JPH0156716B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は沸騰水形原子力発電所における原子炉
出力低下要求を引き起す何らかの故障発生時に、
あらかじめ選択した制御棒を緊急挿入することに
より発電所または原子炉の継続運転を可能とする
原子炉出力制御方法に関する。

一般に、この種の原子力発電所においては、プ
ラント外の電力系統事故発生時に所内単独運転を
継続することを目的として、事故発生と同時に原
子炉再循環ポンプをトリツプさせるとともに、選
択制御棒を緊急挿入（以下SRI（Select Rod
Insertion）と略記する）して原子炉出力を低下
させる。これと同時にタービンバイパス弁を急開
させて原子炉から発生する蒸気を復水器へ逃がす
ことにより、原子炉を停止することなく継続運転
を行なうことができるようにしてある。このSRI
が必要なのは事故発生直後の中性子束のスパイク
（急激なピークの発生）を防ぐ為と、もう一つ大
きい理由は、後述のように主蒸気がバイパスされ
る為給水加熱器への蒸気が確保されず数10秒後に
給水温度が低下することにより炉心に冷たい水が
入り、炉心反応度が増加即ち出力が増加すること
を防止することである。従つて、時間的に異なる
これら二つの現象を防止することが必要となる。
ところが、従来は一定の制御棒挿入量を定め、こ
れを事故発生後、急速に炉心に投入していた。こ
の為、出力をそれほど下げる必要のない数秒から
数十秒の間においては、逆に出力が下りすぎると
いう欠点があつた。即ち、炉内単独運転に必要な
出力が出ない、という不都合が出る場合があつ
た。

本発明はこのような点に鑑み、発電所外事故発
生時（原子炉の負荷遮断時）に急速に所内単独運
転に移行せしめることができるとともに、上記所
内単独運転から上記事故の復旧に伴なう原子炉出
力回復を燃料に熱的な悪影響を及ぼすことなくス
ムーズに行なうことができるようにした原子炉出
力制御方法を提供することを目的とする。

以下、添付図面を参照して本発明の一実施例に
ついて説明する。

第１図において、符号１は原子炉であつて、そ
の原子炉１から発生した蒸気は主蒸気管２を通り
主蒸気加減弁３を介してタービン４に送給され、
タービン４の駆動が行なわれる。上記タービン４
の回転は発電機５に伝えられそこで電気に変換さ
れ、主変圧器６、主しや断器７を介して系統８へ
と送電される。一方、タービン４で仕事を行なつ
た蒸気は復水器９で復水せしめられ、その後原子
炉給水ポンプ１０によつて原子炉１へ還流され
る。また、前記主蒸気管２と復水器９との間に
は、主蒸気加減弁３およびタービン４をバイパス
するとともにバイパス弁１１を有するバイパス導
管１２が接続されており、上記バイパス導管１２
を経た蒸気も前記復水器９で復水せしめられる。

ところで、上述のように構成された沸騰水形原
子力発電所においては、系統８または発電機５に
何らかの故障が発生すると、主しや断器７、主変
圧器６が開き、主変圧器６の開信号が負荷しや断
検出回路１３に送られる。このようにして主変圧
器６の開信号が負荷しや断検出回路１３によつて
検出されると、上記負荷しや断検出回路１３から
負荷しや断信号が発生せしめられ主蒸気加減弁３
が急閉されるとともにバイパス弁１１が急開され
る。しかして、原子炉１からタービン４に送られ
る蒸気は、上記主蒸気加減弁３によつて急速しや
断され、バイパス弁１１を経て復水器９へと送給
される。

一方、主蒸気加減弁３の急閉は主蒸気加減弁急
閉検出装置１４で検出され、上記主蒸気加減弁３
の急閉に応じて原子炉再循環ポンプ１５の駆動モ
ータ１６が急速停止せしめられるとともに、選択
制御棒挿入装置１７が作動せしめられ、一部の選
択された制御棒１８が炉心１９内に緊急挿入さ
れ、原子炉１の出力が低下せしめられる。また、
主蒸気加減弁急閉検出装置１４からの信号は給水
ポンプ制御装置２０に送られ、その給水ポンプ制
御装置２０によつて原子炉給水ポンプ１０の１台
または複数台の停止が行なわれ、（第１図では給
水ポンプ１０の１台だけを図示している。）、原子
炉の所内単独運転への移行が行なわれる。また、
原子炉１の安全性を確保するため、例えば炉内の
水位Ｌが低下して設定値に達すると、水位検出器
２１が作動して水位低信号が発せられ、緊急停止
回路２２が作動せしめられ、すべての制御棒が炉
心１９内に緊急挿入され、原子炉の停止が行なわ
れる。

このように、一般の沸騰水形原子炉では、系統
８または発電機５で故障が発生すると、バイパス
弁１１が急開され、原子炉再循環ポンプ１５が停
止せしめられ、さらに選択制御棒挿入回路１７が
作動し選択された制御棒１８が炉心内に緊急挿入
され原子炉の出力が低下されるとともに、原子炉
再循環ポンプ１５の停止による原子炉の水位の上
昇を所定の給水ポンプ１０の停止で抑制させるこ
とによつて、原子炉の所内単独運転への移向が安
定的に行なわれる。

しかしながら、従来の制御棒挿入は挿入量（本
数）があらかじめ定められていて、それらが同時
にかつ急速に挿入されていた。この為、給水温度
が低下していない数秒〜〜数10秒の間は再循環ポ
ンプ停止により十分、出力が低下しているのに加
え、選択制御棒の負の反応度が投入され、出力が
低下しすぎることがあつた。このように出力が低
下しすぎると、所内単独運転に必要な出力を出せ
ないなどの不都合が生じることになり、好ましく
ない。

従つて本発明では、制御棒を事故発生後、瞬時
に挿入する第１のグループと、数＋秒後に生じる
給水温度の低下による炉心反応度を抑える為の第
２のグループに分けている。即ち、第１のグルー
プの制御棒１８は瞬時に挿入されるのに対し、給
水温度計２７で検出した給水温度がある設定値
（例えば当初の温度より10数度〜数10度低い値）
以下になつた時に初めて選択制御棒の残りの第２
のグループを挿入させる第２の制御棒挿入回路２
８とから構成されている。

また原子炉水位の低下その他の緊急停止検出回
路２６が作動すると緊急停止回路２２が作動し
て、全部の制御棒の炉内への緊急挿入が行なわれ
るようにしてある。

しかして、今系統８または発電機５等が故障
し、主変圧器６等が開かれると、負荷しや断検出
回路１３を介して主蒸気加減弁３が急閉されると
ともにバイパス弁１１が急開され、原子炉１から
の蒸気は復水器９へ放出される。一方、前述のよ
うに主蒸気加減弁３の急閉に応じて原子炉再循環
ポンプ１５が停止し、約30秒後には原子炉１の出
力は50〜60％定格出力まで低下する。さらに上記
主蒸気加減弁３の急閉に対応して、選択制御棒挿
入回路１７が作動し、数秒で制御棒８の一部が緊
急挿入され、約10％定格出力相当分だけさらに原
子炉１の出力は低下せしめられる。このように原
子炉再循環ポンプ１５の停止と選択された制御棒
１８の緊急挿入により、原子炉１の出力は40〜50
％定格出力まで低下し、上記原子炉１で発生した
蒸気はバイパス弁１１を介して復水器９へ放出さ
れ、上記原子炉１は系統８と分離した状態の所内
単独運転状態となる。このとき所定の給水ポンプ
１０の運転停止によつて原子炉再循環ポンプ１５
の停止に伴なう水位Ｌの上昇は抑制され、緊急停
止回路２２が作動することはない。更に給水への
蒸気が確保されないようになるため、第３図に示
すように給水温度が低下する。この低下により、
炉水に冷たい水が入る為、炉心反応度が増加し、
炉心出力は上昇しはじめる。第２図に、一度40〜
50％に低下した原子炉出力が再び上昇しはじめる
様相を示す。この時点において、給水温度計２７
により、給水温度の低下が検出され、第２のグル
ープの選択制御挿入回路２８が作動し、選択され
た制御棒２９が炉心１９に挿入される。これによ
り、炉心出力の再上昇は防止される。なお給水温
度の低下量に応じ、第２のグループを更に分割
し、例えば50℃の低下に対し、数本ずつ挿入する
他の実施例も考えられる。第４図には、制御棒挿
入の時間的経過を示す。また、第２図には、制御
棒挿入の効果により、原子炉の再上昇が防止され
る様相を示す。

以上説明したように、本発明においては電力系
統事故発生時等において原子炉を所内単独運転に
急速に移行させるため炉心内に挿入されるべき選
択制御棒のうち一部が事故直後に直ちに挿入さ
れ、中性子束のスパイクを防止し、燃料の健全性
を確保する。一方、給水温度の低下により、追加
挿入される第２のグループの制御棒が炉心の出力
の再上昇を防止し、また、出力の低下しすぎるこ
ともない。この方法により、原子炉自体の運転停
止を行なうことなく、出力低下した状態での運転
継続をも行なうことができる等の効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

図面は本発明の一実施例を説明するためのもの
であり、第１図は原子炉出力制御装置の概略系統
図、第２図は原子炉出力の推移を示す図、第３図
は給水温度の変化を示す図、第４図は、選択制御
棒の挿入量の推移を示す図である。 １……原子炉、３……主蒸気加減弁、４……タ
ービン、９……復水器、１０……原子炉給水ポン
プ、１１……バイパス弁、１３……負荷しや断検
出回路、１４……主蒸気加減弁急閉検出装置、１
５……原子炉再循環ポンプ、１７……選択制御棒
挿入装置、１８……制御棒、１９……炉心、２０
……給水ポンプ制御装置、２２……緊急停止回
路、２７……給水温度計、２８……選択制御棒追
加挿入回路、２９……制御棒。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉の負荷遮断時に、予め選択された一部
   の制御棒を緊急挿入することによつて原子炉の出
   力を低下せしめる原子炉出力制御方法において、
   緊急挿入されるべく予め選択された第１のグルー
   プの制御棒を主蒸気加減弁急閉信号により緊急挿
   入し、緊急挿入されるべく予め選択された第２の
   グループの制御棒を前記第１のグループの制御棒
   の緊急挿入後に生じる給水温度の低下により緊急
   挿入することを特徴とする原子炉出力制御方法。