SE436810B - Forfarande vid drift av en kernreaktor for astadkommande av belastningsfoljning - Google Patents
Forfarande vid drift av en kernreaktor for astadkommande av belastningsfoljningInfo
- Publication number
- SE436810B SE436810B SE7800614A SE7800614A SE436810B SE 436810 B SE436810 B SE 436810B SE 7800614 A SE7800614 A SE 7800614A SE 7800614 A SE7800614 A SE 7800614A SE 436810 B SE436810 B SE 436810B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- core
- temperature
- refrigerant
- power
- steam
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
- G21D3/12—Regulation of any parameters in the plant by adjustment of the reactor in response only to changes in engine demand
- G21D3/16—Varying reactivity
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
7800614-s 2 tionstvärsnitt och har en viktig inverkan på effektdistributionen inuti härden och reaktivitetsstyrningen. Medan andra slag av reaktiviuflsfædxmerär direkt styrbara, förorsakar xenonkoncentra- tionen inuti härden svârbemästrade problem vid reaktorstyrning, beroende på dess relativt långa sönderfallstid och det erfordras upp till 20 timmar efter en effektändring för att det skall nå stabilt tillstånd.
Medan den radiella effektfördelningen är relativt likformig beroende på det beskrivna anornandet av bränslepatroner och av styrstavar, som är symmetriskt belägna i härden, kan den axiella, effektfördelningen variera kraftigt under reaktordriften. Den J axiella effektfördelningen i härden kan medföra många problem vid reaktordrift. Normalt strömmar kylmedium genom bränslepatronerna nedifrån och uppåt resulterande i en axiellt riktad temperatur- gradient. Förändringar i fissionshastigheten, som är temperatur- beroende, varierar således utmed härdaxeln. Dessutom påverkar den axiella variationen i effektfördelningen xenonens axiella distri- bution, vilket ytterligare accentuerar variationerna i effekten axiellt i härden. Vidare kan införande av fullängdsstyrstavar uppifrån i härden ytterligare bidraga till den axiella effekt- assymetrin, om icke tillräcklig hänsyn tages till tidigare drifts- förhållanden.
Den ändring av reaktorhärdens uteffekt, som erfordras för att åstadkomma en ändring i den elektriska uteffekten vid ett elkraft- verk, benämnes vanligen belastningsföljning. Ett styrprogram för belastningsföljning, som f.n. rekommenderas av reaktor- säljare, utnyttar rörelsen hos fullängdsstyrstavarna för effekt- nivåökning och-minskning och dellängdsstyrstavarna för styrning av axiella oscillationer och formen på den axiella effektprofilen. Ändringar i reaktiviteten, som är förknippade med ändringar i xenon-koncentrationen,kompenseras vanligen genom motsvarande ändringar i koncentrationen i neutronabsorbatorn i kylmediet eller moderatorn. Vid sådan drift förskjutes dellängdsstavarna för att hålla den axiella förskjutningen inom önskat omrâde, vanligen 115 %. Den axiella förskjutningen är en värdefull para- meter vid mätning av den axiella effektfördelningen och definieras såsom: 40 alstras i övre resp. nedre härdhalvan. 3 7800614-5 där Pt och Pb betecknar de delar av den alstrade effekten, som Vid ett sådant belastnings- följeprogram göres inga försök att bibehålla den inre axiella effektprofilen i härden. Dellängdætavarna förskjutes för att till 'ett minimum nedbringa och reducera den axiella förskjutningen oberoende av tidigare uppnådd, stabil axiell förskjutning. Detta förfarande medför en konstant fluktuation' i den axiella förskjut- ningen under belastningsföljningen, vilket resulterar i ett fler- tal icke önskvärda driftsförhållanden. För det första uppträder lätt "effektklämning", vilket är en hög, axiellt centrerad effekt- topp. Sådana effekttoppar inverkar ofördelaktigt på reaktoreffekten, gemmxattxæakuum måste drivas på en reducerad effektnivå för att undvika att dessa toppar icke blir för höga, För det andra inträder svåra ändringar i den axiella effektprofilen av transient natur under stora belastningsändringar beroende på långt inskjutna styr- 'stavar vid reducerade effektnivåer. För det tredje inträder kraf- tiga xenontransienter när man återvänder till effekten, vilket kan resultera i exempelvis axiella effektsvängningar. För det fjärde är tillgängliga adriftinstruktioner för dellängdsstavarna i allmänhet mycket vaga och ställer stora krav på driftspersonalen.
För det femte erhålles ökade hetkanalfaktorer (vilket är heta ställen som uppträder inuti kylkanalerna bland bränslepatronerna) och detta kräver en sänkning av reaktorns effektvänkamed hänsyn till svåra transienter och/eller ofördelaktiga effektprofiler. Vid sådana effektföljningsprogram existerar inget skydd mot svår "klämning" med små axiella förskjutninqar.
Ett nytt förfarande vid kärnreaktordrift, som beskrives i US-PS 4 057 463, har föreslagits i avsikt att eliminera ovannämnda olägenheter. Enligt detta förfarande upprätthålles i huvudsak symmetrisk axiell xenonprofil under normal reaktordrift inne- fattande effektföljning. Uttrycket "normal drift" innefattar van- ligen icke start av reaktorn och reaktoravställning, men normalt tolkas uttrycket såsom innefattande variering av effekten i reaktorn i beroende av belastningbehovet. önskad xenon-fördelning erhålles enligt detta förfarande genom att övervaka den effekt som alstras i härden i två olika axiella lägen. De i dessa två lägen uppmätta effektparametrarna beräknas i relation till ett förutbestämt förhållande, exempelvis den axiella förskjutningen, i avsikt att erhålla ett för den axiella effektfördelningen i häruen representativt värde. Reaktorns reaktivitetsstyrmekanismer 7800614-5 i 4 40 påverkas i beroende av de uppmätta värdena i avsikt att upprätthålla i huvudsak symmetrisk effektdistribution i reaktorhärden under reaktordriften, innefattande belastningsföljning.
Vid detta nya förfarande beskrives två utföringsformer för upprätthållande av önskad axiell effektfördelning. Enligt den första utföringsformen hâlles dellängdsstavarna utdragna ur härden medan neutronabsorbatorn i kylmediet utnyttjas för att bidraga till reglering av reaktiviteten i härden i beroende av ändringar i effektbehovet, medan fullängdsstavarna utnyttjas för att hålla den önskade axiella effektprofilen. Enligt den andra utföringsformen utnyttjas fullängdsstavarna för att styra de reaktivitetsändringar, som är förknippade med ändringar i effekten i härden,och dellängd- stavarna utnyttjas för att styra den axiella effektdistributionen, under det att neutronabsorbatorn i härdkylmediet kompenserar för reaktivitetsändringar beroende på ökning eller minskning i xenon- halten. Vid båda dessa utföringsformer uppnås avsedda syften och var och en har sina respektive speciella fördelar. Således har exempelvis utnyttjande av dellängdsstyrstavarna en speciell för- del i förhållande till drift utan att utnyttja dem, exempelvis möjligheten att åstadkomma snabba ändringar i uteffekten och den Efiïhet med vilken den axiella förskjutningen kan styras. En olägen- het vid drift med dellängdstavarna är emellertid den utbrännings- skuggverkan som uppstår när dellängdstavarna är belägna nära mitten av härden under drift vid full effekt. Beroende på att dellängd~ stavarna verkar såsom neutronabsorbatorerzfikbnflææ det bränsle som skärmas av dellängdsstavarna avsevärt långsammare än den återstående härden. Detta kan resultera i höga toppar i närheten av härdens centrum när dellängdsstavarna drages ut- -vid utsträckt drift. och användning av dellängdsstavar har därför minskat. Alternativet Utbränningsskuggverkan har blivit ett allt större problem med drift utan dellängdsstavar med hänsyn till bränsleeffektivi- teten, medför emellertid att erforderlig effektökning i beroende av en belastningsökning sker relativt långsamt. Hastigheten i en effektökning under drift utan dellängdsstavar är beroende av lös- ningshastigheten hos neutronabsorbatorn i kylmediet, vilken vid kylvattenreaktorer är bor. För närvarande utnyttjas vid kärnreak- r torer jonbytare eller system för kylmediumbyte i avsikt att styra borkoncentrationen i kylmediet. Typisktför dessa system är att de har relativt långsamt svar.
Ett ytterligare förbättrat förfarande vid kärnreaktordrift 40 7800614-5 med belastningsföljning, så att effekten snabbt kan anpassas till snabba belastningsvariationer, är således önskvärt.
Huvudsyftet med uppfinningen är att åstadkomma ett förfarande vid kärnreaktordrift med belastningsföljning under upprätthållande av i huvudsak konstant axiell effektfördelning. Detta har uppnåtts medelst ett förfarande som givits de i efterföljande patentkrav närmare angivna kännetecknen.
Förfarandet enligt uppfinningen förbättras förmågan till belastningsföljning hos kärnreaktorer med negativ reaktivitet- moderaumwtanperaturkoefficient, som arbetar med en i huvud- sak konstant axiell förskjutning samt med eller utan dellängdsstyr- stavar, genom att kraven på ökningar i reaktiviteten i härden utöver borsystemets spädningsförmåga tillgodoses genom styrd reduktion av härdtemperaturen. Härdtemperaturen reduceras med en hastighet som är förenlig med takten i ökningen i belastnings- behovet till en förinställd maximal temperaturskillnad från reak- torns programmerade driftstemperatur. Vidare förhindras utdragning av fullängdsstyrstavarna ovanför den nivå, som ofördelaktigt änd- rar den önskade axiella förskjutningen.
För ytterligare förståelse av uppfinningen skall nu en utfö_ ringsform av en anordning för utövande av förfarandet närmare beskrivas i anslutning till bifogade ritningar. Därvid visar; fig. l en schematisk illustration av en kärnreaktoranlägg- ning, fig. 2 ett blockdiagram över ett styrsystem som kan utnyttjas vid uppfinningen, fig. 3 en grafisk illustration av den möjliga ökningstakten för turbinuteffekten vid krav på belastningsökning, vid början resp. slutet av bränslets livstid, vid en typisk reaktoranläggning med konventionell medeltemperaturstyrning och konstant axiell förskjut- ning styrd utan dellängdsstavar, ___-___: Qfigf 4 en motsvarighet till fig. 3 men vid en styrning_en- ligt uppfinningen, fig. 5 en grafisk illustration av omrâdet för drift vid redu- cerad temperatur under "återgång till effekt", under utnyttjande av förfarandet enligt uppfinningen, _ fig. 6 en grafisk illustration av tre varianter som kan utnyttjas vid medeltemperaturprogrammering av reaktorns primära* kylmedium för styrning av reaktordriften, fig. 7 en grafisk illustration av de variationer som kan 7800614-5 40 inträda i ångtrycket i beroende av effekten, svarande mot medel- temperaturprogrammen i fig. 6, fig. 8 en grafisk illustration av ett exempel på erhållen effekttransientökning under utnyttjande av styrning med dellängd- stavar, fig. 9 en grafisk illustration av medeltemperaturen och medel- temperaturprogrammet som svarar mot effekttransienten enligt fig. 8, fig. 10 en grafisk illustration av ångtryckvariationen svarande mot effekttransienten enligt fig. 8, fig. ll en grafisk illustration av en snabb "återgång . till effekt" transientunder utnyttjande av:konventionell tempera- turstyrning och drift utan dellängdstavar, fig. l2 en grafisk illustration av medeltemperatur och medel- temperaturprogram svarande mottræßiaußn enligt fig. ll, fig. 13 en grafisk illustration av variationen i ångtrycket svarande mot transienten i fig. ll, fig. 14 en grafisk illustration av en snabb återgång till full effekt under utnyttjande av förfarandet enligt uppfinningen, fig. 15 en grafisk illustration av medeltemperaturprogrammet svarande mot transienten enligt fig. 14, samt fig. l6 en grafisk illustration av ångtryckvariationerna svarande mot effekttransienten enligt fig. 14.
I fig. l visas schematiskt en konventionell tryckvatten- reaktor vid vilken förfarandet enligt uppfinningen kan utnyttjas i avsikt att undvika tidigare kända driftssvårigheter under upp- rätthållande av förmåga till fullständig belastningsföljning.
Reaktorn innefattar en tank l0, som utgöres av en behållare under tryck när den är tillsluten med en lockdel 12. Tanken 10 är för- sedd med kylmediuminlopp 16 och kylmediumutlopp 14, som är ut- formade såsom en enhet med tanken och förda genom dennas cylind- riska vägg. På konventionellt sätt innehåller tanken 10 en härd bestående i huvudsak av ett flertal bränsleelement som alstrar stora kvantiteter värme beroende främst på läget hos ovan Omnämnda styrstavar. Det av reaktorn alstrade värmet bortledes från härden av kylmediet som strömmar in genom inloppet 16 och avgår genom ut- loppet l4. Kylmediet som strömmar genom utloppet l4 ledes vanligen genom en utloppsledning 26 till ett ânggenererande värmeväxlar- system 28, där det upphettade kylmediet strömmar genom schematiskt illustrerade tuber 18, vilka befinner sig i det vatten, som ut- nyttjas för att alstra ånga. Den i ânggeneratorn 28 alstrade ångan 40 *J utnyttjas vanligen direkt till att driva en turbin 20 för alstring av elektrisk energi. Från ånggeneratorn 28 föres kylmediet under inverkan av en pump 22 genom en kylmediumledning 30 till inloppet 16. En sluten, primär eller ångalstrande krets åstadkommas således med kylmediumledningar kopplade till tanken 10 och till ånggeneratorn 28. Den i fig. l illustrerade tanken visar en sådan sluten krets men ofta förekommer flera kretsar, varierande från anläggning till anläggning och det vanligaste är två, tre eller fyra kretsar. Ehuru det icke framgår av fig. l innehåller en krets i varje anläggning entrycksättärefsom reagerar för begynnande tryckvariationer i det primära systemet i Beroende av temperatur- variationer eller andra variationer till att upprätthålla i huvudsak konstant primärtryck. Ånggeneratorns sekundärsida är isolerad från primärsidan av värmeväxlartuberna 18. I ånggeneratorn upphettas sekundärflödet 34 av primärkylmediet och övergår till ånga. Ångan strömmar genom en ângledning 38, såsom markeras med pilen 36, till en turbin 20, vilken via en axel 24 är ansluten till en belastning, exempelvis en elektrisk generator. Kvantiteten ånga till turbinen regleras medelst en ventil 40. Sedan ångan passerat genom turbinen 20 kondenseras den i en kondensor 22. Det sålunda erhållna kondensatet eller vattnet återföres till ânggeneratorns sekundärsida via en ledning 50, en pump 44, en matarvattenupp- hettare 46 och en matarvattenpump 48, såsom markeras med pilen 52.
Sålunda erhålles en sekundärkrets för drivning av turbinen.
Kylmediumtemperaturerna i reaktorutloppsledningen 26 och reaktorinloppsledningen 30 i varje primär krets vid en vanlig tryckvattenreaktor avkännes medelst temperaturkännande organ 54 respektive 56, som exempelvis kan utgöras av termoelement. Organen 54 och 56 alstrar utgångssignaler T1 respektive T2, representativa för den momentana temperaturen i mätpunkterna. Signalerna Tl och T2 för varje krets tillföres en räkneenhet, som beräknar medel- värdena och medelvärdena från de olika kretsarna jämföres för att fastställa den högsta momëntana medeldriftstemperaturen för reaktorn. Den därvid fastställda driftstemperaturen jämföres med en referens, vilken vanligen utgöres av en programmerad funktion av belastningen. När den momentana, fastställda reaktortemperaturen avviker från den programmerade referensen alstras vanligen en felsignal, som styr styrstavarnas rörelser i sådan riktning att felet minskas. Reaktordrift med belastningsföljning och program- 7sone14-sä 7soo614-s 0 8 40 merad medeltemperatur utnyttjas vanligen, så som beskrives exempel- vis i US-PS 3 423 285.
Vid ökat belastningsbehov öppnar driftpersonalen ventilen 40 till turbinen 20 till dess önskad effekt-uppnås,Ãngans ökade ström- ningshastighet till turbinen sänker sekundärtrycket och ökar värme- uttaget från det primära kylmediet. Motsvarande temperatursänkning i det primära kylmediet som därvid skulle uppstå, undvikes genom påverkan av styrstavarna 58 i överensstämmelse med de styrsignaler, som erhålles från det programmerade styrsystemet för medeltempera- turen (såsom beskrivas exempelvis i ovannämnda US-PS 3 423 285).- Olika styrsystem för medeltemperaturem är kända. Såsom exempel kan nämnas att ett av de tidigare kända programmen håller kylme- diumtemperaturen i primärkretsen vid en konstant temperatur inom reaktorns hela belastningsområde. För en viss reaktor möjliggör ett operationsprogram av detta slag att reaktorns märkdata för full belastning kan läggas närmre reaktorns driftsäkerhetsgränser.
Detta beror på det faktum , att en av de begränsande parametrarna för reaktorn är kylmediets temperatur, eftersom termisk-hydrauliska förhållanden kräver att tillåtet effektuttag från reaktorn redu- ceras när kylmediets_temperatur ökar. Vidare kan elektriska belast- ningstransienter på reaktoranläggningen, exempelvis en plötslig ök- ning i turbingeneratorbelastningen från 90 % till l00%,resultera i en transient överbelastning av reaktorn upp till 5 % över 100 % av märkbelastningen. Med ett styrprogram med konstant medel- temperatur nedbringas kylmediets temperaturökning till ett minimum under en sådan transient. Anläggningens märkdata för full belast- ning kan således placeras närmre reaktorns driftsäkerhetsgräns än vid ett temperaturprogram som normalt tillåter en ökning i temperaturen under en sådan överbelastning. Vid denna typ av temperaturstyrning är temperaturen i det primära kylmediet oberoende av belastningen, vilket resulterar i ringa eller ingen volymändring i det primära kylmediet när belastningen ändras. Organet för tryck- reglering i den primära kretsen kan därför göras relativt litet, eftersom det kan dimensioneras endast för transienta förhållanden.
En olägenhet, som är förknippad med reglering på konstant temperatur över hela belastningsområdet är emellertid att detta resulterar i en karakteristisk ökning i sekundärkretstrycket vid låga belastningar. Vid låga belastningar sjunker medeltempera- turskillnaden mellan tub- och mantelsidan i ånggeneratorn/ eftersom sekundärfluidtemperaturen stiger till ett värde i när- 40 9 7son614-5 heten av det primära kylmediets temperatur. Denna stegring i den sekundära fluidtemperaturen förorsakar en motsvarande stegring i den sekundära fluidens tryck. Av denna anledning mäste den sekundära kretsen vid ett givet fullastånqtrg/Ck dimensione- ras för avsevärt högre tryck än det tryck man har att räkna med vid full belastning. Ett högre konstruktionstryck resulterar uppenbarlige i stora och icke önskvärda ökningar i kostnaderna för ånggeneratorn och för andra komponenter i och omkring sekundärkretsen. Kurvan A i fig. 6 illustrerar ett sådant program för konstant medeltempera- turomedan kurvan A i fig. 7 illustrerar motsvarande variation i ångtrycket som funktion av effekten. 1 Om däremot ett program för konstant ângtryck utnyttjas, så- som illustreras av kurva B i fig. 7, uppstår stora primära tempera- turändringar såsom framgår av kurva B i fig. 6, vilket kräver större organ för tryckreglering, som i sin tur medför kostnader och andra olägenheter. Program för varierbar medeltemperatur illustreras av kurva C i fig. 6 och motsvarande ångtryck framgår av kurva C i fig. 7, vilket alltså är kompromiss som ger mest effektiva drifts- förhållanden under normal effektdrift, såsom beskrives i ovannämnda US-patentskrift.
Reglering på konstant axiell förskjutning utan användning av dellängdsstyrstavar i och för upprätthållande av önskvärda driftsförhållanden i reaktorn för undvikande av effekt- förluster förändrar det vanliga användningssättet vad beträffar fullängdsstyrstavarna för att önskad hastighet i reaktivi- tetsändringar, för inställning av den momentana medeltemperaturen lika med den programmerade medeltemperâëâfëäšmäïö konstant axiell förskjutningsstyrning utan dellängdsstavar utnyttjas fullängds- stavar üll att hålla den axiella förskjutningen i huvudsak lika med ett avsett värde. Effektvariationer såsom temperatur- förändring beaktas därvid genom att variera koncentrationen av neutronabsorbator i kylmediet. I trycklättvattenreaktorer funge- rar vätet i kylmediet såsom moderator för bromsning av de neutroner som alstras vid fissionsprocessen till en energinivå vid vilken fissionskedjereaktionen i härden lättastupprätthålles. I sådana reaktorer användes bor vanligen såsom neutronabsorbator i kylmediet.
Borkoncentrationen styrs vanligen genom jonbyte eller utspädning vilket är förfaranden som båda är långsamma och vanligen försäm- ras i effektivitet under härdens livslängd.
Förfarandena är emellertid effektiva för att möta de flesta 7300614-5 in l5 40 störa den axiella effektfördel- hos både full- att möta en ökning i belastningsändringarna utan att ningen i härden. Fig. 3 illustrerar förmågan längdsstyrstavsystemet och borsystemet turbinbelastningen såsom funktion av tiden såväl i början av härdens livslängd (BOL) och i slutet av härdens livslängd.
(EOL). Krav på snabbare ändringar i belastningen har hittills till- godosetts genom att utnyttja fossila kraftverk såsom hjälpsystem.
Uppfinningen medför ett förbättrat förfarande vid reaktordrift, där beskrivet förfarande för konstant axiell förskjutningsstyrning bibehålles, men där en ökad förmåga att möfia belastningsökning erhålles ooh begränsningarna vid spädningsförfarandet för bor elimineras. För att uppnå detta utnyttjar uppfinningen fördelarna med den negativa reaktivitet-moderator-æmperaturkoefficienten, som är karakteristisk för lättvattentryckreaktoren så att en snabb ök- ning i reaktiviteten erhålles gencmlreglenmireduktion av den pri- mära kretstemperaturen.
Snabb återgång till effekt vid belastningsföljning under utnyttjande av konstant axiell förskjutningsstyrning utan dellängds- stavar begränsas på grund av den grunda införing av styrstavarna, som är nödvändig för att upprätthålla önskat axialflödesmönster i härden. Avsevärda förbättringar i förmåga till återgång till effekt uppnås genom att utnyttja tillgängligt överskott i ventilkapaci- teten och genom att reducera det primära kylmediets temperatur under belastningstransientökningar. Reaktivitetsökningen är beroende av storleken på det temperaturfall, som erhålles i den primära knfisen och på storleken av den negativa moderatorkoefficienten. överskott i ventilkapacitet (som finns i de flesta reaktorer) medger högre effektnivåer och reducerade ångtryck. Fig. 4 illustrerar den effektnivå, som kan uppnås vid 5%/minut(från 50% effekt) vid BOL svarande mot det styrstavsläge, som antagits i fig. 3. En ventil- kapacitet på 105 % (vanligt) av nominellt värde har antagits i detta fall. u En jämförelse mellan de två resultaten illustrerar ökningen i förmåga till belastningsföljning som erhålles vid förfarandet enligt uppfinningen. ' Enligt en utföringsform av uppfinningen öppnas ventilen 40 med önskad ökningshastighet (exempelvis 5%/minut)för en effekt- ökning, som erfordras vid en belastningsökning. Samtidigt genom- föres borutspädning under maximalt möjlig hastighet. Belastning ll 7800614-5 av turbinen på detta sätt medför en reduktion i den momentana medeltemperaturen i härdkylmediet med åtföljande automatisk utdrag- ning av fullängdsstavarna under inverkan av medeltemperaturstyrsyste- met. Den axiella flödesskillnaden, vilket är skillnaden mellan upp- mätt flöde i härdens övre och undre delar, kontrolleras och det auto- matiska utdraqandet av fullängsstyrstavarna stoppas om och när axial- flödesskillnaden när den övre (mest positiva) styrgränsen, svarande mot dess avsedda värde (bestämt av den konstanta axiella förskjut- ningen). Temperaturen i det primära kylmediet börjar sjunka så snart styrstavarna stoppas, eller om flödesskillnadens styrgränser icke uppnås, när styrstavarna når utdragningsqränsen vid den övre delen av härden. Den momentana medeltemperaturen i det primära kylmediet av- läses ständigt. Om och när skillnaden mellan den momentana medeltem- peraturen och den programmerade temperaturen för kylmediet, som be- stämmes av medeltemperaturstyrsystemet, uppnår ett maximalt, förut- bestämt värde, vanligen 100 C, stoppas turbinbelastningen för att förhindra ytterligare temperaturreduktion. I praktiken utnyttjas viss rat/oftors]äpnlnqnkompensation med hänsyn till den termiska trögheten i systemet. Den maximala temperaturgränsen sättes för att förhindra snabbstopp, som annars skulle bli resultatet av ett tempe- raturfall, såsom vid ett ångledningsbrctt. Om den förutbestämda temperaturgränsen nås och turbinbelastninqen stoppas, reduceras skillnaden mellan den aktuella och programmerade kylmediumtemperatu- ren såsom resultat av borutspädningen. I de flesta fall medför l0° C temperaturfall önskad hastighet i reaktivitetsökningen. Om icke, belastas och avlastas turbinen enligt ovan, till dess ventilen är fullt öppnad. Därefter styres hastigheten i effektökningen av hastig- heten i borutspädningen. I detta senare fall har antagits, att den önskade uteffekten icke uppnåtts i något mellanläge. Borutspädningen avbrytes när turbinen befinner sig vid önskad effekt och kylmedium- tvmpcraturun har nått det programmerade värdet, som är bestämt av medeltemperaturstyrsystemet. Eventelltuellt utnyttjat överskott i ventilkapacitet återställes automatiskt, när full effekt uppnåtts, av turbinregulatorerna. " _d Stegen enligt detta förfarande gäller för varje starteffektnivå under effektdrift och varje uppsättning normala driftsförhållanden.
Den uppnådda effektnivån vid accelererade återgång till effekt är i första hand beroende av starteffektnivån, härdcykel (jämvikt eller icke), härdcykellivstid, märkeffekt och tillåten temperaturreduktion. , ,.. _» __.. 7800614-5 1* (Il 40 De nämnda värdena är givetvis typiska, men kan variera i viss utsträckning från anläggning till anläggning beroende på »varje enskild anläggning.
Den effekt (reaktivitet) som kan uppnås genom att reducera temperaturen i det primära kylmediet är proportionell mot tillåtet temperaturfall. Emellertid existerar praktiska gränser för det temperaturfall, som kan uppnås. Fig. 5 visar ett typiskt reducerat temperaturdriftsområde för en lättvattentryckreaktor. Driftsområdets vänstra gräns definieras av den undre driftsgränsen för det automa- tiska styrstavsystemet och av reaktorns avklingningsskyddsutlösning.
Den högra gränsen bestäms av ventilkapaciteten (en funktion av ång- temperatur/tryck). Den i fig. 5 visade högra gränsen förutsätter en ventilkapacitet på 105 % av full effekt. överskott i ventil- kapacitet på l05 - ll0 % förekommer vanligen vid reaktordrift.
Driftsområdets undre gräns bestämmas av reaktorns avklingnings- skyddsutlösning, reædnrtæflmxs cdlandra komponenters termiska på- känningar samt av synpunkter på ånggeneratorns fuktöverföring.
Förfarandet enligt uppfinningen kan tillämpas vid en drift med medeltemperaturstyrning, som beskrives i ovannämnda US-patent- skrift. För konstant axiell förskjutningsstyrning utan dellängds- styrstavar erfordras endast den ändringen, att temperaturjusteringar i det momentana medelvärdet i härdkylmediet genomföres med borut- spädning istället för med påverkan av styrstavarna.
Det allmänt med 60 i fig. 2 betecknade blockdiagrammet illu- strerar de erforderliga modifikationerna. Målvärdena för flödes- gränserna, som är en funktion av reaktoreffekten, programmeras i en sättkrets 62. Flödesskillnaden mellan härdens övre och undre del uppmätes med fyra grupper neutrondetektorer, som är placerade runt reaktorns periferi. Det sämsta värdet, som uppmätts på flödes- differensen, fastställes i en jämförarenhet 64. Detta värde jäm- föres i en komparator 66 med det värde, som erhållits från sätt- kretsen 62. Om värdet från sättkretsen 62 därvid överskrides alstras en stoppsignal till styrsystemet för fullängdsstavarna, i avsikt att förhindra ytterligare utdragande av dessa. På liknande sätt genomföres stopp för temperaturskillnadsgränsen av den med 70- allmänt betecknade kretsen. Uppmätt medeltemperatur i kylmediet jämföres med det programmerade värdet för kylmediumtemperaturen, som är en funktion av belastningen, representerad av turbinimpuls- trycket, vilket utgör ingång till en programenhet 72. Storleken på skillnaden mellan uppmätt medeltemperatur och programmerad tem- 13 7800614-5 peratur tillföres en komparator 74, som jämför signalen med tempera- turskillnadsbörvärdet. Om börvärdet därvid överskrides, förhindras ytterligare öpping av turbinventilen av en turhinventilstyrning 76. En signalkonpensation 78 i form av rat/eftersläpning kompen- serar för termisk tröghet i systemet. Det kända medeltemperatur- systemet kan såledeslätt modifieras i avsikt att utöva förfarandet enligt uppfinningen, för att förbättra förmågan till belastningsföljning under drift med konstant axiell förskjutning.
Fig. 14, 15 och 16 illustrerar en motsvarande ändring i anlägg- ningsförhållandena vid snabb återgång till effekt under utnyttjande av förfarandet enligt uppfinningen. Den stšeckade delen av den i' fig. 15 visade kurvan illustrerar styrprogrammet för medeltempera- turen medan den heldragna delen av kurvan illusterar de avvikelser, som erhålles vid utnyttjande av uppfinningen. De streckade respek- tive heldragna kurvorna i fig. 16 svarar mot driftsförhållanden enligt fig. l5. Fig. 8, 9 och 10 visar på motsvarande sätt exempel på återgång till effekt med en hastighet på 5%/minut från 50 % effekt, vilket motsvarar fullspinnreservförmåga från 50 % effekt.
De streckade kurvorna i fig. 9 och 10 visar programvärden och de heldragna kurvorna visar rådande driftsförhållanden. Spinnreserven är skillnaden mellan rådande effektnivå i anläggningen och den effektnivå, som kan uppnås vid ett plötsligt stort effektbehov.
Den i fig. 8 illustrerade transienten är icke möjlig att uppnå utan drift med dellängdsstavar eftersom styrstavarna icke är införda i härden tillräckligt mycket för att möta en sådan ändring vid utdragande av dem. Om däremot hänsyn icke tages till den axiella effektfördelningen kan en sådan transient teoretiskt uppnås. Fig. ll, 12 och 13 illustrerar förmågan att uppnå full effekt vid kon- stant axiell förskjutningsstyrning utan dellängdsstyrstavar. De streckade och heldragna delarna av kurvorna svarar mot programmerade respektive rådande driftsförhållanden. De illustrerade driftskarak- teristikerna är förenliga med de- data som illustreras i fig. 3 för livslängdsslutet. Endast 70 % av effekten kan uppnås vid en ökning på 5%/minuter. Den ökning i förmåga till belastningsfölj- ning som uppnås enligt uppfinningen är således uppenbar..
Claims (6)
1. Förfarande vid drift av en kärrirealfltor ( 1G) för åstadkommande av be- lastningsföljning, varvid reaktorn innefattar en härd med fissilt material med axiell utsträckning, ett kylmedium och moderator för avledande av värme från härden respektive bromsning av neutronerna i härden för klyvning, vilken moderator har negativ reaktivitets- temperaturkoefficient samt en primär kylmedieslinga (26,30) ñnratt krm kylmediet till en värmeväxlande ânggenerator (28) och en sekulndär slinga(38,E för att leda alstrad ånga till en ângutnyttjande anordning, vilket förfarande innefattar upprätthållande av i huvudsak symmetrisk ef- fektfördelning axiellt i härden, k ä n'n e t e c k n a t av att reaktiviteten i härden vid ett givet behov ökas i huvudsak utan änd- ring av den axiella effektfördelningen i härden genom att styr- stavarna dras ut så att medeltemperaturen av kylmediet minskas under bibehållande av ett huvudsakligen konstant primärkylmedieflöde.
2. Förfarande enligt kravet 1, k ä n n e t e c k n a t av att kylmediet cirkuleras in i och ut ur härden och genom ånggeneratorns (28) värmeväxlarkrets i en sluten primärkrets under värmeutbyte med vatten i ånggeneratorn i och för alstring av ånga, som ledes genom en ventil (40) till en avloppsledning, och att temperaturen i kylmediet reduceras genom ökning av värmeavledning från kylmediet i ånggeneratorn (28) för ángalstring genom ökning av ånguttaget genom öppnande av nämnda ventil.
3. Förfarande enligt kravet 2, k ä n n e t e c k n a t av att kylmediets medeltemperatur förhindras att sjunka under ett förutbe- stämt värde genom begränsning av öppnandet av nämnda ventil.
4. Förfarande enligt kravet 3, k ä n n e t e c k n a t av att det förutbestämda värdet är ca l0°C under kylmediets normala drifts- temperatur.
5. Förfarande enligt kravet 3 eller 4, k ä n n e t e c k n a t av att kylmediet innehåller en neutronabsorbator, varvid neutronab- sorbatorn i kylmediet utspädes i avsikt att ytterligare öka reakti- viteten i härden, sedan ytterligare temperaturfall i kylmediet under det förutbestämda värdet stoppas.
6. Förfarande enligt något av kraven l- 5 k ä n n e t e c k - n a t av att ânggeneratorn (28) drives heltochhâllet under överhett- ningsångomrâdet under normal effektdrift.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/760,490 US4222822A (en) | 1977-01-19 | 1977-01-19 | Method for operating a nuclear reactor to accommodate load follow while maintaining a substantially constant axial power distribution |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE7800614L SE7800614L (sv) | 1978-07-20 |
SE436810B true SE436810B (sv) | 1985-01-21 |
Family
ID=25059257
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE7800614A SE436810B (sv) | 1977-01-19 | 1978-01-18 | Forfarande vid drift av en kernreaktor for astadkommande av belastningsfoljning |
Country Status (11)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4222822A (sv) |
JP (1) | JPS59800B2 (sv) |
BE (1) | BE863090A (sv) |
CA (1) | CA1097441A (sv) |
CH (1) | CH625362A5 (sv) |
DE (1) | DE2800552A1 (sv) |
ES (1) | ES466129A1 (sv) |
FR (1) | FR2378335A1 (sv) |
GB (1) | GB1544399A (sv) |
IT (1) | IT1092108B (sv) |
SE (1) | SE436810B (sv) |
Families Citing this family (27)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4400343A (en) * | 1978-10-18 | 1983-08-23 | Hitachi, Ltd. | System and method for controlling operation of boiling water reactor |
JPS56163497A (en) * | 1980-05-21 | 1981-12-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Method and device for operating follow-up atomic power plant |
FR2493582A1 (fr) * | 1980-11-03 | 1982-05-07 | Framatome Sa | Procede de conduite d'un reacteur nucleaire par deplacement, dans le coeur de ce reacteur, de groupes de barres de commande |
US4582669A (en) * | 1982-01-08 | 1986-04-15 | Westinghouse Electric Corp. | Xenon suppression in a nuclear fueled electric power generation system |
GB2122409B (en) * | 1982-06-17 | 1985-10-16 | Westinghouse Electric Corp | Method for controlling a nuclear fueled electric power generating unit and interfacing the same with a load dispatching system |
FR2544907B1 (fr) * | 1983-04-21 | 1985-07-19 | Framatome Sa | Procede de reglage automatique de la teneur en bore soluble de l'eau de refroidissement d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
US4642213A (en) * | 1984-07-27 | 1987-02-10 | Westinghouse Electric Corp. | Anticipatory control of xenon in a pressurized water reactor |
US4759896A (en) * | 1984-10-31 | 1988-07-26 | Westinghouse Electric Corp. | Method and apparatus for improving flux reduction factors |
US4707324A (en) * | 1984-12-27 | 1987-11-17 | Westinghouse Electric Corp. | Controlling the response of a pressurized water reactor to rapid fluctuations in load |
FR2619950B1 (fr) * | 1987-08-24 | 1991-11-29 | Framatome Sa | Procede de protection d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee contre les defaillances du dispositif d'arret d'urgence |
FR2629624B1 (fr) * | 1988-04-05 | 1990-11-16 | Framatome Sa | Procede de determination et d'evaluation de la capacite de retour en puissance d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
FR2639141B1 (fr) * | 1988-11-14 | 1991-02-01 | Framatome Sa | Procede de pilotage de reacteur nucleaire a eau sous pression et reacteur nucleaire en faisant application |
FR2665014B1 (fr) * | 1990-07-17 | 1992-09-18 | Framatome Sa | Procede et dispositif de protection d'un reacteur nucleaire. |
WO2003025952A1 (en) * | 2001-09-14 | 2003-03-27 | Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited | A method of operating a nuclear power plant and a nuclear power plant |
US7596198B1 (en) | 2005-04-01 | 2009-09-29 | Westinghouse Electric Co Llc | Over temperature and over power delta temperature operating margin recovery method and reactor system employing the same |
DE102005030485A1 (de) * | 2005-06-28 | 2007-01-04 | Framatome Anp Gmbh | Pumpenvorrichtung für kerntechnische Anlagen |
JP4585527B2 (ja) * | 2006-03-02 | 2010-11-24 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 原子炉システムのトリップ制御方法及び原子炉システム |
KR101119548B1 (ko) * | 2007-08-21 | 2012-03-13 | 미쯔비시 헤비 인더스트리즈 리미티드 | 축방향 출력분포 제어방법, 축방향 출력분포 제어시스템 및 축방향 출력분포 제어프로그램 |
US8953732B2 (en) * | 2010-12-09 | 2015-02-10 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor internal hydraulic control rod drive mechanism assembly |
US8699653B2 (en) * | 2011-10-24 | 2014-04-15 | Westinghouse Electric Company, Llc | Method of achieving automatic axial power distribution control |
FR2985363B1 (fr) * | 2011-12-29 | 2015-01-30 | Areva Np | Procede de pilotage d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
JP2013192195A (ja) * | 2012-02-16 | 2013-09-26 | Denso Corp | 音響装置 |
FR3008220B1 (fr) * | 2013-07-04 | 2015-08-14 | Areva Np | Procede de pilotage en prolongation de cycle d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
FI3966837T3 (fi) * | 2019-05-07 | 2023-06-15 | Framatome Gmbh | Painevesiydinreaktorin hallintamenetelmä ja sen mukainen hallintajärjestelmä |
CN111508620B (zh) * | 2020-04-30 | 2023-03-24 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆机动性自调节方法 |
CN111724920A (zh) * | 2020-05-21 | 2020-09-29 | 岭东核电有限公司 | 核电站反应堆寿期末降功率的轴向功率偏差控制方法 |
CN113707348B (zh) * | 2020-05-22 | 2024-02-27 | 华龙国际核电技术有限公司 | 核电厂安全因素的确定方法及装置 |
Family Cites Families (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE568438A (sv) * | 1957-06-12 | |||
US3070536A (en) * | 1958-08-29 | 1962-12-25 | Babcock & Wilcox Ltd | Plant including nuclear reactor |
NL244977A (sv) * | 1958-11-04 | 1900-01-01 | ||
US3247069A (en) * | 1960-07-13 | 1966-04-19 | Combustion Eng | Control of nuclear power plant |
US3276965A (en) * | 1963-06-17 | 1966-10-04 | Internuclear Company | Single pass superheat reactor |
GB880489A (en) * | 1964-02-24 | 1961-10-25 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
US3423285A (en) * | 1966-01-27 | 1969-01-21 | Westinghouse Electric Corp | Temperature control for a nuclear reactor |
US3630839A (en) * | 1968-11-26 | 1971-12-28 | Westinghouse Electric Corp | System and method for operating a boiling water reactor-steam turbine plant |
US3700552A (en) * | 1969-11-19 | 1972-10-24 | Babcock & Wilcox Co | Nuclear reactor with means for adjusting coolant temperature |
US3998693A (en) * | 1970-11-23 | 1976-12-21 | Combustion Engineering, Inc. | Thermal margin control |
US3799839A (en) * | 1971-01-07 | 1974-03-26 | Gen Electric | Reactivity and power distribution control of nuclear reactor |
US3920513A (en) * | 1973-04-18 | 1975-11-18 | Westinghouse Electric Corp | Protection system for a nuclear reactor |
US4000037A (en) * | 1973-11-28 | 1976-12-28 | Westinghouse Electric Corporation | Reactor-turbine control for low steam pressure operation in a pressurized water reactor |
US4057463A (en) * | 1974-08-29 | 1977-11-08 | Westinghouse Electric Corporation | Method of operating a nuclear reactor which maintains a substantially constant axial power distribution profile with changes in load |
-
1977
- 1977-01-19 US US05/760,490 patent/US4222822A/en not_active Expired - Lifetime
-
1978
- 1978-01-07 DE DE19782800552 patent/DE2800552A1/de not_active Withdrawn
- 1978-01-09 GB GB726/78A patent/GB1544399A/en not_active Expired
- 1978-01-16 CA CA294,975A patent/CA1097441A/en not_active Expired
- 1978-01-18 JP JP53003429A patent/JPS59800B2/ja not_active Expired
- 1978-01-18 CH CH51878A patent/CH625362A5/de not_active IP Right Cessation
- 1978-01-18 IT IT19379/78A patent/IT1092108B/it active
- 1978-01-18 FR FR7801359A patent/FR2378335A1/fr active Granted
- 1978-01-18 SE SE7800614A patent/SE436810B/sv not_active IP Right Cessation
- 1978-01-18 ES ES466129A patent/ES466129A1/es not_active Expired
- 1978-01-19 BE BE184461A patent/BE863090A/xx not_active IP Right Cessation
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE2800552A1 (de) | 1978-07-20 |
ES466129A1 (es) | 1979-02-01 |
CH625362A5 (sv) | 1981-09-15 |
IT7819379A0 (it) | 1978-01-18 |
GB1544399A (en) | 1979-04-19 |
CA1097441A (en) | 1981-03-10 |
BE863090A (fr) | 1978-07-19 |
US4222822A (en) | 1980-09-16 |
FR2378335B1 (sv) | 1984-07-06 |
JPS5390590A (en) | 1978-08-09 |
IT1092108B (it) | 1985-07-06 |
JPS59800B2 (ja) | 1984-01-09 |
SE7800614L (sv) | 1978-07-20 |
FR2378335A1 (fr) | 1978-08-18 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
SE436810B (sv) | Forfarande vid drift av en kernreaktor for astadkommande av belastningsfoljning | |
US4075059A (en) | Reactor power reduction system and method | |
US3255084A (en) | Method and apparatus for control of a nuclear power plant | |
US4399095A (en) | Protection and control system for a nuclear reactor | |
Planchon et al. | The experimental breeder reactor II inherent shutdown and heat removal tests—results and analysis | |
US3423285A (en) | Temperature control for a nuclear reactor | |
US4088182A (en) | Temperature control system for a J-module heat exchanger | |
JPH0549076B2 (sv) | ||
US4000037A (en) | Reactor-turbine control for low steam pressure operation in a pressurized water reactor | |
EP0200999B1 (en) | Controlling a nuclear reactor with dropped control rods | |
US4050418A (en) | Control system for steam generator | |
US4129475A (en) | Method of operating a nuclear reactor | |
US3247073A (en) | Multi-pass, vapor moderated and cooled nuclear reactor and method of operating to variably moderate and control same | |
Ishiwatari et al. | Improvements of feedwater controller for the super fast reactor | |
US2989453A (en) | Pressure system control | |
Nakatsuka et al. | Control of a fast reactor cooled by supercritical light water | |
US3070536A (en) | Plant including nuclear reactor | |
US3947319A (en) | Nuclear reactor plants and control systems therefor | |
KR960013028B1 (ko) | 과열비 경보 한계치의 결정 방법, 상기 방법의 실행 장치 및 원자로의 제어 방법 | |
CN111052260A (zh) | 包括阈值的放宽的监测核堆芯的方法以及关联的程序、支架和核反应堆 | |
Yi et al. | Startup thermal analysis of a high-temperature supercritical-pressure light water reactor | |
JPH09171093A (ja) | 加圧水型原子炉を核沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護する方法及び装置 | |
EP0228857B1 (en) | Dropped control rod protection insensitive to large load loss | |
KR810001338B1 (ko) | 로오드 폴로우를 조절하기 위한 원자로 운전방법 | |
US20080317191A1 (en) | Operating method of nuclear reactor and nuclear power generation plant |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NAL | Patent in force |
Ref document number: 7800614-5 Format of ref document f/p: F |
|
NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 7800614-5 Format of ref document f/p: F |