JPH0534494A - Control of nuclear reactor water level - Google Patents

Control of nuclear reactor water level

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JPH0534494A
JPH0534494A JP4003800A JP380092A JPH0534494A JP H0534494 A JPH0534494 A JP H0534494A JP 4003800 A JP4003800 A JP 4003800A JP 380092 A JP380092 A JP 380092A JP H0534494 A JPH0534494 A JP H0534494A
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condensate
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water level
water
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石丸  等
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洋次 永井
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Hitachi Ltd
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Abstract

(57)【要約】 【目的】 電動機駆動給水ポンプのトリップ時における
原子炉スクラム時のサプレッションプール水による原子
炉圧力容器の冷却を未然に防止する。 【構成】 複数台のポンプを有する復水給水系統を通じ
て復水器内の復水を原子炉へ給水するとともに、プラン
ト低負荷時に原子炉水位検出値に応じて前記復水給水系
統による原子炉への給水流量と原子炉再循環ポンプによ
る炉心流量とを制御し原子炉水位を通常水位に制御す
る。ここで、プラントの起動,停止時に前記ポンプの1
つである電動機駆動給水ポンプがトリップしたとき、冷
却水ポンプ22を起動し復水貯蔵タンク21内の復水を
原子炉圧力容器9内に注入して原子炉圧力容器9内の水
位を前記通常水位に制御する。これにより、不浄なサプ
レッションプール水を使用せずに原子炉圧力容器の冷却
が図れる。
(57) [Abstract] [Purpose] To prevent the reactor pressure vessel from being cooled by the suppression pool water during the reactor scram when the electric motor driven feed pump trips. [Structure] Condensate in the condenser is supplied to the reactor through a condensate water supply system with multiple pumps, and the condensate water supply system also supplies the condensate in the condenser according to the reactor water level detection value when the plant has a low load. To control the reactor water level to the normal water level by controlling the feed water flow rate and the core flow rate by the reactor recirculation pump. Here, when starting and stopping the plant,
When the electric motor driven water supply pump, which is one of the two, trips, the cooling water pump 22 is activated to inject the condensate in the condensate storage tank 21 into the reactor pressure vessel 9 to set the water level in the reactor pressure vessel 9 to the normal level. Control to the water level. As a result, the reactor pressure vessel can be cooled without using unclean suppression pool water.

Description

【発明の詳細な説明】Detailed Description of the Invention

【0001】[0001]

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉水位制御方法に
係り、復水給水系の給水ポンプが予備容量を持たない場
合あるいは予備容量が小さい場合において、復水給水系
統のポンプにトリップ等の故障(以下、トリップとい
う)が発生した後の原子炉給水流量の低下による原子炉
水位低下量を低減するために好適な原子炉水位制御方法
に関する。
BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a reactor water level control method, and trips a pump of a condensate water supply system when the condensate water supply system has no reserve capacity or has a small reserve capacity. The present invention relates to a reactor water level control method suitable for reducing the amount of decrease in the reactor water level due to a decrease in the reactor water supply flow rate after the occurrence of a failure (hereinafter referred to as trip).

【0002】[0002]

【従来の技術】図7および図8に、従来の原子力発電プ
ラントを示す。図7は、主蒸気系統と復水給水系統と原
子炉再循環制御系統を示すもので、復水器1によって凝
縮された復水は、低圧復水ポンプ2によって昇圧され、
復水浄化装置3によって適正水質に浄化され、高圧復水
ポンプ4によって昇圧され、低圧給水加熱器5によって
加熱され、タービン駆動給水ポンプ7または電動機駆動
給水ポンプ6によって昇圧され、高圧給水加熱器8によ
って加熱され、原子炉圧力容器9に給水される。原子炉
圧力容器9によって発生した蒸気は、蒸気タービン11
を駆動し、発電機Gを回転させ、発電する。
2. Description of the Related Art FIGS. 7 and 8 show a conventional nuclear power plant. FIG. 7 shows a main steam system, a condensate water supply system, and a reactor recirculation control system. Condensate condensed by the condenser 1 is boosted by the low pressure condensate pump 2.
The water is purified to an appropriate quality by the condensate purification device 3, is pressurized by the high-pressure condensate pump 4, is heated by the low-pressure feedwater heater 5, is boosted by the turbine-driven feedwater pump 7 or the electric motor-driven feedwater pump 6, and is pressurized by the high-pressure feedwater heater 8. It is heated by and is supplied to the reactor pressure vessel 9. The steam generated by the reactor pressure vessel 9 is the steam turbine 11
Is driven to rotate the generator G to generate electricity.

【0003】原子炉水位制御においては、低負荷時は原
子炉水位検出器15による単要素制御を行い、高負荷時
は給水流量検出器14と、原子炉水位検出器15と、主
蒸気流量検出器16とを合わせた三要素制御を行う。負
荷変動、過渡事象に対して、タービン駆動給水ポンプ7
においては蒸気加減弁12によって、一方電動機駆動給
水ポンプ6においては給水流量調節弁13によって給水
流量を制御して追従させ、原子炉圧力容器9の水位を一
定に保持している。
In the reactor water level control, single element control is performed by the reactor water level detector 15 when the load is low, and when the load is high, the feed water flow rate detector 14, the reactor water level detector 15, and the main steam flow rate detection are performed. The three-element control including the device 16 is performed. Turbine driven feed water pump 7 for load fluctuations and transient events
In (1), the water supply flow rate is controlled by the steam control valve 12 and in the electric motor driven water supply pump 6 by the water supply flow rate control valve 13, so that the water level of the reactor pressure vessel 9 is kept constant.

【0004】また、プラント出力の制御は、制御棒によ
る原子炉出力制御の他に、通常運転においては原子炉再
循環ポンプ10により炉心流量を制御し、原子炉出力を
制御している。なお、図7中、17は原子炉再循環ポン
プ10と蒸気加減弁12と給水量制御弁13の制御器を
示す。
In addition to controlling the reactor output by the control rod, the plant output is controlled by controlling the reactor core flow rate by the reactor recirculation pump 10 during normal operation to control the reactor output. In FIG. 7, reference numeral 17 denotes a controller for the reactor recirculation pump 10, the steam control valve 12, and the water supply amount control valve 13.

【0005】前記従来の復水給水系統では、低圧復水ポ
ンプ2、高圧復水ポンプ4が予備機を持っていない場
合、または予備容量が小さい場合において、低圧復水ポ
ンプ2、あるいは高圧復水ポンプ4がトリップした場合
には、原子炉水位を次のように制御する。すなわち、
“原子炉水位低”でかつ“タービン駆動給水ポンプ7ト
リップ”によって、原子炉再循環ポンプ10をランバッ
クさせ、炉心流量を低下させ、原子炉出力を低下させ、
主蒸気流量を低減させることにより、原子炉水位の低下
を防ぐ。しかし、この従来技術では、低圧復水ポンプ
2、高圧復水ポンプ4が予備機を持たない場合には、原
子炉給水流量の回復が困難で、原子炉水位は水位低で回
復せず、“水位低低”となり、原子炉はスクラムしてし
まう可能性がある。
In the conventional condensate water supply system, the low-pressure condensate pump 2 or the high-pressure condensate pump 2 or the high-pressure condensate pump 4 does not have a reserve machine or has a small reserve capacity. When the pump 4 trips, the reactor water level is controlled as follows. That is,
By "reactor water level low" and "turbine driven feed water pump 7 trip", the reactor recirculation pump 10 is run back, the core flow rate is reduced, and the reactor power is reduced.
The main steam flow rate is reduced to prevent the reactor water level from decreasing. However, in this conventional technique, when the low-pressure condensate pump 2 and the high-pressure condensate pump 4 do not have a backup machine, it is difficult to recover the reactor feedwater flow rate, and the reactor water level does not recover at a low water level. The water level will be low "and the reactor may scrum.

【0006】ここで、低圧復水ポンプ2、高圧復水ポン
プ4がトリップすると、下流側ポンプの押込圧力確保の
ため、下流側ポンプもトリップさせる。つまり、例えば
低圧復水ポンプ2の1台がトリップした場合、給水の押
込圧力が低下するので、高圧復水ポンプ4を1台、ター
ビン駆動給水ポンプ7を1台、トリップさせる。そし
て、低圧復水ポンプ2および高圧復水ポンプ4のトリッ
プを、タービン駆動給水ポンプ7のトリップを検出する
ことによって検出している。
When the low-pressure condensate pump 2 and the high-pressure condensate pump 4 trip, the downstream pump is also tripped in order to secure the pushing pressure of the downstream pump. That is, for example, when one of the low-pressure condensate pumps 2 trips, the pushing pressure of the feed water drops, so one high-pressure condensate pump 4 and one turbine-driven feed water pump 7 are tripped. Then, the trip of the low-pressure condensate pump 2 and the high-pressure condensate pump 4 is detected by detecting the trip of the turbine-driven feed water pump 7.

【0007】図8は、原子炉スプレー系統を示すもの
で、電動機駆動給水ポンプ6が1台しかない場合におい
て、プラント起動停止時は電動機駆動給水ポンプ6を使
用するが、その1台の電動機駆動給水ポンプ6がトリッ
プした場合は、原子炉給水が喪失し、“原子炉水位低
低”でスクラムする。
FIG. 8 shows a nuclear reactor spray system. When there is only one electric motor driven feed water pump 6, the electric motor driven feed water pump 6 is used when the plant is started and stopped. If the feedwater pump 6 trips, the reactor feedwater will be lost and the reactor will scram at "reactor water level low".

【0008】そして、原子炉スクラム後、炉内を冷却す
る冷却水がないため、“原子炉水位低低”を水位検出器
15によって検出し、図8に示す冷却水ポンプ22を起
動する。この冷却水ポンプ22により、復水貯蔵タンク
21内の復水を原子炉圧力容器9に注水し、熱除去を行
う。これと同時に、“原子炉水位低低”により高圧炉心
スプレーポンプ23を起動し、サプレッションプール2
6内の復水を原子炉圧力容器9内に注水する。冷却水ポ
ンプ22、高圧炉心スプレーポンプ23により原子炉圧
力容器9内を減圧後、低圧炉心スプレーポンプ24によ
りサプレッションプール26内の復水を原子炉圧力容器
9内に注水し、さらに減圧、減温し原子炉の停止を行
う。なお、図8中、25は原子炉格納容器を示す。
After the reactor scram, since there is no cooling water for cooling the inside of the reactor, "low or low reactor water level" is detected by the water level detector 15, and the cooling water pump 22 shown in FIG. 8 is started. The cooling water pump 22 injects the condensed water in the condensed water storage tank 21 into the reactor pressure vessel 9 to remove heat. At the same time, the high pressure core spray pump 23 is started by the “reactor water level low”, and the suppression pool 2
The condensed water in 6 is poured into the reactor pressure vessel 9. After depressurizing the inside of the reactor pressure vessel 9 with the cooling water pump 22 and the high-pressure core spray pump 23, the condensed water in the suppression pool 26 is injected into the reactor pressure vessel 9 with the low-pressure core spray pump 24, and further depressurization and temperature reduction are performed. Then shut down the reactor. In addition, in FIG. 8, 25 shows a reactor containment vessel.

【0009】[0009]

【発明が解決しようとする課題】復水貯蔵タンク21内
には、常に復水浄化装置によって浄化された復水を貯
蔵、あるいは純水を補給しているため、その復水は清浄
であり、問題がない。ところが、サプレッションプール
26内の復水は浄化されていないため、この復水を原子
炉圧力容器9内に注入した後、原子炉の再起動時に、原
子炉圧力容器9内の清浄化が必要である。前記原子炉圧
力容器9は、多くの内部構造物を有しているため、清浄
化に要する作業時間および経費が膨大になるという問題
がある。
In the condensate storage tank 21, the condensate purified by the condensate purifier is always stored or replenished with pure water, so that the condensate is clean, there is no problem. However, since the condensate in the suppression pool 26 is not purified, it is necessary to clean the inside of the reactor pressure vessel 9 when the reactor is restarted after the condensate is injected into the reactor pressure vessel 9. is there. Since the reactor pressure vessel 9 has many internal structures, there is a problem that the working time and cost required for cleaning become enormous.

【0010】本発明の目的は、前記従来技術の問題を解
決し、プラント起動停止時において、電動機駆動給水ポ
ンプのトリップ時における原子炉スクラム時のサプレッ
ションプール水による原子炉圧力容器の冷却を未然に防
止し得る原子炉水位制御方法を提供することにある。
An object of the present invention is to solve the above-mentioned problems of the prior art, and to prevent the reactor pressure vessel from being cooled by the suppression pool water during the reactor scram when the electric motor driven feed pump is tripped when the plant is stopped. It is intended to provide a reactor water level control method capable of preventing.

【0011】[0011]

【課題を解決するための手段】上記目的は、プラント起
動停止時、電動機駆動給水ポンプが運転中にトリップし
た時に、該トリップを検出し、かつ冷却水ポンプを起動
させ、原子炉圧力容器内に復水貯蔵タンク内の復水を注
入し、原子炉圧力容器内の水位低下量を抑えることで、
達成される。
[Means for Solving the Problems] The above-mentioned object is to detect the trip when the electric motor driven water feed pump trips during operation when the plant is stopped and to start the cooling water pump, and By injecting the condensate in the condensate storage tank and suppressing the decrease in the water level in the reactor pressure vessel,
To be achieved.

【0012】[0012]

【作用】トリップ時には冷却水ポンプにて復水貯蔵タン
ク内の復水を原子炉圧力容器内に注入するため、原子炉
スクラム時にサプレッションプール水が原子炉圧力容器
内に注入されるのを回避できる。
[Operation] Since the condensate in the condensate storage tank is injected into the reactor pressure vessel by the cooling water pump during a trip, it is possible to prevent the suppression pool water from being injected into the reactor pressure vessel during the reactor scram. ..

【0013】[0013]

【実施例】以下、本発明の一実施例を図面により説明す
る。図4は、主蒸気系統と復水給水系統と原子炉再循環
制御系統を示すもので、復水器1によって凝縮された復
水は、低圧復水ポンプ2によって昇圧され、復水浄化装
置3によって適正水質に浄化され、高圧復水ポンプ4に
よって昇圧され、低圧給水加熱器5によって加熱され、
タービン駆動給水ポンプ7または電動機駆動給水ポンプ
6によって昇圧され、高圧給水加熱器8によって加熱さ
れ、原子炉圧力容器9に給水される。原子炉圧力容器9
によって発生した蒸気は、蒸気タービン11を駆動し、
発電機Gを回転させ、発電する。
DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS An embodiment of the present invention will be described below with reference to the drawings. FIG. 4 shows the main steam system, the condensate water supply system, and the reactor recirculation control system. Condensate condensed by the condenser 1 is boosted by the low-pressure condensate pump 2 and the condensate purification device 3 Is purified to proper water quality by the high pressure condensate pump 4 and is heated by the low pressure feed water heater 5.
The pressure is increased by the turbine-driven water supply pump 7 or the electric-motor-driven water supply pump 6, heated by the high-pressure water supply heater 8, and supplied to the reactor pressure vessel 9. Reactor pressure vessel 9
The steam generated by driving the steam turbine 11,
The generator G is rotated to generate electricity.

【0014】次に、原子炉水位制御において、低負荷時
は原子炉水位検出器15による単要素制御を行い、高負
荷時は給水流量検出器14と、原子炉水位検出器15
と、主蒸気流量検出器16とを合わせた三要素制御を行
う。また、負荷変動、過渡事象に対して、タービン駆動
給水ポンプ7においては蒸気加減弁12によって、電動
機駆動給水ポンプ6にあっては給水調節弁13によっ
て、それぞれ給水流量を制御することにより追従させ、
原子炉圧力容器9の水位を一定に保持している。
Next, in the reactor water level control, single element control is performed by the reactor water level detector 15 when the load is low, and the feed water flow rate detector 14 and the reactor water level detector 15 are used when the load is high.
And the main steam flow rate detector 16 are combined to perform three-element control. Further, load fluctuations and transient events are made to follow by controlling the feed water flow rate by the steam control valve 12 in the turbine driven feed water pump 7 and by the feed water control valve 13 in the electric motor driven feed pump 6, respectively.
The water level of the reactor pressure vessel 9 is kept constant.

【0015】さらに、プラント出力の制御は制御棒によ
る原子炉出力制御の他に、通常運転においては原子炉再
循環ポンプ10により炉心流量を制御し、原子炉出力を
制御している。
Further, in addition to the control of the reactor output by the control rod, the plant output is controlled by controlling the reactor core flow rate by the reactor recirculation pump 10 in the normal operation to control the reactor output.

【0016】本実施例における復水給水系統のポンプ容
量および台数は、 低圧復水ポンプ2…33%×3台 高圧復水ポンプ4…33%×3台 タービン駆動給水ポンプ7…50%×2台 電動機駆動給水ポンプ6…25%×1台 とされている。なお、図4中、17は通常運転時の原子
炉再循環ポンプ10と蒸気加減弁12と給水量制御弁1
3の制御器を示す。
The pump capacity and number of the condensate water supply system in this embodiment are as follows: low-pressure condensate pump 2 ... 33% × 3 units High-pressure condensate pump 4 ... 33% × 3 units Turbine-driven water supply pump 7 ... 50% × 2 Table Motor driven water feed pump 6 ... 25% x 1 set. In FIG. 4, 17 is a reactor recirculation pump 10, a steam control valve 12, and a water supply amount control valve 1 during normal operation.
3 shows a controller of 3.

【0017】図6に示す水位制御装置は、ランバック判
定器31を備えている。このランバック判定器31は、
低圧復水ポンプ2、高圧復水ポンプ4、タービン駆動給
水ポンプ7および電動機駆動給水ポンプ6の運転台数
と、給水流量検出器14による給水流量信号により、ポ
ンプのトリップを検出し、原子炉再循環ポンプ10のラ
ンバック要否を判定し、必要時に前記原子炉再循環ポン
プ10をランバックさせる。
The water level control device shown in FIG. 6 includes a runback judging device 31. This runback determiner 31
A trip of the pump is detected by the number of operating low-pressure condensate pumps 2, high-pressure condensate pumps 4, turbine-driven feedwater pumps 7 and electric-motor-driven feedwater pumps 6, and the feedwater flow rate signal from the feedwater flow rate detector 14, and the reactor is recirculated. It is determined whether or not the pump 10 needs to run back, and the reactor recirculation pump 10 is run back when necessary.

【0018】図5はランバック判定器31の判定ロジッ
クを示すものである。プラントの100%負荷運転中に
は、低圧復水ポンプ2は3台とも運転される。この時、
給水流量検出器14からは100%負荷時給水流量が給
水されていることがランバック判定器31に送られてい
る。この運転状態において、低圧復水ポンプ2が1台ト
リップすると、トリップ信号がランバック判定器31に
入り、このランバック判定器31は図5から判るよう
に、ポンプの給水能力が運転負荷である100%に不足
していることを判定し、原子炉再循環ポンプ10をラン
バックさせ、原子炉出力を低下させる。これにより、原
子炉圧力容器9の水位低下量を低減し、原子炉スクラム
を防止することができる。
FIG. 5 shows the decision logic of the runback decision device 31. All three low pressure condensate pumps 2 are operated during 100% load operation of the plant. At this time,
From the water supply flow rate detector 14, it is sent to the runback determination device 31 that the water supply flow rate at 100% load is being supplied. In this operating state, when one low-pressure condensate pump 2 trips, a trip signal enters the runback determiner 31, and the runback determiner 31 has the water supply capacity of the pump as the operating load as can be seen from FIG. It is determined that 100% is insufficient, and the reactor recirculation pump 10 is run back to reduce the reactor output. As a result, the water level drop in the reactor pressure vessel 9 can be reduced and the reactor scrum can be prevented.

【0019】66%負荷運転中において、低圧復水ポン
プ2が3台運転中であれば、1台トリップしても初期負
荷が66%であるから、低圧復水ポンプ2台で原子炉給
水は可能で、原子炉水位も低下しないため、ランバック
判定器31は、原子炉再循環ポンプ10をランバックさ
せない。前記低圧復水ポンプ2が2台運転中に、1台ト
リップした場合には、給水能力が不足するため、ランバ
ック判定器31は原子炉再循環ポンプ10をランバック
させ、原子炉圧力容器9の水位低下量を低減させる。そ
の結果、原子炉スクラムを防ぐことが可能となる。前記
ランバック判定器31は、図5から判るように、高圧復
水ポンプ4、タービン駆動給水ポンプ7がトリップした
場合も、同様に作動する。
During operation at 66% load, if three low-pressure condensate pumps 2 are in operation, the initial load is 66% even if one unit is tripped. Since this is possible and the reactor water level does not drop, the runback determination unit 31 does not runback the reactor recirculation pump 10. If one of the low-pressure condensate pumps 2 is tripped during operation, the water supply capacity is insufficient, so the runback determiner 31 causes the reactor recirculation pump 10 to run back and the reactor pressure vessel 9 Reduce the amount of water level drop. As a result, it becomes possible to prevent the reactor scrum. As can be seen from FIG. 5, the runback determiner 31 operates similarly when the high-pressure condensate pump 4 and the turbine drive feedwater pump 7 trip.

【0020】このように、この実施例のランバック判定
器31では、復水給水系統のポンプがトリップした場合
に、稼動しているポンプ運転台数と、プラントの負荷と
しての給水流量とを比較し、ポンプ運転台数が不足した
時に原子炉再循環ポンプ10をランバックさせ、原子炉
圧力容器9の水位低下量を低減し、原子炉スクラムを防
止する。前述のごとく、この実施例のランバック判定器
31では、プラントの負荷判定要素として、給水流量に
よって行う場合を示しているが、他に発電機の出力、高
圧タービン初段後の圧力等、適正にプラントの負荷を検
出できるものを採用してもよい。
As described above, in the runback determination device 31 of this embodiment, when the pump of the condensate water supply system is tripped, the number of operating pumps is compared with the water supply flow rate as the load of the plant. When the number of operating pumps is insufficient, the reactor recirculation pump 10 is run back to reduce the water level drop in the reactor pressure vessel 9 and prevent reactor scram. As described above, the runback determiner 31 of this embodiment shows the case where the flow rate of the feed water is used as the load determining element of the plant, but in addition, the output of the generator, the pressure after the first stage of the high pressure turbine, etc. are properly set. You may employ | adopt what can detect the load of a plant.

【0021】図6は、前記実施例と従来技術による水位
制御特性の違いを示ものであり、従来技術を一点鎖線
で、前記実施例による変化を実線で、それぞれ100%
負荷運転時に低圧復水ポンプ2がトリップした場合の変
化を示している。この図6から判るように、従来技術に
おいては低圧復水ポンプ2がトリップ後、約50秒で原
子炉圧力容器9の“水位が低低”となり、原子炉スクラ
ムが発生する可能性があったが、前記の実施例において
は水位低下量が小さく、また回復も早くなり、原子炉ス
クラムを回避することができる。
FIG. 6 shows the difference in water level control characteristics between the embodiment and the prior art. The prior art is indicated by a chain line, and the change according to the embodiment is indicated by a solid line.
It shows the change when the low-pressure condensate pump 2 trips during load operation. As can be seen from FIG. 6, in the prior art, the "water level" of the reactor pressure vessel 9 becomes "low and low" about 50 seconds after the low-pressure condensate pump 2 has tripped, which may cause a reactor scrum. However, in the above-mentioned embodiment, the amount of decrease in water level is small, the recovery is quick, and the reactor scrum can be avoided.

【0022】図1は、原子炉スクラム後に、原子炉圧力
容器に復水を注入する復水注入系統とサプレッションプ
ール内の復水を注入するサプレッションプール水注入系
統とを示す図である。尚、電動機駆動給水ポンプが予備
機を持っていない場合を示す。
FIG. 1 is a diagram showing a condensate injection system for injecting condensate into a reactor pressure vessel and a suppression pool water injection system for injecting condensate in a suppression pool after a reactor scrum. The case where the electric motor driven water supply pump does not have a backup machine is shown.

【0023】図1に示す水位制御装置は、復水貯蔵タン
ク21内の復水を冷却水ポンプ22により、原子炉圧力
容器9内に注水する。一方、高圧炉心スプレーポンプ2
3と、低圧炉心スプレーポンプ24とにより、サプレッ
ションプール26内の復水を原子炉圧力容器9内に注入
するようになっている。
In the water level control device shown in FIG. 1, the condensate in the condensate storage tank 21 is injected into the reactor pressure vessel 9 by the cooling water pump 22. On the other hand, high pressure core spray pump 2
3 and the low-pressure core spray pump 24 are used to inject the condensed water in the suppression pool 26 into the reactor pressure vessel 9.

【0024】本発明では、前記装置において、プラント
起動停止時に運転される電動機駆動給水ポンプ6のトリ
ップ時に、ランバック判定器31により前記トリップを
検出し、前記冷却水ポンプ22を起動させるように構成
したことを特徴としている。
In the present invention, in the above apparatus, when the electric motor driven water supply pump 6 that is operated when the plant is stopped is tripped, the runback determiner 31 detects the trip and activates the cooling water pump 22. It is characterized by doing.

【0025】図2は前記ランバック判定器31の判定ロ
ジックを示すものである。図1および図2により、本発
明の原子炉水位制御方法の一例を説明する。プラント起
動停止時、電動機駆動給水ポンプ6が運転中にトリップ
した場合に、ランバック判定器31により冷却水ポンプ
22を起動し、復水貯蔵タンク21内の復水を原子炉圧
力容器9内に即座に注入し、水位低下量を抑え、高圧炉
心スプレーポンプ23と、低圧炉心スプレーポンプ24
の起動を防止し、原子炉圧力容器9内がサプレッション
プール26内の復水で汚染されることを防止する。
FIG. 2 shows the decision logic of the runback decision device 31. An example of the reactor water level control method of the present invention will be described with reference to FIGS. 1 and 2. When the electric motor drive water supply pump 6 trips during operation when the plant is stopped, the run-back determination device 31 activates the cooling water pump 22 to transfer the condensate in the condensate storage tank 21 into the reactor pressure vessel 9. Immediately injects, suppresses the decrease in water level, high-pressure core spray pump 23, and low-pressure core spray pump 24
Is prevented and the inside of the reactor pressure vessel 9 is prevented from being contaminated by the condensate in the suppression pool 26.

【0026】ここで、図2から判るように、電動機駆動
給水ポンプ6がタービン駆動給水ポンプ7と並列運転中
にトリップした場合は、プラント運転継続可能であり、
冷却水ポンプ22を起動する必要がないため、ランバッ
ク判定器31は電動機駆動給水ポンプ1台のみの運転範
囲であるプラントの負荷を、つまり本実施例においては
25%負荷以下の場合にだけ、冷却水ポンプ22を起動
する。負荷の検出は、給水流量検出器14によって行
う。
Here, as can be seen from FIG. 2, when the electric motor driven feed water pump 6 trips in parallel with the turbine driven feed water pump 7, the plant operation can be continued,
Since it is not necessary to start the cooling water pump 22, the runback determiner 31 sets the load of the plant within the operating range of only one motor-driven feed water pump, that is, in the present embodiment, only when the load is 25% or less. The cooling water pump 22 is started. The load is detected by the water supply flow rate detector 14.

【0027】なお、この実施例ではプラントの負荷を電
動機駆動給水ポンプ6の運転範囲を上限とするととも
に、その上限を25%としているが、この数値に限らな
い。さらに、前記冷却水ポンプ22の起動条件として、
原子炉水位低下信号を取り出して利用することもでき
る。
In this embodiment, the plant load is set to the upper limit of the operating range of the electric motor driven water supply pump 6 and the upper limit is set to 25%, but the load is not limited to this value. Furthermore, as a starting condition of the cooling water pump 22,
The reactor water level drop signal can also be extracted and used.

【0028】図3は、本発明の図1,図2に示す実施例
と従来技術の水位制御特性の違いを示すものであり、従
来技術を一点鎖線で、本発明の実施例による変化を実線
で示す。さらに、この図3はプラントの25%負荷運転
時、電動機駆動給水ポンプ6が運転中にトリップした場
合の原子炉水位変化を示す。この図3から判るように、
従来技術においては、原子炉水位は約60秒後に高圧炉
心スプレーポンプ23の起動水位となるが、本発明の実
施例によれば、水位低下量は小さく、また水位も回復
し、高圧炉心スプレーポンプ23の起動を回避すること
が可能となる。その結果、浄化されていないサプレッシ
ョンプール26内の復水注入による原子炉圧力容器9の
汚染を未然に防止することができる。
FIG. 3 shows the difference in the water level control characteristics between the embodiment shown in FIGS. 1 and 2 of the present invention and the prior art. The prior art is indicated by a dot-dash line and the change according to the embodiment of the present invention is shown by a solid line. Indicate. Further, FIG. 3 shows the reactor water level change when the electric motor drive feed pump 6 trips during operation at 25% load operation of the plant. As you can see from Figure 3,
In the prior art, the reactor water level becomes the starting water level of the high pressure core spray pump 23 after about 60 seconds. However, according to the embodiment of the present invention, the water level decrease amount is small and the water level is recovered, and the high pressure core spray pump It is possible to avoid starting 23. As a result, it is possible to prevent contamination of the reactor pressure vessel 9 due to the injection of condensate in the unpurified suppression pool 26.

【0029】[0029]

【発明の効果】本発明によれば、プラント起動停止時、
電動機駆動給水ポンプが運転中にトリップした時に、該
トリップを検出し、かつ冷却水ポンプを起動させ、原子
炉圧力容器内に復水貯蔵タンク内の復水を注入し、原子
炉圧力容器内の水位低下量を抑えるようにしているの
で、原子炉スクラム時に、浄化されていないサプレッシ
ョンプール水の注入による原子炉圧力容器の汚染を未然
に防止し得る効果がある。
According to the present invention, when the plant is started or stopped,
When the electric motor driven water supply pump trips during operation, the trip is detected, the cooling water pump is started, the condensate in the condensate storage tank is injected into the reactor pressure vessel, and the Since the amount of decrease in water level is suppressed, there is an effect that contamination of the reactor pressure vessel due to injection of unpurified suppression pool water can be prevented when the reactor is scrammed.

【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]

【図1】本発明を実施するための原子炉水位制御装置の
一実施例を示すものであって、原子炉水位制御装置を構
成しているランバック判定器と原子炉スプレー系統との
接続関係を示す図である。
FIG. 1 shows an embodiment of a reactor water level control device for carrying out the present invention, in which a connection relationship between a runback determiner and a reactor spray system constituting the reactor water level control device is shown. FIG.

【図2】図1に示すランバック判定器の判定ロジックを
示す図である。
FIG. 2 is a diagram showing a decision logic of a runback decision device shown in FIG.

【図3】従来技術と図1に示す原子炉水位制御装置の水
位制御特性を比較して示した図である。
FIG. 3 is a diagram comparing and comparing the water level control characteristics of the conventional reactor water level control device shown in FIG.

【図4】原子炉水位制御装置を構成しているランバック
判定器と原子力発電プラントの各系統との接続関係を示
す図である。
FIG. 4 is a diagram showing a connection relationship between a runback determiner configuring a reactor water level control device and each system of a nuclear power plant.

【図5】図4に示すランバック判定器の判定ロジックを
示す図である。
5 is a diagram showing a determination logic of the runback determiner shown in FIG.

【図6】従来技術と図4に示す原子炉水位制御装置の水
位制御特性を比較して示した図である。
FIG. 6 is a diagram comparing and comparing the water level control characteristics of the conventional reactor water level control device shown in FIG. 4;

【図7】従来の原子炉水位制御方法を説明するための原
子力発電プラントの各系統を示す図である。
FIG. 7 is a diagram showing each system of a nuclear power plant for explaining a conventional reactor water level control method.

【図8】従来の原子炉スプレー系統を示す図である。FIG. 8 is a diagram showing a conventional nuclear reactor spray system.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

1…復水器、2…復水給水系統を構成している低圧復水
ポンプ、4…同高圧復水ポンプ、6…同電動機駆動給水
ポンプ、7…同タービン駆動給水ポンプ、9…原子炉圧
力容器、10…原子炉再循環系統を構成している原子炉
再循環ポンプ、11…蒸気タービン、14…給水流量検
出器、15…原子炉の水位検出器、16…蒸気流量検出
器、21…原子炉スプレー系統を構成している復水貯蔵
タンク、22…同冷却水ポンプ、23…同高圧炉心スプ
レーポンプ、24…同低圧炉心スプレーポンプ、25…
原子炉格納容器、26…サプレッションプール、31…
原子炉水位制御装置を構成しているランバック判定器。
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Condenser, 2 ... Low-pressure condensate pump which comprises a condensate water supply system, 4 ... High-pressure condensate pump, 6 ... Electric motor drive water supply pump, 7 ... Turbine drive water supply pump, 9 ... Reactor Pressure vessel, 10 ... Reactor recirculation pump forming a reactor recirculation system, 11 ... Steam turbine, 14 ... Feed water flow rate detector, 15 ... Reactor water level detector, 16 ... Steam flow rate detector, 21 Condensate storage tanks constituting the nuclear reactor spray system, 22 ... Cooling water pumps, 23 ... High pressure core spray pumps, 24 ... Low pressure core spray pumps, 25 ...
Reactor containment vessel, 26 ... Suppression pool, 31 ...
A runback detector that constitutes the reactor water level control device.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 【請求項1】 複数台のポンプを有する復水給水系統を
通じて復水器内の復水を原子炉へ給水するとともに、プ
ラント低負荷時に原子炉水位検出値に応じて前記復水給
水系統による原子炉への給水流量と原子炉再循環ポンプ
による炉心流量とを制御し原子炉水位を通常水位に制御
する原子炉水位制御方法において、プラントの起動,停
止時に前記ポンプの1つである電動機駆動給水ポンプが
トリップしたとき、冷却水ポンプを起動し復水貯蔵タン
ク内の復水を原子炉圧力容器内に注入して該原子炉圧力
容器内の水位を前記通常水位に制御することを特徴とす
る原子炉水位制御方法。
Claims: 1. Condensate in a condenser is supplied to a reactor through a condensate water supply system having a plurality of pumps, and at the time of low load on the plant, the reactor water level detection value In a reactor water level control method for controlling a reactor water level to a normal water level by controlling a feed water flow rate to a reactor by a condensate water supply system and a core flow rate by a reactor recirculation pump, one of the pumps at the time of starting and stopping a plant is used. When the electric motor driven water supply pump, which is one of the two, trips, the cooling water pump is started and the condensate in the condensate storage tank is injected into the reactor pressure vessel to control the water level in the reactor pressure vessel to the normal water level. A water level control method for a reactor.
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