JPS59104595A - 沸騰水形原子力発電設備 - Google Patents
沸騰水形原子力発電設備Info
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- JPS59104595A JPS59104595A JP57214336A JP21433682A JPS59104595A JP S59104595 A JPS59104595 A JP S59104595A JP 57214336 A JP57214336 A JP 57214336A JP 21433682 A JP21433682 A JP 21433682A JP S59104595 A JPS59104595 A JP S59104595A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- output
- reactor
- core
- rate
- thermal
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- 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
Landscapes
- Crystals, And After-Treatments Of Crystals (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は核燃料のならし運転を自動的かつ正確におこな
うことができる沸騰水形原子力発電設備に関する。
うことができる沸騰水形原子力発電設備に関する。
一般に沸騰水形原子炉の核燃料は酸化ウランの粉末を焼
結した短円柱状の燃料ペレットをジルコニウム合金製の
燃料被覆管内に充填して燃料棒を構成し、この燃料棒を
複数本束ねて燃料集合体が構成される。そして、この燃
料集合体を複数個格子状に配列して炉心が構成される。
結した短円柱状の燃料ペレットをジルコニウム合金製の
燃料被覆管内に充填して燃料棒を構成し、この燃料棒を
複数本束ねて燃料集合体が構成される。そして、この燃
料集合体を複数個格子状に配列して炉心が構成される。
ところで、上記燃料ペレットと燃料被り管との間の間隙
は、この燃料ペレット内での核反応によって発生した熱
を燃料被覆管を介して冷却材に効率的に伝達する必要か
らあまシ大きくすることはできない。このため、炉心の
熱出力を急激に増大した場合等には燃料ペレットおよび
燃料被機管の熱変形によりこの燃料イレットと燃料被覆
管とが相互に機械的に干渉して燃料核Ｊ＆管の健全性を
損なう現象いわゆるＰＣＩ ｉ生じる。そして、このＰ
ＣＩを防止するため、燃料交換後の運転の際等にはＰＣ
ＩＯＭＲと称される核燃料のならし運転をおこなう。こ
の核燃料のならし運転は燃料棒の単位長さ当りの出力す
なわち線出力密度の上昇率を一定の出力上昇率以下にす
ればＰＣＩは生じることがなく、まだある値まで線出力
密度を上昇させ、この値を所定の時間維持するとその後
はこの値まで比較的急激に出力を上昇させてもＰＣＩは
生じないと云う特性を利用しておこなうものである。す
なわち、まずＰＣＩを生じる限界以下の出力上昇率で出
力を所定の値まで上昇させ、この値を所定の時間だけ維
持し、この値までＰＣＩを生じない範囲（エンベロープ
と称されている）を拡大する。次にこの出力からさらに
ＰＣＩを生じない出力上昇率で次の所定の値まで出力を
上昇させて所定時間維持し、これを繰返してエンペロー
ブを所定の範囲まで拡大する。
は、この燃料ペレット内での核反応によって発生した熱
を燃料被覆管を介して冷却材に効率的に伝達する必要か
らあまシ大きくすることはできない。このため、炉心の
熱出力を急激に増大した場合等には燃料ペレットおよび
燃料被機管の熱変形によりこの燃料イレットと燃料被覆
管とが相互に機械的に干渉して燃料核Ｊ＆管の健全性を
損なう現象いわゆるＰＣＩ ｉ生じる。そして、このＰ
ＣＩを防止するため、燃料交換後の運転の際等にはＰＣ
ＩＯＭＲと称される核燃料のならし運転をおこなう。こ
の核燃料のならし運転は燃料棒の単位長さ当りの出力す
なわち線出力密度の上昇率を一定の出力上昇率以下にす
ればＰＣＩは生じることがなく、まだある値まで線出力
密度を上昇させ、この値を所定の時間維持するとその後
はこの値まで比較的急激に出力を上昇させてもＰＣＩは
生じないと云う特性を利用しておこなうものである。す
なわち、まずＰＣＩを生じる限界以下の出力上昇率で出
力を所定の値まで上昇させ、この値を所定の時間だけ維
持し、この値までＰＣＩを生じない範囲（エンベロープ
と称されている）を拡大する。次にこの出力からさらに
ＰＣＩを生じない出力上昇率で次の所定の値まで出力を
上昇させて所定時間維持し、これを繰返してエンペロー
ブを所定の範囲まで拡大する。
しかし、このような核燃料のならし運転は操作が複雑で
あり、かつ長時間を要するため運転員の負担が大きい不
具合があった。
あり、かつ長時間を要するため運転員の負担が大きい不
具合があった。
このような不具合を解消するだめ、上記の核燃料のなら
し運転を自動的におこなうことができる沸騰水形原子力
発電設備が開発された。この沸騰水形原子力発電設備を
第１図を参照にして説明する。すなわち、図中１は原子
炉圧力容器であって、この原子炉圧力容器１内には炉心
２が収容されている。そして、この原子炉圧力容器２内
で発生した蒸気は主蒸気管３を介してタービン４に送ら
れ、このタービン４を１駆動するように構成されている
。そして、このタービン４によって発電機５が駆動され
、発電をなくすように構成されている。また、上記ター
ビン４を駆動した蒸気は復水器６に送られて凝縮し復水
となる。そして、この復水は炉水ボンシフによって給水
加熱器８に送られて加熱され、さらに給水ボンｆ９によ
って原子炉圧力容器１内に戻される。また、上記原子炉
圧力容器１の底部には制御棒駆動機構１０・・・が設け
られており、これら制御棒駆動機構１０・・・によって
制御棒１ノ・・・が炉心２内に挿入あるいは引抜され、
この炉心２の反応度等を制御するように構成されている
。また、原子炉圧力容器１内には複数台のジェットポン
７’Ｊ、？・・・が設けられている。そして、原子炉圧
力容器１内の冷却材の一部はこの原子炉圧力容器１外に
取り出され、再循環ボンダ１３によって昇圧され駆動水
として各ノエットポンプノ２・・・に送られ、フェン）
、ｊ？ポンプ１２・・・はこの駆動水によって駆動さ
れ、原子炉圧力容器１内の冷却材を炉心２を通して循環
する。そしで、上記再循環ボンダＩＪ（ｇ運転を制御し
て炉心２を通して流れる冷力１材の流量すなわち炉心流
量を制御し、炉心２の出力制御をおこなうように構成さ
れている。
し運転を自動的におこなうことができる沸騰水形原子力
発電設備が開発された。この沸騰水形原子力発電設備を
第１図を参照にして説明する。すなわち、図中１は原子
炉圧力容器であって、この原子炉圧力容器１内には炉心
２が収容されている。そして、この原子炉圧力容器２内
で発生した蒸気は主蒸気管３を介してタービン４に送ら
れ、このタービン４を１駆動するように構成されている
。そして、このタービン４によって発電機５が駆動され
、発電をなくすように構成されている。また、上記ター
ビン４を駆動した蒸気は復水器６に送られて凝縮し復水
となる。そして、この復水は炉水ボンシフによって給水
加熱器８に送られて加熱され、さらに給水ボンｆ９によ
って原子炉圧力容器１内に戻される。また、上記原子炉
圧力容器１の底部には制御棒駆動機構１０・・・が設け
られており、これら制御棒駆動機構１０・・・によって
制御棒１ノ・・・が炉心２内に挿入あるいは引抜され、
この炉心２の反応度等を制御するように構成されている
。また、原子炉圧力容器１内には複数台のジェットポン
７’Ｊ、？・・・が設けられている。そして、原子炉圧
力容器１内の冷却材の一部はこの原子炉圧力容器１外に
取り出され、再循環ボンダ１３によって昇圧され駆動水
として各ノエットポンプノ２・・・に送られ、フェン）
、ｊ？ポンプ１２・・・はこの駆動水によって駆動さ
れ、原子炉圧力容器１内の冷却材を炉心２を通して循環
する。そしで、上記再循環ボンダＩＪ（ｇ運転を制御し
て炉心２を通して流れる冷力１材の流量すなわち炉心流
量を制御し、炉心２の出力制御をおこなうように構成さ
れている。
そして、この沸騰水形原子力発電設備ｉには核燃料のな
らし運転を自動的におこ々う出力制御装置１４が設けら
れている。この出力制御装置１４にはあらかじめＧｉ）
定された核燃料のならし運転のしρログラムが記１、ホ
されている。また、１５はプロセス計Ｗ機であって、原
子力発電膜イＲｈの各プロセス信号を受信し、このプロ
セス信号にもとづいて原子力発電設備の出力その他の状
態を求め、これに対応した信号を上記の出力制御装置１
４に送るように構成されている。そして、この出力制御
装置１４は上記プロセス計算機１５からの信号およびあ
らかじめ記憶されている核燃料のならし運転のプログラ
ムに従って制御棒駆動機構１０・・・を制御する制御棒
操作制御装置１６および再循環ポンプ１３の運転を制御
する再循環流量制御装置１７を制御し、制御棒１１・・
・の挿入量および炉心流量を制御して所定のプログラム
に従って原子力発電設備の出力を上昇し、核燃料のなら
し運転をおこなうように構成されている。
らし運転を自動的におこ々う出力制御装置１４が設けら
れている。この出力制御装置１４にはあらかじめＧｉ）
定された核燃料のならし運転のしρログラムが記１、ホ
されている。また、１５はプロセス計Ｗ機であって、原
子力発電膜イＲｈの各プロセス信号を受信し、このプロ
セス信号にもとづいて原子力発電設備の出力その他の状
態を求め、これに対応した信号を上記の出力制御装置１
４に送るように構成されている。そして、この出力制御
装置１４は上記プロセス計算機１５からの信号およびあ
らかじめ記憶されている核燃料のならし運転のプログラ
ムに従って制御棒駆動機構１０・・・を制御する制御棒
操作制御装置１６および再循環ポンプ１３の運転を制御
する再循環流量制御装置１７を制御し、制御棒１１・・
・の挿入量および炉心流量を制御して所定のプログラム
に従って原子力発電設備の出力を上昇し、核燃料のなら
し運転をおこなうように構成されている。
ところで、上記原子力発電設備の最終的な出力は発電機
６の電気出力であり、またこの原子力発電設備は他の原
子力発電設備、火力発電設備、水力発電設備を含む電力
ネットワークに組み込まれているため、この原子力発電
設備の出力制御は発電機５の電気出力を規準として制御
される。このため、上記の出力制御装置１４で核燃料の
ならし運転をおこなう場合においても出力制御は発電機
５の電気出力を規準にしておζなわれる。そして、沸騰
水形原子力発電設備では原子炉圧力容器１内で発生した
蒸気が直接タービン４に送られるので、炉心２の熱出力
と発電機５の電気出力との間には所定の関係があり、発
電機５の電気出力を制御することにより炉心２の熱出力
を間接的に制御することができ、よってこの炉心２内の
燃料棒の線出力密度の上昇率等も制御できるものである
。以下この核燃料のならし運転における出力制御につい
て詳述する。
６の電気出力であり、またこの原子力発電設備は他の原
子力発電設備、火力発電設備、水力発電設備を含む電力
ネットワークに組み込まれているため、この原子力発電
設備の出力制御は発電機５の電気出力を規準として制御
される。このため、上記の出力制御装置１４で核燃料の
ならし運転をおこなう場合においても出力制御は発電機
５の電気出力を規準にしておζなわれる。そして、沸騰
水形原子力発電設備では原子炉圧力容器１内で発生した
蒸気が直接タービン４に送られるので、炉心２の熱出力
と発電機５の電気出力との間には所定の関係があり、発
電機５の電気出力を制御することにより炉心２の熱出力
を間接的に制御することができ、よってこの炉心２内の
燃料棒の線出力密度の上昇率等も制御できるものである
。以下この核燃料のならし運転における出力制御につい
て詳述する。
すなわち、第２図には炉心流朋の変化によって炉心２の
熱出力をＰｌからＰＦまで変化させて核燃料のならし運
転をおこなう場合の炉心流−耽と炉心熱出力との関係を
示す線図である。そして、ＰｌからＰ、まで出力を上昇
する際のＰｎ−１からＰ点までの出力上昇過程において
、Ｐｎ点における燃料集合体中の三次元的な線出力密度
分布（Ｐｉ、ｋ）をＰｎに対してはＰｎｉｊｋＸＰｎ−
１に対してはＰｎ捕とするとＰｎ−、からＰｎまで出力
上昇した場合の線出力密度変化Δ１−’ ？ｊ−ＪＰ”
＝Ｐ” −Ｐ、 （ｋｗ／ｆｔ）ｉ ｊｋ
ｉ ｊｋ １ ｊｋとなる。そして
、核燃料の表らし運転の際の線出力密度上昇率の目標値
をβ（ｋｗ／ｌｔ／ｈｒ）とすると、Ｐｎ−１からｐｉ
で出力上列する場に費すべき時間Δｔｎは Δ１ｎ＝（ΔＰｉｊｋ ）ｒｎａｘ ／β＝↓（ΔＰ
１ｒｋ） （ｈｒ’）となる。よって、炉心熱出力の
上昇率ａｐ、／ａｔはｄＰ。
熱出力をＰｌからＰＦまで変化させて核燃料のならし運
転をおこなう場合の炉心流−耽と炉心熱出力との関係を
示す線図である。そして、ＰｌからＰ、まで出力を上昇
する際のＰｎ−１からＰ点までの出力上昇過程において
、Ｐｎ点における燃料集合体中の三次元的な線出力密度
分布（Ｐｉ、ｋ）をＰｎに対してはＰｎｉｊｋＸＰｎ−
１に対してはＰｎ捕とするとＰｎ−、からＰｎまで出力
上昇した場合の線出力密度変化Δ１−’ ？ｊ−ＪＰ”
＝Ｐ” −Ｐ、 （ｋｗ／ｆｔ）ｉ ｊｋ
ｉ ｊｋ １ ｊｋとなる。そして
、核燃料の表らし運転の際の線出力密度上昇率の目標値
をβ（ｋｗ／ｌｔ／ｈｒ）とすると、Ｐｎ−１からｐｉ
で出力上列する場に費すべき時間Δｔｎは Δ１ｎ＝（ΔＰｉｊｋ ）ｒｎａｘ ／β＝↓（ΔＰ
１ｒｋ） （ｈｒ’）となる。よって、炉心熱出力の
上昇率ａｐ、／ａｔはｄＰ。
ｄｔ （Ｐｎ ｐｎ−１’）／Δｔｎとすればよい。
一方、炉心熱出力Ｐｔと発電機５の電気出力Ｐｅとの間
には、第３図に示すが如き一定の関係があユ、この関係
を示す線の勾配α（Ｐ、）は であり、通常このα（Ｐｔ）は１より大きい。よって、
上記した炉心熱出力の上昇率を得るだめの発電機５の電
気出力の上昇率は となる。したがって、上記の如く発電機５の電気出力の
上昇率を制御することにより燃料棒の線出力密度の上昇
率をθ［定の値に制御し、核燃料のならし運転をおこな
うことができるものである。なお、このような計算は原
子炉の設計時に解析された各種のデータにもとづいてあ
らかじめオフライン泪算機等により演算し、第４図に示
す如き発電機５の電気出力の出力変化・ぐターンのプロ
グラムを作成し、これを出方制御装置１４に入力してお
くものである。
には、第３図に示すが如き一定の関係があユ、この関係
を示す線の勾配α（Ｐ、）は であり、通常このα（Ｐｔ）は１より大きい。よって、
上記した炉心熱出力の上昇率を得るだめの発電機５の電
気出力の上昇率は となる。したがって、上記の如く発電機５の電気出力の
上昇率を制御することにより燃料棒の線出力密度の上昇
率をθ［定の値に制御し、核燃料のならし運転をおこな
うことができるものである。なお、このような計算は原
子炉の設計時に解析された各種のデータにもとづいてあ
らかじめオフライン泪算機等により演算し、第４図に示
す如き発電機５の電気出力の出力変化・ぐターンのプロ
グラムを作成し、これを出方制御装置１４に入力してお
くものである。
前記従来のものは発電機５０１６気出力と炉心２の熱出
力とが一定の関係を有していれば第５図に示す如く電気
出力Ａの変化に対応して熱出力Ｂが変化し、所定の核燃
料のならし運転がおこなえる。しかし、たとえば復水器
６の真空度が低下したような場合にはタービン４の効率
が低下する。このため、炉心２の熱出力と発電機５の電
気出力との所定の関係が崩れ、炉心２の熱出力が第５図
の曲線Ｃに示す如く変動してしまう場合がある。そして
、このような場合には炉心２の熱出力の上昇率が第６図
のＤに示す如く上限値Ｅおよび下限値Ｆの範囲から逸脱
１〜、燃料の線出力密度の上昇率が目標値からｉ″オし
正しい核燃料のならし運転ができなくなる不具合が生じ
る。
力とが一定の関係を有していれば第５図に示す如く電気
出力Ａの変化に対応して熱出力Ｂが変化し、所定の核燃
料のならし運転がおこなえる。しかし、たとえば復水器
６の真空度が低下したような場合にはタービン４の効率
が低下する。このため、炉心２の熱出力と発電機５の電
気出力との所定の関係が崩れ、炉心２の熱出力が第５図
の曲線Ｃに示す如く変動してしまう場合がある。そして
、このような場合には炉心２の熱出力の上昇率が第６図
のＤに示す如く上限値Ｅおよび下限値Ｆの範囲から逸脱
１〜、燃料の線出力密度の上昇率が目標値からｉ″オし
正しい核燃料のならし運転ができなくなる不具合が生じ
る。
本発明は以上の事情にもとづいてなされたもので、その
目的とするところはＫＮ水器の真空度の低下等によって
タービンの効率が変化し、炉心の熱出力と発電機の電気
出力との関係に変動が生じた場合でも核燃料のならし運
転を安定して自動的におこなうことができる＄ｆｌＩ水
形原水力原子力発電設備することにある。
目的とするところはＫＮ水器の真空度の低下等によって
タービンの効率が変化し、炉心の熱出力と発電機の電気
出力との関係に変動が生じた場合でも核燃料のならし運
転を安定して自動的におこなうことができる＄ｆｌＩ水
形原水力原子力発電設備することにある。
本発明は原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器内に収
容された炉心と、上記原子炉圧力容器内で発生した蒸気
によって駆動されるタービンと、このタービンによって
駆動される発電機と、上記発電機の出力を所定の出力変
化・ぞターンで変化させることにより上記炉心の熱出力
を所定のパターンで変化させ核燃料のならし運転をおこ
なうとともに上記炉心の熱出力の上昇率および炉心の熱
出力上昇率の上限値を算出し７これら熱出力上昇率およ
び熱出力上昇率の上限イ１ｐが所定の値となるように上
記発電機出力の出力変化・やターンを補正する出力制御
装置とを具備したものである。したがって、万一炉心の
熱出力と発電機の電気出力の関係が変動した場合には炉
心の熱出力の上昇率および熱出力上昇率の限界値の変化
からこの変動を検出し、これらが所定の値となるように
発電機出力の出力変化パターンに補正を加えるので、核
燃料のならし運転を正確かつ自動的におこなうことがで
きるものである。
容された炉心と、上記原子炉圧力容器内で発生した蒸気
によって駆動されるタービンと、このタービンによって
駆動される発電機と、上記発電機の出力を所定の出力変
化・ぞターンで変化させることにより上記炉心の熱出力
を所定のパターンで変化させ核燃料のならし運転をおこ
なうとともに上記炉心の熱出力の上昇率および炉心の熱
出力上昇率の上限値を算出し７これら熱出力上昇率およ
び熱出力上昇率の上限イ１ｐが所定の値となるように上
記発電機出力の出力変化・やターンを補正する出力制御
装置とを具備したものである。したがって、万一炉心の
熱出力と発電機の電気出力の関係が変動した場合には炉
心の熱出力の上昇率および熱出力上昇率の限界値の変化
からこの変動を検出し、これらが所定の値となるように
発電機出力の出力変化パターンに補正を加えるので、核
燃料のならし運転を正確かつ自動的におこなうことがで
きるものである。
以下本発明の一実施例を第７図および第８図を参照して
説明する。
説明する。
図中１０１は原子炉圧力容器であって、この原子炉圧力
容器１０１内には炉心１０２が収容されている。そして
、この原子炉圧力容器１０１内で発生した蒸気は主蒸気
管１０３を弁じてタービン１０４に送られ、このタービ
ン１０４を駆動するように構成されている。そして、こ
のタービン１０４によって発電機１０５が駆動され、発
電をなすように構成されている。また、上記タービン１
０４ ｔ−駆動した蒸気は復水器１０６に送られて凝縮
し、復水となる。そして、この復水は復水ボンｆ１０７
によって給水加熱器１０８に送られて刀口熱され、さら
に給水ポンプ１０９によって原子炉圧力容器１０１内に
戻される。また、上記原子炉圧力容器１０１の底部には
制御棒駆動機構１１０・・・が設けられており、これら
制御棒駆動機構１１０・・・にょって制御棒１１ノ・・
・が炉心１０２内に挿入あるいは引抜され、この炉心１
０２の反応度等を制御するように構成されている。また
、原子炉圧力容器１０１内には複数台のジェ・ノトボン
グ１１２・・・が設けられている。そして、原子炉圧力
容器１０ノ内の冷却材の一部はこの原子炉圧力容器１０
１外に取り出され、再循環ボンｆ １１３ Ｋよって昇
圧され駆動水と（７て各ジェットボンｆ１１２・・・Ｋ
送られ、ジェ・ノトボンゾ１１２・・・けこの駆動水に
よって駆動さ）１、原子炉圧力容器１０１内の冷却材を
炉心１０２を通して循環する。そして、上記再循環デン
ゾ１１３の運転を制御して炉心１０２を通して流れる冷
却材の流量すなわち炉心流量を制御し、炉心１０２の出
力制御をおこ々うように構成されている。
容器１０１内には炉心１０２が収容されている。そして
、この原子炉圧力容器１０１内で発生した蒸気は主蒸気
管１０３を弁じてタービン１０４に送られ、このタービ
ン１０４を駆動するように構成されている。そして、こ
のタービン１０４によって発電機１０５が駆動され、発
電をなすように構成されている。また、上記タービン１
０４ ｔ−駆動した蒸気は復水器１０６に送られて凝縮
し、復水となる。そして、この復水は復水ボンｆ１０７
によって給水加熱器１０８に送られて刀口熱され、さら
に給水ポンプ１０９によって原子炉圧力容器１０１内に
戻される。また、上記原子炉圧力容器１０１の底部には
制御棒駆動機構１１０・・・が設けられており、これら
制御棒駆動機構１１０・・・にょって制御棒１１ノ・・
・が炉心１０２内に挿入あるいは引抜され、この炉心１
０２の反応度等を制御するように構成されている。また
、原子炉圧力容器１０１内には複数台のジェ・ノトボン
グ１１２・・・が設けられている。そして、原子炉圧力
容器１０ノ内の冷却材の一部はこの原子炉圧力容器１０
１外に取り出され、再循環ボンｆ １１３ Ｋよって昇
圧され駆動水と（７て各ジェットボンｆ１１２・・・Ｋ
送られ、ジェ・ノトボンゾ１１２・・・けこの駆動水に
よって駆動さ）１、原子炉圧力容器１０１内の冷却材を
炉心１０２を通して循環する。そして、上記再循環デン
ゾ１１３の運転を制御して炉心１０２を通して流れる冷
却材の流量すなわち炉心流量を制御し、炉心１０２の出
力制御をおこ々うように構成されている。
また、１１４はゾロセス唱豹根であって、原子力発電設
備からの各棟のプロセス信号を受ケ、これらの各種のゾ
ロセス信号から原子カ発？ｌｊ、設備の出力その他の状
態を検知するように構成されている。
備からの各棟のプロセス信号を受ケ、これらの各種のゾ
ロセス信号から原子カ発？ｌｊ、設備の出力その他の状
態を検知するように構成されている。
そして、この沸騰水形原子力強電設備には核燃料のなら
し運転を自動的におこなう出力制御装置１１５が設けら
れており、以下この構成を説明する。すなわち、この出
力制御信号二には出力制御器１１６が設けられている。
し運転を自動的におこなう出力制御装置１１５が設けら
れており、以下この構成を説明する。すなわち、この出
力制御信号二には出力制御器１１６が設けられている。
この出力制御器１１６はあらかじめ設定された核燃料の
ならし運転のグログラムに従って出力制御をおこなう、
そして、この出力制御器１１６には上記プロセス計算機
１１４から原子力発電設備の電気出力その他の状態に対
応した信号が送られるように構成されている。そして、
この出力制御器１１６は上記プロセス計算機１１４から
の信号および設定されたグログラムに従って出力制御信
号を出力するように構成されている。この出力制御（８
号は前記制御棒駆動機構１１０・・・を制御する制御棒
操作制御器１１７および再循環ポンプ１１３の運転を制
御する再循環流ｊＡＨＩＩＩ御器１１８に送られ、制御
棒１１１・・・の挿入薫および炉心流量を制御して原子
力発電設備の発電Ｐ１０５の電気出力が所定の出力変化
パターンで変化するように制御し、核燃料のならし運転
を自動的におこなうように構成されている６また、１１
９は端末装置であって、この端末装置１１９から核燃料
のならし運転のプログラム等が入力されるように構成さ
れている。
ならし運転のグログラムに従って出力制御をおこなう、
そして、この出力制御器１１６には上記プロセス計算機
１１４から原子力発電設備の電気出力その他の状態に対
応した信号が送られるように構成されている。そして、
この出力制御器１１６は上記プロセス計算機１１４から
の信号および設定されたグログラムに従って出力制御信
号を出力するように構成されている。この出力制御（８
号は前記制御棒駆動機構１１０・・・を制御する制御棒
操作制御器１１７および再循環ポンプ１１３の運転を制
御する再循環流ｊＡＨＩＩＩ御器１１８に送られ、制御
棒１１１・・・の挿入薫および炉心流量を制御して原子
力発電設備の発電Ｐ１０５の電気出力が所定の出力変化
パターンで変化するように制御し、核燃料のならし運転
を自動的におこなうように構成されている６また、１１
９は端末装置であって、この端末装置１１９から核燃料
のならし運転のプログラム等が入力されるように構成さ
れている。
また、上記出力制御器１１６には熱出力上昇率演算器ノ
２０、燃出力上昇率上限値Ｙｉ４′Ｎ器１２ノおよび出
力変化ノ平ターン記憶・変更波（転）器１２２が接続さ
れている。上記熱出力上昇率演算器１２０はプロセス計
算機１１４から出力制御器１１６を介して送られてくる
信号のうち平均出力傾城中Ｍモニタ（ＡＰＲＭ ）から
の信号および原子炉系の主蒸気流量等から算出した原子
炉系のヒートバランスから炉心１０２の熱出力を求め、
この熱出力上昇率を求めるように構成されている。なお
、実際の熱出力は第８図に示す如く目標とする出力上昇
線Ｇに対し線Ｈに示す如くゆらぎ等の誤差を生じる。そ
して、この熱出力上引率演算器１２０は時刻【、−Δｔ
からｔ、までの時間内の平均の熱出力上昇率をｔ、−Δ
１ 、１．の時刻の熱出力Ｐ、−Δｔ ｓ Ｐｔの平均
値 を求める。なお、この熱出力上昇率演算器１２０は時刻
ｔｔ−Δｔ、からｔ、までの時間内に含まれる複数のデ
ータによシ最小二乗法によってにより求めるようにして
もよい。
２０、燃出力上昇率上限値Ｙｉ４′Ｎ器１２ノおよび出
力変化ノ平ターン記憶・変更波（転）器１２２が接続さ
れている。上記熱出力上昇率演算器１２０はプロセス計
算機１１４から出力制御器１１６を介して送られてくる
信号のうち平均出力傾城中Ｍモニタ（ＡＰＲＭ ）から
の信号および原子炉系の主蒸気流量等から算出した原子
炉系のヒートバランスから炉心１０２の熱出力を求め、
この熱出力上昇率を求めるように構成されている。なお
、実際の熱出力は第８図に示す如く目標とする出力上昇
線Ｇに対し線Ｈに示す如くゆらぎ等の誤差を生じる。そ
して、この熱出力上引率演算器１２０は時刻【、−Δｔ
からｔ、までの時間内の平均の熱出力上昇率をｔ、−Δ
１ 、１．の時刻の熱出力Ｐ、−Δｔ ｓ Ｐｔの平均
値 を求める。なお、この熱出力上昇率演算器１２０は時刻
ｔｔ−Δｔ、からｔ、までの時間内に含まれる複数のデ
ータによシ最小二乗法によってにより求めるようにして
もよい。
また、上記熱出力上昇率上限値演算器１２１は、上述し
た平均出力領域中性子モニタからの信号および原子炉系
のヒートバランスから炉心１０２の熱出力の上昇率の上
限値 を求める。
た平均出力領域中性子モニタからの信号および原子炉系
のヒートバランスから炉心１０２の熱出力の上昇率の上
限値 を求める。
そして、上記熱出力上昇出演算器１２０および熱出力上
昇率上限値１２１からの信号は出力制御器１１６を介し
て出力変化パターン記憶・変更演算器１２２に送られる
。そして、この出力変化ノｆターン記憶・変更演算器１
２２は熱出力上昇率が出力変化パターンに対応した目標
発電機出力上昇率ｐ、（ｐｔ）に対して所定の許容誤差
εの範囲内であることすなわち であシ、かつ熱出力上昇率が熱出力上昇率上限値を超え
な込ことすなわち である場合には炉心１０２の熱出力と発電機１０５の電
気出力が所定の関係を維持して込るものと判定する。そ
して、この場合にはあらかじめ入力されている核燃料の
ならし運転のプログラムに従った所定の出力変化・ぐタ
ーンを出力制御器１．１６に送シ、この出力変化パター
ンに従って原子力発電設備の出力を制御し、核燃料のな
らし運転をおこなう。
昇率上限値１２１からの信号は出力制御器１１６を介し
て出力変化パターン記憶・変更演算器１２２に送られる
。そして、この出力変化ノｆターン記憶・変更演算器１
２２は熱出力上昇率が出力変化パターンに対応した目標
発電機出力上昇率ｐ、（ｐｔ）に対して所定の許容誤差
εの範囲内であることすなわち であシ、かつ熱出力上昇率が熱出力上昇率上限値を超え
な込ことすなわち である場合には炉心１０２の熱出力と発電機１０５の電
気出力が所定の関係を維持して込るものと判定する。そ
して、この場合にはあらかじめ入力されている核燃料の
ならし運転のプログラムに従った所定の出力変化・ぐタ
ーンを出力制御器１．１６に送シ、この出力変化パター
ンに従って原子力発電設備の出力を制御し、核燃料のな
らし運転をおこなう。
また、復水器１０６の真空度の低下等によってタービン
の効率が低下したような場合には炉心１０２の熱出力と
発電機１０５の電気出力とが所定の関係を維持しなくな
る。そして、このような場合には あるいは となシ、 となる。そして、このような場合にはこの出力変化パタ
ーン記憶・変更演算器１２２は熱出力と電気出力との所
定の関係が崩れだ旨の判定をなし、 となるように目標発電機出力上昇率を補正し、この補正
された目標発電機出力上昇率ｐ（ｐ、）にもとづいて出
力変化パターンを変更し、これを記憶する。そして、こ
の変更された出力変化／ぐターンを出力制御器１１６に
送υ、この変更された出力変化パターンに従って原子力
発電設備の出力を制御し、核燃料のならし運転をおこな
う。よって、炉心１０２の熱出力上昇率は所定の範囲内
に制御され、正確な核燃料のならし運転をおこなうこと
ができる。
の効率が低下したような場合には炉心１０２の熱出力と
発電機１０５の電気出力とが所定の関係を維持しなくな
る。そして、このような場合には あるいは となシ、 となる。そして、このような場合にはこの出力変化パタ
ーン記憶・変更演算器１２２は熱出力と電気出力との所
定の関係が崩れだ旨の判定をなし、 となるように目標発電機出力上昇率を補正し、この補正
された目標発電機出力上昇率ｐ（ｐ、）にもとづいて出
力変化パターンを変更し、これを記憶する。そして、こ
の変更された出力変化／ぐターンを出力制御器１１６に
送υ、この変更された出力変化パターンに従って原子力
発電設備の出力を制御し、核燃料のならし運転をおこな
う。よって、炉心１０２の熱出力上昇率は所定の範囲内
に制御され、正確な核燃料のならし運転をおこなうこと
ができる。
上述の如く本発明は原子炉圧力容器と、この原子炉圧力
容器内に収容された炉心と、上記原子炉圧力容器内で発
生した蒸気に」、って駆動されるターヒ゛ンと、このタ
ービンによ−）で（、肩へ−・刀される発電機と、上記
う０部、１麦の出力を１〕ｆ定の出力変化パターンで変
化させることにより上記炉心の熱出力を所だの７やター
ンで紙化させ核燃料のならし運転をおこなうとともに上
記炉心のｐ、ｒ、−（出力の上列率および炉心の熱出力
上バ率の上限佃を′ｉｔ出しこれら熱出力上昇率および
さ、′４出力上昇率の上限値が所定の値となるように上
記発電ｉｒｉ出力の出力変化パターンを；’ｉｌｉ ｉ
Ｅする出力１５（１備１！ソＵテ、とを具備し／こもの
である。し／Ｃかつ−Ｃ１カー炉心の熱出力と発電機の
電気出力の関係が変動した場合には炉心の熱出力の上昇
率・、上び熱出力上昇率の限界値の変化からとの変動を
検出し、これらが所定の値とカるように発電機出力の出
力変化パターンに補正を加えるので、核処料のならし運
転を正確かつ自動的におこなうことができる等その効果
は犬である。
容器内に収容された炉心と、上記原子炉圧力容器内で発
生した蒸気に」、って駆動されるターヒ゛ンと、このタ
ービンによ−）で（、肩へ−・刀される発電機と、上記
う０部、１麦の出力を１〕ｆ定の出力変化パターンで変
化させることにより上記炉心の熱出力を所だの７やター
ンで紙化させ核燃料のならし運転をおこなうとともに上
記炉心のｐ、ｒ、−（出力の上列率および炉心の熱出力
上バ率の上限佃を′ｉｔ出しこれら熱出力上昇率および
さ、′４出力上昇率の上限値が所定の値となるように上
記発電ｉｒｉ出力の出力変化パターンを；’ｉｌｉ ｉ
Ｅする出力１５（１備１！ソＵテ、とを具備し／こもの
である。し／Ｃかつ−Ｃ１カー炉心の熱出力と発電機の
電気出力の関係が変動した場合には炉心の熱出力の上昇
率・、上び熱出力上昇率の限界値の変化からとの変動を
検出し、これらが所定の値とカるように発電機出力の出
力変化パターンに補正を加えるので、核処料のならし運
転を正確かつ自動的におこなうことができる等その効果
は犬である。
第１図ないし第６図は従来例を示し、第１図は原子力発
電設備の概略構成図、第２図は炉心流量と炉心熱出力と
の関係を示す線図、第３図は炉心熱出力と発電機出力と
の関係を示す線図、第４図は発電機出力の変化・ゼター
ンを示す線図、第５図は炉心熱出力、発電機出力の変化
を示す線図、第６図は熱出力上昇率の変化を示す線図で
ある。第７図ｊ−よび第８図は本発明の一実施例を示し
、第７図は原子力発電設備の概略構成図、第８図は熱出
力の変化を示す線図である。 １０１・・・原子炉圧力容器、１０２・・・炉心、１０
４・・・タービン、１０５・・・発電機、１０６・・・
復水器、１１４・・・プロセス計算機、１１５・・・出
力制御装置、１１６・・・出力制御器、１２０・・・熱
出力上昇率演舞−器、１２１・・・熱出力上昇率上限値
演算器、１２２・・・出力変化パターン記憶・変更演算
器。 出願人代理人 弁理士 鈴 江 武 彦第２図 第３図 炉心先島力 （’／、） ＠４図 □叫列
電設備の概略構成図、第２図は炉心流量と炉心熱出力と
の関係を示す線図、第３図は炉心熱出力と発電機出力と
の関係を示す線図、第４図は発電機出力の変化・ゼター
ンを示す線図、第５図は炉心熱出力、発電機出力の変化
を示す線図、第６図は熱出力上昇率の変化を示す線図で
ある。第７図ｊ−よび第８図は本発明の一実施例を示し
、第７図は原子力発電設備の概略構成図、第８図は熱出
力の変化を示す線図である。 １０１・・・原子炉圧力容器、１０２・・・炉心、１０
４・・・タービン、１０５・・・発電機、１０６・・・
復水器、１１４・・・プロセス計算機、１１５・・・出
力制御装置、１１６・・・出力制御器、１２０・・・熱
出力上昇率演舞−器、１２１・・・熱出力上昇率上限値
演算器、１２２・・・出力変化パターン記憶・変更演算
器。 出願人代理人 弁理士 鈴 江 武 彦第２図 第３図 炉心先島力 （’／、） ＠４図 □叫列
Claims (1)
- 原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器内に収容された
炉心と、上記原子炉圧力容器内で発生しｌこ蒸気によっ
て駆動されるタービンと、このタービンによって駆動さ
れる）Ａ電機と、上記発電機の出力を７！Ｉ［定の出力
変化パターンで変化させることにより上記炉心の熱出力
を７９１定の・ぐターンで便化させ核燃料のならし運転
を壮となうとともに上記炉Ｉしの熱出力の上昇率および
炉心の熱出力上昇率の上限値を靭出しこｉｌら熱出力上
昇率および熱出力上昇率の上限値が所定の値と力るよう
に上記発電機出力の出力変化パターンを補正する出力制
御装置ｔ′Ｉとを具備したことを特徴とする沸騰水形原
子炉発Ｔ１１．設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57214336A JPS59104595A (ja) | 1982-12-07 | 1982-12-07 | 沸騰水形原子力発電設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57214336A JPS59104595A (ja) | 1982-12-07 | 1982-12-07 | 沸騰水形原子力発電設備 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59104595A true JPS59104595A (ja) | 1984-06-16 |
Family
ID=16654068
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57214336A Pending JPS59104595A (ja) | 1982-12-07 | 1982-12-07 | 沸騰水形原子力発電設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59104595A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007123581A (ja) * | 2005-10-28 | 2007-05-17 | Victor Co Of Japan Ltd | スロット構造及び電子機器 |
| JP2007194545A (ja) * | 2006-01-23 | 2007-08-02 | Audio Technica Corp | 電気機器の筐体 |
| JP2009521106A (ja) * | 2005-12-21 | 2009-05-28 | ローデ ウント シュワルツ ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング ウント コンパニー コマンディット ゲゼルシャフト | 電磁干渉から遮蔽するためのハウジング |
-
1982
- 1982-12-07 JP JP57214336A patent/JPS59104595A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007123581A (ja) * | 2005-10-28 | 2007-05-17 | Victor Co Of Japan Ltd | スロット構造及び電子機器 |
| JP2009521106A (ja) * | 2005-12-21 | 2009-05-28 | ローデ ウント シュワルツ ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング ウント コンパニー コマンディット ゲゼルシャフト | 電磁干渉から遮蔽するためのハウジング |
| JP2007194545A (ja) * | 2006-01-23 | 2007-08-02 | Audio Technica Corp | 電気機器の筐体 |
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