CH623160A5

CH623160A5 - Method for determining the power distribution in a nuclear reactor, and nuclear reactor for carrying out the method

Info

Publication number: CH623160A5
Application number: CH1176277A
Authority: CH
Inventors: Werner Aleite; Uwe Mertens
Original assignee: Kraftwerk Union Ag
Priority date: 1976-11-24
Filing date: 1977-09-27
Publication date: 1981-05-15
Also published as: SE7712615L; JPS5365596A; ES464438A1; JPS621199U; FR2372495A1; BR7707801A; DE2653411A1; SE432317B

Description

Die Erfindung befasst sich mit einem Verfahren zur Ermittlung der Leistungsverteilung in einem Kernreaktor mit einem 60 aus länglichen Brennelementen zusammengesetzten Reaktorkern, der in Längsrichtung der Brennelemente von einem Kühlmittel durchströmt wird, dessen Erwärmung mit Temperaturmesseinrichtungen ermittelt und zur Korrektur des Signals von Neutronenflusssonden verwendet wird, die in einem Brenn- 65 element über dessen Länge verteilt angeordnet sind. Die Messsignale der Temperaturmesseinrichtungen sollen Hinweise auf die azimutale und radiale Leistungsverteilung geben. The invention relates to a method for determining the power distribution in a nuclear reactor with a 60 core composed of elongated fuel elements, through which a coolant flows in the longitudinal direction of the fuel elements, the heating of which is determined with temperature measuring devices and used to correct the signal of neutron flux probes are arranged in a fuel element distributed over its length. The measurement signals from the temperature measuring devices are intended to provide information on the azimuthal and radial power distribution.

Die Korrektur wurde bisher nach einem Vorschlag der DE-AS 25 15 712 mit Hilfe von Thermoelementen vorgenommen, die im oberen und unteren Bereich des Reaktorkerns über dessen Querschnitt gleichmässig verteilt sind. Die Neutronenflusssonden sind dagegen im Hinblick auf eine besonders zuverlässige Bauweise nur an wenigen Stellen, insbesondere ausserhalb des Reaktorkerns, wo genügend Platz zur Verfügung steht, angeordnet. Demgegenüber sucht die Erfindung eine Möglichkeit, die Leistungsverteilung noch genauer als bisher zu ermitteln, ohne dass für die Neutronenflussmessung ein hoher Aufwand in bezug auf die Zahl und/oder die Störanfälligkeit der Neutronenflusssonden getrieben werden muss. Vielmehr soll die Zuverlässigkeit der Messung dadurch gewährleistet sein, dass ausfallende Messsonden, die ein fehlerhaftes Signal liefern, unwirksam gemacht werden. The correction has so far been made according to a proposal of DE-AS 25 15 712 with the aid of thermocouples which are evenly distributed in the upper and lower region of the reactor core over its cross section. The neutron flux probes, on the other hand, are arranged only in a few places with a view to a particularly reliable construction, in particular outside the reactor core, where there is sufficient space available. In contrast, the invention seeks a way to determine the power distribution even more precisely than before, without having to go to great expense in terms of the number and / or the susceptibility to interference of the neutron flux probes for the neutron flux measurement. Rather, the reliability of the measurement is to be ensured in that failing measuring probes that deliver a faulty signal are rendered ineffective.

Bei dem neuen Verfahren zur Ermittlung der Leistungsverteilung geht man so vor, dass die Erwärmung an einer den Neutronenflusssonden unmittelbar zugeordneten Stelle redundant ermittelt und dann gewertet wird, dass ein Integral der Messwerte der Neutronenflusssonden über die Länge des Brennelements gebildet wird, dass die gewertete Erwärmung mit dem Integral verglichen wird und dass die Differenz zwischen dem Integral und der Erwärmung bei Überschreiten eines Schwellwertes zur Unterdrückung eines Signals einer Neutronenflusssonde benutzt wird. In the new method for determining the power distribution, the procedure is such that the heating at a point directly assigned to the neutron flux probes is determined redundantly and then evaluated, that an integral of the measured values of the neutron flux probes is formed over the length of the fuel element, so that the evaluated heating also takes place the integral is compared and that the difference between the integral and the heating when a threshold value is exceeded is used to suppress a signal from a neutron flux probe.

Die redundante Temperaturmessung bildet somit die Grundlage für die zuverlässige Überwachung der Neutronenflusssonden, die wiederum mit den Temperaturmesseinrichtungen räumlich in so enger Beziehung stehen, dass eine unmittelbare Zuordnung möglich ist. Die Genauigkeit der Messung der Leistungsverteilung beruht also nicht auf einer Vervielfachung der Neutronenflusssonden, sondern dem zusätzlichen Einsatz der Temperaturmesseinrichtungen und einem entsprechenden Rechneraufwand. The redundant temperature measurement thus forms the basis for the reliable monitoring of the neutron flux probes, which in turn are so closely related to the temperature measurement devices that an immediate assignment is possible. The accuracy of the measurement of the power distribution is therefore not based on a multiplication of the neutron flux probes, but on the additional use of the temperature measuring devices and a corresponding computing effort.

Ausgehend von den Temperaturmessungen können die Signale aller in einem Brennelement verteilter Neutronenflusssonden für den Fall fehlerhafter Messergebnisse unterdrückt werden. Unter Umständen kann man aber auch aus den über die axiale Ausdehnung des Reaktorkerns verteilten Sonden einzelne fehlerhafte Sonden aussortieren, so dass die Messung der Leistungsverteilung im Reaktorkern durch den Ausfall einzelner Sonden besonders wenig beeinträchtigt wird. Based on the temperature measurements, the signals of all neutron flux probes distributed in a fuel assembly can be suppressed in the event of incorrect measurement results. Under certain circumstances, however, it is also possible to sort out individual faulty probes from the probes distributed over the axial extent of the reactor core, so that the measurement of the power distribution in the reactor core is particularly little impaired by the failure of individual probes.

Das Verfahren nach der Erfindung kann vorteilhaft so ausgeführt werden, dass für Differenzwerte unterhalb des Schwellwertes eine von der Grösse der Differenz abhängige Korrektur des Signals einer Neutronenflusssonde vorgenommen wird. Die Korrektur des Signals kann in gleicher Weise allen axial verteilten Sonden eines Brennelements aufgeschaltet werden oder in unterschiedlicher Grösse, wobei die Abstufung nach Erfahrungswerten vorgenommen werden kann oder aus den Werten der Aufwärmung ermittelt wird. The method according to the invention can advantageously be carried out in such a way that, for difference values below the threshold value, the signal of a neutron flux probe is corrected as a function of the size of the difference. The correction of the signal can be applied in the same way to all axially distributed probes of a fuel assembly or in different sizes, whereby the grading can be done according to empirical values or determined from the values of the warming up.

Bei einem Kernreaktor zur Ausübung des erfindungsgemäs-sen Verfahrens kann man vorteilhaft von einem Reaktorkern ausgehen, der aus länglichen Brennelementen zusammengesetzt ist und einen annähernd kreisförmigen Querschnitt aufweist, und mit einer Messeinrichtung für die örtliche Verteilung der Reaktorleistung, die in einem Brennelement axial verteilte Neutronenflusssonden und zusätzliche Temperaturmessgeräte zur Ermittlung der Erwärmung eines den Reaktorkern in Längsrichtung der Brennelemente durchströmenden Kühlmittels umfasst In the case of a nuclear reactor for carrying out the method according to the invention, one can advantageously start from a reactor core which is composed of elongated fuel elements and has an approximately circular cross section, and with a measuring device for the local distribution of the reactor power, the neutron flux probes axially distributed in a fuel element and includes additional temperature measuring devices for determining the heating of a coolant flowing through the reactor core in the longitudinal direction of the fuel elements

Dieser Reaktorkern wird so ausgebildet, dass mehrere Temperaturmessgeräte am Ausgang eines Brennelements redundant angeordnet und mit einer Auswertungsschaltung verbunden sind, dass die Neutronenflusssonden mit einer Integrierschaltung verbunden sind, dass Integrierschaltung und Auswertungsschaltung mit einem Summierglied verbunden sind, an das auch eine der Eingangstemperatur des Kühlmittels This reactor core is designed such that several temperature measuring devices are redundantly arranged at the output of a fuel assembly and are connected to an evaluation circuit, that the neutron flux probes are connected to an integrating circuit, that integrating circuit and evaluating circuit are connected to a summing element to which one of the input temperatures of the coolant is also connected

zugeordnete Temperaturmesseinrichtung angeschlossen ist, und dass das Summierglied mit einem den Ausgängen der Neutronenflusssonden zugeordneten Korrekturglied erstens unmittelbar und zweitens über ein schwellwertabhängiges Schaltglied verbunden ist. assigned temperature measuring device is connected, and that the summing element is connected to a correction element assigned to the outputs of the neutron flux probes firstly and secondly via a threshold-dependent switching element.

Das Schaltglied kann mit einer Signaleinrichtung verbunden sein, mit der das Erreichen eines Schwellwertes gemeldet wird. Zusätzlich oder anstelle dessen kann das Schaltglied aber auch den Ausgang einzelner oder aller Neutronenflusssonden im Korrekturglied blockieren. The switching element can be connected to a signal device with which the reaching of a threshold value is reported. In addition or instead of this, the switching element can also block the output of individual or all neutron flux probes in the correction element.

Zur näheren Erläuterung der Erfindung wird anhand der beiliegenden Zeichnung ein stark schematisiertes Ausführungsbeispiel beschrieben. For a more detailed explanation of the invention, a highly schematic embodiment is described with reference to the accompanying drawings.

Der Reaktorkern eines an sich bekannten Druckwasser-Kernreaktors für zum Beispiel 1300 MWe ist durch ein einziges Brennelement 1 angedeutet, das einen quadratischen Querschnitt mit 23 cm Kantenlänge und eine gesamte Länge von etwa 4,5 m aufweist und in Richtung des Pfeils 2 von unten nach oben von dem zur Kühlung dienenden Druckwasser normalerweise mit konstantem Durchsatz durchströmt wird. Das Brennelement 1 enthält gleichmässig über seine Länge verteilt eine Vielzahl von Neutronenflusssonden 3, zum Beispiel 6 Stück, deren Ausgangsleitungen mit 4 bezeichnet sind. Vorteilhaft können n,ß-Detektoren bekannter Bauweise verwendet werden. The reactor core of a known pressurized water nuclear reactor for, for example, 1300 MWe is indicated by a single fuel element 1, which has a square cross section with an edge length of 23 cm and a total length of about 4.5 m and in the direction of arrow 2 from below The pressure water used for cooling above is normally flowed through at a constant throughput. The fuel assembly 1 contains a large number of neutron flux probes 3, for example 6, distributed uniformly over its length, the output lines of which are designated by 4. N, β detectors of known construction can advantageously be used.

Im Kopf 5 des Brennelementes sitzen drei Thermoelemente 6 als Temperaturmesseinrichtungen in redundanter Anordnung, das heisst so, dass lokale Ungleichmässigkeiten, die innerhalb des Querschnittes des Brennelements denkbar sind, von ihnen nicht erfasst werden. In the head 5 of the fuel assembly there are three thermocouples 6 as temperature measuring devices in a redundant arrangement, that is to say that they do not detect local irregularities that are conceivable within the cross section of the fuel assembly.

Die Ausgänge der Thermoelemente 6 sind mit einer Auswertungsschaltung 7 verbunden. Sie kann für die dargestellten drei Thermoelemente 6 eine 2-v-3-Auswertungsschaltung bekannter Art sein. Damit wird ein zuverlässiger Temperaturwert gewonnen, der über eine Leitung 8 auf ein Summierglied 9 gegeben wird. Das Summierglied 9 wird gleichzeitig von nicht weiter dargestellten Thermoelementen über eine Leitung 10 mit der Eintrittstemperatur des Kühlmittels am unteren Ende des Brennelements beaufschlagt. Statt dieser Eintrittstemperatur kann auch ein ausserhalb des Reaktorkerns vorliegender unterer Kühlmitteltemperaturwert, etwa in den Kühlkreisschleifen als Bezugswert benutzt werden. Durch die mit dem Vorzeichen angedeutete Differenzbildung wird damit die für die Wärmeleistung des Brennelements charakteristische Aufwärmspanne für den durch das Brennelement 1 strömenden Teil des Primärkühlmittels gewonnen. Das Summierglied 9 The outputs of the thermocouples 6 are connected to an evaluation circuit 7. It can be a 2-v-3 evaluation circuit of the known type for the three thermocouples 6 shown. A reliable temperature value is thus obtained, which is passed on to a summing element 9 via a line 8. The summing element 9 is simultaneously acted upon by the thermocouples (not shown) via a line 10 with the inlet temperature of the coolant at the lower end of the fuel assembly. Instead of this inlet temperature, a lower coolant temperature value present outside the reactor core, for example in the cooling circuit loops, can also be used as a reference value. The difference formation indicated by the sign thus yields the warm-up span which is characteristic of the heat output of the fuel element for the part of the primary coolant flowing through the fuel element 1. The summing element 9

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kann als integrierte Halbleiterschaltung ausgeführt sein. can be implemented as a semiconductor integrated circuit.

An die Ausgangsleitungen 4 der Neutronendetektoren 3 ist eine aus elektronischen Bauelementen in bekannter Weise, zum Beispiel in integrierter Bauweise hergestellte Integrierschaltung 12 angeschlossen. Sie bildet aus den Messwerten der Neutronenflusssonden 3, die für die lokale Leistung kennzeichnend sind, das Integral der Leistungsentwicklung über das Brennelement 1, das mit der durch die Erwärmung ausgedrückten Leistungszufuhr zum Kühlmittel übereinstimmen muss. Deshalb kann diese Leistung mit der im Summierglied 9 ermittelten zu einem Vergleich herangezogen werden, mit dem die Integrierschaltung über eine Leitung 13 verbunden ist. An integrating circuit 12 made from electronic components in a known manner, for example in an integrated design, is connected to the output lines 4 of the neutron detectors 3. From the measured values of the neutron flux probes 3, which are characteristic of the local power, it forms the integral of the power development via the fuel assembly 1, which must correspond to the power supply to the coolant expressed by the heating. This power can therefore be used for a comparison with that determined in the summing element 9, to which the integrating circuit is connected via a line 13.

Die Differenz zwischen dem mit den Thermoelementen 6 bestimmten Leistungswert und dem Leistungswert der Neutronendetektoren 3 steht an der Ausgangsleitung 14 des Summierglieds 9 zur Verfügung. Sie beaufschlagt einmal ein Schaltglied 15 mit der angedeuteten Schwellwertcharakteristik, die zum Beispiel Abweichungen von ±2-5% entspricht. The difference between the power value determined with the thermocouples 6 and the power value of the neutron detectors 3 is available on the output line 14 of the summing element 9. It applies a switching element 15 with the indicated threshold value characteristic, which corresponds, for example, to deviations of ± 2-5%.

An das Schaltglied 15 sind Korrekturglieder 16 angeschlossen, die zugleich über die Ausgangsleitungen 4 der Leistungs-verteilungsdetektoren 3 unmittelbar gespeist werden. Ferner sind die Korrekturglieder über eine Leitung 18 unmittelbar mit der Ausgangsleitung 14 des Summiergliedes 9 verbunden. Die Korrekturglieder 16 geben ihrerseits über Ausgangsleitungen 19 die gewünschten Nutzsignale der Leistungsdichte, das heisst der Leistungsverteilung über das Brennelement 1. Correction elements 16 are connected to the switching element 15 and are simultaneously fed directly via the output lines 4 of the power distribution detectors 3. Furthermore, the correction elements are connected via a line 18 directly to the output line 14 of the summing element 9. The correction elements 16 in turn give the desired useful signals of the power density via output lines 19, that is to say the power distribution over the fuel assembly 1.

Beim Betrieb des Reaktors wird im Normalfall die Differenz der Leistungswerte, die im Summierglied 9 ermittelt wird, zur Korrektur der Signale der einzelnen Neutronenflusssonden 3 über die Länge des Brennelements 1 benutzt, sofern die Differenz unterhalb eines mit dem Schaltglied 15 festgelegten Grenzwertes liegt. Beim Ausführungsbeispiel handelt es sich um einen gleichen Grenzwert für alle Korrekturglieder 16. Sollte jedoch die Leistungsabweichung den Wert von zum Beispiel 10% überschreiten, so wird die Neutronenflussmessung durch ein Blockieren der Messleitungen in den Korrekturgliedern 16 ingesamt abgeschaltet. Mithin können keine falschen Messungen etwa an die Ausgangsleitungen 19 angeschlossene Schutzsysteme, Überwachungseinrichtungen oder dergleichen falsch anregen. During operation of the reactor, the difference in the power values, which is determined in the summing element 9, is normally used to correct the signals of the individual neutron flux probes 3 over the length of the fuel element 1, provided that the difference is below a limit value defined with the switching element 15. The exemplary embodiment is the same limit value for all correction elements 16. However, should the power deviation exceed the value of, for example, 10%, the neutron flux measurement is switched off overall by blocking the measurement lines in the correction elements 16. Consequently, incorrect measurements, for example protective systems, monitoring devices or the like connected to the output lines 19, cannot be excited incorrectly.

An das Schaltglied 15 ist beim Ausführungsbeispiel eine Signaleinrichtung 20 angeschlossen. Sie macht das Personal in einer für den Reaktor vorgesehenen Warte darauf aufmerksam, dass bei der Leistungsmessung Unstimmigkeiten vorliegen, damit schnellstens nach Reparaturmöglichkeiten gesucht werden kann. In the exemplary embodiment, a signal device 20 is connected to the switching element 15. In a control room intended for the reactor, she draws the attention of the staff to the fact that there are discrepancies in the power measurement so that repair options can be quickly sought.

3 3rd

5 5

10 10th

15 15

20 20th

25 25th

30 30th

35 35

40 40

45 45

G G

1 Blatt Zeichnungen 1 sheet of drawings

Claims

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PATENT CLAIMS

1.Method for determining the power distribution in a nuclear reactor with a reactor core composed of elongated fuel elements, through which a coolant flows in the longitudinal direction of the fuel elements, the heating of which is determined using temperature measuring devices and used to correct the signal from neutron flux probes, which are used in a Fuel element are arranged distributed over its length, characterized in that the heating is redundantly determined at a point directly assigned to the neutron flux probes and then evaluated, that an integral of the measured values of the neutron flux probes is formed over the length of the fuel element, that the evaluated heating with the Integral is compared and that the difference between the integral and the heating 15 is used when a threshold value is exceeded to suppress a signal of a neutron flux probe.

2. The method according to claim 1, characterized in that

that the signals of all neutron flux probes distributed in a fuel assembly are suppressed. 20th

3. The method according to claim 1 or 2, characterized in that for difference values below the threshold value, a correction of the signal of a neutron flux probe which is dependent on the size of the difference is carried out.

4. Nuclear reactor, in particular pressurized water reactor, for practicing the method according to claim 1 or with a reactor core which is composed of elongated fuel elements and has an approximately circular cross section, and which is provided with a measuring device for the local distribution of the reactor power, which measuring device Neutron flux probes axially distributed in a 30 fuel element and additional temperature measuring devices for determining the heating of a coolant flowing through the reactor core in the longitudinal direction of the fuel elements, characterized in that several temperature measuring devices (6) are arranged redundantly at the output of a 35 fuel element (1) and with an evaluation circuit (7 ) are connected so that the neutron flux probes (3) are connected to an integrating circuit (12),

that the integrating circuit (12) and the evaluation circuit (7) are connected to a summing element (9) to which a temperature measuring device (10) assigned to the 40 inlet temperature of the coolant is also connected, and that the summing element (9) is connected to one of the outputs (4) the correction element (16) associated with the neutron flux probes (3) is firstly connected directly and secondly via a threshold-dependent switching element (15) 45.

5. Nuclear reactor according to claim 4, characterized in that the switching element (15) is connected to a signal device (20).

6. Nuclear reactor according to claim 4 or 5, characterized in that the output (4) of individual or all neutron flux probes (3) in the correction element (16) by the switching element

(15) can be blocked.

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