JP2507357B2 - 原子炉出力制御装置 - Google Patents
原子炉出力制御装置Info
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は、原子炉への給水温度に異常が発生した場合
に、制御棒駆動装置により制御棒を制御して原子炉出力
の変化を抑制する原子炉出力制御装置に関する。
に、制御棒駆動装置により制御棒を制御して原子炉出力
の変化を抑制する原子炉出力制御装置に関する。
（従来の技術） 一般に、沸騰水型原子炉の原子力プラントは第２図に
示すように原子炉圧力容器１内に炉心２を備え、この原
子炉圧力容器１内は冷却水３で満たされている。
示すように原子炉圧力容器１内に炉心２を備え、この原
子炉圧力容器１内は冷却水３で満たされている。
上記炉心２の出力は、原子炉圧力容器１下部に設けら
れた制御棒駆動装置４により炉心２へ制御棒５を挿入あ
るいは引抜きして制御されている。
れた制御棒駆動装置４により炉心２へ制御棒５を挿入あ
るいは引抜きして制御されている。
上記冷却水３は炉心２を通って上昇した後、原子炉圧
力容器１内の再循環ループあるいは図示しない外部再循
環ループを通って炉心下方に案内され、再び炉心に導入
されるように循環している。冷却水３は炉心２を通る際
に炉心２で発生する熱を受けて沸騰して蒸気６を発生
し、この蒸気６は主蒸気管10を通ってタービン11に案内
される。このタービン11に供給された蒸気６はここで仕
事をして発電機を回転させて電力を発生するようになっ
ている。
力容器１内の再循環ループあるいは図示しない外部再循
環ループを通って炉心下方に案内され、再び炉心に導入
されるように循環している。冷却水３は炉心２を通る際
に炉心２で発生する熱を受けて沸騰して蒸気６を発生
し、この蒸気６は主蒸気管10を通ってタービン11に案内
される。このタービン11に供給された蒸気６はここで仕
事をして発電機を回転させて電力を発生するようになっ
ている。
タービン11にて仕事をした蒸気６は膨張して復水器12
に案内されて、ここで冷却されて復水になる。この復水
は復水給水系に複数台介装された給水加熱器14を通る際
に段階的に多段に加熱され、介装された給水ポンプ15に
より給水されて原子炉圧力容器１へ還流され、再び冷却
水３となる。
に案内されて、ここで冷却されて復水になる。この復水
は復水給水系に複数台介装された給水加熱器14を通る際
に段階的に多段に加熱され、介装された給水ポンプ15に
より給水されて原子炉圧力容器１へ還流され、再び冷却
水３となる。
上記給水加熱器14へはタービン11からタービン抽気管
16がそれぞれ接続され、このタービン抽気管16を通って
送られる蒸気６によって給水を加熱している。上記ター
ビン抽気管16の途中には抽気逆止弁17が介装され、この
抽気逆止弁17によりタービン抽気が逆流しないようにな
っている。各給水加熱器14および復水器12には戻り配管
18が接続されている。
16がそれぞれ接続され、このタービン抽気管16を通って
送られる蒸気６によって給水を加熱している。上記ター
ビン抽気管16の途中には抽気逆止弁17が介装され、この
抽気逆止弁17によりタービン抽気が逆流しないようにな
っている。各給水加熱器14および復水器12には戻り配管
18が接続されている。
（発明が解決しようとする問題点） 原子力プラントの稼動時に１個または複数個の抽気逆
止弁に故障が生じて抽気逆止弁が閉鎖するという異常事
象が生じる場合がある。このような場合に給水加熱器へ
のタービン抽気の喪失、すなわち給水加熱器への加熱源
の損失が生じるために、給水の昇温ができなくなり、原
子炉圧力容器内へ注入される給水温度は正常時に比較し
て低くなる。
止弁に故障が生じて抽気逆止弁が閉鎖するという異常事
象が生じる場合がある。このような場合に給水加熱器へ
のタービン抽気の喪失、すなわち給水加熱器への加熱源
の損失が生じるために、給水の昇温ができなくなり、原
子炉圧力容器内へ注入される給水温度は正常時に比較し
て低くなる。
給水温度の低下分は加熱源を喪失した給水加熱器の台
数によって異なるが、一般的に給水温度が低下すると、
冷却水の炉心入口サブクーリングが増加し、炉心で発生
するボイド（気泡）の量が減少するため、結果として原
子炉出力は上昇する。この上昇の割合は炉心入口サブク
ーリングに依存し、炉心入口サブクーリングの増加と共
に上昇する傾向にある。
数によって異なるが、一般的に給水温度が低下すると、
冷却水の炉心入口サブクーリングが増加し、炉心で発生
するボイド（気泡）の量が減少するため、結果として原
子炉出力は上昇する。この上昇の割合は炉心入口サブク
ーリングに依存し、炉心入口サブクーリングの増加と共
に上昇する傾向にある。
ただし、給水加熱喪失の影響が炉心に伝達されるまで
には給水配管を通り、給水スパージャによって原子炉圧
力容器内に注入されてからダウンカマおよび下部プレナ
ムに至るまでの経路を通過するため、かなりの時間を要
することや、給水流量がほとんど変化しないこと等の理
由により異常過渡変化としては穏やかな変化となる。
には給水配管を通り、給水スパージャによって原子炉圧
力容器内に注入されてからダウンカマおよび下部プレナ
ムに至るまでの経路を通過するため、かなりの時間を要
することや、給水流量がほとんど変化しないこと等の理
由により異常過渡変化としては穏やかな変化となる。
このため、原子炉出力はゆっくりと上昇していき、炉
心入口サブクーリングの増加割合に応じて決定される新
たな出力レベルで安定する。
心入口サブクーリングの増加割合に応じて決定される新
たな出力レベルで安定する。
この新たな出力レベルが予め設定されている中性子束
高スクラムのレベルよりも低い場合には原子炉はスクラ
ムしない。しかし、給水加熱喪失の過渡事象は出力増加
を伴うために、燃料の熱的健全性にとっては好ましくな
い現象である。
高スクラムのレベルよりも低い場合には原子炉はスクラ
ムしない。しかし、給水加熱喪失の過渡事象は出力増加
を伴うために、燃料の熱的健全性にとっては好ましくな
い現象である。
特に、原子炉出力がスクラムレベルに極くわずか達し
ないような出力レベルで安定する場合には、そのような
状態で長時間運転することになり、燃料の熱的健全性に
とっては最も悪い状態となる。
ないような出力レベルで安定する場合には、そのような
状態で長時間運転することになり、燃料の熱的健全性に
とっては最も悪い状態となる。
また、原子炉運転による新たな出力レベルがスクラム
レベルに達すると原子炉はスクラムにより出力の異常上
昇を抑制する。しかし、給水加熱喪失の過渡事象の特徴
を考えると、スクラムによる原子炉停止は過剰な出力抑
制であると考えられる。
レベルに達すると原子炉はスクラムにより出力の異常上
昇を抑制する。しかし、給水加熱喪失の過渡事象の特徴
を考えると、スクラムによる原子炉停止は過剰な出力抑
制であると考えられる。
すなわち、給水加熱喪失過渡事象の特徴は原子炉出力
の漸増であるので、その出力増加分のみ何らかの手段で
出力を減少させることができればスクラムする必要はな
い。特にプラントの稼動率向上という観点から、スクラ
ムはできる限り避けることが望ましいことを考えると、
給水加熱喪失によるスクラムを避けることができればプ
ラント稼動率向上にも寄与することになる。
の漸増であるので、その出力増加分のみ何らかの手段で
出力を減少させることができればスクラムする必要はな
い。特にプラントの稼動率向上という観点から、スクラ
ムはできる限り避けることが望ましいことを考えると、
給水加熱喪失によるスクラムを避けることができればプ
ラント稼動率向上にも寄与することになる。
本発明は上述の事情を考慮してなされたもので、給水
加熱喪失に起因する原子炉出力の変化を抑制することに
よって、燃料の熱的健全性にとって好ましくない高出力
状態での長時間運転を避け、また原子炉のスクラムを未
然に防止して原子力プラントの稼動率向上を図ることが
できる原子炉出力制御装置を提供することを目的とす
る。
加熱喪失に起因する原子炉出力の変化を抑制することに
よって、燃料の熱的健全性にとって好ましくない高出力
状態での長時間運転を避け、また原子炉のスクラムを未
然に防止して原子力プラントの稼動率向上を図ることが
できる原子炉出力制御装置を提供することを目的とす
る。
（問題点を解決するための手段） 本発明に係る原子炉出力制御装置は、上述した課題を
解決するために、各給水加熱器前後での給水温度計測信
号と各給水加熱器へのタービン抽気管に設けられた抽気
逆止弁の弁開閉信号とをそれぞれ入力し、各給水加熱器
への加熱源の喪失を判断して各給水加熱器の作動状態が
個々に正常か異常かを判定する給水加熱喪失判定装置
と、この給水加熱喪失判定装置からの判定信号により正
常な給水加熱器での給水温度上昇分を加算して原子炉圧
力容器へ注入される給水の温度を計算する給水温度計算
装置と、給水温度の変化に対する原子炉出力の変化の関
係およびこの原子炉出力の変化を抑制するための制御棒
の制御方法が記憶された炉心性能計算装置と、この炉心
性能計算装置からの出力信号と前記給水温度計算装置か
ら計算により求められた給水温度の温度信号とから原子
炉出力の制御割合である選択される制御棒の位置および
本数を計算する出力制御割合計算装置と、この出力制御
割合計算装置からの出力制御信号により制御棒駆動装置
を介して選択された制御棒の挿入を制御する選択制御棒
制御装置とを設けたものである。
解決するために、各給水加熱器前後での給水温度計測信
号と各給水加熱器へのタービン抽気管に設けられた抽気
逆止弁の弁開閉信号とをそれぞれ入力し、各給水加熱器
への加熱源の喪失を判断して各給水加熱器の作動状態が
個々に正常か異常かを判定する給水加熱喪失判定装置
と、この給水加熱喪失判定装置からの判定信号により正
常な給水加熱器での給水温度上昇分を加算して原子炉圧
力容器へ注入される給水の温度を計算する給水温度計算
装置と、給水温度の変化に対する原子炉出力の変化の関
係およびこの原子炉出力の変化を抑制するための制御棒
の制御方法が記憶された炉心性能計算装置と、この炉心
性能計算装置からの出力信号と前記給水温度計算装置か
ら計算により求められた給水温度の温度信号とから原子
炉出力の制御割合である選択される制御棒の位置および
本数を計算する出力制御割合計算装置と、この出力制御
割合計算装置からの出力制御信号により制御棒駆動装置
を介して選択された制御棒の挿入を制御する選択制御棒
制御装置とを設けたものである。
（作用） 給水加熱喪失判定装置により給水加熱器への加熱源が
喪失しているかどうかが個別に判断されて各給水加熱器
の作動状態が個々に正常か異常かが判定され、給水温度
計算装置へ判定信号が伝達される。この判定信号により
給水温度計算装置で正常な給水加熱器での給水温度上昇
分が順次加算されて原子炉圧力容器へ注入される給水の
温度が計算される。
喪失しているかどうかが個別に判断されて各給水加熱器
の作動状態が個々に正常か異常かが判定され、給水温度
計算装置へ判定信号が伝達される。この判定信号により
給水温度計算装置で正常な給水加熱器での給水温度上昇
分が順次加算されて原子炉圧力容器へ注入される給水の
温度が計算される。
一方、給水温度の変化に対する原子炉出力の変化の関
係およびこの原子炉出力の変化を抑制するための制御棒
の制御方法が炉心性能計算装置に予め記憶されており、
この炉心性能計算装置からの出力信号と計算により求め
られた上記給水温度の変化とから原子炉出力の制御割合
である選択された制御棒の位置および本数が出力制御割
合計算装置により計算される。この出力制御割合計算装
置からの出力制御信号を入力して選択制御棒制御装置に
より制御棒駆動装置を介して制御棒が制御され、原子炉
出力が制御される。
係およびこの原子炉出力の変化を抑制するための制御棒
の制御方法が炉心性能計算装置に予め記憶されており、
この炉心性能計算装置からの出力信号と計算により求め
られた上記給水温度の変化とから原子炉出力の制御割合
である選択された制御棒の位置および本数が出力制御割
合計算装置により計算される。この出力制御割合計算装
置からの出力制御信号を入力して選択制御棒制御装置に
より制御棒駆動装置を介して制御棒が制御され、原子炉
出力が制御される。
（実施例） 本発明に係る原子炉出力制御装置の一実施例を第１図
を用いて説明する。
を用いて説明する。
原子力プラント自体の構成については第２図に示す場
合と異ならないので同様の符号を付して説明を省略す
る。
合と異ならないので同様の符号を付して説明を省略す
る。
本発明に係る原子炉出力制御装置は給水加熱喪失判定
装置20を備え、この給水加熱喪失判定装置20は各給水加
熱器14出口側および復水器12の出口側、すなわち、各給
水加熱器14の前後に配置された図示しない温度計測器か
らの給水温度計測信号ａと、各給水加熱器14へのタービ
ン抽気管16に設けられた抽気逆止弁17からの弁開閉信号
ｂとをそれぞれ入力して各給水加熱気14の加熱喪失が個
々に発生しているかどうかを判定するようになってい
る。
装置20を備え、この給水加熱喪失判定装置20は各給水加
熱器14出口側および復水器12の出口側、すなわち、各給
水加熱器14の前後に配置された図示しない温度計測器か
らの給水温度計測信号ａと、各給水加熱器14へのタービ
ン抽気管16に設けられた抽気逆止弁17からの弁開閉信号
ｂとをそれぞれ入力して各給水加熱気14の加熱喪失が個
々に発生しているかどうかを判定するようになってい
る。
上記給水加熱喪失判定装置20には表示装置21が接続さ
れ、この表示装置21は異常がある場合には表示信号ｃが
伝達されて、弁開閉信号ｂ異常あるいは温度計測器異常
を表示するようになっている。
れ、この表示装置21は異常がある場合には表示信号ｃが
伝達されて、弁開閉信号ｂ異常あるいは温度計測器異常
を表示するようになっている。
また、上記給水加熱喪失判定装置20には給水温度計算
装置22が接続され、この給水温度計算装置22は給水加熱
喪失判定装置20からの判定信号ｄにより原子炉圧力容器
内に注入される給水の温度を計算するようになってい
る。
装置22が接続され、この給水温度計算装置22は給水加熱
喪失判定装置20からの判定信号ｄにより原子炉圧力容器
内に注入される給水の温度を計算するようになってい
る。
給水加熱喪失判定装置20からの判定信号ｄにより給水
の温度を計算することができる。これは、給水加熱器14
はタービン11から抽気された蒸気により給水を加熱する
機器で、原子力発電プラントに複数台（６台）設置され
ている。各給水加熱器14において段階的に昇温される給
水の温度上昇分は決まっており、全台が正常に作動して
いる場合に原子炉圧力容器１内に注水される給水が必要
な温度になるように設定されている。したがって、給水
加熱器14の加熱源喪失が生じた場合は、どの給水加熱器
14で異常が生じたかが分かれば、その給水加熱器14が分
担する温度上昇分が失われることとなるため、その分だ
け原子炉圧力容器１内の給水温度が低下することとな
る。すなわち、給水温度は給水加熱喪失判定装置20から
の判定信号ｄにより計算できる。
の温度を計算することができる。これは、給水加熱器14
はタービン11から抽気された蒸気により給水を加熱する
機器で、原子力発電プラントに複数台（６台）設置され
ている。各給水加熱器14において段階的に昇温される給
水の温度上昇分は決まっており、全台が正常に作動して
いる場合に原子炉圧力容器１内に注水される給水が必要
な温度になるように設定されている。したがって、給水
加熱器14の加熱源喪失が生じた場合は、どの給水加熱器
14で異常が生じたかが分かれば、その給水加熱器14が分
担する温度上昇分が失われることとなるため、その分だ
け原子炉圧力容器１内の給水温度が低下することとな
る。すなわち、給水温度は給水加熱喪失判定装置20から
の判定信号ｄにより計算できる。
給水温度計算装置22には出力制御割合計算装置23が接
続され、この出力制御割合計算装置23へ給水温度信号ｅ
を伝達するようになっている。
続され、この出力制御割合計算装置23へ給水温度信号ｅ
を伝達するようになっている。
一方、給水温度の変化に対する原子炉出力の変化の関
係およびこの原子炉出力の変化を抑制するための制御棒
の制御方法を記憶している炉心性能計算装置24を備え、
この炉心性能計算装置24から上記出力制御割合計算装置
23へ出力信号である計算信号ｆを伝達するようになって
いる。
係およびこの原子炉出力の変化を抑制するための制御棒
の制御方法を記憶している炉心性能計算装置24を備え、
この炉心性能計算装置24から上記出力制御割合計算装置
23へ出力信号である計算信号ｆを伝達するようになって
いる。
炉心性能計算装置24からの出力信号である計算信号ｆ
は、給水温度の変化に対する原子炉出力の変化の関係お
よびこの原子炉出力の変化を抑制するための制御棒の制
御方法を記憶した信号である。
は、給水温度の変化に対する原子炉出力の変化の関係お
よびこの原子炉出力の変化を抑制するための制御棒の制
御方法を記憶した信号である。
原子力発電プラントでは一般にプロセス計算機によ
り、一定時間毎に炉心性能計算が行なわれ、運転状態
が、各種設計制約条件を満足する正常な状態であること
を確認しながら運転されている。原子力発電プラントは
通常は頻繁な運転点変更は行なわれず、一定の運転状態
を継続するが、制御棒パターンの変更等による運転点変
更時には、変更後の運転点が正常であることを確認する
予測評価計算も行なわれる。
り、一定時間毎に炉心性能計算が行なわれ、運転状態
が、各種設計制約条件を満足する正常な状態であること
を確認しながら運転されている。原子力発電プラントは
通常は頻繁な運転点変更は行なわれず、一定の運転状態
を継続するが、制御棒パターンの変更等による運転点変
更時には、変更後の運転点が正常であることを確認する
予測評価計算も行なわれる。
上記プロセス計算機で炉心計算性能を利用し、通常の
炉心性能計算時に追加して、炉心名性能計算装置24で給
水加熱喪失を想定した場合の、給水温度を変えて原子炉
出力や燃料健全性評価パラメータを求める計算を予め数
ケース行ない、給水温度と原子炉出力の関係を求めてお
く。また、炉心性能計算装置24で原子炉出力の上昇分を
抑制して各種設計制約条件を満足する運転状態とするた
めに挿入する制御棒の位置、本数とそれによって抑制さ
れる原子炉出力の関係も予め求めておく。そして、その
計算されて求められた給水温度と原子炉出力との関係、
ならびに制御棒の位置・本数と原子炉出力との関係を表
わす計算信号ｆが炉心性能計算装置24から出力制御割合
計算装置23に入力されるようになっている。
炉心性能計算時に追加して、炉心名性能計算装置24で給
水加熱喪失を想定した場合の、給水温度を変えて原子炉
出力や燃料健全性評価パラメータを求める計算を予め数
ケース行ない、給水温度と原子炉出力の関係を求めてお
く。また、炉心性能計算装置24で原子炉出力の上昇分を
抑制して各種設計制約条件を満足する運転状態とするた
めに挿入する制御棒の位置、本数とそれによって抑制さ
れる原子炉出力の関係も予め求めておく。そして、その
計算されて求められた給水温度と原子炉出力との関係、
ならびに制御棒の位置・本数と原子炉出力との関係を表
わす計算信号ｆが炉心性能計算装置24から出力制御割合
計算装置23に入力されるようになっている。
そして、出力制御割合計算装置23は、上記計算信号ｆ
と給水温度信号ｅとを入力して原子炉出力の制御割合を
計算し、出力制御信号ｇを出力するようになっている。
原子炉出力の制御割合は選択される制御棒の位置および
本数のことを意味し、出力制御割合計算装置23は、前記
計算信号ｆと給水温度信号ｅとを入力して原子炉出力の
制御割合、すなわち選択される制御棒の位置と本数を算
出している。
と給水温度信号ｅとを入力して原子炉出力の制御割合を
計算し、出力制御信号ｇを出力するようになっている。
原子炉出力の制御割合は選択される制御棒の位置および
本数のことを意味し、出力制御割合計算装置23は、前記
計算信号ｆと給水温度信号ｅとを入力して原子炉出力の
制御割合、すなわち選択される制御棒の位置と本数を算
出している。
実際に給水加熱喪失が生じた場合には、炉心性能計算
装置24からの出力信号（計算信号ｆ）を出力制御割合計
算装置23に入力して、この計算装置23が予想される原子
炉出力の増加を抑制し、正常な運転状態とするために、
選択される制御棒の位置および本数を算出している。選
択される制御棒の位置および本数の決定により原子炉出
力の制御割合が計算される。
装置24からの出力信号（計算信号ｆ）を出力制御割合計
算装置23に入力して、この計算装置23が予想される原子
炉出力の増加を抑制し、正常な運転状態とするために、
選択される制御棒の位置および本数を算出している。選
択される制御棒の位置および本数の決定により原子炉出
力の制御割合が計算される。
出力制御割合計算装置23には選択制御棒制御装置25が
接続され、この選択制御棒制御装置25は上記出力制御信
号ｇを入力して制御棒駆動信号ｈを出力するようになっ
ている。そして、この制御棒駆動信号ｈを入力した制御
棒駆動装置４は炉心２へ制御棒５を挿入・引抜操作して
原子炉出力を制御するようになっている。
接続され、この選択制御棒制御装置25は上記出力制御信
号ｇを入力して制御棒駆動信号ｈを出力するようになっ
ている。そして、この制御棒駆動信号ｈを入力した制御
棒駆動装置４は炉心２へ制御棒５を挿入・引抜操作して
原子炉出力を制御するようになっている。
次に、上記実施例の作用について説明する。
まず、第１図に示すように、復水器12からの復水温度
や給水加熱器14からの給水温度を検出する温度計測器に
よる計測温度を原子炉復水給水系の上流側から順次T1,T
2,…Ti…TN+1とすると、給水温度計測信号ａを入力した
給水加熱喪失判定装置20により上流側から数えてｉ番目
の給水加熱器について、 と判断される。
や給水加熱器14からの給水温度を検出する温度計測器に
よる計測温度を原子炉復水給水系の上流側から順次T1,T
2,…Ti…TN+1とすると、給水温度計測信号ａを入力した
給水加熱喪失判定装置20により上流側から数えてｉ番目
の給水加熱器について、 と判断される。
ここで、Ti+1:i番目の給水加熱器出口の給水温度 ΔTi:i番目の給水加熱器での正常時温度上昇幅 ε：構造物や配管への熱損失や温度計測 誤差予測誤差を考慮して予め定めた値である。
次に、上記の温度による判断と抽気逆止弁17からの弁
開閉信号ｂとの組合せにより、次の表に従って総合的に
判断される。
開閉信号ｂとの組合せにより、次の表に従って総合的に
判断される。
すなわち、上表のケース2,5,6に該当する場合に上流
側からｉ番目の給水加熱器14の加熱喪失が生じたと判断
し、この方式により全部の給水加熱器14について判定が
行なわれる。そして、加熱喪失が生じた給水加熱器14の
台数が求められる。
側からｉ番目の給水加熱器14の加熱喪失が生じたと判断
し、この方式により全部の給水加熱器14について判定が
行なわれる。そして、加熱喪失が生じた給水加熱器14の
台数が求められる。
また、弁開閉信号ｂの誤信号および温度計測器の故障
についても推定がされ、異常がある場合には表示装置21
により表示される。
についても推定がされ、異常がある場合には表示装置21
により表示される。
上記の判定と、給水温度の計測値とが判定信号ｄとし
て給水温度計算装置22へ伝達され、次の式によって原子
炉圧力容器１内へ注入される給水温度が計算される。
て給水温度計算装置22へ伝達され、次の式によって原子
炉圧力容器１内へ注入される給水温度が計算される。
ここで、N:給水加熱器台数 C:上記の判定により正常なとき１、給水加熱喪失のとき
０ こうして求めた給水温度が給水温度信号ｅとして出力
制御割合計算装置23へ伝達される。
０ こうして求めた給水温度が給水温度信号ｅとして出力
制御割合計算装置23へ伝達される。
出力制御割合計算装置23で上記給水温度信号ｅと炉心
性能計算装置24からの計算信号ｆとさら出力制御割合が
計算され、この出力制御割合が出力制御信号ｇとして選
択制御棒制御装置25へ伝達される。
性能計算装置24からの計算信号ｆとさら出力制御割合が
計算され、この出力制御割合が出力制御信号ｇとして選
択制御棒制御装置25へ伝達される。
出力制御信号ｇは選択制御棒制御装置25で制御棒駆動
信号ｈに変換されて制御棒駆動装置４へ伝達され、この
制御棒駆動装置４により炉心２へ制御棒５が挿入・引抜
される。炉心２へ制御棒５が挿入・引抜されることによ
り原子炉出力が制御される。
信号ｈに変換されて制御棒駆動装置４へ伝達され、この
制御棒駆動装置４により炉心２へ制御棒５が挿入・引抜
される。炉心２へ制御棒５が挿入・引抜されることによ
り原子炉出力が制御される。
以上に述べたように、本発明に係る原子炉出力制御装
置は、各給水加熱器前後での給水温度計測信号と各給水
加熱器へのタービン抽気管に設けた抽気逆止弁の弁開閉
信号とをそれぞれ入力し、各給水加熱器への加熱源の喪
失を判断して各給水加熱器の作動状態が個々に正常か異
常かを判定する給水加熱喪失判定装置と、この給水加熱
喪失判定装置からの判定信号により正常な給水加熱器で
の給水温度上昇分を加算して原子炉圧力容器へ注入され
る給水の温度を計算する給水温度計算装置と、給水温度
の変化に対する原子炉出力の変化の関係およびこの原子
炉出力の変化を抑制するための制御棒の制御方法が記憶
された炉心性能計算装置と、この炉心性能計算装置から
の出力信号と前記給水温度計算装置から計算により求め
られた給水温度の温度信号とから原子炉出力の制御割合
である選択される制御棒の位置および本数を計算する出
力制御割合計算装置と、この出力制御割合計算装置から
の出力制御信号により制御棒駆動装置を介して選択され
た制御棒の挿入を制御する選択制御棒制御装置とを設け
たので、複数台設置された各給水加熱器の個々について
正常、異常の判定が給水加熱喪失判定装置で行なわれ、
この判定信号を入力して給水温度計算装置では、正常な
給水加熱器の給水が熱作用による給水温度上昇分を個々
に加算して原子炉圧力容器に注入される給水温度が計算
にて求められ、計算にて求められた給水温度信号と炉心
性能計算装置からの出力信号とから出力制御割合計算装
置により選択される制御棒の位置および本数を計算し、
この計算出力信号により選択制御棒制御装置を作動さ
せ、所要の本数の選択制御棒を選択して挿入することが
でき、給水加熱喪失に起因する原子炉の出力変化を抑制
することができる。
置は、各給水加熱器前後での給水温度計測信号と各給水
加熱器へのタービン抽気管に設けた抽気逆止弁の弁開閉
信号とをそれぞれ入力し、各給水加熱器への加熱源の喪
失を判断して各給水加熱器の作動状態が個々に正常か異
常かを判定する給水加熱喪失判定装置と、この給水加熱
喪失判定装置からの判定信号により正常な給水加熱器で
の給水温度上昇分を加算して原子炉圧力容器へ注入され
る給水の温度を計算する給水温度計算装置と、給水温度
の変化に対する原子炉出力の変化の関係およびこの原子
炉出力の変化を抑制するための制御棒の制御方法が記憶
された炉心性能計算装置と、この炉心性能計算装置から
の出力信号と前記給水温度計算装置から計算により求め
られた給水温度の温度信号とから原子炉出力の制御割合
である選択される制御棒の位置および本数を計算する出
力制御割合計算装置と、この出力制御割合計算装置から
の出力制御信号により制御棒駆動装置を介して選択され
た制御棒の挿入を制御する選択制御棒制御装置とを設け
たので、複数台設置された各給水加熱器の個々について
正常、異常の判定が給水加熱喪失判定装置で行なわれ、
この判定信号を入力して給水温度計算装置では、正常な
給水加熱器の給水が熱作用による給水温度上昇分を個々
に加算して原子炉圧力容器に注入される給水温度が計算
にて求められ、計算にて求められた給水温度信号と炉心
性能計算装置からの出力信号とから出力制御割合計算装
置により選択される制御棒の位置および本数を計算し、
この計算出力信号により選択制御棒制御装置を作動さ
せ、所要の本数の選択制御棒を選択して挿入することが
でき、給水加熱喪失に起因する原子炉の出力変化を抑制
することができる。
この原子炉出力制御装置においては、各給水加熱器の
正常、異常の判定を個別に行ない、給水加熱器の異常が
判定された場合、原子炉圧力容器に注入される給水温度
が計算により直ちに予測されるので、原子炉出力抑制対
策を時間遅れなく、リアルタイムに制御でき、給水加熱
喪失時に選択制御棒制御装置により予め定められた本数
の選択制御棒を炉心に挿入して出力制御を行ない、給水
加熱が全喪失しても原子炉をスクラムさせることがな
い。
正常、異常の判定を個別に行ない、給水加熱器の異常が
判定された場合、原子炉圧力容器に注入される給水温度
が計算により直ちに予測されるので、原子炉出力抑制対
策を時間遅れなく、リアルタイムに制御でき、給水加熱
喪失時に選択制御棒制御装置により予め定められた本数
の選択制御棒を炉心に挿入して出力制御を行ない、給水
加熱が全喪失しても原子炉をスクラムさせることがな
い。
したがって、燃料の熱的健全性にとって好ましくない
高出力状態での長時間運転を避け、また原子炉のスクラ
ムを未然に防止して原子力プラントの稼動率向上を図る
ことができる。
高出力状態での長時間運転を避け、また原子炉のスクラ
ムを未然に防止して原子力プラントの稼動率向上を図る
ことができる。
第１図は本発明に係る原子炉出力制御装置の一実施例を
示す図、第２図は従来の原子力プラントの一般的構成を
示す図である。 ２……炉心、４……制御棒駆動装置、５……制御棒、14
……給水加熱器、17……抽気逆止弁、20……給水加熱喪
失判定装置、21……表示装置、22……給水温度計算装
置、23……出力制御割合計算装置、24……炉心性能計算
装置、25……選択制御棒制御装置、ａ……給水温度計測
信号、ｂ……弁開閉信号、ｃ……表示信号、ｄ……判定
信号、ｅ……給水温度信号、ｆ……計算信号、ｇ……出
力制御信号、ｈ……制御棒駆動信号。
示す図、第２図は従来の原子力プラントの一般的構成を
示す図である。 ２……炉心、４……制御棒駆動装置、５……制御棒、14
……給水加熱器、17……抽気逆止弁、20……給水加熱喪
失判定装置、21……表示装置、22……給水温度計算装
置、23……出力制御割合計算装置、24……炉心性能計算
装置、25……選択制御棒制御装置、ａ……給水温度計測
信号、ｂ……弁開閉信号、ｃ……表示信号、ｄ……判定
信号、ｅ……給水温度信号、ｆ……計算信号、ｇ……出
力制御信号、ｈ……制御棒駆動信号。
Claims (1)
- 【請求項１】各給水加熱器前後での給水温度計測信号と
各給水加熱器へのタービン抽気管に設けられた抽気逆止
弁の弁開閉信号とをそれぞれ入力し、各給水加熱器への
加熱源の喪失を判断して各給水加熱器の作動状態が個々
に正常か異常かを判定する給水加熱喪失判定装置と、こ
の給水加熱喪失判定装置からの判定信号により正常な給
水加熱器での給水温度上昇分を加算して原子炉圧力容器
へ注入される給水の温度を計算する給水温度計算装置
と、給水温度の変化に対する原子炉出力の変化の関係お
よびこの原子炉出力の変化を抑制するための制御棒の制
御方法が記憶された炉心性能計算装置と、この炉心性能
計算装置からの出力信号と前記給水温度計算装置から計
算により求められた給水温度の温度信号とから原子炉出
力の制御割合である選択される制御棒の位置および本数
を計算する出力制御割合計算装置と、この出力制御割合
計算装置からの出力制御信号により制御棒駆動装置を介
して選択された制御棒の挿入を制御する選択制御棒制御
装置とを設けたことを特徴とする原子炉出力制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61239271A JP2507357B2 (ja) | 1986-10-09 | 1986-10-09 | 原子炉出力制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61239271A JP2507357B2 (ja) | 1986-10-09 | 1986-10-09 | 原子炉出力制御装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6395394A JPS6395394A (ja) | 1988-04-26 |
| JP2507357B2 true JP2507357B2 (ja) | 1996-06-12 |
Family
ID=17042273
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61239271A Expired - Lifetime JP2507357B2 (ja) | 1986-10-09 | 1986-10-09 | 原子炉出力制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2507357B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4723963B2 (ja) * | 2005-09-15 | 2011-07-13 | 株式会社東芝 | 炉心冷却材温度測定装置、炉心冷却材温度測定方法および原子炉監視装置 |
| JP4850536B2 (ja) * | 2006-02-27 | 2012-01-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 自然循環型原子炉の出力制御装置及び自然循環型原子炉の出力制御方法 |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5576998A (en) * | 1978-12-05 | 1980-06-10 | Hitachi Ltd | Operation method of reactor |
| JPS60231200A (ja) * | 1984-05-01 | 1985-11-16 | 株式会社日立製作所 | 異常時原子炉出力制御装置 |
-
1986
- 1986-10-09 JP JP61239271A patent/JP2507357B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6395394A (ja) | 1988-04-26 |
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