DE2715433A1

DE2715433A1 - Verfahren zum schnellabsenken der leistung eines kernreaktors

Info

Publication number: DE2715433A1
Application number: DE19772715433
Authority: DE
Inventors: Stephen James Bruno; Stephen Alfred Dunn; Marvin Raber
Original assignee: Combustion Engineering Inc
Current assignee: Combustion Engineering Inc
Priority date: 1976-04-28
Filing date: 1977-04-06
Publication date: 1977-11-10
Also published as: DE2715433B2; JPS52132295A; US4075059A; FR2349922B1; FR2349922A1; ES458261A1; GB1577261A

Description

Beschreibung zum Patentgesuch

der Firma Combustion Engineering, Inc., Windsor, Conn. o6o95/USA

betreffend:

"Verfahren zum Schnellabsenken der Leistung eines Kernreaktors"

Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zum Schnellabsenken der Leistung eines Kernreaktors. Insbesondere bezieht sie sich auf ein Verfahren, das die beschleunigte Leistungsverringerung ermöglicht bei Auftreten eines Ereignisses, bei dem eine plötzliche sprunghafte Absenkung der Reaktorleistung, jedoch ohne vollständige Reaktorstillsetzung erforderlich ist.

Ein moderner Leistungskernreaktor ist eine komplizierte Kombination aus zahlreichen, in sich komplizierten und miteinander verknüpften Komponenten und Systemen. Während des Normalbetriebes des Leistungsrehaktors ist es nicht ungewöhnlich, daß unerwünschte Ereignisse eintreten, etwa der Ausfall einer der Komponenten oder eines Systems, welche Ereignisse, wenn man sie außer Acht ließe, ernsthaft die Sicherheit und/oder Betriebsbereitschaft der Kernkraftanlage gefährden würden. Deshalb müssen Kontrollsysteme entwickelt werden für die Steuerung des Reaktorsystems auch im Falle solcher Ereignisse. Die die Leistung erzeugenden Cores von Kernreaktoren werden normalerweise in einer von zwei Wegen gesteuert: (1) Langsames Bewegen von einzelnen Steuerstäben oder Gruppen von Steuerstäben in das Core hinein oder aus

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dem Core heraus, um die Leistungsregelung des Reaktors vorzunehmen oder (2) Schnelleinführen oder Einwerfen von Steuerstäben in das Core, um eine Notabschaltung des Reaktors \orzunehmen. Diese zweite Steuerungsart wird als Reaktorschnellabschaltung bezeichnet ("reactor scram" oder "control rod scram"). Obwohl viele der möglichen unerwünschten Ereignisse, die im Normalbetrieb auftreten können, höchstens nur eine Schnellabsenkung des Leistungspegels erfordern, war die konventionelle Reaktion auf solche unerwünschten Ereignisse, den Reaktor so schnell wie möglich durch Einwerfen der Steuerstäbe in das Core stillzusetzen. Der Hauptgrund für diese übertriebene und manchmal unnötige Reaktion ist, daß die Steuerstäbe normalerweise nicht schnell genug in das Core eingeführt werden können, selbst wenn man sie mit maximaler Einführungsgeschwindigkeit betreibt, um der erforderlichen beschleunigten Leistungsabsenkung zu genügen. Ein vollständiges Einwerfen kann man andererseits nicht anwenden, ohne den Reaktor vollständig stillzusetzen. Eine vollständige Reaktorstillsetzung ist üblicherweise aber unerwünscht, da der Reaktorausfall den stetigen Betrieb eines elektrischen Netzes unterbricht und Ursache werden kann für eine Anzahl von weiteren unerwünschten Ereignissen. An erster Stelle ist hier zu nennen die plötzliche Änderung der Reaktivität durch die Schnellbetätigung der Steuerelemente, was zu einem thermischen Schock im gesamten Reaktorsystem führt. Dieser thermische Schock wirkt sich am meisten auf die Brennstoffelemente des Reaktors aus, was gerade die Stelle ist, wo der Schock am wenigsten erwünscht ist. An zweiter Stelle ergibt sich eine unerwünschte Störung für das elektrische Netz, mit dem die Kernkraftanlage verbunden ist. An dritter Stelle kann ein vollständiges Stillsetzen später eine verzögerte erneute Betriebsaufnahme des Leistungsreaktors bewirken infolge einer Xenonvergiftung des Reaktorcores.

Es ist nicht ungewöhnlich, daß die Notwendigkeit für eine sofortige Leistungsverringerung weit entfernt ist von

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dem Erfordernis einer vollständigen Reaktorabschaltung. In solchen Fällen ist die Teilverringerung des Leistungspegels zulässig, solange die Leistungsverringerung dazu führt, daß der Reaktor innerhalb des sicheren Betriebszustandes bleibt. Wenn man demgemäß eine beschleunigte Leistungsteilabsenkung vornehmen kann, so läßt sich häufig eine vollständige Reaktorabschaltung vermeiden. In diesem Falle können die Betriebspersonen des Reaktors in der Lage sein, den ursprünglich aufgetretenen Fehler zu diagnostizieren und zu korrigieren, was es ermöglicht, sofort wieder zur vollen Reaktorleistung zurückzukehren mit einem Minimum der unerwünschten Folgen, die oben beschrieben wurden. Um deshalb die Reaktorbetriebsfähigkeit zu verbessern, besteht eine Notwendigkeit, ein System zu schaffen, das in der Lage ist, auf bestimmte Ereignisse zu reagieren, wie etwa dem Ausfall einer von zwei Dampferzeugerspeisewasserpumpen, in dem die Leistung schnell abgesenkt wird, ohne den Reaktor vollständig stillzusetzen.

Die Reaktordynamik und die Reaktorphysik führen dazu, daß zwei Faktoren zu berücksichtigen sind, wenn eine beschleunigte Leistungsreduktion vorgenommen wird: Die erste Größe ist die Reaktorendleistung und die zweite ist die Leistungsverteilung im Core. Der Reaktorleistungspegel kann ausgedrückt werden als mittlere Leistung des Cores oder als gesamte Leistung, die in irgendeinem Zeitpunkt von dem Reaktor erzeugt wird. Die Coreleistungsverteilung, die üblicherweise als "peaking factor" (Spitzenfaktor) ausgedrückt wird, ist eine konventionelle und bekannte Größe, die in der Reaktorphysik angewandt wird, und bildet ein Maß für den Grad der Abweichung der örtlichen Leistung von der mittleren Coreleistung. Demgemäß ist der "peaking factor" definiert als das Verhältnis der örtlichen Spitzenleistung zu der mittleren Leistung des Cores.

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Jedes der zahlreichen Ereignisse, das die Notwendigkeit für eine beschleunigte Leistungsreduktion hervorrufen kann, ist einem charakteristischen Leistungspegel zuzuordnen, auf den die Leistung abgesenkt werden muß, damit der Reaktor kritisch bleibt, ohne die Reaktorsicherheit oder die Systemgrenzwerte zu gefährden. Beispiele typischer Ereignisse, welche eine beschleunigte Leistungsverringeruna erfordern, sind: Teilweise oder vollständige Lastverweigerung, Ausfall einer Reaktorkühlmittelpumpe, Abweichung einer Steuerelementbaugruppe (control element assembly = CEA) von der ihr zugeordneten Position (einschließlich einer heruntergefallenen CEA) und Ausfall einer Dampferzeugerspeisewasserpumpe. Die nachfolgende Erläuterung bezieht sich vorzugsweise auf ein Ereignis, bei dem eine Dampferzeugerspeisewasserpumpe ausfällt, doch ist im Auge zu behalten, daß eine beschleunigte Leistungsverringerung vorgesehen werden kann für jedes andere solche Ereignis auch.

Bei Auftreten eines Ausfalls einer Dampferzeugerspeisewasserpumpe wird die Strömung des Sekundärkühlmittels oder Arbeitsfluids zu dem Dampferzeuger verringert, da die verbleibende Pumpe nicht in der Lage ist, 100 % des von dem Dampferzeuger benötigten Speisewassers zu liefern. Wenn dies eintritt, verbraucht der Dampferzeuger Wasser (in dem es verdampft wird) schneller als das Wasser im Dampferzeuger wieder ersetzt werden kann, was zu einem entsprechenden Absinken des Wasserpegels im Dampferzeuger führt. Diese Situation kann nicht sehr lange toleriert werden, bevor der Reaktor und die Turbine ein Notsignal auslösen, das repräsentativ ist für einen zu niedrigen Wasserpegel im Dampferzeuger. Wenn die Reaktorleistung sofort und schnell auf ein entsprechendes Maß zurückgeführt wird, wird jedoch die Fähigkeit des Dampferzeugers, Dampf zu erzeugen, verringert, was es erlaubt, ein Reaktor-Turbinen-Notsignal wegen eines zu niedrigen Dampferzeugerwasserpegels zu vermeiden. In einer typischen Kernkraftanlage,

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bei der zwei Speisewasserpumpen mit jeweils 65 % der qesamten Speisewasserdurchflußkapazität für jeden Damp^Ferzeuqer vorciesehen sind, ist die verrinqerte Leistunq erforderlich qeworden durch den Ausfall einer Speisewasserpumpe, um eine Reaktorschnellabschaltunq zu vermeiden, 75 % der Reaktorqesamtleistunq. Diese Leistunqsgrenze, die einen fortgesetzten Reaktorbetrieb trotz Ausfalls einer Speisewasserpumpe ermöqlicht, wird bestimmt durch die Kapazität der Pumpen des Systems und die Kennwerte des Dampferzeugers. In ähnlicher Weise werden die Leistungsgrenzwerte entsprechend den anderen Ereignissen, die eine Leistungsschnellabsenkuna erfordern, bestimmt aus Überlegungen bezüglich der Dynamik und der Charakteristik der verschiedenen Teile des gesamten Kernkraftdampferzeugungssystems.

Soweit bekannt, haben sich die bekannten Verfahren,gemäß denen der Reaktor in einem kritischen Zustand gehalten werden sollte, während auf Ereignisse reagiert wurde, die eine schnelle Leistungsverringerunq erforderten, indem man Steuerstäbe einführte, primär konzentriert auf die schnelle Reduktion der Leistung, um sich eng an die begrenzte Leistung anzupassen, während die Überlegungen bezüglich der Coreleistungsverteilung im wesentlichen ignoriert wurden. Insofern ist anzunehmen, daß die bekannten Verfahren entweder in ernsthafter Weise die Leistungsfähigkeit des Reaktors begrenzen mußten, oder in ernsthafter Weise eine Gefahr für die Reaktorbetriebsgrenzwerte beinhalteten. Die zweite Alternative ist offensichtlich nicht akzeptabel, da, wenn die peaking factors oder die Leistungsverteilung die ihnen zugeordneten Grenzwerte überschreiten, die Möglichkeit besteht, die Brennstoffstäbe im Core zu überhitzen mit daraus resultierender Beschädigung des Brennstoffs. Eine solche Beschädigung führt zu einer Kontamination des Kühlmittels und des Kühlmittelsystems mit radioaktiven Spaltprodukten. Beim Auftreten einer

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solchen Kontamination muß der Reaktor stillqesetzt werden, und die beschädigten Brennstoffstäbe müssen ersetzt werden. Wenn solche unerwünschten Konsequenzen das Resultat wären, so wäre das direkte Ergebnis der beschleunigten Leistungsabsenkung gemäß einem solchen Verfahren ein größerer Verlust in Reaktorbetriebszeit und Verdienst für das Unternehmen, das den Reaktor begtreibt, als wenn man den Reaktor einfach im Wege der Schnellabschaltung stillsetzte. Mit anderen Worten, wäre das Ergebnis eines solchen Verfahrens für den Betrieb eines Kernreaktors eher eine Verschlechterung als eine Verbesserung.

Es ist möglich, einen Kernnaktor in einer Art und Weise zu betreiben, die eine beschleunigte Leistungsverringerung gestattet mit maximaler Anpassung an die Leistungsgrenzwerte und mit minimaler Notwendigkeit, die Leistungsverteilung zu beobachten, wie jedoch oben erwähnt wurde, ergibt sich daraus eine erhebliche Beeinträchtigung der Reaktorleistungsfähigkeit. Diese denkbare Methode des Betriebes ist die folgende. Der Reaktor wird mit einer so großen Sicherheitsmarge zu den Reaktorbetriebsgrenzwerten gefahren, daß die verzerrte Leistungsverteilung, die sich aus dem Einführen der ausgewählten Steuerstäbe ergibt, nicht zu einem überschreiten dieser Grenzwerte führen kann. Um dies jedoch zu tun, muß der Reaktor auf einem Betriebsleistungspegel gefahren werden, der erheblich niedriger ist als der maximale Leistungspegel, der von dem Reaktor erzielbar wäre, und es ergibt sich eine erhebliche dauernd wirkende Beeinträchtigung des Betriebswirkungsgrades. Diese Beschränkung ist sehr erheblich fdür die Leistungsfähigkeit, da die Leistungsbegrenzung während der gesamten normalen Betriebszeit des Reaktors aufrechterhalten bleibten muß im Hinblick auf die Tatsache, daß zu irgendeinem Zeitpunkt während des Normalbetriebes des Reaktors eine beschleunigte Leistungsabesenkung erforderlich werden könnten.

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Ein bekanntes System scheint diese Beschränkung zu akzeptieren, herrüührend von einem System für die Auslösunq einer Leistunqsschnellabsenkunq, ohne daß auf die Leistunasverteilung Rücksicht aenommen wird. Bei diesem bekannten System reagiert man auf einen Lastausfall oder einen Ausfall einer Primärkühlmittelpumpe mit dem Einwerfen zunächst eines Paares von Stäben, die symmetrisch und in Querrichtung des Kernes gesehen, entfernt voneinander angeordnet sind. Es ist anzunehmen, daß schon vom Prinzip her dieser Steuerstabeinwurf ernsthaft die Leistungsverteilung im Core stört. Nach dem Einwerfen der Steuerstäbe wird die Coreleistung erfaßt, und wenn nach etwa 3 Sekunden festgestellt wird, daß das Einwerfen der ersten Steuerstäbe unzureichend war, die Leistung unter den gewünschten begrenzten Leistungspegel abzusenken, wird ein zweites Paar von Steuerstäben eingeworfen. Nach weiteren 3 Sekunden wird die Situation wiederum überprüft, und auf diese Weise können bis zu vier Paaren von Steuerstäben nacheinander in das Core eingeworfen werden. Dieses Verfahren hat den Vorteil, daß die Reaktivität der Paare von einzuwerfenden Steuerstäben klein sein kann, so daß durch Verwendung kleiner Inkremente von Reaktivität erwartet werdeön kann, daß die Endleistung ziemlich dicht bei der begrenzten Leistung liegt, die verlangt wird in Übereinstimmung mit dem jeweils auftretenden Ereignis, das die Leistungsschnellverringerung erfordrerlich machte. Dieses Verfahren hat jedoch den ernsten Nachteil, daß durch das Einwerfen zweier Steuerstäbe gleichzeitig die Leistungsverteilung erheblich gestört wird, und die Brennstoffkonstruktionsgrenzwerte überschritten werden können, falls nicht die Ausgangsleistung bereits wie oben beschrieben auf einem niedrigeren Wert festgelegt würde. Ein zusätzlicher Nachteil besteht darin, daß durch Einwerfen von Paaren von Steuerstäben das Core in ungleichförmiger Weise ausbrennt, was zu Ungewißheiten bezüglich der Ausbrennlebensdauererfassung und -berechnung führen kann und zu Begrenzungen bezüglich

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der Leistungsmanövrierfähigkeit oder des Reaktorbetriebes gegen das Ende der Lebensdauer des Reaktorcores.

Aufgabe der Erfindung ist es, ein Verfahren zum Schnellabsenken der Leistung eines wassergekühlten mit in das Reaktorcore einführbaren Steuerstäben ausgerüsteten Kernreaktors zu schaffen, bei dem weder eine Gefährdung durch lokales überhitzen innerhalb des Cores eintreten kann, noch eine Begrenzung hinsichtlich des normalen Betriebsleistungspegels einzuhalten ist.

Die Lösung dieser Aufgabe ergibt sich aus dem Patentanspruch 1, wobei die Unteransprüche zweckmäßige Weiterbildungen des Verfahrens definieren.

Es hat sich nämlich gezeigt, daß die Leistungsverteilung nicht so ohne weiteres ignoriert werden kann, wie es offenbar bei den bekannten Verfahren der Fall war. Gemäß der Erfindung wird demgemäß die beschleunigte Leistungsabsenkung oder Schnellabsenkung bewirkt durch Einwerfen von Gruppen von Regelstäben (d.h. jener Steuerstäbe, die für die normale Betriebsregelung des Reaktors vorgesehen sind).,¹ und zwar in deren vorher festgelegter Regelungssequenz oder -abfolge. Diese Regelgruppen und die Einführungssequenz werden vorher festgelegt,und zwar so, daß der Einfluß auf die radiale Leistungsverteilung minimal gehalten wird. Das Verfahren gemäß der Erfindung kann so ausgeführt verden, daß in einem ersten Schritt die Leistungsverringerung berechnet wird, die bei Auftreten eines solchen Ereignisses erforderlich wird, wie etwa des Ausfalls einer von zwei Dampferzeugerspeisewasserpumpen. Nachdem die Größe der erforderlichen Leistungsabsenkung bestimmt worden ist, werden die Steuerstäbe, die erforderlich sind, um die Reaktorleistung unter die maximal zulässige Leistung abzusenken, je nachdem die Leistungsabsenkung erfordernden Ereignis, ausgewählt, und zwar mit den Prioritäten

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der ausgewählten Steuerstabeinführungssequenz. Das bevorzugte Verfahren für die Durchführung der Erfindung ist eine Berechnung mit offener Kette, bei der der Effekt auf die Leistung der verschiedenen Steuerstabeinführungen vorausberechnet wird, um alle diejenigen Steuerstäbe festzulegen, die erforderlich sind, um die Leistung unter den maximal zulässigen Leistungspegel abzusenken, wonach die entsprechende Anzahl von Steuerstäben,im wesentlichen alle gleichzeitig,eingeführt wird.

Die Erfindung wird nachfolgend unter Bezugnahme auf die beigefügten Zeichnungen näher erläutert.

Fig. 1 ist ein Diagramm,in dem die programmierte

mittlere Kühlmitteltemperatur in Abhängigkeit von der Reaktorleistung dargestellt ist, wobei die Steigung der Probe mit dem Symbol S bezeichnet ist,

Fig. 2 zeigt ein Diagramm der Abhängigkeit des Moderatortemperaturkoeffizienten der Reaktivität in Abhängigkeit von der Borsäurekonzentration,

Fig. 3 zeigt die Brennelementtemperatur in Abhängigkeit von der Reaktorleistung mit einer linearen Annäherung,

Fig. 4 zeigt ein Diagramm zur Darstellung ders

Steuerstabreaktivitätswertes von der Steuerstabeinführung für einen typischen Reaktor sowie eine lineare Näherung dieser Funktion,

Fig. 5 zeigt als Blockbild eine Anlage mit den Steuereinrichtungen zur Durchführung des Verfahrens gemäß der Erfindung, wobei Einrichtungen vorgesehen sind für das Auslösen einer Leistungsschnellabsenkung durch Vergleich der Endleistung mit einer maximal zulässigen Endleistung, und

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Fig. 6 ist eine Darstellung ähnlich Fig. 5 mit Einrichtungen zur Auslösung einer Leistungsschnellabsenkung durch Vergleich der gewünschten Leistungsänderung mit der tatsächlichen Leistungsänderung, hervorgerufen durch das Einführen ausgewählter Stäbe.

Wenn eine Schnellabsenkung der Reaktorleistung verlangt wird, und dadurch herbeigeführt werden soll, daß Steuerstäbe in das Reaktorcore eingeworfen werden, wie dies gemäß der Erfindung vorgesehen ist, so wird der Grad der erforderlichen Leistungsabsenkung bestimmt durch das Ereignis, durch das diese Notwendigkeit hervorgerufen wird. Wenn beispielsweise eine von zwei Hauptdampferzeugerspeisewasserpumpen eine Betriebsunterbrechung hat, dann wird der maximale Leistungspegel, bei dem der Reaktor arbeiten kann, bestimmt durch die Förderkapazität der verbleibenden Pumpe. Die Differenz zwischen dem Leistungspegel, bei dem der Reaktor ursprünglich arbeitet,und dem maximal zulässigen Leistungspegel, nach dem dieses Ereignis eingetreten ist, ist die minimal erforderliche Leistungsverringerung für diesen Fall. Der maximale Leistungspegel nach dem betreffenden Ereignis oder die minimal erforderliche Leistungsabsenkung ist eine der drei Bestimmungsgrößen für die Auswahl der einzuwerfenden Steuerstäbe. Das heißt, der Einfluß der ausgewählten Steuerstäbe auf die Reaktorleistung muß so sein, daß sie zu einer Leistungsminderung führt, die mindestens so groß ist wie die minimal erforderliche Leistungsabsenkung. Der maximal zulässige Leistungspegel nach dem Ereignis ist derjenige Leistungspegel, oberhalb dem die Reaktorschutz- oder Anlagensicherheitssysteme eine automatische Schnellabschaltung einleiten würden, wenn der Betrieb des Systems fortgesetzt würde.

Wenn eine Leistungsschenellabsenkung vorgenommen wird, ist es wünschenswert, den Einfluß der Leistungsabsenkung minimal zu machen, so daß der Reaktor danach mit dem höchstmöglichen Leistungspegel arbeitet, ohne jedoch tatsächlich den maximal

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zulässigen Leistungspegel zu überschreiten, der durch das auslösende Ereignis vorgegeben ist. Es liegt jedoch in der Natur des Reaktors, daß es nicht immer möglich ist, eine optimale Leistungsabsenkung zu erzielen, da der Effekt irgendeines gegebenen Satzes von Steuerstäben auf die Reaktorleistungsverringerung sich ändert, je nach dem Ausbrennzustand des Reaktorcores. Ein Satz von Steuerstäben, der eine akzeptierbare Leistungsverringerung nahe dem Ende der ausnutzbaren Lebensdauer des Reaktorcores erzeugen würde, kann demgemäß zu Beginn da: Corelebensdauer den Reaktor tatsächlich stillsetzen. Es ist deshalb außerdem erforderlich, die maximal zuölässige Leistungsverringerung festzulegen, die sich ergibt, wenn die Steuerstäbe in das Reaktorcore eingeworfen werden, so daß die beschleunigte Leistungsverringerung den Reaktor nicht vollständig abschaltet.

Zusätzlich zu den beiden oben beschriebenen Bemessungsgrößen gibt es einen weiteren Faktor, der - wie bereits oben diskutiert - Berücksichtigung finden muß. Dieser Faktor ist der Einfluß des Einführens von Steuerstäben auf die räumliche Leistungsverteilung innerhalb des Reaktorcores. Im allgemeinen sind Druckwasserreaktoren so ausgelegt, daß die Leistungserzeugung am gleichförmigsten ist, wenn keine Steuerstäbe in das Reaktorcore eingeführt sind. Deshalb wird die örtliche oder räumliche Leistungsverteilung des Reaktorcores ungleichförmiger bei Einführung von Steuerstäben. Um eine Beschädigung des Reaktorcores zu vermeiden, ist es wünschenswert, die Coreleistungsverteilung so gleichförmig wie möglich zu halten. Deshalb sollen die für eine Reaktorleistungsschnellabsenkung verwendeten Steuerstäbe so ausgewählt werden, daß sie zu einer minimalen Verzerrung der Reaktorleistungsverteilung führen.

Um das Maß zu definieren, in dem die Reaktorleistungsverteilung ungleichförmig ist, verwendet man das Konzept des "radialen peaking factors", (radialer Spitzenfaktor) Der radiale peaking factor ist definiert als das Verhältnis der Gesamtleistung, erzeugt in dem heißesten Brennstab oder

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Brennelement,zu der in einem durchschnittlichen Brennstab oder Brennelement erzeugten. Die Hitze, erzeugt in dem heißesten Brennstoffelement, ist proportional dem Produkt der Reaktorleistung, multipliziert mit dem radialen peaking factor. Um eine Brennstoffbeschädigung zu vermeiden, wenn die ausgewählten Steuerstäbe in das Reaktorcore eingeworfen werden, ist es wünschenswert, daß die im heißesten Brennstoffelement erzeugte Hitze nicht steigt. Ein wichtiger Aspekt der vorliegenden Erfindung besteht demgemäß darin, daß die einzuwerfenden Steuerstäbe für eine beschleunigte Leistungsabsenkung auf der Basis ausgewählt werden, daß das Produkt des radialen peaking factors und der Reaktorleistung nicht steigt infolge des Einwerfens dieser ausgewählten Steuerstäbe.

Es ist bei der Konstruktion von Kernreaktoren üblich gewesen, daß ein Satz von Steuerstäben oder eine Sequenz von Steuerstäben, als Regelstäbe bezeichnet, für die normale Steuerung des Reaktors vorgesehen ist. Um die Reaktorsteuerung durchzuführen, werden diese Regelstäbe in das Reaktorcore eingeführt bzw. herausgezogen, und zwar mit relativ geringer Geschwindigkeit. Es ist das Charakteristikum der wünschenswerten Reaktorsteuerung, daß das Einführen der Regelstäbe in das Reaktorcore auch zu einer minimalen Verzerrung der Reaktorleistungsverteilung führt. Gemäß der Erfindung wird demgemäß die Tatsache ausgenutzt, daß die Begrenzung durch den radialen peaking factor automatisch erfüllt wird durch Verwendung der Sequenz von Regelstäben, die normalerweise für die Regelung der Reaktorleistung Anwendung finden. Solange also die Steuerstäbe in das Core in derselben Sequenz eingeworfen werden, in der sie normalerweise in das Reaktorcore langsam eingeführt würden, wird die Bedingung bezüglich der Leistungsverteilung erfüllt, und nur die beiden Bedingungen bezüglich des Ausmaßes der Leistungsverringerung, wie oben beschrieben, müssen erfüllt werden. Die folgende Erläuterung bezieht sich auf eine Einrichtung für die automatische Bebimmung, welche Untergruppe der Normalsequenz von Steuerstabgruppen diese beiden Bedingungen erfüllt.

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Die Wirksamkeit von Steuerstäben hinsichtlich der Veränderung der Reaktorleistung wird normalerweise als Steuerstabreaktivität ausgedrückt. Wenn die Steuerstäbe in das Reaktorcore eingeworfen werden, stabilisiert sich der Reaktor bei einem Leistungspegel und bei einer Temperatur derart, daß die Gesamtreaktivität Null ist. Demgemäß muß der Steuerstabreaktivitätseffekt ausbalanciert werden durch irgendwelche gleichen, aber entgegengerichteten Effekte. Kurzzeitig gesehen (d.h. über Perioden, die kleiner oder gleich wenigen Stunden sind), werden diese entgegengesetzten Effekte herorgerufen durch die Verringerung in der mittleren Temperatur des Reaktorbrennstoffes, und in der mittleren Temperatur des Reaktorkühlmittels. Diese Änderung der Coreaktivitäten infolge einer Änderung der Brennstofftemperatur wird als Doppler-Reaktivitätsänderung bezeichnet, während die Änderung der Reaktivität infolge einer Änderung der mittleren Kühlmitteltemperatur als Moderator-Reaktivitätsänderung bezeichnet wird. Der Kurzzeitreaktivitätsausgleich,der oben beschrieben wurde, kann durch die folgende Gleichung ausgedrückt werden:

(D cfp _R + Sp _Ό + JJj _w = ο

(f ο die Steuerstabreaktivitätsänderung (S P η ^die Doppler-RBeaktivitätsänderung, und TV) „ die Moderator-Reaktivitätsänderung bedeuten.

Der Steuerstabreaktivitätswert ist bekannt, bevor der Reaktor in Betrieb genommen wird, aufgrund von detallierten Computerberechnungen, und wird natürlich durch Tests zu Beginn des Reaktorbetriebes verifiziert. Deshalb kann der Effekt des Steuerstabeinwerfens bezüglich der Reaktorleistungsverringerung vorhergesagt werden durch Inbeziehungsetzen der beiden Ausrücke Sp _D und So _w ^zu den Änderungen in der Reaktorleistung.

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Die Moderatortemperatur wird normalerweise auf einen Wert gesteuert, der programmiert ist als eine Funktion der Leistung (siehe Fig. 1). Dieses Konzept ist näher ausgeführt in US-PS 3.423.285. Wenn der Reaktor in ähnlicher Weise gefahren wird, wie in dieser Druckschrift beschrieben, dann beziehen sich Änderungen der Reaktorleistung direkt auf Änderungen der Moderatortemperatur, und es ist nur erforderlich, die Änderungen dieser Temperatur auf die Änderungen in'der Reaktivität zu beziehen. Dies erfolgt normalerweise durch das Konzept des Moderator-Temperaturkoeffizienten der Reaktivität, ausgedrückt wie folgt:

y_w * Moderator-Temperaturkoeffizient der Reaktivität T = Änderung der Moderatortemperatur.

Dier Moderator-Temperaturkoeffizient der Reaktivität ändert sich signifikant mit dem Ausbrennen des Reaktorcores, ist jedoch im wesentlichen eine lineare Funktion der Konzentration von Borsäure, die im Reaktorkühlmittel gelöst ist, wie in Fig. 2 dargestellt.

In ähnlicher Weise können die Veränderungen der gesamten Corereaktivität bei Änderungen der Brennstofftemperatur ausgedrückt werden mittels des Konzepts des Doppler-Koeffizienten der Reaktivität wie folgt:

(3) d>_D = Y_D T_f

worin · _Y^ _ _Doppler__Koeffizient der Reaktivität T- = Änderung der wirksamen Brennstofftemperatur.

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JA -Λ*

Die wirksame oder effektive Brennstofftemperatur selbst ist eine Funktion des Reaktorleistungspegels, wie in Fig. 3 gezeigt. Zwar ist diese Funktion nicht linear, doch kann man sie in den meisten Fällen durch eine lineare Annäherung hinreichend ausdrücken, um auszuwählen, welche Steuerstäbe für eine schnelle Leistungsabsenkung einzuwerfen sind.

Bei Verwendung dieser Konzepte kann ein Ausdruck für die Leistungsänderung infolge eines Steuerstabeinwerfens abgeleitet werden wie folgt:

- K

Reaktorendleistuna nach Einwerfen des Steuerstabes

B. = ursprüngliche Reaktorleistung

K = Änderung der Leistung/Änderung in der Corereaktivität.

(5) K = dB ^

dB

-1

Jb ^w

Änderung der Brennstofftemperatur pro Änderungseinheit in der Reaktorleistung (siehe Fig. 3, und

Neigung der Funktion der programmierten mittleren Kühlmitteltemperatur in Abhängigkeit von der Reaktorleistung (Fig. 1).

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Da der Moderator-Temperaturkoeffizient im wesentlichen eine lineare Funktion der gelösten Borkonzentration ist, kann er ausgedrückt werden wie folgt:

(6) Y_w = /U +■) C_B

C_n = gelöste Borsäurekonzentration ist, und .u und η = Konstanten.

Demgemäß ergibt sich

^K V > ^d

= β + S

worin β eine Konstante ist.

Mit der obigen Gleichung kann Gleichung (4) umgeformt werden zu:

(8) B- = B. — (ß + S f

IX W

+ B. - (ß + S (,u +/1C_n)" 7 °/ϋ

Wenn der Steuerstabreaktivitätswert _ bekannt ist, dann kann die Gleichung (8)nach dem erreichten Reaktorleistungspegel aufgelöst werden nach Einwerfen eines Steuerstabes, indem man nur zwei Messungen vornimmt: Reaktorleistung (B.) und die gelöste Borkonzentration (C_R), welche beide variabel sind, die bei Druckwasserreaktoren normalerweise überawacht werden.

Da gemäß der Erfindung die Regelstäbe immer in das Core in ihrer normalen Einführswequenz eingeworfen werden, wird die erste Gruppe von Stäben in der Sequenz immer eingeworfen, wenn eine Leistungsschnellverringerung erforderlich wird. Deshalb

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braucht die Steuerstabselektionslogik nur festzustellen, ob zusätzliche Steuerstabgruppen in der Sequenz einzuwerfen sind. Fig. 5 und 6 zeigen zwei grundsätzliche Schemata für die Steuerstabgruppenselektion, benötigt für die Entscheidung, ob eine zweite und dritte Steuerstabgruppe einzuwerfen sind.

Fig. 5 zeigt in Diagrammform ein Betätigungssystem für die beschleunigte Leistungsverringerung bei einem Kernreaktor IO. Der Reaktor IO besteht aus einem η Nuklearcore 18, qesteuert von Steuerstäben 20, die ihrerseits betätigt werden von Steuerstabkontrollmechanismen 22. Beim Betrieb eines Druckwasserreaktors wird das Kühlmittel durch das Core 18 zirkuliert, wobei das Core gekühlt und das Kpühlmittel aufgeheizt werden. Dieses erhitzte Primärkühlmittel wird dann durch einen Dampferzeuger 12 geführt, wo es in Wärmeaustausch gelangt mit einem Sekundärkühlmittel, das durch die Sekundärseite des Dampferzeugers 12 zirkuliert. Nach dem Wärmetausch mit dem Sekundärkühlmittel wird das Primärkühlmittel wieder rezirkuliert durch die Reaktorkühlmittelpumpen 19 zurück in den Reaktor 10 und zurück zum Reaktorcore 18.

Das Sekundärkühlmittel - üblicherweise Wasser - wird aus seiner Flüssigphase in seine Dampfphase erhitzt, und dann durch die Turbine 14 geführt. Die Turbine 14 wandelt die Wärmeenergie der verdampften Phase in mechanische Energie um. Das Sekundärkühlmittel wird dann kondensiert und rezirkuliert zum Dampferzeuger 12 mittels der Dampferzeugerspeisewasserpumpen 16. Die Kombination aus Kernreaktor 10 und Dampferzeuger 12 wird üblicherweise als nukleares Dampferzeugersystem bezeichnet,

Das Betätigungssystem für beschleunigte Leistungsverringerung gemäß Fig. 5 wirkt zusammen mit dem Nukleardampferzeugersystem durch Erfassen der Primärkühlmittel hoher Konzentration durch einen Borkonzentrationsanalysator 28 oder ein Boronometer. Das System erfaßt außerdem die mittlere

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Coreleistung des Kernreaktorcores 18 durch einen Neutronenflußdetektor 30 und erfaßt die Position der Steuerstäbe 20 durch den Steuerstabpositionsdetektor 24. Schließlich erfaßt das System den Status des nuklearen Dampferzeugersystems (NSSS) (nuclear steam supply system), so daß das Auftreten eines Ereignisses erfaßt werden kann, das eine beschleunigte Leistungsverringerung erforderlich macht. Ein Beispiel für diese Erfassungsfunktion ist in Fig. 5 dargestellt durch einen Dampferzeugerspeisewasserpumpenmonitor 26. Der Borkonzentrationsanalysator 28, Neutronenflußdetektor 30 und Steuerstabpositionsdetektor 24 sind übliche und bekannte Instrumente auf dem Gebiet der Kernreaktoren; als Beleg wird hier auf die US-PSen 3 578 562, 3 656 o74 und 3 787 697 verwiesen.

Der Pumpenmonitor 26 überwacht die Dampferzeugerspeisewasserpumpe 16, um deren Zustand festzustellen, da ein Ausfall der Pumpe 16 ein Ereignis ist, das Veranlassung gibt, für eine beschleunigte Leistungsverringerung. B Es ist jedoch festzuhalten, daß das Betätigungssystem für beschleunigte Leistungsverringerung auf andere Vorfälle ansprechend ausgebildet sein kann als auf nur den Ausfall der Dampferzeugerspei sewasserpumpe 16. Demgemäß ist der Monitor 26 ausgewählt und zugerichtet, jeweils zur überwachung eines solchen Ereignisses. In dem in Fig. 5 dargestellten Beispiel ist die Dampferzeugerspeisewasserpumpe 16 eine turbinengetriebene Pumpe, die aus dem System herausgenommen wird durch Schnellabfuhr des Arbeitsfluids des Steuersystems der Antriebsturbine. Demgemäß kann der Monitor 26 aus einem elektrischen Schalter bestehen, der ansprechend ausgebildet ist auf das Solenoid für die Betätigung des Ventils,mit dem automatisch das Arbeitsfluid der die Dampferzeugerspeisewasserpumpe antreibenden Turbine abgeleitet wird.

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Wenn ein Ereignis eintritt, das eine beschleunigte Leistungsverringerung notwendig macht, wie eben etwa der Ausfall einer der Speisewasserpumpen 16 für den Dampferzeuger, muß das Betätigungssystem für die beschleunigte Leistungsverringerung ansprechen, um schnell die Leistung des Kernreaktorcores auf einen Wert herabzusetzen, der unter einem maximal zulässigen Wert liegt, wie er bestimmt wird durch das jeweils eingetretene Ereignis, jedoch oberhalb eines bestimmten vorgegebenen unteren Grenzwertes bleibt. Der obere Grenzwert wird vorgegeben durch den Wert der Leistung, oberhalb die normalen Sfeäfeesysteeme Schutzsysteme des Nukleardampferzeugersystems automatisch den Betrieb desselben beenden würden. Der untere Grenzwert wird bestimmt durch die Leistung, unterhalb der der Betrieb des nuklearen Dampferzeugersystems unstabil wird. Gemäß der Erfindung wird die beschleunigte Leistungsverringerung bewirkt dadurch, daß Steuerstäbe oder Gruppen von Steuerstäben schnell in den Kern eingeführt werden auf einer selektiven Basis, ohne den Reaktor vollständig herunterzufahren. Ein Merkmal der vorliegenden Erfindung ist auch, daß die Art und Weise, in der die Steuerstäbe selektiv in das Core eingeworfen werden, der Sequenz folgt, die vorgegeben worden ist für die normale Regelung des Kernreaktors. Wenn demgemäß ein Ereignis eintritt, das eine beschleunigte Leistungsverringerung erfordert (etwa der Ausfall der Dampferzeugerspeisewasserpumpe 16), so erzeugt der Monitor 26 oder ein entsprechender äquivalenter Monitor ein Signal zur Anzeige dafür, daß dieses Ereignis eingetreten ist. Im Ansprechen auf dieses Signal wirft das Betätigungssystem für die beschleunigte Leistungsverringerung eine ausgewählte Anzahl von Steuerstäben 20 in das Reaktorcore 18 ein. Das Signal vom Monitor 26 gelangt zu einem Ereignismonitor 54, der sofort ein Einwurfsignal erzeugt, das dem Steuerstabantriebsmechanismus 22 zugeführt wird, um das Auslösen des ersten Satzes von Steuerstäben 22 zu bewirken. Dieses Auslösesignal entsperrt auch die UND-Gatter 60 und 60', so daß

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zweite und dritte Sätze von Steuerstäben 20 ebenfalls eingeworfen werden können, falls das System dies verlangt. Der Teil des Ereignismonitors 54, der das ursprüngliche Auslösesignal erzeugt, kann aus einem einfachen Stromversorgungssystem und einem Durchlaß-Gatter bestehen, wie einem Flip-Flop, der betätigt wird, bei Eintreffen des Pumpenstatussignals vom Monitor 26.

Der Rest des in Fig. 5 dargestellten Systems dient der Aufgabe festzustellen, ob das Einführen der ersten Serie von Steuerstäben in das Kernreaktorcore 18 hinreichend ist, um die Reaktorleistung auf einen Wert unterhalb der maximal zulässigen schließlichen Leistung (B„) nach dem Ereignis abzusenken, und das Auslösen zusätzlicher Serien von Steuerstäben zu bewirken, falls erforderlich. Der Ereignismonitor 54 oder eine äquivalente Leistungsguelle liefert ein Signal, das repräsentativ ist für die maximal zulässige endgültige Leistungs (B₁JF nach dem Ereiqnis, welche Leistung vorausberechnet worden ist für den Fall des Eintretens eines solchen Ereignisses an einen Komparator, bestehend aus einem Summierglied 56 und einem Komparator 58. Das Summierglied 56 subtrahiert die tatsächliche Endleistung (B^₁), die nach Einführen der ersten Serie erwartet werden könnte, von dem Signal (B„). Die dem Summierglied 56 vorgeschaltete Vorrichtung hat die Funktion, die tatsächliche Endleistung (B_f,) zu berechnen, die erwartet würde nach Einfügen der ersten Serie. Wie oben beschrieben, kann der Effekt des Einwerfens einer Serie von Stäben berechnet werden, wenn man die Borkonzentration des Primärkühlmittels (C_ß), die Coreleistung (B^) und die Position der ersten Serie von Steuerstäben kennt. Das Boronometer 28 überwacht die Borkonzentration des Primärkühlmittels und erzeugt ein Signal (C_D), repräsentativ für die Borkonzentration des Kühlmittels. Dieses Signal wird dann multipliziert mit einer Konstanten η und das Produkt wird addiert zu einer Konstanten ,u in Element 32, um den Moderator-Temperaturkoeffizienten Yy. zu erhalten. Das Element 32

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ist ein kommerziell erhältlicher Addier/Subtrahierkreis, wie etwa der Bell and Howell Typ 19-301 Modul. Der Moderatorkoeffizient Y wird dann im Element 34 dividiert in den

-1 inversen Wert der Neigung der Kurve aus Fig. 1 (S ), wie sie durch das Element 36 vorgegeben ist. Die Division,beiwirkt durch das Element 34, kann ausgeführt werden mittels des Bell and Howell Typ 19-302 Multiplizier/Dividiermoduls, oder mit irgendeinem anderen handelsüblichen äquivalenten Gerät. Das Element 36 kann aus einem einfachen Potentiometer bestehen, das ein Signal proportional dem Kehrwert der Neigung der Fig. 1 (S ) liefert. Das resultierende Signal wird dann in dem Addierkreis 38 zu einer Konstanten (ß) addiert, die geliefert wird von einem Potentiometer 40. Die Addiereinheit 38 kann ein handelsüblicher Baustein sein, etwa der Bell and Howell Typ 19-301 Addier/Subtrahiermodul. Die resultierende Größe (ß + S y^"¹) wird dann multipliziert im Element 42 mit dem Steuerstabwert der ersten Regelstabgruppe. Der Steuerstabwert wird berechnet durch Multiplikation der Position der ersten Regelstabgruppe mit einer entsprechenden Konstanten (K ,) im Element 24, bei dem es sich um ein einfaches Potentiometer handelt kann.

Das resultierende Signal aus Element 42 (Δβ.,) ist repräsentativ für die Leistungsänderung, hervorgerufen durch das Einfügen der ersten Sferie von Stäben. Diese Leistungsänderung (Δβ ^) wird dann subtrahiert von der ursprünglichen Reaktorleistung (B.) in der Subtrahiereinheit 50. Die ursprüngliche Leistung (B.) wird kontinuierlich zugeführt von dem Neutronenflußdetektor 30 und einer an sich bekannten Schaltung 52, die ein Signal erzeugt, das repräsentativ ist für die ursprüngliche Reaktorleistung aus dem Neutronenflußsignal des Detektors 30. Das Resultat der Subtraktion der Leistungsänderung, zu erwarten aus dem Einwerfen der ersten Serie (Δ BJ von der ursprünglichen Reaktorleistung (B.) ist die resultierende Reaktorleistung, die erwartet wird vom

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Einführen der ersten Serie von Steuerstäben (B_f,) . Wie oben beshrleben, wird dieser Wert dann verglichen mit der maximal zulässigen Endleistung nach dem Ereignis (B_M). Wenn der Vergleich erweist, daß B-. größer ist als die maximal zu lässige Endleistung nach dem Ereignis (B ., ist es offensichtlich, daß das Einfügen der ersten Serie von Steuerstäben ungenügend war, die Reaktorleistung auf einen Wert unterhalb der maximal zulässigen Endleistung nach dem Ereignis herabzusetzen. In diesem Falle erzeugt das Element 58 ein digitales Auslösesignal, das dem UND-Gatter 60 zugeführt wird, und ein Signal gelangt über das UND-Gatter 60, um die zweite Serie von Steuerstäben auszulösen. Wenn andererseits (B..) kleiner ist als die maximal zulässige Endleistung nach dem Ereignis, so erzeugt das Element 58 kein Auslösesignal und das UND-Gatter 60 wird nicht betätigt, um das Auslösesignal durchzulassen und die ζ v/ei te Serie von Steuerstäben wird nicht ausgelöst und in das Reaktorcore eingeworfen.

In ähnlicher Weise ermittelt das System nach Fig. 5 auch, ob eine dritte Bank von Steuerstäben auszulösen ist und in das Core einzuwerfen ist, um die Endreaktorleistung auf einen Wert unterhalb der maximal zulässigen Endleistung nach dem Ereignis herabzusetzen. Wie man aus Fig. 5 entnehmen kann, ist die Schaltungsanordnung, die zur Durchführung dieserRechnung notwendig ist, identisch mit der Schaltungsanordnung, erfor derlich für die Bestimmung, ob eine zweite Serie in das Core einzuwerfen war, mit Ausnahme des Summierelementes 48. Das Summierelement 48 summiert die Änderung, erwartet vom Ein werfen der ersten Serie und erzeugt von Element 42, und die Änderung erwartet vom Einwerfen der zweiten Serie von Stäben, geliefert vom Element 42*. Das Resultat der Addition im Element 48 ist ein Wert (AB_fc), der repräsentativ ist für die Gesamtänderung der Reaktorleistung, die zu erwarten ist vom Einwerfen der ersten und/zweiten Serie von Steuerstäben.

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In ähnlicher Weise subtrahiert das Element 50' diesen Wert von der Ausgangsleistung (B.), um eine Endleistung zu berechnen nach Einwerfen der ersten beiden Serien (B_f2) ' ^was dann verglichen wird im Element 56' mit der maximal zulässigen Endleistung nach dem Ereignis (B ). Wenn (B^₂' größer ist als (B_M), liefert die Einheit 58' ein Signal zum UND-Gatter 60' und das UND-Gatter 60' läßt ein Auslösesignal passieren zum Auslösen der dritten Serie von Steuerstäben und Einwerfen in das Reaktorcore 18. Obwohl es bei den heutigen Reaktoren unwahrscheinlich ist, daß ein Bedarf für eine beschleunigte Leistungsverringerung jemals erfordern würde, daß mehr als die ersten und zweiten SErien von Steuerstäben in das Reaktorcore eingeworfen werden, können weitere Serien in das Reaktorcore eingeworfen werden mittels Schaltkreisen, ähnlich denen nach Fig. 5.

Fig. 6 zeigt eine alternative Ausführungsform des Gegenstandes der Erfindung. Abweichend von der Vorrichtung nach Fig. 5, bei der die Reaktorendleistung,die erwartet wird nach dem Einwerfen der ersten oder der ersten und zweiten Serien von Steuerstäben mit der maximal zulässigen Endleistung nach dem Ereignis verglichen wird, erzeugt die Vorrichtung nach Fig. 6 eine minimale zulässige Änderung der Reaktorleistung (UB ) nach dem Ereignis und vergleicht sie mit der tatsächlichen Reaktorleistungsverringerung, die zu erwarten ist vom Einwerfen des entsprechenden Satzes von Steuerstabserien. Um dies zu tun, vergleicht ein Summierglied 66 die maximal zulässige Endleistung nach dem Ereignis (B_M), wie sie vom Potentiometer 68 geliefert wird, mit der Ausgangsleistung (B.), geliefert von Element 52. Das resultierende Signal (AB ) sie ist die minimale zulässige Änderung der Leistung nach dem Ereignis. Δ B wird verglichen mitÄB . im Element 64, bei dem es sich um ein handelsübliches Subtrahierglied handlet, und das resultierende Differenzsignal wird einem Signalgenerator 58 in ähnlicher Weise zugeführt, wie in der

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Ausfuhrungsform nach Fig. 5. Die gleiche Prozedur wird durchgeführt für eine Entscheidung, ob eine dritte SErie - ebenso wie die erste und zweite Serie - einzuwerfen ist. Obwohl die Vorrichtungen nach Fig. 5 und 6 so beschrieben worden sind, daß angenommen wurde, daß der Ereignismonitor 62 die erste Serie von Steuerstäben in eis Reaktorcore einwirft, bevor noch der Effekt des Einwerfens der ersten Serie in das Core berechnet worden ist, so ist doch zu berücksichtigen, daß diese Berehchnung fortlaufend ausgeführt werden kann, so daß - wenn der Ereignismonitor das Entsperrsignal zu den UND-Gattern 60 und 60' erzeugt die Entscheidungssignale von den Signalgeneratoren 58 und 5J3 'bereits aufgebaut worden sind und die in das Core einzuwerfenden Steuerstabserien im wesentlichen alle gleichzeitig ausgelöst werden. Es ist auch festzuhalten, daß zwar die Vorrichtung nach Fig. 5 und 6 so beschrieben worden ist, daß einzelne Serien in das Core eingeworfen werden, doch kann man gemäß der Erfindung auch einzelne Steuerstäbe auslösen und in das Core einwerfen, wenn die Regelsequenz die Bewegung einzelner Steuerstäbe umfaßt. Es ist auch festzuhalten, daß die Regelseguenz eine Kombination des Einfügens von einzelnen Steuerstäben und von Serien von Regelstäben umfassen kann.

Es versteht sich, daß die Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens gemäß der Erfindung nicht nur wie unter Bezugnahme auf Fig. 5 und 6 beschrieben in analoger Weise arbeitend ausgebildet sein kann, sondern daß man auch ein digital arbeitendes System, gegebenenfalls unter Verwendung eines oder mehrerer Mikroprozessoren schaffen kann, bei dem noch weitere Eingabedaten, wie beispielsweise die Temperatur des heißen Kühlmittels nach Austritt aus dem Reaktor, die Temperatur des abgekühlten Kühlmittels bei Eintritt in den Reaktor, Signale bezüglich der axialen Leistungsverteilung in dem Core etc. verarbeiten kann.

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Leerseite

Claims

Patentansprüche

(^ IW Verfahren zum Schnellabsenken der Leistung eines wassergekühlten, mit in das Reaktorcore einführbaren Steuerstäben ausgerüsteten Kernreaktors, dadurch gekennzeichnet, daß bei Eintritt eines die Leistungsschnellabsenkung erfordernden Ereignisses Steuerstäbe in das Reaktorcore schnelleingeführt werden unter Vermeidung eines Anstiegs des Produkts aus dem radialen peaking factor des Reaktorcores und dessen Leistung.
2) Verfahren nach Anspruch 1 für einen Reaktor, bei dem im Normalbetrieb die Regelung durch Einführen und Herausziehen einer Serie von Regelstäben in einer vorgegebenen Seauenz erfolgt, dadurch gekennzeichnet, daß für die Leistungsschnellabsenkung ein Teil dieser Regelstäbe, ausgewählt aus dieser vorgegebenen Seauenz, schnelleingeführt wird.
3) Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß eine Anzahl ν der Regelstäbe ausgewählt wird, die hinreicht, die Reaktorleistung auf einen Wert abzusenken, der höher ist als eine vorgegebene Untergrenze, jedoch niedriger als eine vorgegebene Obergrenze.
4) Verfahren nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß als Obergrenze ein Leistungswert eingeführt wird, oberhalb dem bei Auftreten des die Leistungsschnellabsenkung, nicht jedoch die vollständige Abschaltung erfordernden Ereignisses automatisch die Reaktorstillsetzung ausgelöst würde.

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5) Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Regelstäbe in Gruppen zusammengefaßt werden und die vorgegebene Sequenz eine Einführungsabfolge der Regelstabgruppen ist,

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6) Verfahren nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Auswahl der Regelstäbe beendet wird, bevor diese im wesentlichen gleichzeitig in das Reaktorcore schnelleingeführt werden.
7) Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß bei Auftreten eines eine Schnellabsenkung erfordernden Ereignisses sofort diejeniae Regelstabgruppe schnelleingeführt wird, die auch beim Reaktornormalbetrieb entsprechend der vorgegebenen Sequenz als erste eingeführt würde.
8) Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Schnelleinführung der ausgewählten Regelstäbe die folgenden anritte umfaßt:

(a) Schnelleinführung eines ersten Satzes von Regelstäben aus der vorgegebenen Sequenz,

(b) Peststellen der Notwendigkeit für eine weitere Leistungsabsenkung,

(c) sukzessives Schnelleinführen weiterer Sätze von Regelstäben aus der vorgegebenen Sequenz und Feststellen der Notwendigkeit für weitere Leistungsabsenkungen, bis die Leistung auf einen Wert reduziert worden ist, der größer als eine vorgegebene üntergrenze und kleiner als eine vorgegebene Obergrenze ist.
9) Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Schnelleinführung der ausgewählten Regelstäbe die folgenden Schritte umfaßt:

(a) Berechnen der I/irkung der Einführung von sukzessiv größeren Zahlen von Regelstäben aus der vorgegebenen Sequenz in dieser vorgegebenen Reihenfolge zur Ableitung sukzessiver Leistungsvorausschätzungen ,

(b) Vergleichen der Leistungsvorausschätzungen mit einem zulässigen oberen Grenzwert cder Reaktorleistung,

(c) Auswahl der Regelstabkombination für die Einführung, deren Leistungsvorausschätzung als erste unter.den zulässigen

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oberen Grenzwert fällt.

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10) Verfahren nach Anspruch 5, dadurch aekennzeichnet, daß die Schnelleinführuna der ausaewählten Reaelstäbe die Schritte umfaßt:

(a) Überwachen des Reaktorsystems zur Feststellung des Auftritts eines Ereianisses, das eine Leistunasschnellabsenkunq erforderlich macht,

(b) Erzeuqen eines für die Reaktorleistuna vor den Ereianis repräsentativen Signals,

(c) Erzeugen eines für die maximal nach dem Eintritt des Ereignisses zulässige Endleistunq, repräsentativen Signals,

(d) Erzeugen eines für die bei Einführen einer Gruppe von Regelstäben, ausgewählt von dem Beginn der Einführunqsseauenz, zu erwartende Leistungsänderung repräsentativen Signals,

(e) Bestimmung, aus den gemäß (b), (c) und (d) gewonnenen Signalen, der Notwendigkeit des Einführens einer in der Seauenz nächstfolgenden Gruppe von Reqelstäben, und

(f) Einführen der so bestimmten Regelstäbe in das Reaktorcore.
11) Verfahren nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß der Schritt (e) die folaenden Schritte umfaßt:

(g) Subtrahieren des Signals gemäß (c) von dem Sicrnal gemäß (b), wobei sich ein für die minimal zulässige Reaktorleistungsabsenkung nach Eintritt des Ereignisses repräsentatives Signal ergibt,

(h) Vergleichen des Signals gemäß (d) mit dem Signal, das man gemäß (g) erhalten hat

(i) Feststellen, je nach dem Vergleichsergebnis, der Notwendigkeit, ob die nächste Regelstabgruppe in der Sequenz in das Reaktorcore einzuführen ist.

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12) Verfahren nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß der Schritt (d) die folgenden Schritte umfaßt:

(g,) Messung der ßorsäurekonzentration des Reaktorkühlmittels, (h..) Ableitung aus dem Meßwert gemäß (g,) eines für den Moderatortemperaturkoeffizienten der Reaktivität repräsentativen Signals,

(i.) Messen der Position der Gruppe von Regelstäben zu Beginn der Einführsequenz, und

(j) Bestimmen, aus dem Sianal gemäß (h..) und dem Meßwert gemäß (i,) , des gemäß (d) zu erzeugenden Signals.

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