DE2752100C2 - Method for monitoring the operation of a boiling water reactor - Google Patents
Method for monitoring the operation of a boiling water reactorInfo
- Publication number
- DE2752100C2 DE2752100C2 DE2752100A DE2752100A DE2752100C2 DE 2752100 C2 DE2752100 C2 DE 2752100C2 DE 2752100 A DE2752100 A DE 2752100A DE 2752100 A DE2752100 A DE 2752100A DE 2752100 C2 DE2752100 C2 DE 2752100C2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- reactor
- channel
- stability
- parameters
- limit value
- 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.)
- Expired
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/032—Reactor-coolant flow measuring or monitoring
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist es deshalb, ein Verfahren zu schaffen, mit dessen Hilfe es möglich ist, während des Betriebs des Reaktors die tatsächliche momentane Kanalstabilität und deren Abstand zum zulässigen Grenzwert der Kanalstabilität festzustellen oder den Abstand des momentanen Wertes der vier betriebsvariablen Parameter vom zulässigen Parameter-ZuIässigkeitsgrenzwert zu ermitteln.The object of the present invention is therefore to create a method with the help of which it is possible is, during the operation of the reactor, the actual instantaneous channel stability and their distance to to determine the permissible limit value of the channel stability or the distance between the current value of the four operationally variable parameters from the permissible parameter permissibility limit value to investigate.
Die Lösung dieser Aufgabe ist im Patentanspruch gekennzeichnetThe solution to this problem is characterized in the claim
Gemäß der Erfindung werden also während des Betriebs des Reaktors die Momentanwerte der vier betriebsvariablen Parameter ermittelt. Dabei ergeben sich diese Momentanwerte für die thermische Ausgangsleistung und für die Kühlwasser-Strömungsmenge aus den Signalen der in die Kanäle eingesetzten Neutronenflußdetektoren. In welcher Weise dabei diese Signale der Neutronenflußdetektoren auszuwerten sind, ist aus entsprechenden theoretischen Veröffentlichungen bekannt. Die Feststellung von Unterkühlung und Druck jedes einzelnen Kanals ist schwieriger, jedoch können diese Parameter für jeden Kanal aus den Signalen der in derartigen Reaktoren befindlichen Detektoren zur Messung der Gesamt-Eingangsunterkühlungdes Reaktorkerns und des Reaktorkesseldrucks zumindest annähernd berechnet werden, wobei auch diese Berechnungsmethoden aus wissenschaftlichen Veröffentlichungen bekannt sind. Aus den vier auf diese Weise ermittelten Momentanwerten der vier betriebsvariablen Parameter und dem vorab errechneten Wert des betriebsfesten Parameters wird dann die momentane Kanalstabilität jedes Kanals errechnet und mit dem theoretischen Zulässigkeits-Grenzwert verglichen, womit die Bedienungsmannschaft des Reaktors stets darüber informiert ist, wie weit die Reaktorkanäle von der Grenze zur Inhomogenität entfernt sind, was den Betrieb des Reaktors wesentlich vereinfacht. Anstelle der Ermittlung der Kanalstabilität oder zusätzlich dazu kann aber auch ein Vergleich der einzelnen Momentanwerte der betriebsvariablen Parameter mit den theoretischen Zulässigkeits-Grenzwerten erfolgen, was die Kenntnis über die tatsächlichen augenblicklichen Vorgänge im Reaktorkern und in bestimmfen Bereichen des Kerns wesentlich erweitert und, insbesondere in Verbindung mit der Kenntnis über den Momentanwert der Kanalstabilität, den Spielraum für den Betrieb des Reaktors beträchtlich vergrößert. Auf der Zeichnung zeigtAccording to the invention, the instantaneous values of the four are during operation of the reactor operationally variable parameters determined. This results in these instantaneous values for the thermal output power and for the cooling water flow rate from the signals used in the channels Neutron flux detectors. In what way doing this The signals of the neutron flux detectors are to be evaluated, is from corresponding theoretical publications known. Determining the hypothermia and pressure of each individual duct is more difficult, however can determine these parameters for each channel from the signals of the reactors located in such reactors Detectors to measure the total inlet subcooling of the Reactor core and the reactor boiler pressure can be calculated at least approximately, with also these calculation methods are known from scientific publications. From the four to this one Instantaneous values of the four operationally variable parameters and the value calculated in advance are determined in a manner of the operationally stable parameter, the current channel stability of each channel is then calculated and with the theoretical admissibility limit value compared with what the operating team of the reactor always is informed about how far the reactor channels are from the limit of inhomogeneity, which is the Operation of the reactor much simplified. Instead of determining the channel stability or in addition to it however, a comparison of the individual instantaneous values of the operationally variable parameters with the theoretical admissibility limit values take place what the knowledge of the actual instantaneous Processes in the reactor core and in certain areas of the core are significantly expanded and, especially in Connection with the knowledge of the instantaneous value of the channel stability, the scope for the operation of the Reactor enlarged considerably. On the drawing shows
F i g. 1 im Längsschnitt schematisch die Brenrstoffanordnung im Reaktorkern eines Siedewasser-Kernreaktors, F i g. 1 in longitudinal section schematically the fuel arrangement in the reactor core of a boiling water nuclear reactor,
F i g. 2 ein Blockschaltbild zur Erläuterung des Erfindungsverfahrens unter Verwendung einer üblichen Methode der Berechnung der Kühlmittel-Strömungsmenge in den Kernkanälen,F i g. 2 shows a block diagram to explain the inventive method using a conventional one Method of calculating the amount of coolant flow in the core channels,
Fig.3 ein Flußdiagramm zur Erläuterung des Erfindungsverfahrens mit Berechnung der Kanal-Strömungsmenge unter Verwendung der gegenseitigen Korrelationsfunktion von Signalen, welche durch zwei längs des Kühlmittelstroms angeordnete Neutronenfluß-Detektoren erzeugt werden,3 shows a flow chart to explain the method of the invention with calculation of the channel flow rate using the mutual correlation function of signals which are divided by two neutron flux detectors arranged along the coolant flow are generated,
Fig.4 eine graphische Darstellung zur Festlegung der Stabilität nach dem Ishii-Verfahren undFig. 4 is a graphical representation of the definition the stability according to the Ishii method and
F i g. 5 ein Blockschaltbild eines Schutzsystems, bei dem Kontrollstäbe lokal gemäß der Erfindung eingeführt werden, wenn die Stabilität absinkt.F i g. Figure 5 is a block diagram of a protection system in which control rods are introduced locally in accordance with the invention when the stability drops.
Gemäß der schematischen Darstellung von Fig. I besteht die Brenneram rdnung 1 des Reaktorkerns eines Siedewasserreaktors aus einer Vielzahl von Brennstoffstäben 2 (der Einfachheit halber ist auf der Zeichnung nur ein einziger dargestellt), die gleichmäßig und gitterartig angeordnet sind. Jeder Brennerstab enthält spaltbares Material und erzeugt eine Wärmemenge von q Kcal/sec pro Längeneinheit Diese Wärmemenge wird auf das Kühlmittel übertragen, im vorliegenden Fall auf Wasser, welches durch einen Brennerkanal 4 an einem Schutzmantel 3 vorbeifließt, wodurch eine Zweiphasen-According to the schematic representation of FIG. Each burner rod contains fissile material and generates an amount of heat of q Kcal / sec per unit length.
H) strömung aus Wasser und Dampf im Brennerkanal erzeugt wird.H) flow of water and steam in the burner duct is produced.
Das Kühlmittel, also das Wasser, fließt aus einer nicht gezeigten Einlaßkammer in die Brenneranordnung 1, und zwar durch die Einlaßöffnung 5 am unteren EndeThe coolant, i.e. the water, flows from an inlet chamber (not shown) into the burner arrangement 1, namely through the inlet opening 5 at the lower end
ti der Brenneranordnung. Dann fließt das Wasser durch eine Einlaßöffnung 6 in den Brennerkanal 4 und bildet dabei die erwähnte Zweiphasenströmung aus Wasser und Dampf, wobei dieser Zweiphasenstrom dann in eine nicht gezeichnete Auslaßkammer abgeführt wird, und zwar durch die Auslaßöffnung 7 hindurch. Nachdem eine Vielzahl von derartigen Br^nnerkanälen 4 im Reaktorkern vorgesehen ist. wird üer Druckunterschied Ap zwischen Einlaß- und Auslaßkammer für alle Kanäle auf einem bestimmten Wert gehalten, unabhängig von der Tatsache, daß möglicherweise in einem bestimmten Brennerkanal eine Oszillation auftritt Tritt aber in einem bestimmten Kanal unabhängig von den anderen Kanälen eine Oszillation bzw. Schwingung infolge nuklearer Vorgänge auf, dann ist die durch die nukleareti of the burner arrangement. The water then flows through an inlet opening 6 into the burner duct 4 and forms the aforementioned two-phase flow of water and steam, this two-phase flow then being discharged into an outlet chamber (not shown) through the outlet opening 7. After a large number of such burner channels 4 are provided in the reactor core. the pressure difference Ap between the inlet and outlet chambers is kept at a certain value for all channels, regardless of the fact that an oscillation may occur in a certain burner channel, but if an oscillation or oscillation occurs in a certain channel independently of the other channels as a result of nuclear energy Operations on, then, is due to the nuclear
«ι Rückkopplung erzeugte Wärmemenge vernachlässigbar klein.«Ι Feedback generated amount of heat is negligible small.
Die thermo-hydrodynamische Oszillation des Zweiphasenstroms im Brennerkanal 4 der Brenneranordnung 1 ist unter diesen Bedingungen genau gleich der Stabilität eines erhitzten Zweiphasenstrom-Kreislaufes mit einer Druckdifferenz Ap zwischen Einlaß- und Auslaßkammer, und es existieren zahlreiche experimentell feststellbare Daten, die sich auf diesen Zustand beziehen.The thermo-hydrodynamic oscillation of the two-phase flow in the burner duct 4 of the burner arrangement 1 is exactly the same as the stability of a heated two-phase flow circuit with a pressure difference Ap between the inlet and outlet chambers, and there are numerous experimentally ascertainable data relating to this state .
to Die Grenze der Kanalstabilität wird durch eine Reihe von Parametern gegeben, nämlich dem Wärmeausgang jedes Brennerkanals und seiner Verteilung (1), der Einlaß-Unterkühlung (2), dem Druck im Brennerkanal (3), der hydrodynamischen Charakteristik (4) desThe limit of the channel stability is given by a number of parameters, namely the heat output each burner channel and its distribution (1), the inlet subcooling (2), the pressure in the burner channel (3), the hydrodynamic characteristic (4) of the
π Brennerkanals einschließlich Einlaß- und Auslaßöffnung, und schließlich der Einlaß-Strö.nungsraenge (5). Würde es somit gelingen, alle erwähnten fünf Parameter aller Brenneranordnungen eines im Betrieb befindlichen Kernraktors zu messen, dann wäre es möglich, denπ burner duct including inlet and outlet openings, and finally the inlet flow rate (5). It would therefore be possible to achieve all of the five parameters mentioned to measure all burner arrangements of a nuclear power plant in operation, then it would be possible to use the
in augenblicklichen Stabilitätsspielraum bezüglich der Stabilitätsgrenze festzustellen. Betrachtet man die Strömungsmenge, so ergibt sich, daß eine Strömungsmenge W*, welche die untere Stabilitätsgrenze ergibt, durch Verwendung aller anderen gemessenen Parame-to determine the current stability margin with respect to the stability limit. If one considers the flow rate, it follows that a flow rate W *, which results in the lower stability limit, by using all other measured parameters
i) ter festgestellt werden kann. Wird die gemessene
Strömungsmenge durch W ausgedrückt, so ergibt das Verhältnis W/W* eine Abschätzung für den Stabilitätsspielraum.
Gemäß den bekannten Verfahren werden die Ausgangsverteil'.ng und die Strömungsmengenverterlung
jeder Brenneranordnung eines Siedewasserreaktors dadurch bestimmt, daß wiederholt Signale ausgewertet
werden, welche von NeutroneniluiJ-Detektoren
abgegeben werden, die sich im Reaktor befinden, wobeii) ter can be determined. If the measured flow rate is expressed by W , the ratio W / W * gives an estimate of the stability margin.
According to the known methods, the output distribution and the flow rate distribution of each burner arrangement of a boiling water reactor are determined in that signals are repeatedly evaluated which are emitted by neutron filter detectors located in the reactor, with
■5 sowohl Rückkopplungseffekte als auch Effekte durch Blasenbildung bc-ücksichtigt werden. Gemäß der Erfindung wird jedoch nun ein Verfahren vorgeschlagen, bei dem die Strömungsmenge in der Brenneranord-■ 5 both feedback effects and effects due to the formation of bubbles must be taken into account. According to the In the invention, however, a method is now proposed in which the flow rate in the burner assembly
nung direkt festgestellt wird, und /war dadurch, daß die Fortpflanzungszeit einer Störung längs der Strömung festgestellt wird, dadurch, daß die gegenseitige Korrelationsfunktion derjenigen Signale ausgewertet wird, welche durch eine Vielzahl von Nemronenfluß-Dctcktoren im Reaktor abgegeben werden.tion is determined directly, and / was due to the fact that the Time of propagation of a disturbance along the flow is determined by the fact that the mutual correlation function those signals is evaluated, which by a large number of Nemronenfluss-Dctcktoren are released in the reactor.
F i g. 2 zeigt eine Ausführungsform der Erfindung auf der Grundlage des bekannten Verfahrens der Berechnung der Strömungsmenge des Kühlmittels. Ein angeschlossener Computer 10 berechnet die Ausgangsverteilung qi und die Strömungsmengenverteilung Wi des Kernes durch wiederholte Rechenvorgange, welche sich auf das Verhältnis der Ausgangsverteiking im Kern, der Blasenverteiliing und der Strömungsmengenverteilung beziehen, wobei Signale 11 ausgewertet werden, welche durch alle Neutronenfluß-Detektoren im Kern abgegeben werden. Zusätzlich werden Signale 12 ausgewertet, welche die Stellung von eingesetztenF i g. Fig. 2 shows an embodiment of the invention based on the known method of calculating the flow rate of the coolant. A connected computer 10 calculates the output distribution qi and the flow rate distribution Wi of the core by repeated arithmetic operations which relate to the ratio of the output distribution in the core, the bubble distribution and the flow rate distribution, signals 11 being evaluated which are emitted by all neutron flux detectors in the core will. In addition, signals 12 are evaluated which indicate the position of the used
zurückzirkulierenden Wassers und den thermischen Anfang des Kerns, festgelegt durch das Wärmegleichgew ι■_·ht der Anlage.recirculating water and the thermal beginning of the core, determined by the thermal equilibrium ι ■ _ · ht of the plant.
Eine Einrichtung 13 zum Überwachen der Kanalstabilität ist so angeschlossen, daß sie ein den mittleren Druck des Kanals darstellendes Signal 14 und ein Signal 15 empfängt, welches die Unterkühlung des zurückzirkulierenden Wassers beinhaltet, und zwar zusätzlich zu Signalen, welche die Ausgangsverteilung qi und die Strömungsmengenverteilung VVVbewirken. Die Einrichtung 13 bestimmt dann die Kanalstabilität gemäß einer weiter unten beschriebenen Gleichung auf der Grundlage des Öffnungsgrades der Einlaß- und Auslaßöffnungen und anderer vorgegebener hydrodynamischer Daten der Brenneranordnung. Eine andere Möglichkeit ist. daß die Einrichtung 13 den Stabilitätsspielraum bestimmt, und zwar durch Vergleich eines berechneten Wertes der Stabilitätsgrenze auf der Grundlage bestimmter vorgegebener Parameter mit dem gemessenen Wert.A channel stability monitoring device 13 is connected to receive a signal 14 representing the mean pressure of the channel and a signal 15 including the subcooling of the recirculating water, in addition to signals causing the output distribution qi and the flow rate distribution VVV . The device 13 then determines the channel stability in accordance with an equation described below on the basis of the degree of opening of the inlet and outlet openings and other predetermined hydrodynamic data of the burner arrangement. A ande r e possibility. that the device 13 determines the stability margin by comparing a calculated value of the stability limit on the basis of certain predetermined parameters with the measured value.
F i g. 3 zeigt eine Ausführungsform der Erfindung bei welcher die eben beschriebene Methode Anwendung findet. In diesem Fall wird die gegenseitige Korrelationsfunktion der Ausgänge der beiden NeutronenfluR-Detektoren 16 und 17. welche längs des Strömungsweges des Kühlmittels zum Zweck der Messung der Strömungsmenge vorgesehen sind, durch einen Korrelationsmesser 18 bestimmt, womit die Fortpflanzungszeit r einer Störung zwischen den beiden Neutronenfluß-Detektoren ermittelt wird und damit die Strömungsmenge des Kühlmittels in den Brennkanälen der Brenneranordnung benachbart den Neutronendetektoren. Der Ausgang τ des Korrelationsmessers 18. die Ausgänge 11 des Neutronenflußdetektors und das thermische Ausgangssigna! 12 werden auf den Rechner 10 gegeben. Der Anschluß und die Betriebsweise der die Kanaistabüität überwachenden Einrichtung 13 entsprechen vollständig der Überwachungseinrichtung von Fig. 2.F i g. 3 shows an embodiment of the invention in which the method just described is used. In this case, the mutual correlation function of the outputs of the two neutron flux detectors 16 and 17, which are provided along the flow path of the coolant for the purpose of measuring the flow rate, is determined by a correlation meter 18, whereby the propagation time r of a disturbance between the two neutron flux detectors is determined. Detectors is determined and thus the flow rate of the coolant in the combustion channels of the burner arrangement adjacent to the neutron detectors. The output τ of the correlation meter 18. the outputs 11 of the neutron flux detector and the thermal output signal! 12 are given to the computer 10. The connection and the mode of operation of the device 13 monitoring the channel functionality correspond completely to the monitoring device of FIG. 2.
Nachfolgend soll nun im einzelnen die Betriebsweise der Kanalüberwachungseinrichtung 13 beschrieben werden. Die Einrichtung gibt eine Information ab, welche sich auf die Stabilitätsgrenze der thermo-hydrodynamischen Oszillation der Zweiphasenströme aus Wasser und Dampf in den Brennerkanälen des Siedewasserreaktors bezieht und bestimmt die Kanalstabilität periodisch oder, wenn erwünscht, zu bestimmten Zeitpunkten.The mode of operation of the sewer monitoring device 13 will now be described in detail below will. The device emits information which relates to the stability limit of the thermo-hydrodynamic The oscillation of the two-phase flows of water and steam in the burner channels of the boiling water reactor relates and determines the channel stability periodically or, if desired, at specific times.
Die Information bezüglich der Stabilitätsgrenze kannThe information regarding the stability limit can
durch Berechnung der Stabilitätsgrenze der Ausgangsverteilung. der Strömungsmenge, der Einlaß-Unterkühlung und des Druckes eines Brennerkanals berechnet werden, und /war unter Verwendung des Stabilitäts-Analyse-Codes eines Siedewasser Kernreaktors, entsprechend der sogenannten »Stablc-fable-code« von A. B. Jones. Der berechnete Wert wird dann in der Form einer Annäherungsfunktion oder einer Tabelle angegeben oder durch eine experimentelle Gleichung. Beispielsweise werden nach IshiidieGleichgewichtsphasenäiiderungszahl Λ/,,,-i. cq und die Unterkühlungszahl /V11,/, durch folgende Gleichung definiert:by calculating the stability limit of the output distribution. the flow rate, the inlet subcooling and the pressure of a burner channel can be calculated, and / was using the stability analysis code of a boiling water nuclear reactor, according to the so-called "Stablc-fable-Code" by AB Jones. The calculated value is then given in the form of an approximate function or a table, or by an experimental equation. For example, according to Ishiid, the equilibrium phase change number Λ / ,,, - i. cq and the subcooling number / V 11 , /, defined by the following equation:
wob cwob c
.·), die Querschnittsfläche des Kanalströmunysweges. ·), The cross-sectional area of the canal flow path
ist.
;-, / die Länge ist des aufgeheizten Kanalieils.is.
; -, / is the length of the heated sewer part.
(/»■ der Wärmedurchgang der Wandung des die(/ »■ the heat transfer of the wall of the
Warme übertragenden Rohres ist.
l', die Strömungsgeschwindigkeit am KanaleinlaßHeat transferring pipe is.
l ', the flow velocity at the duct inlet
ist.
i,, /), die Dampfdichte darstellt,is.
i ,, /), representing the vapor density,
p. die Dichte des gesättigten Wassers ist.
Ap Λ.-ρ... p. is the density of saturated water.
Ap Λ.-ρ ...
A .. die latente Verdampfungswärme darstellt,
J i;. die Einlaßunterkühlung ist.
;-. Zh die Umlangslänge des Heizbereiches darstellt. A .. represents the latent heat of vaporization,
J i; . the inlet subcooling is.
; -. Zh represents the circumferential length of the heating area.
Die angenäherte Stabilitäts-Grenzlinie für eine starke Unterkühlung wird durch folgende Gleichung gegeben:The approximate stability limit line for severe hypothermia is given by the following equation:
· «7· «7
2lB-&+· 2lB - & +
' + 2 L 2 Dh* ' + 2 L 2 Dh *
(3)(3)
wobeiwhereby
Ki der Koeffizient der Einlaßöffnung ist.
Ke der Koeffizient der Auslaßöffnung ist,
fm der Reibungskoeffizient des Zweiphasenstroms Ki is the coefficient of the inlet port.
Ke is the coefficient of the outlet opening,
fm is the coefficient of friction of the two-phase current
ist.
Dh* den dimensionslosen hydraulischen Durchmesseris.
Ie * the dimensionless hydraulic diameter
darstellt = — (Dh: hydraulischer Durchmesser).represents = - (Ie: hydraulic diameter).
In Gleichung (3) stellt der Bereich, in welchem die linke Seite größer ist als die rechte Seite der Gleichung, einen instabilen Zustand dar.In equation (3), the area in which the left side is larger than the right side of the equation, represent an unstable condition.
F i g. 4 ist eine graphische Darstellung der Stabilität in einer Phasenebene, wobei die Ordinate die Unterkühlungszahl Nsub und die Abszisse die Gleichgewichtsphasenänderungszahl darstellt Der Bereich A links von der Stabiütätsgrenzlinie 20, ausgedrückt durch Gleichung (3), zeigt einen stabilen Zustand, wohingegen der Bereich B auf der gegenüberliegenden Seite einen instabilen Zustand zeigt; bezüglich der Einzelheiten der Darstellung wird auf die Veröffentlichung »Thermally Induced Instabilities in Two-phase Mixtures in ThermalF i g. 4 is a graphical representation of the stability in a phase plane with the ordinate sub subcooling number N and the abscissa represents the equilibrium phase change number represents the region A to the left of the Stabiütätsgrenzlinie 20 expressed by Equation (3), shows a stable state, the area whereas B on the opposite side shows an unstable condition; for details of the presentation, see the publication “Thermally Induced Instabilities in Two-phase Mixtures in Thermal
Equilibrium« von M. lshii. PhD Thesis, School of Mechanical Engineering, Georgia Institute of Technology. Atlanta. Georgia. Juni 1971, verwiesen.Equilibrium "by M. lshii. PhD Thesis, School of Mechanical Engineering, Georgia Institute of Technology. Atlanta. Georgia. June 1971, referenced.
Von Saka is', eine angenäherte Stabilitätsgrenzlinie vorgeschlagen worden, die auch für kleinere Unterküh- > lungszahlen gilt, wobei die Gleichung von Ishii zur Feststellung der Stabilität erweitert worden ist. Einzelheiten darüber finden sich in dem Bericht »An Experimental Investigation of the Thermally Induced Flow Oscillation in Two-phase Systems« von P. Saka. M. ι. Ishii und N. Zuber. ASMF. Winter Annua1 Meeting 1975.An approximate stability limit line has been suggested by Saka is', which also applies to smaller subcooling numbers, whereby Ishii's equation has been extended to determine the stability. Details can be found in the report "An Experimental Investigation of the Thermally Induced Flow Oscillation in Two-phase Systems" by P. Saka. M. ι. Ishii and N. Zuber. ASMF. Winter Annua 1 Meeting 1975.
Da die rechte Seite der Gleichung (3) in Thermen der Daten hydrodynamischer Eigenschaften jedes Brennerkanals ausgedrückt ist. kann die Stabilität dadurch festgelegt werden, daß gemessene Werte der Einlaß- r< Strömungsgeschwindigkeit ty Vn. der Einlaß-Unterkühlung J„uN des thermischen Strömungsflusses qw und des mittleren Druckes verwendet werden, wobei diese Werte dann die Parameter zur Bestimmung von 'V^a · cq und N>„t· auf der linken Seite der Gleichung :<> sind. Weiterhin, wenn Gleichung (3) gilt (das ist auf der Stabilitätsgrenzlinie der Fall), dann ist es möglich, die Stabilität qualitativ abzuschätzen, und zwar durch Vergleich des Grenzwertes V},* und des Druckwertes V'cder Einlaß-Strömungsgeschwindigkeit.Since the right side of equation (3) is expressed in terms of hydrodynamic property data of each burner channel. The stability can be determined by using measured values of the inlet r < flow velocity ty Vn. of the inlet subcooling J " uN of the thermal flow rate qw and the mean pressure, these values then being the parameters for determining 'V ^ a · Cq and N> „t · on the left side of the equation : <> are. Furthermore, if equation (3) holds (this is the case on the stability limit line) then it is possible to qualitatively estimate the stability by comparing the limit value V}, * and the pressure value V'c of the inlet flow rate.
Gemäß Fig. 5 ist eine Kanalstabilität-Sicherheitseinrichtung 22 vorgesehen, welche von der Kanalstabilität-Überwachungseinrichtung 13 Stabilitätszulässigkeitssignale 5 empfängt und diese Signale S mit einem vorgegebenen Referenzwert S* vergleicht. Wenn die ν StaHitätszulässigkeit kleiner ist als der Referenzwert, wird ein Befehl von der Sicherheitseinrichtung 22 abgegeben, in der Nähe des Brennerkanals einen Steuerstab einzusetzen. Wenn dann die von einem bestimmten Kanal abgegebene Wärmemenge abnimmt, r, wird die zulässige Kanalstabilität wieder erreicht, wie sich aus Gleichung (3) ergibt, d. h. der Betrieb des Kernreaktors wird stabilisiert.5 is a channel stability safety device 22 provided, which of the channel stability monitoring device 13 receives stability permissibility signals 5 and these signals S with a compares specified reference value S *. If the ν static admissibility is smaller than the reference value, If a command is issued by the safety device 22, one in the vicinity of the burner duct Insert control rod. Then if the amount of heat given off by a given duct decreases, r, the permissible channel stability is achieved again, as can be seen from equation (3), i.e. H. the operation of the Nuclear reactor is stabilized.
Der Rechner 10 zum Berechnen der Kernausgangsverteilung und der Strömungsmengenverteilung sowie w ti ie Kanalsiabilitätsüberwachungseinrichtung können durch in bekannter Weise programmierte Prozeßrechner realisiert werden.The calculator 10 for calculating the core output distribution and the flow amount distribution and w ti ie Kanalsiabilitätsüberwachungseinrichtung can be realized by programmed process computer in a known manner.
Die Stabilitätsentscheidung kann auch durch andere Methoden als die hier beschriebenen gefällt werden, ohne den Bereich der Erfindung zu verlassen. Beispielsweise kann das Dämpfungsverhältnis für den Stabilitätsspielraum herangezogen werden. The stability decision can also be made by methods other than those described here, without departing from the scope of the invention. For example, the damping ratio can be used for the stability margin.
Da sich die tatsächlichen Betriebsbedingungen eines Kernreaktors in sehr komplizierter Weise ändern, etwa die Brennslärke des Brennstoffs, die Wirkung des Einsetzens von Steuerstäben, der Brennerausgang und andere Parameter, so wird dann, wenn man versucht, für alle Fälle eine optimale Stabilität zu haben, der Hetriebsbereich des Reaktors sehr begrenzt. Bei der vorliegenden Erfindung dagegen wird die Stabilität der entsprechenden Brennerkanäle in Übereinstimmung mit der EJetriebsbedingung des Reaktorkerns überwacht iinc] damit ein übermäßig großer Stabilitätsspielraum vermieden, womit sogleich der Betriebsbereich vergrö ßert wird. Damit ergibt sich ein wesentlich flexiblerer Betrieb des Reaktors, als dies mit den bekannten Überwachungsverfahren möglich war.Since the actual operating conditions of a nuclear reactor change in very complicated ways, for example the strength of the fuel, the effect of inserting control rods, the burner exit and other parameters, so if one tries for To have optimal stability in all cases, the operating range of the reactor is very limited. In the present invention, however, the stability of the respective burner channels in accordance With the operating condition of the reactor core, iinc] monitors an excessively large margin of stability avoided, which immediately increases the operating range. This results in a much more flexible one Operation of the reactor when this was possible with the known monitoring methods.
Darüber hinaus ist es mit der Erfindung möglich, kritische Kernbereiche mit geringem Kanalstabilitätsspielraum zu überwachen und damit den Stabilitätsspielraum /.u vergrößern, und zwar durch Verändern der Eintauchtiefe benachbarter Stcuerstäbe in diesem Bereich, ohne daß dabei der Gesamtausgang des Reaktors abnimmt, was ebenfalls zur Erweiterung des stabilen Betriebsbereichs beiträgt.In addition, the invention makes it possible to identify critical core areas with little room for channel stability to monitor and thus increase the stability margin /.u by changing the Immersion depth of adjacent control rods in this area without affecting the overall output of the Reactor decreases, which also contributes to the expansion of the stable operating range.
Wenn der Stabihtätsspielraum eines Brennerkanals unter einen vorgegebenen Wert absinkt, ist es mit der Erfindung möglich, automatisch den Stabilitätsspielraum durch schnelles oder langsames Einführen einer begrenzten Anzahl von Steuerstäben nahe benachbart dem betreffenden Brennerkanal wieder herzustellen, wodurch das Auftreten von Kanalinstabilitäten vermieden wird, was sonst zu einem Durchgehen des Reaktors führen würde.If the stability margin of a burner duct falls below a specified value, it is with the Invention possible to automatically adjust the stability margin by quickly or slowly introducing a restore a limited number of control rods close to the burner channel in question, whereby the occurrence of channel instabilities is avoided, which would otherwise lead to a runaway of the reactor would lead.
Hierzu 2 Blatt ZeichnungenFor this purpose 2 sheets of drawings
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2752100A DE2752100C2 (en) | 1977-11-22 | 1977-11-22 | Method for monitoring the operation of a boiling water reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2752100A DE2752100C2 (en) | 1977-11-22 | 1977-11-22 | Method for monitoring the operation of a boiling water reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2752100A1 DE2752100A1 (en) | 1979-05-23 |
DE2752100C2 true DE2752100C2 (en) | 1983-08-25 |
Family
ID=6024331
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2752100A Expired DE2752100C2 (en) | 1977-11-22 | 1977-11-22 | Method for monitoring the operation of a boiling water reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE2752100C2 (en) |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3234100A (en) * | 1961-05-08 | 1966-02-08 | Gen Electric | Film boiling indicator |
DE2304618A1 (en) * | 1972-02-04 | 1973-08-09 | Gossen Gmbh | Mass flow and speed measurement - by correlometer using nuclear radiation |
SE360496B (en) * | 1972-02-18 | 1973-09-24 | Asea Ab |
-
1977
- 1977-11-22 DE DE2752100A patent/DE2752100C2/en not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE2752100A1 (en) | 1979-05-23 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE69022305T2 (en) | Automated monitoring of a thermal threshold. | |
DE2707702C2 (en) | Support device for a plurality of tubes in a heat exchanger | |
DE2535654C2 (en) | ||
CH622122A5 (en) | ||
DE3842775C2 (en) | ||
DE2337791B1 (en) | Steam generator | |
DE2941544C2 (en) | Control device for the liquid level in a nuclear reactor vessel | |
DE2620734C3 (en) | Monitoring arrangement for a continuous steam generator to determine the deviations between the amount of heat absorbed by the feed water and the amount of heat given off by the furnace | |
EP0364623A1 (en) | Fuel assembly, particularly for a pressurized-water reactor | |
DE3316037A1 (en) | METHOD FOR OPERATING NUCLEAR POWER PLANTS | |
DE2752100C2 (en) | Method for monitoring the operation of a boiling water reactor | |
DE3016351C2 (en) | Nuclear reactor | |
DE3525273A1 (en) | CONTROL STAFF CONSTRUCTION FOR BOILER WATER REACTORS | |
DE2440166A1 (en) | ROLLING MILL THICKNESS REGULATOR | |
DE2544799A1 (en) | GAS HEATED STEAM GENERATOR | |
DE2619218C2 (en) | Device for producing the measurement of a representative temperature enabling conditions in a flowing medium, in particular in a nuclear reactor | |
EP1462901A2 (en) | Method and device for the control or regulation of a thermal load variation process in a fluid conveying non-deformable and/or thick wall component of a thermal system. | |
DE2337354C3 (en) | Device for regulating a pressurized water reactor with adjustable control rods | |
EP0024689A1 (en) | Vapour generator with a centre wall between two combustion chambers | |
DE4108559A1 (en) | FUEL CASSETTE AND FUEL ZONE OF A BOILING WATER REACTOR | |
DE2831028C3 (en) | Device for actuating the emergency shutdown of a nuclear reactor | |
DE1105531B (en) | Nuclear reactor moderated by graphite with a positive temperature coefficient of the moderator influence on reactivity | |
DE1297779B (en) | Device for regulating the coolant throughput through a nuclear reactor fuel assembly | |
DE3008075C2 (en) | Method and device for determining flow instability in a steam generator | |
DE1097459B (en) | Heat exchanger with a plurality of local temperature pulse generators assigned to individual points of the heat exchange surface |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OAP | Request for examination filed | ||
OD | Request for examination | ||
8181 | Inventor (new situation) |
Free format text: MONTA, KAZUO, YOKOHAMA, KANAGAWA, JP TAKIGAWA, YUKIO, KAWASAKI, KANAGAWA, JP |
|
D2 | Grant after examination | ||
8364 | No opposition during term of opposition | ||
8328 | Change in the person/name/address of the agent |
Free format text: MUENZHUBER, R., DIPL.-PHYS., PAT.-ANW., 8000 MUENCHEN |
|
8320 | Willingness to grant licences declared (paragraph 23) | ||
8327 | Change in the person/name/address of the patent owner |
Owner name: KABUSHIKI KAISHA TOSHIBA, KAWASAKI, KANAGAWA, JP |
|
8328 | Change in the person/name/address of the agent |
Free format text: HOORMANN, W., DIPL.-ING. DR.-ING., 28209 BREMEN GODDAR, H., DIPL.-PHYS. DR.RER.NAT. LIESEGANG, R., DIPL.-ING. DR.-ING., 80801 MUENCHEN WINKLER, A., DR.RER.NAT., 28209 BREMEN TOENHARDT, M., DIPL.-PHYS. DR.RER.NAT., PAT.-ANWAELTE, 40593 DUESSELDORF STAHLBERG, W. KUNTZE, W. KOUKER, L., DR. HUTH, M. EBERT-WEIDENFELLER, A., DR. JUR., 28209 BREMEN NORDEMANN, W., PROF. DR. VINCK, K., DR. HERTIN, P., PROF. DR. VOM BROCKE, K., 10719 BERLIN OMSELS, H., 80801 MUENCHEN TITZ, G., 04103 LEIPZIG HUMMEL, H., 10 |