DE19940081B4

DE19940081B4 - Siedewasserreaktor mit natürlicher und erzwungener Zirkulation

Info

Publication number: DE19940081B4
Application number: DE19940081A
Authority: DE
Inventors: Kouji Hiraiwa
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1998-08-27
Filing date: 1999-08-24
Publication date: 2010-10-07
Anticipated expiration: 2019-08-25
Also published as: US6343106B1; JP3253934B2; CN1165913C; JP2000137090A; US20020015462A1; DE19940081A1; CN1250214A

Abstract

Siedewasserreaktor, enthaltend:
ein Druckgefäß (11);
einen Reaktorkern (14) in dem Druckgefäß mit einer Mehrzahl von Brennelementbaugruppen (1; 36, 42; 50), wobei eine Brennelementbaugruppe eine Mehrzahl von Brennstäben (3; 38) enthält, die mit Zwischenräumen zwischen ihnen angeordnet sind, und einen Wasserstab (39; 40) mit einem Pfad für Kühlmittel enthält und von einem Kanalgehäuse (4; 37) umgeben ist; der Reaktorkern einen Bypassbereich (7) für das Kühlmittel zwischen den Brennelementbaugruppen enthält und der Reaktorkern durch natürliche Zirkulation gekühlt wird und während des ausgelegten Betriebs folgende Eigenschaften hat:
Dampfblasenreaktivitätskoeffizient größer als –0,07% Δk/k/% Dampfblasenfraktion und kleiner als –0,03% Δk/k/% Dampfblasenfraktion;
eine Hauptdampfleitung (17) zum Führen von Dampf, der in dem Druckgefäß durch den Reaktorkern erzeugt wird; und
eine Turbine (20, 21) zum Durchführen der Expansionsarbeit mit dem Dampf, und eine Zirkulationspumpe (45), damit ein Teil der Reaktorkernströmung durch erzwungene Zirkulation gesteuert werden kann.

Description

Die Erfindung bezieht sich auf Kernreaktoren, bei denen maximal 30% des Kühlwassers durch erzwungene Zirkulationskraft zirkuliert.
Die Erfindung verbessert das kritische Leistungsverhalten zum Zeitpunkt eines vorübergehenden Druckanstiegs (mehr als das kritische Leistungsverhalten zum Zeitpunkt einer vorübergehenden Temperaturschwankung der Wasserversorgung), indem ein dynamischer Dampfblasen-Koeffizient größer als ein vorbestimmter Wert gemacht wird.
Unter Bezug auf die 13 und 14 werden eine herkömmliche Brennelementbaugruppe und ein herkömmlicher Reaktorkern erläutert. 14 ist eine Schnittansicht eines wesentlichen Teils innerhalb eines herkömmlichen Reaktorkerns und zeigt die Anordnung der Brennelementbaugruppe und einen Steuerstab. In einer Brennelementbaugruppe 1 sind zwei Wasserstäbe 5, innerhalb derer Kühlmittel (d. h. nicht siedendes Wasser) strömt, angeordnet, und beispielsweise zwei oder mehr Brennstäbe 3, die nukleares Brennmaterial 6 (wie eine Zylinderpille) enthalten, sind eingeschlossen, wie in der Figur dargestellt. Ein Kanalgehäuse 4 umgibt die Brennelementbaugruppe 1 und in dem Kanalgehäuse 4 ist ein Siedewasserströmungspfad 8 ausgebildet.
Die Brennelementbaugruppe 1 und ein Steuerstab 2 sind regelmäßig in dem Reaktorkern 14 angeordnet. Beispielsweise ist ein Steuerstab 2 viermal je Brennelementbaugruppe 1 angeordnet.
Der Spalt bzw. der Zwischenraum zwischen einer Brennelementbaugruppe und einer benachbarten Baugruppe dient als ein Bypassbereich 7, in dem Kühlmittel (d. h. nicht siedendes Wasser) vorhanden ist. Das Kühlwasser in dem Bypassbereich 7 siedet nicht, selbst wenn dort eine Erhitzung durch Neutronenstrahlung und ähnliches vorhanden ist.
Die Parameter d1 und d2 in 13 stellen die Weite bzw. Breite eines Kanalgehäuses 4 und eine Weite bzw. Breite des Bypassbereiches 7 dar. Die Breite d2 des herkömmlichen Bypassbereiches 7 ist kleiner als 10% der Breite d1 des Kanalgehäuses 4. Bei der herkömmlichen Brennelementbaugruppe sind die Wasserstäbe 5 in dem zentralen Bereich der Brennelementbaugruppe 1 vorgesehen.
Das nachfolgende Verfahren wird im Hinblick auf die Anreicherungsverteilung des Brennmaterials angewandt. Die Anreicherungsverteilung ist in der senkrechten Richtung angeordnet. Die Anreicherung des oberen Bereiches ist auf 0,2 Gewichtsprozent größer als die des unteren Teils eingestellt. Es kann ein Blanket aus natürlichem Uran mit geringer Reaktivität an senkrechten Rändern des Brennmaterials vorgesehen sein. In diesem Fall haben die oberen und unteren Blankets die gleiche Länge oder das obere Blanket ist länger als das untere Blanket.
14 ist eine Systemdarstellung des Aufbaus eines herkömmlichen Siedewasserreaktors. Wie in der Figur gezeigt, ist der Kernreaktorkern 14 in das Druckgefäß 11 des Siedewasserreaktors eingebaut. Der obere Teil des Kernreaktorkerns 14 ist von einer Haube 13 bzw. Abschirmung umgeben. Ein Dampfseperator 12 zur Trennung von Dampf und gesättigtem Wasser ist im oberen Teil der Haube 13 eingebaut. Mit Hilfe des Dampfseparators 12 wird der Dampf abgezogen und das gesättigte Wasser wird zur Außenseite der Haube 13 geführt.
Unter dem Kernreaktorkern 14 ist eine Mehrzahl von Steuerstäben 15 eingebaut. Die Steuerstäbe 15 werden mit Hilfe von Steuerstabantrieben 16 einwärts und auswärts bewegt, die im unteren Teil des Druckgefäßes 11 eingebaut sind.
Normalerweise wird der Innendruck des Druckgefäßes 11 während des Leistungsbetriebes auf beispielsweise das 70fache des Atmosphärendruckes eingestellt. Die Haube 13 teilt das Kühlmittel derart auf, daß es von dem Kernreaktorkern 14 zu dem oberen Teil des Druckgefäßes (Pfeil 10a in der Figur) strömt und außerhalb des Kernreaktorkerns 14 strömt, d. h. die Kühlmittelströmung zu dem unteren Bereich des Druckgefäßes, die nahe der Innenwand des Druckgefäßes 11 erzeugt wird (Pfeil 10b in der Figur).
Basierend auf Unterschieden in den Mechanismen, die die Strömung des Kühlmittels hervorrufen, gibt es zwei Arten von Siedewasserreaktoren, d. h. einen Reaktor mit natürlicher Zirkulation und einen Reaktor mit erzwungener bzw. angetriebener Zirkulation. Im Reaktor mit natürlicher Zirkulation wird Kühlwasser durch die natürliche Zirkulationskraft angetrieben, die von dem gesättigtem Wasser außerhalb der Haube 13 herrührt. Das gesättigte Wasser wird auf diese Weise innenseitig zu dem unteren Teil des Kernreaktorkerns 14 geleitet.
Bei einem Reaktor mit erzwungener Wasserzirkulation dagegen zirkuliert das gesättigte Wasser infolge eines Antriebs, der von einer außerhalb der Haube 13 angebrachten Kraft- bzw. Antriebsvorrichtung herrührt. Als eine solche Kraftvorrichtung werden beispielsweise eine Umlaufwasserpumpe, eine Innenpumpe usw. verwendet.
An das Druckgefäß 11 ist eine Hauptdampfleitung 17 angeschlossen und der von dem Kernreaktor erzeugte Dampf wird einer Hochdruckturbine 20 zugeführt. In die Hauptdampfleitung 17 ist eine Mehrzahl von Sicherheitsentlastungsventilen 18 eingebaut. Bei einem unnormalen Druckanstieg wird ein Sicherheitsentlastungsventil 18 geöffnet und der Innendruck des Druckgefäßes 11 wird vermindert.
Zwischen der Hochdruckturbine 20 und den Sicherheitsentlastungsventilen 18 ist ein Turbinenregel- bzw. Steuerventil 19 angeordnet, um die Menge des der Hochdruckturbine 20 zugeführten Dampfes einzustellen.
Wenn ein sogenanntes transientes oder vorübergehendes Druckanstiegsphänomen auftritt, wie bei einer Abnahme einer Generatorlast, wird das Turbinensteuerventil 19 geschlossen, um zu verhindern, daß die Drehzahl der Turbine zu hoch wird. Wenn das Turbinensteuerventil 19 geschlossen wird, wird der Hauptdampf normalerweise durch eine Bypassleitung 28 einem Kondensor 23 zugeführt.
Stromabwärts der Hochdruckturbine 20 ist eine Niederdruckturbine 21 angeordnet und die Drehung der Turbinen wird von einem hinter der Niederdruckturbine 21 angeordneten Generator 22 in elektrischen Strom umgewandelt. Der in der Turbine arbeitende Dampf tritt aus der Niederdruckturbine 21 durch eine Dampfabzugsleitung 29a hindurch, wird dem Kondensor 23 zugeführt und verflüssigt.
Durch eine Speiseleitung 27 und eine Speisepumpe 26 Wird Kühlwasser (d. h. Kondensat), das durch die Verflüssigung entsteht, in das Druckgefäß 11 rückgeführt und zirkuliert durch es hindurch. In der Speiseleitung 27 sind ein Niederdruckspeisewasserheizgerät 24 und ein Hochdruckspeisewasserheizgerät 25 vorgesehen. Diese Speisewasserheizgeräte 24 und 25 heizen das kondensierte Wasser auf geeignete Wasserzufuhrtemperaturbedingungen auf. Die Speisewasserheizgeräte 24 und 25 arbeiten, indem der aus jeder Stufe abgezogene Dampf als Heizquelle verwendet wird, um das Kühlwasser (d. h. das Kondensat) auf die geeigneten Temperaturbedingungen aufzuheizen. Das heißt, das Aufheizen des Kondensats erfolgt durch die Dampfextraktion aus der Niederdruckturbine 21 und der Hochdruckturbine 20 durch die Dampfabzugsleitungen 29b und 29c in dem Niederdruckspeisewasserheizgerät 24 und dem Hochdruckspeisewasserheizgerät 25. Die Kühlwassertemperatur an dem Auslaß des Hochdruckspeisewasserheizgerätes 25 ist etwa 70 Grad niedriger als die Sättigungstemperatur.
Der Siedewasserreaktor arbeitet stabil, wenn er unter den folgenden Bedingungen arbeitet, wobei zunächst die schlechtesten Bedingungen betrachtet werden, beispielsweise eine Änderung in (ΔMCPR) des minimalen kritischen Leistungsverhältnisses (MCPR):

1) der innere Druck des Druckgefäßes 11 steigt unnormal an;
2) eine unnormale vorübergehende Änderung während des Leistungsbetriebs tritt in Form einer Temperaturänderung des Versorgungswassers auf, die außerhalb des normalen Bereiches liegt.

MCPR stellt den minimalen Wert des Verhältnisses zwischen der bei Beginn der Siedeübergänge erwarteten Brennelementleistung (kritische Leistung) und der tatsächlichen bzw. augenblicklichen Ausgangsleistung dar. Wenn der Siedeübergang beginnt, wird der Kühlzustand der Brennstaboberfläche schlechter, da eine Flüssigkeitsschicht, die die Brennstaboberfläche bedeckt, nicht mehr vorhanden ist, und die Brennelementtemperatur steigt an.
Vorübergehende bzw. transiente Druckanstiege treten beispielsweise aufgrund einer Abnahme einer Last auf und vorübergehende Änderungen in der Wasserzufuhrtemperatur treten aufgrund fehlerhaften Betriebs einer Temperatursteuereinheit und ähnlichem auf.
Bei dem Reaktor mit erzwungener Wasserzirkulation wird eine Schwankung in der Strömungsgeschwindigkeit aufgrund eines Fehlers in der Einrichtung für die erzwungene Zirkulation angenommen; ein solcher Fehler tritt in einem Reaktor mit natürlicher Wasserzirkulation nicht auf.
Bezüglich eines vorübergehenden Druckanstieges geht die Konstruktion davon aus, daß die Einleitung des Dampfes in die Bypassleitung erfolgreich ist. Da die Vorgänge bei einem Fehler einen schlimmsten Fall (worst case) darstellen, wird ein Sicherheits- bzw. Stabilitätsabstand dadurch sichergestellt, daß die Konstruktion bzw. das Design auf diesen Fehlerbedingungen basiert.
Bei einem vorübergehenden Druckanstieg in einem Reaktor mit erzwungener Wasserzirkulation wird die Zirkulation zumindest teilweise abgeschaltet und die Leistung des Kernreaktors wird gesteuert und im Ergebnis ist ΔMCPR klein. Beispielsweise kann eine interne Pumpe (oder einige Pumpensätze) bei einem vorübergehenden Druckanstieg in einem Reaktor mit erzwungener Wasserzirkulation stillgesetzt (abgeschaltet) werden, indem zehn interne Pumpen installiert sind.
Bei einem Reaktor mit natürlicher Wasserzirkulation kann diese Art von Abschalten (durch die Steuerung von Pumpen) nicht durchgeführt werden, wenn während des Leistungsbetriebs ein unnormaler vorübergehender Druckanstieg auftritt, im Gegensatz zu dem oben genannten Reaktor mit erzwungener Wasserzirkulation.
Eine Eigenart von Reaktoren mit natürlicher Zirkulation liegt daher darin, daß ΔMCPR während eines vorübergehenden Druckanstiegs größer wird als bei einem Reaktor mit erzwungener Wasserzirkulation. Des Weiteren ist es im Vergleich mit einem Reaktor mit erzwungener Wasserzirkulation schwierig, bei einem Reaktor mit natürlicher Zirkulation die Umlaufströmungsmenge des Kühlmittels zu stoppen. Wenn eine Umlaufströmungsmenge vorgesehen ist, die der in einem Reaktor mit erzwungener Wasserzirkulation entspricht, ist ein großer Höhenunterschied erforderlich. Die Höhe des Druckgefäßes muß daher im Vergleich zu der eines Reaktors mit erzwungener Wasserzirkulation vergrößert werden. Wenn die Höhe des Druckgefäßes des Reaktors mit natürlicher Wasserzirkulation etwa genauso groß wie die durchschnittliche Höhe des Reaktors mit erzwungener Wasserzirkulation ist, treten folgende Probleme auf.
Da die Kühlmittelzirkulationsströmungsgeschwindigkeit im Vergleich zu der eines Reaktors mit erzwungener Wasserzirkulation herabgesetzt ist, wird der durchschnittliche Dampfblasenbruchteil des Reaktorkerns größer. Der dynamische Dampfblasenkoeffizient nimmt im Vergleich zu dem dynamischen Dampfblasenkoeffizient eines Reaktors mit erzwungener Wasserzirkulation ebenfalls zu.
Daher funktioniert die negative Reaktivitätsrückkopplung zum Zeitpunkt des vorübergehenden Druckanstiegs nicht effektiv und ΔMCPR wird groß.
In einem Kernreaktor, der im Reaktorkern siedendes Wasser erlaubt, ändert sich die Menge der Dampfblasen im Reaktorkern mit einer Änderung der thermischen Leistung, des Druckes, der Kühlmittelströmung, der Wasserversorgungstemperatur und ähnlichem. Der Dampfblasenkoeffizient (auch Dampfblasen-Koeffizient der Reaktivität bzw. Dampfblasenreaktivitätskoeffizient genannt) stellt das Verhältnis der Änderung der Reaktivität dar, das mit einer Änderung der Menge der Dampfblasen im Reaktorkern einhergeht, und ist ein wichtiger Faktor bezüglich der Sicherheit und der Stabilität des Kernreaktors.
Ein herkömmlicher Kernreaktor mit natürlicher Zirkulation hat daher die Eigenschaft, daß ΔMCPR während eines vorübergehenden Druckanstiegs im Vergleich zu einem Reaktor mit erzwungener Wasserzirkulation die Tendenz hat, groß zu werden. Daher muß der Stabilitätsabstand vergrößert werden.
Bei dem konventionellen Reaktor mit natürlicher Wasserzirkulation ist die Leistungsdichte begrenzt, um ausreichende Kernstabilität zu haben. Mit anderen Worten, wenn die Eigenschaften bezüglich eines vorübergehenden Druckanstieges und die Innenkernstabilität unter Kontrolle bleiben, resultiert im Vergleich zu Reaktoren mit erzwungener Wasserzirkulation eine geringere Kernreaktorleistungsdichte.
Dies macht einen Reaktor mit natürlicher Zirkulation weniger effizient und teurer als einen Reaktor mit erzwungener Zirkulation.
Die EP 453 165 A1 beschreibt einen Siedewasserreaktor, dessen Kern durch natürliche Zirkulation des Wassers gekühlt wird. Nahe der Innenwand des Reaktorgefäßes ist ein Dampfseparator angeordnet, der sich in einem Abwärtskanal erstreckt. Darin gesammelter Dampf unterstützt die Hauptdampfströmung aus dem Reaktorgefäß zur Turbine.
In der JP 04-301 591 ist eine Brennelementanordnung mit Brennstäben und einem Wasserstab beschrieben, die derart angeordnet sind, dass ihr Dampfblasenreaktivitätskoeffizient bei etwa –0,04% Δk/k/% liegt.
Aus der EP 00 86 427 A1 ist eine Anordnung von Brennstäben und Wasserstäben bekannt, wobei in einem zentralen Bereich die Brennstäbe Brennmaterialpellets mit einem Au ßendurchmesser von 10,31 mm und einem Innendurchmesser von 5,95 mm bzw. 8,80 mm und 3,0 mm, wenn die Pellets hohl sind, enthalten.
Die US 5,349,619 A beschreibt einen Leichtwasserreaktor mit Brennstäben, die Plutonium als primäres Spaltmaterial enthalten, und mit als Moderatorstäbe dienenden Wasserstäben, die zumindest in jedem Eckbereich der Anordnung von Brennstäben angeordnet sind.
Die DE 40 14 861 C2 beschreibt ein Brennelement für einen Siedewasserreaktor, bei dem jeder Brennstab jeweils am oberen und am unteren Ende einen Bereich aus natürlichem Uran einer axialen Länge zwischen 1/24 und 1/12 der axialen Gesamtlänge des Brennstabs und dazwischen einen Bereich aus angereicherten Uran aufweist, der bei einigen Brennstäben seinerseits aus 3 Teilbereichen unterschiedlicher Anreicherung besteht. Dabei ist, wie insbesondere aus den 6, 8 und 10 der EH 5 ersichtlich, die axiale Länge des aus natürlichem Uran bestehenden oberen und unteren Endes der Brennstäbe gleich.
Aus der DE 197 49 938 A1 ist eine Brennelementanordnung für einen Kernreaktor mit unterschiedlich langen Brennelementen mit längs ihrer Länge unterschiedlicher Anreicherung bekannt. Ein Bereich schwacher Anreicherung am oberen Ende der längeren Brennstäbe hat eine größere axiale Erstreckung als ein Bereich geringer Anreicherung am unteren Ende der langen Brennstäbe. Bei den kürzeren Brennstäben hat der Bereich geringer Anreicherung am oberen Ende die gleiche axiale Länge wie der Bereich geringer Anreicherung am unteren Ende.
Die EP 05 94 384 A1 beschreibt einen Kernreaktor, der über eine Hauptdampfleitung mit einer Dampfturbine verbunden ist. Eine Mehrzahl von Strömungssteuerventilen steuert die Dampfströmung zur Turbine. Mittels eines Bypassventils kann ein Teil des Dampfes die Turbine umgehen und unmittelbar zum Kondensor strömen. Ein Druckregler und ein Turbinensteuergerät sind operativ mit den Steuerventilen und den Bypassventilen verbunden, um die Dampfströmung zur Turbine zu steuern. Bei Ausfall eines oder mehrer der Steuerventile wird das Bypassventil automatisch geöffnet, um den Reaktordruckanstieg zu vermindern.
Die DE 23 10 080 A beschreibt einen Siedewasserreaktor, dessen Reaktordruckbehälter oberhalb des Reaktorkerns einen Dampfraum mit Wasserabscheidung enthält. Steuerstäbe, die von außerhalb des Reaktordruckbehälters liegenden Antrieben im Bereich des Reaktorkerns verstellbar sind, werden von oberhalb des Reaktordruckbehälters angeordneten Antrieben bewegt.
Aufgabe der Erfindung ist es, die vorstehend diskutierten Probleme zu lösen und einen Siedewasserreaktor zu schaffen, dessen Reaktorkern zumindest vorwiegend durch natürliche Zirkulation gekühlt wird und der bei hoher Leistungsdichte eine gute Kernstabilität aufweist.
Eine Lösung dieser Aufgabe wird mit den Merkmalen des Patentanspruchs 1 erzielt.
Die Unteransprüche sind auf vorteilhafte Ausführungsformen und Weiterbildungen des erfindungsgemäßen Siedewasserreaktors gerichtet.
Mit der Erfindung wird unter unterschiedlichen Bedingungen ein akzeptabler Dampfblasenkoeffizient erreicht und gleichzeitig die Volumenzunahme gesteuert. Die Innenkernstabilität ist verbessert, die Leistungsdichte wird erhöht und es wird ein wirtschaftlicher Reaktor mit natürlicher Zirkulation und teilweise erzwungener Zirkulation geschaffen.
Die Erfindung schafft einen Reaktorkern, der primär bzw. in erster Linie durch natürliche Zirkulation gekühlt wird, mit einem Dampfblasenkoeffizienten der Reaktivität zwischen –0,07 und –0,03% Δk/k/% Dampfblasenfraktion. Dieser Dampfblasenreaktivitätskoeffizient wird erreicht durch, beispielsweise, das Design des Bypassbereiches und das Kanalgehäuse, die Anreicherungsverteilung längs der axialen Richtung, das Vorsehen von Blanketflächen und/oder die Anordnung von Wasserstäben und Brennstäben innerhalb eines Kanalgehäuses.
Im Folgenden werden anhand schematischer Zeichnungen Aspekte von Siedewasserreaktoren erläutert. Dabei zeigt die 8 ein Ausführungsbeispiel eines Siedewasserreaktors gemäß Anspruch 1.
Es stellen dar:
1 die Beziehung von ΔMCPR während vorübergehender Änderungen des Siedewasserreaktors einer ersten Ausführungsform,
2 eine Korrelation des Verhältnisses einer Breite eines Bypasses zu einer Kanalgehäusebreite einer Brennelementbaugruppe mit einem dynamischen Dampfblasenkoeffizienten,
3 eine axiale Anreicherungsverteilung eines wirksamen Brennelementquerschnitts einer Brennelementbaugruppe einer zweiten Ausführungsform,
4 eine axiale Verteilung einer Blanketzone einer Brennelementbaugruppe einer dritten Ausführungsform,
5 eine Querschnittsansicht einer Anordnung eines Brennstabes und eines Wasserstabes einer vierten Ausführungsform,
6 eine Querschnittsansicht einer Anordnung eines Brennstabes und eines Wasserstabes einer fünften Ausführungsform,
7 einen Aufbau eines Siedewasserreaktors einer sechsten Ausführungsform,
8 einen Aufbau eines Siedewasserreaktors einer siebten Ausführungsform, die ein Beispiel eines erfindungsgemäßen Siedewasserreaktors ist,
9 einen Aufbau eines Siedewasserreaktors einer achten Ausführungsform,
10 Kurven, die die Steuerung der Steuerstabdichte eines Siedewasserreaktors und einen Übergang einer Überschußreaktivität einer neunten Ausführungsform zeigen,
11 eine Schnittansicht einer Steuerstabeinschubposition eines Reaktorkerns eines Siedewasserreaktors der neunten Ausführungsform,
12 einen Schnitt einer Brennelementbaugruppe,
13 eine Schnittansicht eines zentralen Teils innerhalb eines herkömmlichen Kernreaktors, und
14 einen Aufbau eines herkömmlichen Siedewasserreaktors.
Der Siedewasserreaktor entsprechend einer ersten Ausführungsform wird im Folgenden unter Bezugnahme auf 1 erläutert.
1 ist eine Kurve, die eine Beziehung zwischen ΔMCPR und einem dynamischen Dampfblasenkoeffizient während eines vorübergehenden Druckanstiegs und einer vorübergehenden Schwankung der Wasserzufuhr zeigen, wobei die vorübergehenden Änderungen unnormale Änderungen während des Leistungsbetriebes in einem Reaktor mit natürlicher Wasserzirkulation sind.
Während des Leistungsbetriebs wird vorliegend eine durchschnittliche Dampfblasenfraktion von 40% angenommen. Für den vorübergehenden Druckanstieg wird die volle Kapazität eines Bypasses angenommen. Das heißt, wenn die volle Kapazität des Bypasses eingesetzt wird und ein Turbinensteuerventil rasch geschlossen wird, erfolgt ein rasches Öffnen eines Turbinen-Bypassventils. Etwa 100% der Hauptdampfströmung strömen durch den Bypass und werden in einem Kondensor verarbeitet. Die volle Kapazität, die umgeleitet wird bzw. durch den Bypass strömt, beträgt etwa 100% der Hauptdampfströmung.
Die durchgezogene Linie mit dem Bezugszeichen 110a der Figur zeigt ΔMCPR während eines vorübergehenden Druckanstiegs. Die gestrichelte Linie mit dem Bezugszeichen 110b zeigt ΔMCPR während einer vorübergehenden Versorgungswassertemperaturverminderung (aufgrund von beispielsweise einer Fehlfunktion der Versorgungswassertemperatursteuerungseinrichtung). Punkt P in der Figur zeigt den Punkt, bei dem ΔMCPR beider vorübergehender Änderungen den gleichen Wert annimmt. Der dynamische Dampfblasenkoeffizient beträgt zu diesem Zeitpunkt ”–5¢”. Dabei ist ”¢” eine Einheit der Reaktivität.
Wie in 1 gezeigt, übersteigt bei einem Reaktorkern, in dem der dynamische Dampfblasenkoeffizient klein ist (der Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten ist groß) ΔMCPR des vorübergehenden Druckanstiegs ΔMCPR der vorübergehenden Änderung in der Wasserzufuhr. Das heißt, wenn der dynamische Dampfblasenkoeffizient zunimmt (d. h. ein Absolutwert abnimmt), kann ΔMCPR für beide vorübergehenden Änderungen vermindert werden.
Bei dieser Ausführungsform liegt das ΔMCPR der vorübergehenden Druckänderung vollständig unterhalb ΔMCPR der vorübergehenden Wasserzufuhränderung, indem sichergestellt ist, daß der dynamische Dampfblasenkoeffizient unter den oben geschilderten Bedingungen größer als ”–5¢” ist. Das heißt, ein Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten ist kleiner als ”5¢” (äquivalent einer verzögerten Neutronenfraktion kleiner als 5%).
Daher werden ΔMCPR und die Reaktorkernstabilität verbessert, indem der dynamische Dampfblasenkoeffizient größer (d. h. der Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten klein) als ”–5¢” gemacht wird.
Der dynamische Dampfblasenkoeffizient ist durch folgende Gleichung definiert:
Die durchschnittliche Dampfblasenfraktion liegt normalerweise bei 0,4.
Es ist bekannt, daß die verzögerte Neutronenfraktion β in einem Kernreaktor, der Uranbrennmaterial benutzt, etwa 0,006 beträgt.
Das heißt, ein dynamischer Dampfblasenkoeffizient von –5¢ entspricht etwa –0,07 (Verhältnis von %Δk/k/% Dampfblasen) des Dampfblasenreaktivitätskoeffizienten.
Obwohl der Wert des Dampfblasenreaktivitätskoeffizienten sich in Abhängigkeit vom Zustand des Reaktorterms ändert, beträgt der Dampfblasenreaktivitätskoeffizient des Reaktorkerns bei der ersten Beladung –0,03% Δ/k/% Dampfblasen, was etwa die Hälfte des Dampfblasenreaktivitätskoeffizienten unter Normalbetrieb ist. Daher ist das Einstellen des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten auf einen Wert größer als –5¢ gleichbedeutend damit, daß der Dampfblasenreaktivitätskoeffizient die folgende Formel erfüllt: –0,07% Δk/k/% Dampfblasenverhältnis ≤ der Dampfblasenreaktivitäts-koeffizient ≤ –0,03% Δk/k/% Dampfblasenverhältnis
Im Folgenden werden die verzögerten Neutronen und die verzögerte Neutronenfraktion erläutert.
Es dauert eine gewisse Zeit, bis ein Neutron nach einer Kernspaltung erzeugt wird. Ein Neutron, das eine Zeitdauer nach einer Spaltungsreaktion erzeugt wird, wird ein verzögertes Neutron genannt. Die verzögerte Neutronenfraktion β stellt das Verhältnis der Anzahl der verzögerten Neutronen zur Gesamtzahl der Neutronen dar, die bei einer Kernspaltung erzeugt werden.
Bei der ersten Ausführungsform wird die Breite des Bypassbereiches vergrößert und der Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten wird vermindert, um sicherzustellen, daß der Dampfblasenreaktivitätskoeffizient innerhalb des oben genannten Bereiches liegt, um ein Verlangsamen der Neutronen zu unterstützen. Das heißt, der Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten wird klein, indem das Neutronenspektrum weicher wird.
Wenn der Wert der Breite des Bypassbereiches geteilt durch die Breite des Kanalgehäuses 0,12 oder mehr ist, kann der dynamische Dampfblasenkoeffizient größer (d. h. der Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten klein) als oder gleich –5¢ gemacht werden, da ein ausreichender Neutronenverlangsamungseffekt erzielt wird.
Im Folgenden wird unter Bezugnahme auf 2 die Breite des Bypassbereiches erläutert. Da der dynamische Dampfblasenkoeffizient durch die Breite des Bypassbereiches eingestellt wird, muß bei dieser Ausführungsform der Kern der Brennelementbaugruppe nicht verändert werden. Weiter muß die Struktur der Brennelementbaugruppe nicht verändert werden.
2 ist eine Kurve, die die Korrelation zwischen dem Verhältnis (nämlich dem Wert von d2/d1) der Breite d2 des Bypassbereiches 8 zu der Breite d1 des Kanalgehäuses 4 der Brennelementbaugruppe (ähnlich der in 13 gezeigten) und dem dynamischen Dampfblasenkoeffizient zeigt. Entsprechend 2 zeigt sich, daß der dynamische Dampfblasenkoeffizient –5ϕ oder mehr beträgt, wenn das Verhältnis 12% oder größer ist.
Daher macht eine geeignete Wahl der Weite bzw. Breite d2 des Bypassbereiches 7 relativ zur Weite bzw. Breite d1 des Kanalgehäuses 4 der Brennelementbaugruppe in der vorliegenden Ausführungsform den dynamischen Dampfblasenkoeffizienten größer als –5¢.
Das bedeutet, daß d2/d1 >= 0,12 erforderlich ist.
Da d2/d1 bei dem herkömmlichen Kernreaktor <= 0,10 ist, wird bei der vorliegenden Ausführungsform die Breite des Bypassbereiches um 20% oder mehr größer als bei dem herkömmlichen Kernreaktor ausgelegt bzw. konstruiert, wenn die gleiche Brennelementbaugruppe wie bei dem herkömmlichen Kernreaktor verwendet wird.
Durch Erweitern der Bypassfläche wird die Reaktivität bei niederen Temperaturen vermindert und die Abschaltgrenze ist verbessert.
Im Folgenden wird ein Siedewasserreaktor einer zweiten Ausführungsform der Erfindung erläutert.
Bei dieser Ausführungsform ist wie bei der ersten Ausführungsform der dynamische Dampfblasenkoeffizient während des Leistungsbetriebes größer als –5¢ mit einer durchschnittlichen Dampfblasenfraktion von 40%. Im Ergebnis sind die Eigenschaften bezüglich vorübergehender Druckänderungen und die Innenkernstabilität verbessert.
Bei der ersten Ausführungsform ist die Breite des Bypassbereiches zwischen den Brennelementbaugruppen eingestellt bzw. angepaßt. In der vorliegenden Ausführungsform wird unter Ersatz des Verfahrens der ersten Ausführungsform und, um einen dynamischen Dampfblasenkoeffizienten größer als 5ϕ zu schaffen, die axiale Anreicherungsverteilung der Brennelementbaugruppe eingestellt.
3 zeigt die axiale Anreicherungsverteilung einer brennwirksamen Sektion der Brennelementbaugruppe der vorliegenden Ausführungsform. Gemäß 3 ist die brennwirksame Sektion der Brennelementbaugruppe in zwei senkrechte Zonen unterteilt, in der die Anreicherung an Uran 235 unterschiedlich ist. Bezugszeichen 31 bezeichnet eine obere Zone und Bezugszeichen 32 eine untere Zone. Die axiale Länge der oberen Zone 31 und der unteren Zone 32 sind mit dU und dL bezeichnet. Die Anreicherung mit Uran 235 ist mit eU bzw. eL bezeichnet.
In der vorliegenden Ausführungsform ist die Anreicherung der oberen Zone 0,3 Gewichtsprozente höher als die Anreicherung in der unteren Zone. Dadurch liegt die Spitzenposition der axialen Leistung in der oberen Zone.
Weiter ist im Hinblick auf die Spitzenposition die axiale Länge der unteren Zone 32 innerhalb der Grenzen von einem Drittel bis einer Hälfte der Gesamtlänge der brennwirksamen Sektion.
Das heißt, 1/3 <= dL/(dL + dU) <= 1/2.
Im allgemeinen hat ein Siedewasserkernreaktor die Eigenschaft, daß bei Ausgangsleistungsbetrieb die Dampfblasenfraktion zum oberen Teil hin zunimmt. Daher wird in dem unteren Bereich eine Neutronenverlangsamung erreicht und die Leistung neigt oberhalb dazu, groß zu werden.
Die Leistung in dem oberen Teil kann daher allmählich erhöht werden, indem die obere Anreicherung von dem unteren Teil aus erhöht wird. Wenn der Unterschied zwischen der Anreicherung in dem oberen Teil und der Anreicherung in dem unteren Teil 0,3 Gewichtsprozent oder mehr beträgt, kann die Leistung des Reaktorkerns während des Leistungsbetriebes ständig eine Spitze im oberen Bereich behalten.
Die durchschnittliche Dampfblasenfraktion des Reaktorkerns mit einer Leistungsspitze immer im oberen Bereich wird kleiner als die Dampfblasenfraktion eines Reaktorkerns, dessen Leistungsspitze im unteren Teil liegt.
Da der Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten entsprechend der Verminderung der durchschnittlichen Dampfblasenfraktion klein wird, kann im wesentlichen die gleiche Wirkung erzielt werden, wie sie dadurch erzielt wird, daß der Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten klein wird, wie bei der ersten Ausführungsform. Bei einem Kernreaktorkern, der mit Brennmaterial geladen ist, das den oben genannten Aufbau hat, ist die Spitzenposition der axialen Leistung in der oberen Zone des wirksamen Brennelementbereiches. Daher wird die gleiche Wirkung erzielt wie mit einer kleinen durchschnittlichen Dampfblasenfraktion des Reaktorkerns und einem deutlich kleinen Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten. Folglich ist die Innenkernstabilität während eines vorübergehenden Druckanstiegs weiter verbessert.
Durch Verminderung der durchschnittlichen Dampfblasenfraktion wird bei der vorliegenden Ausführungsform des weiteren der Druckverlust im Reaktorkern verändert und die Strömungsgeschwindigkeit der natürlichen Zirkulation entsprechend der Abnahme der durchschnittlichen Dampfblasenfraktion erhöht. Weiter wird ΔMCPR verbessert.
Wie oben erwähnt, liegt bei der Brennelementbaugruppe, die in den herkömmlichen Kernreaktor geladen wird, der Unterschied zwischen der Anreicherung im oberen Teil und der Anreicherung im unteren Teil bei etwa 0,2 Gewichtsprozenten oder weniger. Wenn die Anreicherung der oberen Zone des Reaktorkerns derart vergrößert wird, daß der Anreicherungsunterschied 0,2 Gewichtsprozente übersteigt, besteht bei einem ”Abschalten” kein komfortabler Sicherheitsabstand. Bei der vorliegenden Ausführungsform dagegen beträgt der Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten 5¢ oder weniger. Da der Reaktorabschaltsicherheitsabstand deutlich verbessert ist, indem der Absolutwert auf 5¢ oder weniger eingestellt wird, ermöglicht dies, den Anreicherungsunterschied größer als 0,3 Gewichtsprozente zu machen.
3 zeigt zwar zwei verschiedene Arten der Anreicherung. Selbst wenn drei oder mehr Arten von Anreicherungen verwendet werden, werden die gleiche Wirkung und der gleiche Effekt wie vorstehend beschrieben erreicht, indem der Unterschied zwischen einer maximalen Anreicherung einer oberen Zone und einer minimalen Anreicherung einer unteren Zone größer als 0,3 Gewichtsprozente gemacht wird.
Im Folgenden wird ein Siedewasserreaktor einer dritten Ausführungsform beschrieben.
Bei dieser Ausführungsform wird ähnlich wie bei den ersten beiden Ausführungsformen ein dynamischer Dampfblasenkoeffizient größer als –5¢ mit einer 40%igen durchschnittlichen Dampfblasenfraktion während des Leistungsbetriebs erreicht. Bei der zweiten Ausführungsform wird die Anreicherungsverteilung in der senkrechten Richtung der brennwirksamen Sektion der Brennelementbaugruppe eingestellt. Bei der vorliegenden Ausführungsform ist die Anreicherungsverteilung an den senkrechten Enden in der axialen Richtung der Brennelementbaugruppe so ausgelegt, daß die zweite Ausführungsform ersetzt wird und ein dynamischer Dampfblasenkoeffizient größer als 5¢ geschaffen wird.
4 zeigt die Verteilung von Blanketzonen der senkrechten Enden in axialer Richtung. Gemäß 4 ist eine obere Blanketzone 33 an dem Oberrand der Brennelementbaugruppe angeordnet und eine untere Blanketzone 34 an dem Unterrand. Diese Zonen haben eine geringe Anreicherung eN, die aus natürlichem Uran oder abgereichertem Uran besteht. Die axiale Länge der oberen Blanketzone 33 und der unteren Blanketzone 34 sind mit fU bzw. fL bezeichnet. Die zwischen diesen Blanketzonen 33 und 34 befindliche Zone ist die normale Zone 35 angereicherten Urans. In der vorliegenden Ausführungsform ist die Länge fL der unteren Blanketzone 34 größer als die Länge fU der oberen Blanketzone 33.
Bei dem herkömmlichen Siedewasserkernreaktor ist die Länge des unteren Blankets kleiner als die Länge des oberen Blankets. Indem die untere Blanketzone 34 relativ länger gemacht wird, befindet sich die Spitzenposition der axialen Leistungsabgabe in dem oberen Bereich der Brennelementbaugruppe. Daher nimmt die natürliche Zirkulationsströmung zu, die durchschnittliche Dampfblasenfraktion wird klein und der Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten wird vermindert.
Daher werden ΔMCPR eines vorübergehenden Druckanstieges und ein Verzögerungsverhältnis der Innenkernstabilität weiterverbessert. Da die durchschnittliche Dampfblasenfraktion abnimmt, nimmt bei der vorliegenden Ausführungsform weiter der Druckverlust im Reaktorkern ab. Da die natürliche Zirkulationsströmungsgeschwindigkeit in Verbindung mit der Abnahme des Reaktorkerndruckverlustes zunimmt, wird ΔMCPR verbessert.
Im Folgenden wird ein Siedewasserreaktor einer vierten Ausführungsform beschrieben.
Bei dieser Ausführungsform ist der dynamische Dampfblasenkoeffizient während eines ausgelegten (normalen) Leistungsbetriebs der gleiche wie bei den ersten drei Ausführungsformen, d. h. größer als –5¢, und besteht eine durchschnittliche Dampfblasenfraktion von 40%.
Bei der vierten Ausführungsform ist ein Wasserstab an zwei oder mehr Stellen der Brennelementbaugruppe eingelagert und angeordnet, um die gleiche Wirkung wie bei der ersten Ausführungsform zu erzielen und einen dynamischen Dampfblasenkoeffizienten größer als –5¢ zu erreichen, selbst wenn die Breite des Bypassbereiches zwischen den Brennelementbaugruppen nicht verändert ist.
5 ist eine Schnittansicht der Anordnung von Brennstäben der Brennelementbaugruppe und der Wasserstäbe der vorliegenden Ausführungsform. Gemäß 5 bündelt die Brennelementbaugruppe 36 Brennstäbe 38 und sechs Wasserstäbe und nimmt sie in dem Kanalgehäuse 37 mit kanalförmiger Gestalt auf. Innerhalb des Kerns ist ein Siedewasserströmungspfad 41 ausgebildet. Zwei der Wasserstäbe sind Wasserstäbe 40a, 40b mit einem großen Durchmesser im zentralen Bereich der Brennelementbaugruppe 36. Vier andere Wasserstäbe sind als Stäbe 39a, 39b, 39c und 39d an den vier Eckpositionen der Brennelementbaugrupppe 36 vorgesehen.
Die Anordnung der Wasserstäbe an den vier Eckpositionen der Brennelementbaugruppe 36 hat die gleiche Wirkung wie die Vergrößerung von d2 in der ersten Ausführungsform. Der Absolutwert des Dampfblasenkoeffizienten nimmt ab, wenn die Kühlmittelmenge zunimmt. Bei der ersten Ausführungsform wird der Bypassbereich erweitert, um den Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten zu vermindern. Bei der vorliegenden Ausführungsform wird der gleiche Effekt durch die Anordnung der Wasserstäbe in den Ecken der Brennelementbaugruppe (neben dem Bypassbereich 7) erreicht.
Auf diese Weise kann ein Verlangsamen der Neutronen begünstigt werden ähnlich wie beim Erweitern der Breite d2 des Bypassbereiches 7. Daher kann, wie bei der ersten Ausführungsform, der Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten abnehmen und ΔMCPR des vorübergehenden Druckanstiegs und ein Verzögerungsverhältnis der Innenkernstabilität können weiter verbessert werden.
Die Größe der Querschnittsfläche je Wasserstab, die Form und die Anzahl der Wasserstäbe sind nicht auf die beschriebene Anordnung begrenzt.
Im Folgenden wird ein Siedewasserreaktor einer fünften Ausführungsform erläutert.
Bei dieser Ausführungsform ist der dynamische Dampfblasenkoeffizient während des normalen Leistungsbetriebes ähnlich wie der dynamische Dampfblasenkoeffizient der vierten Ausführungsform größer als –5¢, basierend auf einer durchschnittlichen Dampfblasenfraktion von 40%.
Bei der vierten Ausführungsform sind vier Wasserstäbe an den vier Eckpositionen in der Brennelementbaugruppe angeordnet. Das Kühlmittel (Wasser) in diesen Stäben siedet nicht. Aber bei der vorliegenden Ausführungsform fehlen die Wasserstäbe an den vier Eckpositionen der Brennelementbaugruppe und an den vier Eckpositionen ist ein Siedewasserströmungspfad vorgesehen.
6 ist eine Schnittansicht der Anordnung von Brennstäben der Brennelementbaugruppe und Wasserstäben dieser Ausführungsform. Gemäß 6 bündelt die Brennelementbaugruppe 42 zwei Wasserstäbe mit großen Durchmesser 40a und 40b, die in dem zentralen Bereich der Brennelementbaugruppe aufgenommen sind, und nimmt sie in dem Kanalgehäuse 37 mit kanalförmiger Gestalt auf. Der Siedewasserströmungspfad ist mit 41 bezeichnet.
Eine Fläche (Bezugszeichen 43), in der sich kein Brennstab oder Wasserstab befindet, ist an den vier Eckpositionen der Brennelementbaugruppe 42 angeordnet. Ein Brennstab (der 13) ist auf diese Weise zu einem Moderator umgewandelt, indem an den vier Eckpositionen der Brennelementbaugruppe angeordnete Brennstäbe weggelassen sind.
Somit wird bei der vorliegenden Ausführungsform die gleiche Wirkung wie bei der ersten Ausführungsform erzielt, in der die Breite d2 des Bypassbereiches 7 vorhanden ist, der als Kühlmittel-(d. h. nicht siedendes Wasser)durchlaß zwischen den Brennelementbaugruppen dient.
Wie bei der vierten Ausführungsform ist der Absolutwert des dynamischen Dampfblasenkoeffizienten auf diese Weise vermindert und im Ergebnis können die Eigenschaften und die Kernstabilität während eines vorübergehenden Druckanstieges weiter verbessert werden. Zusätzlich kann bei der vorliegenden Ausführungsform der Radius der vier Vertexbereiche des Kanalgehäuses im Vergleich mit der Brennelementbaugruppe 36 oder der herkömmlichen Brennelementbaugruppe vergrößert werden. Das heißt, verglichen mit 5, können die vier Eckpositionen des Kanalgehäuses 37 in 6 runder gemacht werden. Dies vermindert mechanische Spannungen in einem solchen Kanalgehäuse und die Dicke des Kanalgehäuses 37 kann vermindert werden. Weiter besteht der Vorteil, daß die Wasserfläche vergrößert und der dynamische Dampfblasenkoeffizient vergrößert sind.
Im Folgenden wird ein Siedewasserreaktor einer sechsten Ausführungsform erläutert.
Bei dieser Ausführungsform wird ein Mechanismus verwendet, der ein Sicherheitsentlastungsventil betrifft, das in der Hauptdampfleitung des Kernreaktors angeordnet ist.
7 zeigt den Aufbau eines solchen Siedewasserreaktors dieser Ausführungsform. Für Komponenten der gleichen Bauart wie bei dem herkömmlichen Siedewasserreaktor sind die gleichen Bezugszeichen wie in 14 verwendet und eine zusätzliche Erläuterung dieser Komponenten unterbleibt.
Ein Sicherheitsentlastungsventil 18' und ein Turbinensteuerventil 19 befinden sich in der Hauptdampfleitung 17, die an das Druckgefäß 11 angeschlossen ist. Normalerweise ist das Sicherheitsentlastungsventil 18 während des Leistungsbetriebes geschlossen. Daher wird Dampf durch die Hauptdampfleitung 17 und das Turbinensteuerventil 19 der Hochdruckturbine 20 zugeleitet.
Ein vorübergehender Druckanstieg tritt in einem Siedewasserreaktor auf, wenn das Turbinenregel- bzw. Turbinensteuerventil geschlossen wird. In der vorliegenden Ausführungsform wird bei Schließen des Turbinensteuerventils 19 ein Sicherheitsentlastungsventilöffnungssignal 44 an wenigstens eines der Sicherheitsentlastungsventile 18 gegeben.
Durch Eingabe des Sicherheitsentlastungsventilöffnungssignals 44 wird das Sicherheitsentlastungsventil 18' geöffnet und der Druck in dem Druckgefäß nimmt rasch ab. Da die Zunahme des Druckes in dem Druckgefäß zum Zeitpunkt des vorübergehenden Druckanstieges unter Kontrolle ist bzw. gesteuert werden kann, wird ΔMCPR mit dieser Maßnahme weiter verbessert.
Im Folgenden wird ein Siedewasserreaktor einer siebten Ausführungsform als ein Beispiel eines erfindungsgemäßen Siedewasserreaktors erläutert.
Bei der siebten Ausführungsform wird ein Öffnungsmechanismus für das Sicherheitsentlastungsventil verwendet. Bei dieser Ausführungsform ist eine Einrichtung zur erzwungenen Zirkulation vorgesehen und ein Teil der gesamten Reaktorkernströmung wird durch erzwungene Zirkulation erreicht.
8 zeigt das Schema eines Siedewasserreaktors dieser Ausführungsform. Für Komponenten mit dem gleichen Aufbau wie bei dem herkömmlichen Siedewasserreaktor der 14 sind die gleichen Bezugszeichen verwendet und es erfolgt keine zusätzliche Erläuterung. Im Folgenden werden nur unterschiedliche Bauteile erläutert.
Bei dieser Ausführungsform ist eine Zirkulationswasserpumpe 45 außerhalb der Haube 13 im Druckbehälter 11 untergebracht. Ein Teil der Reaktorkernströmung zirkuliert während des Leistungsbetriebes infolge der Zirkulationswasserpumpe 45.
Wenn ein vorübergehender Druckanstieg auftritt, schließt das Turbinensteuerventil und die Zirkulationswasserpumpe stoppt (d. h. wird abgeschaltet) aufgrund eines Signals 46, das sie von dem Ventil empfängt. Auch wenn die Zirkulationswasserpumpe 45 stoppt, bleibt die natürliche Zirkulation mit 70% oder mehr der ausgelegten Strömung erhalten.
Wenn ein Teil der Strömung zum Zeitpunkt einer vorübergehenden Druckerhöhung aufgrund des Anhaltens (oder des teilweisen Anhaltens) der Zirkulationswasserpumpe 45 abnimmt, nimmt, wie erläutert, die abgegebene Kernreaktorleistung innerhalb kurzer Zeit ab und ΔMCPR wird weiter verbessert.
Zusätzlich kann bei der vorliegenden Ausführungsform, da ein Teil der Reaktorkernströmung durch erzwungene Zirkulation mittels der Zirkulationswasserpumpe 45 gesteuert werden kann, ein der Last des Kraftwerks folgender Leistungsbetrieb durchgeführt werden.
Wenn die Zirkulationswasserpumpe 45 stoppt, wird es unmöglich, die zeitweilige Zunahme von ΔMCPR durch die vorübergehende Strömungsänderung zu vernachlässigen. ΔMCPR nimmt signifikant zu, wenn das Gesamtverhältnis der erzwungenen Strömung größer als 30% ist. In der vorliegenden Ausführungsform beträgt der Anteil der erzwungenen Strömung weniger oder gleich etwa 30% der gesamten Strömung. Selbst wenn die Zirkulationswasserpumpe 45 stoppt, ist das System somit derart ausgelegt, daß 70% oder mehr der ausgelegten Strömungsmenge durch natürliche Zirkulation aufrechterhalten bleibt. Der auf eine vorübergehende Änderung des Reaktorkernströmungsverhältnisses zurückgehende Wert von ΔMCPR ist somit ständig kleiner gehalten als ΔMCPR aufgrund einer vorübergehenden Änderung der Wasserversorgung. Somit muß eine vorübergehende Änderung des Reaktorkernströmungsverhältnisses bei der vorliegenden Ausführungsform nicht berücksichtigt werden und ΔMCPR wird aufgrund einer vorübergehenden Änderung des Reaktorkernströmungsverhältnisses nicht schlechter, wie bei dem herkömmlichen Reaktor mit erzwungener Wasserströmung.
Im Folgenden wird ein Siedewasserreaktor einer achten Ausführungsform erläutert.
Bei der siebten Ausführungsform wird ein Öffnungsmechanismus eines Sicherheitsentlastungsventils verwendet. In der vorliegenden Ausführungsform ist im oberen Teil des Druckgefäßes ein Steuerstabantrieb vorgesehen, der einen Steuerstab vom oberen Teil des Reaktorkerns aus einschiebt.
9 zeigt ein Schema eines Siedewasserreaktors dieser Ausführungsform.
Für Komponenten mit gleichem Aufbau wie bei dem herkömmlichen Siedewasserreaktor der 14 sind die gleichen Bezugszeichen verwendet und es erfolgt keine zusätzliche Erläuterung dieser Komponenten. Im Folgenden werden nur unterschiedliche Teile erläutert.
Bei dieser Ausführungsform wird ein Steuerstab 15 vom oberen Teil des Reaktorkerns 14 aus eingeschoben und mit dem Steuerstab 15 ist ein Steuerstabantrieb 47 verbunden und oberhalb des oberen Teils des Druckgefäßes 11 vorgesehen. Um den Steuerstab 15 von dem Reaktorkern 14 zu dem oberen Teil der Haube 13 zu ziehen, ist ein Steuerstabführungsrohr 48 vorgesehen.
Wenn ein vorübergehender Druckanstieg auftritt, fällt der Steuerstab 15 aufgrund der Schwerkraft in den Reaktorkern 14 und steuert rasch die Reaktivität des Reaktorkerns. Je rascher die Geschwindigkeit des Einschiebens (”scram”), je rascher kann die Zunahme des Leistungsanstiegs kontrolliert werden und ΔMCPR kann weiter vermindert werden. Da zum Einschieben des Steuerstabes 15 Schwerkraft genutzt wird, ist es möglich, die Reaktivitätssteuerung rascher durchzuführen als bei einem System, bei dem der Steuerstab von dem unteren Teil aus eingeschoben wird, wie dem in 14 gezeigten.
Durch Anwenden des Einschiebens von oben ist es des weiteren möglich, den Reaktorkern 14 nahe an dem unteren Teil des Druckgefäßes 11 anzuordnen. Im Ergebnis kann der Schwerpunkt des Reaktorkerns abgesenkt werden, wodurch die Erdbebensicherheit verbessert werden kann.
Im Folgenden wird eine neunte Ausführungsform eines Siedewasserreaktors erläutert.
10 ist eine grafische Darstellung, die das Fortschreiten der Steuerstabdichte dieser Ausführungsform zeigt. Die Steuerstabdichte stellt den Anteil der Anzahl von Steuerstabantrieben im Vergleich zur Anzahl aller Steuerstabantriebe in dem Kern dar.
Bei dieser Ausführungsform ist die Steuerstabdichte durch die gestrichelte Linie 30a in Abhängigkeit vom Fortschreiten des Abbrandes dargestellt. Das ausgewählte Einschieben eines Teils eines Steuerstabes geschieht so, daß die Steuerstabdichte um etwa 10% in frühen Zuständen des Leistungsbetriebs (etwa 8 GWd/t) verändert wird.
Die Steuerstäbe bei dem herkömmlichen Kernreaktor werden im letzten Zustand des Betriebszyklus alle herausgenommen. In der vorliegenden Ausführungsform werden in dem letzten Zustand (etwa 8–10 GWd/t) zwar einige Steuerstäbe herausgezogen und die Steuerstabdichte nimmt von etwa 10% auf etwa 1% ab; es wird jedoch ein Zustand aufrechterhalten, indem die Steuerstäbe zumindest teilweise eingeschoben sind.
Die durchgezogene Linie 30b zeigt die Veränderung der Überschußreaktivität, der die Veränderung der Steuerstabdichte folgt. Die Überschußreaktivitätskurve zeigt die Reaktorkernreaktivität unter der Annahme, daß alle Steuerstäbe zeitweilig herausgezogen werden. Wenn wenigstens ein Teil eines Steuerstabes ständig in den Reaktorkern eingeschoben ist (und ein rasches Einschieben aller Steuerstäbe erreicht werden kann), wird im Vergleich mit dem Fall, in dem alle Steuerstäbe herausgezogen sind, die Eingabe bzw. Beeinflussung der Reaktivität innerhalb kurzer Zeit erreicht. Weiterhin wird ΔMCPR verbessert. In dieser Ausführungsform kann eine Veränderung der Steuerstabdichte über den Leistungsbetriebszyklus als eine flache Veränderung beschrieben werden. Der gleiche Effekt kann nicht nur durch die vorgenannte Technik erreicht werden, sondern auch durch eine Änderung, die nicht so flach ist. Weiter kann der Effekt erreicht werden, wenn die Steuerstäbe von dem oberen Teil des Reaktorkerns aus oder von dem unteren Teil des Reaktorkerns aus eingeschoben werden.
11 ist eine Schnittansicht, die die Einschubposition der Steuerstäbe des Reaktorkerns in dem letzten Zustand dieser Ausführungsform zeigt. Der Kernreaktorkern 49 ist in einem Beispiel gezeigt, in dem die Brennelementbaugruppe 50¢ 276 Einheiten aufweist.
Bezugszeichen 52 bezeichnet einen herausgezogenen Zustand eines Steuerstabes und Bezugszeichen 51 bezeichnet einen eingeschobenen Zustand in dem letzten Zustand des Betriebszyklus. In dem letzten Zustand sind 29 Steuerstäbe von 61 Steuerstäben eingeschoben.
12 ist ein Querschnitt eines Reaktorkerns und zeigt ein Beispiel eines Einsatzzustands in dem letzten Zustand des Betriebszyklus für einen Steuerstab 51. In diesem Beispiel wird eine Brennelementbaugruppe mit dem Blanket 34 aus natürlichem Uran zumindest an dem Unterrand verwendet. Die Ausführungsform einer Brennelementbaugruppe mit Blanketzonen 33 und 34 aus natürlichem Uran an beiden axialen vertikalen Rändern wird in Verbindung mit der dritten Ausführungsform erläutert und ist ebenfalls in 12 dargestellt. Bei dieser Ausführungsform wird der Steuerstab 51 im letzten Zustand des Betriebszyklus nur in die untere Blanketzone 34 eingeschoben.
12 zeigt die Situation, in der der maximale Einschub erreicht ist, d. h., es zeigt die Ausführungsform, bei der der Steuerstab 51 bis zum Oberrand der unteren Blanketzone 34 eingeschoben ist. Die Länge der unteren Blanketzone 34 beträgt beispielsweise 3/24 der vollen Länge der brennwirksamen Sektion und die Steuerstabdichte beträgt etwa 5%, wenn 29 Steuerstäbe 51 (11) in die Position der 12 eingeschoben sind. Die Abnahme der Reaktorkernreaktivität kann somit durch Einschieben der Steuerstäbe nur in die Blanketzone des natürlichen Urans in dem unteren Teil der Brennelementbaugruppe minimiert werden.
Aufgrund der Einschubtechnik kann ΔMCPR weiter verbessert werden, da die Reaktivität im Vergleich zu dem Fall, in dem alle Steuerstäbe herausgezogen werden (wie bei dem herkömmlichen Kernreaktor) innerhalb kurzer Zeit gesteuert werden kann. Ein gleichzeitiger rascher Einschub aller Steuerstäbe während eines Scram wird erreicht, indem ein Zustand aufrechterhalten wird, in dem ein Teil der Steuerstäbe ständig in den Reaktorkern vom frühen Zustand bis zum letzten Zustand eingeschoben ist.
In 10 ist eine Änderung der Steuerstabdichte während des Leistungsbetriebes vollständig flach dargestellt; selbst wenn die Dichte nicht so flach verläuft, kann die gleiche Wirkung erzielt werden. Die vorgenannte Wirkung ist die gleiche, unabhängig davon, ob die Einschubrichtung eines Steuerstabes von dem unteren Teil oder dem oberen Teil des Reaktorkerns aus ist.
Die sechste bis neunte Ausführungsform können in einem Reaktor verwendet werden, der während seiner berechneten bzw. ausgelegten Betriebsleistung einen dynamischen Dampfblasenkoeffizienten von mehr als –5ϕ mit einer durchschnittlichen Dampfblasenfraktion von 40% aufweist oder bei anderen Reaktoren.
Entsprechend der Erfindung wird ΔMCPR während vorübergehenden Schwankungen bzw. Änderungen minimiert und die Leistungsdichte des Kernreaktors wird durch Verminderung des Verzögerungsverhältnisses der inneren Kernstabilität vergrößert.
Aus diesen Gründen wird ein wirtschaftlicher Reaktor mit natürlicher Zirkulation und nur teilweise erzwungener Zirkulation geschaffen.
Die Erfindung ist nicht auf die spezifischen Ausführungsformen beschränkt, die vorstehend erläutert wurden. Es gibt zahlreiche Abänderungen und Modifizierungen der beschriebenen Ausführungsformen. Eine oder mehr der Ausführungsformen können beispielsweise miteinander kombiniert werden.

Claims

Siedewasserreaktor, enthaltend: ein Druckgefäß (11); einen Reaktorkern (14) in dem Druckgefäß mit einer Mehrzahl von Brennelementbaugruppen (1; 36, 42; 50), wobei eine Brennelementbaugruppe eine Mehrzahl von Brennstäben (3; 38) enthält, die mit Zwischenräumen zwischen ihnen angeordnet sind, und einen Wasserstab (39; 40) mit einem Pfad für Kühlmittel enthält und von einem Kanalgehäuse (4; 37) umgeben ist; der Reaktorkern einen Bypassbereich (7) für das Kühlmittel zwischen den Brennelementbaugruppen enthält und der Reaktorkern durch natürliche Zirkulation gekühlt wird und während des ausgelegten Betriebs folgende Eigenschaften hat: Dampfblasenreaktivitätskoeffizient größer als –0,07% Δk/k/% Dampfblasenfraktion und kleiner als –0,03% Δk/k/% Dampfblasenfraktion; eine Hauptdampfleitung (17) zum Führen von Dampf, der in dem Druckgefäß durch den Reaktorkern erzeugt wird; und eine Turbine (20, 21) zum Durchführen der Expansionsarbeit mit dem Dampf, und eine Zirkulationspumpe (45), damit ein Teil der Reaktorkernströmung durch erzwungene Zirkulation gesteuert werden kann.
Siedewasserreaktor nach Anspruch 1, wobei die Strömungsrate aufgrund natürlicher Zirkulation bei Stoppen der Zirkulationspumpe (45) wenigstens 70% der gesamten Strömungsrate beträgt.
Siedewasserreaktor nach Anspruch 1, weiter enthaltend eine Schaltung (46) zum Stoppen der Zirkulationspumpe (45), wenn ein Turbinensteuerventil (19) geschlossen wird.
Siedewasserreaktor nach Anspruch 3, wobei das Turbinensteuerventil (19) eine Dampfmenge steuert, die von dem Druckgefäß (11) der Turbine (20, 21) zugeleitet wird; und eine Mehrzahl von Sicherheitsentlastungsventilen (18') zur Verminderung des Dampfdruckes des Dampfes vorgesehen ist, die stromoberhalb des Turbinensteuerventils angeordnet sind, wobei wenigstens eines der Mehrzahl von Sicherheitsentlastungsventilen bei Empfang eines Signals zum Schließen des Turbinensteuerventils geöffnet wird.
Siedewasserreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 4, wobei ein Brennstab Uran 235 und Uran 238 enthält und in eine Mehrzahl von Teilen unterteilt ist, in denen die Anreicherung von Uran 235 in senkrechter Richtung unterschiedlich ist und wobei der Anreicherungsunterschied zwischen den Teilen mehr als 0,3 Gewichtsprozente Uran 235 beträgt.
Siedewasserreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 4, wobei ein Brennstab Uran 235 und Uran 238 enthält und in eine Mehrzahl von Teilen unterteilt ist, in der die Konzentration von Uran 235 in senkrechter Richtung unterschiedlich ist, welcher Brennstab eine obere Blanketzone (33) und eine untere Blanketzone (34) aufweist, die wenigstens eines von natürlichem Uran oder angereichertem Uran enthalten, und wobei zwischen der oberen Blanketzone und der unteren Blanketzone angereichertes Uran (35) vorhanden ist, wobei die Länge der unteren Blanketzone größer als die Länge der oberen Blanketzone ist.