JPH0419518B2 - - Google Patents
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- JPH0419518B2 JPH0419518B2 JP53117272A JP11727278A JPH0419518B2 JP H0419518 B2 JPH0419518 B2 JP H0419518B2 JP 53117272 A JP53117272 A JP 53117272A JP 11727278 A JP11727278 A JP 11727278A JP H0419518 B2 JPH0419518 B2 JP H0419518B2
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Classifications
-
- 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
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉の制御装置、特に、沸騰水型
原子炉（BWR）の安定性を保持する制御装置に
関するものである。
原子炉（BWR）の安定性を保持する制御装置に
関するものである。
当初の原子炉においては、十分保守的な仮定に
基づいた安定性解析を行い、安定であることが確
認された領域に限定した範囲内のみで運転可能と
なつていた。しかし、近年、原子炉運転中に、オ
ンラインで原子炉の安定性を判別し原子炉の安定
性を保持する制御方法が提案され、安定な運転範
囲の拡大が試みられている。その一つに、特開昭
52−87597号公報に示されている如く、出力運転
状態にある原子炉で冷却材の再循環流量の強制循
環力が自然循環流量付近まで減少したとき、この
運転状態を検出して中性子吸収体を炉心内に挿入
する制御方法があるが、この方法は炉心内に挿入
される中性子吸収体の挿入位置があらかじめ定め
られているため、不必要な中性子吸収体の挿入が
行なわれ、不必要な出力低下を生じる。
基づいた安定性解析を行い、安定であることが確
認された領域に限定した範囲内のみで運転可能と
なつていた。しかし、近年、原子炉運転中に、オ
ンラインで原子炉の安定性を判別し原子炉の安定
性を保持する制御方法が提案され、安定な運転範
囲の拡大が試みられている。その一つに、特開昭
52−87597号公報に示されている如く、出力運転
状態にある原子炉で冷却材の再循環流量の強制循
環力が自然循環流量付近まで減少したとき、この
運転状態を検出して中性子吸収体を炉心内に挿入
する制御方法があるが、この方法は炉心内に挿入
される中性子吸収体の挿入位置があらかじめ定め
られているため、不必要な中性子吸収体の挿入が
行なわれ、不必要な出力低下を生じる。
沸騰水型原子炉では、多数の中性子検出器を炉
心内に配置して原子炉出力を検出している。これ
らの中性子検出器は米国特許第3565760号明細書
のコラム５、27〜54行、Fig.5及びFig.6に示され
たように、配置されている。すなわち中性子検出
器は、隣接する４本の制御棒に囲まれた４体の燃
料集合体の中央の位置に配置される（米国特許第
3565760号明細書Fig.3参照）。しかしながら中性
子検出器は、Fig.5に示すように炉心内の上記の
位置に全て配置されていない。このFig.5に示す
４つの４分円を回転して重ねたときに、Fig.6に
示すように１つの４分円内で全ての上記位置に中
性子検出器が位置する状態になるように、中性子
検出器が炉心内に一様に配置される。このため、
１つの４分円内にある１つの中性子検出器の位置
と炉心の中心軸に対して或る1/4回転軸対称の位
置にある他の３つの４分円内の各位置には、中性
子検出器が配置されていない。或る１つの４分円
内にある１つの中性子検出器は、これが配置され
た位置だけでなく、炉心の中心軸に対してその中
性子検出器の位置と1/4回転軸対称の位置にある
他の３つの４分円内の各位置の出力も測定してい
ると言える。これは米国特許第3565760号明細書
のコラム５、55〜67行に説明されている。すなわ
ち、Fig.5において中性子検出器４は、炉心の軸
心に対してそれの配置位置と1/4回転軸対称の位
置にある位置４′，４″及び４の出力も検出して
いる。米国特許第3565760号明細書と同様な中性
子検出器の配置は、日立評論VOL.58 No.２（昭
和51年２月25日発行）、P1〜６の図２に示されて
いる。
心内に配置して原子炉出力を検出している。これ
らの中性子検出器は米国特許第3565760号明細書
のコラム５、27〜54行、Fig.5及びFig.6に示され
たように、配置されている。すなわち中性子検出
器は、隣接する４本の制御棒に囲まれた４体の燃
料集合体の中央の位置に配置される（米国特許第
3565760号明細書Fig.3参照）。しかしながら中性
子検出器は、Fig.5に示すように炉心内の上記の
位置に全て配置されていない。このFig.5に示す
４つの４分円を回転して重ねたときに、Fig.6に
示すように１つの４分円内で全ての上記位置に中
性子検出器が位置する状態になるように、中性子
検出器が炉心内に一様に配置される。このため、
１つの４分円内にある１つの中性子検出器の位置
と炉心の中心軸に対して或る1/4回転軸対称の位
置にある他の３つの４分円内の各位置には、中性
子検出器が配置されていない。或る１つの４分円
内にある１つの中性子検出器は、これが配置され
た位置だけでなく、炉心の中心軸に対してその中
性子検出器の位置と1/4回転軸対称の位置にある
他の３つの４分円内の各位置の出力も測定してい
ると言える。これは米国特許第3565760号明細書
のコラム５、55〜67行に説明されている。すなわ
ち、Fig.5において中性子検出器４は、炉心の軸
心に対してそれの配置位置と1/4回転軸対称の位
置にある位置４′，４″及び４の出力も検出して
いる。米国特許第3565760号明細書と同様な中性
子検出器の配置は、日立評論VOL.58 No.２（昭
和51年２月25日発行）、P1〜６の図２に示されて
いる。
安定度を監視する他の方法として、特開昭52−
14397号公報に示されている如く、炉心内に流れ
に沿つて複数個の炉内中性子検出器を設置し、各
燃料チヤンネルごとに求められた流量および出力
と、炉心入口サブクーリング、原子炉容器内圧力
の測定値から各燃料チヤンネルについてその熱水
力学的安定性の判別を行い、あるいは指定したパ
ラメータについて安定限界を求め、その実測値と
の比を取り、安定余裕を決定する原子炉内チヤン
ネル安定度監視方法がある。この方法は各燃料チ
ヤンネルごとに複雑な計算を必要とし、デジタル
的に処理されるため、装置が複雑で、応答性の点
で問題がある。
14397号公報に示されている如く、炉心内に流れ
に沿つて複数個の炉内中性子検出器を設置し、各
燃料チヤンネルごとに求められた流量および出力
と、炉心入口サブクーリング、原子炉容器内圧力
の測定値から各燃料チヤンネルについてその熱水
力学的安定性の判別を行い、あるいは指定したパ
ラメータについて安定限界を求め、その実測値と
の比を取り、安定余裕を決定する原子炉内チヤン
ネル安定度監視方法がある。この方法は各燃料チ
ヤンネルごとに複雑な計算を必要とし、デジタル
的に処理されるため、装置が複雑で、応答性の点
で問題がある。
本発明は、これらの欠点を除去し、迅速、確実
に原子炉の安定性を保持することができる原子炉
の制御装置を提供することを目的とする。本発明
の特徴は、原子炉の炉心流量Ｗを求め、原子炉の
炉心内に配置された中性子検出器の出力信号に基
づいて局所出力Pchaooel及び炉心平均出力
Pcpre av.をそれぞれ求め、 Ｗ≦aP2 cpre av.＋bPcpre ave＋ｃ …(1) Pchaooel／Pcpre av.＞Pset …(2) 但し、ａ，ｂ，ｃは、炉心平均出力、炉心流
量のXY軸平面において、炉心出力の圧力外乱
に対する応答の減幅比が規定値となる炉心平均
出力と炉心流量との組合せで決まる点を二次曲
線近似したときの各項の係数、及びPsetは燃料
棒破損に至る限界出力に基づいて定められる定
数 上記(1)及び(2)式の条件を満足する場合に、これら
の条件を満足した前記中性子検出器の位置の周
辺、及び炉心の中心軸に対しその位置と４回対称
をなす各位置の周辺に配置された制御棒に対して
挿入信号を出力することにある。
に原子炉の安定性を保持することができる原子炉
の制御装置を提供することを目的とする。本発明
の特徴は、原子炉の炉心流量Ｗを求め、原子炉の
炉心内に配置された中性子検出器の出力信号に基
づいて局所出力Pchaooel及び炉心平均出力
Pcpre av.をそれぞれ求め、 Ｗ≦aP2 cpre av.＋bPcpre ave＋ｃ …(1) Pchaooel／Pcpre av.＞Pset …(2) 但し、ａ，ｂ，ｃは、炉心平均出力、炉心流
量のXY軸平面において、炉心出力の圧力外乱
に対する応答の減幅比が規定値となる炉心平均
出力と炉心流量との組合せで決まる点を二次曲
線近似したときの各項の係数、及びPsetは燃料
棒破損に至る限界出力に基づいて定められる定
数 上記(1)及び(2)式の条件を満足する場合に、これら
の条件を満足した前記中性子検出器の位置の周
辺、及び炉心の中心軸に対しその位置と４回対称
をなす各位置の周辺に配置された制御棒に対して
挿入信号を出力することにある。
すなわち、BWRでは、炉心冷却材が自然循環
状態もしくは、これに近い状態にある場合が最も
不安定である特徴を有しているので、炉心流量と
中性子検出器の出力レベルから安定性を判断し、
安定性上必要な場合には制御棒を挿入し、不安定
な領域の出力を低減し、安定化するものである。
状態もしくは、これに近い状態にある場合が最も
不安定である特徴を有しているので、炉心流量と
中性子検出器の出力レベルから安定性を判断し、
安定性上必要な場合には制御棒を挿入し、不安定
な領域の出力を低減し、安定化するものである。
第１図は、一般的なプロセス系での入力信号
（又は変数）と出力信号との典型的な関係を示す
もので、横軸、縦軸には、それぞれ、時間、信号
がとつてあり、曲線Ｉが入力信号で、この曲線Ｉ
に対する系の応答が曲線Ｏである。この図の曲線
Ｏの振幅X2とX0との比を減幅比（又は減衰比等）
と称し、安定性を示す指標として用いられる。
X2／X0≪1.0であれば、系は十分安定であり、
X2／X0＞1.0であれば、系は発散を起こす。すな
わち、X2／X0＝1.0が安定、不安定の限界であ
る。
（又は変数）と出力信号との典型的な関係を示す
もので、横軸、縦軸には、それぞれ、時間、信号
がとつてあり、曲線Ｉが入力信号で、この曲線Ｉ
に対する系の応答が曲線Ｏである。この図の曲線
Ｏの振幅X2とX0との比を減幅比（又は減衰比等）
と称し、安定性を示す指標として用いられる。
X2／X0≪1.0であれば、系は十分安定であり、
X2／X0＞1.0であれば、系は発散を起こす。すな
わち、X2／X0＝1.0が安定、不安定の限界であ
る。
BWRの安定性に関しては次の二つの特徴があ
る。
る。
(1) 第２図はBWRの炉心出力、炉心流量と安定
との関係の典型的な例を示すもので、横軸、縦
軸には、それぞれ炉心流量（％定格）、炉心熱
出力（％定格）となつている。曲線Ａは、炉心
流量が100％（定格）及び炉心熱出力が100％
（定格）となる定格出力制御曲線を示す。炉心
流量が100％（定格）及び炉心熱出力が100％
（定格）を与える制御棒パターンを固定し、炉
心流量を変化させると、曲線Ａに沿つて炉心熱
出力が変化する。特開昭51−141990号公報の第
７図に示すように炉心熱出力100％（定格）で
約85％（定格）の炉心流量になるように炉心熱
出力を上昇することも考えられている。炉心熱
出力100％（定格）で約85％（定格）の炉心流
量の点から炉心流量が自然循環状態まで減少し
た場合を想定する。この場合、炉心流量が曲線
Ｂまで減少した時の炉心熱出力は、曲線Ａと曲
線Ｂとの交点の炉心熱出力よりも高くなる。曲
線Ｂは自然循環曲線であり、炉心冷却材を強制
的に循環させる再循環駆動ポンプが停止し、制
御棒の炉内出し入れにより出力を変化させる
と、曲線Ｂに沿つて出力、流量が変化する。曲
線C1，C2，C3及びC4は第１図で説明した減幅
比一定の曲線で、C1，C2，C3及びC4はそれぞ
れ、X2／X0＝0.25、0.50、0.75、0.90の場合を
示している。この図から、BWRでは、流量が
低く、出力が高い方が不安定化する傾向を有し
ていることがわかる。このように、原子炉にお
いては、炉心出力と炉心流量が与えられれば、
減幅比は各出力、流量点で求めることができ
る。よつて、減幅比の等しい２点または３点を
結ぶ曲線は一意的に求めることができる。
との関係の典型的な例を示すもので、横軸、縦
軸には、それぞれ炉心流量（％定格）、炉心熱
出力（％定格）となつている。曲線Ａは、炉心
流量が100％（定格）及び炉心熱出力が100％
（定格）となる定格出力制御曲線を示す。炉心
流量が100％（定格）及び炉心熱出力が100％
（定格）を与える制御棒パターンを固定し、炉
心流量を変化させると、曲線Ａに沿つて炉心熱
出力が変化する。特開昭51−141990号公報の第
７図に示すように炉心熱出力100％（定格）で
約85％（定格）の炉心流量になるように炉心熱
出力を上昇することも考えられている。炉心熱
出力100％（定格）で約85％（定格）の炉心流
量の点から炉心流量が自然循環状態まで減少し
た場合を想定する。この場合、炉心流量が曲線
Ｂまで減少した時の炉心熱出力は、曲線Ａと曲
線Ｂとの交点の炉心熱出力よりも高くなる。曲
線Ｂは自然循環曲線であり、炉心冷却材を強制
的に循環させる再循環駆動ポンプが停止し、制
御棒の炉内出し入れにより出力を変化させる
と、曲線Ｂに沿つて出力、流量が変化する。曲
線C1，C2，C3及びC4は第１図で説明した減幅
比一定の曲線で、C1，C2，C3及びC4はそれぞ
れ、X2／X0＝0.25、0.50、0.75、0.90の場合を
示している。この図から、BWRでは、流量が
低く、出力が高い方が不安定化する傾向を有し
ていることがわかる。このように、原子炉にお
いては、炉心出力と炉心流量が与えられれば、
減幅比は各出力、流量点で求めることができ
る。よつて、減幅比の等しい２点または３点を
結ぶ曲線は一意的に求めることができる。
以上の結果、曲線C1，C2，C3及びC4か、炉
心出力をＰ、炉心流量をＷとすると Ｗ＝aP2＋bP＋ｃ ……(4) ここで、ａ、ｂ、ｃは定数。
心出力をＰ、炉心流量をＷとすると Ｗ＝aP2＋bP＋ｃ ……(4) ここで、ａ、ｂ、ｃは定数。
として、０次式、１次式又は２次式で近似でき
る。
る。
(2) ある一つの炉心出力、炉心流量状態が与えら
れた場合に、炉心内の全ての燃料集合体が同程
度に不安定である訳ではなく、炉心内にある燃
料集合体のうち相対出力が高い燃料ほど不安定
度は大きいという傾向を有し、減幅比は相対出
力にほぼ比例すると言える。
れた場合に、炉心内の全ての燃料集合体が同程
度に不安定である訳ではなく、炉心内にある燃
料集合体のうち相対出力が高い燃料ほど不安定
度は大きいという傾向を有し、減幅比は相対出
力にほぼ比例すると言える。
この発明は、これらの検討に基づくもので、以
下、実施例について説明する。
下、実施例について説明する。
第３図は、一実施例を実施するための制御装置
の構成を示すもので、図で、１は原子炉圧力容
器、２は炉心、３な制御棒、４は制御棒駆動機
構、５はジエツトポンプである。ジエツトポンプ
５には炉心流量検出器６が設置され、炉心２には
中性子検出器７が配設されている。中性子検出器
７は局所出力布検出モニタ（LPRM）８と炉心
平均出力検出モニタ（APRM）９を構成し、炉
心流量検出器６とAPRM９には炉心流量判別回
路１０が接続し、LPRM８とAPRM９には相対
出力判別回路１１が接続し、炉心流量判別回路１
０と相対出力判別回路１１はAND回路よりなる
安定性判別、制御棒駆動指示回路１２を介して制
御棒駆動機構４に接続している。
の構成を示すもので、図で、１は原子炉圧力容
器、２は炉心、３な制御棒、４は制御棒駆動機
構、５はジエツトポンプである。ジエツトポンプ
５には炉心流量検出器６が設置され、炉心２には
中性子検出器７が配設されている。中性子検出器
７は局所出力布検出モニタ（LPRM）８と炉心
平均出力検出モニタ（APRM）９を構成し、炉
心流量検出器６とAPRM９には炉心流量判別回
路１０が接続し、LPRM８とAPRM９には相対
出力判別回路１１が接続し、炉心流量判別回路１
０と相対出力判別回路１１はAND回路よりなる
安定性判別、制御棒駆動指示回路１２を介して制
御棒駆動機構４に接続している。
第４図は、炉心２の横断図を示す。炉心２は、
多数の燃料集合体１４が装荷されて構成される。
中性子検出器７は、前述した米国特許第3565760
号明細書のFig.5と同様に配置される。このため、
例えば中性子検出器７Ａは、炉心の中心軸（炉心
２の中心に位置する制御棒３Ａの軸心）に対して
その位置と４回対称をなす各位置、すなわち炉心
の中心軸に対してその位置と1/4/回転軸対称の位
置にある位置７Ｂ，７Ｃ及び７Ｄの出力も検出す
る。位置７Ｂ，７Ｃ及び７Ｄには、中性子検出器
７が配置されていない。
多数の燃料集合体１４が装荷されて構成される。
中性子検出器７は、前述した米国特許第3565760
号明細書のFig.5と同様に配置される。このため、
例えば中性子検出器７Ａは、炉心の中心軸（炉心
２の中心に位置する制御棒３Ａの軸心）に対して
その位置と４回対称をなす各位置、すなわち炉心
の中心軸に対してその位置と1/4/回転軸対称の位
置にある位置７Ｂ，７Ｃ及び７Ｄの出力も検出す
る。位置７Ｂ，７Ｃ及び７Ｄには、中性子検出器
７が配置されていない。
本実施例の制御装置においては、中性子検出器
７の検出結果により、LPRM８により局所出力
Pchaooelが求められ、APRM９によつて局所出力
Pchaooelの平均値として炉心平均出力Pcpre av.が
求められる。このPchaooelPとcpre av.の信号は相対
出力判別別回路１１で、PchaooelPとcpre av.の比が
あらかじめ定められた値Psetより大きいかどうか
判別される（第(2)式参照）。このPsetには弾常1.40
程度の値を用いればよく、この値は解析および運
転実積等の経験から、燃料棒破損に至る限界出力
に基づいて決められた値で、炉心の安定性等を評
価する場合の相対出力の設計値である。炉心の設
計においては、この程度の高い相対出力を発生し
ている高出力燃料集合体でも十分安定であるよう
設計している。
７の検出結果により、LPRM８により局所出力
Pchaooelが求められ、APRM９によつて局所出力
Pchaooelの平均値として炉心平均出力Pcpre av.が
求められる。このPchaooelPとcpre av.の信号は相対
出力判別別回路１１で、PchaooelPとcpre av.の比が
あらかじめ定められた値Psetより大きいかどうか
判別される（第(2)式参照）。このPsetには弾常1.40
程度の値を用いればよく、この値は解析および運
転実積等の経験から、燃料棒破損に至る限界出力
に基づいて決められた値で、炉心の安定性等を評
価する場合の相対出力の設計値である。炉心の設
計においては、この程度の高い相対出力を発生し
ている高出力燃料集合体でも十分安定であるよう
設計している。
一方、炉心流量検出器６より得られる炉心流量
ＷとAPRM９より得られる炉心平均出力
Pcpre av.は炉心流量判別回路１０により、(1)式 Ｗ≦aP2 cpre av.＋bPcpre av.＋ｃ を満足するかどうか判別される。
ＷとAPRM９より得られる炉心平均出力
Pcpre av.は炉心流量判別回路１０により、(1)式 Ｗ≦aP2 cpre av.＋bPcpre av.＋ｃ を満足するかどうか判別される。
なおａ，ｂ，ｃは第２図に示す減幅比一定の曲
線を近似するように定められる。減幅比X2／X0
は解析上1.0未満であれば安定であるが、実際上
の適用に当つては、さらに保守性を考慮して第２
図に示すX2／X0＝0.50の曲線（曲線C2）を近似
するように(1)式のａ，ｂ，ｃを定めればよい。
線を近似するように定められる。減幅比X2／X0
は解析上1.0未満であれば安定であるが、実際上
の適用に当つては、さらに保守性を考慮して第２
図に示すX2／X0＝0.50の曲線（曲線C2）を近似
するように(1)式のａ，ｂ，ｃを定めればよい。
第２図に示す減幅比0.50の曲線C2に対しては、
(1)式が Ｗ≦−0.0018P2 cpre av.＋0.64Pcpre av.＋8.5 となる。ここで、Ｗ、Pcpre av.は％定格で示して
ある。
(1)式が Ｗ≦−0.0018P2 cpre av.＋0.64Pcpre av.＋8.5 となる。ここで、Ｗ、Pcpre av.は％定格で示して
ある。
なお、プラントの運転実積が十分蓄積され、解
析結果の妥当性が十分確認されれば、判別式をさ
らにX2／X0＝0.75、あるいはX2／X0＝0.90の曲
線に変更し、運転の自由度を満たすことも可能で
ある。第２図の減幅比0.75の曲線C3に対しては、
(1)式が下記のように表される。
析結果の妥当性が十分確認されれば、判別式をさ
らにX2／X0＝0.75、あるいはX2／X0＝0.90の曲
線に変更し、運転の自由度を満たすことも可能で
ある。第２図の減幅比0.75の曲線C3に対しては、
(1)式が下記のように表される。
Ｗ≦−0.0018P2 cpre av.
＋0.64Pcpre av.＋1.0
第２図の減幅比0.90の曲線C4に対しては、(1)式が
下記のようになる。
下記のようになる。
Ｗ≦−0.0018P2 cpre av.
＋0.64Pcpre av.−3.5
更に、第２図の減幅比0.25の曲線C1に対しては、
(1)式が下記のようになる。
(1)式が下記のようになる。
Ｗ≦−0.0018P2 cpre av.
＋0.64Pcpre av.＋17.5
次に、相対出力判別回路１１および炉心流量判
別回路１０によつて(1)(2)式の条件を共に満足する
場合は、安定性判別、制御棒駆動指示回路１２に
より、制御棒駆動機構４へ制御棒挿入の信号を出
し、(1)及び(2)式の条件を満足した中性子検出器７
Ａの位置の周辺に配置された制御棒３Ｂ、及び中
性子検出器７Ａの位置と炉心２の軸心に対して４
回対称の位置にある各位置７Ｂ，７Ｃ及び７Ｄの
周辺に配置された制御棒３Ｃ，３Ｄ及び３Ｅに対
して挿入信号を出力する。これにより、該当する
制御棒が炉心２内に挿入される。この判別、制御
棒駆動の動作は、すべてのLPRM８を対象とし
て行われるまた、安定性判別、制御棒駆動指示回
路１２が(1)(2)式の条件を共に満足する場合には、
警告を発し、かつ制御棒挿入の信号が出されるよ
うに構成される。
別回路１０によつて(1)(2)式の条件を共に満足する
場合は、安定性判別、制御棒駆動指示回路１２に
より、制御棒駆動機構４へ制御棒挿入の信号を出
し、(1)及び(2)式の条件を満足した中性子検出器７
Ａの位置の周辺に配置された制御棒３Ｂ、及び中
性子検出器７Ａの位置と炉心２の軸心に対して４
回対称の位置にある各位置７Ｂ，７Ｃ及び７Ｄの
周辺に配置された制御棒３Ｃ，３Ｄ及び３Ｅに対
して挿入信号を出力する。これにより、該当する
制御棒が炉心２内に挿入される。この判別、制御
棒駆動の動作は、すべてのLPRM８を対象とし
て行われるまた、安定性判別、制御棒駆動指示回
路１２が(1)(2)式の条件を共に満足する場合には、
警告を発し、かつ制御棒挿入の信号が出されるよ
うに構成される。
従つて、この原子炉の制御方法は、
(1) 炉心内で不安定傾向を示す領域の制御棒を挿
入することにより、その領域の出力を低減し、
原子炉の安定性を確保できる。
入することにより、その領域の出力を低減し、
原子炉の安定性を確保できる。
(2) この場合の制御棒の挿入は、必要かつ必要最
小限の制御棒のみ挿入し、不必要な制御棒挿入
を防ぐことができるため、以後の再度の出力上
昇等の原子炉運転が容易になる。
小限の制御棒のみ挿入し、不必要な制御棒挿入
を防ぐことができるため、以後の再度の出力上
昇等の原子炉運転が容易になる。
(3) 本実施例の制御装置は、デイジタル計算機に
よる計算は必ずしも必要でなく、アナログ回路
のみでも構成可能であり構造が簡単、かつ応答
性の早い制御が可能である。
よる計算は必ずしも必要でなく、アナログ回路
のみでも構成可能であり構造が簡単、かつ応答
性の早い制御が可能である。
等の効果を有する。
第５図は、他の実施例を実施するための制御装
置の構成を示すもので、第３図と同一の部分には
同一の符号が付してあり、第３図の装置と異なる
ところは、LPRM８と安定性判別、制御棒駆動
指示回路１２との間に局所出力判別回路１３の設
けられている点で、この回路により、Pchaooelが
あらかじめ定められた値P1 setより大きいかどう
か判別される（第(3)式参照）。これはPchaooelと
Pcpre av.の比が相対出力判別回路１１の条件を満
足する場合でも、絶対値が極めて小さい場合に
は、多少の変動があつても安定性に及ぼす影響は
問題とならないため、このような場合を除去し
て、さらに安定性の判別を確実にしたものであ
る。
置の構成を示すもので、第３図と同一の部分には
同一の符号が付してあり、第３図の装置と異なる
ところは、LPRM８と安定性判別、制御棒駆動
指示回路１２との間に局所出力判別回路１３の設
けられている点で、この回路により、Pchaooelが
あらかじめ定められた値P1 setより大きいかどう
か判別される（第(3)式参照）。これはPchaooelと
Pcpre av.の比が相対出力判別回路１１の条件を満
足する場合でも、絶対値が極めて小さい場合に
は、多少の変動があつても安定性に及ぼす影響は
問題とならないため、このような場合を除去し
て、さらに安定性の判別を確実にしたものであ
る。
なお、何れの実施例も、炉心流量として、ジエ
ツトポンプにおいて直接求めた値を用いている
が、再循環駆動流量、あるいは再循環ポンプの回
転数からの信号を用い、炉心流量を間接的に求め
てもよい。
ツトポンプにおいて直接求めた値を用いている
が、再循環駆動流量、あるいは再循環ポンプの回
転数からの信号を用い、炉心流量を間接的に求め
てもよい。
以上の如く、本発明の原子炉の制御装置は、迅
速、確実に原子炉の安全性を保持することを可能
とするもので、産業上の効果大なるものである。
速、確実に原子炉の安全性を保持することを可能
とするもので、産業上の効果大なるものである。
第１図は制御系への入力信号と出力信号との時
間的変化を示す線図、第２図は沸騰水型原子炉に
おける炉心出力、炉心流量と安定性との関係の典
型例を示す線図、第３図は本発明の好適な一実施
例である沸騰水型原子炉の制御装置の構成図、第
４図は第３図に示す炉心の横断面図、第５図は本
発明の他の実施例である沸騰水型原子炉の制御装
置の構成図である。 ２…炉心、３…制御棒、４…制御棒駆動機構、
５…ジエツトポンプ、６…炉心流量判別回路、７
…中性子検出器、８…局所出力分布検出モニタ
（LPRM）、９…炉心平均出力検出モニタ
（APRM）、１０…炉心流量判別回路、１１…相
対出力判別回路、１２…安定性判別、制御棒駆動
指示回路、１３…局所出力判別回路。
間的変化を示す線図、第２図は沸騰水型原子炉に
おける炉心出力、炉心流量と安定性との関係の典
型例を示す線図、第３図は本発明の好適な一実施
例である沸騰水型原子炉の制御装置の構成図、第
４図は第３図に示す炉心の横断面図、第５図は本
発明の他の実施例である沸騰水型原子炉の制御装
置の構成図である。 ２…炉心、３…制御棒、４…制御棒駆動機構、
５…ジエツトポンプ、６…炉心流量判別回路、７
…中性子検出器、８…局所出力分布検出モニタ
（LPRM）、９…炉心平均出力検出モニタ
（APRM）、１０…炉心流量判別回路、１１…相
対出力判別回路、１２…安定性判別、制御棒駆動
指示回路、１３…局所出力判別回路。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉の炉心流量Ｗを求める手段と、前記原
子炉の炉心内に配置された中性子検出器と、前記
中性子検出器の出力信号に基づいて局所出力
Pchaooelを求める手段と、前記中性子検出器の出
力信号に基づいて炉心平均出力Pcpre av.を求める
手段と、前記炉心流量Ｗ及び前記炉心平均出力
Pcpre av.に基づいて、 Ｗ≦aP2 cpre ave＋bPcpre av.＋ｃ …(1) を判定する第１判定手段と、前記炉心平均出力
Pcpre av.及び前記局所出力Pchaooelに基づいて、 Pchaooel／Pcpre av.＞Pset …(2) を判定する第２判定手段と、上記(1)及び(2)式の条
件を満足する場合に、これらの条件を満足した前
記中性子検出器の位置の周辺、及び炉心の中心軸
に対してその位置と４回対称をなす各位置の周辺
に配置された制御棒に対して挿入信号を出力する
手段を備えたことを特徴とする原子炉の制御装
置。 但し、ａ，ｂ，ｃは、炉心平均出力、炉心流量
のXY軸平面において、炉心出力の圧力外乱に対
する応答の減幅比が規定値となる炉心平均出力と
炉心流量との組合せで決まる点を二次曲線近似し
たときの各項の係数、及びPsetは燃料棒破損に至
る限界出力に基づいて定められる定数である。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11727278A JPS5543467A (en) | 1978-09-22 | 1978-09-22 | Control method of nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11727278A JPS5543467A (en) | 1978-09-22 | 1978-09-22 | Control method of nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5543467A JPS5543467A (en) | 1980-03-27 |
| JPH0419518B2 true JPH0419518B2 (ja) | 1992-03-30 |
Family
ID=14707642
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP11727278A Granted JPS5543467A (en) | 1978-09-22 | 1978-09-22 | Control method of nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5543467A (ja) |
-
1978
- 1978-09-22 JP JP11727278A patent/JPS5543467A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5543467A (en) | 1980-03-27 |
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