JPS60173495A - Protective device for nuclear reactor - Google Patents
Protective device for nuclear reactorInfo
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- JPS60173495A JPS60173495A JP59029845A JP2984584A JPS60173495A JP S60173495 A JPS60173495 A JP S60173495A JP 59029845 A JP59029845 A JP 59029845A JP 2984584 A JP2984584 A JP 2984584A JP S60173495 A JPS60173495 A JP S60173495A
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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
〔発明の技術分野〕
本発明は沸騰水メ(す原子炉(以下、BWRという)に
おいて、何等かの原因によって給水[Technical Field of the Invention] The present invention relates to a boiling water reactor (hereinafter referred to as BWR) in which water supply is interrupted for some reason.
【黒度が低下し、し
かも制御棒が挿入されない異常事態が発生した際原子炉
を安全かつ確実に停止1−させる原子炉保護装置に関す
る。
〔発明の技術的片はとその問題点〕
原子カプラントにおいては、その運転時に異常な過渡状
態や・車転員の誤操作が発生した際、制御棒の全挿入に
より原子炉を停止させる原子炉保護装置が設歌されてい
る。
飼えば、BWRにおいて、タービン系に異常が発生した
場合には、主蒸気管のクーピン入口に設けられたタービ
ン蒸気止め弁が急閉鎖され、蒸気は趣断されてタービン
・トリップ状態に至る。これにより、BWHの炉内圧力
が上昇し、炉心内のボイドはつぶれる。
一般KBWRは負の反応度係数を持っているので、ボイ
ドがつぶれて減少すると、原子炉には正の反応度が与え
られ、炉出力が増加する。その結末、原子炉出力−1信
号、原子炉圧力”高”信号および”タービントリップ”
信号の全部またはいずれかにより原子炉停止系が作動し
、制御棒が全挿入されて原子炉は停止する。この場合、
炉内圧力が設定値以上に達すると、タービン蒸気止め升
とタービンをバイパスして復水器に至るバイパス管に介
挿したバイパス升が開放されると共に、主蒸気管に介挿
]7た逃がし安全弁が開放さね、炉内圧力の上昇を抑1
1i11する。
ところで、上述のタービントリップのような過渡状態の
発生時に、万一、沿制御棒駆動系の故障等により原子炉
保護系が作動しない場合に備えて、このム;1子炉保^
系とは別に緩和装置が設けられている。
この緩オ[]装置は、原子炉の圧力上昇を検出し、その
f= sにより原子炉冷却材再循環ポンプを停止させる
と共に、原子炉停止系である中性子毒物注入系ポンプを
起動させるもので、原子炉冷却材再循環ポンプが停止す
ると、炉内の冷却材流量が減少してその沸騰が促進され
、増加したボイドによって原子炉には負の反応度が加わ
り、原子炉出力は減少する。また、中性子毒物が注入さ
れると、原子炉出力は次第に減少し、最終的には停止状
態に至る。
このように、従来の緩和装置は、原子炉停止系が何等か
の原因によって作動しない場合でも、原子炉の圧力上昇
を伴う異常事象に対して、バックアップ装置としての機
能を発揮する。
しかしながら、最近の知見によると、原子炉への給水導
度が大幅に低下するような異常事象が発生し、それによ
り原子炉出力が上昇してしまうような場合には、原子炉
保護系が作動せず、制御棒挿入が行なわれなくとも、炉
内圧力が上昇し逐いだめ、緩和装置は作動せず、従って
十分々バックアップ機能を発揮し得ない場合があること
が判明した。
〔発明の目的〕
本発明はw景1☆術における上述の如き事情に着目して
なされたもので、原子炉給水温度が大幅に低下するよう
な異常事象が発生した場合でも確実にバックアップ動作
を行なう原子炉保護装置を提U(することを目n勺とす
る。
〔発明の棚1要〕
本発明の原子炉保護装置は、上述の目的を達するため、
原子炉への給水の温度が設定値以下となり、かつ原子炉
出力が設定値以上になった際に、給水ポンプを停止させ
る給水ポンプtli制御器と、再循環ポンプを停止トさ
せる再循環ポンプf’R1’御器と、中性子バj物注入
系を起動させる中件子毒物注入系起動仁号発生器のいず
れか14いし全部を備えたことを特徴とするものである
。
〔発明の実施例〕
tJ下、図面を参照して本発明の実施例とその作動を説
明する。
第1図は本発明装置を設備したBWRの系統図を示すも
ので、格納容器l内に格納した圧力容器2には炉心3が
収納されている。格納容器1円に装置したpJ循環ポン
プ4は再循環ループ5を介して圧力容器2内のジェット
ポンプ6に連結され、原子炉内の冷却材を再?I^環さ
せ、炉心t’Aを流れる冷却材流量を増減させて原子炉
出力を制御する。
圧力容器3円で発生した蒸気は主蒸気管7、主蒸気止め
弁8を通して主タービン9に導かれ、ここで仕事をして
タービン発電機田を駆動した後、復水器11に導かれる
。主蒸気止め=7′f18および主タービン9をバイパ
スするようVこして主蒸気管7と復水器【1の間にはバ
イパス管12が接続され、このバイパス管にはバイパス
弁13が介挿されている。
復水器11で冷却さhて水となった冷却材は給水管14
を通り、脱塩器15、給水加熱器16、給水温度検出器
17および給水ポンプ18を経て圧力容器2内へ戻る。
なお、主タービン9の駆動を終えた3s気の一部は、給
水加熱蒸気管19を通して結水加熱器【6に導かれ、そ
の熱源として利用された後、4ノ水器【1へ送られる。
20はホウ酸水等の中性子毒物を貯える中性子毒物注入
系タンクを示す。このタンク内の中性子毒物は、原子炉
の停止が必要な時に制@I棒伸入が行なえ々かったよう
な場合に、中性子毒物注入系ポンプ2】を起動させるこ
とにより、注入配管22全通して炉心3へ注入され、中
性子を吸収して原子炉出力を低下させる。
上述のBWR系統には以下に述べる原子炉保睡装箇が付
静□されている。
給水管14に介挿した給水温度検出器17の出力と、予
め給水温度低設定仙を設定された給水温度低設定1直設
定器23の出力は給水温度比較器24に導かれて比較さ
ね、この比較器Uの出力はANDゲート25の一方の入
力嬬子にインプットされる。
一方、再循環ループ5に取付けだ再循環流量検出器26
は再循環駆動水+%、量を検出し、その検出値を原子炉
出力高設定値設定器27に向けて出力する。
この設定器27けその時点における再循環駆動水流量に
対応して原子炉出力高設定値を自動的に設定する。この
設定値は、炉心に設けられた原子炉出力検出器28によ
って検出された原子炉出力と共に、原子炉出力比較器2
9に導かれて比較され、その比軒結来はANDゲート2
5のもう一方の入力端子にインプットされる。
ANDゲート25は、給水温度検出器17によって検出
された給水温度が、設定器23によって設定された給水
温度低設定値以下となシ、かつ原子炉出力検出器28に
よって検出された原子炉出力が、設定器27によって設
定された原子炉出力高設定値以上になったとき、AND
条件を満足し、再循環ポンプfrill Fl a=
3(+ 、給水ボンフili制御器31および中性子毒
物注入系起動信号発生器32に面目て(、j号を出力す
る。
ANDゲート25からの信号を受けると、再循環ポンプ
制御器30は再循環ポンプ4を停止させ、給水ポンプ制
御器31は給水ポンプ18を停止させる。
また、中性子毒物注入系起動信号発生器32は中性子毒
物注入系ポンプ2]を起動させると共に、通常運転時に
は閉鎖されている注入井22aを開放し、中性子毒物注
入系タンク20に貯えらねでいる中性子毒物を注入配管
22を通して、炉内へ注入する。
上記において、原子炉出力高設定値設定器27は入力さ
れる書循環駆動水#t、葉信号に基いて、第2図に示す
再循環駆動水流量〜炉心出力特性kから原子炉出力高設
定値を自動的に設定するよう構成されている。もつとも
、このような構成は本発明の必須条件ではなく、場合に
よっては2、原子炉出力高設定値を再循環駆動水流量に
依存しない一定値としてもよい。
次に、上述のように構成した本発明装置の作用について
説明する。
原子炉運転中に、大巾な給水加熱喪失を伴なう異常事象
が発生した場合において、何等かの原因によって制御棒
の挿入操作でできない事態に至った場合にけ、給水温度
が低下し、原子炉出力は上昇を始める。
この給水温度が、予め設定しておいた給水温度低設定値
以下になり、かつ、原子炉出力が原子炉出力高設定値以
上になると、給水ポンプ制御器31からの指令により給
水ポンプ18が作動を停止する。
これにより、原子炉への冷却水の供給は停止し、炉内で
のボイド址が増加するので、原子炉出力は低下する。ま
た、再循環ポンプ制御器30からの指令によって再循環
ポンプ4が停止すると、炉心流量が減少し、原子炉出力
は大巾に低下する。更には、中性子毒物注入系起動信号
発生器32からの指令によって中性子青物注入系ポンプ
21が起動し、注入井22aが開路すると、中性子青物
が炉心へ注入ジれ、原子炉へ負の反応度を与えるので、
原子炉の出力は減少し、やがて停止する。
本発明においては、安全性の点では上記した給水ボング
卸制御器、再循環ポンプ徂(徊1器、(モ・よび中性子
毒物注入系起動信号発生器の全部を設備しておくことが
望ましいが、場合によってはそ剌らのうちの1または2
のみをe’jGするようにしてもよい。
本発明の原子炉保誇装釘は上述のように作用するので、
異常事象の発生時に原子炉出力が高出力状態に落ちつく
と、とがなくなり、原子炉を確実に停止トさせることが
できる。
第3図力いし第5図に夫々本発明装(6:による上述の
効果を従来技術と対比して示すもので、実線は本発明を
通用した場合を、鎖蒋は1ilI来技術による場合を示
す。
これらの図から明らか々ように、従来技術では炉心#L
量が部間の経過に拘らず一定(第3図)であり、原子炉
出力は時間の経過につれて高レベルに移行し、そこで高
位安定(第4図)する不都合があったが、本発明による
場合には、炉心流−址が急激に低下(第3図)シ、原子
炉出力は一時上昇するものの、短時間で下降に転じ、時
間および炉心流量の減少と共に低下する(第4図、第5
図)。
なお、本発明を適用した原子炉プラントにおいては、上
述の事象に際して制御棒の挿入操作が正常に行なわれた
場合には、給水温度の低下が生じても原子炉出力は既に
十分に低下しているので、本発明装置が作動することは
なく、上記事象の原因が解決されれば、プラントを直ち
に再起動することができ、その稼動率を低下させるとと
はない。
〔発明の効果〕
上述したように本発明の原子炉保獲装置は、原子炉運転
中に大幅な給水加熱喪失を伴う異常事象が発生した場合
に、万一、制御棒挿入が何等かの原因によって実行でき
なくとも、再循環ポンプと給水ポンプの停止、および中
性子毒物注入系の起動によシ、原子炉出力を速やかに低
下させ、安全に停止させることができる。
従って、原子炉の安全性や燃料の健全性が確保され、原
子カプラントの信頼性が大巾に向上する。[This invention relates to a nuclear reactor protection device that safely and reliably shuts down a nuclear reactor when an abnormal situation occurs in which the degree of blackness decreases and control rods are not inserted. [Technical aspect of the invention and its problems] In a nuclear couplant, when an abnormal transient state or an erroneous operation by a vehicle operator occurs during operation, a nuclear reactor protection system that shuts down the reactor by fully inserting the control rods is provided. The equipment is set up. In a BWR, if an abnormality occurs in the turbine system, the turbine steam stop valve provided at the Coupin inlet of the main steam pipe is suddenly closed, and the steam is cut off, resulting in a turbine trip state. As a result, the pressure inside the BWH increases, and the voids in the core collapse. Since the general KBWR has a negative reactivity coefficient, when the voids are collapsed and reduced, a positive reactivity is given to the reactor and the reactor power increases. As a result, reactor power -1 signal, reactor pressure "high" signal and "turbine trip"
The reactor shutdown system is activated by all or any of the signals, the control rods are fully inserted, and the reactor is shut down. in this case,
When the pressure in the furnace reaches a set value or higher, the turbine steam stopper and the bypass pipe inserted in the bypass pipe that bypasses the turbine and leads to the condenser are opened, and at the same time, the bypass pipe inserted in the main steam pipe is opened. The safety valve does not open, suppressing the rise in pressure in the furnace.
1i11. By the way, when a transient state such as the above-mentioned turbine trip occurs, in case the reactor protection system does not operate due to a failure of the control rod drive system, etc., this system is installed.
A relaxation device is provided separately from the system. This slow-release [] device detects the pressure rise in the reactor, and uses the detected pressure (f=s) to stop the reactor coolant recirculation pump and also starts the neutron poison injection system pump, which is the reactor shutdown system. , when the reactor coolant recirculation pump is stopped, the coolant flow rate in the reactor is reduced to promote its boiling, the increased voids add negative reactivity to the reactor, and the reactor power is reduced. Furthermore, when neutron poison is injected, the reactor output gradually decreases, eventually reaching a shutdown state. In this way, the conventional mitigation device functions as a backup device in response to an abnormal event accompanied by an increase in the pressure of the reactor, even if the reactor shutdown system does not operate for some reason. However, according to recent findings, if an abnormal event occurs that significantly reduces the feed water conductivity to the reactor, which increases the reactor output, the reactor protection system will be activated. It has been found that even if the control rods are not inserted, the pressure inside the reactor will rise and the mitigation device will not operate, and therefore the backup function may not be fully demonstrated. [Purpose of the Invention] The present invention has been made by focusing on the above-mentioned circumstances in the W-1☆ technique, and is designed to ensure backup operation even in the event of an abnormal event such as a significant drop in reactor feed water temperature. The purpose of the present invention is to provide a nuclear reactor protection device that performs the above-mentioned purpose.
A feed water pump tli controller that stops the feed water pump when the temperature of the feed water to the reactor falls below a set value and the reactor output exceeds the set value, and a recirculation pump f that stops the recirculation pump. It is characterized by having any or all of 14 or all of the 'R1' controller and the neutron poison injection system activation signal generator that activates the neutron poison injection system. [Embodiments of the Invention] Below, embodiments of the present invention and their operations will be described with reference to the drawings. FIG. 1 shows a system diagram of a BWR equipped with the device of the present invention, in which a reactor core 3 is housed in a pressure vessel 2 housed within a containment vessel 1. A pJ circulation pump 4 installed in one part of the containment vessel is connected to a jet pump 6 in the pressure vessel 2 via a recirculation loop 5, and recycles the coolant in the reactor. I^ to control the reactor output by increasing or decreasing the flow rate of coolant flowing through the core t'A. The steam generated in the pressure vessel 3 is led to the main turbine 9 through the main steam pipe 7 and the main steam stop valve 8, where it does work and drives the turbine generator field, and then is led to the condenser 11. A bypass pipe 12 is connected between the main steam pipe 7 and the condenser [1], and a bypass valve 13 is inserted in this bypass pipe. has been done. The coolant that has been cooled to water in the condenser 11 is transferred to the water supply pipe 14
The water passes through the demineralizer 15, the feed water heater 16, the feed water temperature detector 17, and the feed water pump 18, and then returns to the pressure vessel 2. A part of the 3s air that has finished driving the main turbine 9 is led to the condensing water heater [6] through the feed water heating steam pipe 19, where it is used as a heat source, and then sent to the 4th water heater [1]. . 20 indicates a neutron poison injection system tank for storing neutron poison such as boric acid water. The neutron poisons in this tank can be pumped through the entire injection pipe 22 by starting the neutron poison injection system pump 2] when the control rod cannot be extended when the reactor needs to be shut down. The neutrons are injected into the reactor core 3, absorbing neutrons and reducing the reactor output. The above-mentioned BWR system is equipped with the following reactor sleep equipment. The output of the feed water temperature detector 17 inserted into the water supply pipe 14 and the output of the feed water temperature low setting 1 direct setting device 23 to which the low feed water temperature setting is set in advance are guided by the feed water temperature comparator 24 and compared. , the output of this comparator U is input to one input terminal of the AND gate 25. On the other hand, a recirculation flow rate detector 26 attached to the recirculation loop 5
detects the amount of recirculated driving water +%, and outputs the detected value to the reactor output high set value setting device 27. This setting device 27 automatically sets the reactor output height set value in accordance with the recirculation drive water flow rate at that point in time. This set value is used together with the reactor power detected by the reactor power detector 28 provided in the reactor core as well as by the reactor power comparator 2.
9 is led to the comparison, and the result is AND gate 2.
It is input to the other input terminal of 5. AND gate 25 determines whether the feed water temperature detected by feed water temperature detector 17 is below the feed water temperature low set value set by setting device 23 and the reactor power detected by reactor power detector 28 is , when the reactor output high set value set by the setting device 27 or more is reached, AND
If the conditions are satisfied, the recirculation pump frill Fl a=
3 (+, outputs the signal (, j) to the water supply pump controller 31 and the neutron poison injection system activation signal generator 32. Upon receiving the signal from the AND gate 25, the recirculation pump controller 30 starts recirculation. The pump 4 is stopped, and the water supply pump controller 31 stops the water supply pump 18. Furthermore, the neutron poison injection system start signal generator 32 starts the neutron poison injection system pump 2 and is closed during normal operation. The injection well 22a is opened and the neutron poison stored in the neutron poison injection system tank 20 is injected into the reactor through the injection pipe 22. Based on the circulating driving water #t and the leaf signal, the reactor output high set value is automatically set from the recirculating driving water flow rate to the core output characteristic k shown in Fig. 2. This configuration is not an essential condition of the present invention, and in some cases, the reactor output high set value may be set to a constant value that does not depend on the recirculation drive water flow rate. The function will be explained. During reactor operation, if an abnormal event occurs that involves a large loss of heating of the feed water, and if for some reason it becomes impossible to insert the control rods, the water supply will be restored. The temperature decreases and the reactor output starts to rise. When the feed water temperature falls below the preset feed water temperature low set value and the reactor power exceeds the reactor output high set value, the feed water The water supply pump 18 stops operating in response to a command from the pump controller 31. As a result, the supply of cooling water to the reactor is stopped, and the void space inside the reactor increases, so the reactor output decreases. Furthermore, when the recirculation pump 4 is stopped by a command from the recirculation pump controller 30, the core flow rate decreases and the reactor output is drastically reduced. When the neutron blue material injection system pump 21 is activated by the command and the injection well 22a is opened, the neutron blue material is injected into the reactor core, giving negative reactivity to the reactor.
The reactor's power decreases and eventually shuts down. In the present invention, from the point of view of safety, it is desirable to have all of the above-mentioned water supply bong wholesale controller, recirculation pump unit, and neutron poison injection system start signal generator installed. , and possibly one or two of the
Alternatively, only e'jG may be performed. Since the nuclear reactor maintenance nail of the present invention functions as described above,
When the reactor output settles to a high output state when an abnormal event occurs, the problem disappears and the reactor can be reliably shut down. Figures 3 to 5 respectively show the above-mentioned effects of the present invention (6) in comparison with the prior art. As is clear from these figures, in the prior art, core #L
However, the present invention has the disadvantage that the amount remains constant regardless of the passage of time (Fig. 3), and the reactor output shifts to a high level as time passes and becomes stable at a high level (Fig. 4). In such cases, the core flow rate decreases rapidly (Figure 3), and the reactor output temporarily increases, but then begins to decline in a short period of time, and then decreases with time and core flow rate decreases (Figure 4, Figure 4). 5
figure). In addition, in a nuclear reactor plant to which the present invention is applied, if the control rod insertion operation is performed normally in the event described above, even if the feed water temperature decreases, the reactor output has already decreased sufficiently. Therefore, the device of the present invention will not operate, and if the cause of the above event is resolved, the plant can be restarted immediately without reducing its operating rate. [Effects of the Invention] As described above, the reactor retention system of the present invention can prevent control rods from being inserted in the event that an abnormal event involving a significant loss of feed water heating occurs during reactor operation. Even if this is not possible, it is possible to quickly reduce the reactor output and safely shut down the reactor by stopping the recirculation pump and feedwater pump and starting the neutron poison injection system. Therefore, the safety of the nuclear reactor and the soundness of the fuel are ensured, and the reliability of the nuclear couplant is greatly improved.
第1図は本発明を適用したBWR系統の概略図、第2図
は原子炉出力高設定値設定器の特性曲線を示すグラフ、
第3図ないし第5図は夫々、従来(鎖線)および本発明
(実線)における炉心流量または原子炉出力の変化の様
子を示すグラフである。
1・・・格納容器、2・・・圧力容器、3川炉11?。
4・・・内循環ポンプ、5・・・再循環ループ、6・・
・ジェットポンプ、7・・・主蒸気管、8・・・主蒸気
止め弁、9・・・主タービン、Io・・・タービン光電
機、【1・・・複水B、12・・・バイパス1′、+3
・・・バイパスq、+4・・・給水管、15・・・脱塩
器、【6・・・給水加熱器、17・・・給水温度検出器
、18・・・給水ポンプ、19・・・給水加熱蒸気管、
20・・・中性子毒物注入系タンク、21・・・中性子
毒物注入系ポンプ、22・・・注入配管、22a・・・
注入井、23・・・給水温度低設定値段宇器、24・・
・給水IM度比V器、25・・・ANDゲート、26・
・・再71^環流量検出器、27・・・原子炉出力高設
定値設定器、28・・・原子炉出力検出器、29・・・
IJ式子炉出出力較器、3o・・・再循環ポンプ制御器
、31・・・給水ポンプ制御器、32・・・中性子毒物
注入系起動信号発生器。
出願人代理人 猪 股 清Fig. 1 is a schematic diagram of a BWR system to which the present invention is applied, Fig. 2 is a graph showing a characteristic curve of a reactor output high set value setter,
3 to 5 are graphs showing changes in reactor core flow rate or reactor power in the conventional technology (dashed line) and the present invention (solid line), respectively. 1...Containment vessel, 2...Pressure vessel, 3 river reactor 11? . 4... Internal circulation pump, 5... Recirculation loop, 6...
・Jet pump, 7... Main steam pipe, 8... Main steam stop valve, 9... Main turbine, Io... Turbine photoelectric machine, [1... Double water B, 12... Bypass 1', +3
... Bypass q, +4... Water supply pipe, 15... Desalination device, [6... Feed water heater, 17... Feed water temperature detector, 18... Water supply pump, 19... Feed water heating steam pipe,
20... Neutron poison injection system tank, 21... Neutron poison injection system pump, 22... Injection piping, 22a...
Injection well, 23... Water supply temperature low setting price Uki, 24...
・Water supply IM ratio V device, 25...AND gate, 26・
... Re71^ Recirculation flow rate detector, 27... Reactor output high set value setting device, 28... Reactor output detector, 29...
IJ type sub-reactor output calibrator, 3o... Recirculation pump controller, 31... Feed water pump controller, 32... Neutron poison injection system start signal generator. Applicant's agent Kiyoshi Inomata
Claims (1)
定温度以下となシ、かつ原子炉出力が設定値以上になっ
た際に、給水ポンプを停止させる給水ポンプ制御器と、
再循環ポンプを停止させる再循環ポンプを停止させる再
循環ポンプ制御器と、中性子毒物注入系を起動させる中
性子毒物注入系起動信号発生器を備えてなる原子炉保護
装置。 入給水加熱器よシ下流側の給水管に設けた給水温度検出
器と;この検出器出力と給水温度低設定値設定器の出力
とを比較する給水温度比較器と;原子炉出力検出器の出
力と原子炉出力高設定値設定器の出力とを比較する原子
炉出力比較器と;給水温度が設定温度以下となシ、かつ
原子炉出力が設定値以上になると、前記給水温度比較器
と原子炉出力比較器の出力によりアンド条件を満足し、
給水ポンプ制御器、再循環ポンプ制御器または中性子毒
物注入系起動信号発生器に向けて出力信号を送出するア
ンド回路とを備えたことを特徴とする特許請求の範囲第
1項に記載の原子炉保護装置。 3、原子炉出力高設定値設定器は再循環流量検出器から
の信号に基いて、再循環駆動水流量−炉心出力特性から
原子炉高設定値を自動的に設定するように構成さhてい
る特許請求の範囲第2項に記載の原子炉保護装置。[Claims] 1. In a boiling water reactor, a water supply pump that stops the water pump when the temperature of the water supplied to the reactor does not fall below a set temperature and when the reactor output exceeds a set value. a controller;
A nuclear reactor protection device comprising: a recirculation pump controller that stops a recirculation pump; and a neutron poison injection system start signal generator that starts a neutron poison injection system. A feed water temperature detector installed in the water supply pipe downstream of the inlet feed water heater; A feed water temperature comparator that compares the output of this detector with the output of the feed water temperature low set value setting device; A reactor output detector. a reactor power comparator that compares the output with the output of the reactor power high set value setting device; when the feed water temperature is not below the set temperature and the reactor power exceeds the set value, the feed water temperature comparator and The AND condition is satisfied by the output of the reactor power comparator,
The nuclear reactor according to claim 1, further comprising an AND circuit that sends an output signal to a feed water pump controller, a recirculation pump controller, or a neutron poison injection system activation signal generator. Protective device. 3. The reactor power high set value setter is configured to automatically set the reactor height set value from the recirculation driving water flow rate-core power characteristic based on the signal from the recirculation flow rate detector. A nuclear reactor protection device according to claim 2.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59029845A JPS60173495A (en) | 1984-02-20 | 1984-02-20 | Protective device for nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59029845A JPS60173495A (en) | 1984-02-20 | 1984-02-20 | Protective device for nuclear reactor |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60173495A true JPS60173495A (en) | 1985-09-06 |
Family
ID=12287329
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59029845A Pending JPS60173495A (en) | 1984-02-20 | 1984-02-20 | Protective device for nuclear reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS60173495A (en) |
-
1984
- 1984-02-20 JP JP59029845A patent/JPS60173495A/en active Pending
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