JPH0713671B2 - 原子炉スクラム回路 - Google Patents
原子炉スクラム回路Info
- Publication number
- JPH0713671B2 JPH0713671B2 JP61115553A JP11555386A JPH0713671B2 JP H0713671 B2 JPH0713671 B2 JP H0713671B2 JP 61115553 A JP61115553 A JP 61115553A JP 11555386 A JP11555386 A JP 11555386A JP H0713671 B2 JPH0713671 B2 JP H0713671B2
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- core flow
- flow rate
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- 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
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は、沸騰水型原子炉の沸騰伝熱状態が核沸騰領域
から膜沸騰領域に遷移したときにそれを検出し、原子炉
を緊急停止させるスクラム信号を発生する原子炉スクラ
ム回路に関する。
から膜沸騰領域に遷移したときにそれを検出し、原子炉
を緊急停止させるスクラム信号を発生する原子炉スクラ
ム回路に関する。
（従来の技術） 沸騰水型原子炉の炉心内では、通常核沸騰領域下で燃料
棒から冷却材である水に熱伝達が行なわれている。
棒から冷却材である水に熱伝達が行なわれている。
第３図は、燃料棒被覆管表面から冷却材へ伝達される熱
流束と、燃料棒被覆管の表面温度と冷却材の温度との温
度差の関係を表わしたグラフである。沸騰水型原子炉の
通常運転点はＡ点が属する核沸騰領域であるが、何らか
の原因で熱流束が増加するか、もしくは燃料棒被覆管の
表面温度と冷却材の温度との温度差が増大すると、運転
点はＡ点からＢ点に向かって動いて行き、その以上の熱
流束の増加、または温度差の増大が続くと、Ｂ点からＣ
点にジャンプする。これは被覆管表面での気泡がＢ点を
境に膜状になることにより熱伝熱が一気に劣化するため
に起こる現象である。このジャンプ現象により前記温度
差は急激に増大し、被覆管の破損に到ることとなる。こ
の結果、炉内に放射性物質の放出等が引き起こされるこ
とになり、安全上からこうした事象は回避されなければ
ならない。
流束と、燃料棒被覆管の表面温度と冷却材の温度との温
度差の関係を表わしたグラフである。沸騰水型原子炉の
通常運転点はＡ点が属する核沸騰領域であるが、何らか
の原因で熱流束が増加するか、もしくは燃料棒被覆管の
表面温度と冷却材の温度との温度差が増大すると、運転
点はＡ点からＢ点に向かって動いて行き、その以上の熱
流束の増加、または温度差の増大が続くと、Ｂ点からＣ
点にジャンプする。これは被覆管表面での気泡がＢ点を
境に膜状になることにより熱伝熱が一気に劣化するため
に起こる現象である。このジャンプ現象により前記温度
差は急激に増大し、被覆管の破損に到ることとなる。こ
の結果、炉内に放射性物質の放出等が引き起こされるこ
とになり、安全上からこうした事象は回避されなければ
ならない。
従来、こうした危険性のある事象としては「給水加熱喪
失」が対象となっていた。これは炉心への冷却水を加熱
している給水加熱器の加熱蒸気が喪失した場合、冷却水
流量である炉心流量はそのままで、炉心サブクールの増
加による原子炉への正の反応度印加から熱発生が増し、
熱流束が増加することになって、原子炉の運転点がＡ→
Ｂ→Ｃ点に移行するからである。
失」が対象となっていた。これは炉心への冷却水を加熱
している給水加熱器の加熱蒸気が喪失した場合、冷却水
流量である炉心流量はそのままで、炉心サブクールの増
加による原子炉への正の反応度印加から熱発生が増し、
熱流束が増加することになって、原子炉の運転点がＡ→
Ｂ→Ｃ点に移行するからである。
このため、従来は熱流束上昇を検知し、速やかに原子炉
をスクラムさせ熱流束を下げることにより被覆管破損を
回避していた。
をスクラムさせ熱流束を下げることにより被覆管破損を
回避していた。
第２図は従来の原子炉スクラム回路のブロック図であ
る。従来の原子炉スクラム回路は、原子炉内の燃料棒を
冷却する冷却材の炉心流量を表わす炉心流量信号ａに基
づいて、現在の炉心流量に対し、前記原子炉が核沸騰状
態を維持できる熱出力の上限値を示す信号ｂを発生する
関数発生器１と、前記原子炉内の中性子束信号（APRM信
号と記載）ｃに基づいて、前記原子炉の熱出力を表わす
熱出力信号ｄを出力する一次遅れ回路２と、関数発生器
１の出力である熱出力の上限値を表わす信号ｂと一次遅
れ回路２の出力である熱出力信号ｄとを比較し、熱出力
信号ｄの大きさが熱出力の上限値を表わす信号ｂの大き
さよりも大きいときにスクラム信号ｈを発生する第１の
比較器３とを備えている。
る。従来の原子炉スクラム回路は、原子炉内の燃料棒を
冷却する冷却材の炉心流量を表わす炉心流量信号ａに基
づいて、現在の炉心流量に対し、前記原子炉が核沸騰状
態を維持できる熱出力の上限値を示す信号ｂを発生する
関数発生器１と、前記原子炉内の中性子束信号（APRM信
号と記載）ｃに基づいて、前記原子炉の熱出力を表わす
熱出力信号ｄを出力する一次遅れ回路２と、関数発生器
１の出力である熱出力の上限値を表わす信号ｂと一次遅
れ回路２の出力である熱出力信号ｄとを比較し、熱出力
信号ｄの大きさが熱出力の上限値を表わす信号ｂの大き
さよりも大きいときにスクラム信号ｈを発生する第１の
比較器３とを備えている。
ところが、前記原子炉スクラム回路は、給水加熱喪失の
ような事象に対して問題ないが、次のような事象に対し
ては、十分な原子炉保護動作ができないおそれがある。
これは炉心流量の急減するような事象である。給水加熱
喪失のような場合、原子炉の運転点は、第３図はＡ→Ｂ
→Ｃ点に推移し、核沸騰領域から膜沸騰領域にジャンプ
する沸騰遷移が起こるため、Ｂ点の熱流束を監視してお
けば良いが、炉心流量が変化した場合は、様相が異なる
ためＢ点の熱流束を監視するだけでは不十分となる。
ような事象に対して問題ないが、次のような事象に対し
ては、十分な原子炉保護動作ができないおそれがある。
これは炉心流量の急減するような事象である。給水加熱
喪失のような場合、原子炉の運転点は、第３図はＡ→Ｂ
→Ｃ点に推移し、核沸騰領域から膜沸騰領域にジャンプ
する沸騰遷移が起こるため、Ｂ点の熱流束を監視してお
けば良いが、炉心流量が変化した場合は、様相が異なる
ためＢ点の熱流束を監視するだけでは不十分となる。
第４図は炉心流量が変化したときの燃料棒被覆管から冷
却材へ伝達される熱流束と燃料棒被覆管の表面温度と冷
却材の温度との温度差の関係を表したグラフである。炉
心流量が変化すると、例えば、炉心流量が増した場合、
43→41の方向に原子炉の運転点は推移する。つまり炉心
流量が大きい程、同じ熱流束が冷却材に伝達されても単
位質量当りの冷却材に伝わる熱量は小さいため、沸騰遷
移は起こりにくい。
却材へ伝達される熱流束と燃料棒被覆管の表面温度と冷
却材の温度との温度差の関係を表したグラフである。炉
心流量が変化すると、例えば、炉心流量が増した場合、
43→41の方向に原子炉の運転点は推移する。つまり炉心
流量が大きい程、同じ熱流束が冷却材に伝達されても単
位質量当りの冷却材に伝わる熱量は小さいため、沸騰遷
移は起こりにくい。
一方、炉心流量が減少した場合、41→43の方向に原子炉
の運転点は推移する。第５図は炉心流量が徐々に低下し
た場合の原子炉の運転点の推移を示したグラフである。
炉心流量が徐々に低下した場合、運転点はA1からA3の方
向に推移し、常に沸騰状態は核沸騰であり、特に問題は
起こらない。しかし炉心流量が急減した場合は、熱出力
は急には低下しないため、冷却能力だけが急激すること
となり、炉内の気泡が急増することとなる。第６図は炉
心流量が急減した場合の原子炉の運転点の推移を示した
グラフである。炉心流量が急激した場合、運転点は第６
図の破線に示されるようにA1からA4に推移し、沸騰遷移
が発生する。このような冷却材の炉心流量変化による沸
騰遷移は、従来の原子炉スクラム回路では検知しにく
い。
の運転点は推移する。第５図は炉心流量が徐々に低下し
た場合の原子炉の運転点の推移を示したグラフである。
炉心流量が徐々に低下した場合、運転点はA1からA3の方
向に推移し、常に沸騰状態は核沸騰であり、特に問題は
起こらない。しかし炉心流量が急減した場合は、熱出力
は急には低下しないため、冷却能力だけが急激すること
となり、炉内の気泡が急増することとなる。第６図は炉
心流量が急減した場合の原子炉の運転点の推移を示した
グラフである。炉心流量が急激した場合、運転点は第６
図の破線に示されるようにA1からA4に推移し、沸騰遷移
が発生する。このような冷却材の炉心流量変化による沸
騰遷移は、従来の原子炉スクラム回路では検知しにく
い。
（発明が解決しようとする問題点） 本発明は沸騰水型原子炉において、熱流束増加による沸
騰遷移を検出するばかりでなく、炉心流量急減による沸
騰遷移を検出しスクラム信号を発生して燃料棒被覆管破
損の防止に寄与できる原子炉スクラム回路を提供するこ
とを目的とする。
騰遷移を検出するばかりでなく、炉心流量急減による沸
騰遷移を検出しスクラム信号を発生して燃料棒被覆管破
損の防止に寄与できる原子炉スクラム回路を提供するこ
とを目的とする。
（問題点を解決するための手段） 本発明は、沸騰水型原子炉の燃料棒を冷却する冷却材の
炉心流量を表わす炉心流量信号に基づいて、現在の炉心
流量に対し、前記沸騰水型原子炉が該沸騰状態を維持で
きる熱出力の上限値を表わす信号を発生する関数発生器
と、前記沸騰水型原子炉内の中性子束信号に基づいて、
前記沸騰水型原子炉の熱出力を表わす熱出力信号を出力
する一次遅れ回路と、前記関数発生器の出力である核沸
騰状態を維持できる熱出力の上限値を表わす信号と前記
一次遅れ回路の出力である熱出力信号とを比較し、前記
熱出力信号の大きさが前記熱出力の上限値を表わす信号
の大きさよりも大きいときにスクラム信号を発生する第
１の比較器とを備えている原子炉スクラム回路におい
て、前記炉心流量信号を入力し、それを所定時間後に出
力する信号メモリ回路と、この信号メモリ回路の出力信
号および現在の炉心流量信号に基づいて、前記出力信号
と現在の炉心流量信号との差を出力する加算器と、この
加算器の出力信号と予め設定された設定値とを比較し、
前記加算器の出力信号が前記設定値より大きいときにス
クラム信号を発生する第２の比較器とを設けたことを特
徴とするものである。
炉心流量を表わす炉心流量信号に基づいて、現在の炉心
流量に対し、前記沸騰水型原子炉が該沸騰状態を維持で
きる熱出力の上限値を表わす信号を発生する関数発生器
と、前記沸騰水型原子炉内の中性子束信号に基づいて、
前記沸騰水型原子炉の熱出力を表わす熱出力信号を出力
する一次遅れ回路と、前記関数発生器の出力である核沸
騰状態を維持できる熱出力の上限値を表わす信号と前記
一次遅れ回路の出力である熱出力信号とを比較し、前記
熱出力信号の大きさが前記熱出力の上限値を表わす信号
の大きさよりも大きいときにスクラム信号を発生する第
１の比較器とを備えている原子炉スクラム回路におい
て、前記炉心流量信号を入力し、それを所定時間後に出
力する信号メモリ回路と、この信号メモリ回路の出力信
号および現在の炉心流量信号に基づいて、前記出力信号
と現在の炉心流量信号との差を出力する加算器と、この
加算器の出力信号と予め設定された設定値とを比較し、
前記加算器の出力信号が前記設定値より大きいときにス
クラム信号を発生する第２の比較器とを設けたことを特
徴とするものである。
（作用） 本発明による原子炉スクラム回路は、一次遅れ回路の出
力である原子炉の熱出力信号と関数発生器の出力である
核沸騰状態を維持できる熱出力の上限値を表わす信号を
第１の比較器で比較することにより熱流束増加による沸
騰遷移の検出、および信号メモリ回路の出力である所定
時間前の炉心流量と現在の炉心流量との差と予め設定さ
れた設定値とを第２の比較器で比較することにより炉心
流量の急減による沸騰遷移の検出を行い、スクラム信号
を発生し、燃料棒被覆管破損を防止するものである。
力である原子炉の熱出力信号と関数発生器の出力である
核沸騰状態を維持できる熱出力の上限値を表わす信号を
第１の比較器で比較することにより熱流束増加による沸
騰遷移の検出、および信号メモリ回路の出力である所定
時間前の炉心流量と現在の炉心流量との差と予め設定さ
れた設定値とを第２の比較器で比較することにより炉心
流量の急減による沸騰遷移の検出を行い、スクラム信号
を発生し、燃料棒被覆管破損を防止するものである。
（実施例） 第１図は本発明による原子炉スクラム回路の一実施例を
示すブロック図である。本発明による原子炉スクラム回
路は、燃料棒を冷却する冷却材の炉心流量を表わす炉心
流量信号ａに基づいて、このときの炉心流量に対し、原
子炉が核沸騰状態を維持できる熱出力の上限値を表わす
信号ｂを発生する関数発生器１と、前記原子炉内の中性
子束信号（APRM信号と記載）ｃに基づいて、前記原子炉
の熱出力を表わす熱出力信号ｄを出力する一次遅れ回路
２と、関数発生器１の出力である核沸騰を維持できる熱
出力の上限値を表わす信号ｂと一次遅れ回路２の出力で
ある熱出力信号ｄと比較し、熱出力信号ｄの大きさが熱
出力の上限値を表わす信号ｂの大きさよりも大きいとき
にスクラム信号ｉを発生する第１の比較器３と、炉心流
量信号ａを入力し、それを所定時間後に出力する信号メ
モリ回路４と、信号メモリ回路４の出力信号ｅおよび炉
心流量信号ａに基づいて、出力信号ｅと炉心流量信号ａ
の差ｆを出力する加算器５と、この加算器５の出力信号
ｆと予め設定された設定値ｇとを比較し、出力信号ｆが
設定値よりも大きいときにスクラム信号ｈを発生する第
２の比較器６とを備えている。なお、本発明による原子
炉スクラム回路の信号メモリ回路として一次遅れ回路や
ディレイ回路を使用することができる。
示すブロック図である。本発明による原子炉スクラム回
路は、燃料棒を冷却する冷却材の炉心流量を表わす炉心
流量信号ａに基づいて、このときの炉心流量に対し、原
子炉が核沸騰状態を維持できる熱出力の上限値を表わす
信号ｂを発生する関数発生器１と、前記原子炉内の中性
子束信号（APRM信号と記載）ｃに基づいて、前記原子炉
の熱出力を表わす熱出力信号ｄを出力する一次遅れ回路
２と、関数発生器１の出力である核沸騰を維持できる熱
出力の上限値を表わす信号ｂと一次遅れ回路２の出力で
ある熱出力信号ｄと比較し、熱出力信号ｄの大きさが熱
出力の上限値を表わす信号ｂの大きさよりも大きいとき
にスクラム信号ｉを発生する第１の比較器３と、炉心流
量信号ａを入力し、それを所定時間後に出力する信号メ
モリ回路４と、信号メモリ回路４の出力信号ｅおよび炉
心流量信号ａに基づいて、出力信号ｅと炉心流量信号ａ
の差ｆを出力する加算器５と、この加算器５の出力信号
ｆと予め設定された設定値ｇとを比較し、出力信号ｆが
設定値よりも大きいときにスクラム信号ｈを発生する第
２の比較器６とを備えている。なお、本発明による原子
炉スクラム回路の信号メモリ回路として一次遅れ回路や
ディレイ回路を使用することができる。
第１図に示す本発明による原子炉スクラム回路の実施例
では、一次遅れ回路２の出力である原子炉の熱出力信号
ｄと関数発生器１の出力である核沸騰状態を維持できる
熱出力の上限値を表わす信号ｂを第１の比較回路３で比
較することにより熱流束増加による沸騰遷移の検出、お
よび信号メモリ回路４の出力である所定時間前の炉心流
量ｅと現在の炉心流量ａとの差ｆと予め設定された設定
値ｇとを第２の比較器６で比較することにより炉心流量
の急減による沸騰遷移の検出を行い、スクラム信号を発
生するものである。
では、一次遅れ回路２の出力である原子炉の熱出力信号
ｄと関数発生器１の出力である核沸騰状態を維持できる
熱出力の上限値を表わす信号ｂを第１の比較回路３で比
較することにより熱流束増加による沸騰遷移の検出、お
よび信号メモリ回路４の出力である所定時間前の炉心流
量ｅと現在の炉心流量ａとの差ｆと予め設定された設定
値ｇとを第２の比較器６で比較することにより炉心流量
の急減による沸騰遷移の検出を行い、スクラム信号を発
生するものである。
本発明による原子炉スクラム回路は、熱流束増加による
沸騰遷移を検出するばかりでなく、炉心流量急減による
沸騰遷移をも検出できて、スクラム信号を発生すること
により燃料棒被覆管破損の防止に寄与することができ
る。
沸騰遷移を検出するばかりでなく、炉心流量急減による
沸騰遷移をも検出できて、スクラム信号を発生すること
により燃料棒被覆管破損の防止に寄与することができ
る。
第１図は本発明による原子炉スクラム回路の一実施例を
示すブロック図、第２図は従来の原子炉スクラム回路の
ブロック図、第３図は燃料棒被覆管表面から冷却材へ伝
達される熱流束と、被覆管表面温度と冷却材の温度との
温度差の関係を示したグラフ、第４図は炉心流量が変化
したときの原子炉の運転点の推移を被覆管表面から冷却
材へ伝達される熱流束と被覆管表面の温度と冷却材との
温度差の関係を示したグラフ上に表現した推移図、第５
図は炉心流量漸減時の運転点の推移を示したグラフ、第
６図は炉心流量急減時の運転点の推移を示したグラフで
ある。 １……関数発生器、２……一次遅れ回路、３……第１の
比較器、４……信号メモリ回路、５……加算器、６……
第２の比較器。
示すブロック図、第２図は従来の原子炉スクラム回路の
ブロック図、第３図は燃料棒被覆管表面から冷却材へ伝
達される熱流束と、被覆管表面温度と冷却材の温度との
温度差の関係を示したグラフ、第４図は炉心流量が変化
したときの原子炉の運転点の推移を被覆管表面から冷却
材へ伝達される熱流束と被覆管表面の温度と冷却材との
温度差の関係を示したグラフ上に表現した推移図、第５
図は炉心流量漸減時の運転点の推移を示したグラフ、第
６図は炉心流量急減時の運転点の推移を示したグラフで
ある。 １……関数発生器、２……一次遅れ回路、３……第１の
比較器、４……信号メモリ回路、５……加算器、６……
第２の比較器。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ２１Ｄ 3/04 ＧＤＢ Ｎ 9117−2Ｇ Ｄ 9117−2Ｇ
Claims (1)
- 【請求項１】沸騰水型原子炉内の燃料棒を冷却する冷却
材の炉心流量を表わす炉心流量信号に基づいて、現在の
炉心流量に対し、前記沸騰水型原子炉が該沸騰状態を維
持できる熱出力の上限値を表わす信号を発生する関数発
生器と、前記沸騰水型原子炉内の中性子束信号に基づい
て、前記沸騰水型原子炉の熱出力を表わす熱出力信号を
出力する一次遅れ回路と、前記関数発生器の出力である
核沸騰状態を維持できる熱出力の上限値を表わす信号と
前記一次遅れ回路の出力である熱出力信号とを比較し、
前記熱出力信号の大きさが前記熱出力の上限値を表わす
信号の大きさよりも大きいときにスクラム信号を発生す
る第１の比較器とを備えている原子炉スクラム回路にお
いて、前記炉心流量信号を入力し、それを所定時間後に
出力する信号メモリ回路と、この信号メモリ回路の出力
信号および現在の炉心流量信号に基づいて、前記出力信
号と現在の炉心流量信号との差を出力する加算器と、こ
の加算器の出力信号と予め設定された設定値とを比較
し、前記加算器の出力信号が前記設定値より大きいとき
にスクラム信号を発生する第２の比較器とを設けたこと
を特徴とする原子炉スクラム回路。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61115553A JPH0713671B2 (ja) | 1986-05-20 | 1986-05-20 | 原子炉スクラム回路 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61115553A JPH0713671B2 (ja) | 1986-05-20 | 1986-05-20 | 原子炉スクラム回路 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62272196A JPS62272196A (ja) | 1987-11-26 |
| JPH0713671B2 true JPH0713671B2 (ja) | 1995-02-15 |
Family
ID=14665391
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61115553A Expired - Lifetime JPH0713671B2 (ja) | 1986-05-20 | 1986-05-20 | 原子炉スクラム回路 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0713671B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP7026019B2 (ja) * | 2018-07-30 | 2022-02-25 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉停止装置、原子力プラント及び原子炉停止方法 |
-
1986
- 1986-05-20 JP JP61115553A patent/JPH0713671B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62272196A (ja) | 1987-11-26 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |