的样条拟合相似。如果超出比率范围的比率不与在相应的径向位置的样条拟合比率相似，则该方法移除比率超出范围并且也不与来自反应堆堆芯计算考虑因素的样条拟合比率相似的检测器元件。
[0012]优选地，产生比率的预期范围的步骤由离线蒙特卡洛分析法确定，并且不利的运行条件包括棒下降和功率水平不匹配中的一个或更多个。不利的运行状态的数量考虑到随机检测器耗损和传感器信号噪音。
[0013]在一个实施例中，该方法包括对比率范围进行正规化以考虑总测量信号和总预测信号的差异的步骤。优选地，在将嫌疑检测器从反应堆堆芯计算中移除之前，在嫌疑检测器的给定区域内必须有用户指定数量的经过验证的检测器。此外，在另一个实施例中，在将嫌疑检测器从反应堆堆芯计算考虑因素中移除之前，必有在大致相同的轴向高度上的多个检测器元件中的信号已经过验证或者其他方式已知为工作的预定部分的检测器元件。
【附图说明】
[0014]当联系附图一起阅读时，可以从优选实施例的以下描述中进一步理解本发明，在附图中:
[0015]图1为可应用以下描述的实施例的核反应堆系统的简化示意图；
[0016]图2为可应用以下描述的实施例的核反应堆容器和内部部件的正视图，部分为剖面；
[0017]图3为以垂直缩短形式示出的燃料组件的正视图，部分为剖面，为清楚起见部分剖开；
[0018]图4A为堆芯内测量管组件的平面图，该组件适合在图3中所示的燃料组件的中央测量管内；
[0019]图4B为图4A的堆芯测量管组件的向前外鞘的内部的示意图；
[0020]图4C为图4A的堆芯测量管组件的后端电连接器的剖视图；并且
[0021]图5为本发明的一个实施例的步骤的逻辑流程图。
【具体实施方式】
[0022]核反应堆发电系统的初级侧在压力下用水冷却，包括封闭回路，该封闭回路与次级回路隔离并与次级回路为热交换关系，次级回路用于生产有用能量。初级侧包括:封闭支撑多个含有裂变材料的燃料组件的堆芯内部结构的反应堆容器、热交换蒸汽发生器中的初级回路、加压器内部容积、用于循环加压水的泵和管道；管道将每一个蒸汽发生器和泵分别连接到反应堆容器。包括蒸汽发生器、泵和管道(管道被连接到容器)系统的初级侧的各个部分形成初级侧的环路。
[0023]为了说明的目的，图1示出了简化的核反应堆初级系统，包括大致柱形的反应堆压力容器10，其具有封闭核堆芯14的封盖12。液态反应堆冷却剂，如水或含硼水由泵16泵入容器10中通过堆芯14，在堆芯14处热能被吸收并排放到热交换器18中，典型地被称为蒸汽发生器，其中热量传递到应用回路(未示出)，如蒸汽驱动涡轮发电机。然后反应堆冷却剂返回到泵16，完成初级循环。典型地，多个如上所述的环路由反应堆冷却剂管道20连接到单个反应堆容器10。
[0024]一个示例性的反应堆设计在图2中更详细地示出。除了包括多个平行、竖直共同延伸的燃料组件22的堆芯14之外，为了描述的目的，其他容器内部结构可分为下部内部构件24和上部内部结构26。在传统的设计中，下部内部构件的功能是支撑、对齐和引导堆芯部件和仪表，以及在容器内引流。上部内部构件抑制或提供用于燃料组件22的次级限制(为简单起见，其中只有两个在图2中示出)，并支持和引导仪表和部件如控制棒28。在图2所示示例性的反应堆中，冷却剂经过一个或多个入口喷嘴30进入反应堆容器中，通过反应堆容器和堆芯管32之间的环形空间向下流动，在下腔室34中转向180°，向上通过其上容纳燃料组件的下部支承板37和下部堆芯板36，并通过和环绕燃料组件22。在一些设计中，下部支承板37和下部堆芯板36由一个单一的结构即具有与37相同的高度的下部堆芯支承板所取代。流过堆芯和周围区域38的冷却剂流通常较大，为大约每秒20英尺的速度每分钟400，000加仑大的量级。所产生的压降和摩擦力趋于使燃料组件上升，该运动被包括圆形上部堆芯板40的上部内部构件限制。离开堆芯14的冷却液沿上部堆芯板40的下侧流动，并向上通过多个穿孔42。然后冷却剂向上并放射状地流向一个或多个出口喷嘴44。
[0025]上部内部构件26可支撑于容器或容器盖，并包括上部支承组件46。负载在上部支承组件46和上部堆芯板40之间，主要通过多个支承柱48传递。支撑柱在选定的燃料组件22和上部堆芯板40的穿孔42上方对齐。
[0026]可直线运动的控制棒28，通常包括驱动轴50和中子吸收棒的连接柄组件52，由控制棒导管54引导通过上部内部结构26并进入对准的燃料组件22。导管固定地结合到上部支承组件46和上部堆芯板40的顶部。在可能对控制棒插入能力造成不利影响的事故情况下，支撑柱48装置帮助阻滞导管变形。
[0027]图3为一般由附图标记22表示的燃料组件的表示为垂直缩短形式的正视图。燃料组件22为在压水反应堆中使用的类型，并具有结构骨架，在其下端包括下管座58。下管座58在核反应堆的堆芯区域内在下部堆芯板36上支撑燃料组件22。除了下管座58，燃料组件22的结构骨架在其上端还包括上管座62，和一些与上部内部