DE69105386T2 - Schutzvorrichtung eines Kernreaktors im Fall der Erhöhung seiner Belastung. - Google Patents
Schutzvorrichtung eines Kernreaktors im Fall der Erhöhung seiner Belastung.Info
- Publication number
- DE69105386T2 DE69105386T2 DE69105386T DE69105386T DE69105386T2 DE 69105386 T2 DE69105386 T2 DE 69105386T2 DE 69105386 T DE69105386 T DE 69105386T DE 69105386 T DE69105386 T DE 69105386T DE 69105386 T2 DE69105386 T2 DE 69105386T2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- reactor
- emergency stop
- power
- signal
- temperature
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 title 1
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 10
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 4
- 239000012809 cooling fluid Substances 0.000 claims description 2
- 230000035515 penetration Effects 0.000 claims 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 6
- 238000011161 development Methods 0.000 description 4
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 3
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 2
- 230000001960 triggered effect Effects 0.000 description 2
- 239000000110 cooling liquid Substances 0.000 description 1
- 238000012937 correction Methods 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 238000011835 investigation Methods 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
- G21D3/10—Regulation of any parameters in the plant by a combination of a variable derived from neutron flux with other controlling variables, e.g. derived from temperature, cooling flow, pressure
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
- Die vorliegende Erfindung betrifft das Fahren von Kernreaktoren, d.h. die Steuerung solcher Reaktoren mit dem Ziel, daß sie zu jedem Zeitpunkt die Leistung liefern, die zur Befriedigung eines veränderlichen Bedarfs erforderlich ist. Diese Steuerung wird gleichzeitig so durchgeführt, daß einerseits aller nicht notwendiger Brennstoffverbrauch, andererseits jegliche Unfallgefahr vermieden wird. Sehr strenge Sicherheitsanforderungen sind definiert worden, um solche Gefahren bei den von solchen Reaktoren gebildeten Dampferzeugersystemen zu begrenzen.
- Diese Erfindung betrifft insbesondere Druckwasser-Dampferzeugersysteme.
- Ein solches Dampferzeugersystem umfaßt bekannte Elemente, die später im Rahmen der Beschreibung einer Anwendung der vorliegenden Erfindung angesprochen werden. Er ist insbesondere mit einer Schutzkettel die von einer Überleistung des Reaktors ausgelöst wird, und einer Schutzkette versehen, die von einer Übertemperatur seiner Kühlflüssigkeit ausgelöst wird. Diese Ketten werden im folgenden als Überleistungskette und Übertemperaturkette bezeichnet. Sie sind konstruiert, um den Kern des Reaktors im Verlaufe bestimmter zufälliger Transienten zu schützen, in deren Verlauf sie einen Notstop des Reaktors auslösen. Hierfür erzeugen sie ein Notstopsignal auf Grundlage der Messung der folgenden Parameter:
- - der Temperaturdifferenz DT zwischen dem heißen und dem kalten Zweig, die die nukleare Leistung, d.h. die thermische Leistung des Reaktors darstellt,
- - die mittlere Temperatur des Behälters ST,
- - der Primärdruck (nur bei der Übertemperaturkette),
- - die Drehgeschwindigkeit VP der Primärpumpen (die den Durchsatz an Primär-Wärmetauscherfluid angeben),
- - die axiale Leistungsdifferenz DI, d.h. die Differenz zwischen der oben im Kern gemessenen Leistung und der unten im Kern gemessenen Leistung.
- Das Funktionsdiagramm einer bekannten Überleistungskette ist in Fig. 2 dargestellt.
- Zur Veranschaulichung ist die Grenze der nuklearen Leistung, oberhalb derer die eine oder andere der zwei Schutzketten ein Nothaltsignal erzeugt, in Fig. 3 wiedergegeben. Sie ist in dieser Figur in Abhängigkeit von der Temperatur ST durch Linien JP bzw. KP für konstante Werte der Pumpengeschwindigkeit bzw. der axialen Leistungsdifferenz dargestellt.
- Beim Betrieb dieser Kette ergibt sich ein Problem. Es kann anhand der Fig. 3 erläutert werden, in der eine Kurve ET die typische Entwicklung eines zufälligen Transienten mit unkontrollierter Zunahme der Last des Sekundärwärmetauscherkreislaufs zeigt. Es ist bekannt, dieser Kreislauf thermisch an den Dampferzeuger gekoppelt ist, der einen Wärmeempfänger im Primärwärmetauscherkreislauf darstellt.
- Zwei Phänomene treten auf:
- - die Zunahme der Belastung des Sekundärkreislaufs bewirkt eine stärkere Entnahme von Leistung aus dem Primärkreislauf, und damit eine Abnahme der Betriebstemperatur ST des Reaktors,
- - das Steuersystem des Reaktors erhöht die nukleare Leistung, um dem gesteigerten Bedarf des Sekundärkreislaufs nachzukommen.
- Eine Untersuchung dieser Art von Transienten hat gezeigt, daß mit dem herkömmlichen Aufbau dieser Art von Schutzkette der Nothalt des Reaktors nicht garantiert werden konnte.
- Bei bestimmten Transienten werden die Sicherheitskriterien, die die Unversehrtheit des Brennstoffs garantieren, nicht eingehalten.
- Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist insbesondere, den Schutz des Reaktors zu verbessern, indem die Folgen begrenzt werden, die ein zufälliger Transient mit unkontrollierter Lastzunahme im Sekundärkreislauf in einem Druckwasserkernkraftwerk haben kann, wenn ein solcher Transient zu einer Erhöhung der nuklearen Leistung führt.
- Hierfür wird eine Berichtigung des Notstopgrenzwerts der Überleistungskette in Abhängigkeit von der Temperatur vorgeschlagen.
- Gegenstand der Erfindung ist also ein Schutzverfahren für einen Kernreaktor, insbesondere einen Druckwasserkernreaktor, im Fall der Erhöhung seiner Belastung, bei dem ein Notstop des Reaktors angeordnet wird, wenn dessen nukleare Leistung einen Notstopgrenzwert erreicht, welches Verfahren dadurch gekennzeichnet ist, daß dieser Grenzwert abgesenkt wird, wenn die Betriebstemperatur des Reaktors sinkt.
- Anhand der beigefügten Figuren wird im folgenden die Anwendung der Erfindung beschrieben, wobei sich versteht, daß die erwähnten und dargestellten Elemente und Vorkehrungen nur Beispiele darstellen und nicht einschränkend sind. Wenn ein und dasselbe Element in mehreren Figuren dargestellt ist, ist es mit demselben Bezugszeichen belegt.
- Fig. 1 zeigt einen Reaktor, auf den die vorliegende Erfindung angewandt wird.
- Fig. 2 zeigt das Funktionsdiagramm einer bekannten Überleistungskette, die zum Schutz des Reaktors verwendbar ist.
- Fig. 3 stellt die Veränderungen des Notstopgrenzwerts JP betreffend die nukleare Leistung an der Ordinate dar, in Abhängigkeit von der Betriebstemperatur an der Abszisse, wenn die Kette aus Fig. 2 verwendet wird.
- Fig. 4 zeigt das Funktionsdiagramm einer erfindungsgemäßen Überleistungskette, die für den Reaktor aus Fig. 1 verwendbar ist.
- Fig. 5 ist analog zu Fig. 3, zeigt allerdings den Notstop- Grenzwert LP, der bei Verwendung der Schutzkette aus Fig. 4 erhalten wird.
- Die Fig. 3 und 5 zeigen außerdem einen Notstop-Grenzwert KP, der aus der Wirkung einer Übertemperaturschutzkette von bekannter Art resultiert, die gleichzeitig mit den Ketten aus den Fig. 2 und 4 verwendet wird.
- Die vorliegende Erfindung wird allgemein angewandt auf einen Reaktor, der entsprechend der Fig. 1 die folgenden bekannten Elemente umfaßt:
- - Einen Kern 2 mit Brennstoffelementen, von denen eine Kernreaktion ausgeht, die eine nukleare Leistung liefert, die zwischen dem oberen und dem unteren Bereich des Kerns verteilt ist und sich in Wärme umwandelt.
- - Einen Wärmetauscherkreis, mit dem ein Wärmetauscherfluid über ein Eingangsrohrsystem 4 in den Kern eingeführt wird, um dieses Fluid im Kern unter Wirkung einer Primärpumpe 8 zirkulieren zu lassen und es durch ein Ausgangsrohrsystem 6 herauszuführen, derart, daß die Wärme entnommen wird. Dieser Kreislauf liefert die Wärme an einen Wärmeempfänger mit veränderlichem Wärmebedarf, der herkömmlicherweise aus einem Dampferzeuger 10 gebildet ist, der die Leistung auf einen Sekundärkreis überträgt. Die Pumpe 8 ist mit einem Geschwindigkeitsaufnehmer versehen, der ein Pumpengeschwindigkeitssignal VP liefert.
- - Steuerstabbündel 12, die von Mechanismen 13 bewegt werden, um gesteuert in den Reaktorkern von oben einzugreifen und dort die Kernreaktion zu steuern.
- - Ein Leistungsmeßsystem 14, das ein Gesamtleistungssignal DT liefert, das die nukleare Leistung wiedergibt.
- Dieses System bildet die Differenz zwischen den Temperaturen, die von zwei Wärmefühlern 20 und 22 gemessen werden, die an dem Eingangsrohrsystem 4 und dem Ausgangsrohrsystem 6 angebracht sind.
- - Ein Leistungsdifferenzmeßsystem 16, das ein Leistungsdifferenzsignal DT liefert, das eine axiale nukleare Leistungsdifferenz zwischen dem oberen und dem unteren Bereich des Reaktorkerns wiedergibt. Dieses System wird von zwei Neutronendetektoren 15 und 17 versorgt, die oben und unten am Kern 2 angeordnet sind.
- - Ein Temperaturmeßsystem 18, das ein Betriebstemperatursignal liefert, welches eine Betriebstemperatur wiedergibt, die eine Temperatur des Kühlfluids ist. Dieses System bildet den Mittelwert der von den Fühlern 20 und 22 gemessenen Temperaturen.
- Die Vorrichtung zum Fahren des Reaktors umfaßt insbesondere in bekannter Weise
- - ein Leistungssteuersystem 24, das auf bestimmte der Steuerstäbe 12 insbesondere in Abhängigkeit von Veränderungen des Bedarfs des Wärmeempfängers 10 einwirkt, damit dieser Empfänger eine thermische Leistung empfängt, die wenigstens ungefähr diesem Bedarf entspricht, und
- - eine Überleistungsschutzkette 30, die ein Notstopsignal liefern kann, das das Eindringen wenigstens bestimmter der Steuerstabbündel in den Reaktorkern bewirkt, um so die Kernreaktion schnell anzuhalten. Diese Kette empfängt hierfür wenigstens das Gesamtleistungssignal DT und das Betriebstemperatursignal ST. Sie liefert das Notstopsignal AR an den Mechanismus 13, wenn die von diesem Gesamtleistungssignal DT dargestellte nukleare Leistung einen Nothaltgrenzwert LP überschreitet, der wenigstens anhand des Temperatursignals ST definiert ist.
- Die Überleistungsschutzkette 30 und eine Übertemperaturschutzkette 32 empfangen beide die Gesamtheit der obengenannten Signale, wobei letztere Kette zusätzlich ein Primärdrucksignal empfängt.
- Erfindungsgemäß wird der Notstopgrenzwert LP für solche Werte des Temperatursignals ST abgesenkt, die Betriebstemperaturen T unterhalb einer Bezugstemperatur TR entsprechen.
- Vorzugsweise folgt dieser Nothaltgrenzwert einer Veränderungsgesetzmäßigkeit, die in Abhängigkeit von der Betriebstemperatur ST zunimmt, wobei diese Gesetzmäßigkeit linear ist.
- Außerdem ist bevorzugt, daß die Bezugstemperatur TR zwischen 270 und 320 ºC, vorzugsweise zwischen 290 und 300 ºC liegt, wenn das Verfahren bei einem Druckwasserkernreaktor angewandt wird.
- Ferner ist bevorzugt, daß der Nothaltgrenzwert LP einen Wert aufweist, der, wenn die Betriebstemperatur ST um 20 ºC unterhalb der Eezugstemperatur TR liegt, unter der Hälfte des Wertes liegt, der angenommen wird, wenn die Betriebstemperatur wenig höher als die Bezugstemperatur ist.
- Gemäß der Fig. 2 umfaßt eine bekannte Schutzkette, die die Kette 30 bilden kann:
- - eine Filterschaltung 40 und einen Multiplizierer 42 zum Verarbeiten des Pumpengeschwindigkeitssignals VP,
- - eine Schaltung 44 zum Verarbeiten des axialen Leistungsdifferenzsignals DI,
- - eine Filterschaltung 46 zum Verarbeiten des Nuklearleistungssignals DT, und
- - eine Schaltung 48 zum Liefern eines konstanten Ergänzungssignals an Addierer 50 und 52, die das Nothaltsignal AR liefern.
- Das Temperatursignal ST, das die Betriebstemperatur des Reaktors darstellt, geht durch eine Filterschaltung 54.
- Anschließend wird es über zwei Kanäle der Addierschaltung 50 zugeführt. Ein erster Kanal umfaßt eine Filterschaltung 56 und einen Multiplizierer 58. Ein zweiter Kanal umfaßt zunächst eine Addierschaltung 60, die außerdem ein Signal TN empfängt, welches eine Nenntemperatur darstellt. Anschließend umfaßt er einen Multiplizierer 62. Die so erhaltene Änderung des Nothaltgrenzwerts JP ist in Fig. 3 dargestellt.
- Die Überleistungsschutzkette, die gemäß der vorliegenden Erfindung verwendet werden soll, um die Kette 30 zu bilden, ist gemäß der Fig. 4 mit der aus Fig. 2 identisch, abgesehen vom oben erwähnten zweiten Kanal. Dieser Kanal ist gebildet durch einen Funktionsgenerator 64, der den Nothaltgrenzwert LP wie in Fig. 5 dargestellt verändert.
- In dieser Figur zeigt die Kurve FT die Entwicklung eines Transienten mit unkontrollierter Belastungszunahme des Sekundärwärmetauscherkreises. Dieser Transient ist anfangs derselbe wie der, dessen Entwicklung durch die Kurve ET in Fig. 3 dargestellt ist. Doch wird hier die Entwicklung an einem Punkt 66 angehalten, der der Ausgabe eines Notstopsignals durch die Kette der Fig. 4 entspricht. Diese Abwandlung ermöglicht es, den Notstop des Reaktors auszulösen, bevor die Sicherheitskriterien erreicht werden. Dadurch kann die Einhaltung der Kriterien bei übermäßiger Belastungszunahme garantiert werden.
- Außerdem führt sie zu einer flexibleren Dimensionierung der gesamten Überleistungskette, was größere Betriebstoleranzen im Laufe bestimmter Normalbetriebstransienten ermöglicht.
Claims (6)
1. Schutzverfahren für einen Kernreaktor, insbesondere einen
Druckwasser-Kernreaktor, im Fall der Erhöhung seiner
Belastung, bei dem ein Notstop des Reaktors angeordnet wird,
wenn dessen nukleare Leistung (DT) einen Notstop-Grenzwert
(LP) erreicht,
dadurch gekennzeichnet, daß
dieser Grenzwert abgesenkt wird, wenn die Betriebstemperatur
des Reaktors (ST) sinkt.
2. Schutzverfahren nach Anspruch 1, wobei der Reaktor
aufweist:
- einen Reaktorkern (2) mit Brennstoffelementen, von denen
eine Kernreaktion ausgeht, die eine nukleare Leistung
liefert, die zwischen dem oberen und dem unteren Bereich des
Kerns verteilt ist und sich in Wärme umwandelt,
- einen Wärmetauscherkreis (4, 6, 8), mit dem ein
Wärmetauscherfluid über ein Eingangsrohr (4) in den Kern eingeführt
wird, um dieses Fluid im Kern zirkulieren zu lassen und es
durch ein Ausgangsrohrsystem (6) herauszuführen, derart,
daß die Wärme entnommen wird, wobei dieser Kreis die Wärme
an einen Wärmeempfänger (10) mit veränderlichem
Wärmebedarf liefert,
- Steuerstabbündel (12), die kontrolliert in den
Reaktorkern von oben eingreifen, um dort die Kernreaktion zu
steuern,
- mindestens ein Leistungsmeßsystem (14), welches ein
Gesamtleistungssignal (DT) liefert, das die nukleare
Leistung wiedergibt,
- ein Temperaturmeßsystem (18), welches ein
Betriebstemperatursignal (ST) liefert, welches die Temperatur des
Kühlfluids als Betriebstemperatur wiedergibt,
- ein Leistungssteuersystem (24), welches auf einige der
Steuerstartbündel (12) in Abhängigkeit insbesondere von
den Änderungen des Leistungsbedarfs des thermischen
Empfängers (10) einwirkt, so daß der Empfänger eine
thermische Leistung erhält, die wenigstens näherungsweise seinen
veränderlichen Bedürfnissen entspricht, und
- eine Überleistungsschutzkette (30), die ein Notstopsignal
liefert, welches das Eindringen wenigstens einiger
bestimmter Steuerstartbündel in den Kern auslöst, derart,
daß die Kernreaktion schnell gestoppt wird, wobei diese
Schaltung dazu mindestens das Gesamtleistungssignal (DT)
und das Betriebstemperatursignal (ST) erhält, und welche
das Notstopsignal (AR) auslöst, wenn die nukleare
Leistung, die durch das Gesamtleistungssignal (DT) angegeben
ist, einen Notstop-Grenzwert (LP) überschreitet, der
ausgehend von mindestens dem Temperatursignal (ST) definiert
ist,
dadurch gekennzeichnet, daß
der Notstop-Grenzwert (LP) abgesenkt wird für Werte des
Temperatursignals (ST), die Betriebstemperaturen (T)
entsprechen, die unterhalb einer Bezugstemperatur (TR) liegen.
3. Schutzverfahren nach Anspruch 2,
dadurch gekennzeichnet, daß der Notstop-Grenzwert (LP) der
Gesetzmäßigkeit der in Abhängigkeit der Betriebstemperatur
(ST) steigenden Änderung folgt.
4. Schutzverfahren nach Anspruch 3,
dadurch gekennzeichnet, daß die Änderungsgesetzmäßigkeit des
Grenzwerts (LP) eine lineare Gesetzmäßigkeit ist.
5. Schutzverfahren nach Anspruch 2,
dadurch gekennzeichnet, daß die Bezugstemperatur (TR)
zwischen 270 und 320º C, vorzugsweise zwischen 290 und
300 ºC, liegt, wenn das Verfahren bei einem Druckwasser-
Kernreaktor angewendet wird.
6. Verfahren nach Anspruch 5,
dadurch gekennzeichnet, daß der Notstop-Grenzwert (LP) einen
Wert aufweist, der, wenn die Betriebstemperatur (ST) um
20 ºC unter der Bezugstemperatur (TR) liegt, unter der
Hälfte des Wertes liegt, der angenommen wird, wenn die
Betriebstemperatur etwas höher als die Bezugstemperatur ist.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR9009094A FR2665013B1 (fr) | 1990-07-17 | 1990-07-17 | Procede de protection d'un reacteur nucleaire en cas d'elevation de sa charge. |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE69105386D1 DE69105386D1 (de) | 1995-01-12 |
DE69105386T2 true DE69105386T2 (de) | 1995-04-20 |
Family
ID=9398802
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE69105386T Expired - Lifetime DE69105386T2 (de) | 1990-07-17 | 1991-07-17 | Schutzvorrichtung eines Kernreaktors im Fall der Erhöhung seiner Belastung. |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5169592A (de) |
EP (1) | EP0467787B1 (de) |
JP (1) | JPH0511092A (de) |
KR (1) | KR100237114B1 (de) |
CN (1) | CN1058286A (de) |
DE (1) | DE69105386T2 (de) |
ES (1) | ES2064949T3 (de) |
FR (1) | FR2665013B1 (de) |
ZA (1) | ZA915585B (de) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5309485A (en) * | 1992-07-06 | 1994-05-03 | General Electric Company | Core automated monitoring system |
US5528639A (en) * | 1994-08-01 | 1996-06-18 | General Electric Company | Enhanced transient overpower protection system |
CN106887265B (zh) * | 2017-03-14 | 2018-05-15 | 国核电力规划设计研究院有限公司 | 一种球床模块式高温气冷堆的启停堆*** |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3979255A (en) * | 1973-09-04 | 1976-09-07 | Combustion Engineering, Inc. | Method for operating a system with a variable excursion margin setpoint |
JPS5552998A (en) * | 1978-10-16 | 1980-04-17 | Hitachi Ltd | Reactor recirculation flow rate control device |
US4308099A (en) * | 1979-01-22 | 1981-12-29 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear reactor safety system |
FR2542493B1 (fr) * | 1983-03-11 | 1985-12-27 | Framatome Sa | Dispositif de determination rapide et precise de la puissance d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
JPS59184895A (ja) * | 1983-04-06 | 1984-10-20 | 株式会社日立製作所 | 原子炉の負荷追従制御方法 |
US4637911A (en) * | 1984-07-24 | 1987-01-20 | Massachusetts Institute Of Technology | Apparatus and method for closed-loop control of reactor power |
JPS629413A (ja) * | 1985-07-05 | 1987-01-17 | Hitachi Ltd | 発電プラントの制御装置 |
US4738818A (en) * | 1986-09-29 | 1988-04-19 | Westinghouse Electric Corp. | Feedwater control in a PWR following reactor trip |
FR2610446B1 (fr) * | 1987-01-30 | 1991-11-29 | Framatome Sa | Procede de determination du seuil d'alarme du rapport d'echauffement critique, dispositif de mise en oeuvre, et procede de pilotage d'un reacteur nucleaire |
US4975238A (en) * | 1988-09-01 | 1990-12-04 | Mpr, Inc. | Control system for a nuclear steam power plant |
-
1990
- 1990-07-17 FR FR9009094A patent/FR2665013B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
1991
- 1991-07-16 KR KR1019910012138A patent/KR100237114B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1991-07-16 JP JP3201409A patent/JPH0511092A/ja active Pending
- 1991-07-17 EP EP91402001A patent/EP0467787B1/de not_active Expired - Lifetime
- 1991-07-17 US US07/731,330 patent/US5169592A/en not_active Expired - Lifetime
- 1991-07-17 CN CN91104799A patent/CN1058286A/zh active Pending
- 1991-07-17 ES ES91402001T patent/ES2064949T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1991-07-17 ZA ZA915585A patent/ZA915585B/xx unknown
- 1991-07-17 DE DE69105386T patent/DE69105386T2/de not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE69105386D1 (de) | 1995-01-12 |
EP0467787B1 (de) | 1994-11-30 |
FR2665013A1 (fr) | 1992-01-24 |
FR2665013B1 (fr) | 1992-09-18 |
US5169592A (en) | 1992-12-08 |
EP0467787A1 (de) | 1992-01-22 |
KR920003331A (ko) | 1992-02-29 |
KR100237114B1 (ko) | 2000-01-15 |
JPH0511092A (ja) | 1993-01-19 |
ZA915585B (en) | 1992-04-29 |
ES2064949T3 (es) | 1995-02-01 |
CN1058286A (zh) | 1992-01-29 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE69022305T2 (de) | Automatisierte Überwachung einer thermischen Schwelle. | |
DE3803311C2 (de) | ||
DE102007035976B4 (de) | Dampftemperatursteuerung unter Verwendung eines integrierten Funktionsblocks | |
DE2753673C2 (de) | ||
EP2212618B1 (de) | Verfahren zum betreiben eines durchlaufdampferzeugers sowie zwangdurchlaufdampferzeuger | |
DE2535654C2 (de) | ||
DE19754119A1 (de) | Dampfabscheider, Kernkraftwerk und Kesseleinrichtung | |
DE2941544C2 (de) | Regeleinrichtung für den Flüssigkeitsstand in einem Kernreaktorbehälter | |
DE3523147C2 (de) | ||
DE2822918A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zum verringern der leistung eines atomreaktors bei ansteigen der temperatur | |
DE69105386T2 (de) | Schutzvorrichtung eines Kernreaktors im Fall der Erhöhung seiner Belastung. | |
DE69505209T2 (de) | Im Übergangsbetrieb eingestelltes Überleistungschutzsystem | |
DE2006299C2 (de) | Verfahren zur Drehzahlregelung einer veränderlich belasteten Dampfturbine im Dampf/Kondenswasserkreislauf eines Siedewasserreaktors | |
EP0736214B1 (de) | Sicherheitseinspeise- und boriersystem für einen druckwasserreaktor und verfahren zum betrieb eines solchen systems | |
DE68906714T2 (de) | Verfahren zur Bestimmung und Abschätzung der Notabschaltreserve eines Druckwasserkernreaktors. | |
DE1105531B (de) | Durch Graphit moderierter Kernreaktor mit positivem Temperaturkoeffizienten des Moderatoreinflusses auf die Reaktivitaet | |
DE2807974C2 (de) | Einrichtung zur Borierung von Primärkühlmittel in einer wassergekühlten Kernreaktoranlage | |
EP3511564B1 (de) | Verfahren und system zum steuern einer windenergieanlage | |
EP0709757A1 (de) | Verfahren und Vorrichtung zum Steuern eines Wärmeaustauschers | |
DE3618871A1 (de) | Verfahren zur steuerung der reaktorkuehlmitteltemperatur fuer einen lastnachfuehrungsbetrieb eines kernkraftwerkes | |
DE2461389C2 (de) | ||
DE2702077C2 (de) | Verfahren zum Betreiben eines Siedewassers- bzw. Druckwasserreaktors | |
DE2206234A1 (de) | Verfahren zum betrieb eines fluessigkeitsgekuehlten leistungsreaktors und dazu dienender regelkreis | |
DE1501507A1 (de) | Verfahren zur Temperaturregelung | |
DE1439223C (de) | Anordnung zum Regeln des Druckes eines Druckflussigkeitskernreaktors |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
8364 | No opposition during term of opposition |