DE2715433B2 - Verfahren zum Schnellabsenken der Leistung eines Druckwasserreaktors - Google Patents
Verfahren zum Schnellabsenken der Leistung eines DruckwasserreaktorsInfo
- Publication number
- DE2715433B2 DE2715433B2 DE2715433A DE2715433A DE2715433B2 DE 2715433 B2 DE2715433 B2 DE 2715433B2 DE 2715433 A DE2715433 A DE 2715433A DE 2715433 A DE2715433 A DE 2715433A DE 2715433 B2 DE2715433 B2 DE 2715433B2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- reactor
- power
- control rods
- output
- reactivity
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Ceased
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Schneilabsenken der Leistung eines Druckwasserreaktors gemäß
dem Oberbegriff des Anspruchs 1, wie es aus der DE-OS 19 45 044 bekannt ist.
Bekanntlich wird die Leistung von Kernreaktoren durch Einfahren von Steuerstäben vermindert, durch
Herausziehen von Steuerstäben erhöht. Dabei ist es bekannt, anstelle des gleichzeitigen Bewegens aller
Steuerstäbe um geringe Hübe nur einzelne Steuerstäbe um große Hübe zu bewegen, um ein und dieselbe
Leistungsänderung zu erzielen, da auf diese Weise eine Ji) höhere Regelgenauigkeit ermöglicht werden kann. So
werden gemäß CH-PS 3 60 141 zur Leistungsabsenkung zuerst die im Reaktorkernquerschnitt innersten Stäbe
eingefahren und danach, vorzugsweise in ihrem Bewegungsablauf einander überlappend, weiter außen
liegende Gruppen, während umgekehrt zur Leistungserhöhung zuerst die äußersten Stabgruppen gehoben
werden und zuletzt die innersten. Die Reihenfolge, in der im Normalbetrieb die Stäbe zwecks Leistungsregelung
bewegt werden, wird vom Reaktorkonstrukteur 4<> vorgegeben.
Bei Auftreten bestimmter Notsituationen — Lastabwurf, Speisewasserpumpenausfall oder anderen —
erfolgt im allgemeinen eine Notabschaltung des Reaktors. Dies stört den Reaktorbetrieb erheblich und
ist oft unerwünscht. Es ist vielmehr erwünscht, den Reaktor bei verminderter Leistung weiter in Betrieb zu
halten, falls dies unter dem Gesichtspunkt der Sicherheit überhaupt vertretbar ist. Aus diesem Grunde werden
bei dem aus der DE-OS 19 45 044 bekannten Verfahren r>o
für die Schnellabsenkung der Reaktorleistung ein oder mehrere Steuerstäbe der normalerweise zur Leistungsregelung
verwendeten Steuerstäbe vollständig in den Reaktorkern eingeworfen, während das normale Herunterfahren
der Leistung durch stetiges Einfahren der Steuerstäbe erfolgt.
Zur Erläuterung der der Erfindung zugrunde liegenden technischen Aufgabe sind einige Vorbemerkungen
notwendig:
Bei einem Kernreaktor sind zwei Faktoren ;'.u bo
berücksichtigen, wenn eine beschleunigte Leistungsrsduktion vorgenommen wird, und zwar die Reaktorle:istung
und die Leistungsverteilung im Kern. Jedes der zahlreichen Ereignisse, das eine beschleunigte Leistungsreduktion
hervorrufen kann, hat einen charakteiistischen Leistungspegel, auf den die Leistung des
Reaktors abgesenkt werden muß, damit der Reaktor kritisch bleiben kann, ohne die Sicherheit der Kernreaktoranlage
zu gefährden. Beispiele solcher Ereignisse, welche eine beschleunigte Leistungsverringerung erfordern,
sind der teilweise oder vollständige Lastabwurf, der Ausfall einer Reaktorkühlmittelpumpe, die Abweichung
eines Steuerstabes von der ihm zugeordneten Position (einschließlich eines heruntergefallenen Stabes)
und der Ausfall einer Dampferzeugerspeisewasserpumpe. Nachfolgend werden als Beispiel die Konsequenzen
bei Ausfall einer Speisewasserpumpe erläutert.
• Bei Ausfall einer von zwei Speisewasserpumpen wird die Strömung des Wassers zu dem Dampferzeuger verringert, da die verbleibende Pumpe nicht in der Lage ist, das gesamte von dem Dampferzeuger benötigte Speisewasser zu liefern. Wenn dies eintritt, »verbraucht« der Dampferzeuger Wasser (indem es verdampft wird) schneller, als das Wasser im Dampferzeuger wieder ersetzt werden kann, was zu einem entsprechenden Absinken des Wasserpegels im Dampferzeuger führt. Diese Situation löst schließlich ein Notsignal aus, das für einen zu niedrigen Wasserpegel im Dampferzeuger repräsentativ ist. Wenn die Reaktorleistung jedoch vorher auf ein entsprechendes Maß zurückgenommen wird, wird auch die Dampferzeugung verringert und eine Reaktor-Notabschaltung wegen eines zu niedrigen Dampferzeugerwasserpegels vermieden.
• Bei Ausfall einer von zwei Speisewasserpumpen wird die Strömung des Wassers zu dem Dampferzeuger verringert, da die verbleibende Pumpe nicht in der Lage ist, das gesamte von dem Dampferzeuger benötigte Speisewasser zu liefern. Wenn dies eintritt, »verbraucht« der Dampferzeuger Wasser (indem es verdampft wird) schneller, als das Wasser im Dampferzeuger wieder ersetzt werden kann, was zu einem entsprechenden Absinken des Wasserpegels im Dampferzeuger führt. Diese Situation löst schließlich ein Notsignal aus, das für einen zu niedrigen Wasserpegel im Dampferzeuger repräsentativ ist. Wenn die Reaktorleistung jedoch vorher auf ein entsprechendes Maß zurückgenommen wird, wird auch die Dampferzeugung verringert und eine Reaktor-Notabschaltung wegen eines zu niedrigen Dampferzeugerwasserpegels vermieden.
Es darf unterstellt werden, daß das aus der DE-OS 19 45 044 bekannte Verfahren wohl in der Lage ist, die
jeweiligen Leistungsgrenzwerte des Reaktors einzuhalten. Zu berücksichtigen ist aber daneben auch noch die
Leistungsverteilung innerhalb des Raktorkerns. Der Einwurf einzelner Steuerstäbe kann nämlich die
Leistungsverteilung derart verzerren, daß es sich als notwendig erweist, die Leistung weiter abzusenken, als
eigentlich erforderlich wäre, um Beschädigungen insbesondere der Brennstoffstäbe durch lokales Überhitzen
zu vermeiden.
Aufgabe der Erfindung ist es demgemäß, das im Oberbegriff des Patentanspruchs 1 genannte Verfahren
so auszugestalten, daß auch bei Absenkung der Leistung nur um das unbedingt notwendige Maß eine lokale
Überhitzung infolge Verzerrung der Leistungsverteilung innerhalb des Kerns vermieden wird.
Die Lösung dieser Aufgabe ergibt sich aus den kennzeichnenden Merkmalen des Patentanspruchs.
Zur Erläuterung der vorgeschlagenen Lösung ist auszuführen, daß bei der Auslegung des Leistungssteuersystems
für einen bestimmten Reaktortyp darauf geachtet wird, die Steuerstäbe — während des
normalen Betriebsablaul's — in einer Reihenfolge zu bestätigen, bei der der Einfluß auf die radiale
Leistungsverteilung minimal gehalten wird. Genau diese Reihenfolge wird nun auch bei der Schnellabsenkung
der Leistung eingehalten. Die Höhe des verminderten Leistungspegels richtet sich jeweils nach der Art des
Ereignisses (z. B. der Größe des Lastabwurfs); aus der Größe der notwendigen Leistungsabsenkung vermag
der Fachmann dann die Anzahl der einzuwerfenden Steuerstäbe auf Grund der Betriebsparameter der
Kernkraftanlage zu bestimmen.
Das Verfahren gemäß der Erfindung wird nachstehend ausführlich unter Bezugnahme auf die Zeichnungen
erläutert.
Fig. I ist ein Diagramm, in dem der geforderte Zusammenhang zwischen der mittleren Kühlmitteltemperatur
und der Reaktorleistung dargestellt ist, wobei die Steigup." der Kurve mit dem Symbol 5 bezeichne!
ist.
F i g. 2 zeigt die Abhängigkeit des Moderatortemperaturkoeffizienten
der Reaktivität von der Borsäurekonzentration,
F i g. 3 zeigt die Brennelementtempsratur in Abhängigkeit
von der Realctorleistung mit einer lineraren
Annäherung,
F i g. 4 zeigt die Abhängigkeit der Steuerstabreakuvität
von der Steuerstabposition sowie eine lineare Näherung dswer Funktion,
Fig.5 zeigt als Blockbild eine Anlage mit den
Steuereinrichtungen zur Durchführung des Verfahrens gemäß der Erfindung und
F i g. 6 ist eine Darstellung ähnlich F i g. 5.
Die Wirksamkeit von Steuerstäben hinsichtlich der Veränderung der Reaktorleistung wird normalerweise
als Steuerstabreaktivität ausgedrückt Wenn die Steuerstäbe in den Reaktorkern eingeworfen werden,
stabilisiert sich der Reaktor bei einem Leistungspegel und bei einer Temperatur derart, daß die Gesamtreaktivität
Null ist Demgemäß muß der Steuerstabreaktivi- 2» tätseffekt ausbalanciert werden durch irgendwelche
gleichen, aber entgegengerichteten Effekte. Kurzzeitig gesehen (d.h. über Zeiten, die kleiner oder gleich
wenigen Stunden sind), werden diese entgegengesetzten Effekte durch die Verringerung in der mittleren
Temperatur des Reaktorbrennstoffes sowie in der mittleren Temperatur des Reaktorkühlmittels hervorgerufen.
Diese Änderung der Reaktivität infolge einer Änderung der Brennstofftemperatur wird als Doppkvr-Reaktivitätsänderung
bezeichnet, während, die Änderung der Reaktivität infolge einer Änderung der
mittleren Kühlmitteltemperatur als Moderator-Reaktivitätsänderung bezeichnet wird. Der Kurzzeitrektivitätsausgleich,
der oben beschrieben wurde, kann durch die folgende Gleichung ausgedrückt werden:
+ Λ iiD +
<) a w = 0 ,
(D
6qr die Steuerstabreaktivitätsänderung,
öqd die Doppler-Reaktivitätsänderung und
δρw die Moderator-Reaktivitätsänderung
bedeuten.
öqd die Doppler-Reaktivitätsänderung und
δρw die Moderator-Reaktivitätsänderung
bedeuten.
Die Steuerstabreaktivität ist aufgrund von genauen Computerberechnungen bekannt, bevor der Reaktor in
Betrieb genommen wird und wird natürlich durch Tests zu Beginn des Reaktorbetriebes verifiziert. Deshalb
kann der Effekt des Steuerstabeinwerfens bezüglich der Reaktorleistungsverringerung vorhergesagt werden,
wenn man die Abhängigkeit der beiden Ausdrücke όρο
und OQwvon der Reaktorleistung kennt.
Die mittlere Moderatortemperatur lw kann beispielsweise
gemäß Fig. 1 von der Reaktorleistung B abhängen. Wenn der Reaktor in dieser Weise betrieben
wird, dann sind Änderungen der Reaktorleislung direkt mit Änderungen der Moderatortemperatur verbunden;
es ist nun nur noch erforderlich, den Einfluß dieser Temperaturänderungen auf die Reaktivität zu berücksichtigen.
Dazu benötigt man den Moderalor-Temperaturkoeffizienten der Reaktität:
bO
(2)
Der Moderator-Temperaturkoeffizient der Reaktivität ändert sich signifikant mit dem Abbrand des
Reaktorkerns und ist im wesentlichen eine lineare Funktion der Konzentration von Borsäure Cb, die im
Reaktorkühlmittel gelöst ist, wie in F i g. 2 dargestellt.
In ähnlicher Weise kann die Veränderung der Reaktivität bei Änderungen der Brennstofftemperatur
Ti mittels des Doppler-Koeffizienten der Reaktivität
berücksichtigt werden.
Vd =
Die wirksame oder effektive Brennstofftemperatur Tf
ist eine Funktion der Reaktorleistung B, wie in F i g. 3 gezeigt Zwar ist diese Funktion nicht linear, doch kann
man sie in den meisten Fällen durch einen linearen Verlauf hinreichend annähern.
Damit kann die Leistungsänderung infolge eines Steuerstabeinwerfens wie folgt ausgedrückt werden:
D,- — K () Oft ,
worin
Bj- = Reaktorleistung nach Einwerfen des Steuerstabs.,
Bj = ursprüngliche Reaktorleistung und
Bj = ursprüngliche Reaktorleistung und
K - Λ B
Λ. —
Λ η,, ,) ,j „.
YhTf f>ijD~\~x Λβ Λ Tn
~ [. Λ β Λ 7^J + Tfw Λ.,,,.
~ [. Λ β Λ 7^J + Tfw Λ.,,,.
=[5·οΓ+Γΐ;·»'·
Da der Moderator-Temperaturkoeffizient;·» im wesentlichen eine lineare Funktion der gelösten Borkonzentration
CB ist, kann er wie folgt ausgedrückt werden:
worin /< und // Konstanten sind.
. Demgemäß ergibt sich
. Demgemäß ergibt sich
= /i + S"1 3',γ1 ,
worin /ί eine Konstante ist.
Mit der obigen Gleichung kann Gleichung (4) umgeformt werden zu:
«κ
= B1 -[fi + S-' (// + ι/ C8)"1] Λ ,,„ . (8)
Wenn die Änderung der Steuerstabreaktivität öqr
(vgl. F i g. 4) bekannt ist, und die Reaktorleistung B, sowie die gelöste Borkonzentration Cb gemessen
b5 werden, kann man Brberechnen.
F i g. 5 zeigt als Blockbild eine Anlage, die von den
macht. Der Druckwasser-Reaktor 10 enthält einen Kern
18, gesteuert von Steuerstäben 20, die ihrerseits betätigt
werden von Steuerstabkontrollmechanismen 22. Das Kühlmittel zirkuliert durch den Kern 18, wobei der Kern
gekühlt und das Kühlmittel aufgeheizt wird. Dieses erhitzte Primärkühlmittel wird dann durch Dampferzeuger
12 geführt, wo es in Wärmeaustausch mit einem Sekundärkühlmittel gelangt, das durch die Sekundärseite
der Dampferzeuger 12 zirkuliert. Nach dem Wärmetausch mit dem Sekundärkühlmittel wird das
Primärkühlmittel wieder durch die Reaktorkühlmittel- ι« pumpen 19 zurück in den Reaktor 10 und zurück zum
Reaktorkern 18 rezirkuliert.
Das Sekundärkühlmittel — üblicherweise Wasser — wird durch die Turbine 14 geführt, dann kondensiert und
zum Dampferzeuger 12 mittels der Dampferzeugerspeisewasserpumpen 16 rezirkuliert.
Das Betätigungssystem für die Leistungsschnellabsenkung gemäß Fi g. 5 erfaßt die Borkonzentration des
Primärkühlmittels durch einen Borkonzentrationsanalysator 28 (Boronometer). Das System erfaßt außerdem
die mittlere Leistung des Reaktorkerns 18 durch einen Neutronenflußdetektor 30 und mißt die Position der
Steuerstäbe 20 durch den Steuerstabpositionsdetektor 24. Ein Beispiel für diese Erfassung von Ereignissen, die
eine Leistungsschnellabsenkung erforderlich machen, ist in F i g. 5 durch einen Dampferzeugerspeisewasserpumpenmonitor
26 dargestellt.
Wenn also eine der Speisewasserpumpen 16 für den Dampferzeuger ausfällt, muß die Leistung des Reaktorkeriis
18 schnell auf einen Wert herabgesetzt werden, der unter dem zulässigen Wert Bm liegt, wie er bei einem
derartigen Pumpenausfall festgelegt ist.
Das Signal vom Monitor 26 gelangt zu einem Ereignismonitor 54, der sofort ein Einwurfsignal
erzeugt, das dem Steuerstabantriebsmechanismus 22 zugeführt wird, um das Auslösen eines ersten Satzes von
Steuerstäben 20 zu bewirken. Dieses Auslösesignal entsperrt auch die UND-Gatter 60 und 60', so daß
zweite und dritte Sätze von Steuerstäben 20 ebenfalls eingeworfen werden können, falls das notwendig ist.
Der Rest des in F i g. 5 dargestellten Systems hat die Aufgabe festzustellen, ob das Einführen des ersten
Satzes von Steuerstäben in den Reaktorkern 18 hinreichend ist, um die Reaktorleistung auf einen Wert
unterhalb der zulässigen Leistung Bm abzusenken und
gegebenenfalls das Auslösen zusätzlicher Sätze von Steuerstäben zu bewirken. Der Ereignismonitor 54
liefert ein Signal für die zulässige Leistung Bn. Ein
Summierglied 56 subtrahiert die berechnete Endleistung Bn, die nach Einführen des ersten Satzes zu erwarten ist,
von dem Signal Bn. Die dem Summierglied 56
vorgeschaltete Vorrichtung hat die Aufgabe, die Endleistung Bn zu berechnen. Dazu wird das Signal Cbin
dem Element 32 mit einer Konstanten η multipliziert
und zu dem Produkt eine Konstante μ addiert, um den
Moderator-Temperaturkoeffizienten γ wzu erhalten.
Der inverse Wert der Neigung der Kurve aus F i g. 1
fS~'), wie er durch das Element 36 vorgegeben ist, wird
dann im Element 34 dividiert durch den Moderatorkoef fizienten γ w- Das Element 36 kann aus einem einfachen eo
Potentiometer bestehen, das ein Signal proportional dem Kehrwert der Neigung der Fi g. 1 fS-1) liefert. Das
resultierende Signal wird dann in dem Addierkreis 38 zu einer Konstanten (ßj addiert, die von einem Potentiometer 40 geliefert wird. Die resultierende Größe
(ß + S~iyw~i) wird dann im Element 42 mit der
Steuerstabreaktivrtätsänderang der ersten Regelstabgruppe multipliziert Die Steuerstabreaktivitätsände-
rung wird durch Multiplikation der Position der ersten Regelstabgruppe mit einer entsprechenden Konstanten
(Kr\) im Element 44 berechnet.
Das resultierende Signal ABa\ aus dem Element 42 ist
repräsentativ für die Leistungsänderung, die durch das Einfügen des ersten Satzes von Stäben hervorgerufen
wird. Diese Leistungsänderung wird dann von der Reaktorleistung ß, in der Subtrahiereinheit 50 subtrahiert.
Die Leistung ß, wird kontinuierlich von dem Neutronenflußdetektor 30 und einer an sich bekannten
Schaltung 52 bestimmt. Das Resultat der Subtraktion der zu erwartenden Leistungsänderung AB„\ von der
Reaktorleistung ß, ist die Reaktorleistung Bn, die erwarte! wird vom F.inwerfen des ersten Satzes von
Steuerstäben. Wie oben beschrieben, wird dieser Wert dann mit der nach dem Ereignis zulässigen Endleistung
Bn, verglichen. Nur wenn der Vergleich erweist, daß Bn
größer ist als B„h erzeugt das Element 58 ein Signal, das
dem UND-Gatter 60 zugeführt wird, um einen zweiten Salz von Steuerstäben auszulösen.
In ähnlicher Weise ermittelt das System nach Fig.5
auch, ob ein dritter Satz von Steuerstäben auszulösen und in den Kern einzuwerfen ist. Dazu summiert ein
Element 48 die vom Einwerfen des ersten Satzes erwartete und von Element 42' gelieferte Änderung zu
der vom Einwerfen des zweiten Satzes erwarteten und vom Element 42' gelieferten Änderung; das Element 46
liefert die Steuerstabreaktivitätsänderung des zweiten Satzes von Steuerstäben. Das Resultat der Addition im
Element 48 ist ein Wert A B1, der repräsentativ ist für die
Gesamtänderung der Reaktorleistung, die zu erwarten ist vom Einwerfen des ersten und zweiten Satzes von
Steuerstäben. Wiederum substrahiert das Element 50' diesen Wert von der Ausgangsleistung Bj, um die nach
Einwerfen der ersten beiden Sätze zu erwartende Endleistung Ba zu berechnen. Wenn der Vergleich im
Element 56' ergibt, daß Ba größer ist als Bm liefert die
Einheit 58' ein Signal zum Auslösen eines dritten Satzes von Steuerstäben. Weitere Sätze können folgen, wenn
dies erforderlich ist.
F i g. 6 zeigt eine alternative Ausführungsform. Abweichend von der Vorrichtung nach F i g. 5, bei der
die Reaktorleistung, die erwartet wird nach dem Einwerfen des ersten oder des ersten und zweiten
Satzes von Steuerstäben mit der nach dem Ereignis zulässigen Leistung verglichen wird, erzeugt die
Vorrichtung nach Fig.6 eine minimal erforderliche Änderung der Reaktorleistung ABP nach dem Ereignis
und vergleicht sie mit der berechneten Leistungsänderung. Dazu vergleicht ein Summierglied 66 die nach dem
Ereignis zulässige Endleistung Bm, wie sie vom
Potentiometer 68 geliefert wird, mit der Ausgangsleistung Bj. Das resultierende Signal AB9 wird mit ABa\ im
Element 64 verglichen. Das resultierende Differenzsignal wird wie in der Ausführungsform nach Fig.5
verarbeitet Die gleiche Prozedur wird durchgeführt für die Entscheidung, ob noch ein dritter Satz einzuwerfen
ist
Bei der Beschreibung der Fig.5 und 6 wurde angenommen, daß der Ereignismonitor 54 bzw. 62 den
ersten Satz von Steuerstäben in den Reaktorkern einwirft, bevor der Reaktivitätseinfluß des Einwerfens
berechnet worden ist; es ist jedoch zu berücksichtigen, daß diese Berechnung fortlaufend ausgeführt werden
kann, so daß — wenn der Ereignismonitor das Entsperrsignal zu den UND-Gattern 60 und 60' erzeugt
— die Entscheidungssignale von den Elementen 58 und 58' bereits aufgebaut worden sind und die in den Kern
einzuwerfenden Steuerstabsätze im wesentlichen alle gleichzeitig ausgelöst werden.
Es ist auch festzuhalten, daß zwar die Vorrichtung nach Fig.5 und 6 so beschrieben worden ist, daß
einzelne Steuerstabsätze in den Kern eingeworfen
werden, doch kann man auch einzelne Steuerstäbe auslösen und in den Kern einwerfen, wenn die normale
Reihenfolge die Bewegung einzelner Steuerstäbe umfaßt Auch eine Kombination von einzelnen Steuerstäben und von Sätzen von Regelstäben ist möglich.
Claims (1)
- Patentanspruch:Verfahren zum Schnellabsenken der Leistung eines Druckwasserreaktors, dessen Leistungsabs enkung im Normalbetrieb durch Einfahren von Steuerstäben bewirkt wird, durch Einwerfen von aus diesen ausgewählten Steuerstäben, dadurch gekennzeichnet, daß bei einem Reaktor, dessen Steuerstäbe bei Leistungsabsenkung im Normalbetrieb mit einer vorgegebenen Reihenfolge eingefahren werden, die Steuerstäbe in der für den Normalbetrieb vorgegebenen Reihenfolge in solcher Anzahl eingeworfen werden, die zum Erreichen oder Unterschreiten eines verminderten Leistungspegels ausreicht
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/681,101 US4075059A (en) | 1976-04-28 | 1976-04-28 | Reactor power reduction system and method |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2715433A1 DE2715433A1 (de) | 1977-11-10 |
DE2715433B2 true DE2715433B2 (de) | 1979-07-12 |
Family
ID=24733830
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2715433A Ceased DE2715433B2 (de) | 1976-04-28 | 1977-04-06 | Verfahren zum Schnellabsenken der Leistung eines Druckwasserreaktors |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4075059A (de) |
JP (1) | JPS52132295A (de) |
DE (1) | DE2715433B2 (de) |
ES (1) | ES458261A1 (de) |
FR (1) | FR2349922A1 (de) |
GB (1) | GB1577261A (de) |
Families Citing this family (31)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2395572A1 (fr) * | 1977-06-23 | 1979-01-19 | Framatome Sa | Procede de controle des effets de reactivite dus aux variations de puissance dans les reacteurs nucleaires a eau pressurisee |
US4399095A (en) * | 1977-12-16 | 1983-08-16 | Westinghouse Electric Corp. | Protection and control system for a nuclear reactor |
US4308099A (en) * | 1979-01-22 | 1981-12-29 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear reactor safety system |
JPS5722587A (en) * | 1980-07-17 | 1982-02-05 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor power control device |
US4386048A (en) * | 1980-11-24 | 1983-05-31 | Combustion Engineering, Inc. | Variable overlap control |
US4459259A (en) * | 1982-06-29 | 1984-07-10 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Digital computer operation of a nuclear reactor |
JPS5944689A (ja) * | 1982-09-06 | 1984-03-13 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉の運転制御方法 |
FR2542493B1 (fr) * | 1983-03-11 | 1985-12-27 | Framatome Sa | Dispositif de determination rapide et precise de la puissance d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
FR2544907B1 (fr) * | 1983-04-21 | 1985-07-19 | Framatome Sa | Procede de reglage automatique de la teneur en bore soluble de l'eau de refroidissement d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
FR2546329B1 (fr) * | 1983-05-19 | 1985-08-23 | Framatome Sa | Procede de detection des variations de la reactivite du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et dispositif de mise en oeuvre de ce procede |
US4637910A (en) * | 1984-01-20 | 1987-01-20 | Westinghouse Electric Corp. | Method and apparatus for continuous on-line synthesis of power distribution in a nuclear reactor core |
JPS61118692A (ja) * | 1984-11-13 | 1986-06-05 | ウエスチングハウス エレクトリック コ−ポレ−ション | 加圧水型原子炉発電システムの運転方法 |
US4717528A (en) * | 1985-02-19 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Control rod control system |
US4777009A (en) * | 1986-06-30 | 1988-10-11 | Combustion Engineering, Inc. | Automatic steam generator feedwater control over full power range |
FR2610446B1 (fr) * | 1987-01-30 | 1991-11-29 | Framatome Sa | Procede de determination du seuil d'alarme du rapport d'echauffement critique, dispositif de mise en oeuvre, et procede de pilotage d'un reacteur nucleaire |
FR2611302B1 (fr) * | 1987-02-20 | 1989-04-07 | Framatome Sa | Procede de detection de la chute d'un element antireactif dans le reacteur d'une centrale nucleaire et centrale protegee contre une telle chute |
FR2614461B1 (fr) * | 1987-04-24 | 1989-06-09 | Commissariat Energie Atomique | Procede de controle d'un reacteur nucleaire |
FR2619950B1 (fr) * | 1987-08-24 | 1991-11-29 | Framatome Sa | Procede de protection d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee contre les defaillances du dispositif d'arret d'urgence |
JPH07119827B2 (ja) * | 1987-12-25 | 1995-12-20 | 三菱電機株式会社 | 原子炉出力分布の測定装置 |
FR2629623B1 (fr) * | 1988-04-05 | 1990-11-16 | Framatome Sa | Procede de determination et d'evaluation de la marge d'arret d'urgence d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
FR2629624B1 (fr) * | 1988-04-05 | 1990-11-16 | Framatome Sa | Procede de determination et d'evaluation de la capacite de retour en puissance d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
US4912732A (en) * | 1988-04-14 | 1990-03-27 | Combustion Engineering, Inc. | Automatic steam generator control at low power |
KR19980024802A (ko) * | 1996-09-30 | 1998-07-06 | 존 에이치. 물홀랜드 | 펌프 선택 논리 회로 |
US6091790A (en) * | 1998-05-08 | 2000-07-18 | Combustion Engineering, Inc. | Control element assembly position system |
JP3810615B2 (ja) * | 2000-05-18 | 2006-08-16 | 三菱重工業株式会社 | タービンの遠隔制御方法及びシステム |
US8109759B2 (en) * | 2006-03-29 | 2012-02-07 | Fives North America Combustion, Inc. | Assured compliance mode of operating a combustion system |
JP4901631B2 (ja) * | 2007-07-30 | 2012-03-21 | 原子燃料工業株式会社 | ドップラー反応度係数の測定方法 |
US20170263342A1 (en) * | 2016-03-10 | 2017-09-14 | Westinghouse Electric Company Llc | Real-time reactor coolant system boron concentration monitor utilizing an ultrasonic spectroscpopy system |
RU2673448C1 (ru) * | 2017-12-06 | 2018-11-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Устройство для защиты ядерного реактора по превышению мощности |
CN111724920A (zh) * | 2020-05-21 | 2020-09-29 | 岭东核电有限公司 | 核电站反应堆寿期末降功率的轴向功率偏差控制方法 |
CN112233824A (zh) * | 2020-09-08 | 2021-01-15 | 中广核研究院有限公司 | 核电反应堆堆芯控制棒叠步运动方法及核电反应堆堆芯 |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3267002A (en) * | 1965-01-28 | 1966-08-16 | Jr Leonard W Fromm | Method for controlling a nuclear reactor |
US3423285A (en) * | 1966-01-27 | 1969-01-21 | Westinghouse Electric Corp | Temperature control for a nuclear reactor |
US3565760A (en) * | 1967-10-23 | 1971-02-23 | Gen Electric | Nuclear reactor power monitor system |
US3578562A (en) * | 1968-10-23 | 1971-05-11 | Combustion Eng | Method and apparatus for continuous monitoring and control of neutron absorption properties of chemical shim |
US3933580A (en) * | 1971-03-08 | 1976-01-20 | Siemens Aktiengesellschaft | Limit regulation system for pressurized water nuclear reactors |
US3778347A (en) * | 1971-09-27 | 1973-12-11 | Giras T | Method and system for operating a boiling water reactor-steam turbine plant preferably under digital computer control |
-
1976
- 1976-04-28 US US05/681,101 patent/US4075059A/en not_active Expired - Lifetime
-
1977
- 1977-04-06 DE DE2715433A patent/DE2715433B2/de not_active Ceased
- 1977-04-26 JP JP4750277A patent/JPS52132295A/ja active Pending
- 1977-04-27 FR FR7712833A patent/FR2349922A1/fr active Granted
- 1977-04-28 GB GB17835/77A patent/GB1577261A/en not_active Expired
- 1977-04-28 ES ES77458261A patent/ES458261A1/es not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2349922A1 (fr) | 1977-11-25 |
US4075059A (en) | 1978-02-21 |
JPS52132295A (en) | 1977-11-05 |
DE2715433A1 (de) | 1977-11-10 |
ES458261A1 (es) | 1978-04-01 |
FR2349922B1 (de) | 1980-05-09 |
GB1577261A (en) | 1980-10-22 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2715433B2 (de) | Verfahren zum Schnellabsenken der Leistung eines Druckwasserreaktors | |
DE68906244T2 (de) | Verfahren zur regelung eines druckwasserkernreaktors. | |
DE69022305T2 (de) | Automatisierte Überwachung einer thermischen Schwelle. | |
DE2535654C2 (de) | ||
DE2753673C2 (de) | ||
DE2531396B2 (de) | Anordnung zur Regelung der Ausgangsleistung eines Siedewasserkernreaktors | |
DE2941544C2 (de) | Regeleinrichtung für den Flüssigkeitsstand in einem Kernreaktorbehälter | |
DE68905057T2 (de) | Verfahren zur bestimmung und abschaetzung des leistungsbeaufschlagungsvermoegens eines druckwasserkernreaktors. | |
DE3622373C2 (de) | ||
DE3523147A1 (de) | Verfahren und anordnung zum schutz von pumpensystemen | |
EP0928007B1 (de) | Verfahren und Vorrichtung zum Betrieb eines Reaktors im instabilen Zustand | |
DE2822918A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zum verringern der leistung eines atomreaktors bei ansteigen der temperatur | |
EP0796495B1 (de) | System und verfahren zur steuerung von steuerstäben einer kernkraftanlage | |
DE2007564A1 (de) | Verfahren zur Leistungsregelung von Druckwasser Kernreaktoren | |
DE68906714T2 (de) | Verfahren zur Bestimmung und Abschätzung der Notabschaltreserve eines Druckwasserkernreaktors. | |
CH618805A5 (en) | Method and circuit on a pressurised water reactor for the removal of the afterheat of the reactor in an accident. | |
DE2337354C3 (de) | Vorrichtung zur Regelung eines Druckwasserreaktors mit verstellbaren Steuerstäben | |
DE2006299A1 (de) | Steuereinrichtung für Kernreaktoren | |
DE3120314C2 (de) | ||
EP1075696B1 (de) | Verfahren und vorrichtung zur überwachung des leistungsanstiegs beim anfahren eines kernreaktors (diversitäre exkursionsüberwachung) | |
DE2206234C3 (de) | Verfahren zum Betrieb eines Druckwasserreaktors hoher Leistungen und Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens | |
DE3446141A1 (de) | In einem stahldruckbehaelter untergebrachte kernreaktoranlage mit einem gasgekuehlten ht-kleinreaktor | |
EP1208569B1 (de) | Verfahren zur entnahme abgebrannter brennelemente aus einem kugelhaufen-hochtemperaturreaktor | |
DE3335269C2 (de) | ||
DE2716135A1 (de) | Kernreaktorsteuerung und -regelung |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
8220 | Willingness to grant licences (paragraph 23) | ||
8235 | Patent refused |