CN103189926B - 反应堆停堆系统及其控制方法 - Google Patents
反应堆停堆系统及其控制方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN103189926B CN103189926B CN201180044891.5A CN201180044891A CN103189926B CN 103189926 B CN103189926 B CN 103189926B CN 201180044891 A CN201180044891 A CN 201180044891A CN 103189926 B CN103189926 B CN 103189926B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- signal
- flux
- reactor
- shutdown
- rate
- 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.)
- Active
Links
Classifications
-
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/36—Control circuits
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/001—Computer implemented control
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明提供一种响应至少一个探测器信号以产生核反应堆停堆系统停堆信号的控制器。所述控制器包括信号调整模块,用于接收所述至少一个探测器信号并产生测得的通量信号。通量率模块根据所述测得的通量信号产生通量率信号。比较器电路比较所述通量率信号和停堆设定值并产生第一停堆信号。
Description
相关申请
本申请主张2010年9月17日申请的美国第61/384,130号临时专利申请的优先权,该临时申请的全部内容以引用的方式结合于本文中。
背景技术
本发明涉及核反应堆安全系统,特别是涉及反应堆安全停堆系统中在高功率下尤其有效的停堆信号。
现代的核反应堆通常包括一个或多个自动安全系统,其设计用于在发生事故时,例如失水事故(lossofcoolantaccident,LOCA)或功率失控激增,快速和安全地关停反应堆。当一个或多个参数达到对应的阈值或设定值时,这些自动安全系统启动。自动安全停堆系统的停堆逻辑的设计必须满足两个相矛盾的要求:这些系统必须足够快速地停机以把事故程度降至最低,但同时要防止在并不需要停堆的条件下误停堆。
发明内容
在本发明的一些实施例中,提供一种控制核反应堆停堆系统的方法。利用传感器来探测与所述核反应堆的堆芯内的裂变率相关的参数用可提供与所述裂变率相对应的输出信号。根据信号处理装置的输出信号来确定测得的通量信号。测得的通量信号与所述反应堆的功率的一个百分比相对应。利用通量率模块来计算测得的通量信号的一阶导数。所述通量率模块输出与单位时间内反应堆功率的百分比相关的通量率信号。所述通量率信号用比较器模块与通量率信号设定值进行比较。
在本发明的另一些实施例中,提供一种具有堆芯的核反应堆的停堆系统。与所述堆芯相关联的传感器可操作用以检测与所述堆芯的裂变率并产生与所述裂变率相关的输出信号。信号调整模块用于根据所述输出信号产生测得的通量信号。所述测得的通量信号与所述核反应堆的功率的百分比相对应。停堆系统停堆控制器包括通量率模块和比较器模块,所述通量率模块用于由所述测得的通量信号产生通量率信号,所述比较器模块用于比较所述通量率信号和跳闸设定值并在所述通量率信号大于所述跳闸设定值时产生停堆信号。停堆装置用于在收到所述停堆信号时吸收所述反应堆堆芯内的中子。
在本发明的另一些实施例中,提供一种控制器,所述控制器响应至少一个传感器信号后产生核反应堆停堆系统停堆信号。信号调整模块用于接收所述至少一个探测器信号并输出测得的通量信号。通量率模块用于由所述测得的通量信号产生通量率信号。比较器模块用于比较所述通量率信号和停堆设定值并在所述通量率信号大于所述停堆设定值时产生第一停堆信号。
在本发明的另一些实施例中,提供一种控制核反应堆停堆系统的方法。与所述反应堆的堆芯内的裂变率相关的参数用传感器检测。所述传感器提供与所述裂变率相对应的输出信号。采用信号处理装置由所述输出信号确定测得的通量信号。所述测得的通量信号与反应堆功率的百分比相对应。所述侧的通量信号的一阶导数用通量率模块来计算。所述通量率模块输出与单位时间内反应堆功率的百分比相关的通量率信号。所述通量率信号用偏置信号分量(BiasSignalComponent)进行偏置以产生偏置的信号。将一个增益应用至所述偏置的信号以产生基于通量率的信号分量。所述基于通量率的信号分量和测得的通量信号相加以产生对应于反应堆功率的一个百分比的通量率辅助通量信号。用比较器模块比较所述通量率辅助通量信号和停堆设定值。所述比较器模块在所述通量率辅助通量信号大于所述停堆设定值时产生停堆信号。
在本发明的另一些实施例中,提供一种具有堆芯的核反应堆的停堆系统。传感器与所述核反应堆堆芯相关联,并用于检测与所述堆芯内的裂变率相关的参数并产生与所述裂变率相关的输出信号。信号调整模块用于根据所述输出信号产生测得的通量信号。所述测得的通量信号与所述核反应堆的反应堆功率的百分比相对应。停堆系统停堆控制器包括用于根据所述测得的通量信号产生通量率信号的通量率模块。偏置分量用于产生偏置的信号。放大器模块用于将一个增益应用至所述偏置的信号以产生基于通量率的信号分量。加法模块用于将所述基于通量率的信号分量应用至所述测得的通量信号以产生通量率辅助通量信号。比较器模块用于比较所述通量率辅助通量信号和停堆设定值。停堆装置用于在收到所述停堆信号时吸收所述反应堆堆芯内的中子。
在本发明的另一些实施例中,提供一种根据传感器信号产生核反应堆停堆系统停堆信号的控制器。信号调整模块接收所述传感器信号并输出测得的通量信号。通量率模块用于根据所述测得的通量信号产生通量率信号。偏置分量用于产生偏置的信号。放大器模块用于将一个增益应用至所述偏置的信号以产生基于通量率的信号分量。加法模块用于将所述基于通量率的信号分量应用于所述测得的通量信号以产生通量率辅助通量信号。比较器模块用于比较所述通量率辅助通量信号和停堆设定值并产生停堆信号。
在本发明的另一些实施例中,提供一种控制核反应堆停堆系统的方法。与所述反应堆的堆芯内的裂变率相关的第一个参数采用第一传感器检测。所述第一传感器提供与所述裂变率相对应的第一输出信号。与所述反应堆的堆芯内的裂变率相关的第二个参数采用第二传感器检测。所述第二传感器提供与所述裂变率相对应的第二输出信号。采用信号处理装置将至少所述第一输出信号和第二输出信号处理为至少第一测得的通量信号和第二测得的通量信号。所述第一测得的通量信号和第二测得的通量信号分别对应反应堆功率的百分比。采用平均模块由所述第一测得的通量信号和第二测得的通量信号计算出平均通量信号。采用通量率模块计算所述平均通量信号的二阶导数。所述通量率模块输出与单位时间内反应堆功率的百分比相关的平均通量增速信号。采用比较器模块比较所述平均通量增速信号和增速信号设定值。所述比较器模块在所述平均通量增速信号大于所述增速信号设定值时输出停堆信号。
在本发明的另一些实施例中,提供一种具有反应堆堆芯的核反应堆的停堆系统。第一传感器与所述反应堆堆芯相关联,用于检测与所述堆芯内裂变率相关的第一参数并产生与所述裂变率相关的第一输出信号。第二传感器与所述反应堆堆芯相关联,用于检测与所述堆芯内裂变率相关的第二参数并产生与所述裂变率相关的第二输出信号。信号调整模块用于接收所述第一输出信号和第二输出信号,并产生第一测得的通量信号和第二测得的通量信号。所述第一测得的通量信号和第二测得的通量信号分别对应所述核反应堆的反应堆功率百分比。停堆系统停堆控制器包括平均模块,所述平均模块用于至少接收第一测得的通量信号和第二测得的通量信号并计算平均通量信号。通量率模块用于计算所述平均通量信号的二阶导数并输出与单位时间内反应堆功率的百分比相关的平均通量增速信号。比较器模块用于比较所述平均通量增速信号和增速信号设定值。所述比较器在所述平均通量增速信号大于所述增速信号设定值时产生停堆信号。停堆装置用于在至少收到所述停堆信号时吸收所述反应堆堆芯内的中子。
在本发明的另一些实施例中,提供一种至少根据第一传感器输出信号和第二传感器输出信号产生核反应堆停堆系统停堆信号的控制器。信号调整装置至少接收所述第一传感器输出信号和第二传感器输出信号,并产生第一测得的通量信号和第二测得的通量信号。所述第一测得的通量信号和第二测得的通量信号分别对应所述核反应堆的反应堆功率百分比。平均模块用于至少接收所述第一测得的通量信号和第二测得的通量信号,并计算平均通量信号。通量率模块用于计算所述平均通量信号的二阶导数,并输出与单位时间内反应堆功率百分比相关的平均通量增速信号。比较器模块用于比较所述平均通量增速信号和通量增速设定值。所述比较器在所述平均通量增速信号大于所述通量信号增速设定值时产生第一停堆信号。
在参考具体方式和相应的附图后,本发明的其它方面将变得更加清楚。
附图说明
图1是核反应堆局部剖开的立体视图。
图2是图1的核反应堆中的安全停堆系统(SafetyShutdownSystem,SDS)局部剖开的立体视图
图3是图1中所示的核反应堆的电离室探测器的示意图。
图4是图1中所示的核反应堆的堆芯通量探测器的示意图。
图5是基于中子通量率的SDS停堆信号的算法的框图。
图6是基于平均中子通量率的SDS停堆信号的算法的框图。
图7是基于通量率辅助中子通量的SDS停堆信号的算法的框图。
图8是基于平均中子通量增速的SDS停堆信号的算法的框图。
具体实施方式
在对本发明的实施例进行详细描述之前,应当理解本发明不限于以下描述所阐述的或以下附图所例示的元件构造和排布的细节。本发明可采用其它实施例并以不同的方式进行实施。
图1描绘了一种核反应堆,例如加压重水反应堆10(例如,加拿大氘铀(CANadaDeuteriumUranium,CANDU)核反应堆)。该反应堆10安装于加固屏蔽室(Vault)14内。该屏蔽室14是一个包围反应堆的多层结构的容器。这种核反应堆环境和应用只是用于举例,应当理解的是,本发明也适用于其它类型、尺寸和构造的核反应堆。例如,本发明也可以应用于加压轻水反应堆、沸水反应堆和液态金属反应堆。
总的来说,核反应堆利用链式核反应(即,核裂变)产生能量,其中在链式核反应中,一个自由中子被核燃料(例如,铀235(235U))中的裂变原子核吸收。当该自由中子被吸收后,该裂变原子分裂成多个更轻的原子并释放更多的自由中子以被其它裂变原子吸收,从而形成链式核反应。链式核反应所释放的热能通过多种其它方法被转换成电能。
反应堆10包括数个燃料通道18,载有核裂变材料的燃料棒束(图未示)位于这些燃料通道18中。燃料通道18水平设置在水平反应堆容器中,这个水平反应堆容器在CANDU反应堆中称为排管容器(Calandria)22。在CANDU反应堆中,排管容器22内填充重水慢化剂。排管容器22内的这些燃料通道18构成了堆芯26。给料管(feederpipe)30供应欠热(sub-cooled)重水反应堆冷却剂至每个燃料通道18。给料管30和燃料通道18构成反应堆主冷却剂传输回路的一部分,该主冷却剂传输回路还包括数个蒸汽产生器、反应堆冷却泵和相关管道。
图1也展示了与反应堆10相关的仪表、控制和安全系统的几个方面。数个垂直设置的控制棒34可控制地插入反应堆堆芯26或从中拔出,以通过吸收堆芯26内中子来改变反应性。控制棒34可人工或自动控制以在反应堆操作的过程中改变反应堆堆芯26内的反应性。
如图2中所示,提供了两个独立的反应堆安全停堆系统SDS1和SDS2。每个停堆系统单独作用,设计成可关闭反应堆并将其维持在安全的停堆条件下。停堆系统SDS1和SDS2独立于反应堆控制系统,两个停堆系统之间也相互独立。总的来说,当中子或进程参数的多个指示信息达到不可接受的范围(即,超过设定值)时,由停堆系统SDS1或SDS2终止反应堆的操作。
能够导致启动安全停堆的每个参数至少测量三次(即,在每个停堆系统SDS1和SDS2中的每一个参数至少有三个探测器)。这样,每个安全停堆系统分别包括三个各自独立的停堆通道(TripChannel)(例如,SDS1有通道D、E、F,SDS2有通道G、H、J),这三个停堆通道中必须要有两个超过它们各自的设定值时才启动安全停堆。这种“三取二”的逻辑降低了误脱扣造成的反应堆停堆的可能性。应当注意的是,停堆系统所使用的设备专门用于反应堆停堆保护,不作它用。此外,也可设置联锁装置,使得如果停堆系统SDS1或SDS2已经启动,则不能通过例如拔出一个或多个控制棒34来插入任何正反应性(PositiveReactivity)到反应堆堆芯中。这进一步降低了在原始故障状态仍存在的情况下反应堆功率增加的可能性。
如图2中所示,SDS1包括多个(例如,二十八个)弹簧辅助关闭杆38。这些关闭杆在接收到通道D、E、F中的至少两个停堆信号时落入堆芯26中。这些关闭杆38吸收堆芯26内的中子,以迅速降低反应性并由此结束反应堆操作且维持反应堆10在安全停堆条件下。SDS1具有足够的速度和负反应性以将反应堆的功率减低到与可用冷却能力相匹配的水平。
SDS2提供在进程偏移严重的情况下迅速关闭反应堆的另外一种独立的方法,其通过向慢化剂注入强中子吸收液(例如,钆硝酸盐)来关闭反应堆。如图2中所示,六个穿孔的喷嘴42水平横跨排管容器22。每个喷嘴42与装有中子吸收液的毒物罐(PoisonTank)46相连。高压氦罐50通过单一自动隔离阀54选择性地与毒物罐46相连。当三个通道(G、H、J)中的任两个产生停堆信号时,自动隔离阀54被打开,给毒罐50增压并由此向反应堆堆芯26中注入中子吸收液。
核反应堆的监测和控制需要用于检测宽范围中子通量水平的检测仪器。反应堆操作范围(完全停堆到额定全功率)内的通量的变化范围可被认为从107到1014N/(cm2s)(或,七个数量级的中子通量)。再次参考图1,电离室58和堆芯通量探测器(In-CoreFluxDetector,ICFD)62提供整个操作范围内整个堆芯的中子通量的测量。电离室58和ICFD62被SDS1和SDS2共同使用,并且用于常规反应堆控制。
排管容器22的每一侧均设置有三个电离室58。分配给SDS1的电离室58设置在反应堆的一侧,分配给SDS2的电离室58设置在相对的一侧,从而实现系统分离。SDS1和SDS2每一个分配有三个电离室58,每一个停堆通道D、E、F和G、H、J各自有一个电离室58。
在低反应堆功率(例如,低于15%的全功率)时,与局部(即区域)中子通量相比,整体中子通量(bulkneutronflux)的指征(indication)很重要。由于其快速响应时间和高灵敏度,电离室被用于低中子通量的检测。电离室58位于反应堆堆芯10外部(因此它们的读数常被称为“堆芯外”),并在七个数量级的中子通量的范围内产生从10-5到100μA的信号。
图3是电离室58的示意图。电离室58包括绝缘电极66,其密封在气密壳体70内。在辐照下化学性质稳定的电离气体74(例如,氢)填充电离室。电极66和气密壳体70涂覆有硼-10(10B),以提供中子敏感性。当10B吸收一个中子时,释放一个电离的阿尔法粒子。极化电压源78供应电压(约600伏特)给电极66以产生与通量水平呈一种函数关系的微安级小电流信号。如下文详细描述,该微安级输出信号被处理并与设定值进行比较,从而产生单通道停堆信号。因为电离室被用于检测范围如此宽广的中子通量,电离室的输出信号通常被处理以产生对数信号。然而,电离室的输出信号也可线性表示。
尽管电离室是非常准确的中子探测器,但是它们的尺寸相对较大,对极化电压和精密结构的要求使得将它们用于检测反应堆内的通量分布是不切实际的。为此,已经开发出简单、相对便宜的堆芯通量探测器(In-CoreFluxDetector,ICFD)。ICFD是自供电装置,其产生与反应堆内的裂变率成比例的微安级小电流信号。ICFD被选择用于提供针对最后一个数量级范围内的中子通量的指示信息,以提供从全功率的约5%到100%的线性测量信号。如图4中所示,ICFD62包括InconelTM的外护套82和内发射极导线86。多种材料可用于发射极导线86,最常见的是钒(Vanadium)和铂(Platnum)。外护套82和发射极导线86之间用绝缘层90(例如,氧化镁MgO)隔开。
在图1所示的反应堆10中,SDS1有五十四个垂直设置的ICFD62,SDS2有四十八个水平设置的ICFD62。ICFD62分布在各个停堆系统的逻辑通道中,通道D、E、F(SDS1)每个包含十八个探测器,通道G、H、J(SDS2)每个包含十六个探测器。
如上文中所提到的,当中子通量被通量探测器(比如,电离室或ICFD)接收时,所产生的输出信号是在反应堆全功率状态下为微安级的小电流信号。该输出信号必须进行转换才能被用作SDS1或SDS2的输入。ICFD的输出信号开始被转换为电压,被放大后,再利用称为动态信号补偿器(DynamicSignalCompensator,DSC)的模拟电路进行处理,以与热通量相匹配。这个DSC校正ICFD的瞬态响应和对应的燃料内能量(热量)产生量的变化之间的差异。所产生的电压信号表示占全功率的一个百分比(%FP)。
图5是安全停堆系统(比如,SDS1或SDS2)的通量率停堆算法92的框图。表示%FP的信号94被算法94所接收。通量率模块102产生通量率信号98,其中该通量率信号98表示成单位时间内的%FP且基于信号94的一阶导数。通量率模块102可为微处理器的一部分,或者可包括如微分电路。
通量率信号98随后通过噪声滤波器模块106。在图示实施例中,噪声滤波器模块106是二阶低通滤波器(2ndOrderLowPassFilter),这里τ是滤波器时间常数。滤波器时间常数τ是通过分析实验和操作数据得到的独立设计参数。大数值的τ降低了峰值噪声,但也导致针对给定停堆设定值的停堆更慢。滤波器常数τ和停堆设定值的确定是在抗误停堆能力(SpuriousTripImmunity)和响应时间之间取得平衡。
在通过噪声滤波器模块106之后,过滤后的通量率信号110进入比较器模块114。在比较器模块114内,过滤后的通量率信号110与预设的停堆设定值118进行比较。如果过滤后的通量率信号110大于停堆设定值118,则那个通道产生停堆信号122。如上文中所提到的,至少在某些实施例中,反应堆停堆还需要同一停堆系统中的另一通道产生一个或多个停堆信号。
图6是ICFD平均通量率停堆算法124的框图。不同于图5中所描述的停堆算法92,ICFD的平均通量率停堆算法124接收来自单一通道的n个ICFD探测器的中子通量输入126。例如,如果通道D有十八个ICFD,则SDS1的通道D的停堆算法接收来自与该通道相关的全部十八个ICFD的输入。这n个信号用平均模块130进行数值平均,以产生平均测得的通量信号134。平均测得的通量信号134随后通过通量率模块138,产生ICFD平均通量率信号142。通量率模块138可为微处理器的一部分,或者可包括如微分电路。
信号142然后通过二阶低通滤波器模块146,其中时间常数为τ。与图5中的电路类似,时间常数τ通过分析确定。过滤后的ICFD平均通量率信号150随后进入比较器模块154。在比较器模块154中,过滤后的ICFD平均通量率信号150与预设的停堆设定值158进行比较。如果过滤后的ICFD平均通量率信号150大于停堆设定值158,则那个通道产生停堆信号162。
停堆信号162基于ICFD平均通量率信号142而不是每一个ICFD的单独通量率信号具有几方面的优势。首先,在一个停堆通道中,平均通量信号的噪声峰值比噪声最高的探测器低很多。更低的噪声可用更低的停堆设定值,这因而导致更有效(更快)的停堆信号。不同于现有技术中停堆信号利用一个安全通道内的单一最高探测器读数,本停堆逻辑利用所有探测器的信号,因此使得抗误停堆能力更高。此外,与每个探测器需要一个通量率电路和一个仪表不同的是,这种停堆在主控制室内的每个通道只需要单个通量率电路138和单个仪表以通知反应堆操作者。
图7是通量率辅助区域过功率(Rate-AssistedRegionalOverPower,RAROP)停机算法166的框图。RAROP停机算法166是基于单个ICFD信号读数加上单个ICFD信号的变化率(即一阶导数)的分量。表示为%FP的测得的通量信号170进入通量率模块174以产生通量率信号178(%FP/s)。通量率信号178随后被二阶噪声滤波器模块182过滤,以产生过滤后的通量率信号186。然后,偏置量(Bias)190与过滤后的通量率信号186进行比较。如果过滤后的通量率信号186大于偏置量190,则通量率差值194为正(即大于零)。以秒表示的增益K乘上通量率差值194,以放大以%FP表示的通量率辅助分量198。通量率辅助分量198加上原始测得的通量信号170,以产生通量率辅助通量信号202。通量率辅助通量信号202用比较器模块210与预设的停堆设定值206进行比较。如果通量率辅助通量信号202大于停堆设定值206,则产生停堆信号214.
RAROP停堆算法利用了LOCA发生之后ICFD的通量率信号比探测器测得的通量增长增加得更快的现象。因此,在出现重大反应堆事故(例如大规模的LOCA)时,RAROP停机算法166预期能显著减少停堆时间。更快的停堆时间预期能降低反应性峰值、最高燃料中心温度和护套温度峰值。
图8是ICFD的平均增速停堆算法218的框图。此停堆是基于ICFD测得的平均通量的增速(二阶导数),并利用LOCA之后通量信号的二阶导数比通量信号本身增加得快得多的现象。平均模块222接收来自n个ICFD探测器的信号,以产生平均通量信号226。平均通量信号226随后被第一通量率模块230处理,以产生平均通量率信号234。平均通量率信号234被第二通量率模块238处理,以产生平均通量增速信号242。第一通量率模块230和第二通量率模块238可由包括一个或多个微分电路的单一通量率模块实现。平均通量增速信号242然后被N阶噪声滤波器模块246过滤。过滤后的平均通量增速信号250被比较器模块254接收,并与预设的停堆设定值258进行比较。如果过滤后的平均通量增速信号250大于停堆设定值258,则产生停堆信号262。
停堆基于停堆系统通道中的ICFD平均通量增速具有几个方面的优势。尽管平均通量增速比最快通量增速慢,但是基于该平均通量增速的停堆实际上更快,其原因在于较低的噪声值允许使用低很多的停堆设定值。此外,由于平均通量增速对任一探测器中噪声尖峰或其它非正常现象非常不敏感,因此抗误停堆的能力增加。
图5-8中所描述的停堆设定值118、158、206、258可为通过分析实验和操作数据得到的预设值。任何特定时间的停堆设定值可为针对不同操作条件优化的多个预设值中的一个。停堆设定值可根据特定操作条件从多个停堆设定值中人工或自动选定,也可为由包括操作条件在内的一个或多个输入参数来确定的变量。影响停堆设定值的操作条件包括,例如,反应堆冷却剂泵的速度或操作、反应堆冷却剂的压力或温度以及当前的反应堆功率。
本文描述的停堆可在模拟、基于CPU的计算机或现场可编程门阵列(FieldProgrammableGateArray,FPGA)平台上实现。
因此,除了其它方面外,本发明提供一种反应堆停堆系统的停堆算法。本发明的一些特征和优点阐述在所附权利要求中。
Claims (40)
1.一种控制核反应堆停堆系统的方法,所述方法包括:
利用传感器探测与所述反应堆的堆芯内的裂变率相关的参数,所述传感器提供与所述裂变率相对应的输出信号;
利用信号处理装置根据所述输出信号确定测得的通量信号,所述测得的通量信号与反应堆功率的一个百分比相对应;
利用通量率模块计算所述测得的通量信号的一阶导数,所述通量率模块输出与单位时间内反应堆功率的百分比相关的通量率信号;
利用偏置信号分量偏置所述通量率信号以产生偏置的信号;
应用一个增益到所述偏置的信号以产生基于通量率的信号分量;
将所述基于通量率的信号分量和测得的通量信号相加以产生对应于反应堆功率的百分比的通量率辅助通量信号;以及
利用比较器模块比较所述通量率辅助通量信号和停堆设定值,当所述通量率辅助通量信号大于所述停堆设定值时所述比较器模块产生停堆信号。
2.如权利要求1所述的方法,其中,所述传感器为堆芯通量探测器和电离室探测器中的一种。
3.如权利要求1所述的方法,进一步包括在偏置所述通量率信号之前利用噪声滤波器模块过滤所述通量率信号。
4.如权利要求3所述的方法,其中,过滤所述通量率信号是用二阶低通噪声滤波器执行的。
5.如权利要求1所述的方法,进一步包括响应所述停堆信号移动中子吸收杆进入所述反应堆的堆芯内。
6.如权利要求5所述的方法,其中,所述停堆信号是与第一停堆系统逻辑通道相关的第一停堆信号,且移动中子吸收杆进入所述反应堆的堆芯内的动作是响应至少所述第一停堆信号和与第二停堆系统逻辑通道相关的第二停堆信号。
7.如权利要求1所述的方法,进一步包括响应所述停堆信号向所述反应堆的堆芯内注入中子吸收液。
8.如权利要求1所述的方法,其中,利用所述偏置信号分量偏置所述通量率信号是用负偏置信号分量执行的。
9.如权利要求1所述的方法,其中,所述增益应用至为正值的偏置的信号。
10.如权利要求1所述的方法,其中,所述增益不应用至为负值的偏置的信号。
11.一种具有反应堆堆芯的核反应堆的停堆系统,所述系统包括:
传感器,所述传感器与所述反应堆堆芯相关联且用于探测与所述堆芯内裂变率相关的参数并产生与所述裂变率相关的输出信号;
信号调整模块,所述信号调整模块可操作用以根据所述输出信号产生测得的通量信号,所述测得的通量信号与所述核反应堆的功率的一个百分比相对应;
停堆系统停堆控制器,包括:
通量率模块,所述通量率模块可操作用以根据所述测得的通量信号产生通量率信号;
偏置分量,所述偏置分量可操作用以产生偏置的信号;
放大器模块,所述放大器模块可操作用以应用一个增益到所述偏置的信号以产生基于通量率的信号分量;
加法模块,所述加法模块可操作用以应用所述基于通量率的信号分量至所述测得的通量信号以产生通量率辅助通量信号;以及
比较器模块,所述比较器模块可操作用以比较所述通量率辅助通量信号和停堆设定值,所述比较器模块在所述通量率辅助通量信号大于所述停堆设定值时产生停堆信号;以及
停堆装置,所述停堆装置可操作用以在接收到所述停堆信号时吸收所述反应堆堆芯内的中子。
12.如权利要求11所述的停堆系统,其中,所述停堆装置包括中子吸收杆。
13.如权利要求11所述的停堆系统,其中,所述停堆装置包括中子吸收液。
14.如权利要求11所述的停堆系统,其中,所述传感器是堆芯通量探测器和电离室探测器中的一种。
15.如权利要求11所述的停堆系统,其中,所述偏置分量应用一个负偏置至所述通量率信号。
16.如权利要求11所述的停堆系统,其中,所述停堆系统停堆控制器进一步包括用以过滤所述通量率信号的二阶低通噪声滤波器。
17.一种响应传感器信号产生核反应堆停堆系统停堆信号的控制器,所述控制器包括:
信号调整模块,所述信号调整模块接收所述传感器信号并输出测得的通量信号;
通量率模块,所述通量率模块可操作用以根据所述测得的通量信号产生通量率信号;
偏置分量,所述偏置分量可操作用以产生偏置的信号;
放大器模块,所述放大器模块可操作用以应用一个增益至所述偏置的信号以产生基于通量率的信号分量;
加法模块,所述加法模块可操作用以应用所述基于通量率的信号分量至所述测得的通量信号以产生通量率辅助通量信号;以及
比较器模块,所述比较器模块可操作用以比较所述通量率辅助通量信号和停堆设定值并产生停堆信号。
18.如权利要求17所述的控制器,其中,所述控制器包括括现场可编程门阵列(FPGA)。
19.如权利要求17所述的控制器,其中,所述控制器包括微处理器。
20.如权利要求17所述的控制器,其中,所述控制器包括二阶低通噪声滤波器,所述二阶低通噪声滤波器可操作用以过滤所述通量率信号。
21.一种控制核反应堆停堆系统的方法,所述方法包括:
利用第一传感器探测与所述反应堆的堆芯内的裂变率相关的第一参数,所述第一传感器提供与所述裂变率相对应的第一输出信号;
利用第二传感器探测与所述反应堆的堆芯内的所述裂变率相关的第二参数,所述第二传感器提供与所述裂变率相对应的第二输出信号;
利用信号处理装置将至少所述第一输出信号和第二输出信号处理成至少第一测得的通量信号和第二测得的通量信号,所述第一测得的通量信号和所述第二测得的通量信号分别与反应堆功率的一个百分比相对应;
利用平均模块根据所述第一测得的通量信号和所述第二测得的通量信号计算平均通量信号;
利用通量率模块计算所述平均通量信号的二阶导数,所述通量率模块输出与单位时间内反应堆功率的百分比相关的平均通量增速信号;
利用比较器模块比较所述平均通量增速信号和增速信号设定值,当所述平均通量增速信号大于所述增速信号设定值时所述比较器模块输出停堆信号。
22.如权利要求21所述的方法,其中,探测所述第一参数的动作是由第一堆芯通量探测器执行的。
23.如权利要求22所述的方法,其中,探测所述第二参数的动作是由第二堆芯通量探测器执行的。
24.如权利要求21所述的方法,其中,计算所述平均通量信号的所述二阶导数包括利用第一通量率电路计算所述平均通量信号的一阶导数,所述第一通量率电路输出平均通量率信号。
25.如权利要求24所述的方法,其中,计算所述平均通量信号的所述二阶导数包括利用第二通量率电路计算所述平均通量率信号的一阶导数,所述第二通量率电路输出所述平均通量增速信号。
26.如权利要求21所述的方法,进一步包括利用噪声滤波器模块过滤所述平均通量增速信号,所述噪声滤波器模块输出过滤后的平均通量增速信号,其中,所述过滤后的平均通量增速信号与所述增速信号设定值进行比较。
27.如权利要求26所述的方法,其中,过滤所述平均通量增速信号包括发送所述平均通量增速信号使之通过至少一个二阶低通噪声滤波器。
28.如权利要求21所述的方法,进一步包括响应所述停堆信号移动中子吸收杆进入所述反应堆的堆芯内。
29.如权利要求28所述的方法,其中,所述停堆信号是与第一停堆逻辑通道相关的第一停堆信号,且移动中子吸收杆进入所述反应堆的堆芯内的动作是响应至少所述第一停堆信号和与第二停堆系统逻辑通道相关的第二停堆信号。
30.如权利要求21所述的方法,进一步包括响应所述停堆信号向所述反应堆堆芯内注入中子吸收液。
31.一种具有反应堆堆芯的核反应堆的停堆系统,所述系统包括:
第一传感器,所述第一传感器与所述反应堆堆芯相关联,所述第一传感器可操作用以探测与所述堆芯内的裂变率相关的第一参数并产生与所述裂变率相对应的第一输出信号;
第二传感器,所述第二传感器与所述反应堆堆芯相关联,所述第二传感器可操作用以探测与所述堆芯内的所述裂变率相关的第二参数并产生与所述裂变率相对应的第二输出信号;
信号调整模块,所述信号调整模块可操作用以接收所述第一输出信号和所述第二输出信号并产生第一测得的通量信号和第二测得的通量信号,所述第一测得的通量信号和所述第二测得的通量信号分别与所述核反应堆功率的一个百分比相对应;
停堆系统停堆控制器,包括:
平均模块,所述平均模块可操作用以接收至少所述第一测得的通量信号和所述第二测得的通量信号并计算平均通量信号;
通量率模块,所述通量率模块可操作用以计算所述平均通量信号的二阶导数并输出与单位时间内所述反应堆功率的百分比相关的平均通量增速信号;以及
比较器模块,所述比较器模块可操作用以比较所述平均通量增速信号和增速信号设定值,当所述平均通量增速信号大于所述增速信号设定值时所述比较器模块输出停堆信号;以及
停堆装置,所述停堆装置可操作用以在接收到所述停堆信号时吸收所述反应堆堆芯内的中子。
32.如权利要求31所述的停堆系统,其中,至少所述第一传感器是堆芯通量探测器。
33.如权利要求31所述的停堆系统,其中,所述停堆信号是第一停堆信号,且所述停堆装置需要至少一个第二停堆信号来启动。
34.根据权利要求33所述的停堆系统,其中,所述第二停堆信号与至少一个第三探测器相关联,所述至少一个第三探测器产生与所述裂变率相关的第三输出信号。
35.如权利要求31所述的停堆系统,其中,所述停堆装置包括中子吸收杆。
36.如权利要求31所述的停堆系统,其中,所述停堆装置包括中子吸收液。
37.一种响应至少第一传感器输出信号和第二传感器输出信号产生核反应堆停堆系统停堆信号的控制器,所述控制器包括:
信号调整模块,所述信号调整模块接收至少所述第一传感器输出信号和所述第二传感器输出信号并产生第一测得的通量信号和第二测得的通量信号,所述第一测得的通量信号和所述第二测得的通量信号分别与所述核反应堆的反应堆功率的一个百分比相对应;
平均模块,所述平均模块可操作用以接收至少所述第一测得的通量信号和所述第二测得的通量信号并计算平均通量信号;
通量率模块,所述通量率模块可操作用以计算所述平均通量信号的二阶导数并输出与单位时间内所述反应堆功率的百分比相关的平均通量增速信号;以及
比较器模块,所述比较器模块可操作用以比较所述平均通量增速信号和通量增速设定值,所述比较器在所述平均通量增速信号大于所述通量增速设定值时产生第一停堆信号。
38.如权利要求37所述的控制器,其中,所述控制器包括现场可编程门阵列(FPGA)。
39.如权利要求37所述的控制器,其中,所述控制器包括微处理器。
40.如权利要求37所述的控制器,进一步包括噪声滤波器,所述噪声滤波器可操作用以接收所述平均通量增速信号并产生过滤后的平均通量增速信号,其中,所述过滤后的平均通量增速信号与所述增速信号设定值进行比较。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201610231974.XA CN105957563B (zh) | 2010-09-17 | 2011-09-15 | 反应堆停堆算法 |
Applications Claiming Priority (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US38413010P | 2010-09-17 | 2010-09-17 | |
US61/384,130 | 2010-09-17 | ||
US61/384130 | 2010-09-17 | ||
PCT/IB2011/002146 WO2012035414A2 (en) | 2010-09-17 | 2011-09-15 | Reactor shutdown trip algorithm |
Related Child Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201610231974.XA Division CN105957563B (zh) | 2010-09-17 | 2011-09-15 | 反应堆停堆算法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN103189926A CN103189926A (zh) | 2013-07-03 |
CN103189926B true CN103189926B (zh) | 2016-04-06 |
Family
ID=45832017
Family Applications (2)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201610231974.XA Active CN105957563B (zh) | 2010-09-17 | 2011-09-15 | 反应堆停堆算法 |
CN201180044891.5A Active CN103189926B (zh) | 2010-09-17 | 2011-09-15 | 反应堆停堆系统及其控制方法 |
Family Applications Before (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201610231974.XA Active CN105957563B (zh) | 2010-09-17 | 2011-09-15 | 反应堆停堆算法 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (3) | US9633752B2 (zh) |
EP (3) | EP2620947B1 (zh) |
KR (1) | KR101844435B1 (zh) |
CN (2) | CN105957563B (zh) |
CA (3) | CA2811485C (zh) |
WO (1) | WO2012035414A2 (zh) |
Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US9633752B2 (en) | 2010-09-17 | 2017-04-25 | Atomic Energy Of Canada Limited | Reactor shutdown trip algorithm using derivatives |
CN105448361B (zh) * | 2015-11-12 | 2017-11-21 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站堆芯状态的监测方法、服务器及系统 |
DE102018202702B3 (de) * | 2018-02-22 | 2019-06-13 | Framatome Gmbh | Emissionsüberwachungssystem für ein Ventingsystem eines Kernkraftwerks |
JP7026019B2 (ja) * | 2018-07-30 | 2022-02-25 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉停止装置、原子力プラント及び原子炉停止方法 |
CN110111917B (zh) * | 2019-04-17 | 2020-11-06 | 中广核工程有限公司 | 事故后堆外核中子通量监测方法、装置以及可读存储介质 |
CN111292862B (zh) * | 2020-03-27 | 2021-12-17 | 江苏核电有限公司 | 基于核电厂安全重要仪表信号状态的反应堆紧急停堆方法 |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB887392A (en) * | 1959-07-06 | 1962-01-17 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to control apparatus for nuclear reactors |
US4399095A (en) * | 1977-12-16 | 1983-08-16 | Westinghouse Electric Corp. | Protection and control system for a nuclear reactor |
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 |
CN101388257A (zh) * | 2008-10-17 | 2009-03-18 | 中国广东核电集团有限公司 | 一种核电站及其核反应堆停堆控制方法和系统 |
Family Cites Families (16)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3660228A (en) | 1967-11-06 | 1972-05-02 | Teledyne Inc | Nuclear reactor control with reflector and absorber means |
US3936885A (en) * | 1973-02-23 | 1976-02-03 | Westinghouse Electric Corporation | Training simulator and method for nuclear power plant heater and non-linear modeling |
US4182652A (en) | 1974-12-17 | 1980-01-08 | Puechl Karl H | Nuclear fuel element, core for nuclear reactor, nuclear fuel material |
CA1094698A (en) * | 1977-04-21 | 1981-01-27 | Herbert N. Klingbeil | System for detection of process trip |
IL53122A (en) | 1977-10-13 | 1980-11-30 | Univ Ramot | Nuclear reactor and method of operating same |
US4716009A (en) | 1985-12-17 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Dropped rod protection insensitive to large load loss |
US4783307A (en) | 1987-03-05 | 1988-11-08 | Commonwealth Edison Company | Reactor control system verification |
JPH06201884A (ja) * | 1992-09-22 | 1994-07-22 | Toshiba Corp | 原子炉出力監視装置 |
US5555279A (en) | 1994-11-16 | 1996-09-10 | Nir; Israel | System for monitoring and controlling nuclear reactors |
US6061412A (en) * | 1995-10-05 | 2000-05-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reaction protection system |
US6049578A (en) * | 1997-06-06 | 2000-04-11 | Abb Combustion Engineering Nuclear Power, Inc. | Digital plant protection system |
JPH11264887A (ja) * | 1998-03-17 | 1999-09-28 | Toshiba Corp | 原子炉核計装システム、このシステムを備えた原子炉出力分布監視システムおよび原子炉出力分布監視方法 |
FR2796196B1 (fr) * | 1999-07-05 | 2001-10-19 | Framatome Sa | Procede et dispositif de surveillance d'au moins un parametre de fonctionnement du coeur d'un reacteur nucleaire |
RU2260211C1 (ru) | 2004-09-03 | 2005-09-10 | Кудрявцев Михаил Юрьевич | Система управления корпусным ядерным реактором и двухпозиционный переключатель пассивной защиты ядерного реактора |
US9633752B2 (en) | 2010-09-17 | 2017-04-25 | Atomic Energy Of Canada Limited | Reactor shutdown trip algorithm using derivatives |
US8445839B2 (en) | 2010-10-14 | 2013-05-21 | Areva Np Inc. | Self-calibrating, highly accurate, long-lived, dual rhodium vanadium emitter nuclear in-core detector |
-
2011
- 2011-09-15 US US13/823,270 patent/US9633752B2/en active Active
- 2011-09-15 CA CA2811485A patent/CA2811485C/en active Active
- 2011-09-15 CN CN201610231974.XA patent/CN105957563B/zh active Active
- 2011-09-15 KR KR1020137008939A patent/KR101844435B1/ko active IP Right Grant
- 2011-09-15 CN CN201180044891.5A patent/CN103189926B/zh active Active
- 2011-09-15 EP EP13001456.6A patent/EP2620947B1/en active Active
- 2011-09-15 EP EP11824652.9A patent/EP2617039A4/en not_active Ceased
- 2011-09-15 CA CA3045639A patent/CA3045639C/en active Active
- 2011-09-15 WO PCT/IB2011/002146 patent/WO2012035414A2/en active Application Filing
- 2011-09-15 CA CA2925773A patent/CA2925773C/en active Active
- 2011-09-15 EP EP13001457.4A patent/EP2620948B1/en active Active
-
2013
- 2013-03-14 US US13/804,795 patent/US9640284B2/en active Active
- 2013-03-14 US US13/804,723 patent/US9672945B2/en active Active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB887392A (en) * | 1959-07-06 | 1962-01-17 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to control apparatus for nuclear reactors |
US4399095A (en) * | 1977-12-16 | 1983-08-16 | Westinghouse Electric Corp. | Protection and control system for a nuclear reactor |
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 |
CN101388257A (zh) * | 2008-10-17 | 2009-03-18 | 中国广东核电集团有限公司 | 一种核电站及其核反应堆停堆控制方法和系统 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN105957563B (zh) | 2018-05-18 |
EP2617039A2 (en) | 2013-07-24 |
EP2620947A2 (en) | 2013-07-31 |
US20130294561A1 (en) | 2013-11-07 |
KR101844435B1 (ko) | 2018-04-02 |
CN105957563A (zh) | 2016-09-21 |
US20130170595A1 (en) | 2013-07-04 |
WO2012035414A3 (en) | 2012-05-10 |
CA3045639A1 (en) | 2012-03-22 |
US9672945B2 (en) | 2017-06-06 |
EP2617039A4 (en) | 2016-03-30 |
US20130294562A1 (en) | 2013-11-07 |
EP2620948B1 (en) | 2016-08-03 |
US9640284B2 (en) | 2017-05-02 |
CA2811485A1 (en) | 2012-03-22 |
EP2620947A3 (en) | 2013-10-16 |
CA2925773A1 (en) | 2012-03-22 |
WO2012035414A2 (en) | 2012-03-22 |
CA2811485C (en) | 2020-04-14 |
US9633752B2 (en) | 2017-04-25 |
EP2620948A3 (en) | 2014-06-11 |
CN103189926A (zh) | 2013-07-03 |
EP2620948A2 (en) | 2013-07-31 |
CA2925773C (en) | 2017-12-19 |
KR20130139908A (ko) | 2013-12-23 |
EP2620947B1 (en) | 2016-03-16 |
CA3045639C (en) | 2021-02-02 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN103189926B (zh) | 反应堆停堆系统及其控制方法 | |
KR102324497B1 (ko) | 원자로 운전정지기간 중 붕소 희석도를 모니터링하는 방법 | |
CN110689974B (zh) | 一种基于瞬时伽马响应修正的改进堆芯功率分布的测量方法 | |
In et al. | Assessment of core protection and monitoring systems for an advanced reactor SMART | |
Lee et al. | Experimental determination of subcriticality at subcritical PWRs in Korea | |
Kliem et al. | ATWS analysis for PWR using the coupled code system DYN3D/ATHLET | |
Suh et al. | An overview of instrumentation and control systems of a Korea standard nuclear power plant: A signal interface standpoint | |
Chwaszczewski et al. | Improved method for the prompt-neutron-period measurements | |
Yu et al. | Instrumentation and Control System | |
Artaud et al. | SHIDAOWAN HTR Ex-core neutron flux monitoring systems | |
Dolff | Modeling and implementation of central functions in a nuclear power plant | |
Yi et al. | STUDY ON NEUTRON FLUX MONITORING SYSTEM FOR SMALL NA-K REACTOR | |
Bakhri et al. | Preliminary Development of the FPGA based Reactor Protection Systems for Reaktor Daya Eksperimental (RDE) | |
Zhang et al. | Study on the Method for the Safety-Related Instrument Calibration Periodic Test Interval Extension of Nuclear Power Unit With Digital I&C System Based on Setpoint and Uncertainty Analysis | |
Ammon et al. | Monitoring the Integrity of Control Rods On-Line with a Helium Leak Detector | |
Loberg et al. | Neutron-detection based monitoring of void effects in boiling water reactors | |
Nagaraj et al. | Design of Neutron Flux Monitoring System for sodium cooled fast reactors | |
Kim et al. | Development and Its Application for Prevention of The Reactor Trip When Single 12-Finger Control Element Assemble is Dropped | |
Boeck et al. | Practical course on reactor instrumentation | |
Kimhy et al. | Simple model of thermal-hydraulic feedback for the neutronic analysis of PWR cores | |
Champion et al. | VICNIS, a new safety-related radiation monitoring channel for checking vessel boundary integrity | |
Liu | Irradiation Parameters of HTR-PM | |
Okyere et al. | The response of ex-core neutron detectors to large-and small-break loss-of-coolant accidents in pressurized water reactors | |
T nTχ | T dr nTχ |
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 |