DE1945044A1 - Verfahren zur beschleunigten Leistungsherabsetzung eines Druckwasser-Kernreaktors - Google Patents
Verfahren zur beschleunigten Leistungsherabsetzung eines Druckwasser-KernreaktorsInfo
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Description
SISIS^S AKTIENGESELLSCHAFT Srlangen>
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Berlin unu Iniunohen Werner-Yon-Sienejis-Str.
Unser Zeichens
PLA 69/1365 Ms/Hel ·
Verfahren zur beschleunigten Leistungsherabsetzung
eines Druckwasser-Kemreaktors
Während des Normalbetriebes eines Kernkraftwerkes können Störungen,
beispielsweise durch Ausfall einer Hauptkühlmittelpumpe oder durch Lastabwurf bzw. sprungförmige Lastabsenkungen, auftreten,
die es erforderlich machen, die Reaktorleistung in sehr
kurzen Zeiträumen um bestimmte Beträge herabzusetzen, Nach den bisher bekannten Verfahren ist eine derartige Herabsetzung
der P.eaktorleistung nur durch eine Reaktorschneilabsohaltung
möglich, da das Einfahren der Steuerstäbe auch mit maximaler
Geschwindigkeit in den meisten Fällen nicht ausreicht.
Der Anmeldung liegt daher die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren zur Leistungsherabsetzung für den Kernreaktor zu finden, bei
der eine Schnellabschaltung vermieden werden kann.
Die Erfindung besteht dabei darin* daß einer oder mehrere der Steuerstäbe im Störfall vollständig in den Reaktorkern eingeworfen
werden. Dabei ist es jedoch zweckmäßig, daß die Steuerstäbe
direkt nach dem Einfall wieder mit einstellbarer Geschwindigkeit ausfahren und die Einregelung auf die zulässige
Leistung von der normalen Betriebsregelung mit Hilfe der Gesamtsteuerstabbank erfolgt. Der Einwurf der Steuerstäbe kann
dabei durch selbsttätige Schaltungen als auch von Hand erfolgen.
Die eingefallenen Stäbe verweilen dabei nur etwa eine Minute
im Stoßdämpfer, so daß bei etwa auftretendem Sieden im Stoßdämpfer
dieser Vorgang nur von kurzer Dauer ist. Gleichzeitig
9 815/0943
BAD
- 2 -. ΈΙΑ 69/1365
1S4S044
m.ViB ;iedoch ein Steuerstabhaltbefehl ausgelöst werden, damit
verhindert, wird, daß die Kuhlmitteltemperaturregelung die
Leistungsminderung infolge .dieses Stabeinfalls dadurch ausgleicht, daß die Gesamtsteuerstabbank gezogen wird, Dies würde
- da an der Stelle des eingefallenen Stabes die örtliche Reaktorleistung
stark abgesenkt ist - su einer erhöhten Leistung
im übrigen Kern führen* · .
Wenn bei einem Lastabwurf des Generators oder einer großen
sprungförmigen Lastsenkung gleichzeitig auf die beschriebene
Weise eine schnelle Herabsetzung der Reaktorleistung erzwungen,
wird, so vermindert sich auch die von der tiberproduktionsanlage
abzublasende Dampfmenge erheblich. Damit ist gegebenenfalls auch eine nennenswerte Verkleinerung der Überproduktionsanlage
möglich. *
Gleichzeitig kennen durch einen gezielten Stabeinwurf Siede«
zonen im Reaktor sofort abgebaut werden, wenn der Ort dieser Zonen durch eine entsprechende Instrumentierung festgestellt
werden kann und ein Stabeinwurf mit jedem der Stäbe möglich ist,
Anhand einer schematischen Zeichnung ist die Wirkungsweise,des
Stabeinwurfs bei Lastabwurf nach der Erfindung näher erläutert.
Dabei zeigen: . - .-
Pig, 1a ein Diagramm mit dem Verlauf der Reaktorleistung bei.
entsprechenden Stabeinwurfen, das Diagramm nach
Fig. 1b den Verlauf der mittleren Kühlmitteltemperatur und dag
Diagramm nach
Pig, Ic die Fahrweise der regelnden Steuerstabbank.
Pig, Ic die Fahrweise der regelnden Steuerstabbank.
In dem Diagramm nach Fig. 1a ist zunächst angenommen, daß die ;
Generatorleistung P« von beispielsweise 150 MN auf etwa 10 JWi
sprunghaft abfällt. Auf der Ordinate ist ebenfalls die Reaktorleistung P„ in Prozent aufgetragen. Es wird dabei von einer ;
Heaktorleistung von etwa 60 % ausgegangen,· die den 150 Mt ent- ;
—3— 10 9 815/0943
- 3 - ■ PLA 69/1365
spricht. Die ausgezogene obere Kurve stellt den Verlauf der Reaktorleistung P-,Q dar, bei der kein Stab eingeworfen wird,
sondern die Leistung lediglich auf Grund des Einfahrens der
regelnden Steuerstabbank - wie das aus dem Diagramm nach Fig. ^c
zu ersehen ist - geregelt abgefahren wird." In dem Diagramm
nach ü'ig. 1b ist schließlich die Änderung A-SL in 0C der Kühlmitteltemperatur aufgetragen. Dabei zeigt sich, daß bei einer
Herabregelung der Reaktorleistung ohne Stabeinwurf die Kühlmitteltemperatur
um 2° C so ansteigt, daß die Reaktorleistung durch die Regelung der mittleren Kühlmitteltemperatur mit
ca. 20 $/min abgefahren wird.
Die strichpunktierte Kurve P-,.. nach Fig. ta zeigt den Yerlauf
der Reaktorleistung bei Einwurf eines einzelnen Stabes gleichzeitig
mit dem Lastabwurf. Dabei zeigt es sich, daß bereits 1 see nach dem Lastabwurf die Reaktorleistxing bzw. der Neutronenfluß
um ca. 13 i° abgesunken ist. Die zugehörige mittlere Kühlmitteltemperatur
nach Pig. 1b bleibt zunächst konstant, sinkt dann jedoch schwach ab. Der nicht näher dargestellte Frischdarapfdruck,
der zunächst um ca. 1,5 i<> ansteigt, führt dann über
die Regelung der mittleren Kühlmitteltemperatur zu einem Abfahren der Reaktorleistung mit etwa 10 $/min, bis das der erforderlichen
luinderleistung entsprechende Gleichgewicht wieder hergestellt ist.
Die'gestrichelte Kurve P^2 in ^ig. Λ'Ά zeigt den Yerlauf der
Reaktorleistung bei Einwurf von zwei Steuerstäben. Dabei sinkt die Reaktorleistung sofort um etwa 22 >&. Gleichzeitig sinkt
auch die mittlere Kühlmitteltemperatur um etwa 3° C. Die Reaktorleistung
wird daraufhin über die Regelung der mittleren Kühlmitteltemperatur mit ca. 2,5 $/min zurückgenommen.
Bei den dargestellten Diagrammen ist von Teillast des Reaktors
ausgegangen. Die gleichen Verhältnisse gelten jedoch auch bei
einem unter Vollast fahrenden^Reaktor, wobei pro Stabeinwurf
mit einer Leistungsherabsetzung von bis zu 15 cf>
gerechnet werden kann.
-4-10 9 8 15/0943
6AD ORfQtNAt.
"■■'■' _ 4 - PLA 69/1365
Es zeigt sieh also, daß mit dem- beschriebenen Stabeinwurf eine schnelle leistungsherabsetzung auf Werte erreicht werden kann,
die eine Sehnelläbschaltung des gesamten Reaktors nicht mehr'
erforderlich macht. Darüber hinaus verhindert ein Ansteigen der Kühlmitteltemperatur auch das Ansprechen der Sprühventile
im !^rückhaltesystem, so daß auch diese kleiner ausgelegt werden
können. * ' .
2 Patentansprüche
1 Figur
1 Figur
1 0 9 8 1 5 / Ii ■: A 3
6AO OBiQiNM.
Claims (2)
- ■ - 5 - · PLA 69/1365Patentansprüche; 1.)Verfahren zur beschleunigten Herabsetzung der Leistung ■ eines Druckwasser-Kernreaktors bei Störungen,^insbesondere bei Kühlwasserpumpenausfall, sprunghaften Laständerungen oder örtlichem Siedend wobei der Heaktor im Normalbetrieb mit stetig ein- und ausfahrbaren Steuerstäben geregelt wird, dadurch gekennzeichnet, daß einer oder mehrere der Steuerstäbe im Störfall vollständig in den Reaktorkern eingeworfen werden.
- 2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die eingeworfenen Steuerstäbe unmittelbar nach dem Einfall mit einstellbarer Geschwindigkeit wieder ausfahren und die Einregelung auf die zulässige Leistung von der normalen Betriebsregelung mit Hilfe der Gesamtsteuerstabbank erfolgt.109815/09A3L e e r s e i t e
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---|---|---|---|---|
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