SE522241C2 - Förfarande och anordning för att övervaka åtminstone en driftsparameter hos härden i en kärnreaktor - Google Patents

Description

522 241 2 För att övervaka kärnreaktorhärdfunktionen effektivt är det nödvändigt att bestämma härddrifisparametrarna och därför neutronflödesfördelningen i härden på så kort tid som möjligt.

Neutronflödesmätningar i härden, som behövs för kontinuerlig övervakning av käm- reaktom vid drift genomförs generellt genom kammare belägna utanför reaktorkärlet och är generellt utformade såsom kammare ”utanför härden”.

Dessa kammare, vilka har många (t ex sex) mätsteg över härdens höjd är generellt anordnade att genomföra mätningar i fyra zoner på periferin för kärnreaktorhärden och är belägna symmetriskt i förhållande till två axialsymmetriplan hos härden, vilka bildar en vinkel av 90° sinsemellan.

De avstegade karnrama hos detektorema utanför härden möjliggör att flödesmät- ningar erhålles vid olika nivåer längs härdens höjd och i de fyra zonema fördelade omkring härden i omkretsriktningen. Emellertid ger dessa yttre anordningar endast approximativa värden för neutronflödet inuti härden och en grov representation av neutronflödesfördelningen. Som resultat saknar de erhållna övervakningsparamet- rama noggrannhet och för säkerhets skull måste större marginaler anordnas för de kritiska värdena av dessa parametrar, vilka icke får uppnås eller överskridas.

För att erhålla en mer noggrann representation av neutronflödesfördelningen i härden genomförs ytterligare neutronflödesmätningar inuti härden med regelbundna men relativt långa tidsintervall, t ex av storleksordningen en månad, med använd- ning av mycket små mätsonder, benämnda sonder ”inom härden”, vilka generellt består av fissionskammare. Sondema inom härden är alla fästa vid änden av en kabel, benämnd teleflexkabel, som är flexibel för att säkerställa att den rör sig inom en mätkanal hos kärnreaktorinstrumenteringen. Var och en av mätkanalema mynnar vid en av sina ändar i ett instrumenteringsrum beläget vid bottnen av reaktorbyggna- den. Rörelsen av fissionssondema i mätkanalema kontrolleras från instrumenterings- rummet. Varje mätkanal har inuti kärnreaktorhärden ett instrumenteringsrör för en bränslepatron och en rörficka placerad inom instrumenteringsröret, i vilket fissions- 522 241 3 sonden rör sig omkring. Neutronflödesmätningar genomförs i en sats av bränslepa- troner fördelade över härdens hela tvärsektion.

I t ex en härd innehållande 177 bränslepatroner föreligger generellt 56 mätkanaler.

På liknande sätt föreligger 58 mätkanaler i en härd med 193 bränslepatroner, 50 mätkanaler för en härd med 157 bränslepatroner och 60 mätkanaler för en härd med 205 bränslepatroner. Neutronflödesmätningarna genomförs, medan sondema inom härden långsamt rörs över hela höjden av härden. Sålunda kan neutronflödet mätas i många punkter längs härdens höjd med ett litet mellanrum inbördes. Vidare då man har fördelningen av med instrument försedda bränslepatroner inom härden och härd- symmetriema erhålles en bild, som är tillräckligt representativ för neutronflödet, i form av en flödeskarta. Emellertid kan sondema inom härden bestående av fissions- kammare inte användas under långa perioder inuti kärnreaktorhärden. Den noggran- na bestärrmingen av härdflödeskartan kan endast genomföras periodiskt och kan där- för ej användas för kontinuerlig övervakning av kärnreaktorhärdens funktion. Å andra sidan är neutronflödesmätsonder, vilka kan förläggas och permanent bibe- hållas inom härden i en kärnreaktor, medan kärnreaktom är i drift, kända. Sådana neutronflödesmätsonder, som kan utföras i form av betaströmdetektorer generellt anordnade i form av mätstavar i ett vertikalt inriktat arrangemang med ett konstant mellanrum mellan två på varandra följ ande sönder för att bilda flödesmätdetektorer- na över hela höjden hos kärnreaktorhärdenl. Var och en av dessa stavar införs i en rörficka vanligen anordnad för mätningar genom en mobil sond, som själv är införd i instrumenteringsröret hos en bränslepatron. Var och en av flödesmätdetektorema eller mätstavama, vilkas längd är mer eller mindre lika med höj den för härden kan exempelvis ha åtta mätsonder bestående av betaströmdetektorer.

Det har föreslagits att för en kärnreaktorhärd innehållande 177 bränslepatroner an- ordna 52 detektorer eller mätstavar i 52 instrumentförsedda bränslepatroner hos kärnreaktorhärden, fördelade över härdens tvärsektion. c 'no .inn 522 241 4 s fun acc Ett sådant instrumenteringssystem, som har 8 x 52 mätpunkter fördelade över hela härden, kan åstadkomma en bild av flödesfördelningen i kärnreaktorhärden i tre dimensioner med stor noggrannhet.

Behandlingen av neutronmätningama, som genomföres medelst instrumenteringen, som permanent bibehålles inom härden under kärnreaktorns fimktion, kräver dock en exekveringstid, som kan vara lång i jämförelse med svarstiden som krävs för att övervaka kärnreaktorhärden, vilket gör dess användning oantaglig för att övervaka härddriftsparametrar.

En process, som möjliggör att bulkflödesfördelningen och fiån denna fördelning reaktorhärdövervakningsparametrarna kan erhållas, både noggrant och snabbt, är ej känd.

Generellt har kärnkrafianläggningar flera krafienheter, varvid varje enhet består av en kärnreaktor belägen i en reaktorbyggnad och en konventionell del för elektrici- tetsalstrande. I detta fall avser övervakningen kärnreaktorerna i varje kraflenhet. Ändamålet med uppfinningen är därför att föreslå en övervakningsprocess för åtminstone en driftsparameter hos härden i en kärnreaktor inom en krafienhet i en kärnkrafianläggning, bildad av ett antal närbelägna bränslepatroner anordnade över härdens höj d, genom att utnyttja en sats detektorer för att mäta neutronflödet, inför- da i åtminstone en del av bränslepatronerna hos härden, varvid varje sats omfattar ett antal sonder för att mäta neutronflödet, vilka är fördelade över härdens höjd, varvid denna process möjliggör en snabb och noggrann bestänming av flödesfördelningen i härden och av åtminstone en driftsparameter hos härden erhålles från denna fördel- ning.

I denna avsikt kommer under kärnreaktoms drift med bestämda tidsintervall - neutronflödesbulkfördelningen att mätas med användning av en sats neutronflö- desdetektorer, varvid maximala antalet n av detektorer är lika med 15 % av anta- let bränslepatroner i härden, i u =nn 522 241 används en neutronflödesberäkningskod i form av en tredimensionell modell och mätningar åstadkomma genom satsen neutronflödesdetektorer tas i beräkning för återställning av beräkningskoden för att erhålla den momentana neutronflödes- bulkfördelningen över hela härden i form av en sats neutronflödesvärden i punk- ter fördelade över hela härden, åtminstone en härddriftsparameter beräknas från den momentana neutronflödes- bulkfördelningen, och ett larm startas, om åtminstone en driftsparameter ligger utanför det bestämda området.

Enligt en forsta utföringsform av uppfinningen och för att erhålla den momentana fördelningen av neutronflödet över hela härden: genomförs en momentan beräkning på reaktorplatsen av bulkflödesfördelningen inuti härden i olika punkter fördelade över härden, omfattande en första undersats av instrumentförsedda ställen, där neutronflödesmätsonderna är belägna och en andra undersats av ej med instrument försedda ställen, från parametrar härrörande från kraftenhetsanläggningen med användning av neutronflödesberäkningskoden, skillnadema mellan flödesvärdena erhållna genom mätning och motsvarande värden beräknade från parametrarna härrörande från kraftenhetsanläggningen be- räknas för varje instrumentförsett ställe, motsvarande skillnader för varje ställe utan instrument i härden beräknas från skillnadema avseende de med instrument försedda ställena genom en extrapole- ring, värdena av nämnda skillnader adderas algebraiskt till bulkflödesfördelningsvär- dena erhållna från parametrama härrörande från kraftenhetsanläggningen för att erhålla det mätta värdet av bulkflödesfördelningen för varje punkt, fördelad över härden.

Enligt en andra utföringsform av uppfinningen och för att erhålla den momentana neutronflödesfördelningen över härden: genomförs en första momentan beräkning på reaktorplatsen av neutronflödesbulk- fördelningen inuti härden i fonn av en sats neutronflödesvärden i de olika punk- terna, som är fördelade över härden, innefattande en sats av instrumentställen, på 522 241 6 vilka neutronflödesmätsondema är belägna, från parametrar härrörande från kraft- enhetsanläggningen, med användning av neutronflödesberäkningskoden, - beräknas skillnaderna mellan neutronflödesvärdena erhållna genom mätning och de motsvarande värdena beräknade från parametrarna härrörande från kraften- hetsanläggningen för varje instrumenttörsett ställe, - de beräknade skillnaderna används för att korrigera de utmärkande parametrarna för neutronflödesberäkningskoden, och - en andra momentan beräkning genomförs på kärnreaktorplatsen av den momenta- na neutronflödesfördelningen inom härden från parametrarna härrörande från krafienhetsanläggningen med användning av neutronflödesberäkningskoden, som omfattar korrigerade utmärkande parametrar.

För att tydliggöra uppfinningen skall förverkligandet av förfarandet enligt uppfm- ningen fór övervakning av en tryckvattenkärlreaktorhärd och en anordning möjlig- görande denna övervaknings genomförande närmast beskrivas med referens till bifogade ritningsfigurer.

Fig 1 är en schematisk allmän vy av en tvärsektion av härden i en kärnreaktor och organ för inhämtandet och behandling av mätningar likaväl som organ för att över- vaka kärnreaktom enligt uppfinningen.

Fig 2 är en schematisk vy av organen för inhämtande och behandling av mätningar- na utnyttjad för övervakning av kärnreaktorn.

Fig 3 är ett blockschema angivande förverkligandet av övervakningsförfarandet enligt uppfmningen.

Fig 1 visar den horisontella tvärsektionen av härden 1 hos en tryckvattenkärnreaktor bestående av intill varandra belägna bränslepatroner 2 av rak prismatisk form med en kvadratisk bas, placerade så att deras axiella eller längsriktning är vertikal, dvs att de är riktade längs härdens 1 höjd. 2 2 2 4 1 7 u u » v n ~ u: Inuti härden, som omfattar 193 bränslepatroner, är en del av bränslepatronema mar- kerade med ett kryss instrumentförsedda bränslepatroner, dvs bränslepatroner, vilkas instrumenteringsrör är i stånd att ta en rörficka, som i sin tur kan ta en rörlig sond eller en stationär detektor för att mäta neutronflöde.

Av de 193 enheterna i härden är 58 enheter instrumentförsedda enheter, som är för- delade över härdens tvärsektion.

Av de 58 härdinstrumenteringsmätkanalerna är 42 kanaler såsom helhet angivna medelst hänvisningsbeteckningen 3 anslutna till en dator 4 inom datorrummet 5 hos kärnkrafiariläggningen, varvid nämnda rum befmner sig utanför reaktorbyggnaden, i vilken kärlet innehållande härden 1 är beläget, vilken avgränsas av en säkerhetsinne- slutning 6. Datorn 4 är datom för den inre härdinstrumenteringen, som generellt be- tecknas med förkortningen RIC (reactor in-core). RIC används för att med regel- bundna intervall, t ex varje månad, genomföra en neutronflödesmätning i härdmät- kanalerna med användning av de rörliga sonderna. På detta sätt framställs en flödes- karta med rimlig noggrannhet. Emellertid kan RIC ej användas för att genomföra kontinuerlig övervakning av kärnreaktorhärdens funktion. RIC omfattar rörliga mät- sonder, vilka rör sig i mätkanalema.

Enligt uppfinningen har 16 neutronflödesmätkanaler, generellt betecknade med hän- visningsbeteckningien 7 av de 58 kanalema, som är försedda med en rörficka belägen inuti bränslepatroninstrumenteringsröret, som bildar änden av mätkanalen och sträcker sig över hela härdens höjd, en neutronflödesdetektor, som permanent hålles i härden under kärnreaktorns fimktion.

Var och en av neutronflödesdetektorerna, som är införda i änddelen av en mätkanal 7 inom härden 1 hos kärnreaktorn består av en serie om 8 betaströmdetektorer, som är fästa vid mätstaven på ställen med mellanrum över längden av mätstaven för att fördelas jämt över härdens hela höjd. . . ø | fa 522 241 8 Till vänster i fig 1 visas schematiskt och i större skala mätstaven 8 hos en av mät- kanalema 7, vilken stav omfattar 8 betaströmdetektorer 9 fördelade utmed längden av mätstaven eller detektorn 8.

Betaströmdetektorema 9 är på lämpligt sätt betaströmdetektorer, vilkas sändare är tillverkad av rodium, så att under verkan av neutronstrålningen inom härden 1 i kärnreaktom betaströmdetektorema alstrar en elektrisk signal, som snabbt kan användas för att ge en noggrarm mätning av neutronflödet såsom förklaras i det följ- ande.

De 16 mätkanalema 7, vilka möjliggör att förfarandet enligt uppfinningen förverkli- gas, är-anslutna, på utsidan av reaktorbyggnaden, som avgränsas av säkerhetsinne- slutningen 6, via fyra konditioneringsenheter 15 anslutna till två skåp l0a och 10b belägna i två skyddsrum ll hos kärnkraftanläggningen. De fyra könditioneringsen- heterna är belägna i fyra separata skyddsrum. Vartdera av skåpen l0a och 10b inne- håller åtminstone en enhet för att behandla neutronflödesmätsignalema och en enhet för inhämtningen av övervakningsparameu-ar från kärnreaktorn.

Behandlingsenhetema i skåpen l0a och 10b hos skyddsrummet möjliggör att olika parametrar för övervakning av kärnreaktorhärdens funktion åstadkommes såsom förklaras i fortsättningen i texten. Driftsparametrama jämförs med begränsningsvär- den för att bestämma om parametrarna ligger inom eller utom ett område svarande mot normal fimktion av kärnreaktorhärden.

Behandlings- och inhämtningsenhetema i skåpen l0a och 10b är inom styrrummet 12 för kärnreaktom anslutna till presentationspaneler eller skärmar 13, som möjlig- gör att larm åstadkommes om ett gränsvärde överskrids av någon driflsparameter och som möjliggör att parametrar nyttiga vid drift och övervakning av kämreaktom presenteras.

Såsom framgår av fig 2 är var och en av betaströmdetektorstavama 9 ansluten till en si gnalkonditioneringsenhet 15 via ett anslutningselement l4. Anläggningen omfattar ~ « » . .o v u ~ u n ~ nu 522 241 9 fyra anslutningselement 14 till var och en av vilka betaströmdetektorerna hos fyra mätkanaler 7 är anslutna.

Vart och ett av anslutningselementen 14 för betaströmdetektorerna 9 är anslutet till en av betaströmdetektorerna genom en mättråd och en styrtråd. Den nyttiga mätsig- nalen erhålles i motsvarande konditioneringsenhet 15 genom subtraktion av signa- lema åstadkomma av mättråden och styrtråden. Mätsignalen överförs inom motsva- rande konditioneringsenhet 15 till ett analogt filter 16, som möjliggör att signalen filtreras och sedan överförs till en analog-digitalomvandlingsenhet 17 för att digitali- sera signalen. Den digitaliserade signalen överförs själv till en enhet 18, som möj- liggör att on-line-accelerationsbehandling av flödesmätriingarna genomförs.

Därmed alstras betaströmdetektorsvaret, då den är utsatt för ett neutronflöde och gammastrålning inom härden hos kärnreaktom, från tre komponenter: - två komponenter av svarssignalen beror på elektronalstringsprocesser och därför på skapandet av en elektrisk ström genom radioaktivt betasönderfall, varvid den ena processen har en halveringstid av 60 sekunder och den andra processen har en halveringstid av ca 4 minuter för en rodiumbetaströmdetektor, - en elektronalstringsprocess genom Compton-effekten på grund av sekundäremis- sionen av garnmastrålar härrörande fiån neutronuppfångriing och från bestrålning genom gammastrålar, som kommer från härden, varvid svarstiden för betaström- detektom, dvs alstrandet av ström genom bildandet av elektroner är mycket kort och faktiskt momentan. Överföringsfurilctionen, som möjliggör elektronemissionen och därför strömmen alstrad såsom funktion av neutronflödet, som mottages av betaströmdetektom som skall bestämmas, är känd. Det är känt hur man isolerar komponenten på grund av Compton-effekten från den alstrade elektriska strömmen. Genom att använda den inversa fimktionen av överföringsfunktionen eller någon annan matematisk process, är det då möjligt att bestämma neutronflödet från den ström som genereras endast av den snabba komponenten. Denna procedur genomförd i de elektroniska behand- 522 241 lingsenheterna 18, som är del av konditioneringsenhetema 15, medger att svaret hos betaströmdetektorema accelereras för bestämning av neutronflödet.

Denna behandling som benänmes on-line-inversion möjliggör att svarstiden för betaströmdetektorema reduceras från en tid av ca 2 minuter till en tid av ungefär ett fåtal sekimder.

Denna accelererade strömsignal överförs till behandlingsenhetema 19a och 19b, som är anordnade i skåpen 10a och 10b hos skyddsrummet.

Användningen av två identiska skåp 10a och 10b, vartdera innehållande en behand- lingsenhet 19a eller 19b och en parameterinhämtningsenhet 20a eller 20b, möjliggör att säkerheten för övervakningsanläggningen, som kan fortsätta att arbeta, då en av behandlings- eller inhämtningsenhetema blivit otillgänglig, ökas.

Såsom förklaras i det följande i anslutning till fig 3 tages de digitaliserade signalerna från neutronflödesmätningarna i beräkning för att bestämma i behandlingsenheterna neutronflödesbulkfördelningen i härden i förrn av en sats flödesvärden i punkter för- delade över härden t ex vid fallet en härd innehållande 193 bränslepatroner i N punkter fördelade utmed instrumenteringskanalerna för varje bränslepatron, dvs 193 x N punkter, varvid N bestäms enligt den önskade noggrannheten.

Från flödet eller effektfördelningen i härden bestämmer behandlingsenheten drifts- pararnetrarna för kärnreaktorhärden och speciellt de nedan definierade parametrarna: - Pfin: linjär effektdensitet, dvs effekt per längdenhet av bränsleelementen i här- den, - CHR- eller DNB-förhållandet: kritiskt uppvärmningsförhållande defmierande skíllnadema i värmeutbytesförhållanden för bränsleelementen, i förhållande till en kritisk kokningssituation, - PIax: axiell effektobalans i härden, - Plaz: azimuteffektobalans i härden, NRM: negativ reaktivitetsmarginal. . . - . .- 522 241 ll - a o - .n Härddrifisparametrarna jämförs med begränsningsvärden definierade vid kärnreak- toms konstruktion. Denna jämförelse möjliggör att marginaler definieras i förhållan- de till begränsningsvärdena och skulle ett begränsningsvärde överskridas startas en larmsignal, som överförs till ett presentationsorgan 13 i styrrummet 12 för kärnreak- ÉOITI.

De olika beräknade parametrarna, flödesfördelningen och till och med de beräknade marginalema kan även återgivas permanent på en eller flera skärmar 13 i styrrum- met 12.

Processen enligt uppfinningen karakteriseras av användningen av ett reducerat antal detektorer placerade med fasta avstånd för att genomföra neutronmätriingar och för att bestämma flödes- och effektfördelningen i härden.

Exempelvis vid fallet den beskrivna utföringsformen används 16 detektorer, var och en omfattande åtta betaströmdetektorer fördelade över härdens höjd, för att bestäm- ma flödes- och effektfördelningen i härden hos en kärnreaktor innehållande 193 bränslepatroner.

Vid fallet en härd innehållande 193 bränslepatroner är användningen av mobil instrumentering inom kärnan, som är i stånd att undersöka 58 patroner, sådana som de visade i fig 1, med användning av rörliga sonder införda periodiskt i kärnreaktor- härden, känd. Denna instrumentering verkar såsom referensinstmmentering. Inom ramen för uppfmningen används endast 42 kanaler för den mobila instrumente- ringen.

Vid fallet instrumentering inom härden, som skulle innehålla 58 detektorer placera- de permanent i härden och vilka skulle användas för att övervaka kärnreaktorn, upp- går behandlingstiden för att erhålla flödes- och effektfördelningen i härden och mar- ginalen och larmsignalen och olika behandlingsparametrar för härden till storleks- | | | . .- 522 241 12 ordningen flera minuter. En sådan behandlingstid är alltför lång för att utföra över- vakningsupp gifterna tillfiedsställande.

Vid fallet övervakningsprocessen och anordningen enligt uppfinningen används endast 16 detektorer fördelade inuti härden och i detta fall är behandlingstiden nära sekunder. En mycket mer effektiv övervakning av kärnreaktorhärdfunktionen kan sålunda genomföras. Vidare möjliggör användningen av lämplig programvara i behandlingsenhetema med hänsyn till de noggrarma periodiska avläsningama av flödesvärdena i vissa punkter i härden fiån de fasta detektorema att den momentana flödes- och effektfördelningen i kärnreaktorhärden bestäms med stor noggrannhet.

Värdena av härddrifispararnetrarna erhållna genom behandlingsenheterna är därför som helhet representativa för det momentana tillståndet hos härden.

Flödesfördelningsberäkningen genomförs med användning av en neutronberäk- ningsprogramvara (eller kod) anordnad för det reducerade antalet mätdetektorer.

Frekvensen för mätningarna och beräkningarna som leder till ett värde för den erhållna härddriftsparametern eller -parametrarna kan ligga nära 30 sekimder.

Det har varit möjligt att bestämma att maximiantalet mätdetektorer som kan använ- das för att förverkliga förfarandet enligt uppfinningen ligger nära 15 % av antalet bränslepatroner. Med andra ord och för en härd innehållande nära 200 bränslepatro- ner är maximiantalet flödesmätdetektorer i ett fixerat läge i härden 30.

Såsom fiamgår av fig 2 överförs resultaten av de beräkningar som utförts i behand- lingsenheterna l9a och l9b via en ledning 21 till ett generellt styrsystem för kärn- krafianläggningen, betecknat med uttrycket kontroblock.

Inhämtningsenhetema 20a och 20b möjliggör att de momentana värdena av många parametrar, benämnda parametrar som kommer fiân kärnkraftstationens krafienhets- anläggning, mottages i och överföres till styrrummet. 522 241 13 n n e n n n un Enhetema 22, benämnda digitala variabla överföringsenheter (DVTU), möjliggör att data sådana som temperatur och tryck i primärkretsslingorna hos kärnreaktom och effektnivån definierad av de termodynamiska tillstånden överförs till inhämtnirigs- enheterna.

En enhet 23, som benämnes stavlägesbehandlingslogik (RPPL) möjliggör att kärn- reaktoms reaktivitetsparametrar beträffande läget av de olika stavgruppstyrenhetema överförs till inhämtningsenheterna.

Enheterna 24, som benämnes RPN-enheter eller härdinstrumenteringsenheter, möj- liggör att värdet av genomsnittshärdneutroneffekten åstadkommes.

Mätenheterna 25 (KRG-enheter) möjliggör att härdavgivningstemperaturvärdena åstadkommes. Slutligen omfattar en enhet 26 en enhet för att mäta borirmehållet i kylvattnet från kärnreaktom.

Behandlingen av parametrar härrörande fiån krafienhetsanläggningen i behandlings- enheten (eller datom) skall beskrivas i det följande i förhållande till fig 3.

Parametrarna härrörande från kraftenhetsanläggiiingen och drifisparametrama fiån inhämtnings- och behandlingsenhetema likaväl som flödesmämingarna överförs till ett lokalt arkiveringssystem (LAS) 27 anslutet till ett tryckorgan 28.

Fig 3 är ett blockschema visande den tredimensionella neutronmodellen 30, som medger en on-line-berälming, dvs en momentan beräkning på den aktuella platsen för kärnreaktom av neutronflödesfördelningen i häirden hos kärnrealrtorn och härd- driflsparametrarna sådana som Pfin, CHR- eller DNB-förhållande, Plax, P13, och NRM-parametrarna, nämnda tidigare.

Den tredimensionella neutronmodellen 30 används i form av programvara, som in- stalleras i en dator på kärnreaktorplatsen och som medger att bulkneutronfördelning- o o n - ø uu 522 241 14 en i härden bestäms i form av en sats neutronflödesvärden i olika punkter fördelade över volymen för kärnreaktornhärden 1.

Exempelvis och för en kärnreaktor, som har en härd bildad av 193 bränslepatroner anordnade sida vid sida genomförs neutronflödesberäkningen i åtta punkter hos det centrala instrumenteringsröret för varje bränslepatron, fördelade jämt över höjden för kärnreaktorhärden.

Neutronfödesbulkfördelningen i kärnreaktorhärden består därför av en sats om 193 x N neutronflödesvärden, vart och ett samhörande med ett läge av en punkt i kärnreak- torhärden, varvid N välj es i enlighet med den erfordrade noggrannheten.

Av de 193 xN punktema, som är fördelade i härden, svarar 16 x 8 punkter mot ställen, där neutronflödesmätsonderna bildande satsen sonder använda inom ramen för övervakningsprocessen enligt uppfinningen är anordnade. De motsvarande stäl- lena betecknas såsom instrumentförsedda ställen och de 193 x N - 16 x 8 återstående ställena benämnes såsom ej instrument innehållande ställen.

Datorn, på vilken neutronmodellen 30 används för att genomföra neutronflödesbe- räkningar mottager såsom ingivningsdata i en ingivningsmodul 31, parametrarna härrörande fiån kärnreaktorkraftenhetsanläggningen via inhämtningsenhetema 20a och 20b.

De olika parametrarna härrörande från krafienhetsanläggningen, som tidigare nämnts, har representerats av hänvisningsbeteckningama 22, 23, 24, 25 och 26 för mät- och behandlingsenheterna möjliggörande att parametrarna matas till inhämt- ningsenheterna 20a och 20b.

Neutronmodellen 30 baserad på neutronflödesberäkningskoden i varje punkt inom härden, göres till parametrar genom ingivning till beräkningskoden i modulen 30” av utmärkande parametrar sådana som kärnbränsleegenskaperna samhörande med an- rikningen i härden och xenonkoncentrationen i härden. 522 241 De beräknade neutronflödesvärdena, angivna vid 32 i fig 3, överförs till en enhet 33 för val av flödesvärden beräknade på vart och ett av de 16 x 8 instrumentförsedda ställena.

Värdena valda av enheten 33 överförs till en jämförelsemodul 35, som även motta- ger neutronflödesmätningarna genomförda av betaströmdetektorerna och formatera- de i motsvarande konditioneringsenheter.

Hela inhämtnings- och konditioneringsorganet för neutronflödesmätsignalema har visats såsom modulen 34.

De 16 x 8 mätta neutronflödesvärdena jämförs med de 16 x 8 beräknade värdena inom jämförelsemodulen 35, i vilken skillnaderna mellan de beräknade värdena och de mätta värdena beräknas för alla de instrumentförsedda ställena.

Resultatet av jämförelsen i form av beräknade skillnader överförs via ledningen 35a till datorn utnyttjande beräkningskoden baserad på den tredimensionella neutronmo- dellen 30.

Två sätt för behandling av skillnaderna kan användas.

Vid det första behandlingssättet behandlas skillnadema beräknade från varje instru- mentförsett ställe av datorn, som genom en extrapolering bestämmer motsvarande värden av skillnaderna för vart och ett av de icke-instrumentförsedda ställena.

För satsen punkter fördelade över härden svarande mot de instrumentförsedda stäl- lena eller de ej instrumentförsedda ställena adderas värdena av nämnda skillnader algebraiskt till flödesvärdena erhållna genom beräkningen baserad på parametrar härrörande från krafienhetsanläggiiingen för att erhålla det mätta värdet av flödes- fördelningen i alla punkterna i härden. 522 241 16 Från dessa mätta värden beräknas åtminstone en driftsparameter nämnd tidigare i en modul 36. Driftsparametern överföres via ledningen 36a till en jämförelseenhet 37, som överför en styrsignal för en larmanordning 38 om det skulle föreligga en signi- fikant skillnad mellan värdet av den övervakade parametern och ett inställt värde.

Enligt ett andra behandlingssätt överförs skillnaderna till modulen 30' för att modi- fiera de utmärkande parametrama för beräkningskoden på ett sätt så att skillnaden mellan de mätta och beräknade värdena minimeras i varje punkt svarande mot ett instrumentförsett ställe.

Bestämning av sättet på vilket de utmärkande parametrarna hos beräkningskoden modifieras kan kräva successiva operationer för bestänming av neutronflödesvärde- na på de instrumentfórsedda ställena, under variation av de utmärkande parametrar- na hos beräkningskoden och under bestämmande av de modifikationer som minime- rar skillnadema i förhållande till mätvärdena.

På detta sätt återställes beräkningskoden.

Slutligen genomförs en andra on-line-beräkning av den momentana neutronflödes- fördelningen inom härden från parametrarna härrörande fiån kraftenhetsanlägg- ningen med utnyttjande av neutronflödesberäkningskoden, som innefattar korrigera- de utmärkande parametrar.

Från denna momentana neutronflödesfördelning bestäms värdena av härddrifispara- metrarna och överförs sedan via ledningen 36a till jämförelseenheten 37. Ett larm startas om något be gränsningsvärde skulle överskridas såsom tömt beskrivits.

Parametrama härrörande från kraftenhetsanläggningen erhålles och överförs till datorn på en relativte kort tid av ca 2 sekunder.

Neutronflödesvärdena i de olika punkterna hos härden, som bildar neutronflödes- bulkfórdelningen, beräknas ungefär var 30:e sekund. För att erhålla ett mer noggrant nu n n | | no 522 241 17 momentant värde neutronflödesbulkíördelningen i härden är det möjligt att ombe- räkna approximativt med utnyttjande av de momentana värdena av parametrarna härrörande från kraftenhetsanläggriingen, dvs ungefär var annan sekund, neutronflö- desvärdena, som representerar den momentana neutronflödesbulkfördelningen i kärnreaktorhärden. Härför används beräkningskoden på förenklat vis för att modifie- ra neutronflödesvärdena hos den sista bulkfördelning som beräknats från de momen- tana värdena på parametrarna härrörande fi-ån krafienhetsanläggriingen. På detta sätt är det möjligt att erhålla ett snabbare svar för att starta ett larm möjliggörande att en reduktion av kärnreaktoreffekten beordras.

Kärnreaktorskyddet, resulterande i snabbstopp av reaktorn lör att reducera effekten till nolleffekt, säkerställes genom ett skyddsystem, som omfattar sex-sektioners fler- stegskammare anordnade utanför kärnreaktorkärlet.

Detta skyddsystem kan kalibreras med användning av RIC-instrumenteringssyste- met en gång i månaden.

Uppfinningen är icke strikt begränsad till den utíöringsform som har beskrivits.

Sålunda är det möjligt att använda ett antal detektorer armat än 16 och generellt ett antal detektorer, som är mindre än ca 15 % av antalet bränslepatroner för att bestäm- ma effektfördelningen och härddriftsparametrama.

I stället för betaströmdetektorer omfattande en sändare tillverkad av ett på rodium baserat material, är det möjligt att använda betaströmdetektorer omfattande en sän- dare tillverkad av ett på kobolt baserat material eller något armat material.

Det skulle även vara möjligt att använda betaströmdetektorer, som säkerställer absorption av strömmar härrörande från långsamrna sönderdelningsprocesser och vilka endast ger strömmar resulterande från snabba processer. Sådana betaström- detektorer skulle innebära att användningen av en on-line-mätaccelera-tionsenhet skulle undvikas. o o s « n av 522 241 ras qfi3.@* 18 Frekvensen för mätningarna och beräkningarna, som leder till att härddriftsparame- ter eller -parametrar som erhålles kan inställas till ett värde mindre än en minut inom ramen for uppfinningen.

Förfarandet och anordningen enligt uppfmningen är tillämpliga på övervakningen av varje kärnreaktor omfattande en härd bildad av bränslepatroner, in i vilken det är möjligt att införa inre flödesmätinstrumentering. n s n 1 ø o»

Claims (12)

10 15 20 25 30 522. 241 19 PATENTKRAV

1. Förfarande för att övervaka åtminstone en driftsparameter hos härden (1) i en kämreaktor hos en kärnkraftanläggningseffektenhet, varvid nämnda härd består av ett antal intill varandra anordnade bränslepatroner (2) anordnade över härdens (I) höjd med användning av en sats (7, 8) detektorer för att mäta neutronflöde, införda i åtminstone en del av bränslepatronema (2) hos härden (1), varvid varje sats omfattar ett antal sonder (9) för att mäta neutronflöde, och sondema är fixerade och fördelade över härdens höjd, kännetecknat av att under fimktion av kämreaktorn och med specificerade tidsintervall: - neutronflödesbulkfördelningen mätes med användning av satsen av neutronflö- desdetektorer (7, 8), varvid maximiantalet detektorer (8) är lika med 15 % av an- talet bränslepatroner (2) i härden (1), - en neutronflödesberäkningskod i form av en tredimensionell modell i härden an- vänds och mätningar åstadkomna av satsen neutronflödesdetektorer tages i beräk- ning för återställning av beräkningskoden för att erhålla den momentana neutron- flödesbulkfördelningen över hela härden (1) i form av en sats neutronflödesvär- den i punkter fördelade över härden, - åtminstone en härddriftsparameter beräknas från den momentana neutronflödes- bulkfördelningen, och - ett larm startas, om åtminstone en driftsparameter ligger utanför ett inställt områ- de.

2. Övervakningsförfarande enligt krav 1, kännetecknat av att för att erhålla den momentana neutronflödesfördelningen över hela härden (1): - en momentan beräkning genomförs på reaktorplatsen av bulkfördelningen inom kärnan i förrn av en sats neutronflödesvärden i olika punkter fördelade över här- den, omfattande en första undersats av instrumentförsedda ställen, där neutronflö- desmätsondema är belägna, och en andra undersats av icke instrumentförsedda ställen, från parametrar härrörande från kraftenhetsanläggningen, med använd- ning av neutronflödesberäkningskoden, » u u ø na 10 15 20 25 30 »522 241 20 - skillnaderna mellan flödesvärdena erhållna genom mätning den beräknade från parametrama härrörande från kraftenhetsanläggningen beräk- nas för varje instrumentförsett ställe, - motsvarande skillnader för varje icke instrumentförsett ställe beräknas från skill- nadema relaterade till de instrumentförsedda ställena genom en extrapolering, - värdena av nämnda skillnader adderas algebraiskt till bulkflödesfördelningsvär- dena erhållna från parametrarna härrörande från kraftenhetsanläggningen för att erhålla det måtta värdet av bulkflödesfördelningen för varje punkt fördelad över härden (1).

3. Övervakningsförfarande enligt krav 1, kännetecknat av att för att erhålla den momentana neutronflödesfördelningen över härden (1): - en första momentan beräkning genomförs på reaktorplatsen av neutronflödesbulk- fördelningen inom härden (1) i form av en sats neutronflödesvärden i de olika punkterna, som är fördelade över härden (1), omfattande en sats instrumentför- sedda ställen, på vilka neutronflödesmätsonderna är belägna, från parametrar här- rörande från kraftenhetsanläggningen med användning av neutronflödesberäk- ningskoden, - skillnadema mellan neutronflödesvärdena erhållna genom mätning och motsvar- ande vården beräknade från parametrarna härrörande från kraftenhetsanläggning- en beräknas fór varje instrumentförsett ställe, - de beräknade skillnadema används för att korrigera de utmärkande parametrarna hos neutronflödesberäkningskoden, och - en andra momentan beräkning genomförs på kämreaktorplatsen av den momenta- na neutronflödesfördelningen inom härden (1) från parametrarna härrörande från kraftenhetsanläggningen med användning av neutronflödesberäkningskoden, som omfattar korrigerade utmärkande parametrar.

4. Övervakningsforfarande enligt något av krav 1, 2 och 3, kännetecknat av att de momentana värdena av parametrama, som kommer från kraftenhetsanläggningen, och de senaste neutronflödesvärdena bestämda för varje punkt i härden används för 15 20 25 522 241 21 att beräkna nya momentana neutronflödesvärden på ett förenklat sätt med använd- ning av beräkningskoden.

5. Övervakningsförfarande enligt något av krav 1-4, kännetecknat av att för en härd (1) innehållande ett antal bränslepatroner nära 200, ett antal detektorer n mindre än 30 används.

6. Övervakningsförfarande enligt krav 5, kännetecknat av att för en kärnreaktor- härd innehållande 193 bränslepatroner ett antal detektorer n = 16 används.

7. F örfarande enligt något av krav 1-6, kännetecknat av att åtminstone en drifts- parameter för kärnreaktorhärden (l) är en av följ ande parametrar: linjär effektdensi- tet Pm, kritiskt uppvännningsfórhållande (CHR- eller DNB-förhållande), axiell effektobalans PIM, azimuteffektobalans Plaz, negativ reaktivitetsmarginal NRM.

8. Förfarande enligt något av krav 1-7, kännetecknat av att konditioneringsbe- handling av de mätta signalerna åstadkomna av sondema (9) hos detektorema (8), omfattande on-line-accelerationsbehandling av signalerna i form av en elektrisk ström genomförs genom isolering för varje signal av en elektrisk signal beroende på ett fenomen med en snabb elektronalstring och genom att använda en omvänd över- föringsfunktion för att bestämma ett neutronflödesvärde från den elektriska ström som isolerats från strömsignalen.

9. Förfarande enligt något av krav 1-8, kännetecknat av att en neutronflödesmät- ning genomförs med användning av en sats flödesdetektorer med tidsintervall av mindre än en minut och företrädesvis nära 30 sekunder.

10. Anordning för att övervaka åtminstone en driftsparameter för härden (1) hos en kärnreaktor, varvid härden består av ett antal intill varandra belägna bränslepatroner (2) anordnade över reaktorhärdens (1) höjd med användning av en sats (7) detektorer (8) för att mäta neutronflöde, införda i åtminstone en del av bränslepatronerna (2) hos härden (1), varvid varje sats omfattar ett antal sonder (9) för att mäta neutron- 10 15 52222241 flödet, vilka är fördelade över höjden av härden (1), känneteekriail i ningen omfattar ett antal n detektorer (8) införda på fixerade ställen i bränslepatro- nerna (2) fördelade över tvärsektionen hos kämreaktorhärden (1), varvid maximala antalet detektorer är lika med 15 % av antalet bränslepatroner i härden, organ (15) för att konditionera signalerna från sonderna (9) i detektorerna (8), behandlingsorgan (19a, 19b) för att bestämma effektfördelningen i härden och den åtminstone en härddriftsparameter, organ (19a, 19b) för att jämföra den åtminstone en driftspara- metern med åtminstone en på förhand bestämd gräns och för att generera en larm- signal och organ (13) för att presentera en larmsignal, om begränsningsvärdet för åtminstone en driftsparameter överskrids.

11. Anordning enligt krav 10, kännetecknad av att neutronflödesmätsondema (9) hos detektorerna (8) består av betaströmdetektorer.

12. Anordning enligt krav 11, kännetecknad av att betaströmdetektorerna (9) om- fattar en sändare tillverkad av ett på rodium baserat material.