DE10159432A1

DE10159432A1 - Control system for nuclear power plant, comprises monitoring unit, sensors in reactor core, and comparison unit

Info

Publication number: DE10159432A1
Application number: DE10159432A
Authority: DE
Inventors: Dieter Kreuter
Original assignee: Framatome ANP GmbH
Current assignee: Areva GmbH
Priority date: 2001-12-04
Filing date: 2001-12-04
Publication date: 2003-06-26
Also published as: SE525466C2; SE0203550D0; SE0203550L

Abstract

A control system for a nuclear power plant comprises a monitoring unit (10) which is connected to sensors (4) in the reactor core, and which has a differentiating unit. The unit also has a comparison module (16) which compares transient values with a limiting value, and an alarm is initiated if the transient value exceeds the limiting value. The sensors pick up neutron flux.

Description

Die Erfindung betrifft ein Steuerungssystem für eine Kernkraftwerksanlage. Sie bezieht sich weiter auf ein Verfahren zum Betreiben einer Kernkraftwerksanlage. The invention relates to a control system for a nuclear power plant. she further relates to a method of operating a nuclear power plant.

Beim Betrieb einer Kernkraftwerksanlage wird in einem Reaktorkern spaltbares Material vorgehalten und bedarfsweise durch Beschuss mit Neutronen einer kontrollierten Kettenreaktion unterzogen. Infolge der dabei auftretenden Spaltung eines Teils des spaltbaren Materials wird einerseits Energie freigesetzt, die durch geeignete Umwandlung zur Erzeugung elektrischer Energie herangezogen wird. Andererseits entstehen neben weiteren Spaltprodukten bei der Spaltung auch Neutronen, die zur Aufrechterhaltung der Kettenreaktion im Reaktorkern herangezogen werden. When a nuclear power plant is operated, it becomes fissile in a reactor core Material kept available and, if necessary, bombarded with neutrons subjected to controlled chain reaction. As a result of the split that occurs Part of the fissile material is released on the one hand by energy suitable conversion for generating electrical energy is used. On the other hand, in addition to other cleavage products, cleavage also occurs Neutrons that help maintain the chain reaction in the reactor core be used.

Die die Leistung des Kernreaktors einer derartigen Kernkraftwerksanlage bestimmende Kernspaltung wird üblicherweise dadurch gesteuert, dass Absorberelemente zur Schwächung des Neutronenflusses in den Reaktorkern eingefahren werden. Dabei sind über den Reaktorkern eine Anzahl von Messlanzen mit Sensoren verteilt, die zur Erfassung des Flusses thermischer Neutronen ausgelegt sind. Über diese Sensoren ist ein Ist-Zustand der Leistungsverteilung im Reaktorkern erfassbar. Die Reaktorleistung sowie andere Betriebsparameter des Reaktors werden kontinuierlich überwacht und beim Überschreiten festgelegter Grenzwerte wird der Reaktor durch eine Schnellabschaltung abgefahren. Um einen gewünschten Betriebszustand einzuregeln oder die ermittelten Ist-Werte der Leistungsverteilung mit entsprechenden Sollwerten in Übereinstimmung zu bringen, wird dabei der Durchsatz an Kühlwasser, das den Reaktorkern durchströmt und gleichzeitig als Moderator dient, dem jeweiligen Betriebszustand angepasst. The performance of the nuclear reactor of such a nuclear power plant determining nuclear fission is usually controlled by the fact that Absorber elements retracted into the reactor core to weaken the neutron flux become. There are a number of measuring lances above the reactor core Distributed sensors designed to detect the flow of thermal neutrons are. An actual state of the power distribution in the Core detectable. The reactor power as well as other operating parameters of the Reactors are continuously monitored and when they are exceeded they are set The reactor is shut down by a rapid shutdown. Around regulate a desired operating state or the determined actual values of the Power distribution in accordance with corresponding target values bring the throughput of cooling water that the reactor core flows through and at the same time serves as a moderator, the respective operating state customized.

Das Kühlwasser tritt dabei in einem Siedewasserreaktor (SWR) als Flüssigkeit von unten in den Reaktorkern ein und durchströmt von dort aus die den Reaktorkern bildenden Brennelemente. In den Brennelementen verdampft das Kühlwasser und tritt als Dampf-Flüssigkeits-Gemisch aus dem Reaktorkern aus. The cooling water emerges as a liquid in a boiling water reactor (SWR) into the bottom of the reactor core and from there flows through the reactor core fuel assemblies. The cooling water evaporates in the fuel assemblies emerges from the reactor core as a vapor-liquid mixture.

Bei einem Aufheiz- oder Anfahrvorgang des Kernreaktors wird dessen Betriebsleistung kontinuierlich bis zu einem vorgegebenen Betriebspunkt erhöht. Parallel dazu erhöht sich auch die Temperatur des die Brennelemente durchströmenden Kühlwassers, die letztlich zur Umsetzung in elektrische Energie herangezogen wird. Abhängig vom durchschnittlichen Temperaturniveau des die Brennelemente durchströmenden Kühlwassers ändern sich aber auch dessen Eigenschaften als Moderator für die bei der Spaltung des spaltbaren Materials freigesetzten Neutronen. Je nach der Temperatur des als Moderator dienenden Kühlwassers ändert sich nämlich dessen Wirkungsquerschnitt, der ein Maß für die Umsetzung der bei der Spaltung entstehenden schnellen Neutronen in für eine weitere Spaltung des spaltbaren Materials verfügbare thermische Neutronen angibt. When the nuclear reactor heats up or starts up, it will Operating output continuously increased up to a predetermined operating point. Parallel the temperature of the fuel elements flowing through them also increases Cooling water, which is ultimately used for conversion into electrical energy becomes. Depending on the average temperature level of the fuel assemblies flowing cooling water also change its properties as Moderator for those released when the fissile material is split Neutrons. Changes depending on the temperature of the cooling water serving as a moderator namely its cross section, which is a measure of the implementation of the the fast neutrons arising in the fission for a further fission of the fissile material indicates available thermal neutrons.

Wegen dieser Temperaturabhängigkeit des Wirkungsquerschnitts besteht insbesondere die Möglichkeit, dass der Moderator in der Art einer positiven Rückkopplung in einem engen Temperaturbereich einen sogenannten positiven Moderatortemperaturkoeffizienten aufweisen kann. In diesem Fall würde eine beispielsweise vom Bedienpersonal vorgegebene Leistungserhöhung während des Anfahrens des Kernreaktors zu einer Temperaturerhöhung im Moderator führen, die wiederum aufgrund des dann vergrößerten Wirkungsquerschnitts für schnelle Neutronen zu einer erhöhten Umsetzung schneller Neutronen in thermische Neutronen führen könnte. Dies wiederum kann zu einer, möglicherweise ungewollten Leistungserhöhung des Kernrektors führen. Daher wird ein Kernreaktor, insbesondere ein Siedewasserreaktor, besonders beim Anfahren vom Bedienpersonal üblicherweise sorgsam auf die Einhaltung vorgegebener, möglicherweise zeitabhängiger Leistungsgrenzwerte hin überwacht, wobei bei Überschreiten dieser Leistungsgrenzwerte schnellstmöglich Gegenmaßnahmen, beispielsweise durch Einbringung der Absorberelemente in den Reaktorkern, eingeleitet werden. Because of this temperature dependence of the cross section especially the possibility that the moderator kind of like a positive Feedback in a narrow temperature range a so-called positive Moderator temperature coefficient can have. In this case, for example performance increase specified by the operating personnel during start-up of the nuclear reactor lead to an increase in temperature in the moderator again due to the then enlarged cross section for fast Neutrons for an increased conversion of fast neutrons into thermal ones Neutrons could result. This, in turn, can lead to a, possibly unwanted Increase the output of the core reactor. Therefore, a nuclear reactor especially a boiling water reactor, especially when the operator starts up usually careful to follow predetermined, possibly time-dependent performance limit values are monitored, whereby if these are exceeded Performance limit values as soon as possible countermeasures, for example by Introducing the absorber elements into the reactor core.

Moderne Brennelemente sind üblicherweise für einen optimierten, vergleichsweise großen Moderatoranteil im aktiven Strömungskanal des Kühlmediums ausgelegt. Infolgedessen können diese Brennelemente in einem engen Temperaturbereich, der während des Reaktoranfahrvorgangs durchfahren wird, einen derartigen positiven Moderatortemperaturkoeffizienten aufweisen. Da ein Siedewasserreaktor üblicherweise nuklear aufgeheizt wird, kann ein derartig positiver Moderatortemperaturkoeffizienten zu einer ungewollten Leistungstransiente führen, die durch das Ansprechen von Grenzwerten zu einer Reaktorschnellabschaltung führen kann. Modern fuel assemblies are usually optimized for a comparatively large moderator share in the active flow channel of the cooling medium. As a result, these fuel assemblies can operate in a narrow temperature range, which is passed through during the reactor start-up process have positive moderator temperature coefficients. Because a boiling water reactor Is usually heated nuclear, can be such a positive Moderator temperature coefficients lead to an unwanted power transient that occurs through the response of limit values lead to a rapid reactor shutdown can.

Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zugrunde, ein Steuerungssystem für eine Kernkraftwerksanlage anzugeben, das derartige Leistungsexkursionen begrenzt, bevor es zu einer Reaktorschnellabschaltung kommt. Weiterhin soll ein auch beim An- oder Hochfahren eines Reaktors besonders sicheres und zuverlässiges Verfahren zum Betreiben einer Kernkraftwerksanlage angegeben werden. The invention is therefore based on the object of a control system for a To specify a nuclear power plant that limits such performance excursions, before rapid reactor shutdown occurs. Furthermore one should also at Starting or starting up a reactor is particularly safe and reliable Procedures for operating a nuclear power plant are specified.

Bezüglich des Steuerungssystems wird die genannte Aufgabe erfindungsgemäß gelöst mit einer Überwachungseinheit, die eingangsseitig mit einer Anzahl von im Reaktorkern angeordneten, jeweils zur kontinuierlichen Bereitstellung eines für eine Reaktorleistung charakteristischen Messwerts vorgesehenen Sensoren verbunden ist, und die ein Differenzierglied zur Bildung eines für die zeitliche Ableitung der ermittelten Reaktorleistung charakteristischen Transientenkennwerts umfasst. With regard to the control system, the stated object is achieved according to the invention solved with a monitoring unit, the input side with a number of im Reactor core arranged, each for the continuous supply of one for sensors provided characteristic of a reactor power is connected, and which is a differentiator to form one for the temporal Derivation of the determined reactor power characteristic transient characteristic includes.

Die Erfindung geht dabei von der Überlegung aus, dass zur Sicherstellung eines besonders hohen Sicherheitsniveaus auch beim An- oder Hochfahren des Kernreaktors unter Abkehr von einer dauerhaften Einbeziehung des Bedienpersonals eine automatisierte Überwachung des Reaktorverhaltens erfolgen sollte. Eine derartig automatisierte Überwachung sollte für die Berücksichtigung von Betriebsparametern ausgelegt sein, die in ihrer Dynamik an die Dynamik des An- oder Hochfahrenvorgangs und der dabei zu erwartenden Störfälle angepasst sind. Dementsprechend wird die ausschließliche Berücksichtigung einer Reaktorleistung als solcher als Führungsgröße als zu statisch angesehen. Für eine ausreichende "innere Dynamik" ist vielmehr die Berücksichtigung der zeitlichen Ableitung der jeweiligen Reaktorleistung als Führungsgröße vorgesehen. The invention is based on the consideration that to ensure a particularly high safety levels even when starting up or starting up the Nuclear reactor away from permanent involvement of operating personnel automated monitoring of the reactor behavior should take place. A Such automated surveillance should take into account Operating parameters designed to match the dynamics of the dynamics of the or Startup process and the expected accidents are adjusted. Accordingly, the exclusive consideration of one Reactor power as such is considered a reference variable as too static. For one Adequate "internal dynamics" is rather taking into account the temporal Derivation of the respective reactor power is provided as a reference variable.

Für eine zielgerichtete Auswertung der überwachten Parameter umfasst die Überwachungseinheit zweckmäßigerweise ein Vergleichermodul, das den jeweiligen, für die zeitliche Ableitung der ermittelten Reaktorleistung charakteristischen Transientenkennwert mit einem bereitgestellten Grenzwert vergleicht. For a targeted evaluation of the monitored parameters, the Monitoring unit expediently a comparator module that the respective, characteristic of the time derivative of the determined reactor power Compares the transient characteristic value with a limit value provided.

In weiterer zweckmäßiger Ausgestaltung ist das Steuerungssystem zur Einleitung situationsangepasster Kompensationsreaktionen ausgelegt, wobei die Überwachungseinheit in dem Fall, in dem der jeweilige Transientenkennwert den Grenzwert übersteigt, eine Alarmmeldung generiert oder eine Maßnahme zur Reduktion der zugrundezuliegenden Reaktorleistung einleitet. Derartige Kompensationsmaßnahmen können dabei insbesondere auch in der Art einer "gestaffelten Kompensation" kombiniert sein, wobei mehrere, hierarchisch gegliederte Grenzwerte vorgesehen sind. In diesem Fall kann zunächst lediglich Alarm ausgelöst und somit die Aufmerksamkeit des Bedienpersonals geweckt werden, wenn der Transientenkennwert einen ersten Grenzwert übersteigt. Falls darüber hinaus auch noch ein zweiter, im Vergleich zum ersten Grenzwert größerer Grenzwert überschritten wird, so kann automatisch eine entsprechende Gegenmaßnahme wie beispielsweise das Einbringen von Absorberelementen durchgeführt werden. Im Extremfall kann dabei auch vorgesehen sein, bei Überschreiten eines vergleichsweise hochgewählten Grenzwerts eine vollständige Schnellabschaltung der Kernkraftwerksanlage durchzuführen. In a further expedient embodiment, the control system is an introduction situation-adapted compensation reactions, the Monitoring unit in the case in which the respective transient characteristic value Exceeds the limit, generates an alarm message or takes a measure to reduce it of the underlying reactor power. such Compensation measures can in particular also be staggered Compensation "can be combined, with several hierarchically structured limit values are provided. In this case, only the alarm can be triggered and thus the operator's attention is drawn when the Transient characteristic value exceeds a first limit value. If beyond that a second limit, which is larger than the first limit, is exceeded a corresponding countermeasure such as for example, the introduction of absorber elements can be carried out. In extreme cases can also be provided if a comparative value is exceeded high selected limit a complete quick shutdown of the Nuclear power plant.

In besonders vorteilhafter Ausgestaltung umfasst die Überwachungseinheit einen Grenzwertgeber, der in Abhängigkeit von vorangegangenen Transientenkennwerten den jeweiligen Grenzwert für das Vergleichermodul bereitstellt. Im Vergleichermodul kann nämlich einerseits ein konstanter, in einem Speicherbaustein hinterlegter Grenzwert zur Auswertung des jeweiligen Transientenkennwerts herangezogen werden. Andererseits kann der Grenzwert aber auch vorteilhafterweise an den bereits durchgeführten Teil des An- oder Hochfahrvorgangs angepasst sein. Dabei ist insbesondere möglich, dass für eine besonders flexible Fahrweise des Reaktorkerns die bislang durchlaufene An- oder Hochfahrkennlinie extrapoliert und zur Vorgabe der Grenzwerte für den noch zu durchlaufenden Teil des Anfahrvorgangs herangezogen wird. In a particularly advantageous embodiment, the monitoring unit comprises one Limit switch, which is dependent on previous Transient parameters provides the respective limit for the comparator module. in the On the one hand, the comparator module can be a constant one in a memory module stored limit value for evaluating the respective transient characteristic value be used. On the other hand, the limit value can also be advantageous adapted to the part of the start-up or startup process that has already been carried out his. It is particularly possible that for a particularly flexible driving style of the reactor core is the start-up or ramp-up curve that has been run through to date extrapolated and for specifying the limit values for the part of the Starting process is used.

Für eine zuverlässige Erfassung der jeweiligen Reaktorleistung ist vorteilhafterweise die Messung des jeweiligen Neutronenflusses vorgesehen. Dazu sind die mit der Überwachungseinheit verbundenen Sensoren zweckmäßigerweise als Neutronenfluss-Sensoren ausgestaltet. For a reliable detection of the respective reactor output the measurement of the respective neutron flux is advantageously provided. For that are the sensors connected to the monitoring unit expediently as Neutron flow sensors designed.

Die für die Führung und Steuerung des Reaktorkerns während des An- oder Hochfahrens zu berücksichtigende Reaktorleistung kann die globale Reaktorleistung sein. Vorteilhafterweise ist jedoch eine ortsaufgelöste Ermittlung einer Vielzahl von lokalen Reaktorleistungen vorgesehen. Dabei ergibt sich eine lokale Struktur, bei der in jedem Sensor lokal ein Leistungskennwert für den ihn unmittelbar umgebenden Raumbereich ermittelt wird. Die Sensoren werden dabei vorteilhafterweise unabhängig voneinander ausgewertet, so dass Gegenmaßnahmen bei sich abzeichnender Eigendynamik in der Leistungsentwicklung lokal begrenzt eingeleitet werden können. Dadurch ist eine zuverlässige Kompensation von Störfällen beim Anfahren des Kernreaktors durch einen begrenzten Eingriff in den Reaktorbetrieb ermöglicht. Dazu sind vorteilhafterweise eine Mehrzahl von Sensoren derart über den Querschnitt des Reaktorkerns räumlich verteilt angeordnet, dass jeder Sensor in einem Teilbereich des Reaktorkerns eine zugeordnete lokale Reaktorleistung erfasst. The for the management and control of the reactor core during the start or The reactor power to be taken into account can be the global Reactor power. However, a spatially resolved determination is advantageous Variety of local reactor services provided. This results in a local one Structure in which each sensor has a local performance indicator for it immediately surrounding area is determined. The sensors are there advantageously evaluated independently of each other, so that countermeasures local dynamics in performance development are becoming local can be initiated. This ensures reliable compensation of Incidents when starting up the nuclear reactor due to limited intervention in the Reactor operation enabled. For this purpose, a plurality of are advantageously Sensors arranged in such a way spatially distributed over the cross section of the reactor core, that each sensor has an assigned local in a partial area of the reactor core Reactor power recorded.

Bezüglich des Verfahrens wird die genannte Aufgabe gelöst, indem im Reaktorkern eine Reaktorleistung daraufhin überwacht wird, ob ihre zeitliche Ableitung einen vorgebbaren Grenzwert übersteigt. With regard to the method, the stated object is achieved by Reactor core a reactor performance is monitored to see if its time derivative exceeds a specifiable limit.

Vorteilhafterweise wird dabei in dem Fall, dass die zeitliche Ableitung der Reaktorleistung den jeweiligen Grenzwert übersteigt, eine Alarmmeldung generiert und/oder eine Maßnahme zur Reduktion der Reaktorleistung eingeleitet. Die Generierung der Alarmmeldung und eine Abfolge von hierarchisch gestaffelten Maßnahmen zur Reduktion der Reaktorleistung sind dabei vorteilhafterweise in der Art einer "gestaffelten Kompensation" kombiniert vorgesehen. In this case, it is advantageous if the time derivative of the Reactor power exceeds the respective limit value, an alarm message is generated and / or a measure to reduce the reactor power is initiated. The Generation of the alarm message and a sequence of hierarchically staggered Measures to reduce the reactor power are advantageously in combined in the manner of a "staggered compensation".

Der Grenzwert wird dabei zweckmäßigerweise in Abhängigkeit von der überwachten Reaktorleistung bereitgestellt. In weiterer oder alternativer zweckmäßiger Ausgestaltung wird zur Überwachung der Reaktorleistung ein Neutronenfluss gemessen. The limit value is expediently dependent on the monitored reactor power provided. In a further or alternative more appropriate A neutron flow is designed to monitor the reactor performance measured.

Für eine zuverlässige Kompensation von Störfällen bei nur begrenztem Eingriff in den Reaktorbetrieb insgesamt wird in weiterer vorteilhafter Ausgestaltung an einer Mehrzahl von räumlich über den Querschnitt des Reaktorkerns verteilten Messpunkten jeweils eine einem Teilbereich des Reaktorkerns zugeordnete lokale Reaktorleistung erfasst. For reliable compensation of accidents with only limited intervention in the reactor operation as a whole is carried out in a further advantageous embodiment A plurality of spatially distributed over the cross section of the reactor core Measuring points each have a local one assigned to a partial area of the reactor core Reactor power recorded.

Die mit der Erfindung erzielten Vorteile bestehen insbesondere darin, dass mit der zeitlichen Ableitung der Reaktorleistung eine an sich dynamische Führungsgröße für die Überwachung und/oder Steuerung der Kernkraftwerksanlage, insbesondere bei deren Anfahrvorgang, zugrundegelegt wird. Gerade dadurch sind Prozesse, insbesondere Störfälle, mit hoher innerer Eigendynamik, wie beispielsweise ungewollte Leistungstransienten bei positiven Moderatortemperaturkoeffizienten, frühzeitig detektierbar und mit geeigneten Gegenmaßnahmen kompensierbar. Durch die Erfassung entsprechender, nur für einen jeweiligen lokalen Teilbereich des Reaktorkerns relevanter Kennwerte ist darüber hinaus eine lokal beschränkte Kompensation von Störfällen ermöglicht, die den eigentlichen Reaktorbetrieb nicht oder nur gering beeinträchtigt. Somit ist eine zuverlässige Kompensation von Störfällen auf besonders flexible Weise ermöglicht. Eine besonders hohe Betriebssicherheit ist dabei unter anderem dadurch gewährleistet, dass der Reaktor in seinem gesamten Leistungsbereich sowohl für einen negativen Dichtekoeffizienten als auch für einen negativen Dopplerkoeffizienten ausgelegt ist und somit in jedem Fall ein selbststabilisierendes Verhalten zeigt. The advantages achieved with the invention are in particular that with the Derivation of the reactor power over time is a dynamic reference variable in itself for monitoring and / or controlling the nuclear power plant, is used as a basis, particularly when starting. Because of that Processes, especially accidents, with high internal dynamics, such as for example, unwanted power transients with positive ones Moderator temperature coefficient, detectable early and with suitable countermeasures compensated. By capturing appropriate, only for a particular local Part of the core of relevant parameters is also local limited compensation of accidents that allows the actual Reactor operation not affected or only slightly affected. It is therefore a reliable one Compensation of accidents in a particularly flexible way. A special one A high level of operational security is ensured, among other things, by the fact that the Reactor in its entire performance range for both a negative Density coefficient is designed as well as for a negative Doppler coefficient and thus in any case shows self-stabilizing behavior.

Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung wird anhand einer Zeichnung näher erläutert. Darin zeigt die Figur schematisch im Querschnitt eine Anzahl von im Reaktorkern eines Siedewasserreaktors angeordneten Brennelementen mit zugeordnetem Steuerungssystem. An embodiment of the invention will become more apparent from a drawing explained. The figure shows schematically in cross section a number of Reactor core of a boiling water reactor arranged with fuel elements assigned control system.

Der in der Figur im Querschnitt dargestellte Reaktorkern 1 dient innerhalb einer als solche nicht näher dargestellten Kernkraftwerksanlage, nämlich eines Siedewasserreaktors, zur Bereitstellung von nutzbarer Wärme durch Spaltung von spaltbarem Material. Der Reaktorkern 1 umfasst eine Anzahl von im Querschnitt quadratischen Brennelementen 2, die schachbrettartig eng beieinanderstehend angeordnet sind. Jedes Brennelement 2 umfasst in nicht näher dargestellter Weise eine Anzahl von Brennstäben, in denen das spaltbare Material vorgehalten ist, und die von einem auch als Moderator für die bei der Spaltung freiwerdenden Neutronen dienenden Kühlmedium umspült sind. Über das Kühlmedium wird die bei der Spaltung des spaltbaren Materials frei werdende Wärme aus dem Raumbereich der Brennelemente 2 ab- und einem Prozess zur Erzeugung elektrischer Energie, beispielsweise einer Turbine, zugeführt. The reactor core 1 shown in cross-section in the figure is used within a nuclear power plant, not shown as such, namely a boiling water reactor, to provide usable heat by splitting fissile material. The reactor core 1 comprises a number of fuel elements 2 which are square in cross section and which are arranged closely together in the manner of a checkerboard. Each fuel element 2 comprises, in a manner not shown in detail, a number of fuel rods, in which the fissile material is kept, and which are surrounded by a cooling medium, which also serves as a moderator for the neutrons released during the fission. The heat released during the splitting of the fissile material is removed from the spatial area of the fuel elements 2 and fed to a process for generating electrical energy, for example a turbine, via the cooling medium.

Zur Steuerung der die Leistung des Reaktorkerns 1 bestimmenden Kernspaltung werden nicht näher dargestellte Absorberelemente bedarfsweise zur Schwächung des Neutronenflusses in den Reaktorkern 1 eingefahren. Zur Erzeugung von Eingangsgrößen für eine derartige Steuerung sind im Bereich des Reaktorkerns 1 eine Vielzahl von Sensoren 4 räumlich verteilt angeordnet. Jeder Sensor 4 ist dabei als sogenannte Messlanze ausgestaltet, die jeweils ein sich in Längsrichtung der Brennelemente 2 erstreckendes Hüllrohr umfasst. In diesem Hüllrohr ist über dessen Länge verteilt eine Anzahl von Neutronenflussdetektoren, beispielsweise vier, angeordnet. Jeder Sensor 4 ist somit als Neutronenfluss-Sensor ausgestaltet. Der Neutronenfluss, zu dessen Erfassung die Sensoren 4 ausgebildet sind, ist dabei für die lokale Reaktorleistung charakteristisch. In order to control the nuclear fission which determines the power of the reactor core 1 , absorber elements (not shown in detail) are inserted into the reactor core 1 as needed to weaken the neutron flux. A plurality of sensors 4 are arranged spatially distributed in the area of the reactor core 1 in order to generate input variables for such a control. Each sensor 4 is designed as a so-called measuring lance, each of which comprises a cladding tube extending in the longitudinal direction of the fuel elements 2 . In this cladding tube, a number of neutron flux detectors, for example four, are arranged distributed over its length. Each sensor 4 is thus designed as a neutron flux sensor. The neutron flux, for the detection of which the sensors 4 are designed, is characteristic of the local reactor power.

Die Sensoren 4 sind dabei regelmäßig über den Querschnitt des Reaktorkerns 1 verteilt. Wie aus der Figur ersichtlich ist, ist im Ausführungsbeispiel jeweils ein Sensor 4 vier Brennelementen 2 in seiner unmittelbaren Nachbarschaft zugeordnet. Der Sensor 4 sitzt dabei jeweils im Zentrum eines durch vier Brennelemente 2 gebildeten Quadrats, wie dies in der Figur durch die Schraffur zweier derartiger Quadrate dargestellt ist. The sensors 4 are regularly distributed over the cross section of the reactor core 1 . As can be seen from the figure, in the exemplary embodiment a sensor 4 is assigned to four fuel elements 2 in its immediate vicinity. The sensor 4 is located in the center of a square formed by four fuel elements 2 , as shown in the figure by the hatching of two such squares.

Die Kernkraftwerksanlage ist zur Einhaltung besonders hoher Sicherheitsstandards und dazu sowohl für einen negativen Dichtekoeffizienten als auch für einen negativen Doppelkoeffizienten im gesamten Leistungsbereich ausgelegt. Zusätzlich sind die den Reaktorkern 1 bildenden Brennelemente 2 zur Erreichung besonders günstiger Leistungsdaten im Hinblick auf den Moderatoranteil in ihrem aktiven Strömungskanal hin optimiert. Dazu weisen die Brennelemente 2 einen vergleichsweise hohen Moderatoranteil in ihrem aktiven Strömungskanal auf, der während des Reaktoranfahrvorgangs zu einem sogenannten positiven Moderatortemperaturkoeffizienten führen kann. Mit einem derartigen positiven Moderatortemperaturkoeffizienten ist gemeint, dass eine Erhöhung des Leistungsniveaus im jeweiligen Brennelement 2 zunächst zu einer lokalen Temperaturerhöhung im das Brennelemente 2 durchströmenden Kühlmedium führt. Infolge der jeweiligen Zusammensetzung des Kühlmediums und insbesondere infolge von dessen erhöhten Moderatoranteil führt eine derartige Temperaturerhöhung zu einer Erhöhung der Rate, mit der bei der Spaltung des spaltbaren Material entstehenden "schnellen" Neutronen in sogenannte thermische Neutronen umgesetzt werden, die für die Einleitung einer weiteren Spaltung herangezogen werden können. Infolge dieser Erhöhung der Produktionsrate von thermischen Neutronen erhöht sich wiederum die Leistung des jeweiligen Brennelements 2. Somit führt bei einem derartigen positiven Moderatortemperaturkoeffizienten in der Art einer positiven Rückkopplung eine Leistungserhöhung im Brennelement 2 mittelbar noch zu einer weiteren Leistungserhöhung in diesem Brennelement 2. Je nach Betriebsbedingungen kann es daher erforderlich sein, die Brennelemente 2 und insbesondere deren Leistungsverhalten besonders genau zu überwachen. Derartige positive Moderatortemperaturkoeffizienten können insbesondere in einem Leistungsbereich vorliegen, der beim Anfahren des Reaktorkerns 1, also beim Übergang von "Leistung Null" zur Auslegungsleistung, notwendigerweise durchlaufen wird, und vorwiegend bei Temperaturen von etwa 100°C auftritt. The nuclear power plant is designed to comply with particularly high safety standards and for both a negative density coefficient and a negative double coefficient in the entire performance range. In addition, the fuel elements 2 forming the reactor core 1 are optimized in order to achieve particularly favorable performance data with regard to the proportion of moderators in their active flow channel. For this purpose, the fuel elements 2 have a comparatively high proportion of moderator in their active flow channel, which can lead to a so-called positive moderator temperature coefficient during the reactor startup process. Such a positive moderator temperature coefficient means that an increase in the power level in the respective fuel element 2 initially leads to a local temperature increase in the cooling medium flowing through the fuel element 2 . As a result of the respective composition of the cooling medium and in particular as a result of the increased proportion of moderator, such an increase in temperature leads to an increase in the rate at which "fast" neutrons formed during the cleavage of the fissile material are converted into so-called thermal neutrons, which initiate further fission can be used. As a result of this increase in the production rate of thermal neutrons, the power of the respective fuel element 2 in turn increases. Thus, with such a positive moderator temperature coefficient in the manner of a positive feedback, an increase in power in the fuel assembly 2 indirectly leads to a further power increase in this fuel element 2 . Depending on the operating conditions, it may therefore be necessary to monitor the fuel elements 2 and in particular their performance in a particularly precise manner. Such positive moderator temperature coefficients can be present, in particular, in a power range which is necessarily run through when the reactor core 1 is started up , that is to say when “power zero” changes to the design power, and occurs predominantly at temperatures of approximately 100 ° C.

Um auch in einem derartigen Fall einen sicheren und zuverlässigen Betrieb der Kernkraftwerksanlage unter Einhaltung auch besonders enger Sicherheitsvorschriften zu gewährleisten, ist dem Reaktorkern 1 innerhalb seines Steuerungssystems eine Überwachungseinheit 10 zugeordnet. Die Überwachungseinheit 10 ist eingangsseitig mit den im Reaktorkern 1 angeordneten Sensoren 4 verbunden und erhält über diese kontinuierlich jeweils einen für die im lokalen Bereich des jeweiligen Sensors 4 vorliegende Reaktorleistung charakteristischen Messwert M. Um auch im vergleichsweise empfindlichen Leistungsbereich der Brennelemente 2 zuverlässig eine schnelle und geeignete Gegenmaßnahme bei möglicherweise auftretenden Störfällen bereitzustellen, ist die Überwachungseinheit 10 für die Verwertung einer besonders dynamischen Führungsgröße ausgelegt. Dazu verarbeitet die Überwachungseinheit 10 als aus den Messwerten M abgeleitete Größe einen Transientenkennwert T, der für die zeitliche Ableitung der jeweils ermittelten Reaktorleistung charakteristisch ist. In order to ensure safe and reliable operation of the nuclear power plant in compliance with particularly strict safety regulations even in such a case, a monitoring unit 10 is assigned to the reactor core 1 within its control system. The monitoring unit 10 is connected on the input side to the sensors 4 arranged in the reactor core 1 and continuously receives a measured value M, which is characteristic of the reactor power present in the local area of the respective sensor 4, in order to reliably and quickly and suitably also in the comparatively sensitive power range of the fuel elements 2 To provide a countermeasure in the event of accidents which may occur, the monitoring unit 10 is designed for the utilization of a particularly dynamic reference variable. For this purpose, the monitoring unit 10 processes, as a quantity derived from the measured values M, a transient characteristic value T which is characteristic of the time derivative of the reactor power determined in each case.

Dazu umfasst die Überwachungseinheit 10 ein zentrales Steuermodul 12, dem die eingehenden Messwerte M zunächst zugeleitet werden. Das Steuerungsmodul 12 übergibt diese Messwerte M an ein Differenzierglied 14, das aus den einlaufenden Messwerten M den jeweiligen Transientenkennwert T ermittelt. Dazu bildet das Differenzierglied 14 die Differenz zweier zeitlich versetzt eintreffender Messwerte M desselben Sensors 4. Anschließend bildet das Differenzierglied 14 den Quotient aus dieser Differenz und der Differenz der Zeitpunkte, zu denen die jeweiligen Messwerte M ermittelt wurden. Aus diesem Quotienten bildeten das Differenzierglied 14 sodann den Transientenkennwert T, den es an das zentrale Steuermodul 12 übergibt. For this purpose, the monitoring unit 10 comprises a central control module 12 , to which the incoming measured values M are initially fed. The control module 12 transfers these measured values M to a differentiating element 14 , which determines the respective transient characteristic value T from the incoming measured values M. For this purpose, the differentiator 14 forms the difference between two measured values M of the same sensor 4 arriving at different times. The differentiator 14 then forms the quotient of this difference and the difference in the times at which the respective measured values M were determined. The differentiator 14 then used this quotient to form the transient characteristic value T, which it transmits to the central control module 12 .

Das Steuermodul 12 ist weiterhin mit einem Vergleichermodul 16 verbunden, an das es den jeweiligen Transientenkennwert T übergibt. Im Vergleichermodul 16 erfolgt eine Abfrage, ob der jeweilige Transientenkennwert T einen zugeordneten Grenzwert G übersteigt. Ist dies der Fall, so gibt das Vergleichermodul 16 ein Signal S an das zentrale Steuermodul 12 aus. Beim Eintreffen eines derartigen Signals S leitet das zentrale Steuermodul 12 zugeordnete Gegenmaßnahmen, wie beispielsweise die Ausgabe einer Alarmmeldung oder auch die Auslösung einer Schnellabschaltung der Kernkraftwerksanlage, ein. The control module 12 is also connected to a comparator module 16 , to which it transmits the respective transient characteristic value T. In the comparator module 16 there is a query as to whether the respective transient characteristic value T exceeds an assigned limit value G. If this is the case, the comparator module 16 outputs a signal S to the central control module 12 . When such a signal S arrives, the central control module 12 initiates associated countermeasures, such as the output of an alarm message or the triggering of a rapid shutdown of the nuclear power plant.

Im Vergleichermodul 16 erfolgt dabei ein Vergleich des jeweiligen Transientenkennwerts T mit einer Mehrzahl gestaffelter Grenzwerte G_i. Das vom Vergleichermodul 16 ausgegebene Signal S spezifiziert dabei, welcher der Grenzwerte G_i überschritten wurde. Abhängig davon leitet das zentrale Steuermodul 12 in der Art einer hierarchisch gegliederten Gegenmaßnahme oder "gestaffelten response" eine spezifisch angepasste Gegenmaßnahme ein. Insbesondere kann bei einer im Vergleich zum Normalfall nur leicht erhöhten zeitlichen Ableitung der jeweiligen Reaktorleistung lediglich die Ausgabe einer Alarmmeldung vorgesehen sein, um das Bedienpersonal frühzeitig auf eine sich möglicherweise anbahnende Störung hinzuweisen. Falls die zeitliche Ableitung der jeweiligen Reaktorleistung jedoch den Normalfall um ein besonderes Maß übersteigt, so kann auch ein automatisiertes Einfahren von Steuerstäben oder sogar die vollständige Einleitung einer Schnellabschaltung vorgesehen sein, wobei die Gegenmaßnahmen derart bemessen sind, dass einerseits der Eingriff in den normalen Reaktorbetrieb möglichst gering gehalten und andererseits ein auch strengen Sicherheitsvorschriften genügendes Betriebssicherheitsniveau eingehalten wird. In the comparator module 16 , the respective transient characteristic value T is compared with a plurality of staggered limit values G _i . The signal S output by the comparator module 16 specifies which of the limit values G _{i has been} exceeded. Depending on this, the central control module 12 initiates a specifically adapted countermeasure in the manner of a hierarchically structured countermeasure or "staggered response". In particular, in the case of a time derivative of the respective reactor output which is only slightly increased in comparison to the normal case, only the output of an alarm message can be provided in order to warn the operating personnel in good time of a possible impending fault. If, however, the time derivative of the respective reactor output exceeds the normal case by a special amount, then an automated retraction of control rods or even the complete initiation of a rapid shutdown can be provided, the countermeasures being dimensioned in such a way that, on the one hand, the intervention in normal reactor operation is as possible as possible kept low and, on the other hand, an operational safety level that also meets strict safety regulations is maintained.

Zur Bereitstellung geeigneter Grenzwerte G_i umfasst die Überwachungseinheit 10 einerseits einen Speicherbaustein 18 und andererseits einen Grenzwertgeber 20, die beide mit dem Vergleichermodul 16 verbunden sind. Im Speicherbaustein 18 ist dabei eine Anzahl von geeigneten Grenzwerten G_i hinterlegt, wobei insbesondere eine situationsabhängige Selektion geeigneter Grenzwerte G_i vorgesehen sein kann. Die hinterlegten Grenzwerte G_i können dabei insbesondere auch Erfahrungen aus dem bisherigen Betrieb der Kernkraftwerksanlage oder vergleichbaren Anlagen beinhalten. To provide suitable limit values G _i , the monitoring unit 10 comprises a memory module 18 on the one hand and a limit transmitter 20 on the other, both of which are connected to the comparator module 16 . A number of suitable limit values G _{i is} stored in the memory module 18 , in particular a situation-dependent selection of suitable limit values G _i can be provided. The stored limit values G _i can in particular also include experience from the previous operation of the nuclear power plant or comparable plants.

Der Grenzwertgeber 20 ist hingegen dafür ausgelegt, in Abhängigkeit von vorangegangen Transientenkennwerten T einen daran angepassten, dynamisch aktualisierten Grenzwert G vorzugeben. Dazu ist der Grenzwertgeber 20 eingangsseitig ebenfalls mit dem zentralen Steuermodul 12 verbunden. The limit value transmitter 20 , on the other hand, is designed to specify a dynamically updated limit value G that is adapted to it, depending on previous transient characteristic values T. For this purpose, the limit transmitter 20 is also connected on the input side to the central control module 12 .

Beim Betrieb der Überwachungseinheit 10 und insbesondere beim An- oder Hochfahren des Reaktorkerns 1 erfolgt somit eine kontinuierliche Überprüfung, ob die zeitliche Ableitung einer der von den Sensoren 4 kontinuierlich überwachten Reaktorleistungen einen zugeordneten, vorgebbaren Grenzwert G_i übersteigt. Somit erfolgt eine Überwachung des Verhaltens der jeweiligen Kernkraftwerksanlage anhand einer besonders dynamischen Führungsgröße. Somit ist bereits besonders frühzeitig eine Abweichung des Reaktorverhaltens von einem erwarteten Verhalten erkennbar, so dass geeignete Gegenmaßnahmen besonders frühzeitig und somit wirksam eingeleitet werden können. Ein bedarfsgerechtes Eingreifen in den Reaktorprozess, insbesondere bei sich anbahnenden Störfällen infolge einer positiven Leistungsrückkopplung in einem Brennelement 2, kann dabei durch lokale Gegenmaßnahmen erfolgen. Dies ist insbesondere ermöglicht durch die Vielzahl der über den Querschnitt des Reaktorkerns 1 räumlich verteilten Sensoren 4, die jeweils die Erfassung eines lokalen Leistungskennwerts zur Bildung der diesbezüglichen zeitlichen Ableitung erlauben. Ein sich anbahnender Störfall infolge einer auftretenden Leistungstransiente kann somit besonders wirkungsvoll lokal kompensiert werden, wobei der Eingriff in den Reaktorprozess insgesamt nur vergleichsweise gering ausfällt. Bezugszeichenliste 1 Reaktorkern
2 Brennelemente
4 Sensoren
10 Überwachungseinheit
12 zentrales Steuermodul
14 Differenzierglied
16 Vergleichermodul
18 Speicherbaustein
20 Grenzwertgeber
G Grenzwert
G_i gestaffelte Grenzwerte
M charakteristische Messwert
S Signal
T Transientenkennwert
During the operation of the monitoring unit 10 and in particular when the reactor core 1 is started up or started up, there is therefore a continuous check as to whether the time derivative of one of the reactor outputs continuously monitored by the sensors 4 exceeds an assigned, predeterminable limit value G _i . The behavior of the respective nuclear power plant is thus monitored using a particularly dynamic reference variable. Thus, a deviation of the reactor behavior from an expected behavior can be recognized particularly early, so that suitable countermeasures can be initiated particularly early and thus effectively. Appropriate intervention in the reactor process, in particular in the event of impending accidents as a result of positive power feedback in a fuel assembly 2 , can take place by local countermeasures. This is made possible in particular by the large number of sensors 4 spatially distributed over the cross section of the reactor core 1 , each of which allows the acquisition of a local power characteristic to form the relevant time derivative. An impending accident as a result of a power transient occurring can thus be compensated for particularly effectively locally, the intervention in the reactor process being only comparatively minor overall. LIST OF REFERENCES 1 reactor core
2 fuel elements
4 sensors
10 monitoring unit
12 central control module
14 differentiator
16 comparator module
18 memory chip
20 limit switches
G limit
G _i staggered limits
M characteristic measured value
S signal
T Transient characteristic

Claims

1. Control system for a nuclear power plant with a monitoring unit ( 10 ), which is connected on the input side to a number of sensors ( 4 ) arranged in the reactor core ( 1 ), each provided for the continuous provision of a measurement value (M) characteristic of a reactor output, and the one Differentiator ( 14 ) for forming a transient characteristic (T) characteristic of the time derivative of the determined reactor power.

2. Control system according to claim 1, the monitoring unit ( 10 ) of which comprises a comparator module ( 16 ) which compares the respective transient characteristic value (T) with a limit value (G) provided.

3. Control system according to claim 2, the monitoring unit ( 10 ) in the case in which the respective transient characteristic value (T) exceeds the limit value (G) generates an alarm message or initiates a measure for reducing the underlying reactor power.

4. Control system according to claim 2 or 3, whose monitoring unit ( 10 ) comprises a limit value transmitter ( 20 ) which provides the respective limit value (G) as a function of previous transient parameters (T).

5. Control system according to one of claims 1 to 4, the sensors ( 4 ) are designed as neutron flux sensors.

6. Control system according to one of claims 1 to 5, in which a plurality of sensors ( 4 ) are spatially distributed over the cross section of the reactor core ( 1 ) in such a way that each sensor ( 4 ) has an associated one in a partial area of the reactor core ( 1 ) local reactor power recorded.

7. Method for operating a nuclear power plant, in which a reactor output is monitored in the reactor core ( 1 ) to determine whether its time derivative exceeds a predefinable limit value (G).

8. The method according to claim 7, wherein in the case that the temporal Derivation of the reactor power exceeds the respective limit value (G), a Alarm message generated and / or a measure to reduce the Reactor power is initiated.

9. The method according to claim 7 or 8, wherein the respective limit value (G) in Dependence on the monitored reactor output is provided.

10. The method according to any one of claims 7 to 9, in which for monitoring the reactor power is measured a neutron flux.

11. The method according to any one of claims 7 to 10, wherein at a plurality of spatially distributed over the cross section of the reactor core (1) measurement points in each case a part of the region of the reactor core is detected (1) associated local reactor power.