CH623160A5

CH623160A5 - Method for determining the power distribution in a nuclear reactor, and nuclear reactor for carrying out the method

Info

Publication number: CH623160A5
Application number: CH1176277A
Authority: CH
Inventors: Werner Aleite; Uwe Mertens
Original assignee: Kraftwerk Union Ag
Priority date: 1976-11-24
Filing date: 1977-09-27
Publication date: 1981-05-15
Also published as: DE2653411A1; SE7712615L; JPS5365596A; FR2372495A1; ES464438A1; SE432317B; BR7707801A; JPS621199U

Description

Die Erfindung befasst sich mit einem Verfahren zur Ermittlung der Leistungsverteilung in einem Kernreaktor mit einem 60 aus länglichen Brennelementen zusammengesetzten Reaktorkern, der in Längsrichtung der Brennelemente von einem Kühlmittel durchströmt wird, dessen Erwärmung mit Temperaturmesseinrichtungen ermittelt und zur Korrektur des Signals von Neutronenflusssonden verwendet wird, die in einem Brenn- 65 element über dessen Länge verteilt angeordnet sind. Die Messsignale der Temperaturmesseinrichtungen sollen Hinweise auf die azimutale und radiale Leistungsverteilung geben.

Die Korrektur wurde bisher nach einem Vorschlag der DE-AS 25 15 712 mit Hilfe von Thermoelementen vorgenommen, die im oberen und unteren Bereich des Reaktorkerns über dessen Querschnitt gleichmässig verteilt sind. Die Neutronenflusssonden sind dagegen im Hinblick auf eine besonders zuverlässige Bauweise nur an wenigen Stellen, insbesondere ausserhalb des Reaktorkerns, wo genügend Platz zur Verfügung steht, angeordnet. Demgegenüber sucht die Erfindung eine Möglichkeit, die Leistungsverteilung noch genauer als bisher zu ermitteln, ohne dass für die Neutronenflussmessung ein hoher Aufwand in bezug auf die Zahl und/oder die Störanfälligkeit der Neutronenflusssonden getrieben werden muss. Vielmehr soll die Zuverlässigkeit der Messung dadurch gewährleistet sein, dass ausfallende Messsonden, die ein fehlerhaftes Signal liefern, unwirksam gemacht werden.

Bei dem neuen Verfahren zur Ermittlung der Leistungsverteilung geht man so vor, dass die Erwärmung an einer den Neutronenflusssonden unmittelbar zugeordneten Stelle redundant ermittelt und dann gewertet wird, dass ein Integral der Messwerte der Neutronenflusssonden über die Länge des Brennelements gebildet wird, dass die gewertete Erwärmung mit dem Integral verglichen wird und dass die Differenz zwischen dem Integral und der Erwärmung bei Überschreiten eines Schwellwertes zur Unterdrückung eines Signals einer Neutronenflusssonde benutzt wird.

Die redundante Temperaturmessung bildet somit die Grundlage für die zuverlässige Überwachung der Neutronenflusssonden, die wiederum mit den Temperaturmesseinrichtungen räumlich in so enger Beziehung stehen, dass eine unmittelbare Zuordnung möglich ist. Die Genauigkeit der Messung der Leistungsverteilung beruht also nicht auf einer Vervielfachung der Neutronenflusssonden, sondern dem zusätzlichen Einsatz der Temperaturmesseinrichtungen und einem entsprechenden Rechneraufwand.

Ausgehend von den Temperaturmessungen können die Signale aller in einem Brennelement verteilter Neutronenflusssonden für den Fall fehlerhafter Messergebnisse unterdrückt werden. Unter Umständen kann man aber auch aus den über die axiale Ausdehnung des Reaktorkerns verteilten Sonden einzelne fehlerhafte Sonden aussortieren, so dass die Messung der Leistungsverteilung im Reaktorkern durch den Ausfall einzelner Sonden besonders wenig beeinträchtigt wird.

Das Verfahren nach der Erfindung kann vorteilhaft so ausgeführt werden, dass für Differenzwerte unterhalb des Schwellwertes eine von der Grösse der Differenz abhängige Korrektur des Signals einer Neutronenflusssonde vorgenommen wird. Die Korrektur des Signals kann in gleicher Weise allen axial verteilten Sonden eines Brennelements aufgeschaltet werden oder in unterschiedlicher Grösse, wobei die Abstufung nach Erfahrungswerten vorgenommen werden kann oder aus den Werten der Aufwärmung ermittelt wird.

Bei einem Kernreaktor zur Ausübung des erfindungsgemäs-sen Verfahrens kann man vorteilhaft von einem Reaktorkern ausgehen, der aus länglichen Brennelementen zusammengesetzt ist und einen annähernd kreisförmigen Querschnitt aufweist, und mit einer Messeinrichtung für die örtliche Verteilung der Reaktorleistung, die in einem Brennelement axial verteilte Neutronenflusssonden und zusätzliche Temperaturmessgeräte zur Ermittlung der Erwärmung eines den Reaktorkern in Längsrichtung der Brennelemente durchströmenden Kühlmittels umfasst

Dieser Reaktorkern wird so ausgebildet, dass mehrere Temperaturmessgeräte am Ausgang eines Brennelements redundant angeordnet und mit einer Auswertungsschaltung verbunden sind, dass die Neutronenflusssonden mit einer Integrierschaltung verbunden sind, dass Integrierschaltung und Auswertungsschaltung mit einem Summierglied verbunden sind, an das auch eine der Eingangstemperatur des Kühlmittels

zugeordnete Temperaturmesseinrichtung angeschlossen ist, und dass das Summierglied mit einem den Ausgängen der Neutronenflusssonden zugeordneten Korrekturglied erstens unmittelbar und zweitens über ein schwellwertabhängiges Schaltglied verbunden ist.

Das Schaltglied kann mit einer Signaleinrichtung verbunden sein, mit der das Erreichen eines Schwellwertes gemeldet wird. Zusätzlich oder anstelle dessen kann das Schaltglied aber auch den Ausgang einzelner oder aller Neutronenflusssonden im Korrekturglied blockieren.

Zur näheren Erläuterung der Erfindung wird anhand der beiliegenden Zeichnung ein stark schematisiertes Ausführungsbeispiel beschrieben.

Der Reaktorkern eines an sich bekannten Druckwasser-Kernreaktors für zum Beispiel 1300 MWe ist durch ein einziges Brennelement 1 angedeutet, das einen quadratischen Querschnitt mit 23 cm Kantenlänge und eine gesamte Länge von etwa 4,5 m aufweist und in Richtung des Pfeils 2 von unten nach oben von dem zur Kühlung dienenden Druckwasser normalerweise mit konstantem Durchsatz durchströmt wird. Das Brennelement 1 enthält gleichmässig über seine Länge verteilt eine Vielzahl von Neutronenflusssonden 3, zum Beispiel 6 Stück, deren Ausgangsleitungen mit 4 bezeichnet sind. Vorteilhaft können n,ß-Detektoren bekannter Bauweise verwendet werden.

Im Kopf 5 des Brennelementes sitzen drei Thermoelemente 6 als Temperaturmesseinrichtungen in redundanter Anordnung, das heisst so, dass lokale Ungleichmässigkeiten, die innerhalb des Querschnittes des Brennelements denkbar sind, von ihnen nicht erfasst werden.

Die Ausgänge der Thermoelemente 6 sind mit einer Auswertungsschaltung 7 verbunden. Sie kann für die dargestellten drei Thermoelemente 6 eine 2-v-3-Auswertungsschaltung bekannter Art sein. Damit wird ein zuverlässiger Temperaturwert gewonnen, der über eine Leitung 8 auf ein Summierglied 9 gegeben wird. Das Summierglied 9 wird gleichzeitig von nicht weiter dargestellten Thermoelementen über eine Leitung 10 mit der Eintrittstemperatur des Kühlmittels am unteren Ende des Brennelements beaufschlagt. Statt dieser Eintrittstemperatur kann auch ein ausserhalb des Reaktorkerns vorliegender unterer Kühlmitteltemperaturwert, etwa in den Kühlkreisschleifen als Bezugswert benutzt werden. Durch die mit dem Vorzeichen angedeutete Differenzbildung wird damit die für die Wärmeleistung des Brennelements charakteristische Aufwärmspanne für den durch das Brennelement 1 strömenden Teil des Primärkühlmittels gewonnen. Das Summierglied 9

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kann als integrierte Halbleiterschaltung ausgeführt sein.

An die Ausgangsleitungen 4 der Neutronendetektoren 3 ist eine aus elektronischen Bauelementen in bekannter Weise, zum Beispiel in integrierter Bauweise hergestellte Integrierschaltung 12 angeschlossen. Sie bildet aus den Messwerten der Neutronenflusssonden 3, die für die lokale Leistung kennzeichnend sind, das Integral der Leistungsentwicklung über das Brennelement 1, das mit der durch die Erwärmung ausgedrückten Leistungszufuhr zum Kühlmittel übereinstimmen muss. Deshalb kann diese Leistung mit der im Summierglied 9 ermittelten zu einem Vergleich herangezogen werden, mit dem die Integrierschaltung über eine Leitung 13 verbunden ist.

Die Differenz zwischen dem mit den Thermoelementen 6 bestimmten Leistungswert und dem Leistungswert der Neutronendetektoren 3 steht an der Ausgangsleitung 14 des Summierglieds 9 zur Verfügung. Sie beaufschlagt einmal ein Schaltglied 15 mit der angedeuteten Schwellwertcharakteristik, die zum Beispiel Abweichungen von ±2-5% entspricht.

An das Schaltglied 15 sind Korrekturglieder 16 angeschlossen, die zugleich über die Ausgangsleitungen 4 der Leistungs-verteilungsdetektoren 3 unmittelbar gespeist werden. Ferner sind die Korrekturglieder über eine Leitung 18 unmittelbar mit der Ausgangsleitung 14 des Summiergliedes 9 verbunden. Die Korrekturglieder 16 geben ihrerseits über Ausgangsleitungen 19 die gewünschten Nutzsignale der Leistungsdichte, das heisst der Leistungsverteilung über das Brennelement 1.

Beim Betrieb des Reaktors wird im Normalfall die Differenz der Leistungswerte, die im Summierglied 9 ermittelt wird, zur Korrektur der Signale der einzelnen Neutronenflusssonden 3 über die Länge des Brennelements 1 benutzt, sofern die Differenz unterhalb eines mit dem Schaltglied 15 festgelegten Grenzwertes liegt. Beim Ausführungsbeispiel handelt es sich um einen gleichen Grenzwert für alle Korrekturglieder 16. Sollte jedoch die Leistungsabweichung den Wert von zum Beispiel 10% überschreiten, so wird die Neutronenflussmessung durch ein Blockieren der Messleitungen in den Korrekturgliedern 16 ingesamt abgeschaltet. Mithin können keine falschen Messungen etwa an die Ausgangsleitungen 19 angeschlossene Schutzsysteme, Überwachungseinrichtungen oder dergleichen falsch anregen.

An das Schaltglied 15 ist beim Ausführungsbeispiel eine Signaleinrichtung 20 angeschlossen. Sie macht das Personal in einer für den Reaktor vorgesehenen Warte darauf aufmerksam, dass bei der Leistungsmessung Unstimmigkeiten vorliegen, damit schnellstens nach Reparaturmöglichkeiten gesucht werden kann.

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1 Blatt Zeichnungen

Claims

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PATENTANSPRÜCHE

1. Verfahren zur Ermittlung der Leistungsverteilung in einem Kernreaktor mit einem aus länglichen Brennelementen zusammengesetzten Reaktorkern, der in Längsrichtung der Brennelemente von einem Kühlmittel durchströmt wird, des- 5 sen Erwärmung mit Temperaturmesseinrichtungen ermittelt und zur Korrektur des Signals von Neutronenflusssonden verwendet wird, die in einem Brennelement über dessen Länge verteilt angeordnet sind, dadurch gekennzeichnet, dass die Erwärmung an einer den Neutronenflusssonden unmittelbar 10 zugeordneten Stelle redundant ermittelt und dann gewertet wird, dass ein Integral der Messwerte der Neutronenflusssonden über die Länge des Brennelements gebildet wird, dass die gewertete Erwärmung mit dem Integral verglichen wird und dass die Differenz zwischen dem Integral und der Erwärmung 15 bei Überschreiten eines Schwellwertes zur Unterdrückung eines Signals einer Neutronenflusssonde benutzt wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,

dass die Signale aller in einem Brennelement verteilten Neutronenflusssonden unterdrückt werden. 20
3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, dass für Differenzwerte unterhalb des Schwellwertes eine von der Grösse der Differenz abhängige Korrektur des Signals einer Neutronenflusssonde vorgenommen wird.
4. Kernreaktor, insbesondere Druckwasserreaktor, zur Aus- 25 Übung des Verfahrens nach Anspruch 1 oder mit einem Reaktorkern, der aus länglichen Brennelementen zusammengesetzt ist und einen annähernd kreisförmigen Querschnitt aufweist, und mit einer Messeinrichtung für die örtliche Verteilung der Reaktorleistung versehen ist, welche Messeinrichtung in einem 30 Brennelement axial verteilte Neutronenflusssonden und zusätzliche Temperaturmessgeräte zur Ermittlung der Erwärmung eines den Reaktorkern in Längsrichtung der Brennelemente durchströmenden Kühlmittels umfasst, dadurch gekennzeichnet, dass mehrere Temperaturmessgeräte (6) am Ausgang eines 35 Brennelements (1) redundant angeordnet und mit einer Auswertungsschaltung (7) verbunden sind, dass die Neutronenflusssonden (3) mit einer Integrierschaltung (12) verbunden sind,

dass Integrierschaltung (12) und Auswertungsschaltung (7) mit einem Summierglied (9) verbunden sind, an das auch eine der 40 Eingangstemperatur des Kühlmittels zugeordnete Temperaturmesseinrichtung (10) angeschlossen ist, und dass das Summierglied (9) mit einem den Ausgängen (4) der Neutronenflusssonden (3) zugeordneten Korrekturglied (16) erstens unmittelbar und zweitens über ein schwellwertabhängiges Schaltglied (15) 45 verbunden ist.
5. Kernreaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, dass das Schaltglied (15) mit einer Signaleinrichtung (20) verbunden ist.
6. Kernreaktor nach Anspruch 4 oder 5, dadurch gekenn- 50 zeichnet, dass der Ausgang (4) einzelner oder aller Neutronenflusssonden (3) im Korrekturglied (16) durch das Schaltglied

(15) blockierbar ist.

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