JPH07128484A - Operation monitoring and protection method for reactor - Google Patents
Operation monitoring and protection method for reactorInfo
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- JPH07128484A JPH07128484A JP5274205A JP27420593A JPH07128484A JP H07128484 A JPH07128484 A JP H07128484A JP 5274205 A JP5274205 A JP 5274205A JP 27420593 A JP27420593 A JP 27420593A JP H07128484 A JPH07128484 A JP H07128484A
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Abstract
Description
【0001】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、加圧水型原子炉の許容
運転範囲を制限する炉心監視保護方法に関するものであ
る。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a core monitoring and protecting method for limiting an allowable operating range of a pressurized water reactor.
【0002】[0002]
【従来の技術】従来の加圧水型原子炉の運転監視方法で
は、監視に使用される炉外中性子検出器が軸方向2分割
の場合には、軸方向出力分布に関する炉心平均のアキシ
ャルオフセットを使用し、その関数形として原子炉の運
転範囲を表示している。その代表的な一例では、定格出
力運転状態のアキシャルオフセット値に対してその正側
及び負側の一定目標範囲内にアキシャルオフセット目標
値A.OC.を維持するといういわゆるアキシャルオフセ
ット一定値制御運転方法を採用している(例えば特開昭
62−299792号公報参照)。2. Description of the Related Art In a conventional pressurized water reactor operation monitoring method, when the out-of-core neutron detector used for monitoring is divided into two in the axial direction, the axial offset of the core average regarding the axial power distribution is used. , The operating range of the reactor is displayed as its function form. In its typical example, the axial offset target value within a predetermined target range of the positive and negative sides with respect to the axial offset of the rated power operating conditions A.O C. A so-called constant axial offset constant value control operation method for maintaining the above is adopted (for example, refer to JP-A-62-299792).
【0003】また、炉心及び燃料の健全性(即ち核沸騰
限界比及び最高線出力制限)保護のために、アキシャル
オフセット目標値A.OC.をある範囲に限定する保護系
を原子炉に設置しており、目標値がこの範囲を逸脱する
と最終的には原子炉をトリップするようになっている。
これ等の方法は全てアキシャルオフセットA.OC.とい
う炉心上半分と下半分の出力偏差を使用しているため、
図1の(a)及び(b)に例示するように、同じ値のアキシ
ャルオフセットA.OC.ではあっても分布形状が大きく
異なる出力分布を判別することはできないという問題が
あり、また、炉心平均のアキシャルオフセットA.OC.
により包絡的に保護関数を決めるので運転範囲が狭くな
るという問題もあった。[0003] integrity of the core and fuel (i.e. nucleate boiling ratio and maximum linear output limit) for protection, axial offset target value A.O C. A protection system is installed in the reactor to limit the range to a certain range, and when the target value deviates from this range, the reactor is finally tripped.
All this method, such as an axial offset A.O C. Since the power deviation of the upper half and the lower half of the core is used,
As illustrated in FIG. 1 (a) and (b), axial offset A.O C of the same value. In there is a problem that it is impossible to determine the very different power distribution distribution shape even, also, the core average axial offset A.O C.
There is also a problem that the operating range is narrowed because the protection function is determined by the envelope.
【0004】上述した問題を解決するため、図2に例示
するような軸方向4分割の中性子検出器を使用すること
が提案されてきたが、このような中性子検出器を使用す
る場合、従来では、これ等の中性子検出器からの4つの
出力信号に基づいて軸方向約60箇所の出力分布を再現
計算しており、この計算結果から炉心の最高線出力及び
核沸騰限界比(DNBR)を直接的に評価するという方
法を採用している。In order to solve the above-mentioned problems, it has been proposed to use a neutron detector which is divided into four axial directions as shown in FIG. 2. However, when such a neutron detector is used, it has been conventionally known. , The output distribution of about 60 points in the axial direction is reproduced and calculated based on the four output signals from these neutron detectors, and the maximum line power of the core and the nuclear boiling limit ratio (DNBR) are directly calculated from this calculation result. It employs the method of evaluating it.
【0005】[0005]
【発明が解決しようとする課題】この場合には、詳細な
軸方向出力分布が得られる利点があるが、精度を保証す
るために、毎月1回の炉内の出力分布測定の結果と炉外
の4分割中性子検出器の出力信号からの再現出力分布と
が一致するように、約60箇所毎に中性子検出器を較正
するという作業が必要とされ、その保守に手間がかかる
という問題があった。また、軸方向出力分布の形のまま
では制御棒操作との関係が直感的に分かりずらいという
問題もあった。In this case, although there is an advantage that a detailed axial power distribution can be obtained, in order to guarantee the accuracy, the result of the power distribution measurement inside the furnace once a month and the outside of the furnace are measured. The neutron detector needs to be calibrated at every 60 points so that the reproduced output distribution from the output signal of the four-division neutron detector is matched, and maintenance of the neutron detector is troublesome. . In addition, there is a problem that it is difficult to intuitively understand the relationship with the control rod operation if the shape of the axial power distribution is unchanged.
【0006】従って、本発明は、上記のような炉外4分
割中性子検出器を使用する場合の保護系設定変更の手間
及び頻度を低減すると同時に、従来のアキシャルオフセ
ットと同様な分かり易い指標により核沸騰限界比及び最
高線出力もしくは熱流束熱水路係数の保護を図った原子
炉の運転監視保護方法を提供することを目的とするもの
である。Therefore, the present invention reduces the labor and frequency of changing the protection system setting when using the above-mentioned four-part neutron detector outside the reactor, and at the same time, uses the same easy-to-understand index as the conventional axial offset. It is an object of the present invention to provide a reactor operation monitoring and protection method for protecting the boiling limit ratio and the maximum line output or heat flux hydrothermal channel coefficient.
【0007】[0007]
【課題を解決するための手段及び作用】上述の目的を達
成するために、本発明による原子炉の運転監視保護方法
では、炉心に関して軸方向に4分割され炉外に上下に配
設される中性子検出器の出力信号を、該中性子検出器の
上方のものよりq1,q2,q3,q4とする時に、該出力
信号q1,q2,q3,q4により炉心平均のアキシャルオ
フセットA.OC.、炉心上半分のアキシャルオフセット
A.OT.、炉心下半分のアキシャルオフセットA.OB.を
それぞれIn order to achieve the above object, in the operation monitoring and protecting method for a nuclear reactor according to the present invention, neutrons which are axially divided into four parts and which are arranged vertically outside the reactor are provided. When the output signal of the detector is q 1 , q 2 , q 3 , q 4 from the one above the neutron detector, the axial average of the core average is obtained by the output signals q 1 , q 2 , q 3 , q 4. offset A.O C. , The core upper half axial offset A.O T., The reactor core lower half axial offset A.O B., Respectively
【数2】 と定義し、前記出力信号をq1+q2+q3+q4=1に規
格化して該出力信号より核沸騰限界比DNBRを表示
し、該核沸騰限界比DNBRを前記アキシャルオフセッ
トA.OC.、A.OT.及びA.OB.を使用して計算し、同
核沸騰限界比DNBRをA.OC.とA.OT.の関係及び
A.OC.とA.OB .の関係で図的表示すると共に、熱流束
熱水路係数FQを前記出力信号q1,q2,q3,q4によ
り表示し、該熱流束熱水路係数FQを前記アキシャルオ
フセットA.OC.、A.OT.及びA.OB.を使用して計算
し、同熱流束熱水路係数FQをA.OC.とA.OT.の関係
及びA.OC.とA.OB.の関係で図的表示し、前記各図
的表示から前記炉心の熱的制限値である前記核沸騰限界
比DNBR及び前記熱流束熱水路係数FQを制限して許
容運転範囲を確定する。核沸騰限界比DNBR及び熱流
束熱水路係数FQの制限値はA.OC.,A.OT.及びA.
OB.の関数形として構成すると好適である。[Equation 2] Is defined as, the output signal q 1 + q 2 + q 3 + q 4 = 1 normalized to display the nucleate boiling ratio DNBR than the output signal, said nucleic boiling limit ratio DNBR axial offset A.O C. , A.O T. And A.O B. Use calculates, A.O the same nucleate boiling ratio DNBR C. And A.O T. Relationships and A.O C. And A.O B The heat flux heat channel coefficient F Q is displayed by the output signals q 1 , q 2 , q 3 and q 4 and the heat flux heat channel coefficient F Q is indicated by the axial offset. A.O C., A.O T. and A.O B. use calculated, the same heat flow Tabanetsu waterways factor F Q A.O C. and A.O T. relationships and A. O C. and A.O B. , The nucleate boiling limit ratio DNBR and the heat flux heat channel coefficient F Q , which are the thermal limit values of the core, are limited from the respective graphic representations to determine the allowable operating range. Limit nucleate boiling ratio DNBR and heat flow Tabanetsu waterways factor F Q is A.O C. , A.O T. And A.
When configured as a functional form of O B. It is suitable.
【0008】[0008]
【実施例】次に、本発明の好適な実施例について図面を
参照して説明すると、図2において、炉心1の軸方向に
関して4分割された炉外中性子検出器2a、2b、2
c、2dの出力信号をそれぞれq1,q2,q3,q4とす
る時に、下記の3種類のアキシャルオフセットA.O.を
定義する。DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS Next, a preferred embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. In FIG. 2, the out-of-core neutron detectors 2a, 2b, 2 are divided into four in the axial direction of the core 1.
When the output signals of c and 2d are q 1 , q 2 , q 3 and q 4 , respectively, the following three types of axial offset AO are defined.
【数3】 [Equation 3]
【0009】ここで、A.OC.は炉心平均のアキシャル
オフセット、A.OT.は炉心上半分のアキシャルオフセ
ット及びA.OB.は炉心下半分のアキシャルオフセット
である。一般的に、ある軸方向位置の核沸騰限界比(以
下、DNBRという)は、その軸方向位置までの出力積
分値と同軸方向位置での出力とを掛けたものに逆比例す
るので、検出器の出力信号q1,q2,q3,q4を使用し
てDNBRを表示すると、[0009] Here, A.O C. The reactor core average axial offset, A.O T. The core upper half axial offset and A.O B. Is the axial offset in the lower half of the core. Generally, the nucleate boiling limit ratio (hereinafter referred to as DNBR) at a certain axial position is inversely proportional to the product of the output integrated value up to the axial position and the output at the coaxial position. Displaying the DNBR using the output signals q 1 , q 2 , q 3 , q 4 of
【数4】 となる。この関係は図3に示すように明確な直線関係に
なる。[Equation 4] Becomes This relationship is a clear linear relationship as shown in FIG.
【0010】一方、検出器出力信号q1,q2,q3,q4
は、上記(1)式のアキシャルオフセットA.OC.、A.
OT.、A.OB.から次のように計算できる。On the other hand, detector output signals q 1 , q 2 , q 3 , q 4
The axial offset of the (1) formula A.O C., A.
From O T. , A. O B. , It can be calculated as follows.
【数5】 [Equation 5]
【0011】ただし、各検出器の出力信号は、q1+q2
+q3+q4=1.0と規格化される。即ち、上記(2)
式及び(3)式より、DNBRは、アキシャルオフセッ
トA.OC.、A.OT.、A.OB.を使って計算できる。こ
れらの結果を図的表示したものが図4及び図5であり、
図4においては、(A.OC.とA.OT.)の組み合わせ
で、図5においては(A.OC.とA.OB.)の組み合わせ
でDNBRの数値が表現されているので、各組み合わせ
(A.OC.とA.OT.)及び(A.OC.とA.OB.)の範囲
を限定すればDNBRをある許容範囲に限定できる。However, the output signal of each detector is q 1 + q 2
It is standardized as + q 3 + q 4 = 1.0. That is, the above (2)
From the formula and (3), DNBR is axial offset A.O C. , A.O T., Can be calculated using the A.O B.. 4 and 5 are graphical representations of these results,
In FIG. 4, a combination of (A.O C. And A.O T.), Are represented the value of the DNBR in combination (A.O C. And A.O B.) In FIG. 5 because, can be limited to a certain allowable range of the DNBR if limiting the scope of each combination (A.O C. and A.O T.) and (A.O C. and A.O B.).
【0012】一方、最高線出力は、炉心の熱流束熱水路
係数FQと平均線出力を掛けたものであり、検出器出力
信号q1,q2,q3,q4に比例することが知られてい
る。即ち、On the other hand, the highest line output is obtained by multiplying the heat flux heat channel coefficient F Q of the core by the average line output, and is proportional to the detector output signals q 1 , q 2 , q 3 , q 4. It has been known. That is,
【数6】 [Equation 6]
【0013】従って、熱流束熱水路係数FQ及び最高線
出力は、DNBRと同様にアキシャルオフセットA.
OC.、A.OT.、A.OB.を使って計算できる。これら
の結果を図的表示したものが図6及び図7であり、図6
においては(A.OC.とA.OT.)の組み合わせで、図7
においては(A.OC.とA.OB.)の組み合わせで熱流束
熱水路係数FQが表現されている。これから、各組み合
わせ(A.OC.とA.OT.)及び(A.OC.とA.OB.)
の範囲を限定すれば熱流束熱水路係数FQをある許容範
囲に限定できる。Therefore, the heat flux heat channel coefficient F Q and the maximum line output are the same as the axial offset A.
O C., A.O T., A.O B. Can be calculated using 6 and 7 are graphical representations of these results.
The combination of (A.O C. And A.O T.) In FIG. 7
In is expressed heat flow Tabanetsu waterways factor F Q in combination (A.O C. And A.O B.). Now, each combination (A.O C. And A.O T.) And (A.O C. And A.O B.)
If the range is limited, the heat flux heat channel coefficient F Q can be limited to a certain allowable range.
【0014】また、本発明は、炉心保護に使用される場
合、下記のように実施される。従来、加圧水形原子炉で
設置されている過大温度ΔTトリップ及び過出力ΔTト
リップ方式において軸方向出力分布歪を考慮する因子と
して、アキシャルオフセットA.OC.の関数であるf
(A.OC.)なるものを使用しているが、これに代わる
ものとして、本発明では、f(A.OC.,A.OT.,A.O
B.)なる関数を使用することになる。When the present invention is used for core protection, it is carried out as follows. Conventionally, consider factors axial power distribution distortion in overtemperature ΔT trip and over power ΔT trip system which is installed in a pressurized water nuclear reactor, which is a function of the axial offset A.O C. F
While using (A.O C.) That Is, as an alternative to this, in the present invention, f (A.O C., A.O T., A.O
B. ) will be used.
【0015】関数f(A.OC.)では、アキシャルオフ
セットA.OC.のみで保護されるのに比べて関数f(A.
OC.,A.OT.,A.OB.)ではA.OC.の他にA.OT.,
A.OB.でも分類して保護範囲を表示するので、f(A.
OC.)よりはA.OT.,A.OB.の値に応じて運転余裕が
広がるという利点がある。The function f (A.O C.) In the axial offset A.O C. Only functions compared to being protected by f (A.
O C., A.O T., A.O B.) In A.O C. In addition to A.O T.,
Since A.O B. Even classifies and displays the scope of protection, f (A.
O C.) Than A.O T., An advantage of operating margin spreads in accordance with the value of A.O B..
【0016】図11に本実施例での関数f(A.OC.,
A.OT.,A.OB.)を図示しているが、A.OT.,A.O
B.の値に応じてこの関数の値が変化しているのでf(A.
OC.)の場合に比べてより広いA.OC.範囲が使用でき
て運転余裕が拡大することがわかる。[0016] Functions of the present embodiment in FIG. 11 f (A.O C.,
A.O T., Are illustrated the A.O B.), A.O T. , A.O
Since the value of this function changes according to the value of B., f (A.
O C.) Wider A.O C than in the case of. It can be seen that the range can be used and the operating margin expands.
【0017】[0017]
【発明の効果】上述のように、本発明では、原子炉のプ
ラント・コンピュータで常時計算され画面で表示するこ
とのできるアキシャルオフセットA.OC.,A.OT.,
A.OB.の3つの指標によりDNBR,FQとも制限範
囲を表示できるので従来より使用しているA.OC.にな
じんでいる運転員にも、感覚的に分かり易い指標で、保
護範囲が表現できるという利点がある。また、アキシャ
ルオフセットA.OC.,A.OT.,A.OB.は4分割検出
器の出力信号q1,q2,q3,q4のみを使用して計算で
きるので、保護系に使用する信号は検出器出力信号
q1,q2,q3,q4のみでよいため、精度保証のための
較正作業なども簡単であり、その頻度も少なくてよいと
いう利点がある。更に、運転員が制御棒操作をする場合
の指標としては、図8に示す(A.OC.とA.OT.)図
上では、制御棒挿入により制限範囲逸脱を修正し、図9
に示すような(A.OC.とA.OB.)図上では、制御棒引
抜により制限範囲逸脱を修正するというように容易に操
作の仕方がわかるという利点もある。図10の(A.
OC.とA.OT.)図上には、炉心の寿命初期から末期ま
でのアキシャルオフセットの変化を示している。従来、
加圧水形原子炉で使用されているアキシャルオフセット
A.OC.のみでDNBR保護関数を決める場合には、図
10に示すA.OT.で寿命末期が最もDNBR的に厳し
いので、その時点での許容アキシャルオフセットA.O.
が範囲となる。寿命初期のように許容アキシャルオフセ
ットA.O.がもっと正側に広いところでも一律にこの寿
命末期での許容アキシャルオフセットA.O.を制限とす
るので、許容アキシャルオフセットA.O.範囲が狭くな
るという問題があったが、上述した本発明の方式であれ
ば、その時点でのA.OT.に応じて許容アキシャルオフ
セットA.O.範囲が広げられるという利点がある。As described above, according to the present invention, the present invention, axial offset A.O C. Can be displayed in is always calculated screen reactor plant computer, A.O T.,
A.O B. A.O C using conventionally by three indicators DNBR, it is possible to view the limited range with F Q. There is an advantage that even the operator who is familiar with it can express the protection range with an index that is intuitively understandable. In addition, the axial offset A.O C. , A.O T., A.O B. 4 split the output signal of the detector q 1, q 2, q 3 , q 4 only can be calculated using the signal to be used in the protection system is the detector output Since only the signals q 1 , q 2 , q 3 , and q 4 are required, there is an advantage that the calibration work for ensuring the accuracy is simple and the frequency thereof is small. Further, as an index when the operator is a control rod operation, shown in FIG. 8 (A.O C. And A.O T.) The diagram to modify the limit range deviation by the control rod insertion, Figure 9
As shown in (A.O C. And A.O B.) In diagram, an advantage that readily seen how to operate and so to modify the limit range deviation by the control rod withdrawal. (A.
O C. And A.O T.) The drawing shows the change in axial offset from the core of the beginning of life to the end. Conventionally,
Axial offset A.O C used in pressurized water reactors. When determining the DNBR protection function only, A.O T shown in FIG. 10. Since the end of life is the most severe in terms of DNBR, the allowable axial offset A.O.
Is the range. Even when the allowable axial offset AO is wider on the positive side as in the beginning of the life, the allowable axial offset AO at the end of the life is uniformly limited, so the allowable axial offset AO range is narrow. there was a problem that, if the method of the present invention described above, A.O T at that time. There is an advantage that the allowable axial offset AO range can be widened according to the above.
【0018】また、関数f(A.OC.,A.OT.,A.
OB.)を図11に示しているが、A.OT.,A.OB.の値
に応じてこの関数の値が変化しているのでf(A.OC.)
の場合に比べてより広いA.OC.範囲が使用できて運転
余裕が拡大することができる。[0018] In addition, the function f (A.O C., A.O T ., A.
O B.) A is shown in Figure 11, A.O T., The value of the function depending on the value of A.O B. Has changed f (A.O C.)
Broader A.O C than in the case of. The range can be used and the operational margin can be expanded.
【図1】 (a)及び(b)は同じA.OC.に対して出
現する異なる軸方向出力分布の例を示す。[1] (a) and (b) are the same A.O C. Examples of different axial power distributions that appear for
【図2】 軸方向4分割の炉外中性子検出器の配置説明
図。FIG. 2 is a layout explanatory view of an axial quadrant neutron detector.
【図3】 最小DNBRと4max.qが直線関係にあるこ
とを示す説明図。FIG. 3 is an explanatory diagram showing that the minimum DNBR and 4max.q have a linear relationship.
【図4】 (A.OC.とA.OT.)の関係においてDNB
R一定値を表示する曲線例。[4] (A.O C. And A.O T.) DNB in relation
An example of a curve displaying a constant R value.
【図5】 (A.OC.とA.OB.)の関係においてDNB
R一定値を表示する曲線例。[5] (A.O C. And A.O B.) DNB in relation
An example of a curve displaying a constant R value.
【図6】 (A.OC.とA.OT.)の関係においてFQ一定
値を表示する曲線例。[6] (A.O C. And A.O T.) Curve example displays F Q constant value in relation to.
【図7】 (A.OC.とA.OB.)の関係においてFQ一定
値を表示する曲線例。[7] (A.O C. And A.O B.) Curve example displays F Q constant value in relation to.
【図8】 (A.OC.とA.OT.)の関係において制御棒
操作による変化曲線を示す図。[8] (A.O C. And A.O T.) Shows a change curve of the control rod operation in relation.
【図9】 (A.OC.とA.OB.)の関係において制御操
作による変化曲線を示す図。[9] (A.O C. And A.O B.) Shows a change curve of the control operations in relation to.
【図10】 (A.OC.とA.OT.)の関係において寿命
初期から寿命末期までの燃焼による変化曲線を示す図。[10] (A.O C. And A.O T.) Shows a change curve by combustion from beginning of life to the end of life in relation to.
【図11】 本発明の別の実施例における関数f(A.
OC.,A.OT.,A.OB.)とA.OC.の関係を示す図。FIG. 11 shows a function f (A.
O C. , A. O T. , A. O B.) And shows a A.O C. Relations.
【符号の説明】 1…炉心、2a、2b、2c、2d…軸方向4分割の
中性子検出器。[Explanation of Codes] 1 ... Reactor core, 2a, 2b, 2c, 2d ...
Claims (2)
上下に配設される中性子検出器の出力信号を、該中性子
検出器の上方のものよりq1,q2,q3,q4とする時
に、該出力信号q1,q2,q3,q4により炉心平均のア
キシャルオフセットA.OC.、炉心上半分のアキシャル
オフセットA.OT.及び炉心下半分のアキシャルオフセ
ットA.OB.をそれぞれ 【数1】 と定義し、前記出力信号をq1+q2+q3+q4=1に規
格化して該出力信号より核沸騰限界比DNBRを表示
し、該核沸騰限界比DNBRを前記アキシャルオフセッ
トA.OC.、A.OT.及びA.OB.を使用して計算し、同
核沸騰限界比DNBRをA.OC.とA.OT.の関係及び
A.OC.とA.OB.の関係で図的表示すると共に、熱流束
熱水路係数FQを前記出力信号q1,q2,q3,q4によ
り表示し、該熱流束熱水路係数FQを前記アキシャルオ
フセットA.OC.、A.OT.及びA.OB.を使用して計算
し、同熱流束熱水路係数FQをA.OC.とA.OT.の関係
及びA.OC.とA.OB.の関係で図的表示し、前記各図
的表示から前記炉心の熱的制限値である前記核沸騰限界
比DNBR及び前記熱流束熱水路係数FQを制限して許
容運転範囲を確定する原子炉の運転監視保護方法。1. The output signals of neutron detectors which are axially divided into four parts with respect to the core and which are arranged vertically above and below the reactor are output as q 1 , q 2 , q 3 , q 4 from those above the neutron detector. , The output signals q 1 , q 2 , q 3 and q 4 are used to determine the axial offset A.O C. , Of the core on the half-axial offset A.O T. And the core lower half axial offset A.O B. Respectively, Is defined as, the output signal q 1 + q 2 + q 3 + q 4 = 1 normalized to display the nucleate boiling ratio DNBR than the output signal, said nucleic boiling limit ratio DNBR axial offset A.O C. , A.O T. And A.O B. Use calculates, A.O the same nucleate boiling ratio DNBR C. And A.O T. Relationships and A.O C. And A.O B The heat flux heat channel coefficient F Q is displayed by the output signals q 1 , q 2 , q 3 and q 4 and the heat flux heat channel coefficient F Q is indicated by the axial offset. A.O C., A.O T. and A.O B. use calculated, the same heat flow Tabanetsu waterways factor F Q A.O C. and A.O T. relationships and A. O C. and A.O B. Atoms of the graphical display and in relation, to determine the nucleate boiling ratio DNBR and acceptable operating range by limiting the heat flow Tabanetsu waterways factor F Q is a thermal limit of the reactor core from the respective graphical display Furnace operation monitoring and protection method.
水路係数FQの制限値をA.OC.,A.OT.及びA.OB.
の関数形として構成する請求項1に記載の原子炉の運転
監視保護方法。Wherein said nucleate boiling ratio DNBR and heat flow Tabanetsu waterways factor F Q of the limit A.O C. , A.O T. And A.O B.
The reactor operation monitoring and protection method according to claim 1, which is configured as a function form of
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP5274205A JPH07128484A (en) | 1993-11-02 | 1993-11-02 | Operation monitoring and protection method for reactor |
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JPH07128484A true JPH07128484A (en) | 1995-05-19 |
Family
ID=17538505
Family Applications (1)
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JP5274205A Withdrawn JPH07128484A (en) | 1993-11-02 | 1993-11-02 | Operation monitoring and protection method for reactor |
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JP (1) | JPH07128484A (en) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2008175692A (en) * | 2007-01-18 | 2008-07-31 | Nuclear Fuel Ind Ltd | Measuring method of axial power distribution of core |
CN110633454A (en) * | 2019-09-19 | 2019-12-31 | 中国核动力研究设计院 | CHF relational DNBR limit value statistical determination method based on correction method |
CN110727920A (en) * | 2019-09-19 | 2020-01-24 | 中国核动力研究设计院 | CHF relational DNBR limit value statistical determination method based on grouping method |
JP2022034372A (en) * | 2020-08-18 | 2022-03-03 | 三菱重工業株式会社 | Analysis system, evaluation method, and program |
-
1993
- 1993-11-02 JP JP5274205A patent/JPH07128484A/en not_active Withdrawn
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2008175692A (en) * | 2007-01-18 | 2008-07-31 | Nuclear Fuel Ind Ltd | Measuring method of axial power distribution of core |
CN110633454A (en) * | 2019-09-19 | 2019-12-31 | 中国核动力研究设计院 | CHF relational DNBR limit value statistical determination method based on correction method |
CN110727920A (en) * | 2019-09-19 | 2020-01-24 | 中国核动力研究设计院 | CHF relational DNBR limit value statistical determination method based on grouping method |
CN110727920B (en) * | 2019-09-19 | 2022-08-19 | 中国核动力研究设计院 | CHF relational DNBR limit value statistical determination method based on grouping method |
CN110633454B (en) * | 2019-09-19 | 2022-10-21 | 中国核动力研究设计院 | CHF relational DNBR limit value statistical determination method based on correction method |
JP2022034372A (en) * | 2020-08-18 | 2022-03-03 | 三菱重工業株式会社 | Analysis system, evaluation method, and program |
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