JP2006189289A - 原子炉出力制御装置および方法 - Google Patents

原子炉出力制御装置および方法 Download PDF

Info

Publication number
JP2006189289A
JP2006189289A JP2005000575A JP2005000575A JP2006189289A JP 2006189289 A JP2006189289 A JP 2006189289A JP 2005000575 A JP2005000575 A JP 2005000575A JP 2005000575 A JP2005000575 A JP 2005000575A JP 2006189289 A JP2006189289 A JP 2006189289A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
control rod
reactor
pump
control
water
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
JP2005000575A
Other languages
English (en)
Inventor
Kazuyuki Udagawa
一幸 宇田川
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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 Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP2005000575A priority Critical patent/JP2006189289A/ja
Publication of JP2006189289A publication Critical patent/JP2006189289A/ja
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
    • 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

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

【課題】 簡単な設備で、給水ポンプ容量不足時の不必要な原子炉水位低やプラント緊急停止及び運転制限領域での運転を回避することである。
【解決手段】 沸騰水型原子力プラントの原子炉に水を供給する給水ポンプ容量が不足したとき再循環ポンプランバック速度まで再循環ポンプをランバックさせるランバックインターロック15と、原子炉の炉心に挿入可能な制御棒の現在の挿入位置に基づき挿入すべき制御棒を選択する制御棒選択回路16と、制御棒選択回路16によって選択された制御棒に対して制御棒挿入信号を出力する制御棒挿入信号出力回路17とを具備している。
【選択図】 図1

Description

本発明は、沸騰水型原子力プラントの原子炉出力を制御する原子炉出力制御装置および方法に関する。
一般に、沸騰水型原子力プラントにおいては、原子炉の炉出力は制御棒の挿入引き抜き操作と再循環ポンプによる再循環流量の調節で制御されている。図4は沸騰水型原子炉プラントの構成図である。
制御棒駆動装置1は制御棒2を駆動するものであり制御棒駆動装置1により制御棒位置を変更して原子炉出力を調整する。また、再循環ポンプ3の速度を変更して炉心流量を変更することで原子炉圧力容器10内の炉心4で発生する熱量すなわち炉出力を調整する。
沸騰水型原子力プラントとしては、炉出力に応じて発生する蒸気を蒸気加減弁5の開度を調節してタービン6に供給し、発電機7にて電気エネルギに変換している。また、復水器8にてタービン6を通過した蒸気は水となり、給水ポンプ9にて原子炉圧力容器10内に供給され原子炉水位を一定に維持している。
図5は原子炉出力の制御特性の特性図である。再循環ポンプ速度を一定に保ちながら制御棒を引抜くと、図5の曲線11a、11bに従って炉出力が上昇する。なお、曲線11bの方が曲線11aより再循環ポンプ速度が大きい場合を示している。一方、制御棒パターンを一定にして再循環ポンプ速度を上げ炉心流量を増加させると、曲線12a、12bのように炉出力が上昇する。なお、曲線12bの方が曲線12aより全体として制御棒の挿入位置が大きい場合を示している。
このうち、再循環流量の変化による炉出力の調整は、再循環ポンプ速度を変えるだけで原子炉の炉出力が変えられるので、制御棒を用いて制御棒位置の変化により炉出力を調整する場合に比べ、迅速な出力変更が可能である。
給水ポンプが故障したりトリップに至り、所要の給水流量が得られない状態になった場合には、原子炉水位が低下しプラント緊急停止に至る恐れがある。これを回避するために、原子力プラントでは、給水ポンプからの最大給水可能流量以下に原子炉出力を減少させるようにしている。すなわち、給水ポンプ容量不足信号が検出された場合に、再循環ポンプ速度を予め設定した速度(通常最低速度)に急速に低下させるシステム(ランバックインターロック)を設けている。
図6は、ランバックの説明図である。例えば、55%定格給水流量の給水ポンプが2台、さらにポンプ容量半分のバックアップ用の給水ポンプ(27.5%定格給水流量)が2台設置されている場合に、給水ポンプがトリップしバックアップ用の給水ポンプの起動も失敗した場合には、再循環ポンプ速度を最低速度に急速に低下させ、炉出力が55%定格以下になるようにしている。図6のA1点で運転していた場合には給水流量を減少させ、例えばA2点での運転とし、B1点で運転していた場合には給水流量を減少させ、例えばB2点での運転として、給水流量を55%定格給水流量以下とする。なお、この場合の給水ポンプ容量不足信号は、例えば、図7に示すようなロジックで得られる。
ここで、沸騰水型原子力プラントにおいて、発電量を増加させるために炉心燃料構成の変更などで定格出力を増加する場合がある。その場合、図6における運転点B1が運転点A1に変更されることになる。この運転点A1において給水ポンプトリップが発生し、再循環ポンプ速度のランバックにより原子炉出力を減少させると、運転点が運転点A2に移動するが、この運転点A2での原子炉出力は運転点B2よりも高く、出力増加量によっては、給水ポンプ1台の給水能力を超える場合がある。
この場合、原子炉水位が維持できず低下し、やがて原子炉緊急停止レベルに至ってしまう。また、給水ポンプ1台の給水能力を超えなくとも、原子炉水位の回復が遅く、通常の変動範囲の揺らぎでも原子炉緊急停止レベルに達してしまう恐れがある。
このような状態を回避する技術としては、給水能力を超える分の原子炉出力を減少させるべく給水流量を減少させ、その場合に運転制限領域での運転となる場合には所定の制御棒を挿入し、運転制限領域での運転を回避するとともに原子炉水位の低下を防止するようにしたものがある(例えば、特許文献1参照)。
特許第3011451号公報
しかし、特許文献1のものでは、再循環ポンプ速度を最低速度にランバックさせると、初期運転点が運転が制限される領域に入ってしまうのを避けるために、給水ポンプ容量が不足したとき運転制限領域とならないランバック速度まで再循環ポンプをランバックさせ、それでも給水ポンプ容量が不足しているときは制御棒を挿入するようにしているので、運転制限領域とならないランバック速度を求めるための設備や、それでも給水ポンプ容量が不足していることを判定するための設備等が必要となる。このような設備を増設することは設備コストアップとなり導入の障害となる。
本発明の目的は、簡単な設備で、給水ポンプ容量不足時の不必要な原子炉水位低やプラント緊急停止及び運転制限領域での運転を回避できる沸騰水型原子力プラントの原子炉出力制御装置および方法を提供することである。
本発明の沸騰水型原子力プラントの原子炉出力制御装置は、沸騰水型原子力プラントの原子炉に水を供給する給水ポンプ容量が不足したとき最低速度まで再循環ポンプの速度を低下させるランバックインターロックと、前記原子炉の炉心に挿入可能な制御棒の現在の挿入位置に基づき挿入すべき制御棒を選択する制御棒選択回路と、前記制御棒選択回路によって選択された制御棒に対して制御棒の挿入または引き抜きの操作を行う制御棒駆動手段とを具備することを特徴とする。
本発明の沸騰水型原子力プラントの原子炉出力制御方法は、沸騰水型原子力プラントの原子炉に水を供給する給水ポンプ容量が不足したとき最低速度まで再循環ポンプの速度を低下させ、原子炉の炉心に挿入可能な制御棒の現在の挿入位置に基づき挿入すべき制御棒を選択し、選択された制御棒に対して制御棒の挿入または引き抜きの操作を行うことを特徴とする。
本発明によれば、発電量を増加させるために炉心燃料構成の変更などで定格出力を増加させた沸騰水型原子力発電プラントにおいて、給水ポンプ容量不足時には、再循環ポンプランバック速度まで再循環ポンプをランバックさせるとともに、原子炉の炉心に挿入可能な制御棒の現在の挿入位置に基づき挿入すべき制御棒を選択し挿入するので、簡単な設備で、運転制限領域での運転を回避しつつ、給水ポンプ容量不足時の不必要な原子炉水位低やプラント緊急停止を防止できる。
以下、本発明の実施の形態を説明する。図1は本発明の実施の形態に係わる沸騰水型原子力プラントの原子炉出力制御装置のブロック構成図である。
原子炉圧力容器10には制御棒2を挿入したり引き抜いたりする制御棒駆動系11が設けられ、制御棒駆動系11には図示省略の制御棒駆動装置が設置されている。制御棒駆動系11は制御棒操作系12からの制御棒操作信号により制御棒2を挿入または引き抜きの操作を行う。
また、原子炉圧力容器10には、再循環ポンプが設けられ、この再循環ポンプは再循環流量制御系13内の図示省略の再循環ポンプ制御装置により、再循環流量が調節される。給水制御系14は原子炉に水を供給する給水ポンプを制御し、原子炉に供給する給水流量を調整するものであり、給水ポンプの給水流量が減少したとき、給水ポンプ容量不足信号を制御棒操作系12及び再循環流量操作系13に出力する。
再循環流量操作系13は、給水ポンプ容量不足信号を入力したとき、再循環ポンプの速度を再循環ポンプランバック速度までランバックさせるランバックインターロック15を有している。また、制御棒操作系12は、原子炉の炉心に挿入可能な制御棒の現在の挿入位置に基づき挿入すべき制御棒を選択する制御棒選択回路16と、制御棒選択回路16によって選択された制御棒2に対して制御棒挿入信号を出力する制御棒挿入信号出力回路17とを備えている。
すなわち、給水制御系14により出力された給水ポンプ容量不足信号に基づいて、再循環流量制御系13から再循環ポンプに再循環ポンプランバック信号を出力させるとともに、制御棒操作系12で制御棒駆動系11に制御棒挿入指令を出力するものである。
図2は本発明の実施の形態における制御棒操作系12のブロック構成図である。制御棒選択回路16は原子炉圧力容器10内の各々の制御棒の制御棒位置信号を入力し、各々の制御棒のうち制御棒価値の高い制御棒を選択し、制御棒挿入信号出力回路17に出力する。制御棒挿入信号出力回路17は、給水ポンプ容量不足信号を入力したときは、制御棒選択回路16で選択された制御棒に対する制御棒挿入信号を制御棒駆動系11に出力する。
制御棒選択回路16は、例えば、各制御棒の制御棒位置信号のうち所定位置(軸方向炉心高さ中央位置)に最も近い制御棒を選択する。これは、軸方向挿入位置が炉心高さ中央に最も近い制御棒は、制御棒価値の高い制御棒であるからである。
給水ポンプ容量不足信号が発生したときは、急速に原子炉出力を減少させるために、制御棒価値の高い制御棒を選択して挿入する必要がある。一般的に、挿入位置が低い制御棒については、挿入開始の単位挿入量当たりの印加反応度が小さく、炉心中心に近づくにつれ印加反応度が大きくなる。言い換えると、挿入位置が低い制御棒については、挿入開始初期には挿入時間の割には出力低下効果が小さく出力減少速度が低い。そこで、本発明の実施の形態では、ある程度挿入された制御棒を選択することで、出力低下効果の高い制御棒を挿入する。
また、制御棒の挿入状態は、定検後の運転時間や制御棒パターン交換時期等のプラントの運転状態により大きく異なるため、予め挿入制御棒を選択しておくと、選択した制御棒が常に出力低下効果が高いとは限らない。そこで、本発明の実施の形態では、常に制御棒位置から出力低下効果の高い制御棒を選択する。
図3は、本発明の実施の形態における給水ポンプトリップ時の応答を示す特性図である。いま、時点t1で給水ポンプトリップが発生したとする。これにより、給水ポンプ容量が不足するので給水ポンプ容量不足信号が発生し、ランバックインターロック15は、再循環ポンプの速度を再循環ポンプランバック速度までランバックさせる。
給水ポンプトリップとともに給水流量が減少するので、時点t1から給水流量は減少し始め、時点t2で健全な給水ポンプで給水可能な一定の給水流量となる。給水ポンプトリップとともに再循環ポンプの速度を再循環ポンプランバック速度までランバックさせ、また制御棒選択回路16で選択された制御棒を挿入するが、主蒸気流量は時間遅れを持って減少する。従って、原子炉水位が下がり始める。そして、原子炉の炉出力を低下させたことに伴い、時点t3から原子炉水位が上昇し始め、時点t4で所定の原子炉水位まで回復し、その後は原子炉水位が所定値を維持するように給水流量を調節する。このように、本発明の実施の形態では、給水ポンプの容量不足があると、再循環流量及び制御棒挿入により原子炉出力を低下させ原子炉水位の回復を可能としている。つまり、制御棒を同時に挿入させることにより、給水ポンプ1台のトリップ時においても、沸騰水型原子力プラントの緊急停止を完全に回避することができる。
以上説明したように本発明の実施の形態によれば、給水ポンプ容量が不足した際に、再循環ポンプのランバック後に運転制限領域に侵入しない最も低い再循環ポンプ速度まで急速にランバックさせ、原子炉出力を減少させるとともに、制御棒を挿入することにより原子炉出力を減少させ、原子炉水位の低下を抑制し、原子力プラントの緊急停止を回避することができる。これにより、給水ポンプ容量不足に起因した原子炉水位低下による原子炉緊急停止を回避可能となり、沸騰水型原子力プラントの稼働率を向上させることができる。
本発明の実施の形態に係わる沸騰水型原子力プラントの原子炉出力制御装置のブロック構成図。 本発明の実施の形態における制御棒操作系のブロック構成図。 本発明の実施の形態における給水ポンプトリップ時の応答を示す特性図。 沸騰水型原子炉プラントの構成図。 原子炉出力の制御特性の特性図。 再循環ポンプのランバックの説明図。 給水ポンプ容量不足信号を出力するロジックの説明図。
符号の説明
1…制御棒駆動装置、2…制御棒、3…再循環ポンプ、4…炉心、5…蒸気加減弁、6…タービン、7…発電機、8…復水器、9…給水ポンプ、10…原子炉圧力容器、11…制御棒駆動系、12…制御棒操作系、13…流量制御系、14…給水制御系、15…ランバックインターロック、16…制御棒選択回路、17…制御棒挿入信号出力回路

Claims (3)

  1. 沸騰水型原子力プラントの原子炉に水を供給する給水ポンプ容量が不足したとき最低速度まで再循環ポンプの速度を低下させるランバックインターロックと、前記原子炉の炉心に挿入可能な制御棒の現在の挿入位置に基づき挿入すべき制御棒を選択する制御棒選択回路と、前記制御棒選択回路によって選択された制御棒に対して制御棒の挿入または引き抜きの操作を行う制御棒駆動手段とを具備することを特徴とする沸騰水型原子力プラントの原子炉出力制御装置。
  2. 前記制御棒選択回路は各制御棒のうち軸方向挿入位置が炉心高さ中央に最も近い制御棒を選択し、前記制御棒駆動手段は前記給水ポンプ容量の不足があったとき前記制御棒選択回路で選択された制御棒に対して制御棒の挿入または引き抜きの操作を行うことを特徴とする請求項1記載の沸騰水型原子力プラントの原子炉出力制御装置。
  3. 沸騰水型原子力プラントの原子炉に水を供給する給水ポンプ容量が不足したとき最低速度まで再循環ポンプの速度を低下させ、原子炉の炉心に挿入可能な制御棒の現在の挿入位置に基づき挿入すべき制御棒を選択し、選択された制御棒に対して制御棒の挿入または引き抜きの操作を行うことを特徴とする沸騰水型原子力プラントの原子炉出力制御方法。
JP2005000575A 2005-01-05 2005-01-05 原子炉出力制御装置および方法 Pending JP2006189289A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2005000575A JP2006189289A (ja) 2005-01-05 2005-01-05 原子炉出力制御装置および方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2005000575A JP2006189289A (ja) 2005-01-05 2005-01-05 原子炉出力制御装置および方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2006189289A true JP2006189289A (ja) 2006-07-20

Family

ID=36796651

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2005000575A Pending JP2006189289A (ja) 2005-01-05 2005-01-05 原子炉出力制御装置および方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2006189289A (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012194148A (ja) * 2011-03-18 2012-10-11 Chugoku Electric Power Co Inc:The 原子炉再循環流量制御装置および制御方法
CN110442111A (zh) * 2019-07-02 2019-11-12 福建福清核电有限公司 一种便携式的控制系统响应时间测试装置

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012194148A (ja) * 2011-03-18 2012-10-11 Chugoku Electric Power Co Inc:The 原子炉再循環流量制御装置および制御方法
CN110442111A (zh) * 2019-07-02 2019-11-12 福建福清核电有限公司 一种便携式的控制系统响应时间测试装置

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102543235B (zh) 核电站主给水控制阀转移期间控制蒸汽发生器水位的系统
JP2005226991A (ja) ドラム型ボイラのドラム水位制御方法及び装置
JP2006189289A (ja) 原子炉出力制御装置および方法
JP2007057249A (ja) 原子炉出力制御方法及びその出力制御装置
JP2020190423A (ja) 原子炉制御装置、原子力発電プラント及び原子炉の制御方法
JP7508389B2 (ja) 原子力発電プラントの出力制御装置及び出力制御方法
JP4556883B2 (ja) 原子炉出力制御装置
JP5657441B2 (ja) 原子炉再循環流量制御装置および制御方法
JP2012103086A (ja) 原子炉水位制御システム
JP2007232541A (ja) 原子炉出力制御装置およびその方法
JP2007232396A (ja) 原子力発電プラント及びその制御方法
JP3011451B2 (ja) 沸騰水型原子力プラントの炉出力制御装置
JP5384089B2 (ja) 原子炉再循環流量制御装置及び制御方法
JP2007232392A (ja) 自然循環型沸騰水型原子炉の給水制御装置及び原子力発電プラント
JP4590361B2 (ja) 原子炉システム
JP2023163787A (ja) 給水制御装置、および給水制御方法
JP4521367B2 (ja) 原子炉の出力制御方法及び原子炉プラント
JPH01178900A (ja) 原子炉給水流量制御装置
JP4982270B2 (ja) 原子炉の運転方法及び原子力発電プラント
JP2004150928A (ja) 原子炉出力制御装置および原子炉出力制御方法
JP6865186B2 (ja) 負荷追従装置及びそれを有する原子力発電プラント
JP2603990B2 (ja) 沸騰水型原子炉の炉心部安定化装置
JPS5828689A (ja) 負荷喪失時の原子炉出力制御方法及び装置
JPH0456957B2 (ja)
JP2009019848A (ja) ボイラ運転切替装置