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Paramétrages

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1. WO2003005376 - PROCEDE ET SYSTEME PERMETTANT DE REALISER UNE ANALYSE DE SURETE SUR UN REACTEUR NUCLEAIRE A EAU BOUILLANTE

Numéro de publication WO/2003/005376
Date de publication 16.01.2003
N° de la demande internationale PCT/US2001/021327
Date du dépôt international 05.07.2001
Demande présentée en vertu du Chapitre 2 04.02.2003
CIB
G21D 3/00 2006.01
GPHYSIQUE
21PHYSIQUE NUCLÉAIRE; TECHNIQUE NUCLÉAIRE
DENSEMBLES DE PRODUCTION D'ÉNERGIE NUCLÉAIRE
3Commande des installations à énergie nucléaire
CPC
G21D 3/001
GPHYSICS
21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
DNUCLEAR POWER PLANT
3Control of nuclear power plant
001Computer implemented control
Y02E 30/40
YSECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
30Energy generation of nuclear origin
30Nuclear fission reactors
40Other aspects relating to nuclear fission
Déposants
  • GENERAL ELECTRIC COMPANY [US/US]; 1 River Road Schenectady, NY 12345, US
Inventeurs
  • MARQUINO, Wayne; US
  • ECKERT, Eugene, C.; US
  • PAPPONE, Daniel, C.; US
  • SEDNEY, Kathy, K.; US
Mandataires
  • HARRINGTON, Mark, F. ; Harrington & Smith, LLP 4 Research Drive Shelton, CT 06484-6212, US
Données relatives à la priorité
Langue de publication anglais (EN)
Langue de dépôt anglais (EN)
États désignés
Titre
(EN) METHOD AND SYSTEM FOR PERFORMING A SAFETY ANALYSIS OF A BOILING WATER NUCLEAR REACTOR
(FR) PROCEDE ET SYSTEME PERMETTANT DE REALISER UNE ANALYSE DE SURETE SUR UN REACTEUR NUCLEAIRE A EAU BOUILLANTE
Abrégé
(EN)
A method (60) for performing a computerized safety analysis of a boiling water nuclear reactor (10) to facilitate a user in obtaining a licence amendment from a nuclear regulatory body to operate the boiling water nuclear reactor at an increased core thermal output is provided. The method has a minimum number of computer calculations and is demonstrated through computer simulation that safe operation of the nuclear reactor is not compromised. The method includes constraining (62) operation of the nuclear reactor to a safe operating domain (40) determined by a previous safety analysis, and demonstrating (64) that the safe operating domain determined by the previous safety analysis applies to the operation of the nuclear reactor at the increased core thermal output.
(FR)
L'invention concerne un procédé (60) permettant de réaliser une analyse de sûreté informatisée sur un réacteur nucléaire à eau bouillante (10) pour permettre à un utilisateur d'obtenir plus facilement une modification de permis délivrée par un organisme de réglementation nucléaire pour exploiter ledit réacteur nucléaire à eau bouillante à une puissance thermique de coeur accrue. Le procédé selon l'invention comprend un nombre minimum de calculs informatiques permettant de démontrer à travers une simulation informatique que la sûreté de l'exploitation du réacteur nucléaire n'est pas compromise. Ce procédé consiste à limiter (62) le fonctionnement du réacteur nucléaire à un domaine d'exploitation sûr (40), déterminé par une analyse de sûreté antérieure, et à démontrer (64) que le domaine d'exploitation sûr déterminé par l'analyse de sûreté antérieure s'applique au fonctionnement du réacteur nucléaire à une puissance thermique de coeur accrue.
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