DE3316037A1

DE3316037A1 - Verfahren zum betreiben von kernkraftwerksanlagen

Info

Publication number: DE3316037A1
Application number: DE19833316037
Authority: DE
Inventors: Shinichiro Yokohama Tatemichi
Original assignee: Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1982-05-04
Filing date: 1983-05-03
Publication date: 1983-11-10
Also published as: DE3316037C2; US4605530A; JPS58191989A; JPH0348476B2; SE8302531D0; SE8302531L; SE460317B

Description

PATENTANWÄLTE F.W. HEMm^RIcH · Gfcllö MÜLLER« ■ D. GAOSSE · F. POLLMEIER 7 J

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Tokyo Shibaura Denki Kabushiki K a i s h α, 72 Horikawacho, Saiwai-ku, Kawasaki-shi, Kanaci.iwa-ken (Japan)

Verfahren zum Betreiben von Kernkraf twerksanlage n

Gegenstand dieser Erfindung ist ein Verfahren zum Betreiben oder Fahren von Kernkrafwerksanlagen. Gegenstand dieser Erfindung ist insbesondere aber ein Verfahren zum Betreiben und Fahren von Kernkraftwerks· anlagen der Siedewasser-Ausführung bzw. der BWR-Ausführung, mit dem dann, wenn es innerhalb des Kernkraftwerkes oder außerhalb des Kernkraftwerkes zu Fehlern kommen sollte oder wenn durch einen verringerten Bedarf ein Leistungsabfall zu verzeichnen ist, der Dauerbetrieb des Kernreaktors dadurch aufrechterhalten werden kann, daß zuvor ausgewählte Steuerstäbe in den Reaktor eingefahren werden.

Mit dem technischen Fachausdruck "Scram" ist das schnelle Einfahren der Steuerstäbe °fn den Reaktor definiert.

Ein vom elektrischen Übertragungsnetz losgelöster Dauerbetrieb» (d.h. ein Reaktor-Dauerbetrieb ohne Aufschaltung auf das Elektronetz), wird im allgemeinen mit einem Verfahren aufrechterhalten, daß während eines Fehlers oder während des Ausfallens des elektrischen übertragungsnetzes den Dauerbetrieb des Kernreaktors gewährleistet, so daß dieser dann auch nicht abgeschaltet zu werden braucht. Das kann dadurch gesschehen, daß bei Aufkommen des Fehlers Primärkreis-Rücklaufpumpen eingeschaltet und in Betrieb genommen werden, daß durch das Einfahren von zuvor ausgewählten Steuerstäben der

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Leistungspegel der l<-arnener gie verringert und abgesenkt wird und daß UmlenkventiIe der Turbinen schnell geöffnet werden, was wiederum bedeutet, daß der Dampf, der im Kernreaktor erzeugt worden ist, dann abgeleitet und einen Kondensator zugeführt wird. In einem solchen Falle wird dann der Kernreaktor mit einer Leistung gefahren» welche ungefähr 20 % bis 30 % der Nennleistung entspricht.

Die für den Scram-Prozeß, (d.h. für das im Störungsfalle schnelle Einfahren der Steuerstäbe in den Kernreaktor), bestimmten ausgewählten Ste<uerstäbe müssen jedoch von einem Bedienungsmann (Operator) an jedem Abbrandpunkt gesetzt werden, wobeif'ür jede Abbrandposition das zuvor für jede Abbrandposition berechnete Resultat der nuklear-thermisch-hydrauli- ' sehen Analyse (nuclear-thermal hydraulic analysis) zu beachten und einzuhalten ist. Soll nach Beheben des Fehlers das Kernkraftwerk in seiner Leistung wieder hochgefahren werden, dann sollten die für den Scram-Prozeß» (d.h. für das schnelle Einfahren in den Kernreaktor im Störungsfall bestimmten) ausgewählten Steuerstäbe erst dann wieder aus dem Kernreaktor herausgeholt werden, wenn die Leistung des Kernreaktors bis auf einen Pegel weiter verringert worden ist, der den Verfahrensschritten für das Präparieren des Brennstoffes entspricht, und zwar deswegen, weil die Leistungs-oder Energieverteilung im Kernreaktor unvermeidbarerweise gestört ist und sich dann schädlich auf die Brennstoffe (Brennstäbe) auswirken kann und weil gleichzeitig

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eine derart mühevolle und komplizierte Steuerstabsequenz auch den Verfügbarkeitsfaktor des Kernkraftwerkes verringert und herabsetzt.

Das bisher bekannte und konventionelle Verfahren des Einfahrens von ausgewählten Steuerstäben in den Kernreaktor ist zudem auch noch mit dem Nachteil behaftet, daß das Verfahren des Einfahrens solcher Steuerstäbe nur dann Anwendung findet, wenn das Aufkommen eines äußeren Störungsfalles sich auf das Kernkraftwerk oder die Kernkraftwerksanlage auswirkt, Das Verfahren findet keine Anwendung bei Störungsfällen, die sich im Kernkraftwerk selber ereignen könnten, (beispielsweise im Falle eines Störungsfalles, welcher dadurch verursacht wird, daß die Wasserspeisepumpe des Kernreaktors nicht mehr arbeitet. In diesem Falle kann das Kernkraftwerk einen Dauerbetrieb des Generators bei einem plötzlichen und abrupten Leistungsabfall im Kernreaktor nicht aufrechterhalten).

Fig. 1 zeigt nun ein Kennliniendiagramm, das die zwischen der Dampfblasenmenge (void quantity) und der Steuerstabreaktion vorhandene Zuordnung für einen dem Stand der Technik entsprechenden Kernreaktor wiedergibt.

Fig. 2 ist ein Kennliniendiagramm, daß die Abhängigkeit der Steuerstabreaktion R und der Dampfblasenmenge V von den jeweiligen Axialpositionen eine dem Stand der Technik entsprechenden Kernreaktors erkennen läßt.

Fig. 3 zeigt ein Simul ationsdi agr amin für den Zwei-

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phasenfluß in einem dem Stand der Technik entsprechenden Kernreaktorkanal.

Es kommt noch hinzu, daß es im Hinblick auf die Bedingungen, unter denen das Einfahren von ausgewählten Steuerstäben sich auf die natürliche Zirkulation des Kühlmittels und auf einen verringerten Energiepegel ausgewirkt hat, noch weitere Nachteile gibt, die sich derart auswirken, daß die axiale Energieverteilung nach unten hin aus den nachstehend angeführten Gründen gestört wird oder i s t: -

(i) Wird der Kern von einer geringeren Durchflußmenge durchströmt, wie dies beispielsweise bei einer natürlichen Zirkulation des Kühlmittels der Fall ist, dann werden die Dampflasen, die im oberen Teil erzeugt werden, nicht in genügender Weise abgeführt, so daß auch die Neutronenver1angsamungseffekte nicht genügend groß sind, was wiederum zur Folge hat, daß die Energie oder die Leistung, welche im unteren Teil des Kernes erzeugt wird, entsprechend größer wird.

(ii) Für den Speisewasser-Erhitzer wird Dampf, der von einer Turbine abgezweigt wird, als Heizmedium verwendet. Wird aber durch das öffnen eines Turbinen-Umgehungsven tiles der Dampf in einen Kondensator geführt, dann wird dadurch auch die Zuführung des Heizmediums zum Sppisewasser-Erhitzer unterbrochen, was wiederum zur Folge hat, daß dem Kern relativ kühleres Wasser zugeführt wird.

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Dadurch wird innerhalb des Roaktorkernes der axiale Siede-Anfangspunkt erhöht, was wiederum zur Folge hat, daß im unteren Teildes Reaktorkernes die Neutronenver1angsamungseffekte verstärkt werden und dadurch die Energie oder die Leistung im unteren Teil des Kernes größer wird.

(iii) Fig. 1 und Fig. 2 lassen erkennen, daß je größer die Dampfblasenmenge im Kern ist, desto größer auch die Steuerstabreaktion ist, was wiederum bedeutet, daß dann, wenn die ausgewählten Steuerstäbe vollständig eingefahren worden sind, die negativen Reaktionseffekte der Steuerstäbe im oberen Teil des Reaktorkernes stärker sind und im unteren Teil des Reaktorkernes schwächer. Aus diesem Grunde wird die Energieverteilung im Reaktor dann nach unten zu gestört, wenn im Rahmen des Scram-Prozesses, d.h. des Einfahrens der ausgewählten Steuerstäbe in den Reaktor), die ausgewählten Steuerstäbe vollständig in den Reaktor eingefahren worden sind oder werden.

Es gibt somit mehrere und sich gegenseitig beeinflussende Ursachen, die dann, wenn die ausgewählten Steuerstäbe im Rahmen des Scram-Prozesses (Bremsprozesses) in den Reaktor eingefahren werden, in der axialen Energieverteilung eine Verzerrung verursachen, die sich ausschließlich nur nach unten hin auswirkt.

Wird im unteren Teil des Reaktorkernes die Energie-Spitzenwertbi!dung größer, dann wird durch sie auch die Kernkanal-Stabi1itat nachteilig beeinflußt, und dieses soll nachstehend nun in Ausführlichkeit erläutert und beschrieben werden.

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Will man die Stabilität eines derart großen Systemes nichtlinearer Art analysieren, wie dies beispielsweise bei einer Kernkraftwerksanlage des Siedewasser-Typus oder des BWR-Typus der Fall ist, dann ist zunächst einmal das Stabilitätsverhalten der zu diesem großen System gehörenden Elemente oder Untersysteme zu untersuchen. Erst dann sollte das Gesamtsystem, das ja aus der Kombination solcher Elemente und Untersysteme besteht, untersucht und erforscht werden.

So kann beispielsweise das thermisch-hydraulische Stabilitätsverhalten eines jeden einzelnen Kanales (Flüssigkeitsdurchlasses) im Reaktorkern untersucht werden, um dabei die Ei genstabil it ä't, (d.h. die Kanalstabilität), zu erhalten.

In einem weiteren Schritt werden die Stabilitätsmerkmale dieser Kanäle kombiniert mit den nuklearen Eigenschaften und mit den thermischen übergangseigenschaften, die im Reaktorkern gegeben sind. Schließlich wird anhand dieser Werte dann die Stabilität des Reaktorkernes, (d.h. "die Reaktorkern-Stabilität"), untersucht und bestimmt.

Die Kanalstabilität soll nachstehend nun anhand eines Kernreaktors der Siedewasser-Ausführung oder des BWR-Typus, in dessen Reaktorkern hunderte von Brennstoffeinheiten derart installiert sind, daß die jeweils zutreffenden Brennstoffkanäle als zueinander paral-Teile Kanäle angeordnet sind, erläutert und erklärt werden. Bei einer solchen Konstruktion wird der Einfluß, den die Durchflußmengenschwankungen von nur

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einem einzigen Kanal hat, von zahlreichen Kanälen, die ringsum den die Schwankungen hervorrufenden Kanal angeordnet sind, derart absorbiert und aufgenommen, daß am Einlaß und am Auslaß des Reaktorkernes keine Druckschwankung zu verzeichnen ist.

Was den zuvor beschriebenen beheizten Zweiphasenr Strömungskanal betrifft, so können Schwankungen in der Durchflußmenge dieses Kanales auch dann erzeugt werden, wenn die Wärmemenge konstant ist.

Das Stabilitätsverhalten eines solchen Zweiphasen-Strömungskanales ist unter Beachtung der verschiedensten Aspekte studiert und erforscht worden, wobei dann auch Instabilitäten der verschiedensten Arten entdeckt und systematisch klassifiziert worden sind.

In Übereinstimmung mit dieser Klassifikation soll nachstehend nun eine der bekanntesten Ausführungen und Arten der Wellenschwankungen, die die Kanalstabilität nachteilig beeinträchtigt diskutiert werden. Es handelt sich dabei um eine soqenannte Blasendichte-Wellenschwankung (density wave oscillation) Die Mechanik einer solchen Schwankung besteht kurz gesagt darin, daß sie abgeleitet wird aus der Übertragungsverzögerung und aus den Rückkopplungswirkungen der in dem Kanal vorhandenen und gegebenen veränderlichen Größen, beispielsweise der Strömungsmenge, der Dichte (Blasenfraktion) und des Druckverlustes. Eine Eigenschaft dieser Mechanik besteht darin, daß die SChwingungsperiode in enger Zuordnung

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zu der Zeit steht, in welcher die Dichtewellen innerhalb des Durchflusses oder der Strömung, (oder aber die Fortpflanzungswellen der Dampfblasenfraktionsstorungen) die Kanäle passieren. Derartige Schwankungen oder Schwingungen waren früher als Strömungstnengen-Bl asenrückkopplungs- Instabi Ii tat (flow-rate void-fraction instability) oder Zeitverzögerungs-Instabi1itat (time-delay instability) bekannt. Nun aber aufgrund der zuvor angeführten Eigenschaften ist dieses als Dichtewellenschwingung oder Dichtewellenschwankung bekannt.

Wie nun aus Fig. 3 zu erkennen ist, gehören zu einem Siedewasserreaktor-oder BWR-Brennelementkanal ein Einlaß, ein Einphasen-Strömungstei1, ein unterkühlter Siedeteil, ein Blasensiedungstei1 und ein Auslaß. Im unterkühlten Siedebereich sind, obgleich die Enthalpie des Wassers noch nicht den Wert ihrer Sättigungsenthalpie erreicht hat, bereits Dampfblasen vorhanden, wohingegen im Blasensiedebereich das Wasser seine Sättigungsenthalpie erreicht hat. Nachstehend soll nun die Mechanik des Zustandes, während dem die Schwingung oder Schwankung aufkommt oder entsteht in aller Ausführlichkeit beschrieben und erläutert werden.

Wenn aus Gründen der Vereinfachung auch der unterkühlte Siedebereich weggelassen worden ist, so gibt es doch keine Probleme, denn die Diskussion soll im Hinblick auf ein qualitativ besseres Verstehen geführt werden.

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Nun sei angenommen, die Ei nl aßströmungsmerige des Kanal e s befinde sich im Schwingungszustand, der dann eine übertragung entlang dem Fluß der Enthalpiestörung im Hinblick auf den Einphasen-Strömungsbereich hervorruft und erzeugt. An der Siedegrenze, diese wird im weiteren Verlaufe der Patentbeschreibung als Siedegrenze BB bezeichnet, erreicht die Wassertemperatur ihre Sättigungsschwingungen, und dies wegen der Enthalpie-Störungen. Weil bei der Strömungsmenge und bei der Länge des Einphasen-Strömungsbereiches Schwankungen zu verzeichnen sind, ist auch eine Schwankung des Druckverlustes innerhalb des Einphasen-Strömungsbereiches gegeben. Die Schwingung der Siedegrenze BB, d.h. die Schwingung oder Schwankung der Dampf 1asenfraktion oder der dort gegebenen Qualität, verbreitet sich entland der Strömung und verursacht gleichzeitig, daß die Strömungsgeschwindigkeit innerhalb des Zweiphasen-Strömungsbereiches eine Störung hervorruft und erzeugt. Die Stärungen in der Dampfblasenfraktion und in der Strömungsgeschwindigkeit verursachen gemeinsam innerhalb des Zweiphasen-Strömungsbereiches die Druckabfal 1 störung.

Hier ist der gesamte Druckverlust oder Druckabfall des Kanales extern als ein Grenzzustand gegeben, wobei es sich in diesem Falle um eine Konstante handelt, welche durch mehrere hundert von anderen Kanälen definiert und bestimmt ist. Das aber bedeutet, daß die Druckabfal 1 störung innerhalb des Zweiphasen-Strömungsbereiches sich durch eine

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Änderung im Druckabfall oder Druck verlust auch auf den Ei nphasen-Strörnungsberei cn auswirkt, wobei die Änderungen im Druckabfall oder Druckverlust in der Größe identisch ist, in der Polarität aber entgegengesetzt gerichtet ist. Dieses wiederum verstärkt die zuerst angenommene hypothetische Schwankung in der Einlaßströmungsgeschwindigkeit (im Falle einer Instabilität) oder schwächt diese (im Falle einer Stabilität) ab.

Nachstehend sollen noch ausführlichere und mehr in die Details gehende Untersuchungen einer kritischen Schwingung erläutert und beschrieben werden. In diesem Falle wird die Änderung im Druckabfall, die im Einphasen-Strömungsabschnitt hervorgerufen wird so, daß sie der Änderung im Druckabfall des Zweiphasen-Strömungsbereiches in der Größe identisch ist, daß aber im Hinblick daz eine entgegengesetzt gerichtete Polarität aufweist. Dies bedeutet, daß im Hinblick auf die Betriebsbedingungen des Siedewasser-Reaktors oder BWR-Reaktors die Änderung im Druckabfall oder Druckverlust im Einphasen-Strömungsbereich im wesentlichen gleichphasig ist mit der Änderung der Einlaßströmungsgeschwindigkeit, wohingegen die Änderung im Druckabfall des Zweiphasen-Strömungsbereiches im wesentlichen gleichphasig ist mit der Änderung der Austr i tts-Strörnungsgeschwind i gkei t. Das ist auch der Grund dafür, daß in diesem Falle zwischen der Eintrittsphase und der Austrittsphase eine so beträchtliche Verzögerung vorliegt und vorhanden ist.

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Eine derartige Phasenverzögerung kommt in einer nichtkompressiblen Einphasenströmung nicht zustande. Sie wird verursacht durch eine stärkere Dichtenänderung entlang der Strömung innerhalb des Siedekanales.So sollte Wasser, das in den Kanal mit einer größeren Strömungsgeschwindigkeit einläuft wegen seiner größeren Strömungsgeschwindigkeit vor dem Erreichen seiner Sättigungstemperatur über eine längere Distanz geführt werden, d.h. einen längeren Weg zurücklegen müssen. Als Folge davon wird die Siedetemperaturgrenze strömungsabwärts verschoben. Im Siedebereich erfolgt die Weiterleitung als negative Dampf bl asen-Sätti gungss tö'rung, was wiederum zur Folge hat, daß die Dichtenflußströmungsgeschwindigkeit als eine positive Störung übertragen wird, und dies wegen der Dichtendifferenz zwischen Wasser und Dampf.

Diese Vorgänge haben wiederum zur Folge, daß der Druckabfall oder Druckverlust des Siedebereiches größer wird, daß andererseits der Druckabfall oder Druckverlust im Einphasen-Strömungsbereich kleiner wird und daß schließlich auch die Einlaßströmungsgeschwindigkeit sich verringert.Das erklärt auch, weshalb die Hälfte der Schwingungsperiode im wesentlichen gleich der Zeit wird, während der die Flüssigkeit den Kanal passiert.

Sollte sich unter diesen Bedingungen der Druckabfall oder Druckverlust im Zweiphasen-Strömungsbereich vergrößern, dann erhöht sich auch die Druckverluständerung im Zweiphasen-Strömungsbereich und damit

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auch die Instabilität des Kanales. Andererseits wiederum wird durch eine kleinere Abmessung der öffnung der Kanaleinlaßdüse die Vergrößerung der Einlaßströmungsänderung, die aus der Druckverluständerung des Einphasen-Strömungsbereiches abgeleitet ist - verursacht durch die Druckverluständerung im Siedebereich verringert und dadurch die Stabilität verbessert. Diese Tendenzen sind experimentell nachgewiesen worden

Wird im unteren Teil des Reaktorkernes die Energie-Spitzenwertbildung größer, dann hat dies zur Folge, daß auch der Dampfbiasenfaktor größer wird, daß im Zweiphasen-Strömungsabschnitt ein größerer Druckverlust oder Druckabfall zu verzeichnen ist und daß für den Kanal eine vergrößerte Instabilität vorliegt.

Nachstehend soll nun in alller Ausführlichkeit die Stabilität des Reaktorkernes beschrieben und erläutert werden:-

Nach der Bestimmung und Festlegung der Kanalstabilität kann auch die Stabilität des mehrere hundert von zusammengefaßten Kanälen aufweisenden Reaktorkernes untersucht und bestimmt werden. In diesem Falle kann man davon ausgehen, daß die vom Dampfblasen-Reaktionskoeffizienten (void reactivity coefficient) abgeleiteten thermisch-hydraulischen Eigenschaften der Kanäle und die Eigenschaften des Reaktorkernes (nuclear reactor core characteristics) zusammengefaßt werden und dadurch verursachen, daß der Reaktorkern instabil wird. Hierbei wird der Gesamtkern dadurch simuliert, daß die zahlreichen Rrennstabkanäle zu Gruppen

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zusammengefaßt werden, deren thermisch-hydraulische Eigenschaft gleich/ähnlich sind.

Das thermisch-hydraulische Dynamikverhalten im Hinblick auf die jeweils zutreffenden Brennstoffkanäle wird aus den mathematischen Modellen der zuvor beschriebenen Kanalstabi1itat abgeleitet. Hier werden die Kanal-Strömungsgeschwindigkeit und der Dampfblasenfaktor im Hinblick auf den Kanal-Druckverlust und auf den Einlaß des Wärmef1ußbündels ermittelt. Jetzt wird die Summe der Kanal-Strömungsgeschwindigkeiten gleich der Strömungsgeschwindigkeit durch den Reaktorkern und jetzt sind im Hinblck auf das Primärkreis-Rücklaufsystem Modelle des Dynamikverhaltens erforderlich, damit die Änderung am des Druckes am E'inlaß des Gesamtkernes berechnet werden kann. Schi iί lieh wird die Dampfblasenfraktion der jeweils zutreffenden Kanäle multipliziert mit dem Dampfblasen-Reaktionskoeffizienten (void reactivity coefficient) und addiert, was wiederum zur Folge hat, daß man damit die Reaktionsänderung de^c gesamten Reaktorkernes erhält, die ihrerseits wiederum ein Eingabewert für die thermischen Eigenschaften des Reaktorkernes ist und einen Rückführungskreis oder Rückkopplungskreis darstellt.

Aus diesem Grunde ist auch die Stabilität des Reaktorkernes gleich jener des konventionellen Rückführungssystemes oder RUckkopplungssystemes und leicht bestimmbar.

Wie im Falle der Kanalstabi1itat wird dann, wenn die axiale Energie-Spitzenwertbi!dung im unteren Teil

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des Reaktor kernes größer wird, auch die Dampfblasenfraktion größer, was wiederum zur Folge hat, daß die Rückflihrungs verstärkung der Dampf bl asenreaktion größer wird und damit auch eine größere Instabilität des Reaktorkernes zu verzeichnen ist.

Es ist bereits die Rede davon gewesen, daß dann, wenn die axiale Energie-Spitzenwertbi!dung im unteren Teil des Kernreaktors größer wird, sich auch innerhalb des Brennstabkanales des Reaktorkernes die Dampfblasenmenge vergrößert, wobei als Folge davon zu verzeichnen ist, jeweils ein größerer Druckverlust und eine größere Dampfblasenmenge in der Zweiphasenströmung. Das führt dazu, daß dann, wenn es in der Kanal-Strömungsgeschwindigkeit zu kleinen oder sehr kleinen Störungen kommt, die dampfblasenverursachte Verzögerung in der Strömungsgeschwi ndi gke i ts-STörung auch größer wird und das die Schwingung leicht weiterlaufen kann. Auch im Hinblick auf die Dampfblasenreaktion ist eine erhöhte Reaktion zu verzeichnen, desgleichen auch eine größere Neigung zur Instabilität.

Die Erfindung stellt sich somit die Aufgabe, eine Betriebsmethode für eine Kernkraftwerksanlage zu schaffen, die bei Aufkommen eines Fehlers oder eines Störungsfalles, schnell eine Abschaltung vom ElektroÜbertragungsnetz und eine Umschaltung auf einen vom Elektronetz gelösten Betrieb herbeiführt und nach dem Beheben der Störung die Leistung des Kernreaktors wieder sacht hochfahren läßt, und dies ohne die nachteilige thermische Auswirkung auf die Kernbrennstoff-Einheiten.

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Die Erfindung löst die ihr gestellte Aufgabe dadurch, daß sie zum Betreiben und Fahren eines Kernreaktors - dieser Kernreaktor ausgestattet mit einer ersten Gruppe von Steuerstäben, die zur Steuerung des Energiepegels oder Leistungspegels des Kernreaktors in diesen Kernreaktor hineingefahren und aus diesen Kernreaktor auch ausgefahren werden können - ein Verfahren vorsieht, welches dadurch gekennzeichnet ist, daß nach dem Erfassen einer Störung, die eine Verringerung des Energiepegels oder Leistungspegels des Reaktors verlangt, eine zweite Gruppe von Steuerstäben, welche im Normalzustand nicht in den Reaktor eingefahren sind, im Rahmen eines Sehne 11 abschal tungsvorganges (Scram Process) in den Reaktorkern hineingeführt und eingesetzt werden.

Gegenstand der Erfindung ist somit ein Verfahren zum Betreiben und Fahren einer Kernkraftwerksanlage, zu welcher auch Steuerstäbe gehören, mit denen im Störungsfalle der Leistungspegel oder Energiepegel des Kernreaktors gesteuert wird. Dieses Verfahren weist die nachstehend angeführten Einzelschritte auf:-

das Erfassen der Störung und Bestimmen der Störungsart.

das Auswählen von Steuerstäben aus dem äußersten Umfangsbereich des genannten Kernreaktors.

aus diesen Steuerstäben wiederum das Auswählen solcher Steuerstäbe, die sich innerhalb des vorerwähnten äußersten Umfangbereiches befinden und sich während des Normalbetriebes des Kernreaktors

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völlig außerhalb des Kernreaktors befinden.

die Verwendung der aus den zum äußersten Umfangsbereich des Kernreaktors gehörenden Steuerstäbe ausgewähl ten Steuer stäbe ,. desgle i chen auch der aus dem Inneren des äußersten Umfangsbereich ausgewählten Steuerstäbe, für den Vorgang der Schnellabschaltung (Scram Process), um dadurch den Energiepegel oder Leistungspegel der vorerwähnten Kernkraftanlage in Übereinstimmung mit der Art der festgestellten Störung zu steuern.

Die Erfindung wird nachstehend nun anhand des in Zeichnung dargestellten Ausführungsbeispieles (der in Zeichnung dargestellten Ausführungsbeispiele) näher erläutert. Die Zeichnung zeigt in:-

Fig. 1 Ein Kennliniendiagramm mit Darstellung der Zuordnung, die zwischen der Dampfblasenmenge (void quantity) und der Steuerstabreaktion bei einem herkömmlichen Kernreaktor gegeben ist.

Fig. 2 Ein Kennliniendiagramm mit Darstellung der Abhängigkeit von Steuerstabreaktion P und Dampfblasenmenge V von der jeweils zutreffenden Axialposition für einen herkömmlichen Kernreaktor.

Fig. 3 Ein Simulationsdiagramm für den Zweiphasen-Strömungsfluß in einem herkömmlichen Kernre ak tork anal

Fig. 4 Einen übersichtsplan mit Darstellung eines Kernreaktor-Leistungsregelungssystemes dieser Erfindung.

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Fig. 5 Eine Draufsicht auf ein Ausführungsbeispiel von ausgewählten Steuerstäben entsprechend der Erf indung.

Fig. 6Λ Eine Draufsicht mit Darstellung einer Steuerstabanordnung während des Normalbetriebes des mit dieser Erfindung geschaffenen Systems

Fig. 6B Draufsichten mit Darstellung der verschiedenen Steuerstabanordnungen, die sich dann ergeben, wenn die mit Fig. 6 dargestellten ausgewählten Steuerstäbe in Übereinstimmung mit der Erfindung im Rahmen einer Schnellabschaltung (Scram Process) verwendet und eingesetzt worden sind.

Fig. 7 Ein Kennliniendiagramm, das die axiale Energieverteilung oder Leistungsvertei1ung entsprechend der Erfindung wiedergibt.

Fig. 8 Ein Kenn! i η iencii agr acm zwecks Vergleichens der mit der Erfindung gegebenen und mit der herkömmlichen Art gegebenen axialen Ener gieverteilung/Leistungsverteilung für den Zustand vor und für den Zustand nach dem Einfahren der ausgewählten Steuerstäbe.

Fig. 9 Ein Kennliniendiagramm, in dem in Übereinstimmung mit der Erfindung die Zuordnung zwischen der nach unten gerichteten Verzerrung der Kernreaktorleistung und der Stabilität des Reaktors dargestellt ist.

Nachstehend soll nun das Ausführungsbeispiel anhand von Fig. 4 bis Fig. 9, insbesondere aber anhand von

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Fig. 4, erläutert und beschrieben werden. Gleiche oder identische bzw. ähnliche Teile oder Konstruktionselemente sind mit den gleichen Hinweiszahlen gekennzeichnet. Der Kernreaktor 1 erzeugt Dampf. Dieser Dampf wird vom Kernreaktor 1 aus durch eine Dampf-Hauptleitung 2, in die das Regelventil 3 eingebaut ist, einerDampfturbine 4 zugeführt und treibt diese Dampfturbine 4 an, die ihrerseits wiederum einen Elektrogenerator 5 antreibt, in dem Strom erzeugt wird. Vom Generator 5 aus wird der elektrische Strom einen Haupttransformator 6 zugeführt und von dort aus einem Netztrennschalter 7, über den der elektrische Strom auf ein Elektroübertragungsnetz 8, (ein Elektronetz) auf geschaltet wird Der in der Turbine 4 nicht verbrauchte Dampf wird in einem Kondensator 9 kondensiert und dann über einen Speisewassererhitzer 27 von einer Speisewasserpumpe 10 in den Kernreaktor 1 zurückgeführt. Zwischen der Dampf-Hauptleitung 2 und dem Kondensator 9 ist eine mit einem Ableitungsventi1 oder Umgehungsventil 11 bestückte Umgehungsleitung 12 derart angeordnet, daß das Dampf-Hauptsteuerventil 3 und die Dampfturbine 4 umgangen werden können. Auch der durch die Umgehungsleitung 12 geführte Dampf wird im Kondensator 9 kondensiert. Dam Kernreaktor 1 ebenfalls zugeordnet ist eine zum Leistungssteuerungssystem gehörende Primärkreis-Umlaufpumpe 15, welche von einem Motor 16 und von den Steuerstäben 18 gesteuert wird.

Sollte in der in zuvor beschriebenen Weise konstru-

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ierten Kernkraftwerksanlage des Siedpwasser-Typus oder des BWR-Typus es zu einer Störung im Elektronetzsystem 8 oder im Generator 5 kommen, dann hat dies zur Folge, daß der Haupttrennschalter 7 in die Trennposition gebracht wird und den Transformator 6 vom Elektronetzsystem 8 abschaltet. Dies bewirkt dann auch, daß ein Signal "Leitungsabschaltung" vom Haupttransformator 6 aus einem Lastabschal tungsmeldesystem 13 auf ge schaltet wird. Bei Erfassen des Signales "Lastabschal tu ng" erzeugt das System 13 ein Lastabschaltungssignal, das dann seinerseits wiederum das Dampf-Hauptregel system 3 in den Schließzustand bringt und gleichzeitig sofort das Umgehungsventil 11 öffnet. Als Ergebnis wird sodann der Dampf durch die Umgehungsleitung 12 dem Kondensator 9 zugeführt.

Das abrupte und sofortige Schließen des Dampf-Hauptregel ungsventi les 3 wird von einem weiteren Meß-und Überwachungssystem 14 erfaßt, wobei von diesem weiteren Meß-und überwachungssystem 14 dann ein Pumpenmotor 16 eingeschaltet wird und des weiteren eine Einfahrvorrichtung 17 für ausgewählte Steuerstäbe derart in Betrieb genommen wird, daß von ihr aus die ausgewählten Steuerstäbe 18S in den Reaktorkern 19 eingefahren werden, und dies im Rahmen einer Schnellabschaltung (Scram Process). Dies wiederum bewirkt, daß der Energiepegel oder Leistungspegel des Kernreaktors 1 verringert oder heruntergefahren wird. Ein Signal des Meß-und überwachungssystemes

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erhält, auch das Speisewasserpumpe η -Steuerungssystem 20 auf geschal tet, das seinerseits wiederum das Einschalten von einer nuklearen Speisewasserpumpe oder von mehreren Speisewasserpumpen 10 veranlaßt und dadurch den Kernreaktor 1 auf einen vom Elektronetz getrennten und hauseigenen Betrieb umschaltet.

Damit die Sicherheit des Kernreaktors 1 gewährleistet ist, ist weiterhin auch noch ein Wassorpegel-Meß-und Überwachungssystem 21 vorgesehen. Dieses System funktioniert beispielsweise so, daß dann, wenn der Wasserpegel L im Kernreaktor auf einen vorgegebenen unteren Grenzwert abgefallen ist, ein Signal "Wasser unterer Grenzwert" erzeugt wird, das seinerseits wiederum ein Schnellabschaltungssystem (Scram System) derart in Betrieb nimmt, daß im Rahmen eines Sehne 11 abschaltungsvorganges alle Steuerstäbe 18 in den Reaktorkern 19 eingefahren werden, damit dadurch wiederum auch die Energie und die Leistung des Kernreaktors 1 abgeschwächt werden kann.

Bei einem kommerziell ge nutzen Siedewasser-Kernreaktor des BWR-Typus wird bei Aufkommen einer Störung im Elektronetzsystem 8 oder im Generator das Umgehungsventil 11 sofort und abrupt geöffnet, wird darüber hinaus auch noch die Primärkreis-Umlauf pumpe 15 eingeschaltet und in Betrieb gesetzt, woraufhin dann das für das Einfahren der ausgewählten Steuerstäbe bestimmte system 17 derart arbeitet und wirksam wird, daß von ihm im Rahmen eines Sehne 1 1 abscha 1 t.ungs vor ganges die

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ausgewählten Steuers ta be I8S in den Reaktorkern IM einyefahren werden und dadurch die inergie oder die Leistung des Kernreaktors 1 gesenkt wird, während gleichze i ti g das durch das Anhalten der Pr imärkrei s-Umlaufpumpe 15 verursachte Anstieg des Wasserpegels im Kernreaktor durch das Abschalten der Speisewasserpumpe 10 unterdrückt wird, was wiederum bewirkt, daß der Kernreaktor 1 dazu gebracht wird, in einer sicheren und stabilisierten Weise in den Zustand des vom Elektronetz losgelbsten Betriebes überzugehen.

In der Praxis wird nach erfolgter Lastabschaltung während der Periode, in der das Umgehungsventil geöffnet wird, das Dampf-Hauptrege 1 venti1 3 geschlossen, was dazu führt, daß die Dampfblasen im Reaktorkern 19 eine Verzerrung erfahren und dadurch in drastischer Weise eine Verstärkung des Neutronenflusses herbeiführen. Andererseits jedoch wird der von der Dampfturbine 4 abgezogene Dampf als Heizmedium für das Speisewasserheizsystem 27 verwendet. Nach der Lastabschaltung wird jedoch das Umgehungsventil 11 abrupt und sofort geschlossen, was wiederum zur Folge hat, daß der Dampf vom Kernreaktor 1 aus in den Kondensator geführt wird und dadurch als Heizmedium für das Speisewasserheizsystem 27 nicht mehr zur Verfugung stellt und dem Reaktorkern 19 stärker unterkühl tes Wasser zugeführt wird. Darüber hinaus sind auch die Dampfblasen im Kern verzerrt und erhöhen dadurch den Energiepegel oder Leistungspegel im Kernreaktor 1. Um dem zuvor beschriebe-

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nen Phänomen beikommen zu können, ist es zunächt erforderlich, die negative Reaktivität derart einzusetzen und zu verwenden, daß dadurch der Leistungsanstieg nach der Lastabschaltung in geeigneter Weise derart unterdrückt werden kann, daß dadurch die Brennstoff - Integritat genügend gewährleistet ist. Zum zweiten ist es erforderlich, daß im Zustand des vom Elektronetzsystem gelösten Betriebes ein Energiepegel oder Leistungspegel eingehalten wird, der rund 10 % der Nennleistung beträgt. Mit der ersten Forderung wird der untere Grenzwert der negativen Reaktionsmenge, die zuzuführen ist, bestimmt und mit der zweiten Forderung deren oberer Grenzwert.

Um in den Begriffen der Reaktion/Reaktivität diesen Forderungen zu entsprechen, genügt es nicht nur die Steuerstäbe einzufahren, die dem äußersten Umfangsbereich zugeordnet sind, was wiederum bedeutet, daß auch die Steuerstäbe, die im Bereich innerhalb des äußersten Umfangsbereiches angeordnet sind, zur Herbeiführung einer Schnellabschaltung ebenfalls als ausgewählte Steuerstäbe in den Reaktor eingefahren werden müssen.

Wie nun aus Fig. 5 zu erkennen ist, sind innerhalb des Reaktorkernes die Steuerstäbe in zwei Gruppen unterteilt. Einmal in die Gruppe der Steuerstäbe, die dem äußersten Umf angsbere ich zugeordnet, sind, und zum anderen in die Gruppe der S te u e r s t ä b e, die im inneren dos äußersten Umfangsbereiches angeordnet sind.

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In der nachstehend gegebenen Weist? sind die ausgewählten Steuerstäbe jeweils für jeden Zyklus der Kernkraftwerksanlage festgelegt, so daß die ausgewählten Steuerstäbe für jeden Zyklus jeweils andere si nd .

Für den äußersten Umfangsbereich:

(i) Direkt einander benachbarte Steuerstäbe werden nicht ausgewählt. (Das Auswählen von einander direkt benachbarten Steuerstäben hat zur Folge, daß die Verzerrung des Neutronenflusses n größer wird. Diese Wirkung kommt in gleicher Weise auch im Inneren des äußersten Utnfangsberei ches zustande).

(ii) Am meisten bevorzugt wird die Methode, immer beim Auswählen der Steuerstäbe einen zu wählen und den nächsten zu übergehen. (Werden alle Steuerstäbe des äußersten Umfangsbereiches ausgewählt, dann entstehen für den inneren Bereich schwierige thermische Bedingungen).

Für den Bereich innerhalb des äußersten Umfangsberei ches :

(iii) Einander direkt benachbarte Steuerstäbe, die vollständig ausgefahren werden, werden nicht ausgewählt.

(iv) Steuerstäbe, welche teilweise eingefahrenen Steuerstäben direkt benachbart sind, werden nicht ausgewählt.

(v) Die ausgewählten Steuerstäbe werden in ihrer Anordnung derart gewählt, daß sie im Reaktorkern gleichmäßig verteilt sind.

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Die ausgewählten Steuerstäbe werden somit in dieser Weise vom Operator festgelegt, woraufhin dann die Steuerstab-Anordnuru) vom Computer analysiert wird, damit auch deren Sicherheit gewährleistet ist. Nach Abschließen der zuvor angeführten Prozedur wird noch vor dem Einsatz die Position der ausgewählten Steuerstäbe in jedem Zyklus in die zum Einfahren der ausgewählten Steuerstäbe bestimmte Vorrichtung 17 ei ngegeben.

Bei einer Kernkraftwerksanlage der Siedewasserausführung oder der BWR-Ausfiihrung mit einer Leistung von beispielsweise 1.100 MWe werden aufgrund der zuvor beschriebenen Anforderungenim Hinblick auf den oberen Grenzwert und auf den unteren Grenzwert der aufzubringenden negativen Reaktivität/Realtion für gewöhnlich ausgewählt: alle Steuerstäbe im äußersten Umfangsbereich (zwanzig Steuerstäbe ausgewählt) und vier S teuer stäbe bis vierzehn Steuerstäbeaus dem Bereich innerhalb des äußersten Umfangsbereiches Damit wird dann der Mangel an negativer Reaktivitätsmenge (lack of negative reactivity quantity), der durch das Einfahren der zum äußersten Umfangsbereich gehörenden ausgewählten Steuerstäbe entsteht, dadurch zu einer besserung Bedingung umgewandelt, daß die ausgewählten Steuerstabe, die dem Bereich innerhalb des äußersten Umfangsbereiches zugeordnet sind, in die Position "voll aus" eingefahren werden.

Für ein Ausführungsbeispiel der Erfindung zeigen Fig. 6A, Fig. 6B, Fig. 6C, Fig. 6D und Fig. 6E zwei Anordnunqsmög1ichkeite π für das Einfahren der Steuerstäbe, und zwar den Zustand vor dem Einfahren der Steuerstäbe und den Zustand nach dem Einfahren der Steuerstäbe 1OS. Mit Fig. 6A dargestellt

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ist das Steuer s tabmijs ter oder die S t.euors tabanordnung für den Fall des Normalhetriebes, wohingegen mit Fig. 6B, Fig. 6C, Fig. 61) und Fit). 6F das Steuerstabmuster oder die Steuerstabanordnung fur den Fall wiedergegeben sind, daß die ausgewählten Steuerstäbe für einen Sehne 11 abschaltungsvorgang (Scram Prozeß) verwendet und eingesetzt worden sind. Die im Muster oder in der Anordnung angegebenen Nummern stehen für die Nummern der ausgefahrenen Position, so steht beispielsweise die Zahl 48 für eine Position "voll aus", wohingegen mit der Zahl O die Position "voll ein" bezeichnet ist, während eine zahlenfreie Position ebenfalls einer Position "voll aus" entspricht. Diejenigen Steuerstäbe, (die Positionsnummer ist von einem Kreis umgeben), die während des normalen Betriebs teilweise in den Kern eingefahren sind, werden - und dieses ist ein wichtiges und neuartiges Merkmal dieser Erfindung - während der gesamten Prozeduren nicht bewegt.

Die in der zuvor beschriebenen Weise festgelegten Steuerstäbe werden als ausgewählte Steuerstäbe eingesetzt und verwendet. Sie werden dabei von dem zum Einfahren der ausgewählten Steuerstäbe bestimmten System 17 bewegt und verfahren.

Das Speisewasserpumpen-Regelungssystem 20 weist ein Meß-und uberwachungssystem 25 auf, das ein abnormales Arbeiten der Speisepumpe zu messen und zu erfassen hat. Kann wegen einer Störung in irgendeiner der Speisewasserpumpen 10 dem Kernkraftwerksanlage Speisewasser nicht in genügender Menge zugeführt werden, dann werden die nicht normalen Zustände

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von dem Meß- und Überwachungssystem 25 gemessen und erfaßt, dann bewirkt dies, daß das für das Einfahren und Ausfahren der ausgewählten Steuerstäbe bestimmte System 17 angesteuert wird, und zwar derart, daß von diesem System 17 dann entweder ein Teil oder alle zum äußersten Umfangsbereich gehörenden ausgewählten Steuerstäbe zwecks Durchführung einer Schnell abschaltung (eines Scram Process) in den Reaktorkern 19 eingefahren werden.

f.

Erhält des Schnellabschaitungs-oder Notabschaltungssystem 22 ein Wassermangelsignal für den Kernreaktor aufgrund einer Messung der Wasserstands-Meß- und überwachungsvorrichtung 21 auf geschaltet oder irgendein anderes Signal von dem Störfall-Meß-und Überachungssys tem 26, dann wird die Notabschaltungsvorrichtung 22 derart ansteuert und in Betrieb genommen, daß von ihr alle Steuerstäbe zur Durchführung eines Sehne 11 abschaltungsvor ganges in den Reaktorkern 19 hineingefahren werden.

Werden nach dem Aufkommen einer Störung im Elpktronetzsystem 8 oder im Generator 5 der Haupt transformator 6 und der Haupttrennschalter 7 vom Elektronetz getrennt, dann hat dies zur Folge, daß das Lastabschaltungs-Meß-und Überwachungssystem 13 vom Transformator 6 aus ein Lastabschaltungssignalaufgeschaltet erhält und dann durch eine entsprechende Ansteuerung das Dampf -llauptrege 1 unqsventi 1 3 sofort und abrupt schließt und gleichzeitig das Umgehungsventil 11 sofort und in abrupter Weise zum öffnen bringt, was wiederum zur Folge hat,

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daß nach dem Schließen des Dampf-Hauptrege 1 ventiles 3 und nach dem öffnen des Umgehungsventiles 11 der vom Kernreaktor 1 erzeugte Dampf vom Kernreaktor aus direkt in den Kondensator 9 geführt wird. Andererseits wiederum wird, wie dies bereits zuvor angeführt worden ist, die Pr imärkre i s-Unil auf pumpte als Resultat des abrupten Schließens des Dampf-Hauptregel venti les 3 angesteuert und geschaltet, woraufhin dann innerhalb von ungefähr 30 Sekunden der Energiepegel oder Leistungspegel des Kernreaktors auf einen Wert von 50 % bis 60 der Kernreaktor-Nennleistung abgesenkt und verringert wird . Das abrupte Schließen des Dampf-Hauptregelungsventiles 3 bewirkt weiterhin auch noch, daß die für das Einfahren der ausgewählten Steuerstäbe bestimmte Vorrichtung 17 derart angesteuert und in Betrieb genommen wird, daß sieinnerhalb von wenigen Sekunden die Steuerstäbe 18S zwecks Durchführung einer Schnei 1 abschaltung oer Notabschaltung bewegt und dadurch den Energie oder Leistungspegel des Kernreaktors um einen Wert verringert, der gleich rund 30 % der Kernreaktor-Nennleistung ist. Wie bereits angeführt, bewirkt das Ansteuern und Schalten der Primärkreis-Umlauf pumpe 15 und die mit den Steuerstäben 18S vorgeneommene Schnellabschaltung oder Notabschaltung, daß der Energiepegel oder Leistungspegel im Kernreaktor 1 auf einen Wert von 20 % bis 30 % der Kernreaktor-Nennleistung abgesenkt und verringert wird, wobei der vom Kernreaktor 1 erzeugte Dampf über das Umgehungsventil 11 in den Kondensator 9 gelangt.

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Nunmehr geht der Kernreaktor 1 in den Zustand des vom Eletronetz 8 getrennten Betriebes über, in dem es zum Elektronetzsystern 8 keine Verbinbung mehr gibt. In diesem Betriebszustand wird das durch das Ansteuern und Schalten der Primärkreis-Umlaufpumpen 15 verursachte Ansteigen des Wasserspiegels L durch die angegebene Ansteuerung und Schaltung der Speisewasserpumpen 10 derart unterdrückt, daß für das Notabschaltungssystem oder Schnei 1 abschaltungssystem 22 keine Gefahr der Betätigung aufkommt.

Laut Darstellung in Fig. 6A - es handelt sich hierbei um die Steuer Stabanordnung oder das Steuers'tabmuster für den Fall, daß der Kernreaktor 1 mit Nennleistung arbeitet - befinden sich die Steuerstäbe 18S unverändert in der vollständig ausgefahrenen Position, was wiederum bedeutet, daß eine Zerstörung ihrer Neutronenaufnahmefähigkeit/Neutronenfangfähigkeit, die proportional auch die Betriebszeit des Kernreaktors verkürzen würde, nur selten Zustandekommen würde. Daraus ergibt sich dann, daß von der für das Bewegen der ausgewählten Steuerstäbe bestimmten Vorrichtung 17 eine Änderung der ausgewählter) Steuerstäbe im Rahmen eines Schnellabschal tungsvorganges für jeden Betriebszyklus nicht durchgeführt werden braucht, wie dies bei dem bisher bekannten und konventionellen Verfahren der Fall ist.Das wiederum bedeutet, daß die negative Reaktivität/Reaktion beim Kernreaktor 1 dadurch herbeigeführt wird, und zwar in unveränderter Weise herbeigeführt wird, daß nur die Steuer-

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stäbe 18S, die im äußersten Umfangsbereich installiert sind, in den Reaktorkern eingefahren werden. Darüber hinaus wird außerhalb des Reaktorkernes die Energieverteilung der Brennstabkanäle, die die im äußersten Umfangsbereich installierten Steuerstäbe 18S umgeben aufgrund des Neutronenverlustes schwächer, wie dies in Fig. 7 mit der Vollinie ji dargestellt und kenntlich gemacht ist. In Fig. 7 überschreitet der mit der Vollinie j3 gekennzeichnete Wert in keinem Augenblick den Betriebs-SChwellenwert für die Brennstoffkonditionierung, (der mit der gestrichelten Linie Ib dargestellt ist).

Weil jedoch der Energiepegel oder Leistungspegel des Reaktorkernes durch das Einfahren der dem äußersten Umfangsbereich zugehörigen Steuerstäbe genügend unterdrückt wird, überschreitet der Energiepegel oder Leistungspegel des Peaktorkernes, der durch die Vollinie £ dargestellt ist, auch dann den (mit der gestrichelten Linie Ib markierten) Schwellenwert nicht, wenn die Steuerstäbe, die innerhalb des äußersten Umfangsbereiches angeordnet sind, nicht in den Kern eingefahren werden, wenn auch der Energiepegel oder Leistungspegel gegenüber dem Energiepegel oder Leistungspegel, der dann erzeugt wird, wenn 3ich die dem äußersten Umfangsbereich zugehörigen Steuerstäbe in ihrer ausgefahrenen Position befinden.

Aus diesem Grunde werden nach dem Beheben der Störung im Elektronetzsystem 8 und dergleichen mehr und nach dem übergang aus dem vom Elektronetz

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getrennten und gelösten Betriebszustand in dem mit dem Elektronetzsystem verbundenen Betriebszustand, zuerste die Steuerstäbe herausgefahren, die im Bereich innerhalb des äußersten Umfangsbereiches angeordnet, damit dadurch der Energiepegel oder der Leistungspegel geringfügig erhöht wird. Des weiteren werden die ausgewählten Steuerstäbe, die im äußersten Umfangsbereich installiert sind und in den Begriffen des Schwellenwerte einen größeren Übergang aufzuweisen haben im Hinblick auf die Betriebsprozedur ordnungsgemäß bis in ihre vollständig herausgefahrenen Positionen ausgefahren. Das wiederum hat zur Folge, daß die Steuerstäbe, die zuvor für eine Schnei 1 abschaltung oder Notabschaltung Anwendung gefunden haben sowohl im Hinblick auf die thermischen Werte der Kernbrennstoffe als auch im Hinblick auf den zuvor beschriebenen Schwellenwert einen geüngend großen Übergang aufweisen, was wiederum bedeutet, daß die Steuerstab-Ausgangsanordnung glatt und weich wieder herbeigeführt werden kann.

Demgegenüber wird dann, wenn während des Normalbetriebes des Kernreaktors 1 Störungen an den Speisewasserpumpen zu verzeichnen sind, die Abweichungen dieser Speisewasserpumpen 10 vom Normalzustand von dem Speisewas^c, erp um ρ en-Betriebs Überwachungssystem 25 gemessen und erfaßt. Dabei wird das zum Einfahren der ausgewählten Steuerstäbe bestimmte System 17 derart angesteuert und in Betrieb genommen, daß von diesem Betriebssystem 17 sowohl ein Teil der

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zum äußersten Umfanqsborpich qohötemlen nusgow.üilten Steuerstäbe als auch ein Toil dor i utiorhn 1 h dos äußersten Umf angsbere iches angeordneten und vollständig ausqefahreren Steuerstäbe zwecks Durchführung eines Schnei 1 abschaltunqsvorganges (Scram
Process) in den Reaktorkern eingefahren werden, wobei der im Kernreaktor 1 vorhandene Energiepegel
oder Leistungspegel auf rund 30 % des Nennleistungspegels verringert und abgesenkt wird. Der Reakt.orbetrieb wird dabei mit der Speisewassermenge fortgeführt, die mit Ausnahme der störungsbehafteten
Speisewasserpumpe von den restlichen Speisewasserpumpen angeliefert wird. Wenn der Fehler an der
Speisepumpe wieder behoben worden ist, kann völlig unabhängig von den thermischen Grenzwerten der Kernbrennstoffe und von anderen Faktoren wieder auf
volle Leistung hochgefahren werden, und zwar derart, als kehre man von dem vom Elektronetz gelösten Betriebszustand wieder in den Betriebzustand zurück, während dem die Verbindung mit dem Elektronetzsystem gegeben ist.

Gemäß der Erfindung werden die Steuerstäbe, welche während des normalen Betriebszustandes teilweise
in den Reaktorkern eingefahren sind, nicht als ausgewählte Steuerstäbe genommen. Der große Vorteil
dieser Maßnahme besteht darin, daß während des Normalbetriebes die Energieverteilung oder Leistungsverteilung dann keine drastische Änderung erfährt, und zwar auch dann nicht, wenn zur Durchführung
eines Sehne 11 abschaltungsvorqanqes die ausqewählten

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Steuerstäbe eingefahren werden. In Fig. 8 steht die Vo!linie I für die Energieverteilung oder Leistungsverteilung während des Normalbetriebes, wohingegen die Vollinie II für die Leistungsverteilung nach dem Einfahren der ausgewählten Steuerstäbe steht, wenn dieses Einfahren der Steuerstäbe in Übereinstimmung mit dieser Erfindung vorgenommen wird. Demgegenüber zeigt die gestrichelte Linie III aus Fig. 8 die Energieverteilung oder Leistungsvertei1ung für den Fall, daß für das Einfahren der ausgewählten Steuerstäbe die mit Fig. 6A dargestellten und teilweise eingefahrenen Steuerstäbe gewählt und genommen werden. Wie bereits angeführt worden ist, neigen die in die vollständig eingefahrene Position gebrachten Steuerstäbe dazu, die axiale Energieverteilung oder Leistungsvertei1ung zu verzerren. Werden nun, wie in Fig. 6A dargestellt» die teilweise eingefahrenen Stuerstäbe für einen Schnellabschaltungsvorgang eingesetzt und verwendet, dann hat dies zur Folge, daß die vorerwähnte Neigung noch dahingehend verstärkt wird, daß sie - wie dies mit der gestrichelten Kennlinie III in Fig. 8 verdeutlicht ist - die extrem nach unten ausgerichtete Leistungs-Spitzenwertbi1 dung verstärken.

Das ist im Hinblick auf die Stabilität ein ungünstiges Phänomen, wobei im schlimmsten Falle im Kernreaktor zu Eingenschwingungen kommen kann, so daß der Kernreaktor auch darin, wenn der übergang auf den am Elektrodetz liegenden Betrieb vollzogen ist, der Kernreaktor unvermeidlich in den Zustand der Schnellabschaltung gelangen kann.

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Mit Fig. 9 wiedergeben ist die Zuordnung zwischen dem Koeffizienten des Axial-SpitzenwertbiIdungsfaktors und der Kanal stahl 1itat, wobei der Spitzenwert modus (peak mode) in Axialrichtung aufgetragen ist als Parameter (Knotenpunkte - und je kleiner die 7ah· lenwerte, desto tiefer nach unten gerichtet die Sptizenwertbildungen). Fällt nach Fig. 9 die Stabilität unter die kritsche Schwingungsgrenze ab, die in Fig. 9 mit einer gestrichelten Linie dargestellt ist, dann bewirkt dies, daß das Kühlmittel im Reaktorkern schwingen kann und dann fast unkontrollierbar wird. Ist es einmal zu einer Schnellabschaltung/Notabschaltung gekommen, dann ist verglichen mit der Zeit, die zum Umschalten aus dem vom Elektronetzsystem getrennten Betriebszustand in den auf das Elektronetzsystem geschalteten Betriebszustand erforderlich ist, - für das Hochfahren in den Start-Betriebszustand eine sehr lange Zeit erforderlich, was dann wiederum zur Folge hat, daß der Lastfaktor der Kraftwerksanlage verringert und abgeschwächt wird.

Demgegenüber verbleiben bei dem mit dieser Erfindung geschaffenen Verfahren, die Steuerstäbe, welche während des Normalbetriebes teilweise in den Reaktorkern eingefahren sind, in ihren ursprünglichen Positionen, und dies auch dann, wenn die ausgewählten Steuerstäbe zur Durchführung einer Schnell abschaltung eingefahren worden sind. Die teilweise in den Kern eingefahrenen Steuerstäbe funktionieren dann so, daß sie die axiale Energieverteilung oder

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Leistungsverteilung, die wegen der im Rahmen der Sehne 11 abschaltung eingeführten ausgewählten Steuerstäbe zu einer nach unten gerichteten Verzerrung neigt, erhöht und verstärkt. Das Resultat ist dabei eine Verteilung gemäß der Vollinie II aus Fig. 8, die erzielt werden kann und sich nur geringfügig von jener des Normal be triebes unterscheidet. Damit kann dann auch die Stabilität des vom Elektronetz gelösten Betriebszustandes in bemerkenswerter Weise verbessert werden.

Darüber hinaus können alle die ausgewählten Steuerstäbe, die im Rahmen einer Sehne 11 abschaltung oder Notabschaltung eingesetzt werden, nach dem Beheben der Störung aus der vollständig eingefahrenen Betriebsposition in die vollständig ausgefahrene betriebsunwirksame Position nur in Übereinstimmung mit ganz bestimmen vorgegebenen Verfahrensschritten wieder aus dem Reaktorkern herausgefahren werden, was wiederum bedeutet, daß dadurch das Bewegen und Verfahren der Steuerstäbe sehr stark vereinfacht wird.

Bereits angesprochen worden ist, daß gemäß der Erfindung der Kernreaktor sofort und abrupt auf den vom Elektronetzsystem gelösten Betriebszustand bei Aufkommen einer Störung umgehschaltet werden kann und zwar auf der Basis der Festlegung, daß die Steuerstäbe für den Schnellabschaltungsvorgang ausgewählt werden können sowohl aus einem Teil der ausgewählten Steuerstäbe, die im äußersten Umfangsbereich des Reaktorkernes angeordnet sind,

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als auch aus einem Teil der Steuerstäbe, die im Innenbereich des äußersten Umfangsbereiches angeordnet sind und sich bei Normal be trieb im vollständig ausgefahrenen Betriebszustand befinden, d.h. die bei Normal betrieb nicht in den Reaktorkern eingefahren sind. Als Resultat kann das Wechseln der ausgewählten Steuerstäbe, die bei einem Schnei 1 abschal tungsvorgang eingesetzt werden sollen - und dies in Übereinstimmung mit dem Prozeßfortschritt auf eine relativ kleinere Menge begrenzt werden, was wiederum bedeutet, daß auch die Handhabungsprozeduren sehr stark vereinfacht werden können. Darüber hinaus kann auch nicht nach Behebung der Störung während des Vorganges des Hochfahrens die Energieverteilung oder Leistungsvertei1ung axial nicht verzerrt werden, so daß der vom E lektronetzsystem gelöste Betrieb fortgeführt werden kann - und dies in sehr stabiler Weise. Weiterhin können die ausgewählten Steuerstäbe auch dann verwendet und eingesetzt werden, wenn eine der Speisewasserpumpen ausfallen sollte, so daß ein kontinuierlicher Betrieb des Kernreaktors mit einem niedrigeren Energiepegel oder Leistungspegel erreicht werden kann, ohne daß dazu der Kernreaktor stillgelegt werden muß. Nach der Behebung der Störung kann wieder auf Normal betrieb hochgefahren werden, ohne daß es dabei zu einer Zerstörung der Brennstabintegrität kommt.

Es ist klar, daß aufgrund der Beschreibung zahlreiche (und zusätzliche) Modifikationen und Änderungen an der Erfindung vorgenommen werden können Klar sein sollte deshalb auch, daß im Rahmen der beiliegenden Patentansprüche die Erfindung auch anders als ausdrücklich beschrieben praktiziert und realisiert werden kann.

Claims

[1AFbNlANWAlIl I W. I If MMi HICII ■ (,1 I -\ > Mill I I H I >. CUl iSSI -1.!1OIIMIIIU _ 3^ _ 26. 04. 1983 yr.us. 73 l)G2 Tokyo Shibaura Denki Kabushiki Kaisha, 72 Horikawacho, Saiwai-ku, Kawasaki-shi, Kanagawa-ken (Japan) Patentansprüche

1. Verfahren zum Betreiben eines Reaktors mit einer ersten Gruppe von Trimmstäben, welche zur Regelung der frei werdenden Energie des Reaktors in diesen eingefahren bzw. herausgefahren werden können,

dadurch gekennzeichnet, daß sobald eine Störung erfaßt wird, die eine Herabsetzung der frei werdenden Energie des Reaktors erforderlich macht, eine zweite Gruppe von Trimmstäben, die sich im Normalfall außerhalb des Reaktors befindet und im Normalfall zur Regelung der frei werdenden Energie nicht herangezogen wird im Rahmen eines Schnellabschaltvorgangs im Schnellschuß in den Reaktorkern eingefahren wird.

2. Verfahren nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet, daß einige der zur zweiten Gruppe gehörenden Trimmstäbe im äußersten Umfangsbereich des Reaktors angeordnet sind, während einige andere Trimmstäbe der zweiten Gruppe innerhalb des äußersten Umfangsbereichs vorgesehen sind.

3. Verfahren nach Anspruch 2,
dadurch gekennzeichnet, daß jeder zweite Trimmstab der im äußersten Umfangsbereich des Reaktors angeordneten Trimmstäbe zur zweiten Gruppe der Trimmstäbe gehört.

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4. Verfahren nach Anspruch 3,
dadurch gekennzeichnet, daß die zur zweiten Gruppe gehörenden innerhalb des äußersten Umfangsbereichs des Reaktors angeordneten Trimmstäbe nicht direkt nebeneinander angeordnet sind.

5. Verfahren nach Anspruch 4,
dadurch gekennzeichnet, daß die zur zweiten Gruppe innerhalb des äußersten Umfangbereichs angeordneten Trimmstäbe nicht direkt neben Trimmstäben der ersten Gruppe angeordnet sind.

6. Verfahren nach mindestens einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß bei der Erfassung der Störung zwischen einer anlageneigenen Störungsquelle und einer außerhalb der Kernkraftwerksanlage zu suchenden Störungsquelle unterschieden wird.

7. Verfahren nach Anspruch 6,
dadurch gekennzeichnet, daß eine Störung außerhalb der Kernkraftwerksanlage bewirkt, daß der vom Reaktor erzeugte Dampf nicht genutzt wird.