JP3011451B2 - 沸騰水型原子力プラントの炉出力制御装置 - Google Patents

沸騰水型原子力プラントの炉出力制御装置

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JP3011451B2
JP3011451B2 JP2327563A JP32756390A JP3011451B2 JP 3011451 B2 JP3011451 B2 JP 3011451B2 JP 2327563 A JP2327563 A JP 2327563A JP 32756390 A JP32756390 A JP 32756390A JP 3011451 B2 JP3011451 B2 JP 3011451B2
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Control Of Positive-Displacement Pumps (AREA)

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、沸騰水型原子力プラントの炉出力制御装置
に関する。
(従来の技術) 一般に、沸騰水型原子力プラントでは、炉出力を制御
する手段として、制御棒と再循環ポンプとがある。その
構成は、第4図に示すようになっており、制御棒駆動装
置1により制御棒2の位置を変更したり、あるいは再循
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
炉心4で発生する熱量、すなわち炉出力が変化する。
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
一定にすることで、トータルなバランスを形作ってい
る。
ところで、炉出力の制御特性は、第5図に示すような
特性を有している。すなわち、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、曲線11a,11bに従って
出力が上昇し(ポンプ速度は、曲線11bの方が曲線11aよ
りも高い)、また、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のように出力が上昇する。このうち、後者の方法
は、ポンプ速度を変えるだけで原子炉の出力が変えられ
るので、前者の制御棒を用いて出力を変える方法に比
べ、迅速な出力変更が可能なことが特色である。
一般的な原子力プラントでは、この性質を利用し、給
水ポンプが故障、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、炉水位低下/プラント緊
急停止を回避するために、炉出力がその場合の最大給水
可能流量以下となることを狙って、給水ポンプ容量不足
信号が出た場合には、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)を設けるようにしている。
例えば、55%定格給水流量の給水ポンプが2台設置さ
れている場合、1台がトリップし予備の給水ポンプ(容
量27.5%)の起動に失敗した場合には、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。この例の運転点の移動を、第6
図(a)に示す。なお、この場合の給水ポンプ容量不足
信号は、第6図(b)に示すようなロジックで得られる
が、他のロジックで組まれる場合もある。
(発明が解決しようとする課題) 沸騰水型原子力プラントにおいて、100%定格出力を
得るためには、必ずしも炉心流量を100%にする必要は
なく、制御棒パターンによっては、さらに少ない炉心流
量でも100%定格出力が得られる。
すなわち、第7図を例に採ると、符号31の運転点のみ
ならず、符号32,33,33,34のような運転点でも、100%定
格出力が得られる。
一方、沸騰水型原子炉では、一般的に低速炉心流量/
高炉心出力にするほど、炉心の熱水力安定性が悪くなる
性質がある。そこでより確実な熱水力安定性を有する運
転を行なうため、第7図に示すように、符号39A−39Bで
示す制限ラインを設け、このラインの左上の領域での運
転を制限する場合がある。
このような場合において、従来のようなランバックイ
ンターロックにより、給水ポンプトリップかつ予備機起
動失敗の際に、再循環ポンプ速度を最低速度にランバッ
クさせると、初期運転点が符号32,33,34の場合には、運
転が制限される領域に入ってしまう。
これを避ける方法として、符号31,32,33,34のいずれ
の運転点からでも、ランバック後に運転制限領域に入ら
ないように、再循環ポンプランバック到達速度を高くす
る方法(この場合、ランバック後の運転点は、符号38A
−38Bの線上に留まる)があるが、この方法では、従来
のランバックインターロックによれば、炉水位低下/プ
ラント緊急停止が回避できたのに対し、ランバック後の
再循環ポンプ速度が高いため、炉出力低下幅が十分に得
られず、結局、炉水位低によるプラント緊急停止を避け
ることができないという問題がある。
本発明は、このような点を考慮してなされたもので、
運転制限領域を有するプラントにおいて、ランバック後
の運転点が、前記運転制限領域に入らないようなランバ
ック到達速度の調節を自動的に行ない、かつ可能な限り
ランバックによる炉出力低下幅を確保することで、給水
ポンプ容量不足時の不必要な炉水位低/プラント緊急停
止および運転制限領域での運転を回避することができる
沸騰水型原子力プラントの炉出力制御装置を提供するこ
とを目的とする。
〔発明の構成〕
(課題を解決するための手段) 本発明は、前記目的を達成する手段として、炉心流量
信号および炉出力信号に基づき原子炉運転状態を把握
し、その運転状態における炉心の熱水力安定性を有する
運転を行うための運転制御領域に侵入しない再循環ポン
プのランバック速度を算出する算出回路と、前記原子炉
運転状態における炉心の熱水力安定性を有する運転を行
うため選択制御棒挿入の必要領域を判定し、必要領域内
にあるときには選択制御棒挿入要求信号を出力する選択
制御棒挿入必要領域判定回路と、給水ポンプ容量が不足
したとき、そのランバック速度まで再循環ポンプをラン
バックさせるインターロックと、給水ポンプ容量が不足
したとき、給水ポンプ容量不足信号のホールド信号とし
て出力される再循環ポンプランバック指令信号と、前記
選択制御棒挿入要求信号との論理積により選択制御棒挿
入信号を出力する理論回路と、を具備することを特徴と
する。
(作 用) 本発明に係る沸騰水型原子力プラントの炉出力制御装
置においては、給水ポンプ容量が不足した際に、原子炉
運転状態から、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を算出し、その速度まで急
速にランバックさせる。このため、炉水位低/プラント
緊急停止および運転制限領域での運転を回避することが
可能となる。また、選択制御棒挿入を同時に動作させる
ことにより、給水ポンプ1台のトリップ時においても、
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。
(実施例) 以下、本発明の一実施例を図面を参照して説明する。
第1図は、本発明に係る再循環流量制御装置に一例を
示すもので、図中、符号41は最適ランバック到達速度の
算出回路であり、この算出回路41は、炉心流量信号41a
と炉出力信号41bとから得られる原子炉運転状態(条
件)に基づき、常に最適ランバック到達速度信号41cを
発生し、この最適ランバック到達速度信号41cは、アナ
ログ信号の記憶回路42に入力されるようになっている。
この記憶回路42の出力42aは、入力接点42bが閉じてい
るときには、入力信号42cに一致して変化するととも
に、入力接点42bが開いているときには、開直前の入力
信号42cの値を保持するようになっている。そして、こ
の出力42aは、接点43aを介して再循環ポンプ速度指令44
となるようになっている。
一方、通常時に用いられる再循環ポンプ速度要求信号
45は、第1図に示すように、接点43bを介して再循環ポ
ンプ速度指令44となるようになっている。
すなわち、この再循環ポンプ速度要求信号45と前記記
憶回路42の出力42aとは、接点43a,43bにより切換えられ
て再循環ポンプ速度指令44になるようになっている。
また、前記各接点43a,43b,42bは、再循環ポンプラン
バック指令信号46が成立すると、各々閉、開、閉となる
ようになっている。
この再循環ポンプランバック指令信号46は、第1図に
示すように、給水ポンプ容量不足信号46aのホールド信
号として出力され、リセット指令46bにより解除される
ようになっている。
次に、本実施例の作用について説明する。
算出回路41は、41c=F(41a,41b)の形で予め与えら
れる関数により、最適ランバック到達速度信号41cを算
出する。この関数は、第2図に示すように与えられる。
すなわち、原子炉運転条件が、第2図に示す符号51,5
1a,51bの場合は、最適ランバック到達速度信号41cとし
て、符号56−56′で示されるPLRポンプ等速度曲線のPLR
ポンプ速度値が与えられるように、2変数の関数として
設定される。また原子炉運転条件が、符号52,52a,52bの
場合は、最適ランバック到達速度信号41cとして、符号5
7−57′で示されるPLRポンプ等速度曲線のPLRポンプ速
度値が与えられるように、2変数の関数として設定され
る。さらに、原子炉運転条件が、符号53,53a,53bの場合
は、最適ランバック到達速度信号41cとして、符号58−5
8′で示されるPLRポンプ等速度曲線のPLRポンプ速度値
が与えられるように、2変数の関数として設定される。
なお、符号56−56′のPLRポンプ等速度曲線は、曲線5
1−51a−51bの延長線が運転制限曲線50−50′と交わる
交点51dを通るPLRポンプ等速度曲線であり、また符号57
−57′のPLRポンプ等速度曲線は、曲線52−52a−52bの
延長線が運転制限曲線50−50′と交わる交点52dを通るP
LRポンプ等速度曲線である。さらに、符号58−58′のPL
Rポンプ等速度曲線は、曲線53−53a−53bの延長線が運
転制限曲線50−50′と交る交点53dを通るPLRポンプ等速
度曲線である。
ここで、曲線51−51a−51bは、原子炉運転条件が符号
51にある場合に、PLRポンプ速度を低下させることによ
り変化していく運転点の軌跡であり、曲線52−52a−52
b、53−53a−53b、54−54a−54bも同様である。
また、曲線56−56′,57−57′,58−58′は、PLRポン
プ等速度曲線であり、PLRポンプ速度を一定にして、制
御棒を引き抜き、挿入して炉出力を変化させたときの軌
跡である。
ところで、符号58−58′で示されるPLRポンプ等速度
曲線が、PLRポンプの最低運転速度である場合には、こ
の速度以下にランバックさせることはできないため、運
転点が符号54−54a−54bで示される点にあった場合に
は、最適ランバック到達速度信号41cとしては、符号58
−58′で示されるポンプ速度、すなわち最低速度が与え
られる。
このように、原子炉運転中、給水ポンプが何等かの理
由により停止し、かつ予備機の起動にも失敗した場合に
は、給水ポンプ容量不足信号46aがONし、再循環ポンプ
ランバック指令信号46が出力される。このときのランバ
ックは、給水ポンプ容量不足信号46aがONする直前の原
子炉運転条件から関数により求められた最適ランバック
到達速度信号41cで与えられる速度まで降下する。
そして、その効果は、給水ポンプの容量、台数および
運転制限領域の設定の仕方等により異なるが、以下効果
の一例を第2図を参照して説明する。
給水ポンプについては、55%容量のものが2台設置さ
れている例が多く、このうち1台が停止した場合、ポン
プのQ/H特性により残りの1台で65%程度の給水が可能
である。
したがって、給水ポンプが1台の場合には、炉出力
を、第2図に符号60−60′で示される線よりも下にすれ
ば、給水不足による炉水位低下/プラント緊急停止を回
避することができる。
本実施例に係る再循環流量制御装置を、このようなプ
ラントに適用すると、曲線55−55d−53dよりも下側で運
転しているときに給水ポンプが1台となっても、再循環
ポンプランバックにより曲線60−60′以下の炉出力への
低下が実現され、プラント緊急停止が回避される。
ただし、曲線55−55d−51d−51−55で囲まれた領域で
の運転中に、給水ポンプが1台となると、ランバック後
も出力が曲線60−60′を下廻らず、プラント緊急停止と
なる。
しかしながら、従来のインターロックのままで、なお
かつランバック後に運転制限領域に入らないようにする
と、曲線56−56′で示されるPLR速度へのランバックし
かできなくなり、給水ポンプ1台の停止によりプラント
緊急停止が回避できない領域は、曲線51−52−52d−55d
−51d−51で囲まれた領域となり、範囲が広くなる。
したがって、本実施例により、給水ポンプ1台のトリ
ップ時にプラント緊急停止に至る領域を縮小することが
できる。
なお、前記実施例においては、前述のように、給水ポ
ンプ1台のトリップによりプラント緊急停止を回避する
ことができない運転領域が、未だ存在する。
ところで、沸騰水型原子炉では、再循環ポンプランバ
ックによる炉出力低下方法の他に、選択制御棒挿入(SR
I)により炉出力を低下させる方法もある。
したがって、前記実施例のように、プラント緊急停止
の可能性がある運転領域が存在する場合には、前記実施
例の方法に加え、そのような運転領域にて給水ポンプ容
量の不足する事態に対しては、SRIを同時に動作させる
ことにより、給水ポンプ1台運転時の炉出力を、第2図
に示す曲線60−60′以下とすることが可能となる。
第3図は、このような場合に適用される本発明の他の
実施例を示すもので、図中、符号61はSRI必要領域判定
回路であり、このSRI必要領域判定回路61には、炉心流
量信号41aおよび炉出力信号41bがそれぞれ入力されるよ
うになっている。
このSRI必要領域判定回路61は、前記両信号41a,41bの
入力により、運転領域が第2図に示す曲線55−55d−51d
−51−55の範囲内にあるか否かを判定し、範囲内にある
ときには、SRI要求信号61aを出力するようになってい
る。そして、このSRI要求信号61aと再循環ポンプランバ
ック指令信号46との論理積により、SRI挿入信号62が出
力されるようになっている。
このように、SRIを同時に動作させることにより、給
水ポンプ1台のトリップ時においても、プラント緊急停
止を完全に回避することができる。
〔発明の効果〕
以上説明したように本発明によれば、給水ポンプ容量
不足による原子炉緊急停止回避のための再循環ポンプラ
ンバックを、運転制限領域に入らず、しかも効果的に原
子炉緊急停止を回避できるように行なうことが可能とな
り、原子力プラントの稼働率を向上させることができ
る。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例に係る再循環流量制御装置を
示すブロック図、第2図はその制御特性を示すグラフ、
第3図は本発明の他の実施例を示すブロック図、第4図
は沸騰水型原子炉プラントにおける炉出力制御手段を示
す構成図、第5図は炉出力制御特性の一例を示すグラ
フ、第6図(a)はランバックの一例を示すグラフ、第
6図(b)はこの場合の給水ポンプ容量不足信号のロジ
ックの一例を示す説明図、第7図は運転制限領域とラン
バックとの関係を示すグラフである。 41……算出回路、41a……炉心流量信号、41b……炉出力
信号、41c……最適ランバック到達速度信号、44……再
循環ポンプ速度指令、45……再循環ポンプ速度要求信
号、46……再循環ポンプランバック指令信号、46a……
給水ポンプ容量不足信号。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 平3−148098(JP,A) 特開 平2−170099(JP,A) 特開 昭61−88186(JP,A) 特開 昭60−210796(JP,A) (58)調査した分野(Int.Cl.7,DB名) G21C 7/26 G21D 3/00 - 3/04

Claims (1)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】炉心流量信号および炉出力信号に基づき原
    子炉運転状態を把握し、その運転状態における炉心の熱
    水力安定性を有する運転を行うための運転制御領域に侵
    入しない再循環ポンプのランバック速度を算出する算出
    回路と、 前記原子炉運転状態における炉心の熱水力安定性を有す
    る運転を行うため選択制御棒挿入の必要領域を判定し、
    必要領域内にあるときには選択制御棒挿入要求信号を出
    力する選択制御棒挿入必要領域判定回路と、 給水ポンプ容量が不足したとき、そのランバック速度ま
    で再循環ポンプをランバックさせるインターロックと、 給水ポンプ容量が不足したとき、給水ポンプ容量不足信
    号のホールド信号として出力される再循環ポンプランバ
    ック指令信号と、前記選択制御棒挿入要求信号との論理
    積により選択制御棒挿入信号を出力する理論回路と、 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
    炉出力制御装置。
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CN116185089B (zh) * 2023-03-15 2024-01-12 东莞市苏笛瓦尔科技有限公司 一种自动力循环水监测控制装置

Cited By (1)

* 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

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