DE2929508A1 - Sicherheitssystem fuer einen kernreaktor - Google Patents
Sicherheitssystem fuer einen kernreaktorInfo
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Description
The Babcock & Wilcox Company 20. Juli 1979
1010 Common Street Case 4281
New Orleans, La. B 1528 Al/a
U.S.A.
Beschreibung
Sicherheitssystem für einen Kernreaktor
Die Erfindung betrifft Sicherheitssysteme für einen Kernreaktor und insbesondere Systeme mit Digitalrechnermoduln,
welche Daten in paralleler Form aufnehmen zur kontinuierlichen und wiederholenden Übertragung von parallelen Funk-2c
tionen, die den Prozentsatz der Reaktorbelastung bei maximaler Leistung anzeigen.
Es sind Sicherheitssyteme für Kernreaktoren bekannt, welche digitale Rechnermoduln als Teil des Reaktorschutzsy-
3Q stems ergänzen bzw. in Betrieb setzen. Diese Moduln führen
Standarddigitaltechniken durch, wie sie in Rechnern verwendet werden. Das wesentliche dieser Techniken besteht in
der Umwandlung von Eingangssignalen in Digital form, Speicherung in einem Speicher, Benutzung eines gespeicherten
Programms zur Handhabung der gespeicherten Daten und zur Verfügungstellung eines Ausgangssignals. Alle diese Funktionen
werden im wesentlichen nacheinander im Zeitbereich eines einzigen Zentralrechners durchgeführt. Der Nachteil
030030/0548
solcher bekannter Systeme besteht in der Zeitdauer, welche erforderliche ist, um die Berechnungen aufeinanderfolgend
durchzuführen, und in der Komplexität eines Programms, welches die einzelnen gemessenen Paramter in Serienform
handhaben muß. Die normale Folge beinhaltet die Aufnahme von Datenparametern zur Durchführung einer Reihe von Berechnungen
und am Ende der Berechnungen zur Erzeugung von Daten, welche bestimmen, ob der Reaktor in einem sicheren
Betriebszustand ist oder nicht.
Ein anderes Problem solcher bekannter Vorrichtungen hat seinen Ursprung in der Natur von in dieser Weise arbeitenden
Rechnern, wobei Daten ihre Identität außer der Adreß-
,j- stelle verlieren. Das Abtasten der Programme oder das
Austesten von Fehlern in dem System ist daher recht zeitaufwendig und schwierig. Das Serienrechnersystem erfordert,
um kontinuierlich und erschöpfend geprüft und wiedergeprüft zu werden, um eine angemessene Sicherheitsüber-
2Q wachung zu gewährleisten, daß jeder der gemessenen Parameter,
welche die Sicherheit beeinflussen, jeden möglichen Wert oder Zustand relativ zu allen anderen Parametern
aufweist. Wenn z.B. die Reaktortemperatur 4000 verschiedene mögliche Werte und der Druck 4000 verschiedene mögliehe
Werte und die Flüssigkeitsströmung 4000 mögliche Werte aufweisen können, wäre die Anzal möglicher Eingangszustände
für den Serienrechner 4OOO3. Eine erschöpfende
Prüfung würde selbst bei einer Geschwindigkeit von einer Prüfung pro 1/10 Sekunde in der Größenordnung von Hunderten
von Jahren liegen. Daher sind andere Einrichtungen verwendet worden, um sicherzustellen, daß in den Programmen für
Sicherheitssysteme keine Fehler sind. Dies umfaßt umfassende Überprüfung und Kontrolle durch unabhängige technische
Gruppen und Ausführungsbehörden.
Die vorliegende Erfindung ist darauf gerichtet, die Unzulänglichkeiten
der bekannten Sicherheitssysteme für Kernreaktoren zu beseitigen.
Q30030/05AÖ
Dies wird gemäß der vorliegenden Erfindung durch die Merkmale des Schutzbegehrens erzielt. Das Sicherheitssystem
für einen Kernreaktor gemäß der vorliegenden Erfindung verwendet eine parallele Kombination von Rechnermoduln,
welche jeweils Daten eines besonderen Parameters empfangen und welche jweils Funktionen erzeugen, welche addiert
werden. Jede einzelne Funktion des parallelen Satzes besteht daher aus einer Kombination eines einzigen Parameters
und eines Satzes von Konstanten. Jeder Parameter wird unabhängig in eine Funktion dieses Parameters umgewandelt,
so daß eine Überprüfung zwischen dem Parameter und dem Ausgang erfolgen kann, wobei alle möglichen Parameterzustände
verwendet werden. Für das obige Beispiel, bei welchem jeder Parameter 4000 mögliche Zustände annimmt,
ist die Anzahl möglicher Kombinationszustände, die geprüft werden müssen, nicht gleich 4OOO3, sondern 4000 +
4000 + 4000 = 12000. Bei einer Testgeschwindigkeit von einer Prüfung pro 1/10 Sekunde dauert eine Überprüfung
ungefähr 20 Minuten. Das System kann daher erschöpfend überprüft werden mit allen möglichen Parameterwerten,
welche dem Eingang zugeführt werden, und geprüft werden, um zu bestimmen, daß alle Funktionen dieses Parameters an
einem Analogausgang korrekt sind. Dies ermöglicht eine Überprüfung sowohl des Eingangs wie auch des Ausgangs in
analoger Form für jeden einzelnen Parameter.
Ein weiterer Vorteil der vorliegenden Erfindung besteht in der Leichtigkeit, mit welcher Parameter geändert oder
hinzugefügt werden können durch Veränderung eines Satzes von Konstanten, welche in die Rechnermoduln gehen, welche
di^e Funktionsberechnung durchführen. Mit diesen Änderungen
kann die Funktion auf jeden gewünschten Wert eingestellt
werden.
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35
Aufgrund des oben Ausgeführten wird deutlich, daß ein Aspekt der vorliegenden Erfindung darin besteht, ein Sicherheitssystem
für einen Kernreaktor zu schaffen, das
030030/0548
individuell Funktionen verschiedener Parameter berechnet, welche die Sicherheit des Kernreaktors beeinflussen, um
hieraus ein Sicherheitssteuer- bzw.-überwachungssignal zu ς erzeugen.
Ein anderer Aspekt der vorliegenden Erfindung besteht darin, ein Sicherheitssystem für einen Kernreaktor zu schaffen,
das erschöpfend mit allen möglichen Werten der die I^ Sicherheit des Systems beeinflussenden Parameter getestet
werden kann.
Weitere Vorteile, Merkmale und Anwendungsmöglichkeiten der vorliegenden Erfindung ergeben sich aus der nachfolgenden
Beschreibung eines Ausführungsbeispiels in Verbindung mit der Zeichnung. Darin zeigen:
Fig.1 eine schematische Darstellung des Sicherheitssystems
gemäß der vorliegenden Erfindung.
In Fig. 1 ist ein Kernreaktorsicherheitssystem 10 dargestellt, welches ein Steuer- bzw. Überwachungssignal S entwickelt,
welches den Prozentsatz der Volleistungsreaktorgrenze anzeigt. Das Signal S wird in einem Vergleichsverstärker
12 mit einem Bezugssignal R verglichen, welches die tatsächliche Reaktorleistung anzeigt. Der Vergleichsverstärker 12 erzeugt ein Alarm- oder Abschaltungssignal
für den Reaktor (nicht gezeigt), wenn das Steuersignal S gleich oder kleiner als das Leistungssignal R ist.
Das Steuersignal S kann dargestellt werden als Summe von Funktionen verschiedener gemessener Reaktorparameter in
folgender Form:
S = f(P) + f(T) + f(£T) + f(<f>B) + f(W),
B) wobei
030030/0548
-δ-
f(P) = A + A P + AP2 + — A PX
f (T) = B + BT + BT2 + — B Ty
I = C0 + C1^ + C2^ + - C2(P/
I = D0 + E
f(W) = En + E1W + E„W2 + — E /
O l 2 m
wobei A's, B's, Cs, D's und E's Konstanten sind, ausgewählt,
um einer vorberechneten Sicherheitsfunktion durch einige Kriterien (z.B. kleinste Quadrat) zu entsprechen
■5 und wobei P = Reaktordruck, C = Reaktortemperatur, φ_ =
Neutronenfluß aus dem oberen Teil des Reaktors, <pß =
Neutronenfluß aus dem unteren Teil des Reaktors und W = Kühlmittelströmung im Reaktor ist.
iyj Die vorberechnete Funktion für jeden der zu messenden
Reaktorparameter P, Ί,^>, ψ , W wird bestimmt aus thermischen
hydraulischen Experimenten, welche die maximale Wärmemenge festlegen, welche aus einem spezifischen Volumen
eines arbeitenden Kernreaktors entfernt werden kann.
So ist z.B. der Beitrag des Druckparameters P experimentell festgelegt worden als
f(P) = A1P + A2/P2
Dieser experimentell hergeleitete Ausdruck kann für alle verwendbaren Werte von P durch einen Polynomausdruck
der auf Seite 5, Zeile 5 gezeigten Art angepaßt werden.
Die Werte für A , Α., A_, ... Αχ werden festgelegt durch
die erforderliche Genauigkeit der Anpassung. In Praxis hat man kein Polynom gefunden, das den Ausdruck in angemessener
Weise darstellt, welches ein Polynom kleiner
030030/0548
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dritten Grades von P ist.
In ähnlicher Weise sind die Funktionen von T, φ , ψ und
W experimentell hergeleitet worden und mit Polynomen dritten Grades oder kleineren Grades in angemessener Weise
angepaßt worden. Solche experimentell hergeleiteten Ausdrücke und ihre Polynomannäherungen sind dem Durchschnittsfachmann
bekannt und werden hier der Kürze wegen nicht im einzelnen ausgeführt.
In dem Sicherheitssystem 10 werden die Reaktorparameter in einer dem Durchschnittsfachmann bekannten Weise durch
Wandler gemessen, welche in geeigneter Weise an und in dem Reaktor angeordnet sind. Die gemessenen Parametersignale
P, T, CL·, G>
und W werden einzeln durch jeweilige '1 'B
Verstärker 20a, 20b, 20c, 20d und 2Oe verstärkt und die jeweiligen verstärkten Signale werden in Digitalwerte
durch Analog-Digital-Konverter 22a, 22b, 22c, 22d und 22e umgewandelt, welche in Reihenschaltung mit den Verstärkern
20a, 20b, 20c, 20d und 2Oe verbunden sind.
Jede der oben erwähnten Funktionen f(P), f (T) , ί(φτ),
ί(φ_.), f (W) , welche das Steuersignal bilden, wird jeweils
in parallelgeschalteten Mikroprozessoren 14a, 14b, 14c, 14d und 14e berechnet. Die Mikroprozessoren 14a,
14b, 14c, 14d und 14e haben jeweils Speicherabschnitte 16a, 16b, 16c, 16d und 16e und Programmabschnitte 18a,
18b, 18c, 18d und 18e.
Der Betrieb des Systems 10 kann am besten beschrieben werden als gleichzeitiges Durchführen ähnlicher Operationen
für jeden gemessenen Reaktorparamter P, T, φ,_,
φ und W, wie in Bezug auf den Parameter P beschrieben wird.
Der gerade gegenwärtige Wert des Parameters P (Druck) wird durch einen Wandler gemessen, der in geeigneter Form
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-ΙΟΙ
in oder an dem Kernreaktor angeordnet ist, um eine solche
Messung durchzuführen.Der gemessene Druckanalogwert P
wird dann zu dem Verstärker 20a übertragen, welcher das c analoge Drucksignal P verstärkt und filtert, bevor es
zu einem Analog-Digital-Konverter 22a übertragen wird, welcher das digitale Gegenstück des analogen verstärkten
Signals für den Druck P bildet. Das digitale Gegenstück des gemessenen Drucksignals P wird dann auf der Leitung
in 24a weitergeleitet, um gleichzeitig längs paralleler
Klemmen der Leitung 24a in den Programmierabschnitt 18a des Mikroprozessors 14a in jedes der Polynomelemente eingeführt
zu werden, welches das gemessene Drucksignal P enthält. Der Programmierabschnitt 18a des Mikroprozessors
κ 14a ruft dann die Einführung der verschiedenen vorberechneten
Konstanten A_, A1, A_, ... A , welche im Speicherabschnitt
16a des Mikroprozessors 14a gespeichert sind, ab, damit diese in den Programmierabschnitt 18a eingeführt
werden. Der Programmierabschnitt 18a berechnet dann den Digitalwert für den im Programmierabschnitt 18a gespeicherten
Polynomausdruck. Der Digitalwert des Polynoms oder f(P) wird dann auf der Leitung 26a zu einem
Digital-Analog-Konverter 28a geleitet, welcher einen Analogwert für den berechneten Ausdruck der Funktion f(P) erzeugt.
Berechnungen der zitierten Art, welche die Funktion f(P) bilden, können auf einem einzigen handelsüblich erhältlichen
Mikroprozessorchip ausgeführt werden. Solch ein Mikroprozessor ist die Modellnummer 8085, hergestellt
durch die Intel Corporation. Diese Mikroprozessortypen sind für alle Mikroprozessoren 14a, 14b, 14c, 14d und
14e akzeptabel.
Wie erwähnt, arbeiten alle Mikroprozessoren 14a , 14b, 14c, 14d und 14e gleichzeitig in ähnlicher Weise in Bezug
auf ihren jeweiligen Parameter, um ihre jeweiligen Funktionsparameterausdrücke aus ihren jeweils programmier-
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ten Funktionspolynomberechnungen zu berechnen. All die
gleichzeitig berechneten Funktionsausdrücke f(P), f(T),
f(yT)f f(yL)f f (W) werden dann an einer Addierstation
30 addiert, um das vorher erwähnte Steuer- bzw. Überwachungssignal zu erzeugen, welches beim Vergleich mit dem
Bezugssignal R das Sicherheitsalarmsignal A erzeugt.
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■ 41-
Leerseite
Claims (6)
1. Sicherheitssystem für einen Kernreaktor, gekennzeichnet durch
eine Serie von Wandlern zur Messung verschiedener Betriebsparanieter
(P, T, Φ „,ι Φ-at W) eines Kernreaktors,
eine Serie von parallel geschalteten Rechnerstationen (14a bis 14e), die jeweils einzeln mit einem einen Betriebsparameter
des Kernreaktors messenden Wandler verbunden sind, zur Berechnung einer Funktion des Parameters,
welche den Prozentsatz der vollen Reaktorbelastung anzeigt, welcher von diesem Parameter beigesteuert wird,
eine Summierstation (30) zur Aufnahme aller Funktionsausgangssignale
der entsprechenden Rechnerstationen und zur Summierung dieser Signale, um ein Steuersignal (S)
zu erzeugen, das den tatsächlichen Prozentsatz des Volllei
stungsreaktorbetriebes anzeigt.
Ü30Ü30/0G48
2. Sicherheitssystem nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch
eine Vergleichsstation (12) zum Vergleich des von der Summierstation (30) kommenden Steuersignals (S) mit
,. einem Leistungssignal (R) , um ein Alarmsignal zu erzeugen,
wenn das Leistungssignal das Steuersignal übersteigt.
3. Sicherheitssystem nach Anspruch 1 oder 2, gekennzeich-IQ
net durch eine Serie von Analog-Digital-Konvertern
(22a bis 22e), die jeweils zwischen dem entsprechenden Wandler und seiner zugeordneten Rechnerstation (14a
bis 14e) angeordnet sind, um das Analogsignal des jeweiligen Wandlers in ein Digitalsignal für die Rechner-•ic
station umzuwandeln.
4. Sicherheitssystem nach mindestens einem der Ansprüche 1 bis 3, gekennzeichnet durch eine Serie von Digital-Analog-Konvertern
(28a bis 28e) , die einzeln zwischen
der Summierstation (30) und jeweils einer Rechnerstation (14a bis 14e) angeordnet sind, um das digitale
Ausgangssignal der Rechnerstationen in ein Analogsignal für die Summierstation umzuwandeln.
5. Sicherheitssystem nach mindestens einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß jede Rechnerstation
(14a bis 14e) ein Mikroprozessor mit einem Speicherabschnitt (16a bis 16e) und einem Rechnerabschnitt
(18a bis 18e) ist mit einem Polynomausdruck, der den Prozentsatz des Volleistungsbeitrages des jeweiligen,
in dem Rechnerabschnitt gespeicherten Parameters darstellt, wobei die Konstanten des Polynomausdrucks
in dem Speicherabschnitt eines jeden Mikroprozessors gespeichert sind, und daß der Rechnerabschnitt
eines jeden Mikroprozessors konstant den dann gegenwärtigen Wert für den Parameter in paralleler
Weise für den Polynomausdruck und die Konstanten vom Speicherabschnitt für die Berechnung des Polynomaus-
030030/0548
drucks gebraucht.
6. Sicherheitssystem nach mindestens einem der Ansprüche
5 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß die durch die
jeweiligen Wandler gemessenen Parameter des Kernreaktors den Reaktordruck, die Temperatur, die Kühlmittelströmung
und den vom oberen und unteren Teil des Reaktors ausgehenden Neutronenfluß umfassen.
10
D30030/0548
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US06/005,123 US4308099A (en) | 1979-01-22 | 1979-01-22 | Nuclear reactor safety system |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2929508A1 true DE2929508A1 (de) | 1980-07-24 |
DE2929508C2 DE2929508C2 (de) | 1984-07-19 |
Family
ID=21714299
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2929508A Expired DE2929508C2 (de) | 1979-01-22 | 1979-07-20 | System zur Verarbeitung von die Leistung eines Kernreaktors repräsentierenden Betriebsmeßwerten |
Country Status (10)
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---|---|
US (1) | US4308099A (de) |
JP (1) | JPS5599097A (de) |
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Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2494877A1 (fr) * | 1980-11-26 | 1982-05-28 | Commissariat Energie Atomique | Systeme logique de securite pour declencher l'action de protection d'un actionneur de surete |
US4427620A (en) * | 1981-02-04 | 1984-01-24 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor power supply |
FR2518288A1 (fr) * | 1981-12-11 | 1983-06-17 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de declenchement d'un actionneur de surete |
GB2177832B (en) * | 1985-07-01 | 1989-07-19 | Charles Hoai Chi | Method and apparatus for protecting press from being damaged by overload conditions |
US5112565A (en) * | 1990-01-03 | 1992-05-12 | Ball Russell M | Nuclear reactor multi-state digital control using digital topology |
FR2665013B1 (fr) * | 1990-07-17 | 1992-09-18 | Framatome Sa | Procede de protection d'un reacteur nucleaire en cas d'elevation de sa charge. |
FR2665014B1 (fr) * | 1990-07-17 | 1992-09-18 | Framatome Sa | Procede et dispositif de protection d'un reacteur nucleaire. |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2156022A1 (de) * | 1970-11-16 | 1972-06-22 | Babcock & Wilcox Co | Schutzvorrichtung fur technische Verfah renseinnchtungen |
Family Cites Families (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE561894A (de) * | 1956-10-26 | |||
US3202804A (en) * | 1961-08-31 | 1965-08-24 | North American Aviation Inc | Method and apparatus for monitoring the operation of a system |
US3423285A (en) * | 1966-01-27 | 1969-01-21 | Westinghouse Electric Corp | Temperature control for a nuclear reactor |
US3752735A (en) * | 1970-07-16 | 1973-08-14 | Combustion Eng | Instrumentation for nuclear reactor core power measurements |
US3778347A (en) * | 1971-09-27 | 1973-12-11 | Giras T | Method and system for operating a boiling water reactor-steam turbine plant preferably under digital computer control |
US4080251A (en) * | 1973-05-22 | 1978-03-21 | Combustion Engineering, Inc. | Apparatus and method for controlling a nuclear reactor |
FR2303355A1 (fr) * | 1975-03-04 | 1976-10-01 | Commissariat Energie Atomique | Procede et dispositif de controle thermique du coeur d'un reacteur nucleaire |
US4075059A (en) * | 1976-04-28 | 1978-02-21 | Combustion Engineering, Inc. | Reactor power reduction system and method |
-
1979
- 1979-01-22 US US06/005,123 patent/US4308099A/en not_active Expired - Lifetime
- 1979-07-20 DE DE2929508A patent/DE2929508C2/de not_active Expired
- 1979-08-03 GB GB7927092A patent/GB2040522B/en not_active Expired
- 1979-08-17 CA CA334,051A patent/CA1127778A/en not_active Expired
- 1979-09-19 CH CH844979A patent/CH643673A5/de not_active IP Right Cessation
- 1979-10-11 MX MX798435U patent/MX6481E/es unknown
- 1979-10-15 ES ES485030A patent/ES485030A0/es active Granted
- 1979-10-15 IT IT26494/79A patent/IT1123844B/it active
- 1979-11-06 JP JP14287479A patent/JPS5599097A/ja active Pending
- 1979-11-27 FR FR7929119A patent/FR2447080A1/fr active Granted
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2156022A1 (de) * | 1970-11-16 | 1972-06-22 | Babcock & Wilcox Co | Schutzvorrichtung fur technische Verfah renseinnchtungen |
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
"IEEE Transactions on Nuclear Science" NS-24(1977) 771-777 * |
"VGB-Kernkraftwerks-Seminar" (1970) S. 52,53,76-78 * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CA1127778A (en) | 1982-07-13 |
FR2447080A1 (fr) | 1980-08-14 |
GB2040522B (en) | 1983-02-09 |
IT7926494A0 (it) | 1979-10-15 |
FR2447080B1 (de) | 1983-04-22 |
US4308099A (en) | 1981-12-29 |
ES8101805A1 (es) | 1980-12-16 |
JPS5599097A (en) | 1980-07-28 |
IT1123844B (it) | 1986-04-30 |
CH643673A5 (de) | 1984-06-15 |
ES485030A0 (es) | 1980-12-16 |
GB2040522A (en) | 1980-08-28 |
DE2929508C2 (de) | 1984-07-19 |
MX6481E (es) | 1985-06-13 |
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