JPS60174979A - 原子炉出力制御装置 - Google Patents
原子炉出力制御装置Info
- Publication number
- JPS60174979A JPS60174979A JP59030254A JP3025484A JPS60174979A JP S60174979 A JPS60174979 A JP S60174979A JP 59030254 A JP59030254 A JP 59030254A JP 3025484 A JP3025484 A JP 3025484A JP S60174979 A JPS60174979 A JP S60174979A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- output
- core
- reactor
- flow rate
- fuel
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- 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
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Valve Device For Special Equipments (AREA)
- Vehicle Body Suspensions (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子力発電プラントの原子炉出力制御装置に
係わり、特に、炉心の出力分布を適切に監視しつつ出力
制御するに好適な原子炉出力制御装置に関する＠ 〔発明の背景〕 第１図、第２図および第３図により従来技術を説明する
。第１図は・沸騰水型原子力発電プラントの出力制御装
置を示している。出力要求信号は再循環流量制御装置１
に入力され、演算された後・すくい前駆動装置１１に入
力される。すくい前駆動装置１１は再循環ＭＧ上セツト
の流体継手７内のすくい管位置を制御し、それによって
交流発電機６周波数を変化する。再循環ポンプモータ１
０はこの周波数に同期していて再循環ポンプ３吐出圧を
変化させる。これにより再循環ループ９内流量が変化し
、その結果として炉心流量が変化し、原子炉出力を変化
させる。
係わり、特に、炉心の出力分布を適切に監視しつつ出力
制御するに好適な原子炉出力制御装置に関する＠ 〔発明の背景〕 第１図、第２図および第３図により従来技術を説明する
。第１図は・沸騰水型原子力発電プラントの出力制御装
置を示している。出力要求信号は再循環流量制御装置１
に入力され、演算された後・すくい前駆動装置１１に入
力される。すくい前駆動装置１１は再循環ＭＧ上セツト
の流体継手７内のすくい管位置を制御し、それによって
交流発電機６周波数を変化する。再循環ポンプモータ１
０はこの周波数に同期していて再循環ポンプ３吐出圧を
変化させる。これにより再循環ループ９内流量が変化し
、その結果として炉心流量が変化し、原子炉出力を変化
させる。
第２図は原子炉炉心の軸方向に出力分布、ボイド分布を
示したものである。軸方向の出力分布は炉心流量、制御
棒位置、幾何学的形状、ゼノンの蓄積などに影響を受け
る。ボイド分布は炉心流量、炉心圧力の変化などに影響
を受ける。仮に炉心流量が増加すると沸騰開始点は上方
にずれ、ボイド分布が変わる。−の結果、出力分布に形
状的な変化が生じる。炉心流量が静定するに従い、出力
分布も静定し、前の形状に近い形で静定する◇さて・一
般に自動負荷追従運転等を行う場合には燃料の熱的裕度
を増すため・あらかじめ゛なまし運転°によりエンベロ
ープを形成する。そのエンベロープの範囲内で急速な出
力変化等を行っている。
示したものである。軸方向の出力分布は炉心流量、制御
棒位置、幾何学的形状、ゼノンの蓄積などに影響を受け
る。ボイド分布は炉心流量、炉心圧力の変化などに影響
を受ける。仮に炉心流量が増加すると沸騰開始点は上方
にずれ、ボイド分布が変わる。−の結果、出力分布に形
状的な変化が生じる。炉心流量が静定するに従い、出力
分布も静定し、前の形状に近い形で静定する◇さて・一
般に自動負荷追従運転等を行う場合には燃料の熱的裕度
を増すため・あらかじめ゛なまし運転°によりエンベロ
ープを形成する。そのエンベロープの範囲内で急速な出
力変化等を行っている。
しかし・現実には、運転時間とともにゼノンの変化等に
より５出力分布が変化するため・上記負荷追従運転にお
ける出力変化範囲が制限されることになる。
より５出力分布が変化するため・上記負荷追従運転にお
ける出力変化範囲が制限されることになる。
一例として第３図に、日間負荷追従における出力変更の
様子を示す。実線で示された負荷変更目標に対して、実
際には・運転員は熱料の線出力密度カエンベロープ内で
あることを守るためｔｉｌｔ／ンの蓄）＊を待って出力
変更操作を行なうので点線で示したような出力特性とな
る。
様子を示す。実線で示された負荷変更目標に対して、実
際には・運転員は熱料の線出力密度カエンベロープ内で
あることを守るためｔｉｌｔ／ンの蓄）＊を待って出力
変更操作を行なうので点線で示したような出力特性とな
る。
本発明の目的は２燃料のエンベロープ形成を自動的に演
算し工求め、現在の燃料線出力密度が、このエンベロー
プに対してどれだけ余裕があるか判定して出力変更可能
幅を制限することによって燃料の熱的裕度を確保した負
荷追従運転を行い得る原子炉出力制御装置を提供するに
ある。
算し工求め、現在の燃料線出力密度が、このエンベロー
プに対してどれだけ余裕があるか判定して出力変更可能
幅を制限することによって燃料の熱的裕度を確保した負
荷追従運転を行い得る原子炉出力制御装置を提供するに
ある。
本発明は、炉内の中性子束信号をディジタルコントロー
ラに取込み、時間経過とともにエンベロ＝１の更新を図
りつつ、現在の原子炉出力がエンベロープに対してどれ
程余裕があるかを演算し・それを再循環ポンプ速度の変
化制限値に換算することによって、再循環ポンプの速度
制御範囲を制限するようにしたものである。
ラに取込み、時間経過とともにエンベロ＝１の更新を図
りつつ、現在の原子炉出力がエンベロープに対してどれ
程余裕があるかを演算し・それを再循環ポンプ速度の変
化制限値に換算することによって、再循環ポンプの速度
制御範囲を制限するようにしたものである。
以下５本発明の一実施例を第４図、第５図および第７図
により説明する。第４図は原子炉炉心の平面図における
ＬＰＲＭストリンク（代表点例）とその軸方向における
ＬＰＲＭ検出器の位置を示したものである◇ＡＰＲＭと
は、これら４％出器にて検出された全てのＬＰＲＭを平
均化したものであり、原子炉出力は、このようにして得
られたＡＰＲＭＯ値として判断されることが多い。
により説明する。第４図は原子炉炉心の平面図における
ＬＰＲＭストリンク（代表点例）とその軸方向における
ＬＰＲＭ検出器の位置を示したものである◇ＡＰＲＭと
は、これら４％出器にて検出された全てのＬＰＲＭを平
均化したものであり、原子炉出力は、このようにして得
られたＡＰＲＭＯ値として判断されることが多い。
今、軸方向のＬＰＲＭの検出器位置を上からＡ。
Ｂ、Ｃ，Ｄとする。（現在のプラントではＬＰＲＭは軸
方向に４箇所検出されている）−例として、炉心平面に
おいてＬＰｌ’ＬＭストリングを第４図に示すように代
表して８ストリンゲス選出し軸方向Ａ、Ｂ、Ｃ，Ｄの各
位置のＬＰＲＭとから計３２点のＬＰＲＭ信号が得られ
るとするＯ今、対象とする原子炉における代表的な軸方
向出力分布を出す場合・次の２つの方法が考えられる。
方向に４箇所検出されている）−例として、炉心平面に
おいてＬＰｌ’ＬＭストリングを第４図に示すように代
表して８ストリンゲス選出し軸方向Ａ、Ｂ、Ｃ，Ｄの各
位置のＬＰＲＭとから計３２点のＬＰＲＭ信号が得られ
るとするＯ今、対象とする原子炉における代表的な軸方
向出力分布を出す場合・次の２つの方法が考えられる。
炉心に平面的に分布したス） ＩＪングスにおける軸方
向ＬＰＲ，Ｍ、Ａ、Ｂ、Ｃ，Ｄにストリンゲス位置によ
る適機な重みづけを行った平均値Ａ、Ｂ、Ｃ，Ｄとして
軸方向出力分布全表わす方法と、もつと一般的な方法と
しては代表的ストリンゲスを設定しておき、そのストリ
ングにおけるＬＰＩ（、Ｍ、Ａ、Ｂ。
向ＬＰＲ，Ｍ、Ａ、Ｂ、Ｃ，Ｄにストリンゲス位置によ
る適機な重みづけを行った平均値Ａ、Ｂ、Ｃ，Ｄとして
軸方向出力分布全表わす方法と、もつと一般的な方法と
しては代表的ストリンゲスを設定しておき、そのストリ
ングにおけるＬＰＩ（、Ｍ、Ａ、Ｂ。
Ｃ，Ｉｎ本原子炉における軸方向出力分布として代表さ
せる方法である。
せる方法である。
以上のようにして、炉心の軸方向出力分布（４点）がめ
られる。
られる。
日間負荷追従などのような、大きな出力変更時の制約条
件としてＰＣＩＭＯＲがある。これは燃料の熱的裕度を
確保するための制約条件であり・本来、個々の燃料ペレ
ットについて規定されるものである。従来から、出力変
更時には、ＰＣＩＯＭＲの規則に基づき・操作が規定さ
れており・その規定された出力変化率以内で出力変更を
行なう。現実には、運転員は、トータルの炉心流量及び
トータルの原子炉出力から判断し、場合に応じて燃料の
出力分布をオフラインド評価し、出力変更操作を行なっ
ていた。
件としてＰＣＩＭＯＲがある。これは燃料の熱的裕度を
確保するための制約条件であり・本来、個々の燃料ペレ
ットについて規定されるものである。従来から、出力変
更時には、ＰＣＩＯＭＲの規則に基づき・操作が規定さ
れており・その規定された出力変化率以内で出力変更を
行なう。現実には、運転員は、トータルの炉心流量及び
トータルの原子炉出力から判断し、場合に応じて燃料の
出力分布をオフラインド評価し、出力変更操作を行なっ
ていた。
本発明によれば・日間負荷追従のような大きな出力変更
時、常に燃料の熱的冶度の評価を行ないつつ、上記熱的
裕度に応じた再循環ポンプ速度変更可能幅を算出し・こ
れを速度変化制限値とすることにエリ出力変化幅に制限
を与える。これによって・大幅出力変更時でも、初期に
目標となる出力変更幅を設定するだけで自動的に出力変
更が行なわれる。この時の熱的裕度の評価は先述した原
子炉軸方向出力分布により・これをプレコンディション
・エンベａ−ブと比較することによってなされる。
時、常に燃料の熱的冶度の評価を行ないつつ、上記熱的
裕度に応じた再循環ポンプ速度変更可能幅を算出し・こ
れを速度変化制限値とすることにエリ出力変化幅に制限
を与える。これによって・大幅出力変更時でも、初期に
目標となる出力変更幅を設定するだけで自動的に出力変
更が行なわれる。この時の熱的裕度の評価は先述した原
子炉軸方向出力分布により・これをプレコンディション
・エンベａ−ブと比較することによってなされる。
以下、第５図およびｆａ７図により・本発明を実施した
場合について具体的に説明する。
場合について具体的に説明する。
ＬＰＲＭ検出器１にて炉心内ＬＰＲＭが検出される。Ｌ
ＰＲＭは炉心の径方向・軸方向に複数箇所で測定されて
いる◇これら全てまたは代表されたＬＰＲ，Ｍ検出器１
信号に原子炉出力分布制御装置２１Ｃ入力される。原子
炉軸方向出力演算部２では、第７図に示すとと＜、ＰＣ
ＩＯＭＲ、エンベロープ等の出力分布パターンをめた登
録演算部と現在の出力分布を表わす代表ＬＰＲＭス）
ＩＪング選択演算部との出力をＰＣＩＯＭＢ監視部にて
比較し、軸方向４点のＬ Ｐ ＲＭ出力値のうちエンベ
ロープとの差が最も厳しいものを選択し・本原子炉にお
ける現在の燃料の熱的裕度とする＠上記熱的裕度は再循
環ポンプ速度制限演算部にて、上記熱的裕度から熱的に
許容される出力変史可能範に対応した再循環ポンプ速度
変化制限値に換算する。
ＰＲＭは炉心の径方向・軸方向に複数箇所で測定されて
いる◇これら全てまたは代表されたＬＰＲ，Ｍ検出器１
信号に原子炉出力分布制御装置２１Ｃ入力される。原子
炉軸方向出力演算部２では、第７図に示すとと＜、ＰＣ
ＩＯＭＲ、エンベロープ等の出力分布パターンをめた登
録演算部と現在の出力分布を表わす代表ＬＰＲＭス）
ＩＪング選択演算部との出力をＰＣＩＯＭＢ監視部にて
比較し、軸方向４点のＬ Ｐ ＲＭ出力値のうちエンベ
ロープとの差が最も厳しいものを選択し・本原子炉にお
ける現在の燃料の熱的裕度とする＠上記熱的裕度は再循
環ポンプ速度制限演算部にて、上記熱的裕度から熱的に
許容される出力変史可能範に対応した再循環ポンプ速度
変化制限値に換算する。
上記制限値は具体的には第５図に示す可変な再循環ポン
プ速度偏差制限器４の制限値とすることができる。大幅
負荷変動時１例えば大幅出力上昇時出力上昇中、第７図
におけるＰＣＩＯＭＲ監視部にて熱的裕度がある許容値
以下になったとするＯ再循環ポンプ速度制限演算部では
上記熱的裕度に応じた速度偏差制限器設定値を算出し、
出力上昇に制限を与え、プラントの出力上昇が抑えられ
るＯ上記熱的裕度がさらに厳しくなる場合は制限値はさ
らに小さくなり１、出力上昇は余計抑えられる。
プ速度偏差制限器４の制限値とすることができる。大幅
負荷変動時１例えば大幅出力上昇時出力上昇中、第７図
におけるＰＣＩＯＭＲ監視部にて熱的裕度がある許容値
以下になったとするＯ再循環ポンプ速度制限演算部では
上記熱的裕度に応じた速度偏差制限器設定値を算出し、
出力上昇に制限を与え、プラントの出力上昇が抑えられ
るＯ上記熱的裕度がさらに厳しくなる場合は制限値はさ
らに小さくなり１、出力上昇は余計抑えられる。
その後熱的裕度が回復した場合、再循環ポンプ速度制限
演算部により速度偏差制限器設定値は大きな値をとるこ
とができ・これによって貴びプラントは出力上昇を続行
することができる。
演算部により速度偏差制限器設定値は大きな値をとるこ
とができ・これによって貴びプラントは出力上昇を続行
することができる。
以上のように本発明によれば初めに出力変更目標全設定
すれば、自動的に燃料の熱的健全性を維持しつつ・目標
の出力まで出力変更を行なうことができる〇 次に第６図により１本発明の詳細な説明する。
すれば、自動的に燃料の熱的健全性を維持しつつ・目標
の出力まで出力変更を行なうことができる〇 次に第６図により１本発明の詳細な説明する。
ある出力状態に静定しているところから大幅な出力上昇
を行なう場合を例に説明する。
を行なう場合を例に説明する。
第６図において、（ａ）図は初めの静定状態での出力分
布を表わしている。沸騰水盤原子力発電所では通常の出
力制御は再循環流量制御系によって再循環ポンプ速度を
制御し、再循環ループ流量、炉心流量を調節して行なう
。
布を表わしている。沸騰水盤原子力発電所では通常の出
力制御は再循環流量制御系によって再循環ポンプ速度を
制御し、再循環ループ流量、炉心流量を調節して行なう
。
このような原子力発電プラントで・前記のような静定状
態から大幅な出力上昇を行なう。再循環流量制御系に大
きな出力要求信号が入力されるため・再循環ポンプ速度
は大きくなり、再循環ループ流量の増大、それに伴った
炉心流量の増大が起こる。炉心流１ｉは炉心下部から炉
心上部に向かった流れであり、ある沸騰開始点から上で
ボイドを発生する（第２図参照）。このような出力過渡
時、炉心流量の急増に伴い・一時、沸騰開始点は上方に
移る。このような状態で燃料が熱的に厳しい条件である
ことはＭＣＰＲ評価等によって知られている＠ボイド遷
移、炉心流量の時間的変化、流路の形状による影響、さ
らにはゼノンの変化などによって、炉心軸方向の出力分
布に乱れ３１ｇ６図の（ｂ）図のようになる。燃料は燃
料棒全体の出力の上昇とあいまって、上記のような理由
により、局所航な出力変化を伴う。
態から大幅な出力上昇を行なう。再循環流量制御系に大
きな出力要求信号が入力されるため・再循環ポンプ速度
は大きくなり、再循環ループ流量の増大、それに伴った
炉心流量の増大が起こる。炉心流１ｉは炉心下部から炉
心上部に向かった流れであり、ある沸騰開始点から上で
ボイドを発生する（第２図参照）。このような出力過渡
時、炉心流量の急増に伴い・一時、沸騰開始点は上方に
移る。このような状態で燃料が熱的に厳しい条件である
ことはＭＣＰＲ評価等によって知られている＠ボイド遷
移、炉心流量の時間的変化、流路の形状による影響、さ
らにはゼノンの変化などによって、炉心軸方向の出力分
布に乱れ３１ｇ６図の（ｂ）図のようになる。燃料は燃
料棒全体の出力の上昇とあいまって、上記のような理由
により、局所航な出力変化を伴う。
第６図に点線で示した曲線は燃料の熱的健全性の観点か
らの制限値であり、炉心軸方向の出力分布の一部が゛と
の制限を超えることは、その部分での燃料の熱的健全性
がそこなわれていることを示す。第６図（Ｃ）図は、そ
のような状況を示したものであり・出力上昇による軸方
向全体での出ψ上昇と・出力分布の乱れによる局所的な
出力上昇が制限値を超えたものである。本発明では・こ
のような事象が起きる前に、炉心軸方向出力分布が、軸
方向出力制限との許容範囲にかかった時点で原子炉出力
制御系により出力上昇を一時制限する。再循環流量制御
系は、出力増加要求信号を制限するため、再循環ポンプ
速度変化は抑制され、炉心流量も整定する。炉心流量の
整定により・炉心軸方向出力分布の乱れはおさまり、出
力分布は安定する（第６図（ｄ）図）。そのような状況
で再び燃料の熱的裕度が回復した場合、出力増加要求信
号の制限は緩和され、再び原子炉出力は上昇を続ける。
らの制限値であり、炉心軸方向の出力分布の一部が゛と
の制限を超えることは、その部分での燃料の熱的健全性
がそこなわれていることを示す。第６図（Ｃ）図は、そ
のような状況を示したものであり・出力上昇による軸方
向全体での出ψ上昇と・出力分布の乱れによる局所的な
出力上昇が制限値を超えたものである。本発明では・こ
のような事象が起きる前に、炉心軸方向出力分布が、軸
方向出力制限との許容範囲にかかった時点で原子炉出力
制御系により出力上昇を一時制限する。再循環流量制御
系は、出力増加要求信号を制限するため、再循環ポンプ
速度変化は抑制され、炉心流量も整定する。炉心流量の
整定により・炉心軸方向出力分布の乱れはおさまり、出
力分布は安定する（第６図（ｄ）図）。そのような状況
で再び燃料の熱的裕度が回復した場合、出力増加要求信
号の制限は緩和され、再び原子炉出力は上昇を続ける。
出力上昇中に再び熱的裕度が厳しくなると、前記の動作
を繰り返すことＫなる。
を繰り返すことＫなる。
このように、本発明を利用することによって、運転員は
目標の出力設定を行なうだけで、自動的に、燃料の熱的
裕度を保ちつつ・出力変更を行なうことができる。しか
も・熱的評価は、燃料棒の軸方向に沿った、出力分布か
ら行っているので。
目標の出力設定を行なうだけで、自動的に、燃料の熱的
裕度を保ちつつ・出力変更を行なうことができる。しか
も・熱的評価は、燃料棒の軸方向に沿った、出力分布か
ら行っているので。
より現実的な評価となる。
本発明は日間負荷追従などのように、大幅な出力変更を
行なうのに有効である。
行なうのに有効である。
本発明でＦｉ第７図に示す、再循環ポンプ速度制限演算
部にて燃料の熱的裕度に応じた再循環ポンプ速度変更可
能幅を算出しているが・上記熱的裕度がある設定を切っ
た時に、速度変艇ヲロックすΣ機能（速度偏差制限器で
制限値を±０とした時に対応）を設け、熱的裕度が回復
した時に上記ロック機構をリセットするような装置とし
ても同様な効果を期待できる。
部にて燃料の熱的裕度に応じた再循環ポンプ速度変更可
能幅を算出しているが・上記熱的裕度がある設定を切っ
た時に、速度変艇ヲロックすΣ機能（速度偏差制限器で
制限値を±０とした時に対応）を設け、熱的裕度が回復
した時に上記ロック機構をリセットするような装置とし
ても同様な効果を期待できる。
第１図は従来の沸騰水型原子力発電プラントの出力制御
装置の説明図、第２図は炉心における軸方向のボイド分
布と出力分布を表わした線図・第３図は日間負荷追従の
出カバターンを表わした線図、第４図ＵＬＰＲＭストリ
ングの分布とＬＰＲＭ検出器の配置図、第５図は本発明
による出力制御装置の構成図、第６図は大幅出力上昇時
の原子炉軸方向出力分布の変化を模擬した説明図、第７
図は本発明のうち原子炉出力分布制御装置の説明図であ
る。 ２・・・制御装置、３・・・主制御器、５・・・速度制
御器・７・・・すくい管駆動装置、９・・・交流発電器
、１５・・・原子炉。 代理人 弁理士 高橋明夫 哄Ｉ 囚 ＄２ 口 茅 ３ 目 Ｊｌ ／ 茅４目 び） 第ら口 第［ 出力４１Ｆ １−Ｘ ４ｊ’Ｊ ｔ〕
装置の説明図、第２図は炉心における軸方向のボイド分
布と出力分布を表わした線図・第３図は日間負荷追従の
出カバターンを表わした線図、第４図ＵＬＰＲＭストリ
ングの分布とＬＰＲＭ検出器の配置図、第５図は本発明
による出力制御装置の構成図、第６図は大幅出力上昇時
の原子炉軸方向出力分布の変化を模擬した説明図、第７
図は本発明のうち原子炉出力分布制御装置の説明図であ
る。 ２・・・制御装置、３・・・主制御器、５・・・速度制
御器・７・・・すくい管駆動装置、９・・・交流発電器
、１５・・・原子炉。 代理人 弁理士 高橋明夫 哄Ｉ 囚 ＄２ 口 茅 ３ 目 Ｊｌ ／ 茅４目 び） 第ら口 第［ 出力４１Ｆ １−Ｘ ４ｊ’Ｊ ｔ〕
Claims (1)
- １、原子炉炉心内に設けられる中性子束検出器と、前記
原子炉の炉心を流れる冷却材流量を調節する手段とを有
する原子炉出力制御装置において、前記中性子束検出器
の信号から出力分布パターンをめる出力分布登録演算部
と、実出力が前記出力分布パターンの範囲内にあるかを
監視する監視演算部及び、前記出力分布パターンに対応
した再循環ポンプ速度変化幅制限値を決定するポンプ速
度制限演算部を有することを特徴とする原子炉出力制御
装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59030254A JPS60174979A (ja) | 1984-02-22 | 1984-02-22 | 原子炉出力制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59030254A JPS60174979A (ja) | 1984-02-22 | 1984-02-22 | 原子炉出力制御装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60174979A true JPS60174979A (ja) | 1985-09-09 |
Family
ID=12298571
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59030254A Pending JPS60174979A (ja) | 1984-02-22 | 1984-02-22 | 原子炉出力制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60174979A (ja) |
-
1984
- 1984-02-22 JP JP59030254A patent/JPS60174979A/ja active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US6198786B1 (en) | Methods of reactor system pressure control by reactor core power modulation | |
| JPH0577040B2 (ja) | ||
| Mohr et al. | Loss-of-primary-flow-without-scram tests: Pretest predictions and preliminary results | |
| US4337118A (en) | Nuclear reactor power monitoring system | |
| US4108720A (en) | Control system for boiling-water reactor | |
| US4440715A (en) | Method of controlling nuclear power plant | |
| US4605530A (en) | Operating method for nuclear power plants | |
| KR910003805B1 (ko) | 원자력 발전소의 제어 방법 | |
| US6553090B2 (en) | Control system of nuclear power plant, and control method thereof | |
| EP0696032B1 (en) | Transient adjusted overpower protection system | |
| JPS60174979A (ja) | 原子炉出力制御装置 | |
| JPH0241715B2 (ja) | ||
| JPS6146799B2 (ja) | ||
| US3671390A (en) | Fast initial response nuclear reactor control system | |
| EP2689425A1 (en) | A method for optimizing operating margin in a nuclear reactor | |
| JP2522521B2 (ja) | 制御棒引抜監視装置 | |
| JPH05256978A (ja) | 原子炉保護装置 | |
| JPS6180095A (ja) | 原子炉の水位制御装置 | |
| JP3080726B2 (ja) | 制御棒引抜阻止モニタ装置 | |
| JPS60186784A (ja) | 原子炉出力制御方法 | |
| JPS62228996A (ja) | 沸騰水型原子力発電プラント | |
| JPS6214096A (ja) | 原子力発電所の負荷追従運転装置 | |
| Caruso et al. | Reactor megawatt demand setter | |
| Millot et al. | Power station control: implementation of a PWR grey rod control system to meet the French network requirements | |
| Endiah et al. | LOFA and RIA analysis of the Indonesian Multipurpose research reactor RSG-GAS 1 |