JP2000019287A - 原子力プラントの制御システム - Google Patents

原子力プラントの制御システム

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JP2000019287A
JP2000019287A JP10187135A JP18713598A JP2000019287A JP 2000019287 A JP2000019287 A JP 2000019287A JP 10187135 A JP10187135 A JP 10187135A JP 18713598 A JP18713598 A JP 18713598A JP 2000019287 A JP2000019287 A JP 2000019287A
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Abstract

(57)【要約】 【課題】熱的制限値の簡略計算を用いる場合でも、熱的
制限値を監視しつつ容易に自動出力調整を行うことがで
きる原子力プラントの制御システムを提供することにあ
る。 【解決手段】炉心性能計算システム12の計算結果、及
びプラントデータを利用して最大線出力密度及び最小限
界出力比を求め、それぞれ設定値と比較して、最大線出
力密度及び最小限界出力比の少なくとも一方が設定値を
超える場合に、操作ホールド指令を出力する自動熱的制
限値監視装置11と、自動化操作一時ホールド指令が自
動熱的制限値監視装置11から出力された場合に前記制
御信号を保持する自動出力調整装置13とを備える。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、熱的制限値を監視
しながら原子炉出力を制御する原子力プラントの制御シ
ステムに係り、特に、熱的制限値の簡略計算を用いる場
合でも、熱的制限値を監視しつつ容易に自動出力調整を
行うことができる原子力プラントの制御システムに関す
る。
【0002】
【従来の技術】沸騰水型原子力プラントの炉心内に装荷
されている燃料に対する熱的制限値としては、最大線出
力密度及び最小限界出力比の2つがある。線出力密度と
は、燃料集合体内の燃料棒に対する単位長さ当たりの出
力であり、また、限界出力比とは、沸騰遷移が起こる燃
料集合体出力(限界出力)と実際の燃料集合体出力との
比である。この両者は、炉心性能計算システムにおける
炉心内の3次元出力分布計算結果を用いて精度良く求め
られる。通常、これらの熱的制限値は、1時間周期又は
運転員のオンデマンドにより起動される、炉心内の3次
元出力分布計算を行う炉心性能計算システムにより監視
されている。運転員は、この炉心性能計算システムの計
算結果に基づいて、制御棒操作や炉心流量操作の継続の
可否を判断し、原子炉出力を上昇させる。
【0003】また、近年、運転の省力化などを目的とし
た自動出力調整装置の使用や経済性向上のための高速起
動のニーズが高まっている。自動出力調整装置を使用し
た高速起動時には、運転員のバックアップとして、熱的
制限値の監視を短い周期で行う自動熱的制限値監視装置
が必要となる。従来の熱的制限値監視装置については特
開昭51−67898 号公報に記載されている。この従来技術
では、炉心内の一定の領域内の出力分布を炉心1次元中
性子拡散モデルに基づいて計算し、1次元中性子拡散結
果を局所出力領域検出器の指示値と比較照合することに
より、境界条件に補正を加えた修正1次元計算を行い、
熱的制限値を監視する方法が記載されている。このよう
な自動熱的制限値監視装置を用いて、最大線出力密度及
び最小限界出力比が制限値(設定値)を満足しているか
どうか判定し、制限値を超えたと判断した場合には、自
動出力調整装置に対して自動化除外指令が出される。な
お、自動化除外を行うと自動出力調整装置は停止され、
自動化を再開する時には、自動出力調整装置を再起動す
る。
【0004】
【発明が解決しようとする課題】上述した従来技術によ
れば、3次元出力分布計算を行う炉心性能計算システム
の計算の周期(通常、1時間)に比べて、短い周期(1
0秒程度)で熱的制限値を計算できる。しかし、自動出
力調整装置を使用する場合の熱的制限値の監視には、信
頼性を高めた二重化及び更なる短周期化(1秒以下)が
必要であり、前述の従来技術では処理が複雑であるため
困難である。
【0005】そこで、計算の周期を更に短くするため
に、炉心性能計算システムにおける計算の間に最大線出
力密度及び最小限界出力比の計算を、以下のようにして
行う自動熱的制限値監視装置が考えられる。炉心性能計
算システムの計算結果である最大線出力密度及び最小限
界出力比に対し、現時点の局所出力領域検出器信号等の
プラントデータを利用した補正を行い、簡略的に最大線
出力密度及び最小限界出力比を計算する。なお、炉心性
能計算システムが実行された時は、新たに求められた最
大線出力密度及び最小限界出力比を利用する。
【0006】このような自動熱的制限値監視装置の場
合、処理が簡単であるため信頼性を高めた二重化が容易
であり、かつ短周期化できる反面、最大線出力密度及び
最小限界出力比の計算精度が低いという問題点がある。
そのため、炉心性能計算システムの計算時点における自
動熱的制限値監視装置の計算した最大線出力密度及び最
小限界出力比は炉心性能計算システムの計算結果と同一
となるが、時間が経つにつれ計算誤差が増加してしま
う。つまり、炉心性能計算システムにおける計算を行う
直前に計算誤差が最大となり、炉心性能計算システムに
おける計算の直後に精度が改善されて炉心性能計算シス
テムの計算結果と同一の結果が得られる。
【0007】このような自動熱的制限値監視装置を使用
して最大線出力密度及び最小限界出力比が制限値(設定
値)を満足しているかどうかを判断し、制限値を超えた
と判断した場合に自動化除外指令を自動出力調整装置に
出力する場合を考える。前述したように、自動熱的制限
値監視装置による熱的制限値の計算精度は低いので、熱
的制限値が定められた制限値(設定値)に近い値となる
ような炉心状態の場合には、熱的制限値が制限値を超え
ることが多くなる。特に自動熱的制限値監視装置は、最
大線出力密度及び最小限界出力比を簡略計算するために
計算結果が保守的であるように設計されており、炉心状
態が制限値近傍の場合や炉心性能計算システムにおける
計算を実行する間の制御棒操作量が多い場合に、熱的制
限値が制限値を超える可能性が高い。
【0008】熱的制限値が制限値を超えると、自動出力
調整装置は停止されるが、前述のように自動熱的制限値
による熱的制限値の計算精度は低いため、実際の熱的制
限値は制限値を超えていないにもかかわらず制限値を超
えたと判断される場合が多く、その場合には自動化を再
開する必要がある。自動化を再開するには、制御棒駆動
制御装置や再循環流量制御装置等の他装置とのリンクを
再確立する必要があり、再度起動するのは大変に煩雑で
ある。そのためこの方法では、実質的に自動出力調整装
置の使用が困難である。なお、実際の熱的制限値が制限
値を超えているかどうかの確認は、炉心性能計算システ
ムの計算した最大線出力密度及び最小限界出力比によっ
て判定できる。
【0009】本発明の目的は、熱的制限値の簡略計算を
用いる場合でも、熱的制限値を監視しつつ容易に自動出
力調整を行うことができる原子力プラントの制御システ
ムを提供することにある。
【0010】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成する第1
発明の特徴は、ある時間間隔をおいて原子炉炉心内の3
次元出力分布計算を行い、最大線出力密度及び最小限界
出力比を求める炉心性能計算システムと、前記炉心性能
計算システムにより求められた最大線出力密度と最小限
界出力比、及びプラントデータを利用して最大線出力密
度及び最小限界出力比を求め、この最大線出力密度及び
最小限界出力比をそれぞれ設定値と比較し、最大線出力
密度及び最小限界出力比の少なくとも一方が設定値を超
える場合に、操作ホールド指令を出力する自動熱的制限
値監視装置と、原子炉の再循環流量を制御する再循環流
量制御装置及び制御棒の位置を制御する制御棒駆動制御
装置に対して制御信号を出力し、自動化操作一時ホール
ド指令が前記自動熱的制限値監視装置から出力された場
合に前記制御信号を保持する自動出力調整装置とを備え
たことにある。
【0011】自動熱的制限値監視装置により求められた
最大線出力密度及び最小限界出力比の少なくとも一方が
制限値を超えた場合に、自動出力調整装置が制御棒駆動
制御装置及び再循環流量制御装置に対する制御信号を保
持するため、実際の最大線出力密度及び最小限界出力比
が制限値以下であった場合に、自動出力調整装置を再起
動する必要がなく、スムーズに制御棒および再循環流量
の制御を再開できる。従って、熱的制限値の簡略計算を
用いる場合でも、熱的制限値を監視しつつ容易に自動出
力調整を行うことができる。特に、炉心状態が制限値近
傍にある場合には、自動化の継続に本発明は有効であ
る。
【0012】上記目的を達成する第2の発明の特徴は、
自動熱的制限値監視装置は、炉心性能計算システムによ
り求められた最大線出力密度及び最小限界出力比と設定
値とを比較し、この最大線出力密度及び最小限界出力比
が設定値以下である場合に自動化操作ホールド解除指令
を出力し、自動出力調整装置は、自動化操作ホールド解
除指令が自動熱的制限値監視装置から出力された場合
に、制御信号の保持を停止することにある。
【0013】炉心性能計算システムにより求められた最
大線出力密度及び最小限界出力比が設定値以下である場
合に、自動出力調整装置は制御信号の保持を停止するた
め、実際の最大線出力密度及び最小限界出力比が設定値
以下であるときには、自動出力調整を継続することがで
きる。
【0014】上記目的を達成する第3の発明の特徴は、
自動熱的制限値監視装置は、炉心性能計算システムによ
り求められた最大線出力密度及び最小限界出力比と設定
値とを比較し、この最大線出力密度及び最小限界出力比
の少なくとも一方が設定値を超える場合に、自動化除外
指令を自動出力調整装置に対して出力し、自動出力調整
装置は、自動化除外指令が入力された場合に、再循環流
量制御装置及び制御棒駆動制御装置に対する制御信号の
出力を停止することにある。
【0015】炉心性能計算システムにより求められた最
大線出力密度及び最小限界出力比と設定値の少なくとも
一方が設定値を超える場合に、自動出力調整装置は再循
環流量制御装置及び制御棒駆動制御装置に対する制御信
号の出力を停止するため、実際の最大線出力密度及び最
小限界出力比が設定値を超えたとき、すなわち重大な事
故等が起きたときには、自動出力調整を停止することが
できる。
【0016】上記目的を達成する第4の発明の特徴は、
自動熱的制限値監視装置は、炉心性能計算システムによ
り求められた最大線出力密度及び最小限界出力比と設定
値とを比較し、この最大線出力密度及び最小限界出力比
の少なくとも一方が設定値を超える場合に、操作停止指
令を再循環流量制御装置及び制御棒駆動制御装置に対し
て出力することにある。
【0017】炉心性能計算システムにより求められた最
大線出力密度及び最小限界出力比と設定値の少なくとも
一方が設定値を超える場合に、操作停止指令を再循環流
量制御装置及び制御棒駆動制御装置に対して出力するた
め、実際の最大線出力密度及び最小限界出力比が設定値
を超えたとき、すなわち重大な事故等が起きたときに
は、制御棒及び再循環流量の制御をすばやく停止するこ
とができる。
【0018】上記目的を達成する第5の発明の特徴は、
自動熱的制限値監視装置は、プラントデータが異常か否
かを判定し、異常と判定した場合に、自動出力調整装置
に対して自動化操作一時ホールド指令を出力し、その
後、プラントデータの異常が回復した場合又はプラント
データがバイパスされた場合で、かつ炉心性能計算シス
テムにより求められた最大線出力密度及び最小限界出力
比が設定値以下である場合に、自動化操作ホールド解除
指令を出力することにある。
【0019】プラントデータが異常である場合に、自動
熱的制限値監視装置が自動化操作一時ホールド指令を出
力し、プラントデータの異常が回復した場合又はプラン
トデータがバイパスされた場合で、かつ炉心性能計算シ
ステムにより求められた最大線出力密度及び最小限界出
力比が設定値以下である場合に、自動化操作ホールド解
除指令を出力するため、プラントデータの異常により熱
的制限値の計算が正しく行われない場合には、自動出力
調整を一時的に停止でき、かつプラントデータの異常が
回復した場合又はプラントデータがバイパスされた場合
に、自動出力調整装置を再起動する必要がなく、スムー
ズに制御棒および再循環流量の制御を再開できる。
【0020】上記目的を達成する第6の発明の特徴は、
自動熱的制限値監視装置は、自動出力調整装置に対して
自動化操作一時ホールド指令を出力するときに、炉心性
能計算システムに対して最大線出力密度及び最小限界出
力比の計算を要求する信号を出力することにある。
【0021】自動化操作一時ホールド指令を出力すると
きに、最大線出力密度及び最小限界出力比の計算を要求
することにより、自動出力調整継続の可否がすぐに判断
され、スムーズな自動出力調整が行われる。
【0022】
【発明の実施の形態】以下、図面を用いて本発明の実施
例を詳細に説明する。
【0023】図1は、本発明の好適な一実施例である原
子力プラントの制御システムを示す。原子炉圧力容器1
内の炉心2は、数百体以上の燃料バンドルより構成され
ている。原子炉の出力は、炉心内への制御棒3の挿入割
合、及びインターナルポンプ8の回転数に依存した炉心
流量により制御される。制御棒3は、制御棒駆動機構5
と、制御棒駆動機構5を動かすモータ6、及びモータを
制御するモータ駆動制御回路7により駆動される。ま
た、インターナルポンプ8の回転数は、モータ9及びモ
ータ速度制御回路10により制御される。炉心2には、
原子炉内の中性子束を検出する局所出力領域検出器(以
下、LPRMと呼ぶ)4が配置されていて、その検出結
果は自動熱的制限値監視装置11に出力される。
【0024】図2に示すように、LPRM4はLPRM
ストリング40内に配置されており、1つのLPRMス
トリング40には、通常、軸方向に4つのLPRM4が
配置されている。各LPRMは、軸方向位置の下より
A,B,C及びDと呼ばれている。炉心内には、均一に
LPRMストリングが配置されており、4つのLPRM
ストリング40にて16個の燃料バンドルを囲む構成と
なっている。
【0025】炉心性能計算システム12は熱的制限値で
ある最大線出力密度及び最小限界出力比を計算し、自動
熱的制限値監視装置11に入力する。
【0026】ここで、自動熱的制限値監視装置11につ
いて詳細に説明する。図3は、自動熱的制限装置11に
おける処理内容のフローチャートを示す。自動熱的制限
値監視装置11は、まずステップ301において炉心性
能計算システム12で新たに熱的制限値の計算が行われ
たか否かを判断する。ここで、計算が行われたと判断さ
れた場合にはステップ302へ進み、計算は行われてい
ないと判断された場合にはステップ305へ進む。ステ
ップ302では、炉心性能計算システム12の計算結果
である最大線出力密度、及び最小限界出力比を炉心性能
計算システム12から取り込む。次にステップ303で
最大線出力密度及び最小限界出力比と、それぞれに対し
て設定された制限値(設定値)とを比較し、最大線出力
密度及び最小限界出力比が制限値を超えているか否かを
判断する。ここで制限値を超えていると判断された場合
はステップ304に進み、制限値を超えていないと判断
された場合はステップ305に進む。ステップ304で
は、自動出力調整装置13に対して自動化除外指令を出
力する。ステップ305では、LPRM4の検出結果、
及び制御棒位置情報等のプラントデータを取り込む。次
にステップ306では、取り込んだプラントデータに基づ
いて、最大線出力密度及び最小限界出力比を計算する。
続いてステップ307ではステップ306で計算された
最大線出力密度及び最小限界出力比と、それぞれに対し
て設定された制限値とを比較して、最大線出力密度及び
最小限界出力比が制限値を超えているか否かを判断す
る。制限値を超えていると判断された場合には、ステッ
プ308に進み、制限値を超えていないと判断された場
合には、ステップ309に進む。ステップ308では、
自動出力調整装置13に対して自動化操作一時ホールド
指令を出力する。ステップ309では、自動化操作一時
ホールド状態であるか否かを判断する。自動化操作一時
ホールド状態であると判断された場合にはステップ31
0へ進み、自動化操作ホールド解除指令を自動出力調整
装置13に出力する。自動化操作一時ホールド状態でな
い場合にはステップ301に戻る。
【0027】ステップ305〜307に示されるよう
に、自動熱的制限値監視装置は、4つのLPRMストリ
ングに囲まれた16個の燃料バンドルからなる領域毎
に、熱的制限値(最大線出力密度及び最小限界出力比)
をLPRM4の検出結果を利用して常時監視する。ステ
ップ306における熱的制限値の計算は、炉心性能計算
システム12の計算結果に対してLPRM4の検出結果
の変化に応じた補正を施すことにより行う。
【0028】次に、ステップ306における熱的制限値
の計算方法について詳細に説明する。最大線出力密度の
計算の場合、炉心内は前述の16個の燃料バンドルから
なる領域(指標をMと定義する)を、更にLPRMの
A,B,C,Dにより軸方向に4分割(指標をKと定義
する)した領域毎に、領域内の最大線出力密度ALHG
R(K,M)を計算する。なお、炉心の最大線出力密度
は、各領域の最大線出力密度ALHGR(K,M)のう
ちの最大値である。領域(K,M)内の最大線出力密度
ALHGR(K,M)は、炉心性能計算システムにより
計算された領域(K,M)内の最大線出力密度CLHG
R(K,M)に対して、現在の領域(K,M)のLPRM
平均値ALPRM(K,M)と、炉心性能計算システム
計算時の領域(K,M)のLPRM平均値CLPRM
(K,M)とに基づく補正、及び炉心性能計算システム
計算時からの制御棒位置の変化に応じた補正B(K,
M)を行うことにより計算される。自動熱的制限値監視
装置11による最大線出力密度の計算式は、(数1)と
なる。
【0029】
【数1】 ALHGR(K,M)=CLHGR(K,M)・ALPRM(K,M) /CLPRM(K,M)/B(K,M) …(数1) ここで、LPRM平均値ALPRM(K,M)及びCL
PRM(K,M)は、図2に示すようにLPRM軸方向
高さA,B,C,Dの各レベルごとの4つのLPRM指
示値の平均である。
【0030】一方、最小限界出力比の計算の場合、炉心
内は前述の16個の燃料バンドルからなる領域ごとに、
その領域内の最小限界出力比ACPR(M)が計算さ
れ、炉心の最小限界出力比は、各領域の最小限界出力比
ACPR(M)のうちの最小値となる。領域M内の最小
限界出力比ACPR(M)は、炉心性能計算システムに
より計算された領域Mの最小限界出力比CCPR(M)
に対して、現在の領域MのLPRM平均値ALPRM
(M)と炉心性能計算システム計算時の領域MのLPR
M平均値CLPRM(M)とによる補正,炉心性能計算
システムの計算時からの制御棒位置の変化に応じた補正
AC(M)、及び炉心流量の変化に応じた補正AF
(M)を行うことにより計算される。自動熱的制限値監
視装置11による最小限界出力比の計算式は、(数2)
となる。
【0031】
【数2】 ACPR(M)=CCPR(M)・CLPRM(M)/ALPRM(M)・AC(M) ・AF(M) …(数2) ここで、LPRM平均値ALPRM(M)及びCLPR
M(M)は、図4に示すように、AレベルのLPRMを
除いた12個のLPRMの平均である。
【0032】図5は、炉心性能計算システム12により
計算した最大線出力密度と、自動熱的制限値監視装置1
1の計算した最大線出力密度の時間的変化の一例を示
す。図5において、炉心性能計算システム12は10分
周期で計算を行い、その計算と計算の合間に自動熱的制
限値監視装置11は熱的制限値を計算している。この図
5より分かるように、炉心性能計算システム12により
最大線出力密度の計算が実行された直後は、自動熱的制
限値監視装置11により計算した最大線出力密度が、炉
心性能計算システム12の計算結果と一致する。以後、
自動熱的制限値監視装置11は、(数1)に従って、簡
略的に最大線出力密度を計算するが、計算の誤差が徐々
に大きくなっていき、一般に誤差は、次の炉心性能計算
システム12における計算を実行する直前に最も大きく
なる。
【0033】図5に示すように、自動熱的制限値監視装
置11は、計算した最大線出力密度が保守的であるよう
に設計されているため、自動熱的制限値監視装置11に
設定された制限値は、実際の制限値に対し余裕をみて、
少し小さな値が設定されている。従って、炉心状態が熱
的制限値近傍にある場合や炉心性能計算システム12に
おいて計算を行う間の制御棒の操作量が多い場合には、
自動熱的制限値監視装置11により計算された最大線出
力密度は制限値を超えやすくなる。
【0034】点Aに示すように最大線出力密度が制限値
を超えた場合、自動熱的制限値監視装置11では最大線
出力密度が制限値を超えたことを判断して、自動出力調
整装置13に対し、自動化操作一時ホールド指令を出す
(ステップ307,308)。炉心性能計算システム12
における計算結果が、点Bのように制限値を超えていな
い場合には、自動化操作ホールド解除指令を、自動出力
調整装置13に対し出す(ステップ303,309,3
10)。なお、炉心性能計算システム12における計算
結果が、制限値を超えている場合には、自動化除外指令
を、自動出力調整装置13に対し出す(ステップ30
3,304)。
【0035】前述したように、自動熱的制限値監視装置
11から出力された自動化操作一時ホールド指令,自動
化操作ホールド解除指令、及び自動化除外指令は全て自
動出力調整装置13に出力される。また、図1に示すよ
うに、自動出力調整装置13には、各ブレイクポイント
ごとに、目標電気出力,電気出力変化率が、プラント起
動統括監視システム14から指示される。
【0036】図6は、自動出力調整装置13の処理アル
ゴリズムを示す。まずステップ601において、自動熱的
制限値監視装置11から自動化除外指令が入力されたか
否かを判断し、自動化除外指令が入力されている場合は
ステップ602に進み、自動化除外指令が入力されてい
ない場合にはステップ603に進む。ステップ602で
は、自動出力調整装置13と制御棒駆動制御装置15,
再循環流量制御装置16とのリンクが切られる。リンク
が切られると、以後自動出力調整装置13から制御棒駆
動制御装置15,再循環流量制御装置16を制御するこ
とができなくなる。再び自動出力調整を行うためには、
以後自動出力調整装置13と制御棒駆動制御装置15,
再循環流量制御装置16とのリンクを再確立する必要が
あり、運転員の介入が必要となる。
【0037】ステップ603では、自動熱的制限値監視
装置11から自動操作一時ホールド指令が入力されてい
るか否かを判断し、自動化操作一時ホールド指令が入力
されている場合はステップ605へ進み、入力されてい
ない場合にはステップ604へ進む。ステップ603か
らステップ604へと進んだ場合、プラントから現在の
発電機出力データが取り込まれる。次にステップ606
では、取り込まれた現在の発電機出力と、プラント起動
統括監視システム14から入力された目標発電機出力と
の偏差を用いたPI処理が行われる。続いてステップ6
07では、ステップ606のPI処理に基づいて、現在
の電気出力から目標電気出力まで与えられた電気出力変
化率で出力が上昇するように、制御棒操作又は再循環流
量操作を行う。制御棒操作は、引き抜き指令・挿入指令
を制御棒駆動制御装置15に出力し、再循環流量操作
は、流量設定値を再循環流量制御装置16に出力するこ
とにより行う。
【0038】ステップ603からステップ605へ進ん
だ場合、自動出力調整装置13から制御棒駆動制御装置
15,再循環流量制御装置16への指令がホールド状態
にされる。なお、このホールド状態では、自動出力調整
装置13と制御棒駆動制御装置15,再循環流量制御装
置16とのリンクは確立されたままである。次にステッ
プ608にて自動熱的制限値監視装置11から自動操作
ホールド解除指令が入力されているか否かを判断する。
自動操作ホールド解除指令が入力されている場合は、ス
テップ609へ進み、ステップ609では、前述のホー
ルド状態を解除する。一方、ステップ608において自
動操作ホールド解除指令が入力されていないと判断され
た場合は、自動操作ホールド解除指令が入力されるまで
ステップ608の処理が繰り返される。
【0039】ステップ609でホールド状態が解除され
た後、ステップ610ではプラントから現在の発電機出
力データが取り込まれ、続いてステップ611でタイバ
ック処理(初期化処理)が行われる。タイバック処理に
より、通常のPI制御に戻るため、制御棒及び再循環流
量の制御が再開される。
【0040】制御棒駆動制御装置15は、入力された引
き抜き指令・挿入指令に応じてモータ駆動制御回路7を
制御することにより制御棒を制御し、再循環流量制御装
置16は入力された流量設定値に基づいてモータ速度制
御回路10を制御する。モータ駆動制御回路7及びモー
タ速度制御回路10は、それぞれ制御棒3及びインター
ナルポンプ8を制御する。
【0041】以上説明したように、本実施例によれば、
簡略計算により求められた熱的制限値が制限値を超えた
場合に、自動出力調整装置13と制御棒駆動制御装置1
5,再循環流量制御装置16とのリンクが確立されたま
まのホールド状態とすることにより、炉心性能計算シス
テムによる熱的制限値の計算結果が制限値以下であった
場合に、リンクを再確立する必要なしにスムーズに制御
棒および再循環流量の制御を再開できる。特に、炉心状
態が制限値近傍にある場合には、上記事象が多発する可
能性が高く、自動化の継続に本実施例は有効である。
【0042】なお、自動化除外指令が必要とされる場
合、制御棒および炉心流量の制御をすばやく停止するた
めに、制御棒駆動制御装置15又は再循環流量制御装置
16に直接操作停止信号を出してもよい。
【0043】また、プラントデータを検出する手段の1
つであるLPRM4が短絡等の故障を生じた場合、自動
熱的制限値監視装置11は熱的制限値の計算ができなく
なる。この場合にも同様に、自動出力調整装置13に対
して自動化操作一時ホールド指令を出し、故障したLP
RM4をバイパスした後の炉心性能計算システムによる
計算結果が制限値を超えていない場合に、自動化操作ホ
ールド解除指令を自動出力調整装置13に対して出すこ
とにより、対応することができる。
【0044】
【発明の効果】本発明によれば、熱的制限値の簡略計算
を用いる場合でも、熱的制限値を監視しつつ容易に自動
出力調整を行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の好適な一実施例である原子力プラント
の自動化システムの構成図である。
【図2】自動熱的制限値監視装置において、最大線出力
密度を計算する場合のLPRM平均値計算に利用するL
PRM4を示す図である。
【図3】自動熱的制限値監視装置における処理を示すフ
ローチャートである。
【図4】自動熱的制限値監視装置において、最小限界出
力比を計算する場合のLPRM平均値計算に利用するL
PRM4を示す図である。
【図5】炉心性能計算システムにより計算した最大線出
力密度と、自動熱的制限値監視装置により計算した最大
線出力密度の時間的変化の一例を示す図である。
【図6】自動出力調整装置における処理を示すフローチ
ャートである。
【符号の説明】
1…原子炉圧力容器、2…炉心、3…制御棒、4…局所
出力領域検出器(LPRM)、5…制御棒駆動機構、6…モ−
タ、7…モ−タ駆動制御回路、8…インターナルポン
プ、9…モータ、10…モータ速度制御回路、11…自動
熱的制限値監視装置、12…炉心性能計算システム、1
3…自動出力調整装置、14…プラント起動統括監視シ
ステム、15…制御棒駆動制御装置、16…再循環流量
制御装置。

Claims (6)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】ある時間間隔をおいて原子炉炉心内の3次
    元出力分布計算を行い、最大線出力密度及び最小限界出
    力比を求める炉心性能計算システムと、前記炉心性能計
    算システムにより求められた最大線出力密度と最小限界
    出力比、及びプラントデータを利用して最大線出力密度
    及び最小限界出力比を求め、この最大線出力密度及び最
    小限界出力比をそれぞれ設定値と比較し、最大線出力密
    度及び最小限界出力比の少なくとも一方が設定値を超え
    る場合に、操作ホールド指令を出力する自動熱的制限値
    監視装置と、原子炉の再循環流量を制御する再循環流量
    制御装置及び制御棒の位置を制御する制御棒駆動制御装
    置に対して制御信号を出力し、自動化操作一時ホールド
    指令が前記自動熱的制限値監視装置から出力された場合
    に前記制御信号を保持する自動出力調整装置とを備えた
    ことを特徴とする原子力プラントの制御システム。
  2. 【請求項2】前記自動熱的制限値監視装置は、前記炉心
    性能計算システムにより求められた最大線出力密度及び
    最小限界出力比と設定値とを比較し、この最大線出力密
    度及び最小限界出力比が設定値以下である場合に自動化
    操作ホールド解除指令を出力し、前記自動出力調整装置
    は、前記自動化操作ホールド解除指令が前記自動熱的制
    限値監視装置から出力された場合に、前記制御信号の保
    持を停止することを特徴とする請求項1記載の原子力プ
    ラントの制御システム。
  3. 【請求項3】前記自動熱的制限値監視装置は、前記炉心
    性能計算システムにより求められた最大線出力密度及び
    最小限界出力比と設定値とを比較し、この最大線出力密
    度及び最小限界出力比の少なくとも一方が設定値を超え
    る場合に、自動化除外指令を前記自動出力調整装置に対
    して出力し、前記自動出力調整装置は、自動化除外指令
    が入力された場合に、前記再循環流量制御装置及び前記
    制御棒駆動制御装置に対する制御信号の出力を停止する
    ことを特徴とする請求項1及び2のいずれかに記載の原
    子力プラントの制御システム。
  4. 【請求項4】前記自動熱的制限値監視装置は、前記炉心
    性能計算システムにより求められた最大線出力密度及び
    最小限界出力比と設定値とを比較し、この最大線出力密
    度及び最小限界出力比の少なくとも一方が設定値を超え
    る場合に、操作停止指令を前記再循環流量制御装置及び
    前記制御棒駆動制御装置に対して出力することを特徴と
    する請求項1及び2のいずれかに記載の原子力プラント
    の制御システム。
  5. 【請求項5】前記自動熱的制限値監視装置は、前記プラ
    ントデータが異常か否かを判定し、異常と判定した場合
    に、前記自動出力調整装置に対して自動化操作一時ホー
    ルド指令を出力し、その後、前記プラントデータの異常
    が回復した場合又は前記プラントデータがバイパスされ
    た場合で、かつ前記炉心性能計算システムにより求めら
    れた最大線出力密度及び最小限界出力比が設定値以下で
    ある場合に、自動化操作ホールド解除指令を出力するこ
    とを特徴とする請求項1乃至4のいずれかに記載の原子
    力プラントの制御システム。
  6. 【請求項6】前記自動熱的制限値監視装置は、前記自動
    出力調整装置に対して前記自動化操作一時ホールド指令
    を出力するときに、前記炉心性能計算システムに対して
    最大線出力密度及び最小限界出力比の計算を要求する信
    号を出力することを特徴とする請求項1乃至5のいずれ
    かに記載の原子力プラントの制御システム。
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2011149026A1 (ja) * 2010-05-28 2011-12-01 株式会社東芝 原子力プラント制御装置、方法、及びプログラム
WO2014027646A1 (ja) * 2012-08-13 2014-02-20 三菱重工業株式会社 原子炉の監視装置及び原子炉の制御装置、原子力発電プラント
CN106710651A (zh) * 2015-11-16 2017-05-24 大亚湾核电运营管理有限责任公司 一种展示核电站中核事故状态变迁的方法和系统

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
TW594791B (en) * 2001-09-27 2004-06-21 Toshiba Corp Incore monitoring method and incore monitoring equipment
US7177383B2 (en) * 2004-02-02 2007-02-13 James Hardy Method and system for safety regulation in nuclear power regulating systems
US8135106B2 (en) * 2004-04-23 2012-03-13 Areva Np Inc. Protection of reactor cores from unstable density wave oscillations
US7804929B2 (en) 2004-12-23 2010-09-28 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and system for calculating rod average criteria
US8811563B2 (en) * 2004-12-30 2014-08-19 General Electric Company Method and system for assessing failures of fuel rods
US7633531B2 (en) 2006-12-31 2009-12-15 General Electric Company Systems and methods for quantitatively assessing the quality of an image produced by an imaging system
US20080219394A1 (en) * 2007-03-08 2008-09-11 Mccord Richard D Method and system for calculating an adjusted peak nodal power in a nuclear reactor
SE532185C2 (sv) * 2007-04-10 2009-11-10 Westinghouse Electric Sweden Förfarande för att driva en reaktor hos en kärnanläggning
JP5502509B2 (ja) 2010-01-28 2014-05-28 株式会社東芝 炉心熱的制限値監視装置、炉心監視システムおよび炉心熱的制限値監視方法
US20110311013A1 (en) * 2010-06-21 2011-12-22 Lockheed Martin Corporation System and apparatus for plant monitoring and control
CN102298979A (zh) * 2011-07-19 2011-12-28 中广核工程有限公司 一种核电站数字化仪控系统信号缺省值验证方法及系统

Family Cites Families (28)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5427520B2 (ja) 1974-12-11 1979-09-10
JPS51117295A (en) * 1975-04-07 1976-10-15 Hitachi Ltd Process of operating a nuclear reactor
US4079236A (en) * 1976-03-05 1978-03-14 Westinghouse Electric Corporation Method and apparatus for monitoring the axial power distribution within the core of a nuclear reactor, exterior of the reactor
JPS5552997A (en) 1978-10-13 1980-04-17 Tokyo Shibaura Electric Co Reactor control device
JPS5552998A (en) * 1978-10-16 1980-04-17 Hitachi Ltd Reactor recirculation flow rate control device
JPS55149900A (en) * 1979-05-11 1980-11-21 Hitachi Ltd Power control device for bwr type reactor
JPS5739395A (en) * 1980-08-22 1982-03-04 Hitachi Ltd Method and device for operating safely nuclear reactor
JPS59155791A (ja) 1983-02-25 1984-09-04 日本原子力事業株式会社 原子炉熱的余裕監視装置
JPS6076689A (ja) 1983-10-03 1985-05-01 日本原子力事業株式会社 原子炉熱的余裕診断装置
US4707324A (en) * 1984-12-27 1987-11-17 Westinghouse Electric Corp. Controlling the response of a pressurized water reactor to rapid fluctuations in load
US4678622A (en) * 1985-08-20 1987-07-07 General Electric Company Transient monitor for nuclear reactor
US4774049A (en) * 1986-04-10 1988-09-27 Westinghouse Electric Corp. Two and three dimensional core power distribution monitor and display
JPS63121794A (ja) 1986-11-11 1988-05-25 株式会社東芝 原子炉の熱的余裕監視装置
US5009833A (en) * 1989-01-11 1991-04-23 Westinghouse Electric Corp. Expert system for surveillance, diagnosis and prognosis of plant operation
US5091139A (en) * 1989-06-26 1992-02-25 General Electric Company Automated thermal limit monitor
JPH0760195B2 (ja) * 1989-08-25 1995-06-28 株式会社日立製作所 原子力発電プラントの運転制御システム
JP2931658B2 (ja) 1990-10-18 1999-08-09 株式会社東芝 熱的制限値監視装置
US5174946A (en) 1991-01-22 1992-12-29 General Electric Company Oscillation power monitoring system and method for nuclear reactors
JP2670400B2 (ja) * 1991-11-11 1997-10-29 株式会社東芝 原子力発電プラントの監視装置
JPH063476A (ja) 1992-06-23 1994-01-11 Toshiba Corp 原子炉出力調整装置
US5309485A (en) * 1992-07-06 1994-05-03 General Electric Company Core automated monitoring system
TW227064B (ja) * 1992-12-02 1994-07-21 Combustion Eng
JPH07294679A (ja) 1994-04-28 1995-11-10 Toshiba Corp 原子炉再循環流量制御装置
US5528639A (en) * 1994-08-01 1996-06-18 General Electric Company Enhanced transient overpower protection system
US5555279A (en) * 1994-11-16 1996-09-10 Nir; Israel System for monitoring and controlling nuclear reactors
JPH08179078A (ja) 1994-12-19 1996-07-12 Toshiba Corp 原子力発電所監視装置
JPH09159794A (ja) 1995-12-07 1997-06-20 Toshiba Corp Bwr原子力発電所における原子炉出力制御装置
US5912933A (en) * 1997-12-04 1999-06-15 General Electric Company Method and system for direct evaluation of operating limit minimum critical power ratios for boiling water reactors

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2011149026A1 (ja) * 2010-05-28 2011-12-01 株式会社東芝 原子力プラント制御装置、方法、及びプログラム
JP2011247827A (ja) * 2010-05-28 2011-12-08 Toshiba Corp 原子力プラント制御装置、方法、及びプログラム
US9570203B2 (en) 2010-05-28 2017-02-14 Kabushiki Kaisha Toshiba Nuclear reactor power monitor
WO2014027646A1 (ja) * 2012-08-13 2014-02-20 三菱重工業株式会社 原子炉の監視装置及び原子炉の制御装置、原子力発電プラント
JP2014038006A (ja) * 2012-08-13 2014-02-27 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉の監視装置及び原子炉の制御装置
CN106710651A (zh) * 2015-11-16 2017-05-24 大亚湾核电运营管理有限责任公司 一种展示核电站中核事故状态变迁的方法和系统

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