JP2004245666A - Monitor for pulling-out of control rod - Google Patents

Monitor for pulling-out of control rod Download PDF

Info

Publication number
JP2004245666A
JP2004245666A JP2003034826A JP2003034826A JP2004245666A JP 2004245666 A JP2004245666 A JP 2004245666A JP 2003034826 A JP2003034826 A JP 2003034826A JP 2003034826 A JP2003034826 A JP 2003034826A JP 2004245666 A JP2004245666 A JP 2004245666A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
control rod
rbm
bypass
signals
set value
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP2003034826A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
Yoshihiko Ishii
佳彦 石井
Tadao Aoyama
肇男 青山
Hiroki Sano
広樹 佐野
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP2003034826A priority Critical patent/JP2004245666A/en
Publication of JP2004245666A publication Critical patent/JP2004245666A/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To enable the higher-power generation operation of a reactor by utilizing a larger safety margin brought by reducing the decrement (ΔMCPR) of the thermal margin of the reactor in an event when a control rod is pulled out mistakenly during the power generation operation of the reactor. <P>SOLUTION: A monitor 1 for the pulling-out of the control rod has the function of producing two-channel (an A line and a B line) signals for monitoring the pulling-out of the control rod by averaging signals from local output range monitor detectors 15a located in a core with average output range monitors 20a to 20f and that of issuing a command 39 to inhibit the control rod from being pulled out by comparing these monitoring signals with a set value. In the monitor 1, a set value for permitting the bypass of the signals for monitoring the pulling-out of the control rod is established for the output of the reactor or an indication corresponding to it. If the indication is lower than the set value for permitting the bypass of the signals, one of the two-channel signals for monitoring the pulling-out of the control rod can be bypassed. If the indication is higher than the set value for permitting the bypass of the signals, signals of all channels are used as those for monitoring the pulling-out of the control rod to prohibit the signals from being bypassed. <P>COPYRIGHT: (C)2004,JPO&NCIPI

Description

【0001】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉における制御棒引き抜き監視装置に関する。
【0002】
【従来の技術】
制御棒引き抜き監視装置(Rod Block Monitor 以下、RBMと略称する。)は、誤操作により制御棒を連続して引き抜いた場合でも燃料棒破損の発生を防止するように制御棒の引き抜きを阻止する装置である。RBMは、A、Bの2チャンネルがあり、各チャンネルは局所出力領域モニタ(Local Power Range Monitor 以下、LPRMと略称する。)の検出器信号を平均してRBMの指示値を作り出す機能と、この指示値を設定値と比較して制御棒引き抜き阻止の指令を出す機能を有する。
図8は、沸騰水型原子炉(Boiling Water Reactor 以下、BWRと略称する。)の炉心内の一部を上方から見た平面図であり、LPRM検出器集合体10a〜10dの位置を示したものである。LPRM検出器集合体10a〜10dは燃料集合体11のコーナー部外側の間隙に設置されている。運転員が制御棒12aを引き抜き制御棒として選択した時には、引き抜き制御棒12aに最も近接した4体のLPRM検出器集合体10a〜10dに属するLPRM検出器出力がRBMに取り込まれる。
【0003】
図9は、2チャンネルのRBMへのLPRM検出器出力の分配方法を示した模式図である。LPRM検出器集合体10aは軸方向に4個のLPRM検出器15a〜15dを有している。このLPRM検出器は小型の核分裂計数管からなる中性子束検出器である。他のLPRM検出器集合体10b〜10daも同様にそれぞれ4個のLPRM検出器15e〜15pを有している。合計16個のLPRM検出器出力は、高さ方向位置AとCに属する8個がRBMのAチャンネル3aに、高さ方向位置BとDに属する8個がRBMのBチャンネル3bに分配され、RBMは取り込んだ各8個のLPRM検出器出力を平均する。
原子炉内には、多数のLPRM検出器(例えば1,100MWe級のBWRでは172個)が設置されており、平均出力領域モニタ(Average Power Range Monitor 以下、APRMと略称する。)は平均化操作によって原子炉平均出力レベルを検出する。RBMは、APRM指示値とLPRM検出器指示値を入力し、取り込んだLPRM検出器指示値の平均値が制御棒引き抜き阻止設定レベルより高い場合には制御棒駆動装置に制御棒引き抜き阻止信号を発信してそれ以上の制御棒引き抜きを阻止する。なお、RBM各チャンネルに取り込まれる最大8個のLPRM検出器のうち、その半数の検出器信号を使用状態から切り離す(以下、バイパスと呼ぶ。)ことが可能である。
【0004】
図10は、原子炉の運転特性曲線61とRBMの制御棒引き抜き阻止設定レベル60の一例を示した模式図である。再循環流量が100%より小さい場合には制御棒引き抜き阻止設定レベル60は再循環流量の関数で設定されている。例えば再循環流量がF%(定格流量を100%とする。)のとき、原子炉出力あるいはAPRM指示値はG%(原子炉出力100%のときのAPRM指示値を100%とする。)であるが、このときRBMが取り込んだLPRM検出器指示値の平均値がP%を超えると、制御棒引き抜き阻止信号を発生する。再循環流量が100%を超える領域では、制御棒引き抜き阻止設定レベル60は、この例では出力105%の一定値に設定されている。すなわち、RBMが取り込んだLPRM検出器指示値の平均値が原子炉出力100%のときのAPRM指示値と比べて5%以上大きい場合に制御棒引き抜き阻止信号を発生する。
RBMは、原子炉出力が下限設定値H(例えば30%出力)以上の場合には2チャンネルのうち一方のチャンネルをバイパスすることができる。この機能により、RBMの一方のチャンネルが故障した時でも監視機能を満足でき、原子力プラント運転中においてもRBMの保守点検や調整、較正等の作業を実施することができる。また、RBMは、原子炉出力が下限設定値H以下の場合には、自動的に2チャンネルともバイパスされる。なお、RBMの各チャンネルは、安全保護機能を喪失しないようにそれぞれ二重化されている。
【0005】
【発明が解決しようとする課題】
BWRでは、原子炉の熱的な余裕を限界出力比(Minimum Critical Power Ratio 以下、MCPRと略称する。)という指標で表わす。MCPRは、核沸騰から膜沸騰あるいは蒸気冷却への沸騰遷移を起こす燃料集合体出力Pcと現在の燃料集合体出力Pとの比(Pc/P)で定義するものである。異常な過渡変化時におけるMCPRは、通常運転時のMCPRより減少するのが一般的であり、その減少分をΔMCPRと呼ぶ。幾つかある異常な過渡変化事象のうちΔMCPRが最大の事象をリミティング事象と呼び、通常運転時の熱出力はそのときのΔMCPR分だけ余裕を持って(低出力で)設計されている。
原子炉の異常な過渡変化事象の一つとして、出力運転時に制御棒を誤って連続的に引き抜く出力運転中の制御棒誤引き抜き事象がある。この事象が発生すると、原子炉全体の出力増加は少ないが、引き抜いた制御棒近傍の燃料集合体出力が顕著に増加し、その燃料集合体の熱的余裕が減少する。
従来技術による制御棒引き抜き監視装置を使用した場合は、出力運転中の制御棒誤引き抜き事象の解析は、2チャンネルのRBMのうち、引き抜く制御棒に対する応答が敏感なチャンネル(通常Bチャンネル)をバイパスした状態で評価する。さらに、応答の遅いAチャンネルのRBMに取り込まれる8個のLPRM信号のうち半数のLPRM信号がバイパスされ、応答の遅い4個のLPRM信号を使用した最も保守的な場合を想定して評価する。出力運転中の制御棒誤引き抜き事象のΔMCPR(0.13程度)は、リミティング事象である負荷の喪失事象や給水加熱喪失事象のΔMCPR(0.15程度)に次ぐものとなっていた。
近年の研究で、BWRでは核沸騰から蒸気冷却への沸騰遷移(ドライアウトと呼ぶ。)が発生しても短時間で核沸騰に復帰すれば、燃料棒の健全性に問題がないという知見が得られてきた。この知見に基づいて異常な過渡変化事象に対する原子炉設置許可基準の見直しが進められている。短時間のドライアウトが許容されれば、短時間で核沸騰に復帰する負荷の喪失事象は通常運転時の原子炉熱出力を決定するリミティング事象ではなくなる。また、給水加熱喪失事象も、炉心出力空間分布の影響を詳細に評価すれば、ΔMCPRが0.08程度になることがわかってきた。その結果、短時間のドライアウトを許容する基準の下では出力運転中の制御棒誤引き抜き事象がリミティング事象となる可能性があることがわかった。
【0006】
本発明の課題は、原子炉の出力運転中において、制御棒誤引き抜き事象の発生時における原子炉の熱的余裕の減少分(ΔMCPR)を低減し、発生した安全上の余裕を利用して原子炉の増出力運転を図ることにある。
【0007】
【課題を解決するための手段】
上記課題を解決するために、原子炉出力が低出力の領域では複数チャンネルのRBM信号のうち1個以上の信号をバイパス可能とし、高出力領域では全チャンネルの信号をRBM信号として使用し、バイパスを禁止する。
ここで、原子炉出力の低出力領域と高出力領域の境界を定格出力の70%から90%の範囲に設定する。
また、炉心流量あるいは再循環流量が低流量の領域では複数チャンネルのRBM信号のうち1個以上の信号をバイパス可能とし、高流量領域では全チャンネルの信号をRBM信号として使用し、バイパスを禁止することを特徴とする。
ここで、炉心流量あるいは再循環流量の低流量領域と高流量領域の境界を定格流量の60%から90%の範囲に設定する。
【0008】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施形態を図面を用いて説明する。
図3は、本発明の一実施形態による制御棒引き抜き監視装置の主要回路の構成図である。
原子炉炉心内に設置されたLPRM検出器15aは、核分裂電離箱による中性子検出器であり、中央制御室内に設置された局所出力領域モニタ(LPRM)16aは、LPRM検出器15aからの直流電流を増幅して中性子束レベルを計測する。1,100MWe級のBWRでは、LPRM検出器は100個以上あるが、各LPRM検出器で計測した中性子束を表わすLPRMの出力信号36は径方向、高さ方向の配置がほぼ均等になるような組み合わせで、6個の平均出力領域モニタ(APRM)20a〜20fに約20個づつ分配する。APRMは、取り込んだ複数のLPRM出力信号36を平均化する。
制御棒引き抜き監視装置(RBM)1は、2つのユニット(Aチャンネル3aとBチャンネル3b)で構成されている。
RBM Aチャンネル3aには、図9の高さ方向A、C位置にある全LPRM検出器に対応するLPRM出力信号37が伝達される。また、3個のAPRM(20a、20c、20e)信号30a、30c、30eを取り込み、この信号を平均処理して原子炉の平均出力指示値を計算する。また、RBM Aチャンネル3aには、流量計測ユニットA(21a)を接続している。流量計測ユニットA(21a)は、再循環ポンプ流量や炉心支持板差圧から再循環流量を計測し、再循環流量あるいは炉心流量31をRBM Aチャンネル3aに伝達する。
RBM Bチャンネル3bには、図9の高さ方向B、D位置にある全LPRM検出器に対応するLPRM出力信号38が伝達される。また、3個のAPRM(20b、20d、20f)信号30b、30d、30fを取り込み、この信号を平均処理して原子炉の平均出力指示値を計算する。また、RBM Bチャンネル3bには、流量計測ユニットB(21b)を接続し、再循環流量あるいは炉心流量31をRBM Bチャンネル3bに伝達する。
【0009】
以下の構成と機能は、RBM Aチャンネル3aとRBM Bチャンネル3bで共通であるので、RBM Aチャンネル3aで代表して説明する。
制御棒選択モジュール22は、運転員が中央制御盤のマンマシンインターフェース(MMI)23を介して操作する制御棒を選択する機能を有し、RBM Aチャンネル3aには制御棒選択モジュール22から選択した制御棒位置情報32が伝達される。
操作制御棒が選択されると、RBM Aチャンネル3aでは、この操作制御棒位置情報32をもとに、操作制御棒近傍の高さ方向A、C位置にあるLPRM信号(最大8個)を選択し、MMI(23)から入力されたLPRMバイパス情報を考慮して平均処理し、AチャンネルのRBM平均出力(以下、RBM指示値と呼ぶ。)を算出する。さらに、このRBM指示値とAチャンネルのAPRM平均出力指示値を比較し、RBM指示値がAPRM平均出力指示値より小さい場合にはAPRM平均出力指示値に等しくなるように較正する。RBM指示値がAPRM平均出力指示値より大きい場合にはRBM指示値をそのまま使用する。また、RBM Aチャンネル3aは、MMI(23)に対してRBM指示値35aを出力する。
運転員が制御棒引き抜き操作を開始すると、MMI(23)から制御棒引き抜き信号34aがRBM Aチャンネル3aに伝達される。RBM Aチャンネル3aには、図10の実線60の如く、再循環流量に対する制御棒引き抜き阻止設定レベルの関係が設定されている。RBM Aチャンネル3aは、現在の再循環流量に対する制御棒引き抜き阻止設定値を算出し、制御棒引き抜き阻止設定値とRBM指示値を比較し、RBM指示値が制御棒引き抜き阻止設定値を超えたときには、制御棒駆動装置24に制御棒引き抜き阻止信号39aを伝達する。
制御棒駆動装置24は、制御棒引き抜き阻止信号39がRBM Aチャンネル3aとRBM Bチャンネル3bのいずれか一方あるいは両方で発生したときに、制御棒の引き抜きを停止する。
【0010】
運転員は、保守点検などを目的として、MMI(23)を介してRBM Aチャンネル3aとRBM Bチャンネル3bのいずれかをバイパスする指令をRBM(1)に伝達できるが、本発明では従来技術と異なり、RBM のバイパスを禁止する機能を有する。
図1は、本実施形態におけるRBMバイパスの許可、禁止領域の一例を示す模式図である。本実施形態によるRBMは、RBMバイパスを禁止する領域、運転員の指示により一方のRBMバイパスを許容する領域、RBMを自動的にバイパスする領域を有し、APRM指示値によってこの3区分を自動的に判定する。図1では、一例として、RBMバイパス許可設定値62を70%出力、RBMを自動的にバイパスする設定値Hを30%に設定している。
運転員がRBM Aチャンネル3aをバイパスする指示をMMI(23)を介してRBM(1)に出したとする。RBM Aチャンネル3aは、このとき、現在のAPRM平均出力指示値Gと予め設定されていたRBMバイパス許可設定値62を比較し、もし、APRM平均出力指示値GがRBMバイパス許可設定値62を超えていない場合には、RBM指示値をバイパスする。APRM平均出力指示値GがRBMバイパス許可設定値62を超えている場合には、RBM Aチャンネル3aのバイパスを拒否し、MMI(23)にRBM Aチャンネル3aがバイパスできないことを表示する。また、既にRBM Aチャンネル3aがバイパスされているときに、制御棒の引き抜き操作によってAPRM平均出力指示値GがRBMバイパス許可設定値62を超えた場合には、RBM Aチャンネル3aのバイパスを解除し、MMI(23)にRBM Aチャンネル3aのバイパスを解除したことを表示する。
運転員がRBM Bチャンネル3bをバイパスする指示を出した時の動作も、RBM Aチャンネル3aと同様である。
また、RBMは、原子炉出力が下限設定値H以下の場合には自動的に2チャンネルともバイパスされる。
【0011】
以下、図4を用いて、本実施形態によって出力運転中の制御棒誤引き抜き事象のΔMCPRが低減する理由を説明する。
図4(a)は、全挿入した1体の制御棒を徐々に引き抜いたときのRBM AチャンネルのRBM指示値66とRBM BチャンネルのRBM指示値67の一例を示した模式図である。再循環流量初期値は100%、RBM指示値の初期値は100%出力時のAPRM平均出力指示値と等しくしている。BWRの制御棒は炉心下部に引き抜かれるので、全挿入した制御棒を引き抜くと、最初は炉心上部の中性子束および熱出力が上昇する。このため、LPRM検出器位置の高いRBM Bチャンネルの方がRBM Aチャンネルより指示値の増加が大きく、少ない制御棒引き抜き量でRBM指示値が制御棒引き抜き阻止設定値(ここでは105%)に到達する。
図4(b)は、このときの燃料集合体の熱的余裕の低下量(ΔMCPR)を示した模式図である。RBM Bチャンネルが制御棒引き抜き阻止設定値に達したときに制御棒引き抜きを停止すると、ΔMCPRは0.07、RBM Aチャンネルが制御棒引き抜き阻止設定値に達したときに制御棒引き抜きを停止するとΔMCPRは0.13となった。
従来技術のRBMは、無条件でRBMの片方のチャンネルをバイパスできる。原子炉許認可評価では、保守的に考えてより応答の速いRBM Bチャンネルのバイパスを想定する必要があるので、出力運転中の制御棒誤引き抜き事象のΔMCPRは上の例では0.13となる。一方、本実施形態では、高出力領域ではRBMのバイパスを認めないので、出力運転中の制御棒誤引き抜き事象のΔMCPRは0.07となり、ΔMCPRを低減できる。
運転中の制御棒誤引き抜き事象のΔMCPRが0.13から0.07に低減したことは、原子炉出力に換算すると、約5%の余裕に相当する。すなわち、原子炉初期出力が100%でRBMのバイパスを禁止したときの上記過渡事象の熱的余裕の最小値と、原子炉初期出力が95%で片方のRBMのバイパスを許容したときの上記過渡事象の熱的余裕の最小値がほぼ等しい。この点からRBMバイパス許可設定値は、原子炉出力約90%以下に設定することが現実的である。
【0012】
本発明を適用すると、高出力領域でRBMのバイパスができないので、従来技術より原子炉起動時や保守点検時の使い勝手が悪くなることが懸念されるが、以下その懸念のないことを説明する。
図5は、制御棒引き抜きが頻繁に行われ、制御棒誤引き抜き事象の発生する確率が相対的に高いと考えられる原子炉起動時の原子炉出力時間変化70の模式図である。直線b−c、直線d−e、直線f−g、直線i−jは制御棒を引き抜いて原子炉出力を増加している区間であり、直線g−h、直線j−kは再循環流量を増加して原子炉出力を増加している区間である。直線h−iは、再循環流量を減少させるとともに制御棒を挿入して原子炉出力を減少させている区間である。
原子炉出力が70%未満の時は主に制御棒により原子炉出力を制御する。原子炉出力が60〜70%以上になると、原子炉出力は主に再循環流量で制御する。原子炉出力が70%以上になると、制御棒を挿入して出力を低下させることはあっても制御棒を引き抜くことは殆どないことがわかる。
制御棒の引き抜き操作が行われる機会として、他に炉心サイクル末期に燃焼反応度を補償するために制御棒挿入パターンを交換する場合がある。このときも、燃料の安全性を考慮して制御棒の引き抜きは原子炉出力を約60%以下に落してから実施する。
したがって、70%以上の原子炉出力領域においてRBMのバイパスを禁止しても、高出力で制御棒を引き抜く機会が殆どないため、原子炉の運用は従来と変わらず、使い勝手が悪くなることはない。
【0013】
このように、本実施形態では、出力運転中の制御棒誤引き抜き事象のΔMCPR(0.13程度)を半減することができ、出力運転中の制御棒誤引き抜き事象が短時間のドライアウトを許容する基準の下でのリミティング事象ではなくなる。このときのリミティング事象のΔMCPRは、0.08程度となり、現行炉心のΔMCPR(0.15程度)と比較すると、原子炉出力に換算して約5〜6%の熱的余裕が発生する。すなわち、通常の原子炉出力を5〜6%増加した増出力運転が可能となり、経済性の向上を図ることができる。
【0014】
上記実施形態では、RBMのバイパス許可設定値をAPRM出力としたが、再循環流量で判定することもできる。
図2は、本発明における他のバイパス許可設定値の一例を示す模式図であり、原子炉出力と再循環流量は、原子炉の運転特性曲線61で示されている。図2では、再循環流量80%にRBMのバイパス許可設定値63を定めている。
例えば、運転員がRBM Aチャンネル3aをバイパスする指示をMMI(23)を介してRBM(1)に出したとする。RBM Aチャンネル3aは、このとき、現在の再循環流量Fと予め設定されていたRBMバイパス許可設定値63を比較し、もし、再循環流量FがRBMバイパス許可設定値63を超えていない場合には、RBM指示値をバイパスする。再循環流量FがRBMバイパス許可設定値63を超えている場合には、RBM Aチャンネル3aのバイパスを拒否し、MMI(23)にRBMがバイパスできないことを伝達する。MMI(23)は運転員のためにRBMがバイパスできないことを表示する。また、既にRBMAチャンネル3aがバイパスされているときに、再循環流量の増加操作によって再循環流量がRBMバイパス許可設定値63を超えた場合には、RBM Aチャンネル3aのバイパスを解除し、MMI(23)はRBM Aチャンネル3aのバイパスを解除したことを表示するとともに、その時刻等を記録する。
運転員がRBM Bチャンネル3bをバイパスする指示を出した時の動作も、RBM Aチャンネル3aと同様である。
また、RBMは、原子炉出力が下限設定値H以下の場合には自動的に2チャンネルともバイパスされる。
RBMバイパス許可設定値63は、運転特性曲線61から定格出力70%から90%に対応する再循環流量である定格流量比60%から90%の範囲に設定することが現実的である。
【0015】
上記実施形態では、いずれもRBMのバイパス禁止判定をRBM各チャンネル3a、3bで実施したが、MMI(23)とRBM(1)の中間段階で実施することも可能である。
図6は、本発明の他の実施形態による制御棒引き抜き監視装置の主要回路の構成図である。記号の意味は図3の主要回路の構成図と同じである。
本実施形態では、バイパス選択装置25をRBM(1)とは別に設置する。バイパス選択装置25は、RBM Aチャンネル3aからAPRM平均出力指示値45aを、RBM Bチャンネル3bからAPRM平均出力指示値45bを入力する。バイパス選択装置25は、MMI(23)からRBMの一方のチャンネルをバイパスするように指令43を受信すると、APRM平均出力指示値45a、45bをRBMバイパス許可設定値62と比較する。もし、APRM平均出力指示値45aおよび45bがRBMバイパス許可設定値62を超えていない場合には、RBM(1)にRBMのバイパス指令42を伝達する。
一方、APRM平均出力指示値45aあるいは45bがRBMバイパス許可設定値62を超えている場合には、バイパス選択装置25はRBM(1)にはバイパス信号を伝達せず、MMI(23)にRBMがバイパスできないことを伝達する。MMI(23)は、運転員のためにRBMがバイパスできないことを表示する。
また、バイパス選択装置25は、APRM平均出力指示値45aと45bを監視し、片方のチャンネルがバイパスされた状態でAPRM平均出力指示値45aあるいは45bがRBMバイパス許可設定値62を超えた場合には、RBM(1)に自動的にバイパス解除信号を送信する。また、MMI(23)にRBMのバイパスが解除されたことを伝達し、MMI(23)は、運転員のためにRBMのバイパスが解除されたことを表示する。
本実施形態では、バイパス許可設定値をAPRM出力で判定したが、再循環流量で判定することも可能である。その場合には、バイパス選択装置25は流量計測ユニット21から再循環流量情報31を取り込む構成になる。
本実施形態の利点は、既存のBWRに本実施形態を適用する場合に、RBMの改造が不要であり、バイパス選択装置25を導入するだけで本実施形態の機能が実現できるため、既存設備の改造期間を短縮でき、改造経費を低減できることにある。
【0016】
以上の実施形態では、RBMはいずれも2チャンネルで構成されていたが、本発明は、3チャンネル以上のチャンネルからなる制御棒引き抜き監視装置にも適用できる。
図7は、本発明を適用する六角形の燃料集合体を使用したBWRにおけるLPRM検出器出力のRBMへの分配方法の一例を示した模式図である。この原子炉は、高さ方向に3か所のLPRM検出器を有している。運転員が1か所の制御棒を引き抜き制御棒として選択した時には、引き抜き制御棒に最も近接した3体のLPRM検出器集合体10a〜10cに属するLPRM検出器出力がRBMに取り込まれる。RBMは3チャンネル(3a、3b、3c)から構成され、同じ高さ位置のLPRM検出器出力を平均してRBM平均出力とする。
運転員がRBMのいずれか一つのチャンネルをバイパスする指示を出した場合、RBMは、現在のAPRM平均出力指示値と予め設定されていたRBMバイパス許可設定値を比較し、もしAPRM平均出力指示値がRBMバイパス許可設定値を超えていない場合には、指定したチャンネルのRBM指示値をバイパスする。APRM平均出力指示値がRBMバイパス許可設定値を超えている場合には、RBMチャンネルのバイパスを拒否し、MMIにRBMがバイパスできないことを表示する。また、既にRBMの1チャンネルがバイパスされているときに、制御棒の引き抜き操作等によってAPRM平均出力指示値がRBMバイパス許可設定値を超えた場合には、RBMのバイパスを解除し、MMIにRBMのバイパスを解除したことを表示する。
このように、RBMのバイパス許可設定値以上でRBMのバイパスを禁止する本発明を適用することで、RBMのバイパスを無条件に認めた場合と比べて、この原子炉の出力運転中の制御棒誤引き抜き事象のΔMCPRを減少できる。
【0017】
以上の本発明の実施形態では、RBMのバイパス許可設定値であるAPRM平均出力指示値あるいは再循環流量は他のパラメータに依存しない一定値としたが、APRM平均出力指示値を再循環流量の関数としたり、再循環流量を原子炉出力(APRM平均出力指示値)の関数とすることも可能である。
また、これまでの実施形態では、一度に1体の制御棒を操作するタイプの原子炉に対応した制御棒引き抜き監視装置を例に説明したが、本発明は、同時に複数の制御棒を引き抜くギャング引き抜きに対応したマルチチャンネル制御棒引き抜き監視装置に対しても適用できる。
【0018】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、出力運転中の制御棒誤引き抜き事象の発生時における原子炉の熱的余裕の減少分(ΔMCPR)を低減することができる。その結果、短時間のドライアウトを許容する原子炉設置許可基準のもとでは異常な過渡変化事象のΔMCPRを低減し、熱的余裕を向上させることができ、ここで発生した安全上の余裕を利用して通常運転時の熱出力レベルを上げた増出力運転が可能となり、比出力の高い経済的な原子炉を提供することができる。
また、バイパス選択装置を制御棒引き抜き監視装置(RBM)とは別に設置することにより、RBMの改造が不要であり、既存設備の改造期間を短縮でき、改造経費を低減することができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明におけるRBMバイパスの許可、禁止領域の一例を示す模式図
【図2】本発明におけるRBMバイパスの許可、禁止領域の他の例を示す模式図
【図3】本発明の一実施形態による制御棒引き抜き監視装置の主要回路の構成図
【図4】本発明の効果を表わす全挿入した1体の制御棒を徐々に引き抜いたときのRBM AチャンネルとBチャンネルのRBM指示値の一例を示した模式図(a)およびこのときの燃料集合体熱的余裕の低下量(ΔMCPR)を示した模式図(b)
【図5】原子炉起動時の原子炉出力時間変化の模式図
【図6】本発明の他の実施形態による制御棒引き抜き監視装置の主要回路の構成図
【図7】3チャンネルのRBMへのLPRM検出器出力の分配方法を示した模式図
【図8】LPRM検出器集合体の位置を示すBWR炉心内の一部を上方から見た平面図
【図9】2チャンネルのRBMへのLPRM検出器出力の分配方法を示した模式図
【図10】原子炉の運転特性曲線とRBMの制御棒引き抜き阻止設定ラインの一例を示した模式図
【符号の説明】
1…制御棒引き抜き監視装置(RBM)、3a…RBM(Aチャンネル)、3b…RBM(Bチャンネル)、10a〜10d…LPRM検出器集合体、11…燃料集合体、12a〜12d…制御棒、15a〜15p…LPRM検出器、16a,16b…局所出力領域モニタ(LPRM)、20a〜20f…平均出力領域モニタ(APRM)、21a,21b…流量計測ユニット、22…制御棒選択モジュール、23…マンマシンインターフェース(MMI)、24…制御棒駆動装置、25…バイパス選択装置、30a〜30f…APRM出力、31…再循環流量あるいは炉心流量信号、32…選択制御棒位置情報、34…MMIからRBMへの入力信号(制御棒引き抜き指令,RBMバイパス指令)、35…RBMからMMIへの出力信号(RBM平均出力信号)、36,37,38…LPRM出力、39…制御棒引き抜き阻止信号、45…APRM平均出力指示値、60…制御棒引き抜き阻止設定ライン、61…運転特性曲線、62,63…RBMバイパス許可設定値
[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention relates to a control rod pull-out monitoring device in a boiling water reactor.
[0002]
[Prior art]
A control rod withdrawal monitoring device (Rod Block Monitor, hereinafter abbreviated as RBM) is a device that prevents withdrawal of a control rod so as to prevent the occurrence of fuel rod breakage even when the control rod is continuously withdrawn due to erroneous operation. is there. The RBM has two channels A and B. Each channel averages detector signals of a local power range monitor (hereinafter abbreviated as LPRM) to generate an RBM indication value, It has a function of comparing the indicated value with the set value and issuing a command to prevent control rod withdrawal.
FIG. 8 is a plan view of a part of the core of a boiling water reactor (hereinafter abbreviated as BWR) viewed from above, and shows the positions of LPRM detector assemblies 10a to 10d. Things. The LPRM detector assemblies 10 a to 10 d are installed in a gap outside the corner of the fuel assembly 11. When the operator selects the control rod 12a as the pull-out control rod, the LPRM detector outputs belonging to the four LPRM detector assemblies 10a to 10d closest to the pull-out control rod 12a are taken into the RBM.
[0003]
FIG. 9 is a schematic diagram showing a method of distributing the output of the LPRM detector to the two-channel RBM. The LPRM detector assembly 10a has four LPRM detectors 15a to 15d in the axial direction. This LPRM detector is a neutron flux detector consisting of a small fission counter. Similarly, the other LPRM detector assemblies 10b to 10da also have four LPRM detectors 15e to 15p, respectively. A total of 16 LPRM detector outputs, eight belonging to the height positions A and C are distributed to the RBM A channel 3a, and eight belonging to the height positions B and D are distributed to the RBM B channel 3b, The RBM averages each of the eight acquired LPRM detector outputs.
A number of LPRM detectors (for example, 172 for a 1,100 MWe-class BWR) are installed in the reactor, and an average power range monitor (hereinafter, abbreviated as APRM) is an averaging operation. To detect the average reactor power level. The RBM inputs the APRM indication value and the LPRM detector indication value, and if the average of the taken LPRM detector indication values is higher than the control rod pullout prevention set level, sends a control rod pullout prevention signal to the control rod drive device. To prevent further withdrawal of the control rod. In addition, among the maximum eight LPRM detectors taken into each channel of the RBM, half of the detector signals can be separated from the use state (hereinafter, referred to as bypass).
[0004]
FIG. 10 is a schematic diagram showing an example of the operating characteristic curve 61 of the nuclear reactor and the control rod withdrawal prevention setting level 60 of the RBM. When the recirculation flow rate is less than 100%, the control rod withdrawal prevention setting level 60 is set as a function of the recirculation flow rate. For example, when the recirculation flow rate is F% (the rated flow rate is 100%), the reactor output or APRM instruction value is G% (the APRM instruction value when the reactor output is 100% is 100%). However, at this time, if the average value of the LPRM detector readings taken by the RBM exceeds P%, a control rod pull-out prevention signal is generated. In the region where the recirculation flow rate exceeds 100%, the control rod withdrawal prevention set level 60 is set to a constant value of 105% output in this example. That is, when the average value of the LPRM detector readings taken by the RBM is 5% or more larger than the APRM reading at the reactor power of 100%, the control rod withdrawal prevention signal is generated.
The RBM can bypass one of the two channels when the reactor power is equal to or higher than the lower limit set value H (for example, 30% output). With this function, even when one of the channels of the RBM fails, the monitoring function can be satisfied, and operations such as maintenance, inspection, adjustment, and calibration of the RBM can be performed even during the operation of the nuclear power plant. When the reactor power is equal to or lower than the lower limit set value H, the RBM is automatically bypassed for both channels. Each channel of the RBM is duplicated so as not to lose the security protection function.
[0005]
[Problems to be solved by the invention]
In the BWR, the thermal margin of the reactor is represented by an index called a critical power ratio (hereinafter, abbreviated as MCPR). The MCPR is defined by the ratio (Pc / P) of the fuel assembly output Pc that causes a boiling transition from nucleate boiling to film boiling or steam cooling to the current fuel assembly output P. Generally, the MCPR at the time of abnormal transient change is smaller than the MCPR at the time of normal operation, and the amount of the decrease is referred to as ΔMCPR. The event with the largest ΔMCPR among some abnormal transient events is called a limiting event, and the heat output during normal operation is designed with a margin (at a low output) by the ΔMCPR at that time.
As one of the abnormal transient change events of the reactor, there is a control rod erroneous withdrawal event during output operation in which the control rod is erroneously and continuously withdrawn during power operation. When this event occurs, the power increase of the whole reactor is small, but the output of the fuel assembly near the pulled out control rod increases remarkably, and the thermal margin of the fuel assembly decreases.
When the control rod pullout monitoring device according to the related art is used, the analysis of the control rod erroneous pullout event during the output operation is performed by bypassing the channel (usually the B channel) which is sensitive to the control rod to be pulled out of the two-channel RBM. The evaluation is performed in the state of Further, the evaluation is performed assuming the most conservative case in which half of the eight LPRM signals taken into the RBM of the A channel with the slow response are bypassed and four LPRM signals with the slow response are used. The ΔMCPR (about 0.13) of the control rod erroneous withdrawal event during the output operation was second to the ΔMCPR (about 0.15) of the load loss event and the feedwater heating loss event which were limiting events.
In recent studies, it has been found that even if a boiling transition from nucleate boiling to steam cooling (called dryout) occurs in the BWR, if it returns to nucleate boiling in a short time, there is no problem with the integrity of the fuel rods. It has been obtained. Based on this knowledge, the review of reactor installation permission criteria for abnormal transient events is underway. If a short dryout is allowed, the loss of load event that returns to nucleate boiling in a short time will not be the limiting event that determines the reactor heat output during normal operation. Also, regarding the feedwater heating loss event, it has been found that ΔMCPR is about 0.08 when the effect of the core power space distribution is evaluated in detail. As a result, it was found that a control rod erroneous withdrawal event during output operation may be a limiting event under a criterion that allows a short dryout.
[0006]
An object of the present invention is to reduce a decrease in thermal margin (ΔMCPR) of a reactor when an erroneous withdrawal of a control rod occurs during a power output operation of a nuclear reactor, and utilize the generated safety margin to reduce nuclear power. The purpose of this is to increase the power of the furnace.
[0007]
[Means for Solving the Problems]
In order to solve the above-mentioned problem, it is possible to bypass one or more of the RBM signals of a plurality of channels in a region where the reactor power is low, and use a signal of all channels as an RBM signal in a region where the power is high. Ban.
Here, the boundary between the low power region and the high power region of the reactor power is set in the range of 70% to 90% of the rated power.
In the region where the core flow rate or the recirculation flow rate is low, one or more of the RBM signals of a plurality of channels can be bypassed. In the high flow rate region, the signals of all channels are used as RBM signals and bypass is prohibited. It is characterized by the following.
Here, the boundary between the low flow rate region and the high flow rate region of the core flow rate or the recirculation flow rate is set in the range of 60% to 90% of the rated flow rate.
[0008]
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings.
FIG. 3 is a configuration diagram of a main circuit of the control rod withdrawal monitoring device according to one embodiment of the present invention.
The LPRM detector 15a installed in the reactor core is a neutron detector using a fission ionization chamber, and the local power area monitor (LPRM) 16a installed in the central control room detects the DC current from the LPRM detector 15a. Amplify and measure neutron flux level. In a BWR of the 1,100 MWe class, there are 100 or more LPRM detectors, but the output signal 36 of the LPRM representing the neutron flux measured by each LPRM detector is arranged such that the arrangement in the radial direction and the height direction is almost equal. In combination, about 20 pieces are distributed to six average output area monitors (APRMs) 20a to 20f. The APRM averages the plurality of acquired LPRM output signals.
The control rod pull-out monitoring device (RBM) 1 is composed of two units (A channel 3a and B channel 3b).
An LPRM output signal 37 corresponding to all the LPRM detectors located at positions A and C in the height direction in FIG. 9 is transmitted to the RBM A channel 3a. Also, three APRM (20a, 20c, 20e) signals 30a, 30c, 30e are fetched, and these signals are averaged to calculate the average power indicated value of the reactor. The flow rate measurement unit A (21a) is connected to the RBM A channel 3a. The flow rate measurement unit A (21a) measures the recirculation flow rate from the recirculation pump flow rate and the core support plate differential pressure, and transmits the recirculation flow rate or the core flow rate 31 to the RBM A channel 3a.
An LPRM output signal 38 corresponding to all the LPRM detectors at the positions B and D in the height direction in FIG. 9 is transmitted to the RBM B channel 3b. Also, three APRM (20b, 20d, 20f) signals 30b, 30d, 30f are fetched, and these signals are averaged to calculate the average power indicated value of the reactor. A flow measurement unit B (21b) is connected to the RBM B channel 3b to transmit the recirculation flow or the core flow 31 to the RBM B channel 3b.
[0009]
Since the following configurations and functions are common to the RBM A channel 3a and the RBM B channel 3b, the following description will be made using the RBM A channel 3a as a representative.
The control rod selection module 22 has a function of selecting a control rod operated by an operator via a man-machine interface (MMI) 23 of the central control panel. The RBM A channel 3a is selected from the control rod selection module 22. Control rod position information 32 is transmitted.
When the operation control rod is selected, the RBM A channel 3a selects LPRM signals (up to eight) at positions A and C in the height direction near the operation control rod based on the operation control rod position information 32. Then, an averaging process is performed in consideration of the LPRM bypass information input from the MMI (23), and an RBM average output of the A channel (hereinafter, referred to as an RBM instruction value) is calculated. Further, the RBM indication value is compared with the APRM average output indication value of channel A, and if the RBM indication value is smaller than the APRM average output indication value, calibration is performed so as to be equal to the APRM average output indication value. When the RBM indication value is larger than the APRM average output indication value, the RBM indication value is used as it is. The RBM A channel 3a outputs an RBM indication value 35a to the MMI (23).
When the operator starts the control rod withdrawal operation, a control rod withdrawal signal 34a is transmitted from the MMI (23) to the RBM A channel 3a. In the RBM A channel 3a, as shown by the solid line 60 in FIG. 10, the relationship between the recirculation flow rate and the control rod withdrawal prevention setting level is set. The RBM A channel 3a calculates a control rod withdrawal inhibition set value for the current recirculation flow rate, compares the control rod withdrawal inhibition set value with the RBM instruction value, and when the RBM instruction value exceeds the control rod withdrawal inhibition set value. , And transmits a control rod pullout prevention signal 39a to the control rod driving device 24.
The control rod driving device 24 stops pulling out the control rod when the control rod withdrawal prevention signal 39 is generated in one or both of the RBM A channel 3a and the RBM B channel 3b.
[0010]
The operator can transmit to the RBM (1) a command to bypass either the RBM A channel 3a or the RBM B channel 3b via the MMI (23) for the purpose of maintenance and inspection. Differently, it has a function to prohibit RBM bypass.
FIG. 1 is a schematic diagram illustrating an example of a permission / prohibition area of the RBM bypass according to the present embodiment. The RBM according to the present embodiment has a region in which RBM bypass is prohibited, a region in which one RBM bypass is allowed by an operator's instruction, and a region in which RBM is automatically bypassed. Is determined. In FIG. 1, as an example, the RBM bypass permission set value 62 is set to 70%, and the set value H for automatically bypassing the RBM is set to 30%.
It is assumed that the operator issues an instruction to bypass the RBM A channel 3a to the RBM (1) via the MMI (23). At this time, the RBM A channel 3a compares the current APRM average output instruction value G with the preset RBM bypass permission setting value 62, and if the APRM average output instruction value G exceeds the RBM bypass permission setting value 62, If not, the RBM indication value is bypassed. When the APRM average output instruction value G exceeds the RBM bypass permission set value 62, the bypass of the RBM A channel 3a is rejected, and the MMI (23) indicates that the RBM A channel 3a cannot be bypassed. If the APRM average output instruction value G exceeds the RBM bypass permission set value 62 due to the control rod withdrawal operation while the RBM A channel 3a is already bypassed, the RBM A channel 3a bypass is released. , MMI (23) indicates that the bypass of RBM A channel 3a has been released.
The operation when the operator issues an instruction to bypass the RBM B channel 3b is the same as that of the RBM A channel 3a.
When the reactor power is equal to or lower than the lower limit set value H, the RBM is automatically bypassed for both channels.
[0011]
Hereinafter, the reason why ΔMCPR of the control rod erroneous withdrawal event during the output operation according to the present embodiment is reduced will be described with reference to FIG.
FIG. 4A is a schematic diagram showing an example of the RBM instruction value 66 of the RBM A channel and the RBM instruction value 67 of the RBM B channel when one of the inserted control rods is gradually pulled out. The initial value of the recirculation flow rate is 100%, and the initial value of the RBM indicated value is equal to the APRM average output indicated value at the time of 100% output. Since the control rods of the BWR are pulled out to the lower part of the core, when all the inserted control rods are pulled out, the neutron flux and the heat output at the upper part of the core rise at first. For this reason, the RBM B channel having a higher LPRM detector position has a larger increase in the indicated value than the RBM A channel, and the RBM indicated value reaches the control rod withdrawal prevention setting value (here, 105%) with a smaller control rod withdrawal amount. I do.
FIG. 4B is a schematic diagram showing the amount of decrease in thermal margin (ΔMCPR) of the fuel assembly at this time. When the control rod withdrawal is stopped when the RBM B channel reaches the control rod withdrawal set value, ΔMCPR is 0.07. When the control rod withdrawal is stopped when the RBM A channel reaches the control rod withdrawal set value, ΔMCPR is used. Was 0.13.
Prior art RBMs can unconditionally bypass one channel of the RBM. In the reactor license evaluation, it is necessary to conservatively consider the bypass of the RBM B channel which has a faster response, so that the ΔMCPR of the control rod mispulling event during the power operation is 0.13 in the above example. On the other hand, in the present embodiment, since the RBM bypass is not recognized in the high output region, ΔMCPR of the control rod erroneous withdrawal event during the output operation is 0.07, and ΔMCPR can be reduced.
The decrease in ΔMCPR of the control rod mispulling event during operation from 0.13 to 0.07 corresponds to a margin of about 5% in terms of reactor power. That is, the minimum value of the thermal margin of the transient event when the reactor initial output is 100% and RBM bypass is prohibited, and the transient value when the reactor initial output is 95% and one RBM bypass is allowed. The minimum value of the thermal margin of the event is almost equal. From this point, it is realistic to set the RBM bypass permission set value to about 90% or less of the reactor power.
[0012]
When the present invention is applied, since the RBM cannot be bypassed in the high-power region, there is a concern that the usability at the time of starting the reactor or at the time of maintenance and inspection is worse than that of the related art. However, there will be described no such concern.
FIG. 5 is a schematic diagram of a reactor output time change 70 at the time of starting the reactor, in which control rod withdrawal is frequently performed and the probability of occurrence of a control rod erroneous withdrawal event is considered to be relatively high. The straight line bc, straight line de, straight line fg, and straight line ij are sections where the control rod is pulled out to increase the reactor power, and the straight line gh and the straight line jk are the recirculation flow rates. In the section where the reactor power is increasing by increasing the number of reactors. The straight line hi is a section where the recirculation flow rate is reduced and the control rod is inserted to reduce the reactor power.
When the reactor power is less than 70%, the reactor power is controlled mainly by control rods. When the reactor power exceeds 60 to 70%, the reactor power is mainly controlled by the recirculation flow rate. It can be seen that when the reactor power reaches 70% or more, the control rod is inserted but the power is reduced, but the control rod is hardly pulled out.
Another opportunity for the control rod withdrawal operation is to replace the control rod insertion pattern at the end of the core cycle to compensate for combustion reactivity. Also at this time, the withdrawal of the control rod is performed after the reactor power is reduced to about 60% or less in consideration of fuel safety.
Therefore, even if the RBM bypass is prohibited in the reactor power region of 70% or more, there is almost no chance of pulling out the control rod with high power, so that the operation of the reactor is the same as the conventional operation and the usability does not deteriorate. .
[0013]
As described above, in the present embodiment, ΔMCPR (about 0.13) of the control rod erroneous withdrawal event during the output operation can be halved, and the control rod erroneous withdrawal event during the output operation allows a short dryout. It is no longer a limiting event under certain criteria. The ΔMCPR of the limiting event at this time is about 0.08, and a thermal margin of about 5 to 6% occurs in terms of the reactor power when compared with the ΔMCPR of the current core (about 0.15). That is, the increased power operation in which the normal reactor power is increased by 5 to 6% becomes possible, and the economic efficiency can be improved.
[0014]
In the above embodiment, the bypass permission set value of the RBM is set to the APRM output. However, the bypass permission set value may be determined based on the recirculation flow rate.
FIG. 2 is a schematic diagram showing an example of another bypass permission set value in the present invention, in which the reactor output and the recirculation flow rate are indicated by a reactor operation characteristic curve 61. In FIG. 2, the bypass permission set value 63 of the RBM is set to the recirculation flow rate of 80%.
For example, it is assumed that the operator issues an instruction to bypass the RBM A channel 3a to the RBM (1) via the MMI (23). At this time, the RBM A channel 3a compares the current recirculation flow rate F with the preset RBM bypass permission set value 63, and if the recirculation flow rate F does not exceed the RBM bypass permission set value 63, Bypasses the RBM indication value. When the recirculation flow rate F exceeds the RBM bypass permission set value 63, the bypass of the RBM A channel 3a is refused, and the fact that the RBM cannot be bypassed is transmitted to the MMI (23). The MMI (23) indicates that the RBM cannot be bypassed for the operator. Further, when the recirculation flow rate exceeds the RBM bypass permission set value 63 by the increase operation of the recirculation flow rate while the RBMA channel 3a is already bypassed, the bypass of the RBM A channel 3a is released, and the MMI ( 23) displays that the bypass of the RBM A channel 3a has been released, and records the time and the like.
The operation when the operator issues an instruction to bypass the RBM B channel 3b is the same as that of the RBM A channel 3a.
When the reactor power is equal to or lower than the lower limit set value H, the RBM is automatically bypassed for both channels.
It is realistic that the RBM bypass permission set value 63 is set in the range of the rated flow ratio 60% to 90%, which is the recirculation flow rate corresponding to the rated output 70% to 90% from the operation characteristic curve 61.
[0015]
In each of the above embodiments, the RBM bypass prohibition determination is performed in each of the RBM channels 3a and 3b, but may be performed at an intermediate stage between the MMI (23) and the RBM (1).
FIG. 6 is a configuration diagram of a main circuit of a control rod pull-out monitoring device according to another embodiment of the present invention. The meanings of the symbols are the same as those in the configuration diagram of the main circuit in FIG.
In the present embodiment, the bypass selection device 25 is installed separately from the RBM (1). The bypass selecting device 25 inputs the APRM average output instruction value 45a from the RBM A channel 3a and the APRM average output instruction value 45b from the RBM B channel 3b. Upon receiving the instruction 43 from the MMI (23) to bypass one channel of the RBM, the bypass selection device 25 compares the APRM average output instruction values 45a and 45b with the RBM bypass permission setting value 62. If the APRM average output instruction values 45a and 45b do not exceed the RBM bypass permission set value 62, the RBM (1) transmits the RBM bypass command 42 to the RBM (1).
On the other hand, when the APRM average output instruction value 45a or 45b exceeds the RBM bypass permission set value 62, the bypass selecting device 25 does not transmit the bypass signal to the RBM (1), and the RBM is transmitted to the MMI (23). Communicate that you cannot bypass. The MMI (23) indicates that the RBM cannot be bypassed for the operator.
Further, the bypass selecting device 25 monitors the APRM average output instruction values 45a and 45b, and when the APRM average output instruction value 45a or 45b exceeds the RBM bypass permission set value 62 while one of the channels is bypassed. , RBM (1) automatically transmit a bypass release signal. Also, the fact that the RBM bypass has been released is transmitted to the MMI (23), and the MMI (23) indicates that the RBM bypass has been released for the operator.
In this embodiment, the bypass permission set value is determined based on the APRM output, but may be determined based on the recirculation flow rate. In that case, the bypass selecting device 25 is configured to take in the recirculation flow rate information 31 from the flow rate measurement unit 21.
An advantage of the present embodiment is that when the present embodiment is applied to an existing BWR, it is not necessary to modify the RBM, and the function of the present embodiment can be realized only by introducing the bypass selection device 25. The modification period can be shortened, and the modification cost can be reduced.
[0016]
In each of the above embodiments, the RBM is configured with two channels, but the present invention can be applied to a control rod pullout monitoring device including three or more channels.
FIG. 7 is a schematic diagram showing an example of a method of distributing an LPRM detector output to an RBM in a BWR using a hexagonal fuel assembly to which the present invention is applied. This reactor has three LPRM detectors in the height direction. When the operator selects one control rod as the extraction control rod, the LPRM detector outputs belonging to the three LPRM detector assemblies 10a to 10c closest to the extraction control rod are taken into the RBM. The RBM is composed of three channels (3a, 3b, 3c), and the LPRM detector outputs at the same height are averaged to obtain an RBM average output.
When the operator issues an instruction to bypass any one channel of the RBM, the RBM compares the current APRM average output instruction value with a preset RBM bypass permission setting value, and if the APRM average output instruction value Does not exceed the RBM bypass permission set value, the RBM instruction value of the designated channel is bypassed. If the APRM average output instruction value exceeds the RBM bypass permission setting value, the RBM channel bypass is rejected, and the MMI indicates that the RBM cannot be bypassed. If the APRM average output instruction value exceeds the RBM bypass permission set value due to a control rod withdrawal operation or the like when one channel of the RBM is already bypassed, the RBM bypass is released, and the RMI is transmitted to the MMI. It indicates that the bypass of was canceled.
As described above, by applying the present invention in which the RBM bypass is prohibited at the RBM bypass permission set value or more, the control rod during the power operation of the reactor is compared with the case where the RBM bypass is unconditionally permitted. The ΔMCPR of a false extraction event can be reduced.
[0017]
In the above embodiment of the present invention, the APRM average output instruction value or the recirculation flow rate, which is the bypass permission setting value of the RBM, is a constant value independent of other parameters, but the APRM average output instruction value is a function of the recirculation flow rate. Alternatively, the recirculation flow rate can be a function of the reactor power (APRM average power indication value).
Further, in the embodiments described above, the control rod pullout monitoring device corresponding to the type of reactor that operates one control rod at a time has been described as an example. However, the present invention provides a gang that pulls out a plurality of control rods at the same time. The present invention can also be applied to a multi-channel control rod pull-out monitoring device corresponding to pull-out.
[0018]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, it is possible to reduce a decrease (ΔMCPR) in the thermal margin of a nuclear reactor when a control rod erroneous withdrawal event occurs during power operation. As a result, under the reactor installation permission standard that allows short-time dryout, it is possible to reduce the ΔMCPR of abnormal transient events and improve the thermal margin, and to reduce the safety margin generated here. The increased power operation in which the heat output level at the time of normal operation is increased can be used, and an economical reactor having a high specific power can be provided.
In addition, by installing the bypass selection device separately from the control rod pull-out monitoring device (RBM), the remodeling of the RBM is not required, the remodeling period of the existing equipment can be shortened, and the remodeling cost can be reduced.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a schematic view showing an example of a permission / prohibition area of an RBM bypass according to the present invention.
FIG. 2 is a schematic diagram showing another example of a permission / prohibition area of the RBM bypass according to the present invention.
FIG. 3 is a configuration diagram of a main circuit of a control rod pullout monitoring device according to an embodiment of the present invention.
FIG. 4 is a schematic diagram (a) showing an example of RBM indicated values of the RBM A channel and B channel when all the inserted control rods showing the effect of the present invention are gradually pulled out, and the fuel at this time. Schematic diagram (b) showing the amount of decrease in thermal margin (ΔMCPR) of the aggregate
FIG. 5 is a schematic diagram of a reactor power time change at the time of reactor startup.
FIG. 6 is a configuration diagram of a main circuit of a control rod pull-out monitoring device according to another embodiment of the present invention.
FIG. 7 is a schematic diagram showing a method of distributing an LPRM detector output to three-channel RBMs;
FIG. 8 is a plan view showing a part of the inside of the BWR core showing the position of the LPRM detector assembly as viewed from above.
FIG. 9 is a schematic diagram showing a method of distributing an LPRM detector output to two-channel RBMs;
FIG. 10 is a schematic diagram showing an example of a reactor operating characteristic curve and an RBM control rod withdrawal prevention setting line.
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Control rod pull-out monitoring device (RBM), 3a ... RBM (A channel), 3b ... RBM (B channel), 10a-10d ... LPRM detector assembly, 11 ... Fuel assembly, 12a-12d ... Control rod 15a to 15p: LPRM detector, 16a, 16b: Local output area monitor (LPRM), 20a to 20f: Average output area monitor (APRM), 21a, 21b: Flow rate measurement unit, 22: Control rod selection module, 23: Man Machine interface (MMI), 24: Control rod drive, 25: Bypass selector, 30a-30f: APRM output, 31: Recirculation or core flow signal, 32: Selected control rod position information, 34: From MMI to RBM Input signals (control rod withdrawal command, RBM bypass command), 35... Output signals from RBM to MMI ( BM average output signal), 36, 37, 38... LPRM output, 39... Control rod withdrawal prevention signal, 45... APRM average output instruction value, 60... Control rod withdrawal prevention setting line, 61... Operating characteristic curve, 62, 63. RBM bypass permission setting value

Claims (4)

原子炉炉心内に設置した複数の局所出力領域モニタ検出器信号を平均して2チャンネルまたは複数チャンネルの制御棒引き抜き監視信号を作り出す機能と、この監視信号を設定値と比較して制御棒引き抜き阻止の指令を出す機能を有する制御棒引き抜き監視装置において、制御棒引き抜き監視信号のバイパス許可設定値を原子炉出力あるいはそれに相当する指標に対して設け、前記指標がバイパス許可設定値より小さな場合には2チャンネルまたは複数チャンネルの制御棒引き抜き監視信号のうち1個以上の信号をバイパス可能とし、前記指標がバイパス許可設定値より大きな場合には全チャンネルの信号を制御棒引き抜き監視信号として使用し、バイパスを禁止することを特徴とする制御棒引き抜き監視装置。A function of averaging a plurality of local power area monitor detector signals installed in the reactor core to create a control rod removal monitoring signal for two or more channels, and comparing this monitoring signal with a set value to prevent control rod removal In the control rod withdrawal monitoring device having a function of issuing a command, a bypass permission set value of the control rod withdrawal monitoring signal is provided for the reactor output or an index corresponding thereto, and when the index is smaller than the bypass permission set value, One or more of the control rod pull-out monitoring signals of two or more channels can be bypassed. If the index is larger than the bypass permission set value, the signals of all channels are used as control rod pull-out monitoring signals, A control rod pull-out monitoring device characterized in that the control rod is prohibited. 請求項1において、前記バイパス許可設定値として、定格出力の70%から90%の範囲の値を設定することを特徴とする制御棒引き抜き監視装置。2. The control rod pull-out monitoring device according to claim 1, wherein a value in a range of 70% to 90% of a rated output is set as the bypass permission setting value. 原子炉炉心内に設置した複数の局所出力領域モニタ検出器信号を平均して2チャンネルまたは複数チャンネルの制御棒引き抜き監視信号を作り出す機能と、この監視信号を設定値と比較して制御棒引き抜き阻止の指令を出す機能を有する制御棒引き抜き監視装置において、制御棒引き抜き監視装置のバイパス許可設定値を炉心流量あるいは再循環流量に相当する指標に対して設け、前記指標がバイパス許可設定値より小さな場合には2チャンネルまたは複数チャンネルの制御棒引き抜き監視信号のうち1個以上の信号をバイパス可能とし、前記指標がバイパス許可設定値より大きな場合には全チャンネルの信号を制御棒引き抜き監視信号として使用し、バイパスを禁止することを特徴とする制御棒引き抜き監視装置。A function of averaging a plurality of local power area monitor detector signals installed in the reactor core to create a control rod removal monitoring signal for two or more channels, and comparing this monitoring signal with a set value to prevent control rod removal In the control rod pull-out monitoring device having a function of issuing a command, a bypass permission set value of the control rod pull-out monitoring device is provided for an index corresponding to the core flow rate or the recirculation flow rate, and the index is smaller than the bypass permission set value. One or more of the control rod withdrawal monitoring signals of two or more channels can be bypassed. If the index is larger than the bypass permission set value, the signals of all channels are used as control rod withdrawal monitoring signals. A control rod pullout monitoring device characterized in that a bypass is prohibited. 請求項3において、バイパス許可設定値として、定格流量の60%から90%の範囲の値を設定することを特徴とする制御棒引き抜き監視装置。4. The control rod pullout monitoring device according to claim 3, wherein a value in a range of 60% to 90% of the rated flow rate is set as the bypass permission setting value.
JP2003034826A 2003-02-13 2003-02-13 Monitor for pulling-out of control rod Pending JP2004245666A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2003034826A JP2004245666A (en) 2003-02-13 2003-02-13 Monitor for pulling-out of control rod

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2003034826A JP2004245666A (en) 2003-02-13 2003-02-13 Monitor for pulling-out of control rod

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2004245666A true JP2004245666A (en) 2004-09-02

Family

ID=33020409

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2003034826A Pending JP2004245666A (en) 2003-02-13 2003-02-13 Monitor for pulling-out of control rod

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2004245666A (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2017161344A (en) * 2016-03-09 2017-09-14 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 Control rod operation monitoring method and control rod operation monitoring system
EP3570291A4 (en) * 2017-01-12 2020-07-08 Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Control rod operation monitoring system and control rod operation monitoring method

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2017161344A (en) * 2016-03-09 2017-09-14 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 Control rod operation monitoring method and control rod operation monitoring system
WO2017154275A1 (en) * 2016-03-09 2017-09-14 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 Control rod operation monitoring method and control rod operation monitoring system
EP3570291A4 (en) * 2017-01-12 2020-07-08 Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. Control rod operation monitoring system and control rod operation monitoring method
US11393600B2 (en) 2017-01-12 2022-07-19 Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. Control rod motion monitoring system and control rod motion monitoring method

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20210225538A1 (en) Methods for protection of nuclear reactors from thermal hydraulic/neutronic core instability
KR20180073227A (en) Method and Apparatus for prevention of Reactor Trip in a Loss of one Reactor Coolant Pump
US4699749A (en) Controlling a nuclear reactor with dropped control rods
JP2000147187A (en) Neutron flux measuring device
JP2004245666A (en) Monitor for pulling-out of control rod
JP5291888B2 (en) Control rod withdrawal monitoring method and control rod withdrawal monitoring system
JP2005061951A (en) Control rod withdrawal monitor
JP3370274B2 (en) Thermal limit monitor
US5631937A (en) Method and apparatus for protecting a PWR from departure from nucleate boiling and hot leg boiling
JP4363377B2 (en) Control rod pull-out monitoring device
JP2005003402A (en) Control-rod withdrawal monitor, control rod operation system, and control-rod withdrawal preventing method
WO2012127061A1 (en) A method for optimizing operating margin in a nuclear reactor
JPH0198995A (en) Method and device for monitoring drawing-out of control rod
JP5191342B2 (en) Reactor control rod pull-out monitoring device
WO2018131106A1 (en) Control rod operation monitoring system and control rod operation monitoring method
JP3757648B2 (en) Control rod pull-out monitoring device and control rod control device
Szczurek et al. Operational Safety and Management of the Ignalina NPP
JPS6093997A (en) Control rod drawing monitor device
JPH053558B2 (en)
JPH05256978A (en) Nuclear reactor protection device
JPH022982A (en) Nuclear reactor protecting method
JPH0511092A (en) Method of protecting nuclear reactor
JP3621589B2 (en) Boiling water nuclear power plant operating area restriction system
JP2019207131A (en) Device and method for protecting nuclear reactor of fast reactor
JP3080726B2 (en) Control rod removal prevention monitor

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20050217

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20070201

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20070410

A02 Decision of refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02

Effective date: 20070821