DE2753028A1 - Verfahren zum betrieb eines kernreaktors - Google Patents
Verfahren zum betrieb eines kernreaktorsInfo
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Description
-
- Verfahren zum Betrieb eines Kernreaktors
- Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Betrieb eines Kernreaktors mit einem Brennstäbe umfassenden Reaktorkern und diesem zugeordneten Sonden zur Bestimmung der Leistungsverteilung über den Reaktorkern sowie mit einer von den Sonden gespeisten Einrichtung zur Begrenzung der Reaktorleistung für den Fall des Uberschreitens von Grenzwerten der Leistungsdichte. Mit solchen Grenzwerten sollen Schäden an der Reaktoranlage vermieden werden. Bei den Brennelementen flUssigkeitsgekühlter Kernreaktoren hat man dabei insbesondere an eine örtliche Uberhitzung gedacht, wie zum Beispiel in der deutschen Offenlegungsschrift 22 o6 234 ausgeführt ist.
- Bei der Erfindung soll mit der Beachtung von Grenzwerten zwar auch vermieden werden, daß Schäden an den Brennelementen, insbesondere eines Druckwasserreaktors, auftreten. Dabei geht es aber nicht um lokale Uberhitzungen im Bereich hoher Reaktorleistungen sondern um mechanische Schäden der Brennstabhüllen bei Lastwechseln aufgrund der sogenannten Pellet-Clad-Interaction.
- Gemäß der Erfindung ist vorgesehen, daß der Grenzwert der zulässigen Leistungsdichte der Brennstäbe der aktuellen Reaktorleistungsdichte bei fallender Leistung mit einer Zeitkonstante von Tagen, bei steigender Leistung mit einer Änderungsgeschwindigkeit von ca. 5%/h bis auf einen Abstand von 50W/cm angenähert wird. Bei Beginn des Reaktorbetriebes kann der für neue unbestrahlte Brennstäbe zulässige höhere Grenzwert langsam dem gegebenen Istwert angenähert werden. Mit Istwert ist der jeweilige und zwar praktisch momentane Wert gemeint.
- Zu erwähnen ist ferner, daß auch Grenzwerte der Leistungsdichteänderung als Grenzwerte der Leistungsdichte im Sinne der Erfindung zählen.
- Durch die Annäherung erhält man die Möglichkeit einer engeren Begrenzung bei plötzlichen Leistungsdichteänderungen und damit einaiverbesserten Schutz. Trotzdem ist die Leistungsregelung des Reaktors in nur geringfügig eingeschränktem Maße gewährleistet, und dies, ohne daß Schäden an den Brennstäben auftreten können, wie später anhand eines Ausführungsbeispiels noch ausführlicher beschrieben wird.
- Die Verringerung des Grenzwertes mit einer Zeitkonstante von Tagen entspricht als Anderungsgeschwindigkeit dem "natUrlichen" Schrumpfungsvorgang der Brennstabhüllen unter der Einwirkung von Druck, Temperatur und Bestrahlung, wenn der Brennstoff bei Leistungsverringerung und damit Temperaturverringerung schrumpft. Hierbei ist insbesondere an oxidische Uranbrennstoffe in Druckwasserreaktoren gedacht, für die ein besonders geeigneter Wert eine Zeitkonstante von 2 bis 5 Tagen ist.
- Als Bezugswert der Leistungsdichte wird vorteilhaft die aktuelle maximale Leistungsdichte im Reaktorkern verwendet, d.h. die für die momentane Reaktorleistung größte sich ergebende Leistungsdichte an beliebiger Stelle des Reaktorkerns. Da sie sich mit theoretischer Genauigkeit nur aus einer unwirtschaftlich aufwendigen Instrumentierung bestimmen läßt, kann man die aktuelle Leistungsdichte am Ort einer Sonde für diese Sonde ermitteln. Der ermittelte Wert kann durch Korrekturfaktoren oder Zuschläge erhöht werden, die sich auf die Meßwerte anderer Sonden stutzen. Hierbei kann im Interesse einer wirtschaftlichen Lösung angenommen werden, daß sich das gesamte Lei stungsdi cht eprofil bei Laständerungen parallel, also verhältnisgleich ändert. Damit ist die höchstbelastete Stelle am meisten gefährdet.
- Man kann zur Ermittlung der maßgeblichen Leistungsdichte auch ein Rechnersystem einsetzen. Dabei wird die Leistungsdichte aus den Meßwerten aller Sonden für alle Orte ermittelt,und das Begrenzungskriterium für den gefährdeten Ort kann dann besonders gezielt angewendet werden. Der Rechner kann vorteilhaft eine spezielle Programmierung zur Nachbildung einzelner Brennstäbe oder aus diesen zusammengesetzter Brennelemente des Reaktorkerns aufweisen.
- Die Erfindung wird anhand der beiliegenden Figuren näher erläutert, in denen in grafischen Darstellungen über der Zeit das Brennstabverhalten, die Reaktorleistung und der erfindungsgemäß variierte Grenzwert der Leistungsdichte für einen sehr einfachen Fall dargestellt ist.
- In Fig. 1 ist huber der Zeit t das Brennstabverhalten beim Beginn des Reaktorbetriebes dargestellt. Die Ordinate zeigt den Durchmesser DH der Hüllrohre der Brennstäbe und den Durchmesser DT der Brennstofftabletten im Inneren der Hüllrohre.
- Man erkennt, daß bei Beginn des Reaktorbetriebes zwischen dem Hülldurchmesser und dem Tahlettendurchmesser ein mit D bezeichneter Abstand vorliegt, der schon im Hinblick auf die Brennstabfertigung unerläßlich ist. Der Abstand verringert sich im Lauf der Zeit, denn der Hülldurchmesser DH verringert sich nach der in ausgezogener Linie gezeichneten Kurve 1 auf Grund von Temperatur, Kühlmitteldruck und Neutronenbestrahlung.
- Parallel dazu entwickelt sich der Tablettendurchmesser nach der Kurve 2 in Richtung einer Vergrößerung, weil die Tablet- te bei Erwärmung wächst und in Teile zerspringt. Im Punkt 3 ist der Abstand » D überbrückt. Nunmehr wird der Brennstoff von der noch immer kriechenden Hülle zusammengepreßt. Im Punkt 4 ist ein bei einer gegebenen Leistung stabiles Gleichgewicht erreicht. Die Hülle sitzt dabei fest auf den dicht gepreßten Tabletten.
- In Fig. 2 ist über der Zeit t die Reaktorleistungsdichte q an einem Ort als ausgezogene Kurve 6 dargestellt; ferner zeigt die Ordinate den Leistungsdichtegrenzwert qG (Kurve 8), beide als Stablängenleistung (in W/cm).
- Man erkennt, daß der Grenzwert der Stablängenleistung von zum Beispiel 500 W/cm ausgeht. Dieser Wert ist bei einem neuen Brennstab (mit Spalt zwiscnen Hülle und Brennstoff) zulässig. Bei konstanter Reaktorleistungsdichte, wie sie im Bereich 7 der Kurve 6 dargestellt ist, wird der als Kurve 8 dargestellte Grenzwert qG der Stablängenleistung dem Istwert bei der aktuellen Reaktorleistung angenähert. Der Kurventeil 9 zeigt eine mit einer Zeitkonstante von 3 1/2 Tagen verlaufende Verringerung bis auf einen Abstand 9imin von etwa 50 W/cm.
- Steigt mm äie Reaktorleistungsdichte q infolge einer Gesamt-l.eistungs-Erhbhung weder, wie im Teil 10 der Kurve 6 angegeben ist, so soll sich auch der Grenzwert qG wieder erhöhen, wie durch den Kurventeil ii gezeichnet ist. Die Erhöhung wird aber auf einen Gradienten von maximal etwa 5%/h beschränkt, wie im Kurvenbereich 12 dargestellt ist, wo die Kurven 6 und 8 praktisch zusammenfallen.
- Alle vorliegenden Erfahrungen im Versuchs- und Kraftwerksbetrieb bestätigen, daß man damit vermeidet, daß ein zu schnelles Hochfahren der Reaktorleistungsdichte wegen der sich schnell dehnenden Tabletten zu einem Reißen der Hüllrohre führt, wie dies bei einem Leistungssprung entsprechend dem strichpunktierten Kurventeil 14 der Fall sein könnte.
- Bei der erfindungsgemäßen Begrenzung kann die Hülle nämlich unter der Einwirkung der sich dehnenden Tabletten im elastischen Bereich fließen, ohne daß es zum Reißen kommt. Mithin wird mit der Erfindung, wie gewünscht, die Störungsfreiheit der Brennelemente £rbessert.
- 4 Patentansprüche 2 Figuren
Claims (4)
- Patentansprüche Verfahren zum Betrieb eines Kernreaktors, insbesondere Druckwasserreaktors, mit einem Brennstäbe umfassenden Reaktorkern und diesem zugeordneten Sonden zur Bestimmung der Leistuzigsverteilung über den Reaktorkern sowie mit einer von den Sonden gespeisten Einrichtung zur Begrenzung der Reaktorleistung für den Fall des Uberschreitens von Grenzwerten der Leistungsdichte, d a d u r c h g e k e n n -z e i c h n e t, daß der Grenzwert der zulässigen Leistungsdichte der Brennstäbe der aktuellen Reaktorleistungsdichte bei fallender Leistung mit einer Zeitkonstante von Tagen, bei steigender Leistung mit einer Änderungsgeschwindigkeit von ca. 5%/h bis auf einen Abstand von 50 W/cm angenähert wird.
- 2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß als Bezugswert der Leistungsdichte die aktuelle maximale Leistungsdichte im Reaktorkern verwendet wird.
- 3. verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die aktuelle Leistungsdichte am Ort einer Sonde für diese Sonde ermittelt wird.
- 4. Verfahren nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß die maximale Leistungsdichte aus den Meßwerten der Sonden mit einem Rechner ermittelt wird, der zur Nachbildung einzelner Brennstäbe oder aus diesen zusammengesetzter Brennelemente des Reaktorkerns programmiert ist.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19772753028 DE2753028A1 (de) | 1977-11-28 | 1977-11-28 | Verfahren zum betrieb eines kernreaktors |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19772753028 DE2753028A1 (de) | 1977-11-28 | 1977-11-28 | Verfahren zum betrieb eines kernreaktors |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2753028A1 true DE2753028A1 (de) | 1979-05-31 |
Family
ID=6024806
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19772753028 Withdrawn DE2753028A1 (de) | 1977-11-28 | 1977-11-28 | Verfahren zum betrieb eines kernreaktors |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE2753028A1 (de) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4581196A (en) * | 1982-08-27 | 1986-04-08 | Hitachi, Ltd. | Method of and apparatus for controlling output power of nuclear reactor |
WO2019020836A1 (fr) * | 2017-07-28 | 2019-01-31 | Framatome | Procédé de surveillance d'un coeur nucléaire comprenant une relaxation d'un seuil, programme, support et réacteur nucléaire associés |
RU2772793C2 (ru) * | 2017-07-28 | 2022-05-25 | Фраматом | Способ мониторинга активной зоны, включающий в себя ослабление порога, и соответствующие программа, носитель информации и ядерный реактор |
-
1977
- 1977-11-28 DE DE19772753028 patent/DE2753028A1/de not_active Withdrawn
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4581196A (en) * | 1982-08-27 | 1986-04-08 | Hitachi, Ltd. | Method of and apparatus for controlling output power of nuclear reactor |
WO2019020836A1 (fr) * | 2017-07-28 | 2019-01-31 | Framatome | Procédé de surveillance d'un coeur nucléaire comprenant une relaxation d'un seuil, programme, support et réacteur nucléaire associés |
FR3069694A1 (fr) * | 2017-07-28 | 2019-02-01 | Areva Np | Procede de surveillance d'un coeur nucleaire comprenant une relaxation d'un seuil, programme, support et reacteur nucleaire associes |
RU2772793C2 (ru) * | 2017-07-28 | 2022-05-25 | Фраматом | Способ мониторинга активной зоны, включающий в себя ослабление порога, и соответствующие программа, носитель информации и ядерный реактор |
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8139 | Disposal/non-payment of the annual fee |