DE1807416A1 - Verfahren zum Betrieb eines Kernreaktors und Kernreaktor zur Durchfuehrung des Verfahrens - Google Patents

Verfahren zum Betrieb eines Kernreaktors und Kernreaktor zur Durchfuehrung des Verfahrens

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DE1807416A1
DE1807416A1 DE19681807416 DE1807416A DE1807416A1 DE 1807416 A1 DE1807416 A1 DE 1807416A1 DE 19681807416 DE19681807416 DE 19681807416 DE 1807416 A DE1807416 A DE 1807416A DE 1807416 A1 DE1807416 A1 DE 1807416A1
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Nichols Ronald William
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Atomic Power Constructions Ltd
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Atomic Power Constructions Ltd
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    • G21C1/32Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/326Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed next to or beside the core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
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Description

  • B e s c h r e i b u n g Verfahren zum Betrieb eines Kernreaktors und Kernreaktor zur Durchführung des Verfahrens.
  • Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zum Betrieb eines Kernreaktors und auf einen Kernreaktor für die Durchführung des Verfahrens. nie Erfindung befasst sich insbesondere mit der Steuerung eines Reaktors vom gasgekühlten grafitmoderierten Typ,und zwar eines Reaktors der im folgenden als spezifischer Typ bezeichneten Bauart, bei dem eine schnelle Jedoch gesteuerte tnderung der Leistungsabgabe erzielt werden soll, z. t3. in der Größenordnung von 25% - 50 % pro Minute.
  • Die FrfindunJ bez ieht sich auf ein Betriebsverfahren für einen Kernreaktor des genannten spezifischen Typs, bei dem der Wasserpegel in einem zugeordneten Zwanglaufkessel sich mit der Belastung ändern darf.
  • Eine allgemeine Eigenschaft von Reaktorsystemen besteht darin, daß die Reaktivität des Reaktorcores von seiner Temperatur beeinflußt wird. Demgemäß ist bei dem besonderen Fall des gasgekühlten grafitmoderierten Reaktorsystems, bei dem der Gasdurchfluß sich mit variabler Reaktorausgangsleistung ändert, die Reaktivitätsrate in Ausdrücken der Steuerstabbewegung eine Funktion der geforderten Anderungsrate der abgegebenen Leistung und zugleich der geforderten Teillastcharakteristiken der Anlage. Fallsschnelle änderungen der Ausgangsleistung erforderlich sind,wird die Steuerstabreaktivitätsrate ein Minimum , falls die Teillastcharakteristiken nahe der natürlichen Charakteristik des Reaktors liegen.
  • Wenn Wasserkessel verwendet werden in eine Hochtemperatursystem, sind die Tei llastcharakteristiken eine Funktion des Kesselentwürfs, da es im allgemeinen erforderlich ist, dass die Dampftemperatur konstant sein sollte mit der Belastung und außerdem,dass der Pegel in dem Kessel, bei dem alles Wasser in trockenen Dampf verwandelt worden ist, gesteuert wird.
  • In derartigen Systemen wird die Steuerrate ein Minimum, falls der Kessel so entworfen ist, dass der nominelle Wasserpegel sich derart ändern darf, dass wenn die gewünschte Dampftemperaturänderung mit der Belastung erreicht ist die dem Reaktor zugeordneten Gastemperaturen nahe Jenen sind die erreicht würden, falls der Gasdurchfluß geändert würde,ohne eine Bewegung der Steuerstäbe in diesen kurzen Zeiträumen.
  • Bisher wurden gasgekühlte grafitmoderierte Kernreaktor-J anlagen für Basisbelastungsbetrieb entworfen, wobei die Anderungsrate der Ausgangs leistung kein Parameter war, der den Entwurf wesentlich beeinflusste. Demgemäß sind bei niedrigen Xnderungsraten der Ausgangs leistung nur minimale Reaktivitätsraten erforderlich, um die Reaktorcharakteristik an die eines bestimmten Kesseltyps anzupassen. Diese Entwurfsmeth@dik fahrt in vielen Fällen zu der obengenannten niedrigen Reaktivitätsrate und ausserdem zu Kesseln mit langen Überhitzersektionen aus Korrosionsfestem Material, z.B. dem unter der Typenbezeichnung F 316 bekannten.
  • Bei der Erfindung darf der Wasserpegel im Kessel sich mit der Belastung ändern, und es ist dann erforderlich,die Keselrohrmaterialien derart zu wählen, dass der Wasserpegel bei Teillast nicht den aus korrosionsfestem Material hergestellten Teil des Kessels erreicht, und gleichzeitig, wenn der Wasserpegel niedrig ist bei hoher Belastung'die Kessel rohre so.aufgebaut sein müssen, dass se die Temperaturverteilung aufnehmen können, die dann existiert.
  • Darüberhinaus , wenn schnelle und häufige Xnderungen der Belastung erforderlich sind, kann es wünschenswert sein die Änderungen der Reaktorkühlmitteltemperatur minimal zu halten, aus Gründen der thermischen Spannungen.
  • Die Erfindung soll nachstehend unter Bezugnahme auf die beigefügten Zeichnungen näher beschrieben werden.
  • Fig, 1 ist ein Vertikalschnitt durch den Reaktor in Blockdiagrammform, und Fig. 2 ist eine Diagramm.
  • Der in Fig. 1 gezeigte Reaktor umfasst einen Betondruckkessel 1, der ein aktives Reaktorcore 2 enthält, über dem ein Deckreflektor 3 und eine Deckabschirmung 4 aufgebaut sind und das von einem Seltenreflektor 5 umgeben ist.
  • Außerhalb des Seitenreflektors 5 befindet sich eine Seitenabschirmung 6. Unterhalb des Cores 2 ist ein Bodenreflektor 7 angeordnet. Das Core und d@@ Reflektor sowie die Seitenabschirmung, die gerade genannt wurden, sind auf einem Traggitterwerk 8 aufgebaut, das eine Bodenabschirmung enthält.
  • Weitere Einzelheiten dieser Teile sind in der britischen Patentanmeldung 41695/68 beschrieben.
  • In den Ringraum zwischen der Seitenabschirmung 6 und der Innenwandung des Betondruckkessels 1 ist eine Serie. von Wärmetauschern oder Kesseln für die Erzeugung von Dampf angeordnet und von denen zwei mit dem Bezugszeichen 9 bezeichnet in Fig. 1 erkennbar sind. Gasförmiges Kühlmittel wird durch das Gore 2 und über die Wärmetauscher mittels Umwälzeinrichtungen 10 umgewälzt, die von Motoren 11 angetrieben werden, welche in Öffnungen in der Wandung des Druckkessels 9 untergebracht sind.
  • Oberhalb der Deckabschirmung 4 befindet sich ein Gewölbe 12, so dass ein Raum für die Nachladung mit Brennstoff gegeben ist, wofür die Decke des Betondruckkessels eine Brennstofftransferöffnung 14 und eine mittlere Nachladeöffnung aufweist. Einzelheiten bezüglich des Verfahrens und der Einrichtungen für die Nachladung mit frischem Brennstoff finden sich in den britischen Patentanmeldungen 41673@68, 41675/68, 41676/68 und 41678/68.
  • Die Erfindung befasst sich vorzugsweise mit dem Aufbau der Kessel 9. Sie können irgendeine der konventionellen Gesamtkonfigurationen aufweisen, z. B. Rohrschlangen, Serpentinenform, gerade Rohre und können jeweils als eine einzelne Einheit eine von cwei Einheiten oder mehrere parallel geschaltete Einkeit en umfassen.
  • Jeder Kessel umfasst drei Hauptabschnitte. Ein erster Abschnitt ist der E¢onbmiser, in dem sich immer Wasser unterhalb seiner Sättigungßtemperatur befindet, unbeeinflusst von der Belastung auf dem Kessel und von irgendwelchen Ubergangsbedingungen. Eintweiter Abschnitt ist der Verdampfer, in dem sich entweder Wasser oder Dampf oder beide befinden, Je nach der Belastung.
  • Der dritte Abschnitt ist der Überhitzer, in dem sich nur überhitzter Dampf bei allen Belastungsbedingungen befindet.
  • Ferner umfasst der Kessel auch noch den konventionellen Wiedererhitzerabschnitt.
  • Die Anordnung der Abschnitte in dem Kessel &st annähernd durch die Abteilungen 15 bis 18 angedeutet, die Jeweils den ersten, zweiten, dritten Abschnitt und den Wiedererhitzer wiedergeben.
  • Die Rohre des EconOmisers bestehen aus Kohlenstoffstahl, während die Rohre de#s Verdampfers aus einem Legierungsstahl bestehen ( z. B. Chrommolybden) und Jene des Überhitzers aus korrosionsfestem Stahl. Die folgende Tabelle gibt Einzelheiten bezüglich des Betriebs eines Kessels gemäß der Erfindung bei voller Leistung.
  • Gesamtkühlmitteldurchfluß durch den Kessel 5,658 x io6 lb/hr Kühlmitteleinlasstemperatur 700° C Kühlmittelauslasstemperatur 290° C Überhitzer-Dampfströmung 3,82 x 106 lb/hr Überhitzer-Auslasstemperatur 543,3° C Überhitzer-Auslassdruck 2475 p.s.i.a.
  • Wiedererhitzer-Dampfströmung 3,49 x 106 lb/hr Wiedererhitzer-Einlassdruck 624,3 p. s.i .a.
  • Wiedererhitzer-Einlasstemperatur 346,4° C Wiedererhitzer-Auslasstemperatur 539,4° C Speisewas sertemperatur 156,40 C Fig, 2 gibt weitere Betriebseinzelheiten und zeigt die Temperatur über den Abschnittender Kesselhöhe aufgetragen, ausschließlich des Wiedererhitzers,gemessen vom Boden des Kessels wie in Flg. 1 gezeigt. Drei K Kurven sind gezeigt, von denen die mit Ta gekennzeichnete die Xnderung der Kühlgastemperatur längs der Kesselhöhe darstellt, TMO die Xnderung der Temperatur an der Außenseite der Kesselrohre zeigt, während TW die Xnderung der Wasser/Dampftemperatur angibt.
  • Fig. 2 zeigt darüber hinaus die gleichen Werte für den Wiedererhitzer des Kessels.
  • Bei Vollastobedingungen ist die Wasserverdampfung bei Punkt X vollständig, d.h. 0,742 der Kesselhöhe, während bei 25 % Belastung dt. Wasserverdampfung bei Punkt Y vollständig ist, d.h. bei o,82 der Kesselhöhe.
  • In dem dargestellten Beispiel bestehen die Rohre aus Koh@@stoffstahl für 0,75der Kesselhöhe, aus Stahl mit 2 1/4 % Chrom über den nächsten 0,125 der Kesselhöhe und aus korrosionsfestem Stahl, zum Beispiel der als Incoloy 800 bekannten Legierung, über die verbleibenden 0,125 der Kesselhöhe.
  • Die Rohre des Wiedererhitzerabschnittes bestehen aus der Legterung die als Essheti 1250 bekannt ist.
  • Zur Bestimmung der Teillastcharakteristiken der Anlage muß der angenommene Betriebsmodus geprüft werden bezüglich der Anzahl@öhe und Rate der Belastungsänderungen über die gesamte Anlagelebensdauer. Diese Untersuchung wird die zulässigen Temperaturänderungen mit der Belastung festlegen, bezüglich der Zugspannungskreterien ( z.B. Ermüdung). Die zulässige Änderung der Kesselgaseinlasstemperatur über den Belastungsbereich, kompatibel mit der zulässigen Änderung in der Kesselgasaus@asstemperatur wird dann bestimmt, wie die ermittelten Teillastcharakteristiken aussehen. Dies wiederum bestimmt welche Proportionen der Kessel@ärmetransforfläche zu den oben angegebenen Kat#egorien gehören.
  • Die Unterschiede zwischen den bekannten Betriebssystemen für Kernreaktorkraftwerke und dem System gemäß der Krfindung. werden in der folgende Tabelle zusammangefasst: Bisheriges System System gemäß der Erfindung Gasstömung ändert sich mit Gasströmung ändert sich mit Belastung Belastung Scharfe Kontrolle des Variabler Wasserpegel Auskochpegels Gastemperatur ändert sich Konstante Gastemperatur in mit der Belastung gemäß der den Kessel oder eine variable scharfen Kontrolle der Aus- Einlasstemperatur gemäß den kochpegelanforderungen thermischen Zugspannungsanforderungen des Systems.
  • Basis - Belastung folgt der Belastung langsame Leistungsänderung schnelle Anderung der Leistung Langsame Änderungsrate der Hohe Änderungsrate der Leistung Leistung unter kontrollierten unter kontrollierten Be-Bedingungen der Teillast- dingungen der Teillastcharaktercharakteristiken für eine istlken für eine gegebene Regegebene Reaktivitätsrate aktivitätsrate Langer Überhitzerabschnitt Kurzer Überhitzerabschnitt aus korrosionsfestem Stahl aus korrosionsfestem Stahl.
  • Nahezu konstanter Temperatur- Temperaturgradient in Rohrgradient in Rohr länge länge ändert sich mit der Belastung Die britischen Patentanmeldungen 41691/68, 41692/68 und 41693/68 beschreiben Steuersysteme. die für den oben beschriebenen Reaktor geeignet sind.
  • - Patentansprüche -

Claims (3)

  1. P a t e n t a n s p r ü c h e 1. Verfahren zum Betrieb eines dampferzeugenden Kernreaktors mit einem DurchlauRkesscl, dadurch gekennzeichnet, dass der Wasserpegel in dem Boiler sich mit der Belastung des Reaktors ändern kann.
  2. 2. Kernreaktor'der gemäß dem Verfahren nach Anspruch 1 betrieben werden kann, dadurch gekennzeichnet, dass der zugeordnete Kessel einen Economiser,einer Verdampfer, einen Überhitzer und einen Wiedererhitzer umPasst.
  3. 3. Kernreaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, dass der Economiser Rohre aus Kohlenstoffstahl, der Verdampfer Rohre aus chromlegiertem Stahl und der Überhitzer Rohre aus korrosionsfestem Stahl umfasst.
DE19681807416 1968-08-30 1968-11-07 Verfahren zum Betrieb eines Kernreaktors und Kernreaktor zur Durchfuehrung des Verfahrens Pending DE1807416A1 (de)

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BE723672A (de) 1969-04-16

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