DE2715433A1 - Verfahren zum schnellabsenken der leistung eines kernreaktors - Google Patents
Verfahren zum schnellabsenken der leistung eines kernreaktorsInfo
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Description
Beschreibung zum Patentgesuch
der Firma Combustion Engineering, Inc., Windsor, Conn. o6o95/USA
betreffend:
"Verfahren zum Schnellabsenken der Leistung eines Kernreaktors"
Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zum Schnellabsenken der Leistung eines Kernreaktors. Insbesondere bezieht
sie sich auf ein Verfahren, das die beschleunigte Leistungsverringerung ermöglicht bei Auftreten eines Ereignisses, bei
dem eine plötzliche sprunghafte Absenkung der Reaktorleistung, jedoch ohne vollständige Reaktorstillsetzung erforderlich ist.
Ein moderner Leistungskernreaktor ist eine komplizierte Kombination aus zahlreichen, in sich komplizierten und miteinander
verknüpften Komponenten und Systemen. Während des Normalbetriebes des Leistungsrehaktors ist es nicht ungewöhnlich,
daß unerwünschte Ereignisse eintreten, etwa der Ausfall einer der Komponenten oder eines Systems, welche
Ereignisse, wenn man sie außer Acht ließe, ernsthaft die Sicherheit und/oder Betriebsbereitschaft der Kernkraftanlage
gefährden würden. Deshalb müssen Kontrollsysteme entwickelt werden für die Steuerung des Reaktorsystems auch im Falle
solcher Ereignisse. Die die Leistung erzeugenden Cores von Kernreaktoren werden normalerweise in einer von zwei Wegen
gesteuert: (1) Langsames Bewegen von einzelnen Steuerstäben oder Gruppen von Steuerstäben in das Core hinein oder aus
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dem Core heraus, um die Leistungsregelung des Reaktors vorzunehmen
oder (2) Schnelleinführen oder Einwerfen von Steuerstäben in das Core, um eine Notabschaltung des Reaktors \orzunehmen.
Diese zweite Steuerungsart wird als Reaktorschnellabschaltung bezeichnet ("reactor scram" oder "control rod scram").
Obwohl viele der möglichen unerwünschten Ereignisse, die im Normalbetrieb auftreten können, höchstens nur eine Schnellabsenkung
des Leistungspegels erfordern, war die konventionelle Reaktion auf solche unerwünschten Ereignisse, den Reaktor so
schnell wie möglich durch Einwerfen der Steuerstäbe in das Core stillzusetzen. Der Hauptgrund für diese übertriebene und
manchmal unnötige Reaktion ist, daß die Steuerstäbe normalerweise nicht schnell genug in das Core eingeführt werden können,
selbst wenn man sie mit maximaler Einführungsgeschwindigkeit betreibt, um der erforderlichen beschleunigten Leistungsabsenkung
zu genügen. Ein vollständiges Einwerfen kann man andererseits nicht anwenden, ohne den Reaktor vollständig stillzusetzen.
Eine vollständige Reaktorstillsetzung ist üblicherweise aber unerwünscht, da der Reaktorausfall den stetigen Betrieb
eines elektrischen Netzes unterbricht und Ursache werden kann für eine Anzahl von weiteren unerwünschten Ereignissen.
An erster Stelle ist hier zu nennen die plötzliche Änderung der Reaktivität durch die Schnellbetätigung der Steuerelemente,
was zu einem thermischen Schock im gesamten Reaktorsystem führt. Dieser thermische Schock wirkt sich am meisten auf die
Brennstoffelemente des Reaktors aus, was gerade die Stelle ist, wo der Schock am wenigsten erwünscht ist. An zweiter Stelle
ergibt sich eine unerwünschte Störung für das elektrische Netz, mit dem die Kernkraftanlage verbunden ist. An dritter
Stelle kann ein vollständiges Stillsetzen später eine verzögerte erneute Betriebsaufnahme des Leistungsreaktors bewirken
infolge einer Xenonvergiftung des Reaktorcores.
Es ist nicht ungewöhnlich, daß die Notwendigkeit für eine sofortige Leistungsverringerung weit entfernt ist von
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dem Erfordernis einer vollständigen Reaktorabschaltung. In solchen Fällen ist die Teilverringerung des Leistungspegels
zulässig, solange die Leistungsverringerung dazu führt, daß der Reaktor innerhalb des sicheren Betriebszustandes bleibt.
Wenn man demgemäß eine beschleunigte Leistungsteilabsenkung vornehmen kann, so läßt sich häufig eine vollständige Reaktorabschaltung
vermeiden. In diesem Falle können die Betriebspersonen des Reaktors in der Lage sein, den ursprünglich
aufgetretenen Fehler zu diagnostizieren und zu korrigieren, was es ermöglicht, sofort wieder zur vollen Reaktorleistung
zurückzukehren mit einem Minimum der unerwünschten Folgen, die oben beschrieben wurden. Um deshalb die Reaktorbetriebsfähigkeit
zu verbessern, besteht eine Notwendigkeit, ein System zu schaffen, das in der Lage ist, auf bestimmte Ereignisse
zu reagieren, wie etwa dem Ausfall einer von zwei Dampferzeugerspeisewasserpumpen, in dem die Leistung schnell
abgesenkt wird, ohne den Reaktor vollständig stillzusetzen.
Die Reaktordynamik und die Reaktorphysik führen dazu, daß zwei Faktoren zu berücksichtigen sind, wenn eine beschleunigte
Leistungsreduktion vorgenommen wird: Die erste Größe ist die Reaktorendleistung und die zweite ist die Leistungsverteilung im Core. Der Reaktorleistungspegel kann ausgedrückt
werden als mittlere Leistung des Cores oder als gesamte Leistung, die in irgendeinem Zeitpunkt von dem Reaktor erzeugt
wird. Die Coreleistungsverteilung, die üblicherweise als "peaking factor" (Spitzenfaktor) ausgedrückt wird, ist eine
konventionelle und bekannte Größe, die in der Reaktorphysik angewandt wird, und bildet ein Maß für den Grad der Abweichung
der örtlichen Leistung von der mittleren Coreleistung. Demgemäß ist der "peaking factor" definiert als das Verhältnis der
örtlichen Spitzenleistung zu der mittleren Leistung des Cores.
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Jedes der zahlreichen Ereignisse, das die Notwendigkeit für eine beschleunigte Leistungsreduktion hervorrufen kann,
ist einem charakteristischen Leistungspegel zuzuordnen, auf den die Leistung abgesenkt werden muß, damit der Reaktor
kritisch bleibt, ohne die Reaktorsicherheit oder die Systemgrenzwerte zu gefährden. Beispiele typischer Ereignisse, welche
eine beschleunigte Leistungsverringeruna erfordern, sind: Teilweise oder vollständige Lastverweigerung, Ausfall einer
Reaktorkühlmittelpumpe, Abweichung einer Steuerelementbaugruppe (control element assembly = CEA) von der ihr zugeordneten
Position (einschließlich einer heruntergefallenen CEA) und Ausfall einer Dampferzeugerspeisewasserpumpe. Die
nachfolgende Erläuterung bezieht sich vorzugsweise auf ein Ereignis, bei dem eine Dampferzeugerspeisewasserpumpe ausfällt,
doch ist im Auge zu behalten, daß eine beschleunigte Leistungsverringerung vorgesehen werden kann für jedes andere solche
Ereignis auch.
Bei Auftreten eines Ausfalls einer Dampferzeugerspeisewasserpumpe
wird die Strömung des Sekundärkühlmittels oder Arbeitsfluids zu dem Dampferzeuger verringert, da die verbleibende
Pumpe nicht in der Lage ist, 100 % des von dem Dampferzeuger benötigten Speisewassers zu liefern. Wenn dies
eintritt, verbraucht der Dampferzeuger Wasser (in dem es verdampft wird) schneller als das Wasser im Dampferzeuger wieder
ersetzt werden kann, was zu einem entsprechenden Absinken des Wasserpegels im Dampferzeuger führt. Diese Situation kann
nicht sehr lange toleriert werden, bevor der Reaktor und die Turbine ein Notsignal auslösen, das repräsentativ ist für
einen zu niedrigen Wasserpegel im Dampferzeuger. Wenn die Reaktorleistung sofort und schnell auf ein entsprechendes Maß
zurückgeführt wird, wird jedoch die Fähigkeit des Dampferzeugers, Dampf zu erzeugen, verringert, was es erlaubt, ein Reaktor-Turbinen-Notsignal
wegen eines zu niedrigen Dampferzeugerwasserpegels zu vermeiden. In einer typischen Kernkraftanlage,
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bei der zwei Speisewasserpumpen mit jeweils 65 % der qesamten Speisewasserdurchflußkapazität für jeden DampFerzeuqer vorciesehen
sind, ist die verrinqerte Leistunq erforderlich qeworden durch den Ausfall einer Speisewasserpumpe, um eine Reaktorschnellabschaltunq
zu vermeiden, 75 % der Reaktorqesamtleistunq.
Diese Leistunqsgrenze, die einen fortgesetzten Reaktorbetrieb trotz Ausfalls einer Speisewasserpumpe ermöqlicht, wird bestimmt
durch die Kapazität der Pumpen des Systems und die Kennwerte des Dampferzeugers. In ähnlicher Weise werden die
Leistungsgrenzwerte entsprechend den anderen Ereignissen, die eine Leistungsschnellabsenkuna erfordern, bestimmt aus Überlegungen
bezüglich der Dynamik und der Charakteristik der verschiedenen Teile des gesamten Kernkraftdampferzeugungssystems.
Soweit bekannt, haben sich die bekannten Verfahren,gemäß
denen der Reaktor in einem kritischen Zustand gehalten werden sollte, während auf Ereignisse reagiert wurde, die eine
schnelle Leistungsverringerunq erforderten, indem man Steuerstäbe einführte, primär konzentriert auf die schnelle Reduktion
der Leistung, um sich eng an die begrenzte Leistung anzupassen, während die Überlegungen bezüglich der Coreleistungsverteilung
im wesentlichen ignoriert wurden. Insofern ist anzunehmen, daß die bekannten Verfahren entweder in ernsthafter
Weise die Leistungsfähigkeit des Reaktors begrenzen mußten, oder in ernsthafter Weise eine Gefahr für die Reaktorbetriebsgrenzwerte
beinhalteten. Die zweite Alternative ist offensichtlich nicht akzeptabel, da, wenn die peaking factors
oder die Leistungsverteilung die ihnen zugeordneten Grenzwerte überschreiten, die Möglichkeit besteht, die Brennstoffstäbe
im Core zu überhitzen mit daraus resultierender Beschädigung des Brennstoffs. Eine solche Beschädigung führt
zu einer Kontamination des Kühlmittels und des Kühlmittelsystems mit radioaktiven Spaltprodukten. Beim Auftreten einer
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solchen Kontamination muß der Reaktor stillqesetzt werden, und die beschädigten Brennstoffstäbe müssen ersetzt werden.
Wenn solche unerwünschten Konsequenzen das Resultat wären, so wäre das direkte Ergebnis der beschleunigten Leistungsabsenkung gemäß einem solchen Verfahren ein größerer Verlust
in Reaktorbetriebszeit und Verdienst für das Unternehmen, das den Reaktor begtreibt, als wenn man den Reaktor einfach
im Wege der Schnellabschaltung stillsetzte. Mit anderen Worten, wäre das Ergebnis eines solchen Verfahrens für den
Betrieb eines Kernreaktors eher eine Verschlechterung als eine Verbesserung.
Es ist möglich, einen Kernnaktor in einer Art und Weise
zu betreiben, die eine beschleunigte Leistungsverringerung gestattet mit maximaler Anpassung an die Leistungsgrenzwerte
und mit minimaler Notwendigkeit, die Leistungsverteilung zu beobachten, wie jedoch oben erwähnt wurde, ergibt sich daraus
eine erhebliche Beeinträchtigung der Reaktorleistungsfähigkeit. Diese denkbare Methode des Betriebes ist die folgende.
Der Reaktor wird mit einer so großen Sicherheitsmarge zu den Reaktorbetriebsgrenzwerten gefahren, daß die verzerrte Leistungsverteilung,
die sich aus dem Einführen der ausgewählten Steuerstäbe ergibt, nicht zu einem überschreiten dieser Grenzwerte
führen kann. Um dies jedoch zu tun, muß der Reaktor auf einem Betriebsleistungspegel gefahren werden, der erheblich
niedriger ist als der maximale Leistungspegel, der von dem Reaktor erzielbar wäre, und es ergibt sich eine erhebliche
dauernd wirkende Beeinträchtigung des Betriebswirkungsgrades. Diese Beschränkung ist sehr erheblich fdür die Leistungsfähigkeit,
da die Leistungsbegrenzung während der gesamten normalen Betriebszeit des Reaktors aufrechterhalten bleibten
muß im Hinblick auf die Tatsache, daß zu irgendeinem Zeitpunkt während des Normalbetriebes des Reaktors eine beschleunigte
Leistungsabesenkung erforderlich werden könnten.
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ORIGINAL INSPECTED
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Ein bekanntes System scheint diese Beschränkung zu akzeptieren,
herrüührend von einem System für die Auslösunq einer Leistunqsschnellabsenkunq, ohne daß auf die Leistunasverteilung
Rücksicht aenommen wird. Bei diesem bekannten
System reagiert man auf einen Lastausfall oder einen Ausfall einer Primärkühlmittelpumpe mit dem Einwerfen zunächst eines
Paares von Stäben, die symmetrisch und in Querrichtung des Kernes gesehen, entfernt voneinander angeordnet sind. Es ist
anzunehmen, daß schon vom Prinzip her dieser Steuerstabeinwurf ernsthaft die Leistungsverteilung im Core stört. Nach
dem Einwerfen der Steuerstäbe wird die Coreleistung erfaßt, und wenn nach etwa 3 Sekunden festgestellt wird, daß das Einwerfen
der ersten Steuerstäbe unzureichend war, die Leistung unter den gewünschten begrenzten Leistungspegel abzusenken,
wird ein zweites Paar von Steuerstäben eingeworfen. Nach weiteren 3 Sekunden wird die Situation wiederum überprüft,
und auf diese Weise können bis zu vier Paaren von Steuerstäben nacheinander in das Core eingeworfen werden. Dieses
Verfahren hat den Vorteil, daß die Reaktivität der Paare von einzuwerfenden Steuerstäben klein sein kann, so daß
durch Verwendung kleiner Inkremente von Reaktivität erwartet werdeön kann, daß die Endleistung ziemlich dicht bei der
begrenzten Leistung liegt, die verlangt wird in Übereinstimmung mit dem jeweils auftretenden Ereignis, das die Leistungsschnellverringerung
erfordrerlich machte. Dieses Verfahren hat jedoch den ernsten Nachteil, daß durch das Einwerfen
zweier Steuerstäbe gleichzeitig die Leistungsverteilung erheblich gestört wird, und die Brennstoffkonstruktionsgrenzwerte
überschritten werden können, falls nicht die Ausgangsleistung bereits wie oben beschrieben auf einem
niedrigeren Wert festgelegt würde. Ein zusätzlicher Nachteil besteht darin, daß durch Einwerfen von Paaren von Steuerstäben
das Core in ungleichförmiger Weise ausbrennt, was zu Ungewißheiten bezüglich der Ausbrennlebensdauererfassung
und -berechnung führen kann und zu Begrenzungen bezüglich
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der Leistungsmanövrierfähigkeit oder des Reaktorbetriebes gegen das Ende der Lebensdauer des Reaktorcores.
Aufgabe der Erfindung ist es, ein Verfahren zum Schnellabsenken
der Leistung eines wassergekühlten mit in das Reaktorcore einführbaren Steuerstäben ausgerüsteten Kernreaktors
zu schaffen, bei dem weder eine Gefährdung durch lokales überhitzen innerhalb des Cores eintreten kann, noch eine
Begrenzung hinsichtlich des normalen Betriebsleistungspegels einzuhalten ist.
Die Lösung dieser Aufgabe ergibt sich aus dem Patentanspruch 1, wobei die Unteransprüche zweckmäßige Weiterbildungen
des Verfahrens definieren.
Es hat sich nämlich gezeigt, daß die Leistungsverteilung nicht so ohne weiteres ignoriert werden kann, wie es
offenbar bei den bekannten Verfahren der Fall war. Gemäß der Erfindung wird demgemäß die beschleunigte Leistungsabsenkung
oder Schnellabsenkung bewirkt durch Einwerfen von Gruppen von Regelstäben (d.h. jener Steuerstäbe, die für
die normale Betriebsregelung des Reaktors vorgesehen sind).,1
und zwar in deren vorher festgelegter Regelungssequenz oder -abfolge. Diese Regelgruppen und die Einführungssequenz werden
vorher festgelegt,und zwar so, daß der Einfluß auf die
radiale Leistungsverteilung minimal gehalten wird. Das Verfahren gemäß der Erfindung kann so ausgeführt verden, daß in
einem ersten Schritt die Leistungsverringerung berechnet wird, die bei Auftreten eines solchen Ereignisses erforderlich wird,
wie etwa des Ausfalls einer von zwei Dampferzeugerspeisewasserpumpen.
Nachdem die Größe der erforderlichen Leistungsabsenkung bestimmt worden ist, werden die Steuerstäbe, die erforderlich
sind, um die Reaktorleistung unter die maximal zulässige Leistung abzusenken, je nachdem die Leistungsabsenkung
erfordernden Ereignis, ausgewählt, und zwar mit den Prioritäten
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der ausgewählten Steuerstabeinführungssequenz. Das bevorzugte
Verfahren für die Durchführung der Erfindung ist eine Berechnung mit offener Kette, bei der der Effekt auf die
Leistung der verschiedenen Steuerstabeinführungen vorausberechnet wird, um alle diejenigen Steuerstäbe festzulegen,
die erforderlich sind, um die Leistung unter den maximal zulässigen Leistungspegel abzusenken, wonach die entsprechende
Anzahl von Steuerstäben,im wesentlichen alle gleichzeitig,eingeführt wird.
Die Erfindung wird nachfolgend unter Bezugnahme auf die beigefügten Zeichnungen näher erläutert.
Fig. 1 ist ein Diagramm,in dem die programmierte
mittlere Kühlmitteltemperatur in Abhängigkeit von der Reaktorleistung dargestellt ist, wobei
die Steigung der Probe mit dem Symbol S bezeichnet ist,
Fig. 2 zeigt ein Diagramm der Abhängigkeit des Moderatortemperaturkoeffizienten
der Reaktivität in Abhängigkeit von der Borsäurekonzentration,
Fig. 3 zeigt die Brennelementtemperatur in Abhängigkeit von der Reaktorleistung mit einer
linearen Annäherung,
Fig. 4 zeigt ein Diagramm zur Darstellung ders
Steuerstabreaktivitätswertes von der Steuerstabeinführung für einen typischen Reaktor
sowie eine lineare Näherung dieser Funktion,
Fig. 5 zeigt als Blockbild eine Anlage mit den Steuereinrichtungen
zur Durchführung des Verfahrens gemäß der Erfindung, wobei Einrichtungen vorgesehen
sind für das Auslösen einer Leistungsschnellabsenkung durch Vergleich der Endleistung
mit einer maximal zulässigen Endleistung, und
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Λ*
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Fig. 6 ist eine Darstellung ähnlich Fig. 5 mit Einrichtungen zur Auslösung einer Leistungsschnellabsenkung
durch Vergleich der gewünschten Leistungsänderung mit der tatsächlichen Leistungsänderung,
hervorgerufen durch das Einführen ausgewählter Stäbe.
Wenn eine Schnellabsenkung der Reaktorleistung verlangt wird, und dadurch herbeigeführt werden soll, daß Steuerstäbe
in das Reaktorcore eingeworfen werden, wie dies gemäß der Erfindung vorgesehen ist, so wird der Grad der erforderlichen
Leistungsabsenkung bestimmt durch das Ereignis, durch das diese Notwendigkeit hervorgerufen wird. Wenn beispielsweise eine von
zwei Hauptdampferzeugerspeisewasserpumpen eine Betriebsunterbrechung hat, dann wird der maximale Leistungspegel, bei dem
der Reaktor arbeiten kann, bestimmt durch die Förderkapazität der verbleibenden Pumpe. Die Differenz zwischen dem Leistungspegel, bei dem der Reaktor ursprünglich arbeitet,und dem maximal
zulässigen Leistungspegel, nach dem dieses Ereignis eingetreten ist, ist die minimal erforderliche Leistungsverringerung für
diesen Fall. Der maximale Leistungspegel nach dem betreffenden Ereignis oder die minimal erforderliche Leistungsabsenkung ist
eine der drei Bestimmungsgrößen für die Auswahl der einzuwerfenden Steuerstäbe. Das heißt, der Einfluß der ausgewählten Steuerstäbe
auf die Reaktorleistung muß so sein, daß sie zu einer Leistungsminderung führt, die mindestens so groß ist wie die
minimal erforderliche Leistungsabsenkung. Der maximal zulässige Leistungspegel nach dem Ereignis ist derjenige Leistungspegel,
oberhalb dem die Reaktorschutz- oder Anlagensicherheitssysteme eine automatische Schnellabschaltung einleiten würden, wenn der
Betrieb des Systems fortgesetzt würde.
Wenn eine Leistungsschenellabsenkung vorgenommen wird, ist es wünschenswert, den Einfluß der Leistungsabsenkung minimal
zu machen, so daß der Reaktor danach mit dem höchstmöglichen Leistungspegel arbeitet, ohne jedoch tatsächlich den maximal
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zulässigen Leistungspegel zu überschreiten, der durch das auslösende
Ereignis vorgegeben ist. Es liegt jedoch in der Natur des Reaktors, daß es nicht immer möglich ist, eine optimale
Leistungsabsenkung zu erzielen, da der Effekt irgendeines gegebenen Satzes von Steuerstäben auf die Reaktorleistungsverringerung
sich ändert, je nach dem Ausbrennzustand des Reaktorcores. Ein Satz von Steuerstäben, der eine akzeptierbare Leistungsverringerung
nahe dem Ende der ausnutzbaren Lebensdauer des Reaktorcores erzeugen würde, kann demgemäß zu Beginn da:
Corelebensdauer den Reaktor tatsächlich stillsetzen. Es ist deshalb außerdem erforderlich, die maximal zuölässige Leistungsverringerung festzulegen, die sich ergibt, wenn die Steuerstäbe
in das Reaktorcore eingeworfen werden, so daß die beschleunigte Leistungsverringerung den Reaktor nicht vollständig abschaltet.
Zusätzlich zu den beiden oben beschriebenen Bemessungsgrößen gibt es einen weiteren Faktor, der - wie bereits oben
diskutiert - Berücksichtigung finden muß. Dieser Faktor ist der Einfluß des Einführens von Steuerstäben auf die räumliche
Leistungsverteilung innerhalb des Reaktorcores. Im allgemeinen sind Druckwasserreaktoren so ausgelegt, daß die Leistungserzeugung
am gleichförmigsten ist, wenn keine Steuerstäbe in das Reaktorcore eingeführt sind. Deshalb wird die örtliche oder
räumliche Leistungsverteilung des Reaktorcores ungleichförmiger bei Einführung von Steuerstäben. Um eine Beschädigung des Reaktorcores
zu vermeiden, ist es wünschenswert, die Coreleistungsverteilung so gleichförmig wie möglich zu halten. Deshalb sollen
die für eine Reaktorleistungsschnellabsenkung verwendeten Steuerstäbe so ausgewählt werden, daß sie zu einer minimalen
Verzerrung der Reaktorleistungsverteilung führen.
Um das Maß zu definieren, in dem die Reaktorleistungsverteilung ungleichförmig ist, verwendet man das Konzept des
"radialen peaking factors", (radialer Spitzenfaktor) Der radiale peaking factor ist definiert als das Verhältnis der
Gesamtleistung, erzeugt in dem heißesten Brennstab oder
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ψαψ'-ι ■
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Brennelement,zu der in einem durchschnittlichen Brennstab
oder Brennelement erzeugten. Die Hitze, erzeugt in dem heißesten Brennstoffelement, ist proportional dem Produkt
der Reaktorleistung, multipliziert mit dem radialen peaking factor. Um eine Brennstoffbeschädigung zu vermeiden, wenn
die ausgewählten Steuerstäbe in das Reaktorcore eingeworfen werden, ist es wünschenswert, daß die im heißesten Brennstoffelement erzeugte Hitze nicht steigt. Ein wichtiger Aspekt der
vorliegenden Erfindung besteht demgemäß darin, daß die einzuwerfenden Steuerstäbe für eine beschleunigte Leistungsabsenkung
auf der Basis ausgewählt werden, daß das Produkt des radialen peaking factors und der Reaktorleistung nicht steigt
infolge des Einwerfens dieser ausgewählten Steuerstäbe.
Es ist bei der Konstruktion von Kernreaktoren üblich gewesen, daß ein Satz von Steuerstäben oder eine Sequenz von
Steuerstäben, als Regelstäbe bezeichnet, für die normale Steuerung des Reaktors vorgesehen ist. Um die Reaktorsteuerung durchzuführen,
werden diese Regelstäbe in das Reaktorcore eingeführt bzw. herausgezogen, und zwar mit relativ geringer Geschwindigkeit.
Es ist das Charakteristikum der wünschenswerten Reaktorsteuerung, daß das Einführen der Regelstäbe in das Reaktorcore
auch zu einer minimalen Verzerrung der Reaktorleistungsverteilung führt. Gemäß der Erfindung wird demgemäß die Tatsache
ausgenutzt, daß die Begrenzung durch den radialen peaking factor automatisch erfüllt wird durch Verwendung der Sequenz von Regelstäben,
die normalerweise für die Regelung der Reaktorleistung Anwendung finden. Solange also die Steuerstäbe in das Core in
derselben Sequenz eingeworfen werden, in der sie normalerweise in das Reaktorcore langsam eingeführt würden, wird die Bedingung
bezüglich der Leistungsverteilung erfüllt, und nur die beiden
Bedingungen bezüglich des Ausmaßes der Leistungsverringerung, wie oben beschrieben, müssen erfüllt werden. Die folgende Erläuterung
bezieht sich auf eine Einrichtung für die automatische Bebimmung, welche Untergruppe der Normalsequenz von Steuerstabgruppen
diese beiden Bedingungen erfüllt.
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Die Wirksamkeit von Steuerstäben hinsichtlich der Veränderung der Reaktorleistung wird normalerweise als Steuerstabreaktivität
ausgedrückt. Wenn die Steuerstäbe in das Reaktorcore eingeworfen werden, stabilisiert sich der Reaktor bei einem
Leistungspegel und bei einer Temperatur derart, daß die Gesamtreaktivität Null ist. Demgemäß muß der Steuerstabreaktivitätseffekt
ausbalanciert werden durch irgendwelche gleichen, aber entgegengerichteten Effekte. Kurzzeitig gesehen (d.h. über
Perioden, die kleiner oder gleich wenigen Stunden sind), werden diese entgegengesetzten Effekte herorgerufen durch die Verringerung
in der mittleren Temperatur des Reaktorbrennstoffes,
und in der mittleren Temperatur des Reaktorkühlmittels. Diese Änderung der Coreaktivitäten infolge einer Änderung der
Brennstofftemperatur wird als Doppler-Reaktivitätsänderung bezeichnet,
während die Änderung der Reaktivität infolge einer Änderung der mittleren Kühlmitteltemperatur als Moderator-Reaktivitätsänderung
bezeichnet wird. Der Kurzzeitreaktivitätsausgleich,der oben beschrieben wurde, kann durch die folgende
Gleichung ausgedrückt werden:
(D cfp R + Sp Ό + JJj w = ο
(f ο die Steuerstabreaktivitätsänderung
(S P η die Doppler-RBeaktivitätsänderung, und
TV) „ die Moderator-Reaktivitätsänderung bedeuten.
Der Steuerstabreaktivitätswert ist bekannt, bevor der Reaktor in Betrieb genommen wird, aufgrund von detallierten
Computerberechnungen, und wird natürlich durch Tests zu Beginn des Reaktorbetriebes verifiziert. Deshalb kann der Effekt
des Steuerstabeinwerfens bezüglich der Reaktorleistungsverringerung vorhergesagt werden durch Inbeziehungsetzen der
beiden Ausrücke Sp D und So w zu den Änderungen in der
Reaktorleistung.
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Die Moderatortemperatur wird normalerweise auf einen Wert gesteuert, der programmiert ist als eine Funktion der
Leistung (siehe Fig. 1). Dieses Konzept ist näher ausgeführt in US-PS 3.423.285. Wenn der Reaktor in ähnlicher Weise
gefahren wird, wie in dieser Druckschrift beschrieben, dann beziehen sich Änderungen der Reaktorleistung direkt auf Änderungen
der Moderatortemperatur, und es ist nur erforderlich, die Änderungen dieser Temperatur auf die Änderungen in'der
Reaktivität zu beziehen. Dies erfolgt normalerweise durch das Konzept des Moderator-Temperaturkoeffizienten der Reaktivität,
ausgedrückt wie folgt:
yw * Moderator-Temperaturkoeffizient der Reaktivität
T = Änderung der Moderatortemperatur.
Dier Moderator-Temperaturkoeffizient der Reaktivität
ändert sich signifikant mit dem Ausbrennen des Reaktorcores, ist jedoch im wesentlichen eine lineare Funktion der Konzentration
von Borsäure, die im Reaktorkühlmittel gelöst ist, wie in Fig. 2 dargestellt.
In ähnlicher Weise können die Veränderungen der gesamten Corereaktivität bei Änderungen der Brennstofftemperatur ausgedrückt
werden mittels des Konzepts des Doppler-Koeffizienten der Reaktivität wie folgt:
(3) d>D = YD Tf
worin · Y^ _ Doppler_Koeffizient der Reaktivität
T- = Änderung der wirksamen Brennstofftemperatur.
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JA -Λ*
Die wirksame oder effektive Brennstofftemperatur selbst
ist eine Funktion des Reaktorleistungspegels, wie in Fig. 3 gezeigt. Zwar ist diese Funktion nicht linear, doch kann man
sie in den meisten Fällen durch eine lineare Annäherung hinreichend ausdrücken, um auszuwählen, welche Steuerstäbe für
eine schnelle Leistungsabsenkung einzuwerfen sind.
Bei Verwendung dieser Konzepte kann ein Ausdruck für die Leistungsänderung infolge eines Steuerstabeinwerfens abgeleitet
werden wie folgt:
- K
Reaktorendleistuna nach Einwerfen des Steuerstabes
B. = ursprüngliche Reaktorleistung
K = Änderung der Leistung/Änderung in der Corereaktivität.
(5) K = dB ^
dB
-1
-1
Jb ^w
Änderung der Brennstofftemperatur pro Änderungseinheit in der Reaktorleistung (siehe Fig. 3, und
Neigung der Funktion der programmierten mittleren Kühlmitteltemperatur in Abhängigkeit von der
Reaktorleistung (Fig. 1).
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Da der Moderator-Temperaturkoeffizient im wesentlichen
eine lineare Funktion der gelösten Borkonzentration ist, kann er ausgedrückt werden wie folgt:
(6) Yw = /U +■) CB
Cn = gelöste Borsäurekonzentration ist, und
.u und η = Konstanten.
Demgemäß ergibt sich
K V > d
= β + S
worin β eine Konstante ist.
Mit der obigen Gleichung kann Gleichung (4) umgeformt werden zu:
(8) B- = B. — (ß + S f
IX W
+ B. - (ß + S (,u +/1Cn)" 7 °/ϋ
Wenn der Steuerstabreaktivitätswert _ bekannt ist, dann
kann die Gleichung (8)nach dem erreichten Reaktorleistungspegel aufgelöst werden nach Einwerfen eines Steuerstabes, indem man
nur zwei Messungen vornimmt: Reaktorleistung (B.) und die gelöste Borkonzentration (CR), welche beide variabel sind, die
bei Druckwasserreaktoren normalerweise überawacht werden.
Da gemäß der Erfindung die Regelstäbe immer in das Core in ihrer normalen Einführswequenz eingeworfen werden, wird die
erste Gruppe von Stäben in der Sequenz immer eingeworfen, wenn eine Leistungsschnellverringerung erforderlich wird. Deshalb
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braucht die Steuerstabselektionslogik nur festzustellen, ob zusätzliche Steuerstabgruppen in der Sequenz einzuwerfen
sind. Fig. 5 und 6 zeigen zwei grundsätzliche Schemata für die Steuerstabgruppenselektion, benötigt für die Entscheidung,
ob eine zweite und dritte Steuerstabgruppe einzuwerfen sind.
Fig. 5 zeigt in Diagrammform ein Betätigungssystem für die beschleunigte Leistungsverringerung bei einem Kernreaktor
IO. Der Reaktor IO besteht aus einem η Nuklearcore 18, qesteuert
von Steuerstäben 20, die ihrerseits betätigt werden von Steuerstabkontrollmechanismen 22. Beim Betrieb eines
Druckwasserreaktors wird das Kühlmittel durch das Core 18 zirkuliert, wobei das Core gekühlt und das Kpühlmittel aufgeheizt
werden. Dieses erhitzte Primärkühlmittel wird dann durch einen Dampferzeuger 12 geführt, wo es in Wärmeaustausch
gelangt mit einem Sekundärkühlmittel, das durch die Sekundärseite des Dampferzeugers 12 zirkuliert. Nach dem Wärmetausch
mit dem Sekundärkühlmittel wird das Primärkühlmittel wieder rezirkuliert durch die Reaktorkühlmittelpumpen 19 zurück in
den Reaktor 10 und zurück zum Reaktorcore 18.
Das Sekundärkühlmittel - üblicherweise Wasser - wird aus seiner Flüssigphase in seine Dampfphase erhitzt, und dann
durch die Turbine 14 geführt. Die Turbine 14 wandelt die Wärmeenergie der verdampften Phase in mechanische Energie um. Das
Sekundärkühlmittel wird dann kondensiert und rezirkuliert zum Dampferzeuger 12 mittels der Dampferzeugerspeisewasserpumpen
16. Die Kombination aus Kernreaktor 10 und Dampferzeuger 12 wird üblicherweise als nukleares Dampferzeugersystem bezeichnet,
Das Betätigungssystem für beschleunigte Leistungsverringerung gemäß Fig. 5 wirkt zusammen mit dem Nukleardampferzeugersystem
durch Erfassen der Primärkühlmittel hoher Konzentration durch einen Borkonzentrationsanalysator 28 oder
ein Boronometer. Das System erfaßt außerdem die mittlere
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- 18 -
Coreleistung des Kernreaktorcores 18 durch einen Neutronenflußdetektor
30 und erfaßt die Position der Steuerstäbe 20 durch den Steuerstabpositionsdetektor 24. Schließlich
erfaßt das System den Status des nuklearen Dampferzeugersystems
(NSSS) (nuclear steam supply system), so daß das Auftreten eines Ereignisses erfaßt werden kann, das eine
beschleunigte Leistungsverringerung erforderlich macht. Ein Beispiel für diese Erfassungsfunktion ist in Fig. 5
dargestellt durch einen Dampferzeugerspeisewasserpumpenmonitor 26. Der Borkonzentrationsanalysator 28, Neutronenflußdetektor
30 und Steuerstabpositionsdetektor 24 sind übliche und bekannte Instrumente auf dem Gebiet der Kernreaktoren;
als Beleg wird hier auf die US-PSen 3 578 562, 3 656 o74 und 3 787 697 verwiesen.
Der Pumpenmonitor 26 überwacht die Dampferzeugerspeisewasserpumpe
16, um deren Zustand festzustellen, da ein Ausfall der Pumpe 16 ein Ereignis ist, das Veranlassung gibt,
für eine beschleunigte Leistungsverringerung. B Es ist jedoch festzuhalten, daß das Betätigungssystem für beschleunigte
Leistungsverringerung auf andere Vorfälle ansprechend ausgebildet sein kann als auf nur den Ausfall der Dampferzeugerspei
sewasserpumpe 16. Demgemäß ist der Monitor 26 ausgewählt und zugerichtet, jeweils zur überwachung eines solchen
Ereignisses. In dem in Fig. 5 dargestellten Beispiel ist die Dampferzeugerspeisewasserpumpe 16 eine turbinengetriebene
Pumpe, die aus dem System herausgenommen wird durch Schnellabfuhr des Arbeitsfluids des Steuersystems der Antriebsturbine. Demgemäß kann der Monitor 26 aus einem elektrischen
Schalter bestehen, der ansprechend ausgebildet ist auf das Solenoid für die Betätigung des Ventils,mit dem automatisch
das Arbeitsfluid der die Dampferzeugerspeisewasserpumpe antreibenden Turbine abgeleitet wird.
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271b433
Wenn ein Ereignis eintritt, das eine beschleunigte Leistungsverringerung notwendig macht, wie eben etwa der Ausfall einer
der Speisewasserpumpen 16 für den Dampferzeuger, muß das Betätigungssystem für die beschleunigte Leistungsverringerung
ansprechen, um schnell die Leistung des Kernreaktorcores auf einen Wert herabzusetzen, der unter einem maximal zulässigen
Wert liegt, wie er bestimmt wird durch das jeweils eingetretene Ereignis, jedoch oberhalb eines bestimmten vorgegebenen unteren
Grenzwertes bleibt. Der obere Grenzwert wird vorgegeben durch den Wert der Leistung, oberhalb die normalen Sfeäfeesysteeme
Schutzsysteme des Nukleardampferzeugersystems automatisch den Betrieb desselben beenden würden. Der untere Grenzwert
wird bestimmt durch die Leistung, unterhalb der der Betrieb des nuklearen Dampferzeugersystems unstabil wird. Gemäß der
Erfindung wird die beschleunigte Leistungsverringerung bewirkt dadurch, daß Steuerstäbe oder Gruppen von Steuerstäben
schnell in den Kern eingeführt werden auf einer selektiven Basis, ohne den Reaktor vollständig herunterzufahren. Ein
Merkmal der vorliegenden Erfindung ist auch, daß die Art und Weise, in der die Steuerstäbe selektiv in das Core eingeworfen
werden, der Sequenz folgt, die vorgegeben worden ist für die normale Regelung des Kernreaktors. Wenn demgemäß ein Ereignis
eintritt, das eine beschleunigte Leistungsverringerung erfordert (etwa der Ausfall der Dampferzeugerspeisewasserpumpe 16),
so erzeugt der Monitor 26 oder ein entsprechender äquivalenter Monitor ein Signal zur Anzeige dafür, daß dieses Ereignis eingetreten
ist. Im Ansprechen auf dieses Signal wirft das Betätigungssystem für die beschleunigte Leistungsverringerung
eine ausgewählte Anzahl von Steuerstäben 20 in das Reaktorcore 18 ein. Das Signal vom Monitor 26 gelangt zu einem Ereignismonitor
54, der sofort ein Einwurfsignal erzeugt, das dem Steuerstabantriebsmechanismus 22 zugeführt wird, um das Auslösen
des ersten Satzes von Steuerstäben 22 zu bewirken. Dieses Auslösesignal entsperrt auch die UND-Gatter 60 und 60', so daß
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zweite und dritte Sätze von Steuerstäben 20 ebenfalls eingeworfen werden können, falls das System dies verlangt. Der
Teil des Ereignismonitors 54, der das ursprüngliche Auslösesignal erzeugt, kann aus einem einfachen Stromversorgungssystem und einem Durchlaß-Gatter bestehen, wie einem Flip-Flop,
der betätigt wird, bei Eintreffen des Pumpenstatussignals vom Monitor 26.
Der Rest des in Fig. 5 dargestellten Systems dient der Aufgabe festzustellen, ob das Einführen der ersten Serie von
Steuerstäben in das Kernreaktorcore 18 hinreichend ist, um die Reaktorleistung auf einen Wert unterhalb der maximal
zulässigen schließlichen Leistung (B„) nach dem Ereignis abzusenken, und das Auslösen zusätzlicher Serien von
Steuerstäben zu bewirken, falls erforderlich. Der Ereignismonitor 54 oder eine äquivalente Leistungsguelle liefert
ein Signal, das repräsentativ ist für die maximal zulässige endgültige Leistungs (B1JF nach dem Ereiqnis, welche Leistung
vorausberechnet worden ist für den Fall des Eintretens eines solchen Ereignisses an einen Komparator, bestehend aus einem
Summierglied 56 und einem Komparator 58. Das Summierglied 56 subtrahiert die tatsächliche Endleistung (B^1), die nach
Einführen der ersten Serie erwartet werden könnte, von dem Signal (B„). Die dem Summierglied 56 vorgeschaltete Vorrichtung
hat die Funktion, die tatsächliche Endleistung (Bf,) zu berechnen,
die erwartet würde nach Einfügen der ersten Serie. Wie oben beschrieben, kann der Effekt des Einwerfens einer
Serie von Stäben berechnet werden, wenn man die Borkonzentration des Primärkühlmittels (Cß), die Coreleistung (B^) und die
Position der ersten Serie von Steuerstäben kennt. Das Boronometer 28 überwacht die Borkonzentration des Primärkühlmittels
und erzeugt ein Signal (CD), repräsentativ für die Borkonzentration
des Kühlmittels. Dieses Signal wird dann multipliziert mit einer Konstanten η und das Produkt wird addiert
zu einer Konstanten ,u in Element 32, um den Moderator-Temperaturkoeffizienten
Yy. zu erhalten. Das Element 32
709845/0731 -21-
27 1L.433
ist ein kommerziell erhältlicher Addier/Subtrahierkreis, wie etwa der Bell and Howell Typ 19-301 Modul. Der Moderatorkoeffizient
Y wird dann im Element 34 dividiert in den
-1 inversen Wert der Neigung der Kurve aus Fig. 1 (S ), wie sie durch das Element 36 vorgegeben ist. Die Division,beiwirkt
durch das Element 34, kann ausgeführt werden mittels des Bell and Howell Typ 19-302 Multiplizier/Dividiermoduls, oder mit
irgendeinem anderen handelsüblichen äquivalenten Gerät. Das Element 36 kann aus einem einfachen Potentiometer bestehen,
das ein Signal proportional dem Kehrwert der Neigung der Fig. 1 (S ) liefert. Das resultierende Signal wird dann
in dem Addierkreis 38 zu einer Konstanten (ß) addiert, die geliefert wird von einem Potentiometer 40. Die Addiereinheit
38 kann ein handelsüblicher Baustein sein, etwa der Bell and Howell Typ 19-301 Addier/Subtrahiermodul. Die resultierende
Größe (ß + S y^"1) wird dann multipliziert im Element 42
mit dem Steuerstabwert der ersten Regelstabgruppe. Der Steuerstabwert wird berechnet durch Multiplikation der Position der
ersten Regelstabgruppe mit einer entsprechenden Konstanten (K ,) im Element 24, bei dem es sich um ein einfaches Potentiometer
handelt kann.
Das resultierende Signal aus Element 42 (Δβ.,) ist repräsentativ
für die Leistungsänderung, hervorgerufen durch das Einfügen der ersten Sferie von Stäben. Diese Leistungsänderung (Δβ ^) wird dann subtrahiert von der ursprünglichen
Reaktorleistung (B.) in der Subtrahiereinheit 50. Die ursprüngliche Leistung (B.) wird kontinuierlich zugeführt von
dem Neutronenflußdetektor 30 und einer an sich bekannten Schaltung 52, die ein Signal erzeugt, das repräsentativ ist
für die ursprüngliche Reaktorleistung aus dem Neutronenflußsignal
des Detektors 30. Das Resultat der Subtraktion der Leistungsänderung, zu erwarten aus dem Einwerfen der ersten
Serie (Δ BJ von der ursprünglichen Reaktorleistung (B.)
ist die resultierende Reaktorleistung, die erwartet wird vom
709845/0731 - 22 -
271bA33
Einführen der ersten Serie von Steuerstäben (Bf,) . Wie oben
beshrleben, wird dieser Wert dann verglichen mit der maximal
zulässigen Endleistung nach dem Ereignis (BM). Wenn der
Vergleich erweist, daß B-. größer ist als die maximal zu lässige Endleistung nach dem Ereignis (B ., ist es offensichtlich,
daß das Einfügen der ersten Serie von Steuerstäben ungenügend war, die Reaktorleistung auf einen Wert unterhalb
der maximal zulässigen Endleistung nach dem Ereignis herabzusetzen. In diesem Falle erzeugt das Element 58 ein
digitales Auslösesignal, das dem UND-Gatter 60 zugeführt wird, und ein Signal gelangt über das UND-Gatter 60, um die
zweite Serie von Steuerstäben auszulösen. Wenn andererseits (B..) kleiner ist als die maximal zulässige Endleistung nach
dem Ereignis, so erzeugt das Element 58 kein Auslösesignal und das UND-Gatter 60 wird nicht betätigt, um das Auslösesignal
durchzulassen und die ζ v/ei te Serie von Steuerstäben wird nicht ausgelöst und in das Reaktorcore eingeworfen.
In ähnlicher Weise ermittelt das System nach Fig. 5 auch, ob eine dritte Bank von Steuerstäben auszulösen ist und in das
Core einzuwerfen ist, um die Endreaktorleistung auf einen Wert unterhalb der maximal zulässigen Endleistung nach dem Ereignis
herabzusetzen. Wie man aus Fig. 5 entnehmen kann, ist die Schaltungsanordnung, die zur Durchführung dieserRechnung
notwendig ist, identisch mit der Schaltungsanordnung, erfor derlich für die Bestimmung, ob eine zweite Serie in das Core
einzuwerfen war, mit Ausnahme des Summierelementes 48. Das Summierelement 48 summiert die Änderung, erwartet vom Ein
werfen der ersten Serie und erzeugt von Element 42, und die Änderung erwartet vom Einwerfen der zweiten Serie von Stäben,
geliefert vom Element 42*. Das Resultat der Addition im
Element 48 ist ein Wert (ABfc), der repräsentativ ist für
die Gesamtänderung der Reaktorleistung, die zu erwarten ist vom Einwerfen der ersten und/zweiten Serie von Steuerstäben.
- 23 709845/0731
2 7 1 b A 3 3
In ähnlicher Weise subtrahiert das Element 50' diesen Wert
von der Ausgangsleistung (B.), um eine Endleistung zu berechnen nach Einwerfen der ersten beiden Serien (Bf2) ' was
dann verglichen wird im Element 56' mit der maximal zulässigen Endleistung nach dem Ereignis (B ). Wenn (B^2'
größer ist als (BM), liefert die Einheit 58' ein Signal zum
UND-Gatter 60' und das UND-Gatter 60' läßt ein Auslösesignal
passieren zum Auslösen der dritten Serie von Steuerstäben und Einwerfen in das Reaktorcore 18. Obwohl es bei den heutigen
Reaktoren unwahrscheinlich ist, daß ein Bedarf für eine beschleunigte Leistungsverringerung jemals erfordern würde, daß
mehr als die ersten und zweiten SErien von Steuerstäben in das Reaktorcore eingeworfen werden, können weitere Serien
in das Reaktorcore eingeworfen werden mittels Schaltkreisen, ähnlich denen nach Fig. 5.
Fig. 6 zeigt eine alternative Ausführungsform des Gegenstandes der Erfindung. Abweichend von der Vorrichtung nach
Fig. 5, bei der die Reaktorendleistung,die erwartet wird nach dem Einwerfen der ersten oder der ersten und zweiten Serien
von Steuerstäben mit der maximal zulässigen Endleistung nach dem Ereignis verglichen wird, erzeugt die Vorrichtung nach
Fig. 6 eine minimale zulässige Änderung der Reaktorleistung (UB ) nach dem Ereignis und vergleicht sie mit der tatsächlichen
Reaktorleistungsverringerung, die zu erwarten ist vom Einwerfen des entsprechenden Satzes von Steuerstabserien.
Um dies zu tun, vergleicht ein Summierglied 66 die maximal zulässige Endleistung nach dem Ereignis (BM), wie sie vom
Potentiometer 68 geliefert wird, mit der Ausgangsleistung (B.), geliefert von Element 52. Das resultierende Signal
(AB ) sie ist die minimale zulässige Änderung der Leistung
nach dem Ereignis. Δ B wird verglichen mitÄB . im Element
64, bei dem es sich um ein handelsübliches Subtrahierglied handlet, und das resultierende Differenzsignal wird einem
Signalgenerator 58 in ähnlicher Weise zugeführt, wie in der
709845/0731 " 24 "
-JA-
Ausfuhrungsform nach Fig. 5. Die gleiche Prozedur wird
durchgeführt für eine Entscheidung, ob eine dritte SErie - ebenso wie die erste und zweite Serie - einzuwerfen ist.
Obwohl die Vorrichtungen nach Fig. 5 und 6 so beschrieben worden sind, daß angenommen wurde, daß der Ereignismonitor
62 die erste Serie von Steuerstäben in eis Reaktorcore einwirft,
bevor noch der Effekt des Einwerfens der ersten
Serie in das Core berechnet worden ist, so ist doch zu berücksichtigen, daß diese Berehchnung fortlaufend ausgeführt
werden kann, so daß - wenn der Ereignismonitor das Entsperrsignal zu den UND-Gattern 60 und 60' erzeugt die
Entscheidungssignale von den Signalgeneratoren 58 und 5J3 'bereits aufgebaut worden sind und die in das Core
einzuwerfenden Steuerstabserien im wesentlichen alle gleichzeitig
ausgelöst werden. Es ist auch festzuhalten, daß zwar die Vorrichtung nach Fig. 5 und 6 so beschrieben worden ist,
daß einzelne Serien in das Core eingeworfen werden, doch kann man gemäß der Erfindung auch einzelne Steuerstäbe
auslösen und in das Core einwerfen, wenn die Regelsequenz die Bewegung einzelner Steuerstäbe umfaßt. Es ist auch
festzuhalten, daß die Regelseguenz eine Kombination des Einfügens von einzelnen Steuerstäben und von Serien von
Regelstäben umfassen kann.
Es versteht sich, daß die Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens gemäß der Erfindung nicht nur wie
unter Bezugnahme auf Fig. 5 und 6 beschrieben in analoger Weise arbeitend ausgebildet sein kann, sondern daß man
auch ein digital arbeitendes System, gegebenenfalls unter Verwendung eines oder mehrerer Mikroprozessoren schaffen
kann, bei dem noch weitere Eingabedaten, wie beispielsweise die Temperatur des heißen Kühlmittels nach Austritt aus dem
Reaktor, die Temperatur des abgekühlten Kühlmittels bei Eintritt in den Reaktor, Signale bezüglich der axialen Leistungsverteilung
in dem Core etc. verarbeiten kann.
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Leerseite
Claims (12)
- Patentansprüche(^ IW Verfahren zum Schnellabsenken der Leistung eines wassergekühlten, mit in das Reaktorcore einführbaren Steuerstäben ausgerüsteten Kernreaktors, dadurch gekennzeichnet, daß bei Eintritt eines die Leistungsschnellabsenkung erfordernden Ereignisses Steuerstäbe in das Reaktorcore schnelleingeführt werden unter Vermeidung eines Anstiegs des Produkts aus dem radialen peaking factor des Reaktorcores und dessen Leistung.
- 2) Verfahren nach Anspruch 1 für einen Reaktor, bei dem im Normalbetrieb die Regelung durch Einführen und Herausziehen einer Serie von Regelstäben in einer vorgegebenen Seauenz erfolgt, dadurch gekennzeichnet, daß für die Leistungsschnellabsenkung ein Teil dieser Regelstäbe, ausgewählt aus dieser vorgegebenen Seauenz, schnelleingeführt wird.
- 3) Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß eine Anzahl ν der Regelstäbe ausgewählt wird, die hinreicht, die Reaktorleistung auf einen Wert abzusenken, der höher ist als eine vorgegebene Untergrenze, jedoch niedriger als eine vorgegebene Obergrenze.
- 4) Verfahren nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß als Obergrenze ein Leistungswert eingeführt wird, oberhalb dem bei Auftreten des die Leistungsschnellabsenkung, nicht jedoch die vollständige Abschaltung erfordernden Ereignisses automatisch die Reaktorstillsetzung ausgelöst würde.709845/0731
- 5) Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Regelstäbe in Gruppen zusammengefaßt werden und die vorgegebene Sequenz eine Einführungsabfolge der Regelstabgruppen ist,ORIGINAL INSPECTED27 10433
- 6) Verfahren nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Auswahl der Regelstäbe beendet wird, bevor diese im wesentlichen gleichzeitig in das Reaktorcore schnelleingeführt werden.
- 7) Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß bei Auftreten eines eine Schnellabsenkung erfordernden Ereignisses sofort diejeniae Regelstabgruppe schnelleingeführt wird, die auch beim Reaktornormalbetrieb entsprechend der vorgegebenen Sequenz als erste eingeführt würde.
- 8) Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Schnelleinführung der ausgewählten Regelstäbe die folgenden anritte umfaßt:(a) Schnelleinführung eines ersten Satzes von Regelstäben aus der vorgegebenen Sequenz,(b) Peststellen der Notwendigkeit für eine weitere Leistungsabsenkung,(c) sukzessives Schnelleinführen weiterer Sätze von Regelstäben aus der vorgegebenen Sequenz und Feststellen der Notwendigkeit für weitere Leistungsabsenkungen, bis die Leistung auf einen Wert reduziert worden ist, der größer als eine vorgegebene üntergrenze und kleiner als eine vorgegebene Obergrenze ist.
- 9) Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Schnelleinführung der ausgewählten Regelstäbe die folgenden Schritte umfaßt:(a) Berechnen der I/irkung der Einführung von sukzessiv größeren Zahlen von Regelstäben aus der vorgegebenen Sequenz in dieser vorgegebenen Reihenfolge zur Ableitung sukzessiver Leistungsvorausschätzungen ,(b) Vergleichen der Leistungsvorausschätzungen mit einem zulässigen oberen Grenzwert cder Reaktorleistung,(c) Auswahl der Regelstabkombination für die Einführung, deren Leistungsvorausschätzung als erste unter.den zulässigen709 84B/0731oberen Grenzwert fällt.271 -433
- 10) Verfahren nach Anspruch 5, dadurch aekennzeichnet, daß die Schnelleinführuna der ausaewählten Reaelstäbe die Schritte umfaßt:(a) Überwachen des Reaktorsystems zur Feststellung des Auftritts eines Ereianisses, das eine Leistunasschnellabsenkunq erforderlich macht,(b) Erzeuqen eines für die Reaktorleistuna vor den Ereianis repräsentativen Signals,(c) Erzeugen eines für die maximal nach dem Eintritt des Ereignisses zulässige Endleistunq, repräsentativen Signals,(d) Erzeugen eines für die bei Einführen einer Gruppe von Regelstäben, ausgewählt von dem Beginn der Einführunqsseauenz, zu erwartende Leistungsänderung repräsentativen Signals,(e) Bestimmung, aus den gemäß (b), (c) und (d) gewonnenen Signalen, der Notwendigkeit des Einführens einer in der Seauenz nächstfolgenden Gruppe von Reqelstäben, und(f) Einführen der so bestimmten Regelstäbe in das Reaktorcore.
- 11) Verfahren nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß der Schritt (e) die folaenden Schritte umfaßt:(g) Subtrahieren des Signals gemäß (c) von dem Sicrnal gemäß (b), wobei sich ein für die minimal zulässige Reaktorleistungsabsenkung nach Eintritt des Ereignisses repräsentatives Signal ergibt,(h) Vergleichen des Signals gemäß (d) mit dem Signal, das man gemäß (g) erhalten hat(i) Feststellen, je nach dem Vergleichsergebnis, der Notwendigkeit, ob die nächste Regelstabgruppe in der Sequenz in das Reaktorcore einzuführen ist.709845/0731-A-2 7 Ί b 4 3 3
- 12) Verfahren nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß der Schritt (d) die folgenden Schritte umfaßt:(g,) Messung der ßorsäurekonzentration des Reaktorkühlmittels, (h..) Ableitung aus dem Meßwert gemäß (g,) eines für den Moderatortemperaturkoeffizienten der Reaktivität repräsentativen Signals,(i.) Messen der Position der Gruppe von Regelstäben zu Beginn der Einführsequenz, und(j) Bestimmen, aus dem Sianal gemäß (h..) und dem Meßwert gemäß (i,) , des gemäß (d) zu erzeugenden Signals.709845/0731
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8235 | Patent refused |