JPH0212099A - 加圧水型原子炉の出力復帰能力の決定及び算定方法 - Google Patents
加圧水型原子炉の出力復帰能力の決定及び算定方法Info
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- JPH0212099A JPH0212099A JP1086697A JP8669789A JPH0212099A JP H0212099 A JPH0212099 A JP H0212099A JP 1086697 A JP1086697 A JP 1086697A JP 8669789 A JP8669789 A JP 8669789A JP H0212099 A JPH0212099 A JP H0212099A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/36—Control circuits
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- 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
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は加圧水型原子力発電所の制御、より特定的には
このような発電所の迅速な出力復帰能力の測定及び算定
に係る0本発明はより厳密には、発電所が中間出力レベ
ルにあるとき、発電所を定格出力に迅速に復帰させるの
に十分なレベルにf:It持するように制御棒を;*m
することにより得られる反応度の算定に係る。
このような発電所の迅速な出力復帰能力の測定及び算定
に係る0本発明はより厳密には、発電所が中間出力レベ
ルにあるとき、発電所を定格出力に迅速に復帰させるの
に十分なレベルにf:It持するように制御棒を;*m
することにより得られる反応度の算定に係る。
加圧水型原子力発電所は周知である。要約すると、該発
電所は核分裂物質を含む燃料棒がら形成される燃料集合
体を容器内に収容する原子炉を備えており、燃料集合体
のいくつかに、中性子吸収材i1を含む可動制御棒が挿
入されている。燃料集合体の制御棒は相互に組み合わせ
て制御され、制御クラスターを形成する。燃料集合体は
、夫々一次ポンプ及び蒸気発生器を含む複数の一次ルー
プを有する一次回路内を流れる加圧水に浸漬される。
電所は核分裂物質を含む燃料棒がら形成される燃料集合
体を容器内に収容する原子炉を備えており、燃料集合体
のいくつかに、中性子吸収材i1を含む可動制御棒が挿
入されている。燃料集合体の制御棒は相互に組み合わせ
て制御され、制御クラスターを形成する。燃料集合体は
、夫々一次ポンプ及び蒸気発生器を含む複数の一次ルー
プを有する一次回路内を流れる加圧水に浸漬される。
これらのループのひとつは更に、原子炉内の水圧を維持
する加圧器を備えている。加圧水は減速及び熱伝達流体
として機能する。更に加圧水には、制御クラスターと同
様に原子炉の運転を制御するように機能する中性子吸収
材料であるホウ素が溶解している。
する加圧器を備えている。加圧水は減速及び熱伝達流体
として機能する。更に加圧水には、制御クラスターと同
様に原子炉の運転を制御するように機能する中性子吸収
材料であるホウ素が溶解している。
蒸気発生器は、主に交流光Thnを駆動するi−ビン、
復水器及びポンプから構成される二次回路に蒸気を供給
する。
復水器及びポンプから構成される二次回路に蒸気を供給
する。
反応度は原子炉の炉心における運須反応の進行の尺度で
ある。この連銀反応において、重い核原子の分裂により
発生し、一次回路の加圧水である減速材により減速され
、制御棒及び溶解したホウ素により多かれ少なかれ吸収
された中性子は、新たな核分裂を生じる。1つの発生か
ら次の発生までの核分裂の数の倍率である因数には、−
mに1に等しい、この因数は一時的に1より大きくなり
得る。にと1の正の偏差を反応度と呼称する。この(身
長はpc糟(100,000分の1部)で表される0反
応度がゼロ以外の値のとき、3[反応は増加する傾向が
ある。それ以外の場合、因数には1未満であり得、反応
度は負であり、これを負の反応度と呼称する。
ある。この連銀反応において、重い核原子の分裂により
発生し、一次回路の加圧水である減速材により減速され
、制御棒及び溶解したホウ素により多かれ少なかれ吸収
された中性子は、新たな核分裂を生じる。1つの発生か
ら次の発生までの核分裂の数の倍率である因数には、−
mに1に等しい、この因数は一時的に1より大きくなり
得る。にと1の正の偏差を反応度と呼称する。この(身
長はpc糟(100,000分の1部)で表される0反
応度がゼロ以外の値のとき、3[反応は増加する傾向が
ある。それ以外の場合、因数には1未満であり得、反応
度は負であり、これを負の反応度と呼称する。
この場合、反応は抑制される傾向がある。
原子炉の出力は反応度を調節することにより、実際には
制御棒の位置及び/又はホウ素の濃度を調節することに
より調整される。出力を増加するためには反応度を正に
する0反応は増加する。原子炉内の温度は上昇し、一次
回路の水の密度は減少する。水の減速効果は減少し、負
の反応度の付加分と等しくなり、最終的に反応度は均衡
する。
制御棒の位置及び/又はホウ素の濃度を調節することに
より調整される。出力を増加するためには反応度を正に
する0反応は増加する。原子炉内の温度は上昇し、一次
回路の水の密度は減少する。水の減速効果は減少し、負
の反応度の付加分と等しくなり、最終的に反応度は均衡
する。
こうして原子炉は高い出力レベルに安定化される。
出力を低下させるためには逆の操作を行う。
このようにして原子炉は、−mに発電所が結合されてい
る送電網の電力の需要に応じるように必要な熱出力を供
給することができる。
る送電網の電力の需要に応じるように必要な熱出力を供
給することができる。
原子炉を$制御するために制御棒を調節する方法をとる
かホウ素のレベルを調節する方法をとるか検討するにあ
たってまず第1に溜息すべき点として、制御棒の操作は
すぐに効果があるが、溶解したホウ素の調節による効果
は比較的遅い。
かホウ素のレベルを調節する方法をとるか検討するにあ
たってまず第1に溜息すべき点として、制御棒の操作は
すぐに効果があるが、溶解したホウ素の調節による効果
は比較的遅い。
更に、溶解したホウ素の濃度を増加するためには、ホウ
酸を蓄積及び注入するための手段が必要であり、一方、
該濃度を減少させるためには希釈手段、特に流出物を処
理及び蓄積するための手段が必要であり、このような手
段は溶解したホウ素による作用に依存する頻度及び時間
が増すにつれて大形で且つ高価になる。
酸を蓄積及び注入するための手段が必要であり、一方、
該濃度を減少させるためには希釈手段、特に流出物を処
理及び蓄積するための手段が必要であり、このような手
段は溶解したホウ素による作用に依存する頻度及び時間
が増すにつれて大形で且つ高価になる。
従って、原子炉の運転の反応度に及ぼず長期的効果、即
ち主にキセノン効果及び燃T、1の老化を修正する目的
のみに、溶解したホウ素を使用する傾向がある。
ち主にキセノン効果及び燃T、1の老化を修正する目的
のみに、溶解したホウ素を使用する傾向がある。
このように、送電網の需要に応じるように原子炉により
供給される熱出力を制御するには、制御棒を使用するこ
とが好ましい、しかしながら、制御棒を挿入すると、原
子炉内に発生される出力の軸方向分布に悪i?J II
Fがある。原子炉の炉心に温度差が生じ、最高温度の箇
所における燃料の消耗が加速され、キセノンが局所的に
発生し、これらの要因は原子炉の制御手順に限定的な影
響があり、溶解したホウ素のレベルの操作が相関的に必
要になる。
供給される熱出力を制御するには、制御棒を使用するこ
とが好ましい、しかしながら、制御棒を挿入すると、原
子炉内に発生される出力の軸方向分布に悪i?J II
Fがある。原子炉の炉心に温度差が生じ、最高温度の箇
所における燃料の消耗が加速され、キセノンが局所的に
発生し、これらの要因は原子炉の制御手順に限定的な影
響があり、溶解したホウ素のレベルの操作が相関的に必
要になる。
ところて′、電力全発電量に占める原子力発電の比率の
増加にf1′−い、元々はぼ一定の発電レベルを有する
基底負荷発電所として使用されている原子力発電所を、
負荷に応じて日々の曲線に合致する発電レベルで使用す
るが、あるいは遠隔制御による制御方式で使用すること
が必要になっているが、発電レベルは任意の曲線に一致
するので制御操作が増加し、上記のような好ましくない
結果をもたらす、そこで、制御棒による制御方法であり
ながら、軸方向出力分布の歪みが小さくその有害な効果
が制限されるような方法が求められている。
増加にf1′−い、元々はぼ一定の発電レベルを有する
基底負荷発電所として使用されている原子力発電所を、
負荷に応じて日々の曲線に合致する発電レベルで使用す
るが、あるいは遠隔制御による制御方式で使用すること
が必要になっているが、発電レベルは任意の曲線に一致
するので制御操作が増加し、上記のような好ましくない
結果をもたらす、そこで、制御棒による制御方法であり
ながら、軸方向出力分布の歪みが小さくその有害な効果
が制限されるような方法が求められている。
一方、送電網の需要に応じるためには、発電所が中間出
力で運転しているときに迅速に出力復帰する能力を有す
ることが必要である。この能力は、中間出力で制御棒群
が十分に挿入されている場合にしか確保され得ない。
力で運転しているときに迅速に出力復帰する能力を有す
ることが必要である。この能力は、中間出力で制御棒群
が十分に挿入されている場合にしか確保され得ない。
ちなみに仏国特許第2395572号は、出力変化によ
る反応度効果を制御するために、原子炉の炉心の平均温
度と必要な出力レベルの関数である参照温度との間に常
に存在する差に応じて非常に吸収性の高いクラスターか
ら形成される群Rを移動させると共に、少なくとも1個
が原子炉の出力を変化させるように小さい負の反応度を
有する吸収材料クラスターから形成される複数の群を、
タービンに必要な出力のみに応じて移動させるような原
子炉の運転方法を記載しており、溶解したホウ素の濃度
の操作は、長期的な反応度効果の修正に加えて群Rを所
定の範囲に維持する役割を果たす。
る反応度効果を制御するために、原子炉の炉心の平均温
度と必要な出力レベルの関数である参照温度との間に常
に存在する差に応じて非常に吸収性の高いクラスターか
ら形成される群Rを移動させると共に、少なくとも1個
が原子炉の出力を変化させるように小さい負の反応度を
有する吸収材料クラスターから形成される複数の群を、
タービンに必要な出力のみに応じて移動させるような原
子炉の運転方法を記載しており、溶解したホウ素の濃度
の操作は、長期的な反応度効果の修正に加えて群Rを所
定の範囲に維持する役割を果たす。
仏国特許第2395572号の制御方法では、迅速な出
力復帰が必要になった場合、タービンに必要な出力によ
り規定される位置を有する第1の制御棒集合体をi作す
ることにより対処される。
力復帰が必要になった場合、タービンに必要な出力によ
り規定される位置を有する第1の制御棒集合体をi作す
ることにより対処される。
より最近の文献である仏国特許第2493582号は、
2軸方向出力分布の変動が常に制限されるように原子炉
の炉心で複数の制御棒群を相互に組み合わせて移動させ
ることにより原子炉を制御するための方法を記載してお
り、従って、溶解したホウ素には依存Cず、ホウ素の濃
度はキセノン発生効果及び燃料棒の老化の効果を補償す
るためのみにyJ箇される。
2軸方向出力分布の変動が常に制限されるように原子炉
の炉心で複数の制御棒群を相互に組み合わせて移動させ
ることにより原子炉を制御するための方法を記載してお
り、従って、溶解したホウ素には依存Cず、ホウ素の濃
度はキセノン発生効果及び燃料棒の老化の効果を補償す
るためのみにyJ箇される。
仏国特許第2493582号のこの制御方法では、出力
制御群と温度調節群Rとの区別はなくなる。出力制御群
の位置は複雑なプログラムに従って絶えず可変である。
制御群と温度調節群Rとの区別はなくなる。出力制御群
の位置は複雑なプログラムに従って絶えず可変である。
仏国特許第2493582号の制御方法によると、迅速
な出力復帰の必要はその代わりに、炉心に存在する制御
棒を引くことにより付加され得る反応度が所望の出力復
帰を可能にするに十分である範囲でしか満足されない、
この利用可能な反応度を制御すると、例えば炉心中のボ
ウ酸濃度を繰作することによりキセノンによる炉心の汚
染のレベルが増加するとき、平均温度の調節の作用下で
制御棒を引き抜かずに済む。
な出力復帰の必要はその代わりに、炉心に存在する制御
棒を引くことにより付加され得る反応度が所望の出力復
帰を可能にするに十分である範囲でしか満足されない、
この利用可能な反応度を制御すると、例えば炉心中のボ
ウ酸濃度を繰作することによりキセノンによる炉心の汚
染のレベルが増加するとき、平均温度の調節の作用下で
制御棒を引き抜かずに済む。
従って本発明の目的は、二次的であると見なされる制御
方法、より一最的にはあらゆる制御方法に適する、加圧
木型原子炉における迅速な出力復帰能力を決定するため
の方法を提供することである。
方法、より一最的にはあらゆる制御方法に適する、加圧
木型原子炉における迅速な出力復帰能力を決定するため
の方法を提供することである。
本発明に従って加圧水型原子炉の迅速な出力復帰能力を
決定及び算定する方法は、−i式:%式% (式中、Pr1pは制御棒を操作することにより得られ
る最大回復出力であり、Prelは炉心により供給され
る相対出力であり、炉心により発生される中性子束のイ
ンライン測定により決定され、APは原子炉の炉心の制
御棒の集合体が肌察挿入位置から最小挿入位置まで移動
するとき、該集合体の潜在反応度に由来する付加出力で
あり、APは式:を適用することにより計算され、ここ
でEGは測定される軸方向出力分布及び予め規定された
炉心の消耗を考慮することにより、出力調整クラスター
のa!q定位置に由来する負の反応度であり、FPは原
子炉の炉心における水の密度分布の歪みにより生じる、
実際の出力即ち測定出力での誤差の反応度効果に対応す
る第1の補正項であり、測定される軸方向出力歪みの二
次関数として表され、FTは測定baである炉心の平均
温度と、予め設定された値である参照温度との偏差の反
応度効果に対応する第2の補正項であり、EGlは温度
を制御することができるように炉心に部分的に挿入され
た制御n棒を高出力に維持することが必要であるという
事実を考慮するための目盛定数であり、APは反応度の
項として計算された効果を出力変化に翻訳するための項
である)を適用することにより回復出力を計算すること
から成る。
決定及び算定する方法は、−i式:%式% (式中、Pr1pは制御棒を操作することにより得られ
る最大回復出力であり、Prelは炉心により供給され
る相対出力であり、炉心により発生される中性子束のイ
ンライン測定により決定され、APは原子炉の炉心の制
御棒の集合体が肌察挿入位置から最小挿入位置まで移動
するとき、該集合体の潜在反応度に由来する付加出力で
あり、APは式:を適用することにより計算され、ここ
でEGは測定される軸方向出力分布及び予め規定された
炉心の消耗を考慮することにより、出力調整クラスター
のa!q定位置に由来する負の反応度であり、FPは原
子炉の炉心における水の密度分布の歪みにより生じる、
実際の出力即ち測定出力での誤差の反応度効果に対応す
る第1の補正項であり、測定される軸方向出力歪みの二
次関数として表され、FTは測定baである炉心の平均
温度と、予め設定された値である参照温度との偏差の反
応度効果に対応する第2の補正項であり、EGlは温度
を制御することができるように炉心に部分的に挿入され
た制御n棒を高出力に維持することが必要であるという
事実を考慮するための目盛定数であり、APは反応度の
項として計算された効果を出力変化に翻訳するための項
である)を適用することにより回復出力を計算すること
から成る。
更に本発明によると、第1の補正項FPは、原子炉の炉
心における水の密度分布の歪みにより生じる、実際の出
力即ち測定出力での偏差の反応度効果に対応し、式: %式%) (式中、p3、p4及びp5は一定の寸法決定係数であ
る)で表される、測定される軸方向出力歪みの二次関数
である。
心における水の密度分布の歪みにより生じる、実際の出
力即ち測定出力での偏差の反応度効果に対応し、式: %式%) (式中、p3、p4及びp5は一定の寸法決定係数であ
る)で表される、測定される軸方向出力歪みの二次関数
である。
更に本発明によると、第2の補正項FTは測定値である
炉心の平均温度と、予め設定された値である参照温度と
の曙差の反応度効果に対応し、式:%式%) (式中、p6は一定の係数であり、T+*oyは炉心の
入口及び出口で一次回路の温度から得られる原子炉の炉
心の平均温度である)で表される。
炉心の平均温度と、予め設定された値である参照温度と
の曙差の反応度効果に対応し、式:%式%) (式中、p6は一定の係数であり、T+*oyは炉心の
入口及び出口で一次回路の温度から得られる原子炉の炉
心の平均温度である)で表される。
本発明は、一次回路内の溶解したホウ素のレベルを修正
することから成る補正ti作を行うために回復出力を使
用するにも及ぶ。
することから成る補正ti作を行うために回復出力を使
用するにも及ぶ。
以下、添付図面を参考に本発明の具体例に関して本発明
の種々の目的及び特徴をより詳細に説明する。
の種々の目的及び特徴をより詳細に説明する。
図中、加圧水型原子炉の炉心1は一次回路4内で蒸気発
生器2に連結されている。加圧水の移動は次ポンプ3に
より推進される。加圧器5は一次回路内の水の体積及び
圧力を維持する。これらの各種の要素は囲障10内に配
置されており、蒸気発生2n12に連結された二次回路
12の管が囲障を貫通している。この二次回路12は交
流発?l:t1114を駆動するタービン13、復水器
15及び二次ポンプ16をを備えている。弁19及び2
0は、交流発Thtllの駆動を中断しなければならな
い場合に二次回路を維持するようにタービン13をバイ
パスさせることが可能である。
生器2に連結されている。加圧水の移動は次ポンプ3に
より推進される。加圧器5は一次回路内の水の体積及び
圧力を維持する。これらの各種の要素は囲障10内に配
置されており、蒸気発生2n12に連結された二次回路
12の管が囲障を貫通している。この二次回路12は交
流発?l:t1114を駆動するタービン13、復水器
15及び二次ポンプ16をを備えている。弁19及び2
0は、交流発Thtllの駆動を中断しなければならな
い場合に二次回路を維持するようにタービン13をバイ
パスさせることが可能である。
上記のように、原子炉の炉心は核分1質を含む燃料棒か
ら形成される燃料集合体を容器内に収容しており、いく
つかの燃料集合体には中性子吸収材料を含む可動制御棒
2Gが挿入されている。燃i;+ i合体の制御棒は相
互に組み合わせて制御され。
ら形成される燃料集合体を容器内に収容しており、いく
つかの燃料集合体には中性子吸収材料を含む可動制御棒
2Gが挿入されている。燃i;+ i合体の制御棒は相
互に組み合わせて制御され。
制御クラスターを形成する。燃料集合体は一次回路4内
を流れる加圧水に浸漬され、該一次回路は実際に複数の
一次ループを有しており、そのうちの1個(図面のルー
プ)のみが加圧器5念3んでいる。
を流れる加圧水に浸漬され、該一次回路は実際に複数の
一次ループを有しており、そのうちの1個(図面のルー
プ)のみが加圧器5念3んでいる。
加圧水は減速及び熱伝達流体として機1jとする。更に
加圧水には、制御クラスターと同様に原子炉の運転を制
御するようにi能する中性子吸収材であるホウ素が溶解
している。
加圧水には、制御クラスターと同様に原子炉の運転を制
御するようにi能する中性子吸収材であるホウ素が溶解
している。
ホウ素をホウ酸の形態で一次回銘4に注入するための回
路は図示していない。
路は図示していない。
図面は更に、種々の水準で中性子束を測定するために容
器の外側で原子炉の近傍に配置された電離箱01〜C6
を示している。実際に、これらの検出2=は1水準につ
き4個の別々の検出器から構成されており、これらの検
出2詩の出力信号は、夫々対応する水準で原子炉により
発生される瞬間出力を表す13号を供給するように結合
される。
器の外側で原子炉の近傍に配置された電離箱01〜C6
を示している。実際に、これらの検出2=は1水準につ
き4個の別々の検出器から構成されており、これらの検
出2詩の出力信号は、夫々対応する水準で原子炉により
発生される瞬間出力を表す13号を供給するように結合
される。
一方、一次回路の種々の箇所の温度、制御棒の挿入深さ
、一次回路内の加圧水のホウ素含有量等のような各種の
変数を測定及び決定するための装置については図示しな
かった。
、一次回路内の加圧水のホウ素含有量等のような各種の
変数を測定及び決定するための装置については図示しな
かった。
最渣に、周知のように原子炉の炉心の状態は、原子炉を
所与の運転条f′11下に置き、特定の測定を行うこと
により周期的に再規定され、これらのうりで所定の測定
は、この際に炉心に導入した10−ブを用いて行われる
。
所与の運転条f′11下に置き、特定の測定を行うこと
により周期的に再規定され、これらのうりで所定の測定
は、この際に炉心に導入した10−ブを用いて行われる
。
運転中、原子炉の実際の出力Prelは公称出力、即ち
原子炉の正常運転で予想される最大出力(制御棒の挿入
度が最小)のフラクションとして表される。実際の出力
は例えば、検出器C1〜C6により表示される中性子束
から測定される。軸方向出力歪み、即ち実際の出力分布
の非対称性を表す直も同様に、これらの検出器の出力信
号から導かれる。
原子炉の正常運転で予想される最大出力(制御棒の挿入
度が最小)のフラクションとして表される。実際の出力
は例えば、検出器C1〜C6により表示される中性子束
から測定される。軸方向出力歪み、即ち実際の出力分布
の非対称性を表す直も同様に、これらの検出器の出力信
号から導かれる。
制御棒の位置は、クラスターの挿入ピッチを示すカウン
タにより直接表示される。9rrA温度Trefは原子
炉に必要な出力の関数として規定される。炉心の平均温
度Tmoyは、原子炉内への加圧水の入口及び出口にお
いて゛−一次路で測定された温度から導かれる。
タにより直接表示される。9rrA温度Trefは原子
炉に必要な出力の関数として規定される。炉心の平均温
度Tmoyは、原子炉内への加圧水の入口及び出口にお
いて゛−一次路で測定された温度から導かれる。
本発明は、このような原子炉の迅速な出力復帰能力を決
定及び算定する方法に係る。
定及び算定する方法に係る。
本発明によると、加圧木型原子炉の迅速な出力復帰能力
は、一般式: %式% (式中、Pr1pは制御棒を操作することにより得られ
る最大回復出力であり、Prelは炉心により供給され
る相対出力であり、炉心により発生される中性子束のイ
ンライン測定により決定され、ΔPは原子炉の炉心の制
御棒の集合体が設察挿入位にから最小挿入位置まで移動
するとき、該集合体の潜在反応度に由来する付加出力で
あり、ΔPは式:を適用することにより計算され、ここ
でEGは測定される軸方向出力分布及び予め規定された
炉心の消耗を考慮することにより、出力調整クラスター
の測定位置に由来する負の反応度であり、FPは原子炉
の炉心における水の密度分布の歪みにより生じる、実際
の出力即ち測定出力での誤差の反応度効果に対応する第
1の補正項であり、測定される軸方向出力歪みの二次関
数として表され、FTは測定値である炉心の平均温度と
、予め設定された値である参照温度との偏差の反応度効
果に対応する第2の補正項であり、EGIは温度を制御
することができるように炉心に部分的に挿入された制御
棒を高出力に維持することが必要であるという事実を考
慮するための目盛定数であり、^Pは反応度の項として
計算された効果を出力変化に翻訳するための項である)
を適用することにより回復出力を計算することにより算
定される。
は、一般式: %式% (式中、Pr1pは制御棒を操作することにより得られ
る最大回復出力であり、Prelは炉心により供給され
る相対出力であり、炉心により発生される中性子束のイ
ンライン測定により決定され、ΔPは原子炉の炉心の制
御棒の集合体が設察挿入位にから最小挿入位置まで移動
するとき、該集合体の潜在反応度に由来する付加出力で
あり、ΔPは式:を適用することにより計算され、ここ
でEGは測定される軸方向出力分布及び予め規定された
炉心の消耗を考慮することにより、出力調整クラスター
の測定位置に由来する負の反応度であり、FPは原子炉
の炉心における水の密度分布の歪みにより生じる、実際
の出力即ち測定出力での誤差の反応度効果に対応する第
1の補正項であり、測定される軸方向出力歪みの二次関
数として表され、FTは測定値である炉心の平均温度と
、予め設定された値である参照温度との偏差の反応度効
果に対応する第2の補正項であり、EGIは温度を制御
することができるように炉心に部分的に挿入された制御
棒を高出力に維持することが必要であるという事実を考
慮するための目盛定数であり、^Pは反応度の項として
計算された効果を出力変化に翻訳するための項である)
を適用することにより回復出力を計算することにより算
定される。
本発明の一具体例によると、項ECは行列表記による次
式: (式中、[I’refl及び[r’r]は軸方向出力分
布を表すベクトルであり、[r’rer]は炉心の軸方
向消耗を表すように参照横道で周期的に再規定され、[
P「]は中中性子検出器により行われるインライン測定
から導かれる)を適用することにより得られる。
式: (式中、[I’refl及び[r’r]は軸方向出力分
布を表すベクトルであり、[r’rer]は炉心の軸方
向消耗を表すように参照横道で周期的に再規定され、[
P「]は中中性子検出器により行われるインライン測定
から導かれる)を適用することにより得られる。
[Prefl及び[Prlは次の型の式:%式%[]
(式中、[P]は軸方向出力分布であり、[T]は測定
システムの伝達行列であり、[S]は検出器の恐度行列
であり、[I]は中性子検出器の出力を表す)を適用す
ることにより決定される。
システムの伝達行列であり、[S]は検出器の恐度行列
であり、[I]は中性子検出器の出力を表す)を適用す
ることにより決定される。
項[Δ]は、出力制御クラスターにより付加される負の
反応度をkず対角行列であり、出力制御Jyaと同数の
項の和、即ち [^]=Ct[C,] であり、CIは予め決定又は予め測定された群の全体の
効率であり、 [[+]は挿入ピッチカウンタにより大
i;される制御群の位置により直接Ju定される項を有
する位置行列である。
反応度をkず対角行列であり、出力制御Jyaと同数の
項の和、即ち [^]=Ct[C,] であり、CIは予め決定又は予め測定された群の全体の
効率であり、 [[+]は挿入ピッチカウンタにより大
i;される制御群の位置により直接Ju定される項を有
する位置行列である。
第1の補正項FPは、原子炉の炉心における水の密度分
布の歪みにより生じる、実際の出力即ち測定出力での偏
差の反応度効果に対応し、式:%式%) (式中、p3. p4及びp5は一定の寸法決定係数で
ある)で表される、測定される軸方向出力歪みの二次関
数である。
布の歪みにより生じる、実際の出力即ち測定出力での偏
差の反応度効果に対応し、式:%式%) (式中、p3. p4及びp5は一定の寸法決定係数で
ある)で表される、測定される軸方向出力歪みの二次関
数である。
第2の補正項FTは、測定値である炉心の平均温度と、
予め設定された値である参照温度との偏差の反応度効果
に対応し、式: %式%) (式中、p6は別の一定の係数であり、Tmayは炉心
の入口及び出口で一次回路の温度から得られる原子炉の
炉心の平均温度である)で表される。
予め設定された値である参照温度との偏差の反応度効果
に対応し、式: %式%) (式中、p6は別の一定の係数であり、Tmayは炉心
の入口及び出口で一次回路の温度から得られる原子炉の
炉心の平均温度である)で表される。
これらの補正後、制御棒の潜在反応度は、項EGlが単
独の目盛定数となり得るように高精度に決定される。
独の目盛定数となり得るように高精度に決定される。
更に本発明によると、一次回路内のホウ累のレベルを上
昇させることから成る補正操作をあらゆる手段により開
始し、これに対応して制+29棒を下げ、その結果とし
て迅速な出力復帰能力を増加させるために、こうして決
定及び算定された迅速な出力復帰能力を利用することが
できる。
昇させることから成る補正操作をあらゆる手段により開
始し、これに対応して制+29棒を下げ、その結果とし
て迅速な出力復帰能力を増加させるために、こうして決
定及び算定された迅速な出力復帰能力を利用することが
できる。
自明のことであるが、以上の説明は非限定的な例示とし
て与えたものに過ぎず、発明の範囲及び趣旨を通説する
ことなく多数の変形を予想することができる。
て与えたものに過ぎず、発明の範囲及び趣旨を通説する
ことなく多数の変形を予想することができる。
図面は加圧水を発電所の概略図である。
1・・・・・・炉心、2・・・・・・蒸気発生器、3・
・・・・・一次ポンプ、4・・・・・・一次回路、5・
・・・・・加圧器、1o・・・・・・囲障、12・・・
・・・二次回路、13・・・・・・タービン、14・・
・・・・交流発電機、15・・・・・・復水器、1G・
・・・・・二次ポンプ、19.20・・・・・・弁、2
0・・・・・・制御棒。
・・・・・一次ポンプ、4・・・・・・一次回路、5・
・・・・・加圧器、1o・・・・・・囲障、12・・・
・・・二次回路、13・・・・・・タービン、14・・
・・・・交流発電機、15・・・・・・復水器、1G・
・・・・・二次ポンプ、19.20・・・・・・弁、2
0・・・・・・制御棒。
Claims (4)
- (1)加圧水型原子炉の迅速な出力復帰能力を決定及び
算定する方法であって、一般式:Prip=Prel+
ΔP (式中、Pripは制御棒を操作することにより得られ
る最大回復出力であり、Prelは炉心により供給され
る相対出力であり、炉心により発生される中性子束のイ
ンライン測定により決定され、ΔPは原子炉の炉心の制
御棒の集合体が観察挿入位置から最小挿入位置まで移動
するとき、該集合体の潜在反応度に由来する付加出力で
あり、ΔPは式:ΔP=(−EG−FP−FT+EG1
/AP)を適用することにより計算され、ここでEGは
測定される軸方向出力分布及び予め規定された炉心の消
耗を考慮することにより、出力調整クラスターの測定位
置に由来する負の反応度であり、FPは原子炉の炉心に
おける水の密度分布の歪みにより生じる、実際の出力即
ち測定出力での誤差の反応度効果に対応する第1の補正
項であり、測定される軸方向出力歪みの二次関数として
表され、FTは測定値である炉心の平均温度と、予め設
定された値である参照温度との偏差の反応度効果に対応
する第2の補正項であり、EG1は温度を制御すること
ができるように炉心に部分的に挿入された制御棒を高出
力に維持することが必要であるという事実を考慮するた
めの目盛定数であり、APは反応度の項として計算され
た効果を出力変化に翻訳するための項である)を適用す
ることにより回復出力を計算することから成ることを特
徴とする方法。 - (2)第1の補正項FPが、原子炉の炉心における水の
密度分布の歪みにより生じる、実際の出力即ち測定出力
での偏差の反応度効果に対応し、式:FP=Prel(
p3+p4.Ao+p5.Ao^2)(式中、p3、p
4及びp5は一定の寸法決定係数である)で表される、
測定される軸方向出力歪みの二次関数であることを特徴
とする請求項1に記載の方法。 - (3)第2の補正項FTが、測定値である炉心の平均温
度と、予め設定された値である参照温度との偏差の反応
度効果に対応し、式: ET=p6(Tmoy−Tref) (式中、p6は一定の係数であり、Tmoyは炉心の入
口及び出口で一次回路の温度から得られる原子炉の炉心
の平均温度である)で表されることを特徴とする請求項
1に記載の方法。 - (4)一次回路内の溶解したホウ素のレベルを修正する
ことから成る補正操作を行うために回復出力を使用する
ことを特徴とする請求項1から3のいずれか一項に記載
の方法。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR8804440 | 1988-04-05 | ||
FR8804440A FR2629624B1 (fr) | 1988-04-05 | 1988-04-05 | Procede de determination et d'evaluation de la capacite de retour en puissance d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH0212099A true JPH0212099A (ja) | 1990-01-17 |
Family
ID=9364941
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP1086697A Pending JPH0212099A (ja) | 1988-04-05 | 1989-04-05 | 加圧水型原子炉の出力復帰能力の決定及び算定方法 |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5039473A (ja) |
EP (1) | EP0336338B1 (ja) |
JP (1) | JPH0212099A (ja) |
KR (1) | KR0130203B1 (ja) |
CA (1) | CA1301375C (ja) |
DE (1) | DE68905057T2 (ja) |
ES (1) | ES2054915T3 (ja) |
FR (1) | FR2629624B1 (ja) |
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US9980024B2 (en) | 2011-02-25 | 2018-05-22 | Rohm Co., Ltd. | Hearing system and finger ring for the hearing system |
US10013862B2 (en) | 2014-08-20 | 2018-07-03 | Rohm Co., Ltd. | Watching system, watching detection device, and watching notification device |
US10075574B2 (en) | 2013-08-23 | 2018-09-11 | Rohm Co., Ltd. | Mobile telephone |
US10079925B2 (en) | 2012-01-20 | 2018-09-18 | Rohm Co., Ltd. | Mobile telephone |
US10103766B2 (en) | 2013-10-24 | 2018-10-16 | Rohm Co., Ltd. | Wristband-type handset and wristband-type alerting device |
US10158947B2 (en) | 2012-01-20 | 2018-12-18 | Rohm Co., Ltd. | Mobile telephone utilizing cartilage conduction |
US10356231B2 (en) | 2014-12-18 | 2019-07-16 | Finewell Co., Ltd. | Cartilage conduction hearing device using an electromagnetic vibration unit, and electromagnetic vibration unit |
US10778824B2 (en) | 2016-01-19 | 2020-09-15 | Finewell Co., Ltd. | Pen-type handset |
US10779075B2 (en) | 2010-12-27 | 2020-09-15 | Finewell Co., Ltd. | Incoming/outgoing-talk unit and incoming-talk unit |
US10795321B2 (en) | 2015-09-16 | 2020-10-06 | Finewell Co., Ltd. | Wrist watch with hearing function |
US10967521B2 (en) | 2015-07-15 | 2021-04-06 | Finewell Co., Ltd. | Robot and robot system |
US11526033B2 (en) | 2018-09-28 | 2022-12-13 | Finewell Co., Ltd. | Hearing device |
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---|---|---|---|---|
FR2901401A1 (fr) | 2006-05-22 | 2007-11-23 | Areva Np Sas | Methode de regulation de parametres de fonctionnement du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
DE102008000029A1 (de) | 2008-01-10 | 2009-07-16 | Lanxess Deutschland Gmbh | Geschirrreinigungsmittel |
KR101146950B1 (ko) * | 2010-10-15 | 2012-05-23 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자로 붕소농도 자동제어장치 |
US11227697B2 (en) * | 2018-10-29 | 2022-01-18 | Framatome Inc. | Self-powered in-core detector arrangement for measuring flux in a nuclear reactor core |
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US4075059A (en) * | 1976-04-28 | 1978-02-21 | Combustion Engineering, Inc. | Reactor power reduction system and method |
US4222822A (en) * | 1977-01-19 | 1980-09-16 | Westinghouse Electric Corp. | Method for operating a nuclear reactor to accommodate load follow while maintaining a substantially constant axial power distribution |
US4187144A (en) * | 1977-05-23 | 1980-02-05 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor power supply |
FR2395572A1 (fr) * | 1977-06-23 | 1979-01-19 | Framatome Sa | Procede de controle des effets de reactivite dus aux variations de puissance dans les reacteurs nucleaires a eau pressurisee |
FR2438320A1 (fr) * | 1978-10-05 | 1980-04-30 | Framatome Sa | Procede de conduite d'un reacteur nucleaire refroidi a l'eau legere |
FR2493582A1 (fr) * | 1980-11-03 | 1982-05-07 | Framatome Sa | Procede de conduite d'un reacteur nucleaire par deplacement, dans le coeur de ce reacteur, de groupes de barres de commande |
GB2122409B (en) * | 1982-06-17 | 1985-10-16 | Westinghouse Electric Corp | Method for controlling a nuclear fueled electric power generating unit and interfacing the same with a load dispatching system |
JPS5938686A (ja) * | 1982-08-27 | 1984-03-02 | 株式会社日立製作所 | 原子炉出力制御装置 |
FR2542493B1 (fr) * | 1983-03-11 | 1985-12-27 | Framatome Sa | Dispositif de determination rapide et precise de la puissance d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
-
1988
- 1988-04-05 FR FR8804440A patent/FR2629624B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
1989
- 1989-04-03 EP EP89105812A patent/EP0336338B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1989-04-03 ES ES89105812T patent/ES2054915T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1989-04-03 DE DE8989105812T patent/DE68905057T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1989-04-04 CA CA000595583A patent/CA1301375C/fr not_active Expired - Lifetime
- 1989-04-04 KR KR1019890004436A patent/KR0130203B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1989-04-05 US US07/333,661 patent/US5039473A/en not_active Expired - Lifetime
- 1989-04-05 JP JP1086697A patent/JPH0212099A/ja active Pending
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---|---|---|---|---|
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US10848607B2 (en) | 2014-12-18 | 2020-11-24 | Finewell Co., Ltd. | Cycling hearing device and bicycle system |
US11601538B2 (en) | 2014-12-18 | 2023-03-07 | Finewell Co., Ltd. | Headset having right- and left-ear sound output units with through-holes formed therein |
US10967521B2 (en) | 2015-07-15 | 2021-04-06 | Finewell Co., Ltd. | Robot and robot system |
US10795321B2 (en) | 2015-09-16 | 2020-10-06 | Finewell Co., Ltd. | Wrist watch with hearing function |
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ES2054915T3 (es) | 1994-08-16 |
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DE68905057T2 (de) | 1993-06-17 |
KR890016579A (ko) | 1989-11-29 |
FR2629624B1 (fr) | 1990-11-16 |
EP0336338A1 (fr) | 1989-10-11 |
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FR2629624A1 (fr) | 1989-10-06 |
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