Спосіб перевірки достовірності вихідних сигналів внутрішньокорпусного детектора ядерного реактора

Реферат: Спосіб для виконання перевірки достовірності сигналу або для стаціонарних внутрішньореакторних детекторів і/або термопар на виході з активної зони для вдосконалення систем контролю активної зони. Спосіб використовує комбінацію виміряних сигналів детекторів і очікуваних значень сигналу, щоби вивести відношення виміряного до очікуваного сигналів. Відношення оцінюються визначенням очікуваних відношень для кожного детектора на основі поводження групи детекторів, що залишаються, враховуючи геометрію/розміщення інших детекторів. Спосіб також передбачає автоматичне вилучення непридатних детекторів з визначення розподілу потужності в активній зоні, якщо достатньо детекторів залишається в робочому режимі, щоби адекватно охарактеризувати розподіл потужності в активній зоні. UA 114535 C2 (12) UA 114535 C2 UA 114535 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 ПЕРЕХРЕСНІ ПОСИЛАННЯ НА СПОРІДНЕННІ ЗАЯВКИ Дана заявка вимагає пріоритет патентної заявки США з серійним номером 13/771,115, поданої 20 лютого 2013 року, яка вимагає пріоритет від попередньої заявки на патент США з серійним номером 61/725,591, поданої 13 листопада 2012 року. ПЕРЕДУМОВИ СТВОРЕННЯ ВИНАХОДУ Галузь техніки Даний винахід стосується способу атестування внутрішньокорпусних детекторів ядерного реактора і, зокрема, такого способу перевірки достовірності вихідних сигналів стаціонарних детекторів потоку в активній зоні та термопар на виході з активної зони. Попередній рівень техніки Реактор з водяним теплоносієм під тиском має велику кількість видовжених паливних зборок, які встановлюються всередині корпусу реактора, що знаходиться у вертикальному положенні. Теплоносій під тиском циркулює через паливні зборки для поглинання тепла, що виробляється за допомогою ядерних реакцій у речовині, що ділиться, яка міститься в паливних зборках. Система детектора поза меж активної зони, яка встановлюється із зовнішньої сторони корпусу ректора, забезпечує вимір середньої потужності, що виробляється паливними зборками. Проте, також важливо відзначити розподіл потужності через активну зону, щоби переконатися, що експлуатаційні границі не перевищені. На розподіл потужності впливає ряд факторів, таких як ступінь введення регулюючих стрижнів в паливну зборку. Системи були розроблені для визначення розподілу потужності в реакторі з водяним теплоносієм під тиском. Одна система, відома як система контролю активної зони BEACON™, що пропонується для надання ліцензії від Westinghouse Electric Company LLC, Кренбері Тауншип, Пенсильванія, використовує комплект зв'язаних, при цьому незалежних, комп'ютерних програм, які виконуються паралельно на одній, або більше інженерних робочих станціях для утворення тривимірних розподілів потужності в активній зоні реактора в реальному часі. Система BEACON™ використовує карту нейтронного потоку в активній зоні разом з тривимірним аналізом для видавання значень постійно вимірюваного тривимірного розподілу потужності. Функції, що виконуються системою BEACON™, яка ліцензується Westinghouse Electric Company LLC, Кренбері Тауншип, Пенсильванія, включає контроль активної зони та аналіз активної зони, які включають функції прогнозування, такі як оцінки залишкової реактивності зупиненого реактора в реальному часі, номінальні розрахунки критичного стану і моделювання маневру навантаження. Карти нейтронного потоку на багатьох атомних електростанціях створюються пересуванням рухомих детекторів через канал для контрольно-вимірювальних приладів в деяких, але не у всіх паливних зборках. На інших електростанціях стаціонарні внутрішньореакторні детектори встановлюються всередині каналів для контрольно-вимірювальних приладів і забезпечують дані осьового потоку в точках, розташованих з певним кроком в радіально розподілених місцях по активній зоні. Стаціонарні внутрішньореакторні детектори безперервно забезпечують вихід сигналу, який використовується для складання карти тривимірного розподілу потужності в активній зоні. Потужність, вироблену в окремих паливних зборках, також можна визначити зміною в ентальпії теплоносія, в міру того як він проходить через зборку. Ентальпія, в свою чергу, є функцією зростання температури над паливною зборкою, тиску теплоносія та певних властивостей теплоносія. Тиск теплоносія залишається приблизно постійним, але в будь-якому випадку є виміряною кількістю, і властивості теплоносія відомі. Зростання температури вимірюється датчиками температури на вході, які вимірюють температуру теплоносія в міру того, як він циркулює назад до активної зони реактора. Середню температуру теплоносія на вході до паливних зборок можна виміряти точно. Деякі, але не всі, паливні зборки оснащені термопарами на виході. Зміна ентальпії в зборках контрольно-вимірювальних приладів може бути обчислена за допомогою вимірювання зростання температури над паливною зборкою. Якщо витрата теплоносія/ зборки точно відома, тоді точно отримується потужність, вироблена в зборці. Паливна зборка у реакторі з водою під тиском не має каналу в корпусі подібно реакторам з киплячою водою, що запобігає поперечному потоку теплоносія між сусідніми зборками. Ефект поперечного потоку характеризується коефіцієнтом змішування, який визначається як співвідношення виміряної потужності зборки й потужності, визначеної від зростання ентальпії термопарою. Ці коефіцієнти залежать від розміщення термопари в активній зоні та рівня потужності реактора. Ці коефіцієнти змішування використовуються для вдосконалення тривимірної аналітичної вузлової моделі розподілу потужності. Невизначеності розподілу потужності оцінюються за допомогою створення стандартного відхилення коефіцієнтів змішування від кожної термопари. Ці невизначеності застосовуються BEACON™ / системою до 1 UA 114535 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 виміряних результатів потужності. Таким чином, система контролю активної зони BEACON™ забезпечує безперервний контроль тривимірного виміряного розподілу потужності в активній зоні реактора і дозволяє точне оцінювання наявного запасу до різних границь, наприклад, пікового лінійного теплового навантаження, коефіцієнта нерівномірності нагрівання теплоносія ядерного реактора, і коефіцієнта запасу до кризи пузирчастого кипіння (DNBR). Для виконання цієї функції контролю система BEACON™ спирається на точність і надійність внутрішньореакторних детекторів нейтронного потоку з автономним джерелом живлення і/або термопар на виході з активної зони як джерела інформації з вимірювання. На даний момент не існує способу в рамках системи BEACON™, щоби автоматично виявити, чи один з цих контрольно-вимірювальних приладів дає помилку в роботі, відмовив в роботі або надає некоректний сигнал. Проте, некоректний сигнал детектора може стати причиною неточних запасів з потужності, які можуть призвести до невідповідності нагляду за технічними умовами, непотрібних обмежень в експлуатації на електростанції, і потреби в часі для діагностування причини проблеми. Відповідно, ціль цього винаходу - забезпечити спосіб, який автоматично виконує цілий ряд оцінок даних від кожного детектора, щоби визначити, чи вихідний сигнал є достовірним. Наступна ціль винаходу - автоматично вилучати окремі вихідні сигнали детектора з розгляду розрахунку стосовно активної зони, як тільки вихідні сигнали будуть підтверджені як недостовірні. Додатково, ціль цього винаходу - забезпечити, щоби вихідні сигнали детектора не вилучалися з розгляду в розрахунках стосовно активної зони, доти не буде перевірено, що допустима кількість достовірних вихідних сигналів детектора, що залишаються, є в наявності для безпечного ігнорування недостовірних вихідних сигналів детектора. Опис Ці та інші цілі досягаються за допомогою способу перевірки достовірності вихідного сигналу контрольно-вимірювальних приладів ядерного реактора для множини внутрішньореакторних детекторів, які мають множину елементів детектора, що радіально розташовані з кроком приблизно на однаковій осьовій позначці висоти відносно активної зони ядерного реактора, з кожним з елементів детектора, що мають вихідний сигнал, який показує на виміряний робочий параметр реактора в радіальній і осьовій точці, де розташований елемент детектора. Спосіб включає етап виконання прогнозуючого розрахунку для створення очікуваного вихідного сигналу трьох або більше елементів детектора приблизно на однаковій осьовій позначці висоти на основі поточного робочого стану реактора. Спосіб потім отримує відношення фактичного сигналу, відповідно виданого трьома або більше елементами детектора на достатньо однаковій осьовій позначці висоти, до відповідного очікуваного вихідного сигналу. Потім спосіб створює очікуваний діапазон відношення фактично виданих сигналів до ряду несприятливих умов роботи електростанції. Потім здійснюється визначення, чи відношення фактичного сигналу, виданого будь-яким з трьох або більше елементів детектора на достатньо однаковій осьовій позначці висоти, виходить за межі відношень. Якщо відношення фактичного сигналу, виданого будь-яким з трьох або більше елементів детектора, знаходиться поза меж діапазону відношень, тоді спосіб згладжує сплайнами відношення елементів детектора на достатньо однаковій позначці висоти висоті, які знаходяться в межах діапазону і визначає чи будь-який елемент детектора, який має відношення поза меж діапазону, має відношення, яке подібне згладжуванню сплайна у відповідній радіальній точці знаходженні. Якщо відношення, яке виходить за межі діапазону відношень, не подібне до відношення згладжування сплайна у відповідному місці знаходження, тоді спосіб вилучає елемент детектора, який має відношення поза меж діапазону, який також не подібний до відношення згладжування сплайну, від розгляду розрахунку стосовно активної зони реактора. Переважно, етап видавання очікуваного діапазону відношень визначається офлайновим аналізом за методом Монте-Карло, і несприятливі умови роботи включають один, або більше стрижнів, що впали, і невідповідність рівня потужності. Кількість несприятливих умов роботи враховує випадкове ослаблення сигналу детектора і шум сигналу датчика. Перелік фігур креслень В одній формі виконання спосіб включає етап нормалізації діапазону відношень для врахування різниці в підсумковому виміряному сигналі та підсумковому прогнозованому сигналі. Переважно, перед тим як підозрюваний детектор буде вилучений з розрахунків стосовно активної зони реактора, там повинні бути детектори, кількість яких встановлюється користувачем, з перевіреною достовірністю в межах заданої зони підозрюваного детектора. Також, в іншій формі виконання, перед тим як підозрюваний детектор буде вилучений з розрахунків стосовно активної зони реактора, повинна бути попередньо встановлена відносна 2 UA 114535 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 кількість множини елементів детектора на приблизно однаковій осьовій висоті, достовірність чиїх сигналів була перевірена, або іншим чином відомо, що вони знаходяться в робочому стані. Більш глибоке розуміння винаходу можна досягти з наступного опису переважних форм виконання при читанні разом з кресленням, що додаються, на яких: На Фіг. 1 зображена спрощена схема системи ядерного реактора, до якої можуть застосовуватись форми виконання, що описані нижче; На Фіг. 2 зображений вигляд збоку, частково в розрізі, корпусу ядерного реактора та внутрішні компоненти, до яких можуть застосовуватись форми виконання, що описані нижче; На Фіг. 3 зображений вигляд збоку, частково в розрізі, паливної зборки, проілюстрованої у вертикальній скороченій формі, з частинами, відокремленими для ясності; На Фіг. 4A зображений вигляд в плані зборки каналу для контрольно-вимірювальних приладів в активній зоні, яка може бути розміщена всередині центрального каналу для контрольно-вимірювальних приладів паливної зборки, показаної на Фіг 3; На Фіг. 4B показане схематичне зображення внутрішньої частини передньої оболонки зборки каналу для контрольно-вимірювальних приладів в активній зоні з Фіг 4A; На Фіг. 4C зображений вигляд в розрізі електричного з'єднувача на задньому торці зборки каналу для контрольно-вимірювальних пристроїв в активній зоні з Фіг. 4A; і На Фіг. 5 зображена логічна блок-схема етапів однієї форми виконання цього винаходу. Опис переважної форми виконання Перший контур систем вироблення електроенергії ядерного реактора, які охолоджуються водою під тиском, містить закритий контур, який ізольований від теплообмінного співвідношення з другим контуром для вироблення корисної електроенергії. Перший контур містить корпус реактора, який захищає внутрішню конструкцію активної зони, яка підтримує множину паливних зборок, що містять ядерне паливо, перший контур в межах теплообмінних парогенераторів, внутрішній об'єм компенсатора тиску, помпи та трубопроводи для циркуляції води під тиском; трубопроводи, що незалежно з'єднують кожний з парогенераторів і помп з корпусом реактора. Кожна з частин першого контуру, що містить парогенератори і систему трубопроводів, які з'єднані з корпусом, створюють петлю першого контуру. З метою ілюстрації, на Фіг. 1 показаний спрощений перший контур ядерного реактора, що включає, як правило, циліндричний корпус високого тиску реактора 10, що має кришку корпуса 12, що захищає активну зону 14. Рідкий теплоносій реактора, такий як вода або борована вода перекачується в корпус 10 помпою 16 через активну зону 14, де теплова енергія поглинається і відводиться до теплообмінника 18, який, як правило, називається парогенератором, в якому пар передається в контур утилізації (не показаний), такий як паровий турбогенератор. Теплоносій реактора потім повертається до помпи 16, що завершує петлю першого контура. Як правило, множина вищеописаних петель з'єднується з корпусом одного реактора 10 за допомогою трубопроводів теплоносія ректора 20. Типова конструкція реактора більш детально показана на Фіг. 2. Додатково до активної зони 14, яка містить множину паралельних, вертикальних паливних зборок 22, що рівномірно подовжуються, для цього опису інші внутрішньокорпусні конструкції можуть розділятися на нижню частину внутрішньокорпусних пристроїв 24 і верхню частину внутрішньокорпусних пристроїв 26. У традиційних конструкціях функція нижньої частини внутрішньокорпусних пристроїв - підтримувати, вирівнювати і направляти компоненти активної зони, а також спрямовувати потік всередині корпусу реактора. Верхня частина внутрішньокорпусних пристроїв обмежує, або забезпечує додаткове обмежування для паливних зборок 22 (тільки дві з яких показані для спрощення на Фіг. 2), і підтримують та направляють контрольно-вимірювальні пристрої і компоненти, такі як регулюючі стрижні 28. У типовому реакторі, показаному на Фіг. 2, теплоносій входить до корпусу реактора через один або більше вхідних патрубків, тече через кільце між корпусом реактора і кошиком активної зони 32, обертається на 180° в нижній збірній камері 34, проходить вгору до нижньої опорної плити 37 і нижньої плити активної зони 36, на який посаджені паливні зборки, і через та навколо паливних зборок 22. В деяких конструкціях нижня опорна плита 37 і нижня опорна плита активної зони 36 замінюються однією конструкцією, при цьому нижня опорна плита активної зони має таку саму висоту, як і 37. Потік теплоносія через активну зону та оточувальну зону 38, звичайно, великий, порядку 400,000 галонів за хвилину при швидкості приблизно 20 футів за секунду. В результаті перепад тиску і сил тертя має тенденцію спричиняти підйом паливних зборок, рух яких обмежується верхньою частиною внутрішньокорпусних пристроїв, включаючи колоподібну верхню плиту активної зони 40. Теплоносій, що виходить з активної зони 14, тече вздовж верхньої плити активної зони 40 і вгору через множину перфорації 42. Теплоносій потім тече вгору і радіально до одного або більше вхідних патрубків 44. 3 UA 114535 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 Як було зазначено раніше, деякі атомні електростанції використовують стаціонарні внутрішньореакторні нейтроні детектори всередині каналів контрольно-вимірювальних пристроїв 68 в паливних зборках 22. Цей тип датчика має здатність вимірювати радіоактивність всередині активної зони на ряді осьових позначок висоти. Ці датчики використовуються для вимірювання радіального та осьового розподілу потужності всередині активної зони реактора. Ця інформація про вимірювання розподілу використовується для визначення того, чи реактор функціонує в межах ядерно-фізичного розрахунку розподілу потужності. Типовий внутрішньореакторний датчик, що використовується для виконання цієї функції вимірювання, виробляє електричний струм, який пропорційний кількості ділення, що відбувається навколо нього. Цей тип датчика не потребує зовнішнього джерела електроенергії для виробництва струму і, який прийнято навивати детектором з автономним електроживленням. Один тип нейтронного детектора з автономним електроживленням описується в Патенті США No. 5,745,538, виданому 28 квітня 1998 року, і закріпленим за патентовласником цього винаходу. Речовина, чутлива до нейтронів, така як родій, ванадій, кобальт, платина або інші речовини з подібними властивостями, використовуються для елемента випромінювача і випромінює електрони у відповідь до нейтронного випромінювання. Як правило, детектори з автономним електроживленням групуються всередині внутрішньореакторних зборок каналів контрольновимірювальних пристроїв. Типова зборка каналу контрольно-вимірювальних пристроїв 86 показана на Фіг. 4A, 4B і 4C. Рівень сигналу, який видається елементом випромінювача, чутливого до нейтронів, низький; проте, елемент випромінювача, чутливого до нейтронів, забезпечує адекватний сигнал без складних і дорогих процесорів обробки сигналів. Внутрішньореакторні зборки каналів контрольно-вимірювальних пристроїв можуть також містити термопару 90 для вимірювання температури теплоносія всередині паливних зборок. Електричний сигнал, що виходить з елементів детектора з автономним електроживленням і термопари в кожній внутрішньореакторній зборці каналів контрольно-вимірювальних пристроїв в активній зоні реактора збираються на електричному з'єднувачі 92 і направляються до точки розміщення на достатній відстані від реактора для остаточної обробки і використання в отриманні виміряного розподілу потужності в активній зоні. Термопари також розміщуються на нижньому торці опорних колон 48 для надання показників температури теплоносія на виході з активної зони у вибраних точках. Верхня частина внутрішньокопусних пристроїв 26 може підтримуватись з корпуса або кришки корпуса і містить верхню опорну зборку 46. Навантаження передаються між верхньою опорною зборкою 46 і верхньою плитою активної зони 40, в першу чергу, множиною опорних колон 48. Опорна колона встановлюється паралельно над вибраною паливною зборкою 22 і перфорацією 42 у верхній плиті активної зони 40. Регулюючі стрижні 28, що рухаються по прямій, які звичайно містять привідний стрижень 50, і хрестовина 52 стрижнів, що поглинають нейтрони, направляються через верхню частину внутрішньокорпусних пристроїв 26 і в паливні зборки 22, що знаходяться на одній лінії за допомогою напрямних труб регулюючого стрижня 54. Напрямні труби нерухомо з'єднуються з верхньою опорною плитою 46 і верхньою частиною верхньої плити активної зони 40. Компонування опорної колони 48 допомагає уповільненню деформації напрямної трубки при аварійних умовах, які можуть згубно вплинути на здатність введення регулюючих стрижнів. На Фіг. 3 показаний вигляд збоку, представлений у вертикальній скороченій формі паливної зборки, що, як правило, конструюється шляхом посилання 22. Паливна зборка 22 являє собою тип, який використовується в реакторі з водою під тиском і має конструктивний каркас, який на своєму нижньому торці містить нижній патрубок 58. Нижній патрубок 58 підтримує паливну зборку 22 на нижній плиті активної зони 36 в районі активної зони ядерного реактора. Додатково до нижнього патрубка 58, конструктивний каркас паливної зборки 22 також містить верхній патрубок 62 на верхньому торці і ряд напрямних трубок або глухі канали 84, які збігаються з напрямними трубами 54 у верхній частині внутрішньокорпусних пристроїв. Напрямні труби або глухі труби 84 подовжуються в поздовжньому напрямі між нижніми і верхніми патрубками 58 і 62, і на протилежних торцях жорстко до них кріпляться. Паливна зборка 22 також містить множину поперечних решіток 64, встановлених вздовж по висоті з кроком і прикріплених до напрямних глухих каналів 84, і впорядкована зборка подовжених паливних стрижнів 66 встановлюється поперечно з кроком і підтримується решітками 64. Також зборка 22, як показано на Фіг. 3, має канал для контрольно-вимірювальних пристроїв 68, розташованих в її центрі, яка подовжується між нижнім і верхнім патрубками 58 і 62 і захоплюються ними. З таким компонуванням частин паливна зборка 22 створює вбудований блок, яким можна зручно маніпулювати без пошкодження зборки частин. Як вказано вище, паливні стрижні 66 в комплекті із них у зборці 22 тримаються у просторово 4 UA 114535 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 рознесеній залежності одним з іншим за допомогою решіток 64, розташованих з кроком вздовж довжини паливної зборки. Кожний паливний стрижень 66 містить множину таблеток ядерного палива 70 і закривається на своєму протилежному торці верхньою і нижньою кінцевими заглушками 72 і 74. Таблетки 70 підтримуються в стовпчику порожнистою пружиною 76, розміщеною між верхньою кінцевою заглушкою 72 і верхньою частиною стовпчику таблеток. Паливні таблетки 70, які складаються з ядерного палива, відповідають за створення реактивної потужності ядерного реактора. Оболонка, яка підтримує таблетки, діє як бар'єр, щоби запобігти попаданню побічних продуктів ділення до теплоносія і подальшого забруднення системи реактора. Для управління процесом ділення ряд регулюючих стрижнів 78 може рухатись в зворотному напрямку в напрямних трубах 84, розташованих у заданих положеннях у паливній зборці 22. А саме: механізм управління пучком стрижнів 80, розташований над верхнім патрубком 62, підтримує множину регулюючих стрижнів 78. Механізм управління має втулковий циліндричний механізм з внутрішньою різзю 82 з множиною лап, або маніпуляторів, що радіально подовжуються 52, які створюють хрестовину, згадану раніше стосовно Фіг. 2. Кожний маніпулятор 52 взаємно з'єднаний з регулюючими стрижнями 78 так, щоби механізм регулюючих стрижнів 80 був придатним рухати регулюючі стрижні вертикально в напрямних трубках 84, щоби, таким чином, управляти процесом ділення в паливній зборці 22, під рушійною силою напрямного стрижня регулюючого стрижня 50, який з'єднується з втулкою регулюючого стрижня 82, всі у загальновідомий спосіб. Як зазначено вище, система контролю активної зони BEACON™, яка умовно проілюстрована на Фіг. 1 в блоковій формі та вказана умовними позначеннями 94, забезпечує безперервний контроль виміряного тривимірного розподілу потужності в активній зоні реактора і надає можливість точно оцінити наявний резерв для різних границь безпеки, наприклад, пікове лінійне теплове навантаження, коефіцієнт нерівномірності нагрівання теплоносія ядерного реактора, і коефіцієнт запасу до кризи пузирчастого кипіння (DNBR) і таке інше. Для здійснення функції контролю система BEACON™ спирається на точність і надійність нейтронних детекторів з автономним електроживленням 86 або на термопари на виході з активної зони 96, розташовані на нижніх торцях опорних колон 48 як джерела інформації з вимірювання. В даний час не існує способу в рамках системи BEACON™, щоби автоматично виявити, чи відмовляє в роботі один з цих контрольно-вимірювальних приладів, відмовив в роботі або надає недостовірний сигнал. Недостовірний сигнал детектора може стати причиною видавання неточних значень експлуатаційного запасу, які можуть привести до невідповідності контролю за технічними умовами, зайвих експлуатаційних обмежень на електростанції, і до витрати часу для діагностики причини проблеми, всі з яких можуть збільшити експлуатаційні витрати. Цей спосіб, заявлений нижче, автоматично задає послідовність через серію оцінок даних від кожного детектора, щоби визначити, чи є недостовірними дані детектора. Він, по-перше, перевіряє, як дані відхиляються від значень детекторів, що знаходяться поруч, за допомогою розрахунку очікуваного або прогнозованого значення для даних детектора, щоби порівняти з виміряним значенням. Якщо дані не витримують цю перевірку, спосіб визначає, чи детектор дійсно невідповідний, або чи дійсно є відхилення від прогнозованого профілю потужності, що вимірюється. Якщо останнє вірно, детектори, що знаходяться поруч, також можуть мати деякі спотворення. Цей спосіб враховує цей можливий характер змін параметрів за допомогою виконання додаткової порівняльної оцінки з даними від детекторів, що знаходяться поруч, на тій самій осьовій позначці висоти, щоби підтвердити, чи відхилення дійсно існує або з'явилось завдяки недостовірним даним від детектора, який відмовив в роботі. Дані детектора відмічаються як недостовірні, якщо вони не витримують цієї перевірки. Спосіб, заявлений нижче, застосовується для підтримки стаціонарних внутрішньореакторних детекторів з автономним елетроживленням, таких як ті, що використовують ванадій або родій як речовину випромінювання, і також безпосередньо застосовується до інших стаціонарних внутрішньореакторних детекторів, таких як термопари на виході з активної зони. Додатково, спосіб, заявлений нижче, може також використовуватись з системами рухомого внутрішньореакторного детектора. Згідно з одною формою виконання цього винаходу, яка узагальнена на логічній блок-схемі, показаній на Фіг. 5. Система контролю активної зони, по-перше, виконує прогнозуючий розрахунок (P) на основі поточного стану реактора, наприклад, рівня потужності, положення регулюючого стрижня, температур на вході, й таке інше. Цей розрахунок використовується для розрахування прогнозованих струмів для кожного елемента стаціонарного внутрішньореакторного нейтронного детектора з автономним електроживленням в активній зоні та температур для термопар на виході з активної зони. Кожна площина сигналів (один рівень 5 UA 114535 C2 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60 стаціонарного внутрішньореакторного нейтронного детектора з автономним електроживленням або всі термопари на виході) розглядається окремо. Для кожного детектора на площині, відношення сигналу, фактично виміряного (M) детектором, до сигналу, прогнозованого (P) за допомогою програмного забезпечення (відношення M/P), обчислюється комп'ютерною програмою, такою як система BEACON™. Ці відношення порівнюються з очікуваним діапазоном (ME/PE) сигналів, визначених за допомогою офлайнового аналізу за методом Монте-Карло, який обчислює сигнали на основі діапазону несприятливих умов роботи електростанції, наприклад, стрижні, що впали, неспіввісні стрижні та стрижневі зборки, неузгодженість рівня потужності і т. д., поєднаних з випадковим ослабленням сигналу і шумом детектора. Очікуваний діапазон (Me/Pe) також нормалізується так, щоби діапазон враховував різницю в загальному виміряному сигналі та загальному прогнозованому сигналі в активній зоні. Для визначення того, чи фактично існує відхилення від прогнозованого профілю потужності, що вимірюється, відношення M/P з всіх інших достовірних детекторів на однаковому рівні згладжуються сплайном (SP-F) і використовуються для екстраполяції відношення M/P на місці розташування підозрюваних детекторів. Якщо відношення M/P і екстрапольоване відношення M/P від згладжування сплайном подібні в межах діапазону очікування на основі аналізу за методом Монте Карло, робиться висновок, що детектор вимірює істинне відхилення. Якщо вони не подібні, то вважається, що детектор відмовив в роботі, та розглядається для вилучення з розрахунків стосовно контролю активної зони. В одній формі виконання, цей метод включає виявлення позначення детектора як невідповідного по помилці. По-перше, користувачем повинна бути визначена кількість детекторів з перевіреною достовірністю в межах заданої зони підозрюваного детектора для його вилучення. По-друге, повинна бути певна, попередньо вибрана частина повністю схвалених детекторів на одному осьовому рівні, що правомірно працюють, для того, щоби вилучити детектор. Ці перевірки (C), які проводяться для того, щоби залишити (K) або вилучити (R) детектор, повинні захищати проти можливості того, що надто мало детекторів поблизу підозрюваного детектора, щоби побачити дійсне спотворення в розподілі потужності. Відповідно, спосіб, заявлений нижче, забезпечує відповідні засоби для перевірки достовірності сигналів детектора, щоби підвищити достовірність результатів контролю активної зони, таких як ті, що надаються системою BEACON™. Спосіб також забезпечує відповідні засоби для автоматичного вилучення результатів детектора з розрахунків стосовно активної зони, якщо не можна перевірити достовірність результатів. Незважаючи на те, що конкретні форми виконання винаходу були детально описані, спеціалісти в даній галузі будуть вдячними за те, що різні модифікації і альтернативні варіанти тієї детальної інформації можуть бути розвинуті в світі загальних ідей суті винаходу. Відповідно, розголошені окремі форми виконання означають, що вони призначенні тільки для ілюстрації і не обмежуються обсягом винаходу, який повинен давати повний обсяг пунктів формули патенту, що додається, всі і будь-які її еквіваленти. ФОРМУЛА ВИНАХОДУ 1. Спосіб перевірки достовірності вихідного сигналу контрольно-вимірювальних пристроїв ядерного реактора для множини внутрішньореакторних детекторів (86), що мають множину елементів детектора (88), радіально розташованих з кроком приблизно на однаковій осьовій позначці висоти, відносно активної зони ядерного реактора (14) з кожним елементом детектора, що має вихідний сигнал, який показує виміряний робочий параметр реактора у радіальній і осьовій точці, в якій розташований елемент детектора, який включає етапи: виконання прогнозуючого розрахунку (Р) очікуваного результату трьох або більше елементів детектора (88) приблизно на однаковій осьовій позначці висоти на основі поточного робочого стану реактора; прийняття відношення (М/Р) фактичного сигналу (М), що відповідно видається трьома або більше елементами детектора (88) приблизно на однаковій осьовій позначці, до відповідного очікуваного результату (Р); видання очікуваного діапазону відношень (М/Р) фактично виданих сигналів до відповідних очікуваних результатів (Р) для ряду несприятливих умов роботи електростанції; визначення того, чи відношення (М/Р) сигналу, фактично виданого будь-яким з трьох або більше елементів детектора (88) на достатньо однаковій осьовій позначці висоти, знаходяться за межами діапазону відношень; згладжування сплайном відношень (М/Р) елементів детектора (88) на достатньо однаковій осьовій позначці висоти, які знаходяться в межах діапазону відношень; 6 UA 114535 C2 5 10 15 20 25 визначення того, чи будь-який елемент детектора (88), який має відношення (М/Р) за межами діапазону, має відношення, яке подібне до відношення згладжування сплайном у відповідному радіальному місці знаходження; і вилучення будь-якого елемента детектора (88), який має відношення (М/Р) за межами діапазону, який не подібний до відношення згладжування сплайном, від розгляду розрахунку стосовно активної зони реактора (14). 2. Спосіб за п. 1, який відрізняється тим, що етап видавання очікуваного діапазону відношень (М/Р) визначається за допомогою офлайнового аналізу за методом Монте-Карло. 3. Спосіб за п. 1, який відрізняється тим, що ряд несприятливих умов роботи включає один або більше стрижнів, що впали, неспіввісні стрижні (28) та стрижневі зборки і неузгодженість рівня потужності. 4. Спосіб за п. 3, який відрізняється тим, що ряд несприятливих умов роботи враховує випадкове ослаблення сигналу детектора і шум сигналу датчика. 5. Спосіб за п. 1, що включає етап нормалізації діапазону відношень, щоби врахувати різницю в підсумковому виміряному сигналі (М) і підсумковому прогнозованому сигналі (Р). 6. Спосіб за п. 1, який відрізняється тим, що до того, як підозрюваний детектор (88) буде вилучений з розгляду розрахунку стосовно активної зони реактора (14), повинні бути детектори, кількість яких визначається користувачем, з перевіреною достовірністю в межах заданої зони підозрюваного детектора. 7. Спосіб за п. 6, який відрізняється тим, що детектори (88), кількість яких визначається користувачем, повинні бути детекторами, достовірність сигналів яких була перевірена. 8. Спосіб за п. 6, який відрізняється тим, що до того, як підозрюваний детектор (88) буде вилучений з розгляду розрахунку стосовно активної зони реактора (14), повинна бути попередньо визначена частина множини елементів детектора на приблизно однаковій осьовій позначці висоти, достовірність сигналів яких була перевірена або іншим чином відомо, що вони знаходяться в робочому стані. 7 UA 114535 C2 8 UA 114535 C2 9 UA 114535 C2 Комп’ютерна верстка А. Крулевський Міністерство економічного розвитку і торгівлі України, вул. М. Грушевського, 12/2, м. Київ, 01008, Україна ДП “Український інститут інтелектуальної власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 10