JPH08170998A - 過渡的過出力に対する強化保護系 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】 沸騰水型原子炉において過渡的過出力に対す
る防護を行うための強化された保護系を提供する。 【構成】 原子炉の運転出力レベルを監視する監視手段
（２０）、及び前記監視された運転出力レベルが第１の
（一次）設定値を越えて予定外の上昇を示した場合に前
記原子炉を自動的に緊急停止する装置を作動する手段
（１６）を含む、前記原子炉における過渡的過出力に対
して防護を行うための保護系において、前記運転出力レ
ベルの予定された変化に応答して前記第１の設定値を前
記監視された運転出力レベルよりも第１の所定マージン
だけ高くなるように調整する手段（１２）が設けられ
る。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の分野】本発明は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を
用いた原子力発電所用の燃料及び原子炉保護系の強化に
関するものである。

【０００２】

【発明の背景】通常のＢＷＲは、核燃料から熱を取去る
ための循環冷却材（すなわち水）中に沈められた炉心を
収容する圧力容器を含んでいる。かかる水を沸騰させる
ことにより、蒸気タービン発電機を駆動して電力を生み
出すための蒸気が発生される。それぞれの配管回路によ
り、加熱された水又は蒸気が蒸気発生器又はタービンに
送られると共に、再循環水又は給水が圧力容器に戻され
る。

【０００３】かかるＢＷＲは、要求条件に応じてそれの
様々な個別動作を制御する幾つかの常用閉ループ制御系
を含んでいる。たとえば、通常の再循環流量制御系（Ｒ
ＦＣＳ）によって炉心流量が制御され、それによって炉
心の出力が決定される。また、制御棒駆動系によって制
御棒の位置が制御され、それによって炉心の反応度を決
定する炉心内の制御棒密度が調節される。更にまた、タ
ービン制御装置により、要求負荷及び圧力調整条件に基
づいてＢＷＲからタービンへの蒸気流量が制御される。

【０００４】これら全ての制御系及びその他の常用制御
系の動作は、ＢＷＲの様々な監視パラメータを用いて制
御される。かかる監視パラメータの実例としては、ＲＦ
ＣＳによって制御される炉心流量、（圧力容器からター
ビンに排出される蒸気の圧力である）原子炉容器ドーム
圧力、中性子束又は炉心出力、給水の温度及び流量、タ
ービンに供給される蒸気の流量、並びにＢＷＲ系の様々
な状態指標が挙げられる。多くの監視パラメータは通常
のセンサによって直接に測定されるが、（炉心の熱出力
のごとき）一部のものは測定されたパラメータを用いて
計算されるのが通例である。これらの状態監視用パラメ
ータはそれぞれの制御系からの出力信号として得られ
る。

【０００５】元来、原子炉はそれらの使用に付随した危
険物質に由来する危険をできるだけ小さくするように設
計されている。ＢＷＲにおいて使用される材料は、様々
な負荷条件、環境条件及び放射線条件に耐えるものでな
ければならない。たとえば、ＢＷＲの場合、原子炉圧力
容器の運転圧力及び温度はそれぞれ約７ＭＰａ及び２８
８℃である。それ故、原子炉圧力容器の壁体は数インチ
の厚さを有しており、また極めて強靱な材料が原子炉部
品用として使用されている。とは言え、部品は数十年間
にわたって運転応力に暴露されるから、故障に対する対
策が要求されている。これらの対策の中には、幾重もの
予防装置が含まれるばかりでなく、起こった問題を解決
するための手順も含まれている。

【０００６】従来の原子炉制御系は、要求条件の変化に
応じて安全な運転状態を維持するための自動及び手動制
御装置を含んでいる。幾つかの制御系は、所定の要求条
件信号に応答して原子炉の運転を制御する。また、炉心
の熱的及び水力学的特性を解析して炉心を制御するため
に計算機プログラムが使用される。かかる解析は、解析
や経験によって知られた過渡現象及び事故現象並びに原
子炉物理及び熱的・水力学的原理の中から選ばれた核デ
ータに基づいて行われる。異常な過渡現象が起こった場
合、原子炉運転員は状況を診断し、そして適切な訓練、
経験及び判断に基づいた矯正処置を行うことができるの
が通例である。手動による矯正処置が十分であるかどう
かは、現象の内容並びに運転員の知識及び訓練の程度に
依存する。現象が重大なもの（すなわち、原子炉の何ら
かの安全限界を脅かすもの）である場合、原子炉トリッ
プ（これは原子炉の運転停止、スクラム又は全制御棒の
挿入と呼ばれることもある）が必要となることがある。
ある種の過渡現象は、急速に（すなわち、運転員の反応
能力を越えた速度で）起こることがある。このような場
合には、原子炉トリップは自動的に達成される。安全解
析の結果、一般に、想定された現象の発生から１０分以
内にはいかなる運転員の操作も不要であることが示され
ている。

【０００７】従来の原子炉保護系は、原子炉の運転状態
を監視し、そして異常な現象が感知されると危険な状態
又は危険性のある状態を防止するための処置を開始する
マルチチャネルの電気的警報・作動系から成っている。
かかる従来の保護系は３つの機能を果たす。それらは、
（１）特定の監視パラメータの限界を越えた場合に原子
炉の運転を停止させる原子炉トリップ、（２）原子炉容
器及び格納容器隔壁を貫通する全ての連結部品を隔離す
る原子炉系の隔離、並びに（３）冷却系や残留熱除去系
のごとき通常の緊急安全系を作動する工学的安全装置の
作動である。

【０００８】ＢＷＲにおいては、原子炉が（準備過程及
び起動過程を経て）定常出力領域内において運転されて
いる場合、炉心出力保護方式が採用されるのが通例であ
る。最大安全運転レベルを越えて出力を上昇させる可能
性のある特定の過渡現象に対しては、原子炉のトリップ
が開始される。一般に、定格出力の約１２０％に等しい
過出力は燃料棒に損害を与えることなしに耐えることが
できる。熱出力がこの限界値（すなわち最大安全レベ
ル）を越えたり、あるいは原子炉系に危険をもたらすそ
の他の異常状態が起こったりすると、原子炉保護系は原
子炉トリップを引起こす。

【０００９】原子炉保護系の必須条件の１つは、必要な
時にそれが必ず動作することである。それ故、運転員が
原子炉の運転中における異常な過渡現象の原因を迅速か
つ適格に判定し、そして即座に矯正処置又は緩和処置を
行わなければ、従来の原子炉保護系は自動的に原子炉ト
リップを引起こす。しかしながら、原子炉トリップが所
望若しくは要求されない場合（すなわち、計装中にエラ
ーが存在する場合、あるいは機能障害が原子炉トリップ
を必要としない程度に小さいものである場合）には、原
子炉トリップを回避することも重要である。

【００１０】従来、満足すべき燃料及び原子炉保護を確
実に維持するために３つの主要な出力関連方法が使用さ
れてきた。これらの方法は、いずれも中性子束を監視す
ることによって出力の上昇を感知するものであるが、原
子炉トリップを開始させる方法の点で異なっている。第
１の保護方法は、監視された中性子束が固定された所定
の設定値を越えた場合に原子炉トリップ（又は運転停
止）を引起こすものである。このような最大運転レベル
は、定格出力の約１２０％に等しいのが通例である。

【００１１】第２の保護方法は、監視された中性子束が
流量を基準とした所定の設定値を越えた場合に原子炉ト
リップを引起こすものである。この方法においては、炉
心流量が大きい場合の設定値は第１の方法の設定値に等
しい。しかるに、炉心流量が減少すると設定値も低下す
る。第３の保護方法は、中性子束信号を電子的に濾波す
ることにより、模擬熱出力（ＳＴＰ）と呼ばれる信号を
発生する工程を含んでいる。通常の技術によれば、燃料
棒の熱的応答に近似した単一の時定数フィルタが使用さ
れる。かかるＳＴＰ信号が第２の方法における流量を基
準とした設定値を越えた場合に原子炉トリップが開始さ
れる。通例、第３の方法は、第１の方法と組合わせて使
用される。

【００１２】これら３つの公知方法においては、定常運
転範囲の上部における運転中に不要のトリップが起こる
のを回避するため、原子炉トリップ設定値は定常運転範
囲よりも高くなっている。部分的な炉心出力及び流量条
件のために追加の保護が必要な場合には、設定値は手動
によって調整される。このような手動調整は原子炉運転
員にとって煩わしいものである。しかるに、もし設定値
の調整を行わなければ、全ての運転出力及び流量条件に
おいて満足すべき保護を確保するために複雑に制限され
た炉心運転範囲が必要となる。

【００１３】更にまた、部分出力及び流量範囲内におけ
る緩徐な過渡現象が新たに想定されるに至っているが、
これらは上記のごとき従来の保護方法の有効性を脅かす
ものである。これらの緩徐な過渡現象は、現行の高出力
保護設定値を回避するものと考えられている。なお、想
定された過渡現象は緩徐なものであるから、原子炉運転
員は手動によって適当な緩和処置を行なうことができ
る。

【００１４】

【発明の概要】本発明は、原子炉過出力防護用のトリッ
プ設定値をＢＷＲの運転出力レベルよりも所定のマージ
ンだけ高くなるように自動的に調整し、それによって起
こり得る過渡現象の緩和を強化するための保護系に関す
る。強化された保護が実現されるのは、監視された運転
パラメータが予定外の増加を示す場合である。本発明は
通常の過渡現象に対する強化された保護を可能にするば
かりでなく、必要な場合には新たに想定された緩徐な過
渡現象に対する自動的な保護をも可能にする。更に詳し
く述べれば、本発明は原子炉が最大運転レベルよりも低
いレベルで運転されている場合において強化された原子
炉保護を行う。

【００１５】原子炉が１００％出力レベルで（すなわ
ち、最大運転ラインに沿って）運転されている場合、本
発明によって与えられる設定値は従来の保護系における
設定値とほぼ等しくなるように自動的に調整される。し
かるに、原子炉が部分出力状態で運転されている場合に
は、本発明は部分出力運転点により近い設定値を与え、
それにより原子炉条件の予定外の変化に応じて原子炉系
の運転停止を可能にする。原子炉の運転に関しては、
「過渡現象」という用語は一般に任意の１つ以上の重要
な運転パラメータの正常値からの有意な偏差（たとえ
ば、最大運転ラインを越えてはいないが、原子炉にとっ
て有害であり得る予定外の出力上昇）を意味する。過渡
現象が原子炉系の許容運転範囲内にある軽微なものであ
る場合には、本発明はかかる偏差を補償するように制御
系（すなわち設定値）を自動的に調整する。しかしなが
ら、過渡現象が予定外の大きなものである場合には、設
定値を越えることになる。設定値を越えた場合には、原
子炉保護系が作動される。その場合、原子炉保護系は原
子炉の運転を停止させ、それによって炉心の損害を防止
すると共に原子炉を安全な状態に維持する。過渡現象が
制御系によって直ちに矯正し得ないようなものである場
合には、原子炉保護系が原子炉の運転を自動的に停止さ
せる。保護系が危険な状態の発生の可能性を表示した場
合には、警報が鳴って原子炉運転員に警告を与える。そ
の結果、運転員は矯正処置を行うか、あるいは手動によ
って原子炉の運転を停止させることができる。

【００１６】本発明に従えば、警報設定値及びスクラム
設定値が運転出力状態に追従して調整されるようなＢＷ
Ｒ原子力発電所用の高出力保護系が提供される。（過渡
現象の緩和処置を開始させるための）安全装置用設定値
は、従来の保護系の場合よりも部分出力運転点にずっと
近くなるように調整される。部分出力運転点に最も近い
設定値は警報設定値であって、これを越えた場合には予
定外の軽微な過渡現象の発生が先ず運転員に警告され
る。この警報（及び場合によってはそれよりもやや高く
設定された第２の警報）はまた、完全な原子炉トリップ
の回避を可能にする自動矯正処置を開始させるために使
用することもできる。警報設定値よりも上方にスクラム
設定値が位置していて、これを越えた場合には激しい過
渡現象に応答して原子炉の運転が停止される。

【００１７】

【好適な実施の態様の詳細な説明】図１は、従来の保護
系を示す典型的なＢＷＲ出力／流量運転マップである。
この場合、警報設定値は運転点１よりも距離Ａだけ上方
に位置し、またスクラム設定値は運転点１よりも距離Ｂ
だけ上方に位置していて、いずれの設定値も最大運転ラ
インの上方に位置している。起動後におけるＢＷＲの許
容運転範囲は、キャビテーション領域よりも上方かつ最
大運転ラインよりも下方に位置しており、また最小定常
流量ライン及び最大定常流量ラインによって区画されて
いる。従来の保護系においては、かかる運転区域の内部
でＢＷＲが運転される場合、出力レベルを最大運転ライ
ンよりも上方にまで増加させないような予定外の過渡現
象は設定値によって検出されず、従って原子炉トリップ
は起こらない。本発明は、（過渡現象の緩和処置を開始
させるための）安全装置用設定値を従来の保護系の場合
よりも運転出力レベル（たとえば、運転点１）にずっと
近くなるように調整することによって上記の問題を解決
するものである。このような原理は、必要に応じて、図
１に示された定常出力／流量運転範囲の全域にわたって
適用することができる。

【００１８】図２は、本発明によって可能となる強化さ
れた保護を示すＢＷＲ出力／流量運転マップの一例であ
る。原子炉が１００％出力レベルで（すなわち、最大運
転ラインに沿って）運転されている場合には、本発明に
よって与えられる設定値は従来の保護系の場合と実質的
に同じ位置（すなわち、図１中の運転点１よりも距離Ａ
又はＢだけ上方の位置）に自動的に調整される。しかる
に、原子炉が部分出力状態（たとえば、図２中の運転点
１）において運転されている場合には、本発明はその運
転点により近い警報設定値及びスクラム設定値を与え
る。図２中において、Ａ１及びＡ２は運転点と２つの警
報設定値との間の調整マージンを表し、またＢは運転点
とスクラム設定値との間の調整マージンを表す。

【００１９】本発明に基づく追従論理回路は、警報設定
値及びスクラム設定値がＢＷＲの運転範囲内の任意の運
転点から所望の距離（Ａ１、Ａ２及びＢ）だけ上方に位
置するようにそれらの調整を制御する。本発明に含まれ
る代表的な信号及び機能を図４に示す。本発明によって
追加される新しい論理回路部分は、従来の保護系の構成
要素から破線１０によって区分されている。この簡略ブ
ロック図は本発明の基本原理を説明するためのものであ
る。そこには原子炉保護機能のために必要な冗長系は示
されておらず、またこれが本発明の機能論理を実現する
ための唯一の方法であると解すべきでない。

【００２０】図４について説明すれば、本発明の追従ス
クラム設定値論理回路１２及び追従警報設定値論理回路
１４（簡略化のため１つの警報機能のみを示す）は、予
定された出力上昇に際してスクラム設定値及び警報設定
値を自動的に増加させることによって所望のトリップマ
ージンを維持する。これらの設定値は、フィルタ２０か
らのＳＴＰ信号を監視するためのスクラムトリップ装置
１６及び警報トリップ装置１８によってそれぞれ使用さ
れる。原子炉のスクラムは、スクラムトリップ装置１６
又は高出力トリップ装置２２からのスクラム信号の発生
によって開始させることができる。

【００２１】予定された出力変化は許容入力信号によっ
て確認されるが、この許容入力信号は原子炉運転員によ
って手動的に発生されることもあれば、通常の出力上昇
方法（たとえば、制御棒の引抜き又は再循環流量設定値
の増加）に伴って発生されることもある。しかるに、予
定外の出力上昇が起こった場合には、追従論理回路は特
に制御されない限り設定値を増加させることがなく、そ
れによって強化された保護が達成される。かかる設定値
の調整は、出力レベルを顕著に低下させる任意の原子炉
操作にも自動的に追従する。このようにして、保護設定
値は新たな最終運転点の近くに再調整される。また、本
発明の機能を所望の運転範囲内に制限するため、設定値
の上限及び下限を設定することもできる。

【００２２】本発明の追従論理回路は、（図２に示され
た）ＳＴＰスクラム信号（Ｂ）と共に１つ以上の警報信
号（Ａ１、Ａ２）を使用することができる。完全な原子
炉トリップ（又はスクラム）を回避するための能動的機
能を実行するために警報信号を使用することは、本発明
のもう１つの重要な特性である。警報設定値（Ａ１、Ａ
２）においては、運転員に警報を与えることに加え、ス
クラムによって引起こされる原子炉の完全な運転停止に
付随した運転上の不都合をもたらすことなしに出力上昇
を停止させるための様々な処置を開始させることができ
る。かかる処置としては、制御棒引抜きの遮断、原子炉
再循環流量の低下、及び特定の制御棒の挿入が挙げられ
るが、それらのみに限定されるわけではない。

【００２３】本発明のもう１つの特徴は、他の原子炉パ
ラメータからの信号に基づいて高出力トリップ設定値の
補足調整を行うような態様を選択し得ることである。た
とえば、原子炉圧力、原子炉再循環流量又は給水温度に
応じて設定値を調整することができる。本発明の原子炉
保護系はまた、追従スクラム設定値論理回路１２への入
力として、濾波されたＳＴＰ信号及び（又は）直接の中
性子束信号（すなわち、図４中の「出力領域モニタ信
号」）を使用する能力をも有している。直接の中性子束
信号と共に使用される設定値は、偶発的な作動を回避す
るため、ＳＴＰ信号フィルタ２０と共に使用される設定
値よりも高くすることが必要である。

【００２４】図３は、再循環流量信号によって補足調整
された追従設定値を使用する本発明の応用例を示してい
る。原子炉が全出力レベルで（すなわち、最大運転ライ
ンに沿って）運転されている場合、この応用例は多くの
点で図２に示された例と同様であって、最大予想設定値
は従来の保護系の設定値とほぼ等しくなるように調整さ
れる。かかる設定値はまた、任意の部分出力運転点（た
とえば、図３中の運転点１）から所望のマージンだけ高
くなるように調整される。この応用例の特徴は、スクラ
ム設定値及び警報設定値が原子炉再循環流量の変化に応
じて自動的に変化することである（すなわち、これらの
設定値は図３中の運転点１の上方において流量を基準と
した勾配を有している）。図３中にはまた、追従設定値
論理回路と共に直接の中性子束信号を使用する別の応用
例も示されていて、この場合のスクラム設定値はＳＴＰ
設定値よりも上方の位置Ｃに調整されている。

【００２５】流量に伴う変化量（すなわち、図３中の運
転点１の上方における設定値線の勾配）は、原子炉の流
量及び出力操作に際して本発明の性能を最適化するよう
に選定することができる。補助原子炉パラメータ（たと
えば、この例における再循環流量）に応じた設定値の変
化はまた、変化の大きさ及び（又は）方向の点で、本発
明の応用例の効果を最適化するように制限されることも
ある。

【００２６】図３に示されるような流量基準態様を採用
すれば、設定値は出力上昇が予定外の原子炉再循環流量
の増加によって引起こされる場合にも自動的に増加す
る。とは言え、その場合の設定値の増加は流量に依存す
る設定値変化の勾配に従って制御される量となる。この
ように、本発明は原子炉の出力／流量運転範囲内のいか
なる位置にある運転点にも近くなるようにトリップ設定
値を調整することによって強化された原子炉保護を可能
にするものである。運転点により近いトリップ（又はス
クラム）設定値に加え、本発明は過渡現象に際して原子
炉の完全な運転停止を回避するための自動的処置を開始
させ得るよう同時に調整された警報設定値をも提供す
る。これらの設定値は出力低下に対して自動的に追従す
るが、設定値の増加は原子炉出力を上昇させる全ての予
定外の過渡現象に関して強化された保護をもたらすよう
に制限される。本発明の追従保護は、想定された緩徐な
過渡現象を含む模擬原子炉過渡現象に対しても好ましく
応答する。本発明の性能を例示するため、以下に幾つか
の過渡現象の実例を示す。

【００２７】

【実施例１】 （温度過渡変動、基本態様）ＢＷＲにおいて起こり得る
現象の１つは、炉心に供給される冷却水流の温度の変化
である。これが起こり得る場合の一例は、給水ヒータの
一部が正しく動作しなくなった場合である。図５及び６
は、この種の現象に対する原子炉の計算された応答及び
経時的な強化保護論理を示している。初期出力は７０％
であり、また原子炉は最大定常炉心流量の下で運転され
ているものと仮定される。

【００２８】このような運転状態は、（図６に示され
た）従来のスクラム設定値よりもかなりの距離だけ下方
に位置している。図５及び６は、より冷たい水が原子炉
に到達すると出力は徐々に上昇することを示している。
この場合、ＳＴＰ信号は本発明によって与えられる追従
スクラム設定値にほとんど到達するまで増加する。図６
中には、追従警報及びスクラム設定値に対するマージン
が過渡現象の進行に伴って示されている。この場合に
は、ただ１つの警報がシミュレートされており、そして
（スクラム設定値への接近にかなり先立つ６０秒前後に
おいて）警報設定値に到達した時点ではいかなるスクラ
ム回避処置も開始されなかった。

【００２９】図５及び６においてシミュレートされた過
渡現象は、現在許容されている給水温度の最大変化（１
００°Ｆ）に等しいものである。それ以上の温度変化は
起こりそうにない。しかし、万一それが起こった場合、
それは本発明によって与えられるスクラム設定値に到達
するはずである。それ故、本発明の原子炉保護系によっ
て満足すべき原子炉燃料保護が確保されるのである。そ
れに対し、従来の保護系は同じ過渡現象が起こったとし
てもかかる保護をもたらすことがない。なぜなら、従来
のＳＴＰ設定値は過渡出力よりも遥か上方に位置するか
らである。それ故、従来の保護系において保護を達成す
るためには運転員による手動処置が必要とされる。

【００３０】この実施例において示された性能は、主と
して本発明の基本態様に適用されるものである。とは言
え、過渡現象に際して炉心流量が一定に保たれる場合
（手動流量制御の場合）ならば、それは流量を基準とし
た態様に対しても適用される。この流量基準態様を採用
した自動流量制御の場合における応答が次の実施例２に
示される。

【００３１】

【実施例２】 （温度過渡変動、流量基準態様）本実施例においては、
実施例１に記載されたものと同様な予定外の温度過渡変
動が起こるものと想定されるが、原子炉は自動流量制御
モードにおいて全出力で運転されているものと仮定され
る。自動流量制御の目的は、原子炉出力を初期出力レベ
ル設定値に保つことにある。このような制御モードにお
いては、上記のごとき過渡現象の出力上昇効果に対処す
るため、原子炉再循環流量が自動的に減少させられる。
図７、８及び９は、この種の現象に対する典型的な応答
を示している。これらの図は、模擬温度変化が原子炉出
力を上昇させようとした場合、自動制御装置が出力をほ
ぼ一定に保つように炉心再循環流量を減少させることを
示している。図７及び８は主要原子炉パラメータを時間
に対してプロットしたものである。

【００３２】実施例１の場合と同じく、現在採用されて
いる温度変化限界がシミュレートされた。過渡現象はい
かなる防護処置も必要とすることなしに最終運転状態に
落着く。とは言え、こうして制御される出力レベルはよ
り少ない炉心水流によって維持されるから、それは原子
炉燃料にとって不十分な冷却しか利用できないような状
態に近付いていく。図９は、シミュレートされた過渡現
象に際し、炉心流量を減少させて出力を一定に保ちなが
ら原子炉の運転点がいかに移動するかを示している。

【００３３】本発明の流量基準態様は、再循環流量の減
少に伴って追従設定値を低下させる。その結果、かかる
過程の終了時までには、スクラム設定値は最終運転点の
直ぐ上方に位置することになる。それよりも大きい温度
過渡変動が起これば、新たな防護処置が開始されるわけ
である。現行の流量基準スクラム設定値もまた示されて
いる。これは図２に示された特性に従うものであって、
運転点からは遠く離れている。より低い初期出力（たと
えば、実施例１の場合のように７０％出力）の下で過渡
現象をシミュレートすれば、運転点と従来のスクラム設
定値との差は更に大きくなるのに対し、本発明によって
与えられる設定値はやはり運転点に近いままである。

【００３４】

【実施例３】 （炉心流量及び出力の増加）原子炉トリップを引起こす
ことなしに対処しなければならない一般的な原子炉操作
の一例は、炉心流量制御系を用いた通常の出力上昇であ
る。図１０、１１及び１２は、本発明がいかにしてこの
種の操作に対処し得るかを示している。

【００３５】このような状況下では、運転員は出力上昇
を計画してそれの準備を行うと共に、上昇の開始時には
本発明の許容論理回路を作動する。原子炉及び本発明の
論理回路の応答が図１０及び１１に示されている。この
ようなランプ状操作に際しては、炉心流量及び出力は徐
々に増加する。本発明の追従設定値は原子炉出力と共に
増加する。

【００３６】ＳＴＰ信号と警報及びスクラム設定値との
間には、必要に応じてマージンが維持される。図１０及
び１１は主要原子炉パラメータを時間に対してプロット
したものである。図１２は本発明に基づく設定値論理回
路の追従動作を示している。警報設定値（本実施例では
２つ）及びスクラム設定値に対するトリップ回避マージ
ンは、図１１の下部に示されるごとく、操作全体を通し
て初期マージンにほぼ等しく維持される。

【００３７】以上、もっぱら例示を目的として本発明の
好適な実施の態様が記載された。それ以外にも様々な変
更態様が可能であることは、沸騰水型原子炉の保護系に
精通した当業者にとって自明であろう。かかる変更態様
の全てが前記特許請求の範囲に包括されることを理解す
べきである。

【図面の簡単な説明】

【図１】従来の高出力保護系を示すＢＷＲ出力／流量運
転マップである。

【図２】本発明の追従出力保護系を示すＢＷＲ出力／流
量運転マップである。

【図３】本発明に従って追従設定値を再循環流量信号に
より補足調整する流量基準態様の追従出力保護系の一例
を示すＢＷＲ出力／流量運転マップである。

【図４】本発明に従って変更された従来の追従出力保護
系における典型的な信号及び論理回路を示すブロック図
である。

【図５】原子炉温度（サブクーリング）の過渡変動に対
する主要原子炉パラメータの経時応答を示すグラフであ
る。

【図６】本発明の基本態様に従って７０％出力及び最大
炉心流量の下で図５に示された原子炉温度（サブクーリ
ング）の過渡変動に応答して決定された設定値を示すグ
ラフである。

【図７】自動流量制御モードで運転されている原子炉に
おける原子炉温度（サブクーリング）の過渡変動に対す
る主要原子炉パラメータの経時応答を示すグラフであ
る。

【図８】本発明の流量基準態様に従って１００％出力及
び１０８％流量の下で図７に示された原子炉温度（サブ
クーリング）の過渡変動に応答して決定された設定値を
示すグラフである。

【図９】本発明における図７に示された原子炉温度（サ
ブクーリング）の過渡変動に対する応答を示す出力／流
量運転マップである。

【図１０】予定された炉心流量及び出力の過渡変動に対
する主要原子炉パラメータの経時応答を示すグラフであ
る。

【図１１】本発明の基本態様又は流量基準態様に従って
５０％出力及び４５％流量の下で図１０に示された炉心
流量及び出力の過渡変動に応答して決定された設定値を
示すグラフである。

【図１２】本発明における図１０に示された炉心流量及
び出力の過渡変動に対する応答を示す出力／流量運転マ
ップである。

【符号の説明】

１２ 追従スクラム設定値論理回路 １４ 追従警報設定値論理回路 １６ スクラムトリップ装置 １８ 警報トリップ装置 ２０ 信号フィルタ ２２ 高出力トリップ装置

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ジェフリイ・ウォーラン・シモンズ アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サン ホゼ、ナンバー2422、ザ・ウッズ・ドライ ヴ、4300番

Claims (6)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉の運転出力レベルを監視する監視
   手段（２０）、及び前記監視された運転出力レベルが第
   １の設定値を越えて予定外の上昇を示した場合に前記原
   子炉を自動的に緊急停止する装置を作動する手段（１
   ６）を含む、前記原子炉における過渡的過出力に対して
   防護を行うための保護系において、 前記運転出力レベルの予定された変化に応答して前記第
   １の設定値を前記監視された運転出力レベルよりも第１
   の所定マージンだけ高くなるように調整する手段（１
   ２）を有することを特徴とする保護系。
2. 【請求項２】 前記第１の設定値が原子炉保護系の代替
   処置を自動的に開始させる請求項１記載の保護系。
3. 【請求項３】 前記監視手段が前記原子炉の運転出力レ
   ベルを表す濾波信号を発生する手段を有する請求項１記
   載の保護系。
4. 【請求項４】 更に、前記運転出力レベルの前記予定さ
   れた変化に応答して第２の設定値を前記監視された運転
   出力レベルよりも第２の所定マージンだけ高くなるよう
   に調整する手段（１４）、及び前記監視された運転出力
   レベルが前記第２の設定値を越えて予定外の上昇を示し
   た場合には運転員に警告を与えると共に、予定外の外乱
   に対処しかつ前記原子炉の完全なトリップを回避するた
   めの所定の処置を自動的に開始させる警報装置を作動す
   る手段（１８）を含んでいる請求項１記載の保護系。
5. 【請求項５】 更に、原子炉再循環流量レベルを監視す
   る手段、及び前記監視された原子炉再循環流量レベルを
   利用して前記第１及び第２の設定値の一方を更に調整す
   る手段を含んでいる請求項４記載の保護系。
6. 【請求項６】 更に、原子炉容器圧力、炉心温度、原子
   炉給水温度、原子炉給水流量及び原子炉蒸気流量から成
   る群より選ばれた原子炉パラメータを監視する手段、及
   び前記原子炉パラメータを利用して前記第１及び第２の
   設定値の一方を更に調整する手段を含んでいる請求項４
   記載の保護系。