SE457580B - Foerfarande foer drift av en tryckvattenreaktor - Google Patents
Foerfarande foer drift av en tryckvattenreaktorInfo
- Publication number
- SE457580B SE457580B SE7807103A SE7807103A SE457580B SE 457580 B SE457580 B SE 457580B SE 7807103 A SE7807103 A SE 7807103A SE 7807103 A SE7807103 A SE 7807103A SE 457580 B SE457580 B SE 457580B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- group
- control rod
- control
- power
- reactor
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 10
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title description 9
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims description 18
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 13
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 claims description 13
- 229910052724 xenon Inorganic materials 0.000 claims description 12
- FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N xenon atom Chemical compound [Xe] FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 12
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims description 10
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 claims description 6
- 238000005553 drilling Methods 0.000 claims 2
- 231100000572 poisoning Toxicity 0.000 claims 2
- 230000000607 poisoning effect Effects 0.000 claims 2
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 claims 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 14
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 12
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 12
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 12
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 10
- 230000010355 oscillation Effects 0.000 description 8
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 6
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 6
- 239000000463 material Substances 0.000 description 6
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 5
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 4
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 4
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 3
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 3
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 3
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 238000011161 development Methods 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 2
- 230000001960 triggered effect Effects 0.000 description 2
- 241000854350 Enicospilus group Species 0.000 description 1
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 1
- 150000001639 boron compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000012937 correction Methods 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 238000010790 dilution Methods 0.000 description 1
- 239000012895 dilution Substances 0.000 description 1
- 230000009977 dual effect Effects 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
- G21D3/12—Regulation of any parameters in the plant by adjustment of the reactor in response only to changes in engine demand
- G21D3/16—Varying reactivity
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Engine Equipment That Uses Special Cycles (AREA)
Description
457 580 40 effektvariationen och den efter denna variation förflutna tiden. Å andra sidan erhålls i det praktiska fallet variation- erna i den av reaktorerna levererade effekten genom förflytt- ning av reglerknippen i bränslepatronerna, vilka knippen är av neutronabsorberande material och innefattar ett större eller mindre antal absorptionselement av stavform.
Effektfördelningarna i reaktorn påverkas av införandet av reglerknippen i bränslepatronerna, och för uppfyllande av säkerhetsvillkoren bör man till ett minimum begränsa varia- tionerna i effektens rumsfördelningar i reaktorn under inför- andet av reglerknippena. Å andra sidan är effektens axialfördelning väsentligen i jämvikt vid varje tidpunkt i cykeln, i betraktande av den axiella fördelningen hos vattendensiteten, som föreligger vid full effekt, när reglerstavarna avlägsnas. Modifieringen av denna fördelning i vattendensiteten, som följer på en varia- tion i effektnivan, leder till obalans i reaktiviteten till förman för den övre delen av reaktorhärden.
Olika regleringsanordningar har föreslagits för möjlig- görande av en viss kompensering av de ovan beskrivna verkning- arna. Vid dessa reglersystem används långa och kraftigt absor- berande absorptionsmaterialstavar_ Sådana kraftigt absorber- ande stavar kallas “svarta stavar".
Vid en första typ av reglersystem används sådana svarta stavar, vilka nagot införs i bränslepatronerna, varvid den större delen av reaktivitetens verkningar kompenseras genom avsevärda korrigeringar beträffande koncentrationen av i mode- ratorn förekommande löslig bor, vilket sker antingen genom in- förande av en komposition av löslig bor eller rent vatten í primärkretsen.
Vid en andra typ av reglersyetem används svarta stavar, vilka långt införs i bränslepatronerna, liksom stavar, som delvis placeras i underdelen av reaktorhärden för att åter- ställa flödets rumsfördelning, vilken starkt störs av de långt införda svarta stavarna. Ytterligare en kompensering, som svarar mot utvecklingen av xenon, utförs genom styrning av den lösliga boren i primärkretsen.
I samtliga dessa fall styrs läget hos de svarta stavarna_ i reaktorhärden pà sádant sätt, att härdens medeltemperatur 40 457 589 halls pa ett referensvärde, som är en funktion av den av tur- binen fordrade effekten.
De bada systemen har olägenheter, som gör deras använd- ning problematisk vid drift av reaktorn enligt tidsplan eller enligt belastningsföljning.
I fallet med det förra reglersyetemet kan man ej garan- tera ögonblicklig återgång till den nominella effekten, efter- som inverkan på den lösliga boren ej är ögonblicklig. Å andra sidan bör inverkan pa den lösliga boren vara utomordentligt stor vid tiden för hastiga belastningsvariationer i reaktorn, speciellt vid slutet av bränslets livslängd.
I fallet med det senare reglersystemet är man hänvisad till att bringa reaktorn att arbeta med förhöjd effekt medelst långa införingslängder av korta stavar, vilket högst avsevärt stör fördelningarna i lokal- och rumsflödet, vilket är ogynn- samt med avseende pa säkerhetsnormsrna.
Slutligen sker i de bada fallen påverkan pá den lösliga boren och de korta stavarna pa manuell väg, vilket försvarar kraftverkets styrning.
Det har föreslagits att använda reglerstavar, som är mindre absorberande än de svarta stavarna, för att härigenom undvika alltför kraftiga störningar av flödesfördelningarna i reaktorhärden.
Stavknippena av absorberande material är vanligen före- nade i grupper, vilkas rörelser styrs från en enda anordning.
I detta grupparrangemang kan vissa grupper ha.minskad reakti- vitet, exempelvis genom att man i kníppena i dessa grupper be- gränsar antalet stavar av absorberande material eller mate- rialmängden per stav.
Kvantitativt bestäms den mer eller mindre absorberande karaktären hos en grupp, som bildas av en samling av stavknip- pen av absorberande material, av sin anti-reaktivitet, mätt i pcm den subtraherande verkan hos gruppen, när den införs, på reak- torns effektiva multiplikationsfaktor keff.
Det är av detta skäl som en grupp, kallad ”svart” grupp, med stark absorption får en antireaktivitet överstigande 1000 pcm, och en grupp med svagare absorption, kallad "gta" grupp, far en antireaktivitet klart understigande 1000 pcm.
Sådana grà grupper har emellertid olägenheten av att in- 457 40 580 verka mindre snabbt på reaktiviteten, vilket är till förfàng för hallande av en temperatur hos reaktorhärden mycket nära referenstemperaturen, vilken enbart är bestämd som funktion av den av reaktorn erfordrade effekten.
Uppfinningen syftar saledes till ett förfarande för styrning av de verkningar av reaktiviteten, som härrör fràn variationerna i effekten i kärnreaktorer med trycksatt vatten under användande av den i bränslepatronerna uppträdande för- skjutningen av rörliga stavknippen av absorberande material, liksom den lösliga boren, för korrigering av långvariga verk- ningar hos reaktiviteten, vilket förfarande effektivt kan an- vändas i fall med tidsplan eller belastningeföljning vid kraftverket, vilken ej alltför mycket stör fördelningarna i neutronflödet i reaktorn och vid varje tidpunkt bibehåller maximal kapacitet för ögonblicklig återgång till reaktorns nominella effekt.
Ovannämnda syfte uppnås genom att förfarandet enligt uppfinningen erhållit de i patentkravet 1 angivna kännetecken.
I det följande skall under hänvisning till bifogade rit- ningar en utföringsform för styrning av verkan fran reaktivi- tet medelst förfarandet enligt uppfinningen beskrivas, bade i fallet med tidsplan och i fallet med belastningsföljning vid kraftverket.
Pa ritningarna visar fig 1-4 förloppet för olika parame- trar vid drift med belastning_enligt tidsplan och fig. 5-9 förloppet för olika parametrar vid belastningsföljningsdrift.
I det valda utföringsexemplet är reaktorn av typen med trycksatt vatten och med tre kylslingor, som man önskar driva med belastning enligt tidsplan och med belastningsföljning.
För detta ändamål använder man en uppsättning eller sam- ling av fyra grupper av stavknippen av absorberande material, av vilka de bada första G1 och G2 är "gra" grupper, dvs. grupper, vars antireaktivitet understiger 700 pcm och före- trädesvis ligger mellan 400 och 700 pcm. De bada andra grupper, som bildar den så kallade "grå" anordningen, är tva svarta grupper N1 och N2, vilkas antireaktivitet är lika med eller överstiger 1000 pcm.
Denna gra anordning manövreras i sin helhet på sådant sätt, att grupperna i tur och ordning intar sin plats i reak- torn, antingen genom successiva förskjutningar av grupperna 40 457 580 G1 relativt varandra eller ocksa genom förskjutningar av anord- ningen av flera grupper.
Anordnandet av den gra anordningen i reaktorn definieras pà ett entydigt sätt med utgangspunkt i den av turbinen ford- rade effekten. Placeringen av denna grå anordning kan därför helt automatiseras genom att införandet av stavarna styrs av en signal, erhallen fran signalen för belastningens börvarde fran turbinen. Denna lägesinställning som funktion av bör- effektsignalen bestäms analytiskt i förväg och kan regleras pa platsen med hänsyn till resultaten av periodiska försök sa att elektronflödesregleringen kan beaktas optimalt.
Uppbyggnaden av den grå anordningen och överlagringarna av de olika grupperna, som bildar denna anordning, är valda så att störningarna av neutronflödet lokalt och i rummet blir sa sma som möjligt under hänsynstagande dels till "verkningen av den axiella omfördelningen“ av vattnets densitet, som àstad- kommer en svängning i effektfördelningen mot överdelen av reaktorhärden vid nedgång i effekten, dels till att den axiella effektfördelningen föres nedåt i reaktorhärden, när man inför reglerstavarna.
Man söker da att för alla lägen hos den grå anordningen i reaktorn optimera omfördelningen av neutronflödet.
Utöver den beskrivna grå anordningen anordnar man likaså en regleranordning, som består av svarta stavar och därför är mycket absorberande, här kallad reglergrupp eller grupp R.
Gruppen R styrs för att halla medeltemperaturen hos reaktorhärden vid ett värde som sa nära som möjligt närmar sig en referenstemperatur, vilken blott är funktion av den av tur- binen fordrade effekten, och vilken är den optimala tempera- turen för reaktorns drift. Regleríngen genom gruppen R bör vara sådan, att skillnaden mellan reaktorhärdena medeltempera- tur och referenstemperaturen aldrig blir större än den, som kan tolereras av turbinen.
Pa grund av sin starka antireaktivitet förflyttas gruppen R blott i ringa man för att reaktorhärdens temperatur skall upprätthallas. Införandet av gruppen R förblir för övrigt alltid relativt litet, eftersom gruppen hålls inom ett driftsintervall som bestäms pà förhand med hänsyn till reak- torns driftssätt (tidsplan eller belastningsföljning) och till reaktorhärdens tillstànd. 457 40 580 En larmanordning eller en anordning för automatisk reg- lering möjliggör, när gruppen R närmar sig eller överskrider någon av de båda gränserna för det tilldelade intervallet, manuell eller automatisk påverkan av koncentrationen av löslig bor, antingen genom tillsats av en löslig borförening i pri- märkretsen eller också i motsats härtill genom tillsats av rent vatten i kretsen för aterförande av gruppen R till det på förhand bestämda reglerintervallet.
Inverkan pa koncentrationen av löslig bor har således den dubbla uppgiften att kompensera långtidsverkningar av xenon, sasom vid de tidigare kända systemen, och att återföra reglergruppen till dess reglerintervall vid överskridning eller risk för överskridning av de gränser som är tilldelade denna reglergrupp.
I vissa fall där systemet för utspädning av den lösliga boren riskerar att användas till gränsen av sin kapacitet i slutet av bränslecykeln, möjliggör en automatisk kylning av det primära kylmedlet eller en partiell tillbakadragning av den gra anordningen att det av turbinen fordrade belastnings- programmet följas.
Undantagsvis och i vissa fall av kontinuerlig belastning kan ett införande av reglergruppen R användas för att till normaltillstandet återföra en flödesfördelning som tenderar att förskjutas mot toppen av reaktorhärden.
Det är detta som kallas användande av reglergruppen för styrning av en uppkommande xenonsvängning. - De gra stavarnas "relativa" vikt kan ju ej vara absolut optimal vid samtliga effektnivàer; beräkningen och konstruk- tionen av dessa gra stavar, liksom deras införande i grupper som är manövrerbara i sin helhet, optimeras för ett visst effektomrade, men vid variationer som krävs vid vissa effekt- nivåer effektens axiella fördelning förskjutas ur jämvikten ned mot reaktorhärdens bas. Denna obalans kan leda till en xenonsvängning då härden är instabil.
Emellertid är den ursprungliga obalansen i effekten mindre än vid de gängse systemen. Amplituden pà xenon~sväng- ningen blir därför mindre och leder ej till axiella effekt- toppar med alltför stor amplitud under en tidsperiod minst lika med svängningsperioden.
Det är därför tillfyllest att styra svängningen under UI 40 457 580 dess andra halvperiod, dvs. när effektens obalans är omvänd och effektfördelningen tenderar att uppvisa en topp i reaktor- härdens övre del.
Det räcker då att införa reglergruppen R med ungefär 10% under nagra timmar för att stabilisera härden.
Införandet av gruppen R kan bringas att ske automatiskt med hänsyn till driftförhållandena.
Det bör observeras att denna funktion hos reglergruppen ej har någon prioritet visavi dess huvudreglerfunktion.
I fallet med belastningsföljning breddas manöverinter- vallet för gruppen R så att denna utan att lämna sitt område likaså kan kompensera de små reaktivitetsvariationer som här- rör frán de xenon-variationer vilka är förbundna med detta driftsätt. Sålunda blir vid belastningsföljning kring en kons- tant referenseffekt Po ej någon inverkan på boren nödvändig.
I fig 1-4 visas förloppet hos olika parametrar i fallet med tidsplanerad belastning, varvid den av reaktorn fordrade effekten, uttryckt som bråkdel av den nominella effekten hos denna reaktor under en tid av 24 timmar, visas i diagrammet i fig 1.
Av diagrammet framgår att under de båda första timmarna av funktionscykeln reaktorn arbetar med nominell effekt, att under de följande sex timmarna reaktorn arbetar med 70% av den nominella effekten, samt att reaktorn under återstoden av cykeln arbetar med sin nominella effekt.
Diagrammet i fig 2 representerar som funktion av tiden och for samma period på 24 timmar läget för den grå anord- ningen, vilket bestäms enbart av den effekt, som fordras av reaktorn, varvid man under den period på 6 timmar, när man önskar minska den av reaktorn avgivna effekten, inför den gra anordningen till 80% i bränslepatronerna.
Fig 3 visar under samma tídsintervall läget för regler- gruppen vid delvis införande av denna grupp i bränslepatroner- na. Av figuren framgår att detta införande varierar väsent- ligen mellan 5 och 15%, vilket således är mycket lägre än in- förandet av den gra anordningen, och att man under en period, som svarar mot styrningen av en xenon-svängning, förskjuter reglerintervallet för gruppen R i riktning mot ett längre in- förande.
Fig 4 visar ett diagram som anger avvikelserna i borens 457 40 580 koncentration relativt det medelvärde som svarar mot koncen- trationen vid början av den betraktade cykeln.
Av figuren framgår att förloppet hos koncentrationen av löslig bor har till verkan att à ena sidan kompensera lång- tidsverkningarna av xenon vid aterförandet till dess omrâde, av reglergruppen R när denna reglergrupp är pá väg att Över- skrida de gränser, som tilldelats gruppen, och a andra sidan förskjuta reglerintervallet för R under styrningen av en svängning.
Fig 5 visar den av reaktorn fordrade effekten under en period av 24 timmar, under vilken man later reaktorn ga med belastningsföljningsdrift under en viss del av nämnda period.
Under approximativt de tio företa timmarna fungerar kraftverket enligt tidsplan, först med 100% av den nominella effekten, därefter med 40% av den nominella effekten, och från och med den tionde timmen arbetar kraftverket med belastnings- följning, med en modulering av effekten inom ett intervall med en bredd av ungefär 15% av reaktorns nominella effekt.
Pig 6 visar den belastningsföljningssignal som svarar mot det i fig 5 visade effektprogrammet.
Belaetningsföljningssignalen kvarstår konstant pà noll ända tills kraftverket övergår till belastningsföljningsdrift. šignalen mottas av en hel grupp kraftverk, vilka vart och ett deltar i gruppens belastningsföljning med en bråkdel av sin nominella effekt, vilken del kan uppgå till 26% av den nominella effekten.
Fig 7 visar ett diagram, som anger graden eller delen av införande av den grà anordningen som funktion av tiden, vilken kurva är homotetisk med den kurva som representerar effekten som funktion av tiden.
Pig 8 visar graden av införandet av reglergruppen som funktion av tiden under den betraktade perioden pá 24 timmar.
Av figuren framgår att manöverintervallet för denna regler- grupp ändras vid övergången fran tidsplanedrift till belast- ningsföljningsdrift.
Slutligen visar fig 9 variationerna i koncentrationen av bor kring ett medelvärde för kompensering av langtidsverk- ningarna av xenon under tidsplansdrift och aterförande till reglerintervallet av enbart reglergruppen R, i fallet med be- lastningsföljning da gruppen R likaså kompenserar utvecklingen UI o 457 580 av xenon.
Det inses att fördelarna med det ovan beskrivna systemet är talrika och att det i synnerhet tillåter automatisk funk- tion hos reaktorn såväl vid tidsplansdrift som vid belast- ningsföljningsdrift, hela tiden med bibehållen möjlighet till ögonblicklig àtergàng till den nominella effekten.
Mot varje effektnivá svarar nämligen ett entydigt läge för den gra anordningen och läget för denna kan därför göras automatiskt varierbart med hänsyn till programmet för den er- 1 fordrade effekten.
Regleringarna av reaktorhärdens temperatur sker sam- tidigt genom smärre förflyttningar av reglergruppen. Systemet enligt uppfinningen har likaså fördelen av att till ett mini- mum nedbringa störningarna i flödet i fallet med tidsplane- drift med snabba förändringar. Vidare tillåter systemet be- lastningsföljningsdrift utan ingripande av operatören och med mindre slitage av vissa primära utrustningar, såsom mekanis- merna för förskjutning av stavarna.
Uppfinningen är emellertid ej begränsad till den ut- föringsform, som ovan beskrivits utan den innefattar även alla varianter, och man kan modifiera detaljerna utan frangående av uppfinningens idé.
Saledes kan den gra anordningen, som används för regle- ring av reaktorns effekt som funktion av den av turbinen er- fordrade effekten, beroende pa huruvida tryokvatteneektion har tva, tre eller fyra slingor och är laddad med-bränsleelement med en höjd av 3-4 m, utformas med tva, tre eller fyra grupper, av vilka åtminstone en är en gra grupp, dvs. en grupp med en antireaktivitet lägre än 700 pcm.
Inverkan på koncentrationen av den lösliga boren kan ut- lösas vid den tidpunkt, när gruppen R närmar sig eller över- skrider nagon av de bada gränserna antingen pa manuell väg efter en larmeignal eller automatiskt beroende av läget för gruppen R eller dennas rörelse, som oavbrutet följs av automa- tiska styrorgan.
Gruppen R kan även ha ett referensläge, och inverkan pà boren kan utlösas så snart som gruppen R avlägsnar sig fràn _ detta läge med en viss bestämd bråkdel.
Claims (3)
1. _ Förfarande för drift av en tryckvattenkärnreaktor med en enli gt en förutbestämd tidsplan variabel effekt eller med en mot den momentana belastningen svarande effekt, varvid - en första styrstavsgrupp förskjuts i beroende av turbin- -böreffekten, - en andra, över ett relativt litet Förskjutningsområde för- skjutbar styrstavsgrupp, som har en antireaktivítet som är större än 1000 pcm förskjuts för reglering av reaktorhärdens medeltemperatur, och koncentrationen av löslig i bor i primärkretsen påverkas för kompensering av reaktivítetsändringar till följd av xenonförgiftning, k ä n n e t e c k n a t av att den första styrstavsgruppen består av styrstavsunder- grupper av vilka åtminstone en har lägre antireaktivitet än 700 pcm, att styrstavsundergrupperna i tur och ordning förskjuts enbart i beroende av den momentana turbin-böreffekten, att reaktorhärdens medeltemperatur regleras av den andra styrstavsgruppen till ett enbart av turbin-böreffekten bero- ende värde, att den andra styrstavsgruppens förskjutningsområde vid drift med en mot den momentana belastningen svarande effekt utökas relativt förskjutningsområdet vid drift med en enligt en förutbestämd tidsplan variabel effekt för undvikande av att reaktivitetsändringar till följd av de vid drift med en mot den momentana belastningen svarande effekt uppträdande xenonförgiftningsvariationerna åstadkommer en ändring av borkoncentrationen - och att, så snart den andra styrstavsgruppen uppnått gränsen för förskjutningsområdet, borkoncentrationen ändras på sådant sätt, att den andra styrstavsgruppen kvarhålls inom sitt förskjutningsområde.
2. Förfarande enligt krav 1, k ä n n e t e c k n a t av att styrstavsundergrupperna i den första styrstavsgruppen förskjuts med överlappning.
3. Förfarande enligt krav 1 eller 2, n a t k ä n n e t e c k- av att vid nämnda andra styrstavsgrupps närmande till gränserna för försfiutningsområdet ändras borkoncentrationen.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR7719316A FR2395572A1 (fr) | 1977-06-23 | 1977-06-23 | Procede de controle des effets de reactivite dus aux variations de puissance dans les reacteurs nucleaires a eau pressurisee |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SE7807103L SE7807103L (sv) | 1978-12-24 |
| SE457580B true SE457580B (sv) | 1989-01-09 |
Family
ID=9192478
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SE7807103A SE457580B (sv) | 1977-06-23 | 1978-06-21 | Foerfarande foer drift av en tryckvattenreaktor |
Country Status (10)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4240874A (sv) |
| JP (1) | JPS5834795B2 (sv) |
| BE (1) | BE868420A (sv) |
| CA (1) | CA1094233A (sv) |
| DE (1) | DE2827442C2 (sv) |
| ES (1) | ES470547A1 (sv) |
| FR (1) | FR2395572A1 (sv) |
| GB (1) | GB1598297A (sv) |
| SE (1) | SE457580B (sv) |
| ZA (1) | ZA783346B (sv) |
Families Citing this family (20)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2444995A1 (fr) * | 1978-12-20 | 1980-07-18 | Framatome Sa | Procede de protection d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
| FR2466718A1 (fr) * | 1979-10-01 | 1981-04-10 | Legris Marcel | Capteur solaire esthetique servant a la construction de toits ou de bardages |
| FR2493582A1 (fr) * | 1980-11-03 | 1982-05-07 | Framatome Sa | Procede de conduite d'un reacteur nucleaire par deplacement, dans le coeur de ce reacteur, de groupes de barres de commande |
| US4710340A (en) * | 1980-12-16 | 1987-12-01 | Westinghouse Electric Corp. | Mechanical spectral shift reactor |
| US4432930A (en) * | 1980-12-16 | 1984-02-21 | Westinghouse Electric Corp. | Spectral shift reactor control method |
| US4692296A (en) * | 1980-12-16 | 1987-09-08 | Westinghouse Electric Corp. | Mechanical spectral shift reactor |
| US4381284A (en) * | 1980-12-16 | 1983-04-26 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel assembly for a nuclear reactor |
| US4716007A (en) * | 1980-12-16 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Spectral shift reactor |
| US4687620A (en) * | 1980-12-16 | 1987-08-18 | Westinghouse Electric Corp. | Spectral shift reactor control method |
| FR2544907B1 (fr) * | 1983-04-21 | 1985-07-19 | Framatome Sa | Procede de reglage automatique de la teneur en bore soluble de l'eau de refroidissement d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
| FR2546329B1 (fr) * | 1983-05-19 | 1985-08-23 | Framatome Sa | Procede de detection des variations de la reactivite du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et dispositif de mise en oeuvre de ce procede |
| FR2547447B1 (fr) * | 1983-06-09 | 1985-12-27 | Commissariat Energie Atomique | Procede de pilotage d'un reacteur nucleaire |
| EP0329985B1 (en) * | 1988-02-22 | 1993-06-23 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear reactor operating method with extended life cycle |
| FR2629624B1 (fr) * | 1988-04-05 | 1990-11-16 | Framatome Sa | Procede de determination et d'evaluation de la capacite de retour en puissance d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
| TW201355B (sv) * | 1991-11-08 | 1993-03-01 | Westinghouse Electric Corp | |
| FR2710778B1 (fr) * | 1993-09-29 | 1995-12-01 | Framatome Sa | Grappe de commande pour réacteur nucléaire et réacteur en faisant application. |
| FR2901401A1 (fr) * | 2006-05-22 | 2007-11-23 | Areva Np Sas | Methode de regulation de parametres de fonctionnement du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
| FR3008220B1 (fr) * | 2013-07-04 | 2015-08-14 | Areva Np | Procede de pilotage en prolongation de cycle d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
| SI3966837T1 (sl) | 2019-05-07 | 2023-07-31 | Framatome Gmbh | Postopek za upravljanje tlačnovodnega jedrskega reaktorja in pripadajoči sistem upravljanja |
| CN110534223A (zh) * | 2019-08-26 | 2019-12-03 | 中广核陆丰核电有限公司 | 一种核电机组反应性计划管理方法 |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| BE755919A (fr) * | 1969-09-27 | 1971-02-15 | Siemens Ag | Dispositif de regulation pour reacteur nucleaire a eau sous pression |
| BE760096A (fr) * | 1970-02-19 | 1971-05-17 | Siemens Ag | Procede de reglage de la puissance de reacteurs nucleaires a eau sous pression |
| DE2337354C3 (de) * | 1973-07-23 | 1981-06-25 | Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München | Vorrichtung zur Regelung eines Druckwasserreaktors mit verstellbaren Steuerstäben |
| US4057463A (en) * | 1974-08-29 | 1977-11-08 | Westinghouse Electric Corporation | Method of operating a nuclear reactor which maintains a substantially constant axial power distribution profile with changes in load |
| DE2513823A1 (de) * | 1975-03-27 | 1976-09-30 | Kraftwerk Union Ag | Druckwasserreaktor |
| US4062725A (en) * | 1975-08-14 | 1977-12-13 | Combustion Engineering, Inc. | Part length control rod |
| US4075059A (en) * | 1976-04-28 | 1978-02-21 | Combustion Engineering, Inc. | Reactor power reduction system and method |
-
1977
- 1977-06-23 FR FR7719316A patent/FR2395572A1/fr active Granted
-
1978
- 1978-05-31 GB GB24746/78A patent/GB1598297A/en not_active Expired
- 1978-06-06 ES ES470547A patent/ES470547A1/es not_active Expired
- 1978-06-12 ZA ZA783346A patent/ZA783346B/xx unknown
- 1978-06-20 US US05/917,401 patent/US4240874A/en not_active Expired - Lifetime
- 1978-06-21 SE SE7807103A patent/SE457580B/sv not_active IP Right Cessation
- 1978-06-22 DE DE2827442A patent/DE2827442C2/de not_active Expired
- 1978-06-22 CA CA306,063A patent/CA1094233A/fr not_active Expired
- 1978-06-22 JP JP53075920A patent/JPS5834795B2/ja not_active Expired
- 1978-06-23 BE BE188819A patent/BE868420A/xx not_active IP Right Cessation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE2827442C2 (de) | 1985-07-18 |
| ZA783346B (en) | 1980-02-27 |
| GB1598297A (en) | 1981-09-16 |
| SE7807103L (sv) | 1978-12-24 |
| BE868420A (fr) | 1978-12-27 |
| JPS5834795B2 (ja) | 1983-07-28 |
| FR2395572B1 (sv) | 1981-10-30 |
| JPS5417498A (en) | 1979-02-08 |
| CA1094233A (fr) | 1981-01-20 |
| ES470547A1 (es) | 1979-09-01 |
| FR2395572A1 (fr) | 1979-01-19 |
| DE2827442A1 (de) | 1979-01-11 |
| US4240874A (en) | 1980-12-23 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4240874A (en) | Process for controlling the reactivity effects due to the power variations in PWR nuclear reactors | |
| KR880002057B1 (ko) | 원자로심 내에서 제어봉 그룹의 이동에 의한 원자로 제어방법 | |
| US8654916B2 (en) | Method for regulation of operational parameters of the core of a pressurised water nuclear reactor | |
| US5158738A (en) | Method of controlling a pressurized water nuclear reactor | |
| ES466129A1 (es) | Metodo de explotacion de un reactor nuclear para permitir elseguimiento de carga | |
| JPH0782101B2 (ja) | 原子炉制御装置 | |
| US4399095A (en) | Protection and control system for a nuclear reactor | |
| KR910003805B1 (ko) | 원자력 발전소의 제어 방법 | |
| JPH0212099A (ja) | 加圧水型原子炉の出力復帰能力の決定及び算定方法 | |
| US12191044B2 (en) | Using xenon concentration in controlling a nuclear power plant | |
| KR910000920B1 (ko) | 가압수형 원자로 냉각수의 가용성 붕소함유량의 자동 조정 방법 | |
| JPS6146799B2 (sv) | ||
| US4055463A (en) | Automatic motion inhibit system for a nuclear power generating system | |
| US4282061A (en) | System for preventing erroneous operation of control rods | |
| EP0228857B1 (en) | Dropped control rod protection insensitive to large load loss | |
| KR820000164B1 (ko) | 가압수형 원자로의 출력변화에 의한 반응도 효과의 제어방법 | |
| CN115441472B (zh) | 核电机组一次调频系统投退控制方法及系统 | |
| JP4064775B2 (ja) | 炉心監視方法 | |
| JP2017020881A (ja) | 炉心監視システム及び炉心監視方法 | |
| JP2603990B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心部安定化装置 | |
| CN88101339A (zh) | 一种确定过热比警戒阈值的方法,一种执行该方法的装置和一种控制核反应堆的方法 | |
| JP2734483B2 (ja) | 加圧水形原子炉の運転制御装置 | |
| JPS63196896A (ja) | 原子炉出力制御装置 | |
| JPH01299495A (ja) | 原子炉の運転制御方法 | |
| US3055820A (en) | Thermal reactors |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| NAL | Patent in force |
Ref document number: 7807103-2 Format of ref document f/p: F |
|
| NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 7807103-2 Format of ref document f/p: F |