CN102714069A - 用于检测核反应堆中的棒束掉落的方法和设备 - Google Patents

用于检测核反应堆中的棒束掉落的方法和设备 Download PDF

Info

Publication number
CN102714069A
CN102714069A CN2010800610591A CN201080061059A CN102714069A CN 102714069 A CN102714069 A CN 102714069A CN 2010800610591 A CN2010800610591 A CN 2010800610591A CN 201080061059 A CN201080061059 A CN 201080061059A CN 102714069 A CN102714069 A CN 102714069A
Authority
CN
China
Prior art keywords
time
derivative
threshold value
neutron flux
flux
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN2010800610591A
Other languages
English (en)
Other versions
CN102714069B (zh
Inventor
C·鲁瓦埃
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Framatome ANP SAS
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Framatome ANP SAS filed Critical Framatome ANP SAS
Publication of CN102714069A publication Critical patent/CN102714069A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN102714069B publication Critical patent/CN102714069B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/108—Measuring reactor flux
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • 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

Abstract

本发明涉及一种用于检测压水核反应堆中的棒束掉落的方法，该方法包括以下步骤：检测中子通量的负时间导数，并且比较所述时间导数的绝对值与第一阈值(S1)；如果所述绝对值大于所述阈值(S1)则触发时间延迟(ΔT)；检测所述中子通量的正时间导数，并且比较所述时间导数的绝对值与第二阈值(S2)；并且如果所述通量的所述正时间导数的绝对值在所述时间延迟(ΔT)期间变成大于所述第二阈值(S2)则触发反应堆的紧急关停。

Description

用于检测核反应堆中的棒束掉落的方法和设备
技术领域
本发明涉及一种用于检测核反应堆中的棒掉落的方法和设备。
本发明更具体地涉及压水核反应堆(PWR)。
背景技术
在反应堆芯中发生的核反应伴随有分布于芯中的中子通量具体沿着燃料组件轴的发射。芯包括竖直凹陷，向这些凹陷中引导包括中子吸收元素的控制棒以便竖直下降到这些凹陷中以便吸收中子通量并且因此控制反应堆芯的反应。
常规地，每个控制棒包括由中子吸收材料制成的多个吸收体。
控制棒保持于芯上方并且可以借助于插入机构来定位于高位置与低位置之间的不同插入位置。
因此，每个棒的竖直移位允许调节反应堆芯的反应，因此允许芯供应的总功率从零功率变化上至标称功率(下文称为PN)；控制棒的位置(即控制棒在燃料组件中的穿透状态)因此是芯功率的函数。
一个或者多个控制棒意外掉入凹陷的主要影响在于局部吸收中子通量并且扰动中子通量在芯中的分布。如果在反应堆在高功率水平操作时该棒掉落发生并且如果未采取纠正动作，则这一扰动可能很重要并且冒有引起导致损坏芯的燃料笔(crayon)的水沸腾危机的风险，因为功率将在温度自调节和负反馈的影响之下上升至它的初始值。
这样的纠正动作例如包括向芯中插入控制棒以便限制和/或停止芯的反应。
这是为什么压水核反应堆包括用于检测棒掉落的设备的原因，这些设备以已知方式由多个分离和独立的检测链形成。
这些链中的每个链被设置成供应与检测到棒掉落对应的掉落信号并且至少包括：
-用于测量中子通量的探测器，能够测量在棒掉落的情况下经历减少的中子通量，掉落已经发生的凹陷与探测器越近，该减少变得越大；
-与探测器关联的主处理装置，能够仅在由所述探测器测量的中子通量经历具有超过预定速率阈值的减少速率的减少时供应主掉落信号；
检测设备还包括辅处理装置，该辅处理装置接收来自检测链的掉落信号，并且仅在它们接收来自主处理装置的至少两个棒掉落主信号时供应棒掉落辅信号，以使得减少在芯中没有实际棒掉落时使用纠正动作的风险。
已知检测方法在它们检测到中子通量的快速减少速率作为绝对值超过通常与每秒标称通量的6％(对于具有功率1300MWe的反应堆)相等的阈值时发射掉落信号；这一速率对应于作为时间的函数的中子通量的导数。这一超过阈值出现于核功率瞬变在棒掉落期间减少时的事件的第一瞬间。
然而，这一类方法并不充分灵敏并且不允许以适当方式检测棒掉落，特别是对于在未检测到棒掉落时导致“2类”事故的掉落。
所谓的2类事故情形引起剧烈功率瞬变，这些瞬变包括功率的迅速增加和/或功率分布的变形，这冒有由于沸腾危机或者由于线性过功率而损坏燃料包层的风险。
因此已经开发检测方法，其中当中子通量的减少速率的绝对值超过与每秒中子通量的3％乃至2％相等的速率阈值时发射信号，因此允许检测更多棒掉落。
然而，可能在最剧烈的正常操作瞬变(如比如以从正常能量排空系统骤然断开反应堆为特征的带厂用电(house-load)操作)期间达到这一进展速率阈值；通量的这一低负变化阈值减少反应堆的操作裕度并且引起不适时和不希望的纠正动作(比如反应堆的自动关停)。
具体在文献US 4842805、US 6118837和US 2009/0252272中描述了用于检测核反应堆中的棒掉落的方法的例子。
发明内容
在这一背景中，本发明的主题内容是一种以解决前述问题并且以通过减少检测设备未检测到棒掉落的风险、同时确保核反应堆在正常操作瞬变期间的最优工作来提高压水核反应堆的性能为目标的方法。
出于这一目的，本发明提供一种用于检测压水核反应堆中的棒掉落的方法，所述方法包括以下步骤：
-检测中子通量的负时间导数，并且比较所述时间导数的绝对值与第一阈值；
-如果所述绝对值大于所述阈值则触发时间延迟；
-检测所述中子通量的正时间导数，并且比较所述时间导数的绝对值与第二阈值；
-如果所述通量的所述正时间导数的绝对值在所述时间延迟期间变成大于所述第二阈值则触发反应堆的紧急关停。
中子通量Φ的时间导数
Figure BPA00001577218300031
理解为意味着与给定时间段有关的中子通量变化。
由于本发明，有可能检测现有技术的检测设备和方法未检测到的更多棒掉落，而又同时确保核反应堆在带厂用电型的最剧烈正常操作瞬变期间的正常工作。
带厂用电操作以从正常能量排空系统骤然断开反应堆为特征。该断开通过断开线电路断路器来发生，而芯继续供给它自己的附件。这一瞬变在反应堆上的反响是芯供应的功率的迅速减少，该减少处于与正常功率的30％接近的值。
根据本发明的方法有利地使用通过中子通量的正变化来检测棒掉落。
当在中子通量的负变化的时候超过第一阈值(所述第一阈值作为绝对值对应于通常与每秒中子通量的5％相等或者更少的进展速率)时，该方法触发时间延迟，在该时间延迟期间，如果中子通量的正变化大于第二正阈值的值则触发紧急关停或者另一纠正动作。
根据本发明的用于检测压水核反应堆中的棒掉落的方法也可以具有个别或者在所有技术上可能的组合中考虑的以下特征中的一个或者多个特征：
-该方法包括以下步骤：如果所述中子通量的所述正时间导数的所述绝对值在所述时间延迟期间保持于所述第二阈值与第三阈值之间则确定中子通量在时间间隔内的平均导数；
-如果所述通量的所述平均时间导数的所述平均绝对值在所述时间延迟期间大于所述第三阈值则触发所述紧急关停；
-所述第一阈值对应于与每秒标称通量的5％相等或者更少的变化；
-所述第二阈值对应于在每秒标称通量的2％与4％之间的变化；
-所述第三阈值对应于比每秒标称通量的1％更少的变化；
-所述时间延迟对应于比一分钟更少的持续时间；。
-用于确定所述平均导数的所述时间间隔对应于比所述时间延迟的所述持续时间更少的持续时间；
-所述时间间隔基本上等于10秒。
本发明的主题内容还是一种用于实施根据本发明的方法的检测棒掉落的设备，该设备包括：
-用于测量中子通量的探测器，适于测量中子通量；
-与探测器关联的主处理装置，包括：
-用于检测中子通量的负时间导数并且比较所述时间导数的绝对值与第一阈值的装置；
-用于如果所述绝对值大于所述阈值则触发时间延迟的装置；
-用于检测所述中子通量的正时间导数并且比较所述时间导数的绝对值与第二阈值的装置；
-用于如果所述通量的所述正时间导数的绝对值在所述时间延迟期间变成大于所述第二阈值则触发反应堆的紧急关停的装置。
术语“基本上等于”将一般理解为意味着在±10％的范围内的值。
附图说明
本发明的其他特征和优点将在下文参照附图通过示例给出而绝非限制的描述中更清楚地显现，附图中：
-图1A图解地图示了功率作为时间的函数的演变，该演变代表由于压水核反应堆的芯中的棒掉落而产生的功率瞬变；
-图1B图解地图示了功率作为时间的函数的演变，该演变代表正常操作瞬变；
-图2图示了根据本发明的检测方法中的不同步骤。
具体实施方式
图1A图解地图示了反应堆的功率P作为时间的函数的演变，该演变代表由于核反应堆的芯中的棒掉落而产生的功率瞬变。
图1B图解地图示了反应堆的功率P作为时间的函数的演变，该演变代表正常操作瞬变。
在压水核反应堆的正常操作期间(即在称为1类的情形中)，功率瞬变(即功率变化)可以发生；当谈及正常操作瞬变时，功率变化因此可能是必需的，具体为了适应电网的电能要求。
尤其在比如电力的80％由核反应堆产生的法国这样的国家，变化由反应堆供应的总功率以作为需求的函数适应它们供给的电网的要求可能事实上是有用的。具体而言，希望能够在如果必要则返回到标称功率PN之前、在来自电网的需求为低时使反应堆在长时段内以减少的功率操作。
因此需要区分这些功率瞬变，所谓的正常操作瞬变和由于所谓的2类事故情形(例如由负载过量增加、棒组的未控制抽出、硼酸稀释或者未检测到的棒掉落引起)而产生的最剧烈功率瞬变。
图1A示出了功率P在棒掉落之后的演变以功率P迅速下降、继而功率P在与图1B中所示代表正常操作瞬变的功率分布图P相比减少的时间间隔D1中增加为特征。
在正常操作瞬变的表示中，在比D1更大的时间间隔D2之后触发功率增加。
通常，对于具有1300MWe功率的压水核反应堆，时间间隔D1为数秒级并且有利地为20秒，而时间间隔D2为数分钟到数小时级。
根据本发明的方法因此允许区分负载跟踪型或者带厂用电型的正常操作瞬变和源于棒掉落的功率迅速下降。当检测到棒掉落型的功率下降时，根据本发明的方法使用中子通量的正导数借助阈值在功率上升阶段期间触发纠正动作和/或紧急关停。
根据本发明的方法因此使得即使在带厂用电型的剧烈操作瞬变的情况下，仍然有可能将每秒标称通量的6％的中子通量负变化的检测灵敏度的绝对值减少至与每秒标称通量的5％相等或者更少的值，而未扰动核反应堆的正常操作。
出于这一目的，根据本发明的检测方法包括图2中所示步骤。
根据本发明的检测方法包括用于监视中子通量Φ随时间的变化的第一步骤11，中子通量Φ借助用于在芯以外测量中子通量的探测器(称为芯外探测器)来测量。在这一第一步骤11中，根据本发明的方法以通过确定中子通量Φ的时间导数
Figure BPA00001577218300061
来检测所述中子通量Φ的负变化这样的方式监视所述中子通量Φ的变化；中子通量的变化代表以每秒中子通量百分比表达的中子通量的进展速率。
如果中子通量的这一负变化作为绝对值大于第一阈值S1代表的进展速率，则该方法在时刻ti触发时间延迟ΔT(由步骤21代表)。
根据本发明的第一有利非限制实施例，第一阈值S1对应于中子通量的基本上等于或者少于每秒标称通量的5％并且有利地基本上等于或者少于每秒标称通量的3％的变化。根据本发明的这一有利实施例，时间延迟ΔT对应于从对应于作为绝对值比第一阈值S1更大的中子通量负变化的检测时刻ti触发的少于一分钟或者有利地为20秒级(对于1300MWe反应堆)的时间间隔。
从时间延迟ΔT的触发时刻ti开始并且上至代表时间延迟ΔT结束的时刻tf，该检测方法以检测所述中子通量Φ在这一时间间隔期间的正变化这样的方式监视所述中子通量Φ的演变。
在这一时间延迟ΔT期间，如果中子通量的演变对应于比第二阈值S2代表的进展速率更大的正变化(如图2中的块31所示)，则根据本发明的检测方法发射棒掉落信号和/或触发紧急关停(AU)(如图2的块41所示)。
根据本发明的第一有利非限制实施例，第二阈值S2对应于基本上在每秒标称通量的2％与4％之间并且优选地与每秒中子通量的3％相等的中子通量变化。
在这一时间延迟ΔT期间，如果中子通量的演变对应于在所述第二阈值S2代表的进展速率与比所述第二阈值更少的第三阈值S3代表的进展速率之间的正变化(如块32所示)，则该方法在后继步骤33中借助以下关系确定在时间间隔Δtm内平均的中子通量平均变化
Figure BPA00001577218300071
Figure BPA00001577218300072
其中tmi和tmf分别为所述时间间隔Δtm的开始和结束时刻。
将注意时间间隔Δtm始于与穿过阈值S3对应的时刻tmi并且对应于通常为10秒级(对于1300MWe反应堆)的持续时间。
如果中子通量的平均变化为正并且大于所述第三阈值S3代表的进展速率(如块34所示)，则根据本发明的检测方法发射棒掉落信号和/或触发紧急关停(AU)。
根据这一第一有利实施例，第三阈值S3对应于比每秒标称通量的1％更少(通常为每秒标称通量的0.45％级)的中子通量变化。确定中子通量在时间间隔Δtm内的平均变化因此允许过滤寄生函数并且提高检测棒掉落的灵敏度。
另一方面，在这一时间延迟ΔT期间，如果中子通量的演变对应于比第三阈值S3代表的进展速率更少的正变化，则该方法不采取动作，因为功率演变对应于正常操作瞬变。
如果中子通量的正变化在步骤21触发的时间延迟ΔT之后(即在tf之后)发生，则根据本发明的检测方法不采取动作。如果功率上升在时间延迟ΔT中未出现，则事实上同样在正常操作瞬变的情况场景中(如图1B的曲线所示)。
因此，根据本发明的方法允许区分由于棒掉落所致的迅速功率变化和由于正常操作瞬变的功率演变，同时通过减少第一检测阈值来增加中子通量负变化的检测灵敏度。
因此，减少用于检测中子通量负变化的第一阈值允许改进棒掉落的检测，而在正常操作瞬变期间或者在剧烈操作瞬变(如比如带厂用电型瞬变)期间不触发纠正动作或者不适时的紧急关停。
根据本发明的方法事实上通过使用对中子通量正变化的检测而不是通过负变化来触发纠正动作和/或紧急关停。
因此，根据本发明，通量的正变化穿过阈值和时间延迟的触发参与提高检测棒掉落的灵敏度而不参与执行用于禁止紧急关停的功能。
在包括SPIN(数字集成检测系统)的压水反应堆中，检测更大数目的棒掉落也使得有可能放宽报警低RFTC(临界热通量比)的阈值、RECF阈值以及关于芯块-包壳相互作用所致故障的线性功率监视的报警的阈值，并且获得操作裕度。
在不包括SPIN的压水核反应堆中，改进棒掉落检测使得有可能检测能够导致水沸腾危机的棒掉落的配置。
根据本发明的检测方法更具体地涉及由与每个测量探测器关联的主处理装置实施的检测方法。另外，主处理装置可以由辅处理装置补充，该辅处理装置接收来自与每个测量探测器对应的每个主处理装置的信号，从而允许仅在辅处理装置接收用于纠正动作或者紧急关停的至少两个信号时使纠正动作和/或紧急关停生效。因此，辅处理装置使得有可能减少在反应堆中没有实际棒掉落时使用反应堆关停类型的纠正动作的风险。

Claims (10)

1.一种用于检测压水核反应堆中的棒掉落的方法，所述方法包括以下步骤：
-检测中子通量的负时间导数，并且比较所述时间导数的绝对值与第一阈值(S1)；
-如果所述绝对值大于所述阈值(S1)则触发时间延迟(ΔT)；
-检测所述中子通量的正时间导数，并且比较所述时间导数的绝对值与第二阈值(S2)；
-如果所述通量的所述正时间导数的绝对值在所述时间延迟(ΔT)期间变成大于所述第二阈值(S2)则触发所述反应堆的紧急关停。
2.根据权利要求1所述的用于检测压水核反应堆中的棒束掉落的方法，其特征在于包括以下步骤：如果所述中子通量的所述正时间导数的所述绝对值在所述时间延迟(ΔT)期间保持于所述第二阈值(S2)与第三阈值(S3)之间则确定所述中子通量在时间间隔(Δtm)内的平均导数。
3.根据权利要求2所述的用于检测压水核反应堆中的棒束掉落的方法，其特征在于如果所述通量的所述平均时间导数的所述平均绝对值在所述时间延迟(ΔT)期间大于所述第三阈值(S3)则触发所述紧急关停。
4.根据权利要求1至3中的任一权利要求所述的用于检测压水核反应堆中的棒束掉落的方法，其特征在于所述第一阈值(S1)对应于等于或少于每秒标称通量的5％的变化。
5.根据权利要求1至4中的任一权利要求所述的用于检测压水核反应堆中的棒束掉落的方法，其特征在于所述第二阈值(S2)对应于在每秒标称通量的2％与4％之间的变化。
6.根据权利要求2至5中的任一权利要求所述的用于检测压水核反应堆中的棒束掉落的方法，其特征在于所述第三阈值(S3)对应于比每秒标称通量的1％更少的变化。
7.根据权利要求1至6中的任一权利要求所述的用于检测压水核反应堆中的棒束掉落的方法，其特征在于所述时间延迟(ΔT)对应于比一分钟更少的持续时间。
8.根据权利要求2至7中的任一权利要求所述的用于检测压水核反应堆中的棒束掉落的方法，其特征在于用于确定所述平均导数的所述时间间隔(Δtm)对应于比所述时间延迟(ΔT)的所述持续时间更少的持续时间。
9.根据权利要求2至8中的任一权利要求所述的用于检测压水核反应堆中的棒束掉落的方法，其特征在于所述时间间隔(Δtm)基本上等于10秒。
10.一种用于检测棒掉落的设备，用于实施根据权利要求1至9中的任一权利要求所述的方法，其特征在于包括：
-用于测量中子通量的探测器，适于测量中子通量；
-与所述探测器关联的主处理装置，包括：
-用于检测所述中子通量的负时间导数并且比较所述时间导数的绝对值与第一阈值(S1)的装置；
-用于如果所述绝对值大于所述阈值(S1)则触发时间延迟(ΔT)的装置；
-用于检测所述中子通量的正时间导数并且比较所述时间导数的绝对值与第二阈值(S2)的装置；
-用于如果所述通量的所述正时间导数的绝对值在所述时间延迟(ΔT)期间变成大于所述第二阈值(S2)则触发所述反应堆的紧急关停的装置。
CN201080061059.1A 2009-11-30 2010-11-30 用于检测核反应堆中的棒束掉落的方法和设备 Active CN102714069B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR0958493 2009-11-30
FR0958493A FR2953318B1 (fr) 2009-11-30 2009-11-30 Procede et dispositif de detection de chute de grappe d'un reacteur nucleaire
PCT/EP2010/068572 WO2011064400A1 (fr) 2009-11-30 2010-11-30 Procede et dispositif de detection de chute de grappe d'un reacteur nucleaire

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN102714069A true CN102714069A (zh) 2012-10-03
CN102714069B CN102714069B (zh) 2016-05-18

Family

ID=42320595

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201080061059.1A Active CN102714069B (zh) 2009-11-30 2010-11-30 用于检测核反应堆中的棒束掉落的方法和设备

Country Status (8)

Country Link
US (1) US9236152B2 (zh)
EP (1) EP2507797B1 (zh)
KR (1) KR101750124B1 (zh)
CN (1) CN102714069B (zh)
CA (1) CA2781998A1 (zh)
FR (1) FR2953318B1 (zh)
WO (1) WO2011064400A1 (zh)
ZA (1) ZA201204661B (zh)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6418640B2 (ja) * 2012-12-14 2018-11-07 日本電気株式会社 制御棒監視システム、および制御棒監視方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN88100686A (zh) * 1987-02-20 1988-09-07 法玛通 一种检测抗反应元件跌落到核电站反应堆中的方法及具有此种防跌落保护的电站
US5373539A (en) * 1993-05-26 1994-12-13 Westinghouse Electric Corporation Safety system grade apparatus and method for detecting a dropped control rod and malfunctioning exit thermocouples in a pressurized water reactor
CN1127920A (zh) * 1993-12-22 1996-07-31 西屋电气公司 用于同时测试若干控制棒的系统和方法

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4318778A (en) * 1973-05-22 1982-03-09 Combustion Engineering, Inc. Method and apparatus for controlling a nuclear reactor
US4399095A (en) * 1977-12-16 1983-08-16 Westinghouse Electric Corp. Protection and control system for a nuclear reactor
US4277308A (en) * 1978-06-23 1981-07-07 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Count-doubling time safety circuit
US4678622A (en) * 1985-08-20 1987-07-07 General Electric Company Transient monitor for nuclear reactor
US4716009A (en) * 1985-12-17 1987-12-29 Westinghouse Electric Corp. Dropped rod protection insensitive to large load loss
FR2626403B1 (fr) * 1988-01-27 1990-05-11 Framatome Sa Systeme de protection d'un reacteur nucleaire en cas de chute d'un element antireactif
FR2632761B1 (fr) * 1988-06-08 1990-08-17 Framatome Sa Procede et dispositif de detection de la chute d'une grappe de controle d'un reacteur nucleaire
US4927594A (en) * 1988-08-10 1990-05-22 Westinghouse Electric Corp. Thermocouple based control rod position indication system
US5956381A (en) * 1995-09-20 1999-09-21 Siemens Aktiengesellschaft Method and apparatus for detecting the dropping of a control element
US9697916B2 (en) * 2008-01-09 2017-07-04 Analysis And Measurement Corporation Automated system for on-line monitoring and diagnostics of rod position indication coils for nuclear power plants

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN88100686A (zh) * 1987-02-20 1988-09-07 法玛通 一种检测抗反应元件跌落到核电站反应堆中的方法及具有此种防跌落保护的电站
US4842805A (en) * 1987-02-20 1989-06-27 Framatome Method of detecting that an anti-reactive element has fallen into the reactor of a nuclear power station, and a power station protected against such a fall
US5373539A (en) * 1993-05-26 1994-12-13 Westinghouse Electric Corporation Safety system grade apparatus and method for detecting a dropped control rod and malfunctioning exit thermocouples in a pressurized water reactor
CN1127920A (zh) * 1993-12-22 1996-07-31 西屋电气公司 用于同时测试若干控制棒的系统和方法

Also Published As

Publication number Publication date
KR101750124B1 (ko) 2017-06-22
CA2781998A1 (fr) 2011-06-03
US20120263266A1 (en) 2012-10-18
FR2953318B1 (fr) 2011-12-09
FR2953318A1 (fr) 2011-06-03
KR20120093399A (ko) 2012-08-22
US9236152B2 (en) 2016-01-12
EP2507797B1 (fr) 2015-01-07
ZA201204661B (en) 2013-08-28
CN102714069B (zh) 2016-05-18
EP2507797A1 (fr) 2012-10-10
WO2011064400A1 (fr) 2011-06-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN111322440A (zh) 减压阀
CA1177180A (en) Nuclear reactor power control system
CA3064921A1 (en) Depressurisation valve
CN102714069A (zh) 用于检测核反应堆中的棒束掉落的方法和设备
CN104425043A (zh) 核电站主回路的超压保护的控制方法及系统
CN103700411A (zh) 核电站冷却剂失流事故的处理方法和系统
KR20130139908A (ko) 반응로 차단 정지 알고리즘
CN111799003A (zh) 一种定位破损燃料组件的方法
CN107086550A (zh) 一种高压或特高压直流线路电压突变量保护防误动方法
US20160211037A1 (en) Nuclear reactor power regulator and method
CN103854711B (zh) 一种分析反应堆停堆断路器断开时间性能的方法
CN106875993B (zh) 压水堆机组汽轮机已跳闸表征信号产生方法
CN113658733A (zh) 一种核电汽轮机的控制系统装置及其控制方法
EP0228857B1 (en) Dropped control rod protection insensitive to large load loss
CN113759764A (zh) 一种切废联锁智能校正的控制系统及方法
CN88101339A (zh) 一种确定过热比警戒阈值的方法，一种执行该方法的装置和一种控制核反应堆的方法
Wenhui et al. PSA Application in the Diverse Actuation System Design
Yoshida Risk of Japanese PWR plants by shutting off forced core cooling in an accident requiring safety injection system
CN1018216B (zh) 检测元件落入反应堆的方法及其核电站
CHEN et al. A Small Current Grounding Fault Location Method Based on Voltage-time Type Feeder Automation
KR20120029823A (ko) 원자력발전소의 출력제어방법
CN111693818A (zh) 一种配电线路保护方法和装置
CN116599226A (zh) 一种分布式光伏并网监控系统
CN115441472A (zh) 核电机组一次调频系统投退控制方法及系统
Kueck et al. A discussion of degraded voltage relaying for nuclear generating stations

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant