JPS59180486A - Reactor protecting device - Google Patents

Reactor protecting device

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JPS59180486A
JPS59180486A JP58056174A JP5617483A JPS59180486A JP S59180486 A JPS59180486 A JP S59180486A JP 58056174 A JP58056174 A JP 58056174A JP 5617483 A JP5617483 A JP 5617483A JP S59180486 A JPS59180486 A JP S59180486A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
neutron flux
flow rate
recirculation flow
reactor
level
Prior art date
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Pending
Application number
JP58056174A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
寛 小野
春日 肇
博 春日
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
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Publication of JPS59180486A publication Critical patent/JPS59180486A/en
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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Protection Of Generators And Motors (AREA)
  • Vehicle Body Suspensions (AREA)
  • Particle Accelerators (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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は、原子炉燃料の熱的健全性を保持するための原
子炉保護装置に関する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a nuclear reactor protection device for maintaining the thermal integrity of nuclear reactor fuel.

〔発明の技術的背景〕[Technical background of the invention]

第1図は沸騰水形原子炉(以下BWRと称する)プラン
トの概略構成を示すもので、原子炉圧力容器1において
発生した蒸気は主蒸気加減弁2を備えた主蒸気配管3を
通して蒸気クービン4へ供給され、このタービン4を駆
動する。
FIG. 1 shows a schematic configuration of a boiling water reactor (hereinafter referred to as BWR) plant. Steam generated in a reactor pressure vessel 1 is passed through a main steam pipe 3 equipped with a main steam control valve 2 into a steam cube bin 4. and drives this turbine 4.

そこで蒸気タービン4は発電機5を駆動し、電気エネル
ギを得る。また蒸気タービン4を駆動した後の蒸気は冷
却配管6を備えた復水器7にて凝縮液化され復水となる
。そしてこの復水は復水管8を通して低圧復水ポンプ9
により復水脱塩装置10へ送られ、ここで脱塩処理され
た後、高圧復水ポンプIノにより給水加熱器12へ送ら
れて加熱され、さらに給水管I3を通して給水ポンプ1
4により前記原子炉圧力容器1に環流するように構成さ
れている。なお図中15は前記主蒸気配管3の蒸気加減
弁2人口側と復水器7との間を接続するバイパス管であ
り、このバイパス管I5にはバイパス弁16が介挿され
ている。
The steam turbine 4 then drives the generator 5 to obtain electrical energy. Further, the steam after driving the steam turbine 4 is condensed and liquefied in a condenser 7 equipped with a cooling pipe 6 to become condensed water. This condensate is then passed through a condensate pipe 8 to a low pressure condensate pump 9
The water is sent to the condensate desalination device 10, where it is desalinated, and then sent to the feed water heater 12 to be heated by the high pressure condensate pump I, and then passed through the water feed pipe I3 to the feed water pump 1.
4 so as to circulate back into the reactor pressure vessel 1. In the drawing, reference numeral 15 denotes a bypass pipe that connects the main steam pipe 3 with the steam control valve 2 and the condenser 7, and a bypass valve 16 is inserted into the bypass pipe I5.

一方、図中17は原子炉圧力制御装置である。On the other hand, 17 in the figure is a reactor pressure control device.

この原子炉圧力制御装置17は負荷変動によって生じた
出力要求信号18を入力し、出力制御装置19を作動さ
せる。また原子炉圧力容器1内における炉心の中性子束
は中性子束検出装置20により検出されている。
This reactor pressure control device 17 inputs an output request signal 18 generated due to load fluctuation, and operates an output control device 19. Further, the neutron flux of the reactor core within the reactor pressure vessel 1 is detected by a neutron flux detection device 20 .

そこで出力制御装置19からの信号は再循環流量制御装
置21に入力され、再循環流量制御装置2ノは再循環ポ
ンプ駆動モータ22を制御する。これ(こよって再循環
ポンプ23は再循環流量を制御して原子炉出力を一定に
保持する作用をなす。
The signal from output controller 19 is then input to recirculation flow controller 21 which controls recirculation pump drive motor 22 . Therefore, the recirculation pump 23 functions to control the recirculation flow rate and keep the reactor output constant.

ところで、このようなりWRプラントにおいて、たとえ
ば原子炉圧力の上昇や制御棒を引抜きその他何らかの原
因により正の反応度が印加され、中性子束が上昇するよ
うな異常変電が発生した場合、中性子束の上昇により燃
料棒の健昇や燃料棒の熱除去が阻害されることにより減
少する。MCPRの安全限界値は1.06〜1.07で
あるが、異常事象発生時の過渡的な減少(MCP Rの
減少分をΔMCPRで表す)を考慮して、通常運転中は
もつと大きな値(たとえば1.26 以上)に保持され
ている。このような異常事象発生の原因としては、ター
ビントリップ、再循環ポンプトリップ、給水流量の喪失
等がある。そこでBWRでは、一般に、このような異常
事象発生時にも過渡的にΔMCPRが増大することを防
止するため各種の保護機能を備えており、その一つとし
て、中性子束が予め設定され1こ高レベル(たとえば定
格の120%)に達すると原子炉スクラム信号を発生さ
せ、全制御棒を緊急挿入して原子炉停止に至らしめる機
能を備えている。
By the way, in such a WR plant, for example, if a positive reactivity is applied due to an increase in reactor pressure, a control rod is withdrawn, or some other cause, and an abnormal power substation occurs that causes an increase in neutron flux, the neutron flux will increase. This decreases due to the inhibition of fuel rod lifting and heat removal from the fuel rods. The safe limit value of MCPR is 1.06 to 1.07, but in consideration of the transient decrease when an abnormal event occurs (the decrease in MCPR is expressed as ΔMCPR), the value should be larger during normal operation. (for example, 1.26 or higher). Causes of such abnormal events include turbine trips, recirculation pump trips, loss of feed water flow, and the like. Therefore, BWRs are generally equipped with various protection functions to prevent ΔMCPR from increasing transiently even when such an abnormal event occurs. It has a function that generates a reactor scram signal when it reaches (for example, 120% of the rated value), emergency inserts all control rods, and shuts down the reactor.

〔背景技術の問題点〕[Problems with background technology]

しかしながら、従来のBWRプラントにあっては、中性
子束レベルが上昇しても原子炉スクラム信号の発生レベ
ルに達するまでは何らの保護動作もなされないものであ
った。このため中性子束の上昇により燃料棒の健全性が
損なわれ、また、原子炉停止によってプラントの稼働率
が低下する等の問題があった。
However, in conventional BWR plants, even if the neutron flux level increases, no protective action is taken until it reaches the level at which a reactor scram signal is generated. As a result, there have been problems such as an increase in neutron flux, which impairs the integrity of the fuel rods, and a reduction in the operating rate of the plant due to reactor shutdown.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明はこのような事情にもとづいてなされたもので、
その目的は、中性子束レベルが一ヒ昇するような異常事
象発生時において、原子炉停子に至らしめることなく燃
料棒の熱的健全性を保持し、プラントの稼働率を向上さ
せることができる原子炉保護装置を提供することにある
The present invention was made based on these circumstances, and
The purpose is to maintain the thermal integrity of the fuel rods without causing reactor shutdown in the event of an abnormal event such as a sudden rise in neutron flux levels, thereby improving plant availability. The purpose is to provide nuclear reactor protection equipment.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明の原子炉保護装置は、中性子束保安レベル設定器
にて、中性子束の上昇による原子炉スクラム信号の発生
レベルより低く通常運転時レベルより高い中性子束保安
レベルを設定し、炉心の中性子束検出レベルが中性子束
保安レベルに達したとき指令信号発生器より中性子束減
少指令信号を再循環流量制御装置に出力してこの制御装
置を作動させ、これによって再循環流量を減少させ、原
子炉停止に至らしめることなく中性子束を低下させて燃
料棒の熱的健全性を保持し、かつ原子炉稼働率を向上さ
せるものである。
The reactor protection device of the present invention uses a neutron flux safety level setting device to set a neutron flux safety level that is lower than the generation level of a reactor scram signal due to an increase in neutron flux and higher than the level during normal operation, and When the detection level reaches the neutron flux safety level, the command signal generator outputs a neutron flux reduction command signal to the recirculation flow rate control device to activate this control device, thereby reducing the recirculation flow rate and shutting down the reactor. The purpose is to maintain the thermal integrity of the fuel rods by lowering the neutron flux without causing damage, and to improve reactor operating efficiency.

〔発明の実施例〕 第2図は本発明の一実施例を示すもので、第1図と同一
の部分には同一符号を付しである。
[Embodiment of the Invention] FIG. 2 shows an embodiment of the present invention, and the same parts as in FIG. 1 are given the same reference numerals.

図中24は中性子束検出装置2oからの中性子束検出レ
ベル信号を人力する指令信号発生器、25は中性子束保
安レベル設定器である。中性子束保安レベル設定器25
は中性子束の上昇による原子炉スクラム信号の発生レベ
ルより低く通常運転時レベルより高い中性子束保安レベ
ルを設定するものである。
In the figure, 24 is a command signal generator that manually generates a neutron flux detection level signal from the neutron flux detection device 2o, and 25 is a neutron flux safety level setting device. Neutron flux safety level setting device 25
is to set a neutron flux safety level that is lower than the level at which a reactor scram signal is generated due to an increase in neutron flux and higher than the level during normal operation.

前記指令信号発生器24は前記中性子束検出レベル信号
を入力するとともに中性子束保安レベル設定器25より
中性子束保安レベル信号を人力し、両信号を比較する。
The command signal generator 24 receives the neutron flux detection level signal, inputs the neutron flux safety level signal from the neutron flux safety level setter 25, and compares both signals.

そして中性子束検出レベルが中性子束保安レベルに達し
たとき中性子束減少指令信号を再循環流量制御装置26
へ出力するものである。
When the neutron flux detection level reaches the neutron flux safety level, a neutron flux reduction command signal is sent to the recirculation flow rate control device 26.
This is what is output to.

一方、再循環流量制御装置26は出力制御装置19から
の信号に応じ、再循環ポンプ駆動モータ22を介して再
循環ポンプ23を制御し、これによって通常運転時にお
ける原子炉出力を一定に保持しているが、指令信号発生
器24からの中性子束減少指令信号が発生すると直ちに
再循環ポンプ駆動モータ22を介して再循環ポンプ23
の回転速度を低下させ、再循環流量を減少させるように
作用するものである。
On the other hand, the recirculation flow rate control device 26 controls the recirculation pump 23 via the recirculation pump drive motor 22 in response to the signal from the output control device 19, thereby maintaining the reactor output constant during normal operation. However, as soon as the neutron flux reduction command signal is generated from the command signal generator 24, the recirculation pump 23 is activated via the recirculation pump drive motor 22.
This acts to reduce the rotational speed of the pump and reduce the recirculation flow rate.

以上の如く構成され1こ原子炉保護装置によれば、炉心
における中性子束が上昇したとき、原子炉スクラム信号
の発生レベルに達する前に中性子束保安レベルに達して
再循環流量が減少することになり、これによって中性子
束レベルの上昇が抑えられる。したがって燃料棒の熱的
健全性は保持される。また原子炉スクラム信号の発生を
回避でき、中性子束の上昇による原子炉停止には至らな
いので原子炉稼働率が向上する。
According to the reactor protection device configured as described above, when the neutron flux in the reactor core increases, the neutron flux safety level is reached before the reactor scram signal generation level is reached, and the recirculation flow rate is reduced. This suppresses the increase in the neutron flux level. Therefore, the thermal integrity of the fuel rods is preserved. Furthermore, the generation of a reactor scram signal can be avoided and the reactor will not shut down due to an increase in neutron flux, so the reactor operating rate will be improved.

なお、前記中性子束保安レベル設定器25により設定さ
れる中性子束保安レベルを可変にすれば、再循環流量制
御装置26の作動開始点を任意に調整することができる
Note that by making the neutron flux safety level set by the neutron flux safety level setting device 25 variable, the operation start point of the recirculation flow rate control device 26 can be adjusted as desired.

また、再循環流量制御装置26の構成としては、再循環
ポンプ23の回転速度を低下させるものに限らず、再循
環流量調整弁(図示せず)の開度を減少させて再循環流
量を減少させるものであってもよい。さらに複数の再循
環ポンプのうちの少なくとも一部をトリップさせること
によって再循環流量を減少させるものであってもよい。
Furthermore, the configuration of the recirculation flow rate control device 26 is not limited to one that reduces the rotation speed of the recirculation pump 23, but also reduces the recirculation flow rate by reducing the opening degree of a recirculation flow rate adjustment valve (not shown). It may also be something that allows you to do so. Further, the recirculation flow rate may be reduced by tripping at least some of the plurality of recirculation pumps.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

以上詳述したように、本発明の原子炉保護装置によれば
、中性子束保安レベル設定器にて、中性子束の上昇によ
る原子炉スクラム信号の発生tレベルより低く通常運転
時レベルより高い中性子束保安レベルを設定し、炉心の
中性子束検出レベルが中性子束保安レベルに達したとき
指令信号発生器より中性子束減少指令信号を再循環流量
制御装置に出力してこの制御装置を作動させ、これによ
って再循環流量を減少させるようにしたことにより、中
性子束レベルが上昇するような異常事象発生時にも原子
炉スクラム信号の発生前ζこ再循環流量を減少させて中
性子束レベルを低下させることができ、燃料棒の熱的健
全性を保持することができる。また原子炉停止に至らし
めることなく、原子炉稼働率を向上させることができる
As described in detail above, according to the nuclear reactor protection device of the present invention, the neutron flux safety level setting device detects that the neutron flux is lower than the t level of the reactor scram signal due to an increase in neutron flux and higher than the level during normal operation. The safety level is set, and when the neutron flux detection level of the reactor core reaches the neutron flux safety level, the command signal generator outputs a neutron flux reduction command signal to the recirculation flow rate control device to activate this control device. By reducing the recirculation flow rate, even in the event of an abnormal event that increases the neutron flux level, the recirculation flow rate can be reduced before the reactor scram signal is generated to lower the neutron flux level. , the thermal integrity of the fuel rods can be maintained. Further, the reactor operating rate can be improved without causing the reactor to shut down.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図は従来例を示す概略構成図、第2図は本発明の一
実施例を示す概略構成図である。 20・・・中性子束検出装置、2310.再循環ポンプ
、24・・・指命信号発生器、25・・・中性子束保安
レベル設定器、26・・・再循環流量制御装置。 出願人代理人  弁理士 鈴 江 武 彦手続補正書(
刀剣 昭和58年了°預と;日 ’h’+訂庁長官庁長官若 杉 和 夫   殿]、、
  :IT件の表示 特願昭58−56174号 2、発明の名称 Itr遥子炒子炉保護 装置補正をする者 事件との関係 特許出願人 (307)東京芝油電気株式会社 (ほか]名) 4、代理人 (,1:i9i  東京都市区虎)門1丁目26番5υ
 第17森ビル5、補正命令の日付 昭和58年6月28日 6、補正の苅象 代理権をに1]:明する書面、明細書全文  ・、7′
−〜−゛\ 7補正の内容 (1)  代理権を証明する書面1通を別紙の通り補正
する。 (2)  明細書の浄書(内容に変更なし)。
FIG. 1 is a schematic configuration diagram showing a conventional example, and FIG. 2 is a schematic configuration diagram showing an embodiment of the present invention. 20... Neutron flux detection device, 2310. Recirculation pump, 24... Command signal generator, 25... Neutron flux safety level setting device, 26... Recirculation flow rate control device. Applicant's agent Patent attorney Takehiko Suzue Procedural amendment (
The sword was completed in 1982; Japanese 'h' + Mr. Wakasugi Kazuo, Director-General of the Correction Agency],,
:Indication of IT Patent Application No. 58-56174 2, Title of Invention Relationship with the Itr Haruko Stir-Fry Oven Protective Device Amendment Case Patent Applicant (307) Tokyo Shiba Yudenki Co., Ltd. (etc.) 4 , Agent (,1:i9i Toranomon 1-26-5υ, Tokyo)
No. 17 Mori Building 5, date of amendment order June 28, 1980 6, document clarifying the power of attorney for the amendment, full text of the specification, 7'
−〜−゛\ 7. Contents of amendment (1) One document certifying authority of representation shall be amended as shown in the attached sheet. (2) Engraving of the specification (no changes to the contents).

Claims (5)

【特許請求の範囲】[Claims] (1)  中性子束の上昇による原子炉スクラム信号の
発生レベルより低く通常運転時レベルより高い中性子束
保安レベルを設定する中性子束保安レベル設定器と、こ
の設定器からの中性子束保安レベル信号と炉心の中性子
束検出レベル信号とを比較して中性子束検出レベルが中
性子束保安レベルに達したとき中性子束減少指令信号を
出力する指令信号発生器と、この指令信号発生器より出
力された中性子束減少指令信号により作動して再循環流
量を減少させる再循環流量制御装置とを具備したことを
特徴とする原子炉保護装置。
(1) A neutron flux safety level setting device that sets a neutron flux safety level that is lower than the generation level of the reactor scram signal due to an increase in neutron flux and higher than the level during normal operation, and the neutron flux safety level signal from this setting device and the reactor core. A command signal generator that outputs a neutron flux reduction command signal when the neutron flux detection level reaches a neutron flux safety level by comparing it with a neutron flux detection level signal, and a neutron flux reduction command signal output from the command signal generator. A nuclear reactor protection device comprising: a recirculation flow rate control device that is activated by a command signal to reduce a recirculation flow rate.
(2)前記中性子束保安レベル設定器により設定される
中性子束保安レベルは可変であることを特徴とする特許
請求の範囲第(1)項記載の原子炉保安装置。
(2) The nuclear reactor safety system according to claim (1), wherein the neutron flux safety level set by the neutron flux safety level setting device is variable.
(3)前記再循環流量制御装置は再循環ポンプの回転速
度を低下させて再循環流量を減少させることを特徴とす
る特許請求の範囲第(1)項記載の原子炉保護装置。
(3) The reactor protection device according to claim 1, wherein the recirculation flow rate control device reduces the recirculation flow rate by lowering the rotational speed of the recirculation pump.
(4)前記再循環流量制御装置は再循環流量調整弁の開
度を減少させて再循環流量を減少させることを特徴とす
る特許請求の範囲第(1)項記載の原子炉保護装置。
(4) The reactor protection device according to claim 1, wherein the recirculation flow rate control device reduces the recirculation flow rate by reducing the opening degree of a recirculation flow rate regulating valve.
(5)前記再循環流量制御装置は再循環ポンプの少なく
とも一部をトリップさせて再循環流量を減少させること
を特徴とする特許請求の範囲第(1)項記載の原子炉保
護装置。
(5) The reactor protection device according to claim 1, wherein the recirculation flow rate control device trips at least a portion of the recirculation pump to reduce the recirculation flow rate.
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