DE10159432A1

DE10159432A1 - Steuerungssystem für eine Kernkraftwerksanlage sowie Verfahren zum Betreiben einer Kernkraftwerksanlage

Info

Publication number: DE10159432A1
Application number: DE10159432A
Authority: DE
Inventors: Dieter Kreuter
Original assignee: Framatome ANP GmbH
Current assignee: Areva GmbH
Priority date: 2001-12-04
Filing date: 2001-12-04
Publication date: 2003-06-26
Also published as: SE525466C2; SE0203550D0; SE0203550L

Abstract

Beim Betrieb einer Kernkraftwerksanlage soll u. a. auch bei der Verwendung von Brennelementen (2) mit positivem Moderatortemperaturkoeffizienten in bestimmten Moderatortemperaturbereichen in jedem Betriebszustand die Einhaltung eines kontrollierten Verhaltens auch unter strengsten Sicherheitsvorschriften gewährleistet sein. Dazu weist ein zugeordnetes Steuerungssystem erfindungsgemäß eine Überwachungseinheit (10) auf, die eingangsseitig mit einer Anzahl von im Reaktorkern (1) angeordneten, jeweils zur kontinuierlichen Bereitstellung eines für eine Reaktorleistung charakteristischen Messwerts (M) vorgesehenen Sensoren (4) verbunden ist und die ein Differenzierglied (14) zur Bildung eines für die zeitliche Ableitung der ermittelten Reaktorleistung charakteristischen Transientenkennwerts (T) umfasst.

Description

Die Erfindung betrifft ein Steuerungssystem für eine Kernkraftwerksanlage. Sie bezieht sich weiter auf ein Verfahren zum Betreiben einer Kernkraftwerksanlage.
Beim Betrieb einer Kernkraftwerksanlage wird in einem Reaktorkern spaltbares Material vorgehalten und bedarfsweise durch Beschuss mit Neutronen einer kontrollierten Kettenreaktion unterzogen. Infolge der dabei auftretenden Spaltung eines Teils des spaltbaren Materials wird einerseits Energie freigesetzt, die durch geeignete Umwandlung zur Erzeugung elektrischer Energie herangezogen wird. Andererseits entstehen neben weiteren Spaltprodukten bei der Spaltung auch Neutronen, die zur Aufrechterhaltung der Kettenreaktion im Reaktorkern herangezogen werden.
Die die Leistung des Kernreaktors einer derartigen Kernkraftwerksanlage bestimmende Kernspaltung wird üblicherweise dadurch gesteuert, dass Absorberelemente zur Schwächung des Neutronenflusses in den Reaktorkern eingefahren werden. Dabei sind über den Reaktorkern eine Anzahl von Messlanzen mit Sensoren verteilt, die zur Erfassung des Flusses thermischer Neutronen ausgelegt sind. Über diese Sensoren ist ein Ist-Zustand der Leistungsverteilung im Reaktorkern erfassbar. Die Reaktorleistung sowie andere Betriebsparameter des Reaktors werden kontinuierlich überwacht und beim Überschreiten festgelegter Grenzwerte wird der Reaktor durch eine Schnellabschaltung abgefahren. Um einen gewünschten Betriebszustand einzuregeln oder die ermittelten Ist-Werte der Leistungsverteilung mit entsprechenden Sollwerten in Übereinstimmung zu bringen, wird dabei der Durchsatz an Kühlwasser, das den Reaktorkern durchströmt und gleichzeitig als Moderator dient, dem jeweiligen Betriebszustand angepasst.
Das Kühlwasser tritt dabei in einem Siedewasserreaktor (SWR) als Flüssigkeit von unten in den Reaktorkern ein und durchströmt von dort aus die den Reaktorkern bildenden Brennelemente. In den Brennelementen verdampft das Kühlwasser und tritt als Dampf-Flüssigkeits-Gemisch aus dem Reaktorkern aus.
Bei einem Aufheiz- oder Anfahrvorgang des Kernreaktors wird dessen Betriebsleistung kontinuierlich bis zu einem vorgegebenen Betriebspunkt erhöht. Parallel dazu erhöht sich auch die Temperatur des die Brennelemente durchströmenden Kühlwassers, die letztlich zur Umsetzung in elektrische Energie herangezogen wird. Abhängig vom durchschnittlichen Temperaturniveau des die Brennelemente durchströmenden Kühlwassers ändern sich aber auch dessen Eigenschaften als Moderator für die bei der Spaltung des spaltbaren Materials freigesetzten Neutronen. Je nach der Temperatur des als Moderator dienenden Kühlwassers ändert sich nämlich dessen Wirkungsquerschnitt, der ein Maß für die Umsetzung der bei der Spaltung entstehenden schnellen Neutronen in für eine weitere Spaltung des spaltbaren Materials verfügbare thermische Neutronen angibt.
Wegen dieser Temperaturabhängigkeit des Wirkungsquerschnitts besteht insbesondere die Möglichkeit, dass der Moderator in der Art einer positiven Rückkopplung in einem engen Temperaturbereich einen sogenannten positiven Moderatortemperaturkoeffizienten aufweisen kann. In diesem Fall würde eine beispielsweise vom Bedienpersonal vorgegebene Leistungserhöhung während des Anfahrens des Kernreaktors zu einer Temperaturerhöhung im Moderator führen, die wiederum aufgrund des dann vergrößerten Wirkungsquerschnitts für schnelle Neutronen zu einer erhöhten Umsetzung schneller Neutronen in thermische Neutronen führen könnte. Dies wiederum kann zu einer, möglicherweise ungewollten Leistungserhöhung des Kernrektors führen. Daher wird ein Kernreaktor, insbesondere ein Siedewasserreaktor, besonders beim Anfahren vom Bedienpersonal üblicherweise sorgsam auf die Einhaltung vorgegebener, möglicherweise zeitabhängiger Leistungsgrenzwerte hin überwacht, wobei bei Überschreiten dieser Leistungsgrenzwerte schnellstmöglich Gegenmaßnahmen, beispielsweise durch Einbringung der Absorberelemente in den Reaktorkern, eingeleitet werden.
Moderne Brennelemente sind üblicherweise für einen optimierten, vergleichsweise großen Moderatoranteil im aktiven Strömungskanal des Kühlmediums ausgelegt. Infolgedessen können diese Brennelemente in einem engen Temperaturbereich, der während des Reaktoranfahrvorgangs durchfahren wird, einen derartigen positiven Moderatortemperaturkoeffizienten aufweisen. Da ein Siedewasserreaktor üblicherweise nuklear aufgeheizt wird, kann ein derartig positiver Moderatortemperaturkoeffizienten zu einer ungewollten Leistungstransiente führen, die durch das Ansprechen von Grenzwerten zu einer Reaktorschnellabschaltung führen kann.
Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zugrunde, ein Steuerungssystem für eine Kernkraftwerksanlage anzugeben, das derartige Leistungsexkursionen begrenzt, bevor es zu einer Reaktorschnellabschaltung kommt. Weiterhin soll ein auch beim An- oder Hochfahren eines Reaktors besonders sicheres und zuverlässiges Verfahren zum Betreiben einer Kernkraftwerksanlage angegeben werden.
Bezüglich des Steuerungssystems wird die genannte Aufgabe erfindungsgemäß gelöst mit einer Überwachungseinheit, die eingangsseitig mit einer Anzahl von im Reaktorkern angeordneten, jeweils zur kontinuierlichen Bereitstellung eines für eine Reaktorleistung charakteristischen Messwerts vorgesehenen Sensoren verbunden ist, und die ein Differenzierglied zur Bildung eines für die zeitliche Ableitung der ermittelten Reaktorleistung charakteristischen Transientenkennwerts umfasst.
Die Erfindung geht dabei von der Überlegung aus, dass zur Sicherstellung eines besonders hohen Sicherheitsniveaus auch beim An- oder Hochfahren des Kernreaktors unter Abkehr von einer dauerhaften Einbeziehung des Bedienpersonals eine automatisierte Überwachung des Reaktorverhaltens erfolgen sollte. Eine derartig automatisierte Überwachung sollte für die Berücksichtigung von Betriebsparametern ausgelegt sein, die in ihrer Dynamik an die Dynamik des An- oder Hochfahrenvorgangs und der dabei zu erwartenden Störfälle angepasst sind. Dementsprechend wird die ausschließliche Berücksichtigung einer Reaktorleistung als solcher als Führungsgröße als zu statisch angesehen. Für eine ausreichende "innere Dynamik" ist vielmehr die Berücksichtigung der zeitlichen Ableitung der jeweiligen Reaktorleistung als Führungsgröße vorgesehen.
Für eine zielgerichtete Auswertung der überwachten Parameter umfasst die Überwachungseinheit zweckmäßigerweise ein Vergleichermodul, das den jeweiligen, für die zeitliche Ableitung der ermittelten Reaktorleistung charakteristischen Transientenkennwert mit einem bereitgestellten Grenzwert vergleicht.
In weiterer zweckmäßiger Ausgestaltung ist das Steuerungssystem zur Einleitung situationsangepasster Kompensationsreaktionen ausgelegt, wobei die Überwachungseinheit in dem Fall, in dem der jeweilige Transientenkennwert den Grenzwert übersteigt, eine Alarmmeldung generiert oder eine Maßnahme zur Reduktion der zugrundezuliegenden Reaktorleistung einleitet. Derartige Kompensationsmaßnahmen können dabei insbesondere auch in der Art einer "gestaffelten Kompensation" kombiniert sein, wobei mehrere, hierarchisch gegliederte Grenzwerte vorgesehen sind. In diesem Fall kann zunächst lediglich Alarm ausgelöst und somit die Aufmerksamkeit des Bedienpersonals geweckt werden, wenn der Transientenkennwert einen ersten Grenzwert übersteigt. Falls darüber hinaus auch noch ein zweiter, im Vergleich zum ersten Grenzwert größerer Grenzwert überschritten wird, so kann automatisch eine entsprechende Gegenmaßnahme wie beispielsweise das Einbringen von Absorberelementen durchgeführt werden. Im Extremfall kann dabei auch vorgesehen sein, bei Überschreiten eines vergleichsweise hochgewählten Grenzwerts eine vollständige Schnellabschaltung der Kernkraftwerksanlage durchzuführen.
In besonders vorteilhafter Ausgestaltung umfasst die Überwachungseinheit einen Grenzwertgeber, der in Abhängigkeit von vorangegangenen Transientenkennwerten den jeweiligen Grenzwert für das Vergleichermodul bereitstellt. Im Vergleichermodul kann nämlich einerseits ein konstanter, in einem Speicherbaustein hinterlegter Grenzwert zur Auswertung des jeweiligen Transientenkennwerts herangezogen werden. Andererseits kann der Grenzwert aber auch vorteilhafterweise an den bereits durchgeführten Teil des An- oder Hochfahrvorgangs angepasst sein. Dabei ist insbesondere möglich, dass für eine besonders flexible Fahrweise des Reaktorkerns die bislang durchlaufene An- oder Hochfahrkennlinie extrapoliert und zur Vorgabe der Grenzwerte für den noch zu durchlaufenden Teil des Anfahrvorgangs herangezogen wird.
Für eine zuverlässige Erfassung der jeweiligen Reaktorleistung ist vorteilhafterweise die Messung des jeweiligen Neutronenflusses vorgesehen. Dazu sind die mit der Überwachungseinheit verbundenen Sensoren zweckmäßigerweise als Neutronenfluss-Sensoren ausgestaltet.
Die für die Führung und Steuerung des Reaktorkerns während des An- oder Hochfahrens zu berücksichtigende Reaktorleistung kann die globale Reaktorleistung sein. Vorteilhafterweise ist jedoch eine ortsaufgelöste Ermittlung einer Vielzahl von lokalen Reaktorleistungen vorgesehen. Dabei ergibt sich eine lokale Struktur, bei der in jedem Sensor lokal ein Leistungskennwert für den ihn unmittelbar umgebenden Raumbereich ermittelt wird. Die Sensoren werden dabei vorteilhafterweise unabhängig voneinander ausgewertet, so dass Gegenmaßnahmen bei sich abzeichnender Eigendynamik in der Leistungsentwicklung lokal begrenzt eingeleitet werden können. Dadurch ist eine zuverlässige Kompensation von Störfällen beim Anfahren des Kernreaktors durch einen begrenzten Eingriff in den Reaktorbetrieb ermöglicht. Dazu sind vorteilhafterweise eine Mehrzahl von Sensoren derart über den Querschnitt des Reaktorkerns räumlich verteilt angeordnet, dass jeder Sensor in einem Teilbereich des Reaktorkerns eine zugeordnete lokale Reaktorleistung erfasst.
Bezüglich des Verfahrens wird die genannte Aufgabe gelöst, indem im Reaktorkern eine Reaktorleistung daraufhin überwacht wird, ob ihre zeitliche Ableitung einen vorgebbaren Grenzwert übersteigt.
Vorteilhafterweise wird dabei in dem Fall, dass die zeitliche Ableitung der Reaktorleistung den jeweiligen Grenzwert übersteigt, eine Alarmmeldung generiert und/oder eine Maßnahme zur Reduktion der Reaktorleistung eingeleitet. Die Generierung der Alarmmeldung und eine Abfolge von hierarchisch gestaffelten Maßnahmen zur Reduktion der Reaktorleistung sind dabei vorteilhafterweise in der Art einer "gestaffelten Kompensation" kombiniert vorgesehen.
Der Grenzwert wird dabei zweckmäßigerweise in Abhängigkeit von der überwachten Reaktorleistung bereitgestellt. In weiterer oder alternativer zweckmäßiger Ausgestaltung wird zur Überwachung der Reaktorleistung ein Neutronenfluss gemessen.
Für eine zuverlässige Kompensation von Störfällen bei nur begrenztem Eingriff in den Reaktorbetrieb insgesamt wird in weiterer vorteilhafter Ausgestaltung an einer Mehrzahl von räumlich über den Querschnitt des Reaktorkerns verteilten Messpunkten jeweils eine einem Teilbereich des Reaktorkerns zugeordnete lokale Reaktorleistung erfasst.
Die mit der Erfindung erzielten Vorteile bestehen insbesondere darin, dass mit der zeitlichen Ableitung der Reaktorleistung eine an sich dynamische Führungsgröße für die Überwachung und/oder Steuerung der Kernkraftwerksanlage, insbesondere bei deren Anfahrvorgang, zugrundegelegt wird. Gerade dadurch sind Prozesse, insbesondere Störfälle, mit hoher innerer Eigendynamik, wie beispielsweise ungewollte Leistungstransienten bei positiven Moderatortemperaturkoeffizienten, frühzeitig detektierbar und mit geeigneten Gegenmaßnahmen kompensierbar. Durch die Erfassung entsprechender, nur für einen jeweiligen lokalen Teilbereich des Reaktorkerns relevanter Kennwerte ist darüber hinaus eine lokal beschränkte Kompensation von Störfällen ermöglicht, die den eigentlichen Reaktorbetrieb nicht oder nur gering beeinträchtigt. Somit ist eine zuverlässige Kompensation von Störfällen auf besonders flexible Weise ermöglicht. Eine besonders hohe Betriebssicherheit ist dabei unter anderem dadurch gewährleistet, dass der Reaktor in seinem gesamten Leistungsbereich sowohl für einen negativen Dichtekoeffizienten als auch für einen negativen Dopplerkoeffizienten ausgelegt ist und somit in jedem Fall ein selbststabilisierendes Verhalten zeigt.
Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung wird anhand einer Zeichnung näher erläutert. Darin zeigt die Figur schematisch im Querschnitt eine Anzahl von im Reaktorkern eines Siedewasserreaktors angeordneten Brennelementen mit zugeordnetem Steuerungssystem.
Der in der Figur im Querschnitt dargestellte Reaktorkern 1 dient innerhalb einer als solche nicht näher dargestellten Kernkraftwerksanlage, nämlich eines Siedewasserreaktors, zur Bereitstellung von nutzbarer Wärme durch Spaltung von spaltbarem Material. Der Reaktorkern 1 umfasst eine Anzahl von im Querschnitt quadratischen Brennelementen 2, die schachbrettartig eng beieinanderstehend angeordnet sind. Jedes Brennelement 2 umfasst in nicht näher dargestellter Weise eine Anzahl von Brennstäben, in denen das spaltbare Material vorgehalten ist, und die von einem auch als Moderator für die bei der Spaltung freiwerdenden Neutronen dienenden Kühlmedium umspült sind. Über das Kühlmedium wird die bei der Spaltung des spaltbaren Materials frei werdende Wärme aus dem Raumbereich der Brennelemente 2 ab- und einem Prozess zur Erzeugung elektrischer Energie, beispielsweise einer Turbine, zugeführt.
Zur Steuerung der die Leistung des Reaktorkerns 1 bestimmenden Kernspaltung werden nicht näher dargestellte Absorberelemente bedarfsweise zur Schwächung des Neutronenflusses in den Reaktorkern 1 eingefahren. Zur Erzeugung von Eingangsgrößen für eine derartige Steuerung sind im Bereich des Reaktorkerns 1 eine Vielzahl von Sensoren 4 räumlich verteilt angeordnet. Jeder Sensor 4 ist dabei als sogenannte Messlanze ausgestaltet, die jeweils ein sich in Längsrichtung der Brennelemente 2 erstreckendes Hüllrohr umfasst. In diesem Hüllrohr ist über dessen Länge verteilt eine Anzahl von Neutronenflussdetektoren, beispielsweise vier, angeordnet. Jeder Sensor 4 ist somit als Neutronenfluss-Sensor ausgestaltet. Der Neutronenfluss, zu dessen Erfassung die Sensoren 4 ausgebildet sind, ist dabei für die lokale Reaktorleistung charakteristisch.
Die Sensoren 4 sind dabei regelmäßig über den Querschnitt des Reaktorkerns 1 verteilt. Wie aus der Figur ersichtlich ist, ist im Ausführungsbeispiel jeweils ein Sensor 4 vier Brennelementen 2 in seiner unmittelbaren Nachbarschaft zugeordnet. Der Sensor 4 sitzt dabei jeweils im Zentrum eines durch vier Brennelemente 2 gebildeten Quadrats, wie dies in der Figur durch die Schraffur zweier derartiger Quadrate dargestellt ist.
Die Kernkraftwerksanlage ist zur Einhaltung besonders hoher Sicherheitsstandards und dazu sowohl für einen negativen Dichtekoeffizienten als auch für einen negativen Doppelkoeffizienten im gesamten Leistungsbereich ausgelegt. Zusätzlich sind die den Reaktorkern 1 bildenden Brennelemente 2 zur Erreichung besonders günstiger Leistungsdaten im Hinblick auf den Moderatoranteil in ihrem aktiven Strömungskanal hin optimiert. Dazu weisen die Brennelemente 2 einen vergleichsweise hohen Moderatoranteil in ihrem aktiven Strömungskanal auf, der während des Reaktoranfahrvorgangs zu einem sogenannten positiven Moderatortemperaturkoeffizienten führen kann. Mit einem derartigen positiven Moderatortemperaturkoeffizienten ist gemeint, dass eine Erhöhung des Leistungsniveaus im jeweiligen Brennelement 2 zunächst zu einer lokalen Temperaturerhöhung im das Brennelemente 2 durchströmenden Kühlmedium führt. Infolge der jeweiligen Zusammensetzung des Kühlmediums und insbesondere infolge von dessen erhöhten Moderatoranteil führt eine derartige Temperaturerhöhung zu einer Erhöhung der Rate, mit der bei der Spaltung des spaltbaren Material entstehenden "schnellen" Neutronen in sogenannte thermische Neutronen umgesetzt werden, die für die Einleitung einer weiteren Spaltung herangezogen werden können. Infolge dieser Erhöhung der Produktionsrate von thermischen Neutronen erhöht sich wiederum die Leistung des jeweiligen Brennelements 2. Somit führt bei einem derartigen positiven Moderatortemperaturkoeffizienten in der Art einer positiven Rückkopplung eine Leistungserhöhung im Brennelement 2 mittelbar noch zu einer weiteren Leistungserhöhung in diesem Brennelement 2. Je nach Betriebsbedingungen kann es daher erforderlich sein, die Brennelemente 2 und insbesondere deren Leistungsverhalten besonders genau zu überwachen. Derartige positive Moderatortemperaturkoeffizienten können insbesondere in einem Leistungsbereich vorliegen, der beim Anfahren des Reaktorkerns 1, also beim Übergang von "Leistung Null" zur Auslegungsleistung, notwendigerweise durchlaufen wird, und vorwiegend bei Temperaturen von etwa 100°C auftritt.
Um auch in einem derartigen Fall einen sicheren und zuverlässigen Betrieb der Kernkraftwerksanlage unter Einhaltung auch besonders enger Sicherheitsvorschriften zu gewährleisten, ist dem Reaktorkern 1 innerhalb seines Steuerungssystems eine Überwachungseinheit 10 zugeordnet. Die Überwachungseinheit 10 ist eingangsseitig mit den im Reaktorkern 1 angeordneten Sensoren 4 verbunden und erhält über diese kontinuierlich jeweils einen für die im lokalen Bereich des jeweiligen Sensors 4 vorliegende Reaktorleistung charakteristischen Messwert M. Um auch im vergleichsweise empfindlichen Leistungsbereich der Brennelemente 2 zuverlässig eine schnelle und geeignete Gegenmaßnahme bei möglicherweise auftretenden Störfällen bereitzustellen, ist die Überwachungseinheit 10 für die Verwertung einer besonders dynamischen Führungsgröße ausgelegt. Dazu verarbeitet die Überwachungseinheit 10 als aus den Messwerten M abgeleitete Größe einen Transientenkennwert T, der für die zeitliche Ableitung der jeweils ermittelten Reaktorleistung charakteristisch ist.
Dazu umfasst die Überwachungseinheit 10 ein zentrales Steuermodul 12, dem die eingehenden Messwerte M zunächst zugeleitet werden. Das Steuerungsmodul 12 übergibt diese Messwerte M an ein Differenzierglied 14, das aus den einlaufenden Messwerten M den jeweiligen Transientenkennwert T ermittelt. Dazu bildet das Differenzierglied 14 die Differenz zweier zeitlich versetzt eintreffender Messwerte M desselben Sensors 4. Anschließend bildet das Differenzierglied 14 den Quotient aus dieser Differenz und der Differenz der Zeitpunkte, zu denen die jeweiligen Messwerte M ermittelt wurden. Aus diesem Quotienten bildeten das Differenzierglied 14 sodann den Transientenkennwert T, den es an das zentrale Steuermodul 12 übergibt.
Das Steuermodul 12 ist weiterhin mit einem Vergleichermodul 16 verbunden, an das es den jeweiligen Transientenkennwert T übergibt. Im Vergleichermodul 16 erfolgt eine Abfrage, ob der jeweilige Transientenkennwert T einen zugeordneten Grenzwert G übersteigt. Ist dies der Fall, so gibt das Vergleichermodul 16 ein Signal S an das zentrale Steuermodul 12 aus. Beim Eintreffen eines derartigen Signals S leitet das zentrale Steuermodul 12 zugeordnete Gegenmaßnahmen, wie beispielsweise die Ausgabe einer Alarmmeldung oder auch die Auslösung einer Schnellabschaltung der Kernkraftwerksanlage, ein.
Im Vergleichermodul 16 erfolgt dabei ein Vergleich des jeweiligen Transientenkennwerts T mit einer Mehrzahl gestaffelter Grenzwerte G_i. Das vom Vergleichermodul 16 ausgegebene Signal S spezifiziert dabei, welcher der Grenzwerte G_i überschritten wurde. Abhängig davon leitet das zentrale Steuermodul 12 in der Art einer hierarchisch gegliederten Gegenmaßnahme oder "gestaffelten response" eine spezifisch angepasste Gegenmaßnahme ein. Insbesondere kann bei einer im Vergleich zum Normalfall nur leicht erhöhten zeitlichen Ableitung der jeweiligen Reaktorleistung lediglich die Ausgabe einer Alarmmeldung vorgesehen sein, um das Bedienpersonal frühzeitig auf eine sich möglicherweise anbahnende Störung hinzuweisen. Falls die zeitliche Ableitung der jeweiligen Reaktorleistung jedoch den Normalfall um ein besonderes Maß übersteigt, so kann auch ein automatisiertes Einfahren von Steuerstäben oder sogar die vollständige Einleitung einer Schnellabschaltung vorgesehen sein, wobei die Gegenmaßnahmen derart bemessen sind, dass einerseits der Eingriff in den normalen Reaktorbetrieb möglichst gering gehalten und andererseits ein auch strengen Sicherheitsvorschriften genügendes Betriebssicherheitsniveau eingehalten wird.
Zur Bereitstellung geeigneter Grenzwerte G_i umfasst die Überwachungseinheit 10 einerseits einen Speicherbaustein 18 und andererseits einen Grenzwertgeber 20, die beide mit dem Vergleichermodul 16 verbunden sind. Im Speicherbaustein 18 ist dabei eine Anzahl von geeigneten Grenzwerten G_i hinterlegt, wobei insbesondere eine situationsabhängige Selektion geeigneter Grenzwerte G_i vorgesehen sein kann. Die hinterlegten Grenzwerte G_i können dabei insbesondere auch Erfahrungen aus dem bisherigen Betrieb der Kernkraftwerksanlage oder vergleichbaren Anlagen beinhalten.
Der Grenzwertgeber 20 ist hingegen dafür ausgelegt, in Abhängigkeit von vorangegangen Transientenkennwerten T einen daran angepassten, dynamisch aktualisierten Grenzwert G vorzugeben. Dazu ist der Grenzwertgeber 20 eingangsseitig ebenfalls mit dem zentralen Steuermodul 12 verbunden.
Beim Betrieb der Überwachungseinheit 10 und insbesondere beim An- oder Hochfahren des Reaktorkerns 1 erfolgt somit eine kontinuierliche Überprüfung, ob die zeitliche Ableitung einer der von den Sensoren 4 kontinuierlich überwachten Reaktorleistungen einen zugeordneten, vorgebbaren Grenzwert G_i übersteigt. Somit erfolgt eine Überwachung des Verhaltens der jeweiligen Kernkraftwerksanlage anhand einer besonders dynamischen Führungsgröße. Somit ist bereits besonders frühzeitig eine Abweichung des Reaktorverhaltens von einem erwarteten Verhalten erkennbar, so dass geeignete Gegenmaßnahmen besonders frühzeitig und somit wirksam eingeleitet werden können. Ein bedarfsgerechtes Eingreifen in den Reaktorprozess, insbesondere bei sich anbahnenden Störfällen infolge einer positiven Leistungsrückkopplung in einem Brennelement 2, kann dabei durch lokale Gegenmaßnahmen erfolgen. Dies ist insbesondere ermöglicht durch die Vielzahl der über den Querschnitt des Reaktorkerns 1 räumlich verteilten Sensoren 4, die jeweils die Erfassung eines lokalen Leistungskennwerts zur Bildung der diesbezüglichen zeitlichen Ableitung erlauben. Ein sich anbahnender Störfall infolge einer auftretenden Leistungstransiente kann somit besonders wirkungsvoll lokal kompensiert werden, wobei der Eingriff in den Reaktorprozess insgesamt nur vergleichsweise gering ausfällt. Bezugszeichenliste 1 Reaktorkern
2 Brennelemente
4 Sensoren
10 Überwachungseinheit
12 zentrales Steuermodul
14 Differenzierglied
16 Vergleichermodul
18 Speicherbaustein
20 Grenzwertgeber
G Grenzwert
G_i gestaffelte Grenzwerte
M charakteristische Messwert
S Signal
T Transientenkennwert

Claims

1. Steuerungssystem für eine Kernkraftwerksanlage mit einer Überwachungseinheit (10), die eingangsseitig mit einer Anzahl von im Reaktorkern (1) angeordneten, jeweils zur kontinuierlichen Bereitstellung eines für eine Reaktorleistung charakteristischen Messwerts (M) vorgesehenen Sensoren (4) verbunden ist, und die ein Differenzierglied (14) zur Bildung eines für die zeitliche Ableitung der ermittelten Reaktorleistung charakteristischen Transientenkennwerts (T) umfasst.

2. Steuerungssystem nach Anspruch 1, dessen Überwachungseinheit (10) ein Vergleichermodul (16) umfasst, das den jeweiligen Transientenkennwert (T) mit einem bereitgestellten Grenzwert (G) vergleicht.

3. Steuerungssystem nach Anspruch 2, dessen Überwachungseinheit (10) in dem Fall, in dem jeweilige Transientenkennwert (T) den Grenzwert (G) übersteigt, eine Alarmmeldung generiert oder eine Maßnahme zur Reduktion der zugrundeliegenden Reaktorleistung einleitet.

4. Steuerungssystem nach Anspruch 2 oder 3, dessen Überwachungseinheit (10) einen Grenzwertgeber (20) umfasst, der in Abhängigkeit von vorangegangenen Transientenkennwerten (T) den jeweiligen Grenzwert (G) bereitstellt.

5. Steuerungssystem nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dessen Sensoren (4) als Neutronenfluss-Sensoren ausgestaltet sind.

6. Steuerungssystem nach einem der Ansprüche 1 bis 5, bei dem eine Mehrzahl von Sensoren (4) derart über den Querschnitt des Reaktorkerns (1) räumlich verteilt angeordnet sind, dass jeder Sensor (4) in einem Teilbereich des Reaktorkerns (1) eine zugeordnete lokale Reaktorleistung erfasst.

7. Verfahren zum Betreiben einer Kernkraftwerksanlage, bei dem im Reaktorkern (1) eine Reaktorleistung daraufhin überwacht wird, ob ihre zeitliche Ableitung einen vorgebbaren Grenzwert (G) übersteigt.

8. Verfahren nach Anspruch 7, bei dem in dem Fall, dass die zeitliche Ableitung der Reaktorleistung den jeweiligen Grenzwert (G) übersteigt, eine Alarmmeldung generiert und/oder eine Maßnahme zur Reduktion der Reaktorleistung eingeleitet wird.

9. Verfahren nach Anspruch 7 oder 8, bei dem der jeweilige Grenzwert (G) in Abhängigkeit von der überwachten Reaktorleistung bereitgestellt wird.

10. Verfahren nach einem der Ansprüche 7 bis 9, bei dem zur Überwachung der Reaktorleistung ein Neutronenfluss gemessen wird.

11. Verfahren nach einem der Ansprüche 7 bis 10, bei dem an einer Mehrzahl von räumlich über den Querschnitt des Reaktorkerns (1) verteilten Messpunkten jeweils eine einem Teilbereich des Reaktorkerns (1) zugeordnete lokale Reaktorleistung erfasst wird.