DE69209383T2

DE69209383T2 - Reaktivitätsmodulation eines Siedewasserreaktors zur Stabilisierung von thermohydraulischen Schwingungen

Info

Publication number: DE69209383T2
Application number: DE69209383T
Authority: DE
Inventors: Richard Carl Stirn; Glen Alan Watford
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1991-06-24
Filing date: 1992-06-22
Publication date: 1996-09-26
Anticipated expiration: 2012-06-23
Also published as: JP3121439B2; EP0520712A1; ES2086070T3; JPH05196773A; US5141710A; DE69209383D1; EP0520712B1

Description

Die vorliegende Erfindung bezieht sich auf Kernreaktoren und insbesondere auf den Schutz von Kernreaktoren vor den nachteiligen Folgen thermohydraulischer Instabilitäten.

Hintergrund der Erfindung

In bekannten Arten von Kernreaktoren, wie Siedewasserreaktoren (SWR), umfaßt der Reaktorkern eine Vielzahl von Brennelementen, die sich in einer solchen Anordnung befinden, die zu einer sich selbst aufrechterhaltenden Kernspaltungsreaktion in der Lage ist. Der Kern ist in einem Druckkessel enthalten und in Wasser eingetaucht, das sowohl als ein Kühlmittel als auch ein Neutronen-Moderator dient. Eine Vielzahl von Regelstäben, die Neutronen absorbierendes Material enthalten, kann in Spalte zwischen den Brennelementen eingeführt werden, um die Reaktivität des Kernes zu regeln. Jedes Brennelement schließt einen Strömungskanal ein, durch den Wasser von einem unteren Sammelraum nach oben zu einem oberen Sammelraum gepumpt wird. Um die Leistungsdichte des Kernes zu überwachen, ist es übliche Praxis, Neutronen-Detektoren sowohl radial als auch axial verteilt im Kern anzuordnen. Die Signale von diesen Neutronen-Detektoren werden zur Überwachung der Kernbedingungen und zum Initiieren korrigierender Aktionen, einschließlich eines Abschaltens des Reaktors (SCRAM) im Falle einer festgestellten Abnormalität, benutzt.
Eine Reaktor-Abnormalität, die aufgrund kürzlicher Vorfälle genau beobachtet wurde, ist die thermohydraulische bzw. thermisch-hydraulische Instabilität. Während Wasser durch die Strömungskanäle der Brennelemente nach oben gepumpt wird, findet eine Verdampfung statt. Die resultierenden Dampfblasen befinden sich in einer sich immer ausdehnenden und zusammenziehenden, konstanten Bewegung. Dies erzeugt Variationen in der zweiphasigen Strömungsmittel-Strömung durch die Kanäle. Werden diese Strömungsvariationen nicht durch normale Strömungsverluste aufgrund von Reibung gedämpft oder unterdrückt, dann können sie sich zu beständigen Schwingungen aufbauen. Da das Strömungsmittel auch ein Neutronen-Moderator ist, führen Strömungsschwingungen zu Schwingungen beim Neutronenfluß und somit zu Leistungs- Schwingungen entlang der vertikalen Länge der Brennelemente. Aufgrund kürzlicher Änderungen in den Betriebsarten von Anlagen und in den Übertragungs-Charakteristika von Neutronen und Wärme vom Brennstoff, konnten solche thermisch-hydraulisch induzierten Leistungs-Schwingungen wahrnehmbar die Sicherheitsgrenzen des minimalen, kritischen Leistungsverhältnisses (MCPR) übersteigen.
Solche thermisch-hydraulischen Instabilitäten, die das Potential haben, die Stabilitätsgrenzen nur unter Betriebsbedingungen hoher Leistung und geringer Kühlmittelströmung zu übersteigen, können symmetrisch durch den Kern (kernweite Schwingungen) oder asymmetrisch auftreten, wobei die Kernströmung und folglich der Neutronenfluß in verschiedenen Bereichen des Kernes aus der Phasenbeziehung herausschwingen (regionale Schwingungen).
Die vorhandenen, die Leistung im Kern überwachenden Instrumente waren durch Mitteln der Signale von ausgewählten Neutonen-Detektoren, die weit innerhalb des Kernes verteilt waren, hauptsächlich auf das Überwachen der mittleren Leistung gerichtet. Während solche Systeme zur Überwachung des mittleren Leistungsbereiches (APRM) unannehmbar hohe, kernweite Neutronenfluß-Schwingungen nachweisen und eine Aktion zu ihrer Unterdrückung einleiten können, weisen sie nicht zuverlässig regionale Schwingungen nach, da das Mitteln von Detektor-Signalen, die relativ außer Phase liegen, zu einer im wesentlichen vollständigen Aufhebung führt.
In der anhängigen europäischen Anmeldung Nr. 92 300 355.0 (EP-A-0 496 551) sind ein System und ein Verfahren zum zuverlässigen Nachweisen sowohl kernweiter als auch regionaler Neutronenfluß-Schwingungen aufgrund thermisch-hydraulischer Instabilitäten offenbart. Aufgrund des Nachweises des Beginnes solcher Schwingungen wird ein Signal erzeugt, um eine geeignete Reaktor-Kontrollfunktion einzuleiten, die Schwingungen zu unterdrücken, bevor sie sich zu Größen aufbauen können, die eine festgelegte Grenze der Reaktor-Stabilität übersteigen.
Zu diesem Zwecke werden Detektor-Signale von Ketten zur Überwachung des lokalen Leistungsbereiches (LPRM), die radial durch den Reaktorkern verteilt sind, selektiv einer kernweiten Reihe von Zellen zur Überwachung der Schwingungen des Leistungsbereiches (OPRM) zugeordnet, um eindeutige Ausgangssignale der Zelle zu entwickeln, die die mittlere Neutronenflußdichte oder Leistung repräsentieren, die an sehr lokalisierten Regionen existiert, die durch den Reaktorkern verteilt sind.
Es sind vier Leistungsbereichs-Schwingungen überwachende (OPRM) Kanäle ausgewählten Gruppen von OPRM-Zellen zugeordnet, die in örtlich überlappenden und teilweise umhüllenden Beziehungen durch den Kern verteilt sind. Das Ausgangssignal jeder OPRM-Zelle wird wiederholt gesammelt und zum Nachweis von Schwingungen davon verarbeitet, die charakteristisch für den Beginn einer thermisch-hydraulischen Instabilität sind. Wird eine Schwingung einer Amplitude, die gewisse Sollwert- und Frequenz-Kriterien erfüllt, nachgewiesen, dann wird der zugeordnete OPRM-Kanal ausgelöst. Sind mindestens zwei OPRM-Kanäle ausgelöst, dann ist eine unakzeptable thermisch-hydrauliche Instabilität zuverlässig angezeigt, und es wird eine automatische Unterdrückungsfunktion (ASF) eingeleitet, um die Schwingungen zu unterdrücken.
Wie oben ausgeführt, wurde festgestellt, daß thermisch-hydraulische Instabilitäten, die zu bedenklichen Neutronenfluß-Schwingungen (insbesondere asymmetrischen Schwingungen) fuhren, nur auftreten, wenn ein SWR-Reaktor unter Bedingungen hoher Leistung/geringen Kühlmittelflusses betrieben wird. Es wurde daher vorgeschlagen, den Reaktorbetrieb auf den stabilen Bereich der Leistungs/Strömungs-Karte des Reaktors zu begrenzen, bei dem das Leistungs/Strömungs-Verhältnis genügend gering ist, um thermisch-hydraulische Instabilitäten auszuschließen. Findet der Eintritt in die potentiell instabile Region unbeabsichtigt statt, dann werden automatisch Maßnahmen ergriffen, diese Region zu verlassen, d.h., entweder die Leistung zu verringern oder die Kühlmittelströmung zu erhöhen. Obwohl der Eintritt in die instabile Leistungs/Strömungs-Region niemals geplant ist, können gewisse Betriebsarten der Anlage verursachen, daß ein SWR-Reaktor nahe der Grenzlinie betrieben wird, die die beiden Regionen trennt, und unter gewissen Bedingungen können Ausflüge in die potentiell instabile Region stattfinden.

Zusammenfassung der Erfindung

Die vorliegende Erfindung schafft ein Verfahren zum Stabilisieren eines Siedewasserreaktors gegen asymmetrische Neutronenfluß-Schwingungen, wobei das Verfahren die Stufen umfaßt:
a) Überwachen der Neutronenfluß-Bedingungen eines Reaktorkernes und
b) Unterwerfen des Reaktors einer Reihe statistischer, kernweiter Reaktivitäts- Störungen, um asymmetrische Neutronenfluß-Schwingungen zu unterdrücken, wenn gewisse Betriebsbedingungen nachgewiesen werden, die Neutronenfluß-Schwingungen und Exkursionen in einen potentiell instabilen Betriebsbereich hoher Energie und geringer Kühlmittelströmung einschließen.
Ein Merkmal der vorliegenden Erfindung ist es, verschiedene, alternative, automatische Unterdrückungs-Funktionen zu schaffen, die entweder durch das OPRM- System der zitierten, anhängigen Anmeldung oder einen Leistungs/Strömungs-Monitor initiiert werden, um thermisch-hydraulische Instabilitäten zu unterdrücken und so die Reaktivität eines SWR-Reaktorkernes zu einem kernweiten, symmetrischen Schwingungsmodus zu stabilisieren.
Gemäß der vorliegenden Erfindung wird ein Reaktivitäts-Modulator geschaffen, der entweder aufgrund des nachgewiesenen Beginns von oder des Potentials für thermisch-hydraulische Instabilitäten aktiv wird, um kernweite Störungen in der Kernreaktivität zu induzieren. Diese Reaktivitäts-Störungen sind von einer Art, die asymmetrische (regionale) Schwingungen in symmetrische (kernweite) Schwingungen umwandeln. Es wurde festgestellt, daß asymmetrische Schwingungen ein sehr viel größeres Potential des Aufbaus zu Größen haben, die Stabilitätsgrenzen und Brennstoff-Sicherheitsgrenzen verletzen, als dies symmetrische Schwingungen tun. Indem man asymmetrische Schwingungen in symmetrische Schwingungen überfährt oder den Beginn der ersteren ausschließt, wird ein akzeptabel stabiler Kern-Betriebsmodus aufrechterhalten, ohne stärker unterbrechende Unterdrückungs-Funktionen zu benutzen, wie die schnelle Einführung von Regelstäben (SCRAM) oder eine abrupte Zunahme in der Kernströmung.
Um die Kernreaktivität gemäß der vorliegenden Erfindung zu modulieren, induziert der Reaktivitäts-Modulator kernweite Störungen, die von regelloser Art sind, d.h., regellos variierend hinsichtlich der Impulsfrequenz der Störung und der Impulsbreite der Störung. Vorzugsweise ist die Impulsamplitude der Störung festgelegt auf der Grundlage des Reaktordesigns, doch kann sie auch auf einer pseudo-regellosen Basis variiert werden. In einer Ausführungsform der Erfindung werden Druckstörungen der Reaktorkuppel entweder durch wiederholtes Ändern der Position eines Turbinen- Regelventils in der Haupt-Dampfleitung oder durch momentanes Öffnen und Schließen eines Entspannungsventils der Haupt-Dampfleitung in der oben beschriebenen, pseudo- regellosen Weise induziert. Eine alternative Ausführungsform schließt das Einführen von Störungen in die Kühlmittel-Enthalpie ein durch Regeln differentieller bzw. stufenweiser Änderungen in der Geschwindigkeit der Speisewasserpumpe in einer pseudo- regellosen Weise, während bei einer anderen Ausführungsform der Erfindung entweder die Geschwindigkeit der Umwälzpumpe regellos variiert wird oder die Position eines Regelventils der Umwälzleitung regellos geändert wird, um kernweite Störungen in eine Kernströmung einzuführen.

Kurze Beschreibung der Zeichnung

Für ein vollständiges Verstehen der Natur und der Aufgabe der vorliegenden Erfindung kann Bezug genommen werden auf die folgende detaillierte Beschreibung in Verbindung mit der beigefügten Zeichnung, in der zeigen:
Figur 1 ein Blockdiagramm, das das Verfahren der vorliegenden Erfindung veranschaulicht, wie es in verschiedenen Ausführungsformen praktiziert wird;
Figur 2 Wellendiagramme, die verschiedene Schwingungsarten des Neutronenflusses veranschaulichen, die in dem Reaktor der Figur 1 vorkommen;
Figur 3 ein Impulsdiagramm, das beispielhaft kernweite Störungen wiedergibt, die bei der Ausführung der vorliegenden Erfindung induziert werden;
Figur 4 Neutronenfluß-Schwingungen, die an beabstandeten Kernstellen nachgewiesen werden, und die einen asymmetrischen Schwingungsmodus anzeigen;
Figur 5 Neutronenfluß-Schwingungen, die an den gleichen Kernstellen wie in Figur 4 nachgewiesen sind, und die einen symmetrischen Schwingungsmodus anzeigen und
Figur 6 eine graphische Darstellung einer beispielhaften Leistungs/Strömungs- Karte, die in einer anderen Ausführungsform benutzt wird.

Detaillierte Beschreibung

Figur 1 veranschaulicht schematisch die Anwendung der vorliegenden Erfindung, um thermisch-hydraulische Instabilitäten in einem Siedewasserreaktor (SWR) zu stabilisieren, der einen Druckkessel 10 einschließt, der, unter anderem, einen Kern 12 und eine Vorrichtung 14 zum Abtrennen und Trocknen von Dampf enthält. Wie im Stande der Technik bekannt, schließt der Kern eine Vielzahl von Brennelementen ein, die jeweils aus einer Vielzahl von (nicht gezeigten) Brennstäben zusammengesetzt sind. Der Kessel ist bis zu einem Niveau etwas oberhalb des Kernes mit einem Kühlmittel und Neutronen-Moderator gefüllt, typischerweise leichtem Wasser. Das Kühlmittel wird durch eine Umwälzpumpe 16, die über ein Rohr 20 Kühlmittel aus einem ringförmigen Fallraumbereich entnimmt und es über die Leitung 24 und ein die Strömung regelndes Ventil 25 in einen unteren Sammelraum 22 pumpt, umgewälzt. Vom unteren Sammelraum wird Kühlmittel durch die Brennelemente in (nicht gezeigten) Strömungskanälen nach oben gedrückt, um eine Kernströmung zu bewirken. Während des Strömens durch den Kern nach oben, wird das Kühlmittel durch die hohen Temperaturen der Brennstäbe bis zur Verdampfung erhitzt, was dazu führt, daß ein aus zwei Phasen (Dampf und Wasser) bestehendes Strömungsmittel aus den oberen Enden der Strömungskanäle austritt. Dampf wird durch die Vorrichtung 14 vom Wasser abgetrennt und dann durch eine Dampfleitung 26 und ein Regelventil 28 zum Antreiben einer Turbine 30 geleitet, die ihrerseits einen Generator 32 antreibt. Ein Entspannungsventil 33 sorgt für einen Schutz der Haupt-Dampfleitung gegen Überdruck. Die Turbine gibt das Strömungsmittel an einen Kondensator 34 ab, und das resultierende Kondensat wird als unterkühltes Speisewasser durch eine Speisewasserpumpe 36 und ein Rohr 38 zum Fallraumbereich 18 zurückgeführt, wo es sich mit dem flüssigen Kühlmittel vom Separator 14 mischt und dieses kühlt. Das Kühlmittel wird dann, wie oben beschrieben, durch die Umwälzpumpe umgewälzt. Um die Operationen der Umwälzpumpe 16, des Turbinen-Regelventils 28 und der Speisewasserpumpe 36 auf einer Jetztzeit-Grundlage in Übereinstimmung mit dem jeweiligen Betriebsmodus des Reaktors zu regulieren, leitet ein Regler 40, der auf verschiedene Eingangssignale anspricht, regelnde Ausgangssignale zu diesen Komponenten.
In Figur 1 finden sich, radial durch den Kern verteilt an geeigneten Stellen zwischen den Brennelementen, lokale Ketten zur Überwachung des Leistungsbereiches (LPRM), die schematisch mit 42 bezeichnet sind. Jede Kette schließt ein hohles Rohr ein, das typischerweise vier Neutronen-Detektoren enthält, die auf den Neutronenfluß ansprechen, der an ihren jeweiligen, vertikal beabstandeten Stellen vorhanden ist. Die LPRM-Ketten können so lokale Leistungsdichten an sehr lokalisierten Regionen überwachen, die radial und axial durch den Kern 12 verteilt sind. Wie in der oben angegebenen, anhängigen europäischen Anmeldung Nr. 92 300 455.0 offenbart, werden die LPRM-Detektor-Signale einem Leistungsbereichs-Schwingungen überwachenden System (OPRM) zugeführt, das in Figur 1 mit 44 bezeichnet ist. Hier werden die Signale der Neutronen-Detektoren EPRM-Zellen zugeordnet, die lokalisierten Bereichen des Kernes entsprechen, und sie werden in der offenbarten Weise verarbeitet, um ein Auslösesignal der OPRM-Zelle zu erzeugen, wenn der Beginn einer asymmetrischen oder regionalen Neutronenfluß-Schwingung angezeigt wird. Die OPRM-Zellen sind selektiv OPRM-Kanälen zugeordnet, die örtlich überlappenden Regionen des Kernes entsprechen, und die OPRM-Kanäle sind selektiv Auslösekanälen des Reaktor-Schutzsystems zugeordnet, so daß Auslösesignale der OPRM-Zelle durch eine Zwei-aus-Vier-Entscheidungslogik verarbeitet wird, bevor ein Signal zur automatischen Unterdrückungsfunktion (ASF) abgegeben wird, um eine Aktion einzuleiten, um sich aufbauende Schwingungen zu unterdrücken, bevor Brennstoff-Sicherheitsgrenzen überschritten werden.
Gemäß einem Aspekt der vorliegenden Erfindung wird, statt eine unmittelbare, konventionelle Aktion zum Unterdrücken des Aufbaus von Schwingungen einzuleiten, die eine thermisch-hydraulische Instabilität anzeigen, ein Versuch gemacht, den Kern durch Induzieren kernweiter Reaktivitäts-Störungen zu stabilisieren, die den Kern in einen stabilen Schwingungsmodus zwingen, bevor irgendeine Stabilitätsgrenze verletzt wird. Ähnlich anderen Systemen, die durch klassische Wellengleichungen beschrieben werden, kann die Neutronenfluß-Verteilung in einem SWR durch eine unendliche Anzahl von Lösungen oder Arten beschrieben werden. Diese Arten repräsentieren Neutronenfluß-"Gestalten" oder -Wellenformen, die räumlich alle erforderlichen Grenzbedingungen des Reaktors erfüllen. Wie ein flexibler Stab, der an seinen Enden befestigt ist, kann eine Störung des Neutronenflusses an einer gegebenen Stelle zu Schwingungen im Neutronenfluß führen, selbst wenn der Fluß an den Kernkanten konstant bleibt. Der vorherrschende Modus ist der fundamentale Modus, der eine cosinus-artige Gestalt beibehält und an allen Punkten im Kern positiv ist. Andere Arten (Harmonische) müssen die festgelegten Kantenbedingungen des Kernes erfüllen, doch müssen sie nicht an allen Stellen innerhalb des Kernes positiv bleiben. Figur 2 veranschaulicht mehrere mögliche Arten der räumlichen Neutronenfluß-Verteilung in der radialen Richtung eines zylindrischen Kernes, wobei der fundamentale Schwingungsmodus mit 46, die erste Harmonische mit 48 und die zweite Harmonische mit 50 bezeichnet ist. In einem SWR können Bedingungen festgelegt werden, unter denen ein anderer Modus als der fundamentale Modus der bevorzugte Modus ist, was zu asymmetrischen Schwingungen führt. Durch Einführen von Störungen, die spezifisch für einen Modus sind, kann der Reaktor vorzugsweise in diesen Modus getrieben werden. Durch Einführen kernweiter Reaktivitäts-Störungen kann der Reaktor somit in den kernweiten oder fundamentalen Modus getrieben werden. Dies ist analog dem kontinuierliche Zupfen eines an beiden Enden festgelegten, flexiblen Stabes an seinem Mittelpunkt, um diesen fundamentalen Schwingungsmodus anzuregen.
Um die erwünschten Reaktivitäts-Störungen zu schaffen, benutzt die vorliegende Erfindung einen Reaktivitäts-Modulator 52, der so verbunden ist, daß er ein ASF-Signal vom System 44 zum Überwachen von Leistungsbereich-Schwingungen erhält. Der Modulator schafft ein die Reaktivität modulierendes Signal als ein Eingangssignal zum Regler 40 aufgrund eines ASF-Signals.
In einer Ausführungsform der Erfindung leitet der Regler das die Reaktivität modulierende Signal zu einem Turbinen-Regelventil 28, um kleine Änderungen in der Ventilposition zu erzeugen. Dies wiederum führt entsprechende Störungen in den Druck der Reaktorkuppel ein, die eine kernweite Wirkung auf Neutronenfluß-Schwingungen im Kern 12 haben. Als ein wichtiges Merkmal der Erfindung ist das die Reaktivität modulierende Signal von einer Art, die über kleine Änderungen in der Position des Turbinen- Regelventils pseudo-regellose Störungen im Kuppeldruck erzeugt. Figur 3 veranschaulicht eine beispielhafte, regellose Reihe von Störungs-Impulsen 54 des Kuppeldruckes. Es ist ersichtlich, daß die Störungs-Impulse des Druckes regellos in der Breite und Frequenz über eine veranschaulichte Dauer von etwa 2,50 Sekunden variieren. Die Amplitude der Impulse ist festgelegt, und sie repräsentiert eine momentane Zunahme des Kuppeldruckes, die in Abhängigkeit vom Reaktordesign im Bereich von 0,7-7 kg/cm² (10-100 psi) liegen kann. Für ein typisches Reaktordesign kann die Amplitude der Störung des Kuppeldruckes im Bereich von 1,4-2,1 kg/cm² (20-30 psi) liegen. Es sollte klar sein, daß die Amplitude der Störung des Kuppeldruckes ebenfalls regellos variiert werden kann. Darüber hinaus können die regellosen bzw. statistischen Störungen momentane Abnahmen im Kuppeldruck sein.
Ähnliche, kernweite Störungen des Kuppeldruckes werden eingeführt durch regelloses Öffnen und Schließen des Entspannungsventils 33, das in der Haupt-Dampfleitung 26 vorhanden ist.
Die Figur 4 veranschaulicht Wellenformen 56 und 58 von Neutronenfluß-Schwingungen, die thermisch-hydraulische Instabilitäten in zwei Strömungskanälen anzeigen, die weit entfernt voneinander im Kern 12 angeordnet sind. Die Schwingungen sind außer Phase, was einen asymmetrischen Modus anzeigt. Nach dem Einfähren statistischer Störungen des Kuppeldruckes, wie in Figur 3 veranschaulicht, werden die asymmetrischen oder regionalen Schwingungen in einen symmetrischen oder kernweiten Modus getrieben. Dieser Zustand ist in Figur 5 veranschaulicht, wo sich die Neutronenfluß- Schwingungen 56 und 58 nun in Phase befinden, was den kernweiten, fundamentalen Modus anzeigt.
Aufgrund der regellosen bzw. statistischen Art der kernweiten Störungen des Kuppeldruckes können die Störungen, nachdem die asymmetrischen Schwingungen einmal in symmetrische Schwingungen überführt wurden, nicht in Phase mit den symmetrischen Schwingungen sein. Die symmetrischen Schwingungen werden daher durch die Störungen nicht zu größeren Amplituden verstärkt, sondern durch die regellosen Störungen genügend unterbrochen, so daß deren Amplitude zumindest relativ konstant gehalten wfrd, um einen akzeptabel stabilien Betriebsmodus des Reaktors zu bewirken.
Statt den Kuppeldruck regellos zu stören, um einen Kern, der symmetrischen und asymmetrischen Instabilitäten ausgesetzt ist, zu stabilisieren, kann das gleiche Ergebnis durch regelloses Stören der Kernströmung erzielt werden. Bei dieser Ausführungsform der Erfindung wird das die Reaktivität modulierende Signal, das durch den Reaktivitäts-Modulator 52 aufgrund eines ASF-Signals erzeugt wird, durch den Regler 40 zur Umwälzpumpe 16 geschickt. Die Geschwindigkeit der Umwälzpumpe wird variiert, um regellose Störungen von der Art in die Kernströmung einzuführen, wie sie oben für den Kuppeldruck beschrieben wurden. Solche Störungen der Kernströmung sind in ihrer Wirkung auf Neutronenfluß-Schwingungen kernweit, und sie können daher asymmetrische Schwingungen in symmetrische Schwingungen treiben, um den Kern zu stabilisieren. Ähnliche, kernweite Strömungs-Störungen vergleichbar stabilisierender Wirksamkeit können eingeführt werden durch regelloses Ändern der Position des Strömungs- Regelventils 25 in der Umwälzleitung 24.
Ein drittes Herangehen zum Stabilisieren eines SWR-Kernes besteht darin, regellose Störungen in die Kühlmittel-Enthalpie einzuführen. Zu diesem Zweck werden die Reaktivität modulierende Signale zur Speisewasser-Pumpe 36 geleitet, um ihre Geschwindigkeit in einer pseudo-statistischen Weise zu variieren. Diese Aktion variiert die Strömungsrate des in den Kessel 10 zurückkehrenden Speisewassers und somit die Mischung aus Speisewasser und Kühlmittel im Fallraumbereich 18. Die Temperatur der Mischung aus Speisewasser und Kühlmittel wird somit regellos gestört, um statistische Störungen in die Kühlmittel-Enthalpie einzuführen, die in ihrer Wirkung auf Neutonenfluß-Schwingungen kernweit sind. Asymmetrische Neutronenfluß-Schwingungen werden in symmetrische Schwingungen getrieben, um den Kern zu stabilisieren.
Statt eine Reaktivitäts-Modulation aufgrund des nachgewiesenen Beginns von Neutronenfluß-Schwingungen durch das OPRM-System 44 auszulösen, liegt es im Rahmen der vorliegenden Erfindung, eine Reaktivitäts-Modulation auszulösen, wenn ein SWR in eine potentiell instabile Region der Leistungs/Strömungs-Bedingungen des Kernes eintritt, die für thermisch-hydraulische Instabilitäten empfindlich ist. Durch Stören des Reaktors auf einer kernweiten Basis aufgrund von Exkursionen in diese potentiell instabile Region, kann die Einleitung von Neutronenfluß-Schwingungen, insbesondere solcher im asymmetrischen Modus, wirksam unterdrückt werden. Zu diesem Zwecke empfängt, wie in Figur 1 gezeigt, ein Leistungs/Strömungs-Monitor 54 Werte der Kernleistung vom den mittleren Leistungsbereich überwachenden (APRM) System 56 und Kühlmittelströmungs-Werte vom Kernströmungs-Meßgerät 58. Diese Meßgeräte liefert genaue Schätzungen der Kernströmung auf der Grundlage der Signale von Sensoren, die im äußeren Teil der Kühlmittel-Umwälz-Schlaufe oder im Kessel selbst angeordnet sind, wie in O'Neil et al. US-PS 4,975,239 offenbart. Diese Leistungs- und Strömungs-Werte werden im Leistungs/Strömungs-Monitor 54 verarbeitet, um festzustellen, ob der Reaktor in einer potentiell instabilen Region oberhalb Kurve 60 in Figur 6 oder in einer stabilen Region unterhalb dieser Kurve betrieben wird. Wann immer der Reaktor in die instabile Region eintritt, wie durch den Leistungs/Strömungs-Monitor nachgewiesen, wird der Reaktivitäts-Modulator ausgelöst, und er beginnt kernweite Störungen in den Kuppeldruck, die Kühlmittel-Enthalpie oder die Kernströmung in der oben beschriebenen Weise einzuführen. Die resultierenden Reaktivitäts-Störungen werden so lange fortgesetzt, wie der Reaktor in der instabilen Leistungs/Strömungs-Region bleibt, um das Einleiten thermisch-hydraulischer Instabilitäten, die die MCPR-Sicherheitsgrenzen übersteigen könnten, wirksam zu unterdrücken. Vorzugsweise sind die Störungs-Amplituden auf geringere Niveaus beschränkt als in der Situation, die oben beschrieben ist, bei der OPRM 44 tatsächlich den Beginn des Aufbaus von Neutronenfluß-Schwingungen nachgewiesen hat.
Während die obige Beschreibung die Wirksamkeit der vorliegenden Erfindung beim Stabilisieren eines Kernreaktors betont hat, der asymmetrischen (regionalen) Schwingungen ausgesetzt ist, die durch ein Leistungsbereichs-Schwingungen überwachendes System nachgewiesen werden, sollte klar sein, daß die unterbrechende Wirkung auf symmetrische Schwingungen, die durch regellose Reaktivitäts-Störungen ausgeübt wird, den Kern auch in einen stabilen Betriebsmodus treiben kann.

Claims

1. Verfahren zum Stabilisieren eines Siedewasserreaktors (10) gegen asymmetrische Neutronenfluß-Schwingungen, das die Stufen umfaßt:

a) Überwachen der Neutronenfluß-Bedingungen eines Reaktorkernes (12) und

b) Unterwerfen des Reaktors (10) einer Reihe statistischer, kernweiter Reaktivitäts-Störungen, um asymmetrische Neutronenfluß-Schwingungen zu unterdrücken, wenn gewisse Betriebsbedingungen nachgewiesen werden, die Neutronenfluß-Schwingungen und Exkursionen in einen potentiell instabilen Betriebsbereich hoher Energie und geringer Kühlmittelströmung einschließen.

2. Verfahren nach Anspruch 1, worin die Überwachungsstufe einschließt:

a) Überwachen des Neutronenflusses im Reaktorkern (12) an einer Mehrzahl radial und axial verteilter Stellen (42) und

b) Initiieren der statistischen, kernweiten Reaktivitäts-Störungen, wenn das Aufbauen asymmetrischer Neutronenfluß-Schwingungen nachgewiesen wird, wodurch die asymmetrischen Neutronenfluß-Schwingungen in einen stabilen, symmetrischen Modus getrieben werden.

3. Verfahren nach Anspruch 2, worin die Reihe statistischer, kernweiter Reaktivitäts-Störungen durch statistisches Stören des Druckes der Reaktorkuppel induziert wird.

4. Verfahren nach Anspruch 3, worin die Stufe des statistischen Störens des Drukkes der Reaktorkuppel durch Variieren der Position eines Kontrollventils (28) in einer Haupt-Dampfleitung (26) zu einer Turbine (30) ausgeführt wird.

5. Verfahren nach Anspruch 3, worin die Stufe des statistischen Störens des Drukkes der Reaktorkuppel durch Öffnen und Schließen eines Druckentspannungs-Ventils (33) erfolgt, das sich in einer Haupt-Dampfleitung (26) zu einer Turbine (30) befindet.

6. Verfahren nach Anspruch 4, worin die Stufe der Störung des Kuppeldruckes Störungsimpulse zunehmenden Druckes erzeugt, wobei die Druck-Störungsimpulse von statistisch variierender Impulsbreite und Impulsfrequenz sind.

7. Verfahren nach Anspruch 6, worin die Druck-Störungsimpulse von einer gleichförmigen Amplitude sind.

8. Verfahren nach Anspruch 7, worin die Amplitude des Druck-Störungsimpulses im Bereich von 0,7 bis 7,0 kg/cm² (10 bis 100 psi) liegt.

9. Verfahren nach Anspruch 2, worin die statistische Reihe kernweiter Reaktivitäts- Störungen durch statistisches Stören der Kernströmung induziert wird.

10. Verfahren nach Anspruch 9, worin die Stufe des statistischen Störens der Kernströmung durch statistisches Variieren der Geschwindigkeit einer Kühlmittel umwälzenden Pumpe (16) ausgeführt wird.

11. Verfahren nach Anspruch 9, worin die Stufe des statistischen Störens der Kernströmung durch statistisches Variieren der Position eines Strömungskontroll-Ventils (25) in der Kühlmittel zurückführenden Leitung (24) ausgeführt wird.

12. Verfahren nach Anspruch 2, worin die statistische Reihe von statistischen, kernweiten Reaktivitäts-Störungen durch statistisches Stören der Kühlmittel-Enthalpie in einem Fallraumbereich (18) des Reaktors (10) induziert werden.

13. Verfahren nach Anspruch 12, worin die Stufe des statistischen Störens der Kühlmittel-Enthalpie durch statistisches Variieren der Geschwindigkeit einer Speisewasser-Pumpe (36) ausgeführt wird, um Störungen in der Temperatur der Kühlmittel- Speisewasser-Mischungen in dem Fallraumbereich (18) benachbart dem Speisewasser- Einlaß dazu zu erzeugen.

14. Verfahren nach Anspruch 2, worin die initiierende Stufe ausgeführt wird, wenn das Aufbauen von Neutronenfluß-Schwingungen im asymmetrischen Modus nachgewiesen wird, wobei die Reihe statistischer, kernweiter Reaktivitäts-Störungen den Aufbau asymmetrischer Neutronenfluß-Schwingungen zerstört, um den Reaktor (10) im symmetrischen Modus zu stabilisieren.

15. Verfahren nach einem vorhergehenden Anspruch, worin die statistischen, kernweiten Reaktivitäts-Störungen fortgesetzt werden, während der Reaktor (10) in dem potentiell instabilen Bereich betrieben wird.

16. Verfahren nach einem vorhergehenden Anspruch, worin die Überwachungsstufe die Stufen einschließt:

1) Nachweisen der Kühlmittelströmung des Kernes;

2) Nachweisen der Reaktorleistung und

3) Inbeziehungsetzen der nachgewiesenen Reaktorleistung und der Kernströmung mit einer Leistungs/Strömungs-Karte, um Exkursionen in den potentiell instabilen Betriebsbereich zu identifizieren.