JPS60231200A

JPS60231200A - 異常時原子炉出力制御装置

Info

Publication number: JPS60231200A
Application number: JP59088099A
Authority: JP
Inventors: 洋一小瀬; 幸治大賀
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1984-05-01
Filing date: 1984-05-01
Publication date: 1985-11-16

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。

Description

【発明の詳細な説明】〔発明の利用分野〕本発明は原子炉プラントの出力制御装置に係シ、特に給
水加熱喪失、非常用炉心冷却系の誤起動などの原因によ
って冷い冷却材が炉心に異常流入する事象（以後、冷水
流人事故という）が発生した際の異常時原子炉出力制御
装置に関する。

〔発明の背景〕

第１５図は沸騰水型原子炉を模式的に示すブロック図で
ある。図において、１は炉心、２は上部プレナム、３は
主蒸気管、４はタービン、５は給水加熱器、６は給水ポ
ンプ、７は給水配管、８は再循環系、９は流量制御弁、
１０は再循環ポンプ、１１は選択制御棒、１２は選択制
御棒駆動機構、１３は高圧炉心スプレー配管、１４は弁
、１５は高圧炉心スプレーポンプ、１６は復水貯蔵タン
ク、１７は平均出力領域モニタ、１８は温度計、１９と
２０は流量計、２１は出力制御装置、２２は再循環流量
制御装置、２３は選択制御棒制御装置である。例えば、
第１５図のような沸騰水型原子炉は冷水流人事故−の専
用インターロックを持たないため、冷水流人事故から派
生する中性子レベルが高くなったことを示すインターロ
ックによってスクラムする。

第１６図は給水加熱喪失事故時の原子炉出力の過渡変化
を示す図である。給水温度が低下し、炉心に流入する冷
却材温度が低下すると正の反応度が投入され、原子炉出
力が上昇する。上記のようにこの種の原子炉は、冷水流
人事故専用のインターロックを持たないため、定格出力
の１２０％に達した後に中性子高インターロックによっ
てスクラムする。この過渡変化では、出力が１２０％に
なってスクラムが発生するため、出力運転中の制御棒引
き抜きとならんで、ＭＣＰＲ（ｌｋ小限界出力比）が蝦
も厳しい事象となシ、燃料保全上望ましくない。

一方、冷水流人事故の主原因である弁の誤動作などは、
本来はスクラムすることなしに容易に修復可能である。

したがって、後の処理に多くの費用と日時を要するスク
ラムを回避し、以後原子炉の状態が悪化した場合にも十
分対応可能な程度に原子炉出力を低く保てれば、事故原
因を除去した後、早期に通常定格運転に復帰できる。

〔発明の目的〕本発明の目的は、修復容易な原因による冷水流人事故時
の不必要なスクラムを回避し、原子炉出力を十分安全な
程度に下げ、通常定格運転への復帰を容易にして、原子
炉稼動重金向上させるとともに、冷水流人事故時のＭ　
ＣＰ　Ｒの上昇を抑える異常時原子炉出力制御装置を提
供することである。

〔発明の概振〕

本発明の異常時原子炉出力制御装置は、原子炉圧力容器
内に流入する冷却材の状態に関する信号、あるいは冷却
材流入に係わる弁の開閉信号、ポンプ起動信号など冷水
流人事故を検出するのに必要な各棟側定信号を用いて事
故発生を早期に検出し、選択制御棒の挿入あるいは再循
環流量の制御によって、スクラムを回避しながら、原子
炉出力を十分安全な程度に下げることを特徴とする。

〔発明の実施例〕

以下、本発明を実施例によシ詳細に説明する。

第１図は本発明による異常時原子炉出力制御装置の第１
実施例の構成を模式的に示すブロック図である。図にお
いて、２４１は本装置であシ、データ取シ込み部２５１
、事故発生検出部２６１、および信号出力部２７１から
構成される。温度計１８からの給水温度信号は、本装置
２４１内のデータ取シ込み部２５１に取シ込まれる。こ
の信号をもとに事故検出部２６１で給水加熱喪失事故発
生を検出する。信号出力部２７１は、事故検出部２６１
からの事故発生検出信号をもとに、選択制御棒制御装置
ｉ２３に起動信号を、また出力制御装置２１に原子炉出
力設定値を出力する。選択制御棒制御装置２３は、選択
制御棒駆動機構１２によシ選択制御棒１１を炉心１に挿
入する。出力制御装置２１は平均出力領域モニタ１７の
測定値と原子炉出力設定値Ｐ＋１との偏差信号を再循環
流量制御装置２２に送る。再循環流量制御装置２２は前
記偏差信号が零になるように流量制御弁９を調節し、原
子炉出力を出力設定値Ｐｓに制御する。

・第２図は本芙施例装置での処理の流れを示すフローチ
ャートである。本装置に取シ込まれた給水温度信号ＴＰ
Ｗは、耐ノイズ性を増すために平滑化され、さらに一定
周期でサンプリングしてディジタル信号Ｔ　ｙｗｎに変
換される。次に次式の給水加熱喪失事故の判定基準に基
づいて事故発生を検出する。

Ｔｙｖｎ＜Ｔｉここで　Ｔ６：事故判定用の設定温度事故判定用の設定温度Ｔｓは、本装置の誤起動または起
動失敗を防止するために、以下の２つの条件を満すよう
に設定しである。

１、通常定格運転における給水温度の変動範囲より十分
に低い。

２　通常の再循環流量制御による原子炉出力制御が可能
な温度限界以上。

上記判定基準が満されない場合、すなわち原子炉が正常
の場合には、給水温度信号Ｔｒｗを取シ込票続ける。判
定基準が満され事故発生を検出すると、選択制御棒制御
装置が既に起動されているか否かをフラグ用整数ＩＦＬ
Ｇによって判定する。

初めて選択制御棒制御装置が起動される場合（ＩＦＬＧ
＝０）には、制御装置に起動信号を送、９、ＩＦＬＧを
１”とする。選択制御棒挿入後、原子炉出力が十分に下
がる時間ｔｄ１待った後、原子炉出力設定値を決定し、
出力制御装置にこの新たな設定値を出力する。一方、既
に選択制御棒制御装置が起動されている場合（ＩＦＬＧ
＝１）には、直接原子炉出力設定値を決定し、出力する
。

上記いずれの場合も、給水温度Ｔｙｗを取シ込み、゛処
理を繰シ返す。ここで原子炉出力設定値Ｐ８には、あら
かじめ原子炉過渡解析プログラムなどによシ決定した給
水温度Ｔｙｗｏの関数として与えられる最適外原子炉出
力Ｐｇ　＝：ｆｘ　（ＴＦＷＤ　）を用いる。

餓３図は本装置の回路図である。図において３０はロー
パスフィルタ、３１はサンプルアンドホールド回路、３
２は比較器、３３は否定回路、３４は遅延回路、３５は
関数発生器、３６はゲートである。給水温度Ｔｙｗが、
ローパスフィルタ３０とサンプルアンドホールド回路３
１を通って、平滑化およびディジタル化されＴＦＷＤと
なる。このＴＦＷＤを事故判定用の設定温度Ｔ８と比較
器３２で比較する。通常状態ではＴｒｗｎ　）　Ｔ　ｓ
であシ比較器３２は”１″を出力するが、ＴＦＷＤがＴ
ｓ以下になると”Ｏ”を出力する。この信号は否定回路
３３で反転され、ＴｙｗｎくＴｉの場合のみ、選択制御
棒制御装置起動信号が１″になるとともに、遅延回路３
４に１”が送られる。一方、関数発生器３５では給水温
度Ｔ　ＦＷＤに対応する原子炉出力設定値ＰＩＩが関数
ｆｓ（Ｔｙｗｎ）を用いて決定される。設定値ＰＩ＋は
、ゲート３６に遅延回路３４からのＥ・ＮＡＢＬＥ信号
″１″が入力されている場合にのみ出力されるようにな
っている。

第４図は本実施例の異常時原子炉出力制御装置が動作し
た時の原子炉過渡変化を模式的に示す図である。（Ａ）
は原子炉出力、（Ｂ）は給水温度である。時間ｔｏに給
水加熱喪失事故が発生し、給水温度がＴｓになった時間
ｔ１に事故が検出され、選択制御棒が挿入されるため、
原子炉出力は急激に低下する。原子炉出力が十分に低下
した時間ｔｓ＋ｔａｔ以後は、出力設定値ＰＩ＋が本装
置から出力され、出力制御装置と再循環流量制御装置の
動作によシ、原子炉出力がこの設定値Ｐｓに制御される
。従って、不要なスクラムが回避される。

この状態で給水加熱喪失事故の原因が除去されれば、直
ちに出力上昇を開始し、通常定格運転に復帰でき、スク
ラムによる稼動率の低下がない。

次に第２実施例について説明する。第５図は第２実施例
の異常時原子炉出力制御装置の構成を模式的に示すブロ
ック図である。図において２４２は本装置、２７２は信
号出力部、２８はディスプレイ装置である。給水温度測
定から事故検出に関しては前述の第１実施例と同じであ
る。すなわち温度計１８の信号をデータ取シ込み部２５
１に取シ込み、事故検出部２６１によシ給水加熱喪失事
故を検出する。信号出力部２７２は給水温度ＴＦＷＤに
よって選択制御棒挿入本数Ｎを決定し、選択制御棒制御
装置２３に制御棒挿入本数および起動信号を出力する。

その結果、決定された本数だけ選択制御棒１１が炉心１
に挿入される。デ１イスプレイ装置２８は原子炉出力や
再循環流量などの運転支援情報を出力する。選択制御棒
挿入によシ原子炉出力が低下した後、運転員はこれらの
情報を用いて手動で再循環流量を設定し、原子炉出力を
制御する。

第６図は第５図装置の処理の流才りを示すフローチャー
トである。本装置に取シ込まれた給水温度信号ＴＷＤは
平滑化およびディジタル化され、信号Ｔ　ｒｗｎに変換
される。このＴ　ＦＷＤを用いて第１実施例と同様の事
故刊定基年にもとづき事故を検出する。判定基準が満さ
れない場合、すなわち原子炉が正常の場合には、給水温
度信号Ｔｙｗを取シ込み続は判定を実施する。事故が発
生し判定基準が満されると、給水温度がほぼ安定する時
間ｔ１待った後、この時間の給水温度ＴｔＷを、取シ込
み、それを平滑化およびディジタル化した信号Ｔ　ｙｗ
ｎをもとに選択制御棒挿入本数Ｎを決定し、選択制御棒
制御装置に挿入本数Ｎおよび起動信号を出力する。選択
制御棒押入本数Ｎは給水温度ＴＦＷＤの関数として与え
られる本数Ｎ＝　ｇ　（Ｔ　ＦＷＤ　）を用いて決定さ
れる。この関数ｇ（Ｔｐｔｖｎ）は、あらかじめ原子炉
過渡解析プログラムなどによ請求めた関数である。

第７図は本実施例の異常時原子炉出力制御装置上動作し
た時の原子炉過渡変化を模式的に示す図である。（Ａ）
は原子炉出力、（Ｂ）は耐水温度でおる。時間ｔｏに給
水〃１熱喪失が発生し、給水温度がＴｓになった時間ｔ
１に本装置によシ事故が検出される。その後本装置は時
間ｔｓ＋ｔａｚの給水温度Ｔｙｗを取シ込み、これを用
いて制御棒本数を決定し、選択制御棒駆動装置に送る。

これによシ選択制御棒が挿入され、原子炉出力は急速に
低下する。原子炉出力が十分に低下した後、運転員はデ
ィスプレイ装置に表示された運転支援情報を用いて、手
動で出力を制御する。

更に第３実施例について説明する。第８図は第３実施例
の異常時原子炉出力制御装置を模式的に示すブロック図
である。図において２４３は本装置、２７３は信号出力
部である。給水温度測定から事故検出に関しては第１実
施例と同じである。

すなわち温度計１８の信号をデータ取シ込み部２５１に
取シ込み、事故検出部２６１により給水加熱喪失事故を
検出する。信号出力部２７３は、事故発生検出信号をも
とに出力制御装置２１に原子炉出力設定値Ｐ８を出力す
る。

第９図は第８図装置の処理の流れを示すフローチャート
である。本装置に堰シ込まれた給水温度１ｇ号ＴＦＷは
平滑化およびディジタル化された信号Ｔｒｍ＋に変換さ
れる。そして、第１実九例と同様の事故判定基準に従っ
て事故の発生の有無を判定する。判定基準が満されない
場合（ＴＩＦＤ＞Ｔｌｌ　）、すなわち原子炉が正常の
場合には、給水温度信号を取シ込み続は判定を実施する
。事故が発生し判定基準が満されると（ＴＦＷＤ　＜Ｔ
ｓ　）原子炉出力設定値Ｐ８を決定し、出力制御装置に
出々ｐだ後、給水温度を取り込み処理を繰シ返す。ここ
で原子炉出力設定値Ｐｓにはあらかじめ原子炉過渡解析
プログラムなどによシ決定した給水温度Ｔ　ＦＷＤの関
数として与えられる最適な原子炉出力Ｐ＋＋＝’ｇ（Ｔ
ｙｗｎ）を用いる。

第１０図は本実施例の異常時原子炉出力制御装置が動作
した時の原子炉過渡変化を模式的に示す図である。（Ａ
）は原子炉出力、（Ｂ）は給水温度である。時間１ｏに
給水加熱喪失事故が発生し、給水温度がＴＩＩになった
時間ｔ！に事故が検出されると出力設定値Ｐ、＋＋が決
廻され出力制御装置に送られる。そして、出力制御装置
と再循環流量制御装置の作動によシ、原子炉出力は出力
設定値Ｐｓに制御される。

最後に第４実施例を説明する。第１１図は第４実施例の
異常時原子炉出力制御装置の構成を示すブロック図であ
る。図において、２４４は本装置であり、データ取り込
み部２５４、事故発生検出部２６４、および信号出力部
２７４から構成される。

流量計２０からの非常用炉心冷却系の流量信号は、本装
置２４４内のデータ取シ込み部２５４に取り込まれ、こ
の信号をもとに事故発生検出部２６４で非常用炉心冷却
系の誤注入を検出する。信号出力部２７４は事故発生検
出部２６４からの事故発生検出信号をもとに選択制御棒
制御装置２３に起動信号を、また出力制御装置２１に原
子炉出力設定値を出力する。選択制御棒制御装置２３は
、選択制御棒駆動機構１２により選択制御棒１１を炉心
１に挿入する。出力制御装置２１は平均出力領域モニタ
１７の測定値と原子炉出力設定値Ｐｓとの偏差信号を再
循環流量制御装置２２に送る。再循環流量制御装置２２
はこの偏差信号が零になるように流量制御弁９を調節し
、原子炉出力を出力設定値Ｐｇに制御する。

第１２図は本装置での処理の流れを示すフローチャート
である。誤起動による冷水流入は非常用炉心冷却系のひ
とつである高圧炉心スプレー系（ＨＦＯ２）のほか、原
子炉隔離時冷却系（Ｒ，ＣＩＣ）でもあシ得る。本装置
はこれら２系統のうちいずれか一方のみの誤起動を仮定
して処理している。

まず高圧炉心スプレー系流量Ｗ　ＩＩ　Ｐ　ＣＩＩおよ
び原子炉隔離時冷却系流量Ｗ　ｎ　ｃ　ｘ　ｃを取シ込
み、次式の事故判定基準に基づき事故発生を検出する。

Ｗ）Ｗｓここで、Ｗ：ＷＨＰＣ８＋ＷＩＬＣＩＣＷＩＩ：事故判
定用の設定流量事故判定用の設定流量Ｗｓは、本装置の誤起動または起
動失敗を防止するために以下の２つの条件を満すように
設定しである。

１、　流量計のノイズ信号よシ十分高い。

２　通常の再循環流量制御による原子炉出力制御が可能
な流量限界以下。

上記判定基準が満されない場合、すなわち原子炉が正常
の場合には、流量信号を取シ込み続ける。

事故が発生し判定基準が満されると、次に原子炉スクラ
ム信号によって、原子炉がスクラムしているか否かを判
定する。原子炉がスクラムしている場合には、本装置は
処理を終了する。スクラムしていない場合には、高圧炉
心スプレー系あるいは原子炉隔離時冷却系が誤起動した
ものと判断し、処理を進める。初めて選択制御棒制御装
置が起動される場合（ＩＦＬＧ＝０）には、制御装置に
起動信号を送ｊｐ、ＩＦＬＧを１”とする。選択制御棒
挿入後１４８時間待った後、原子炉出力設定値Ｐｇを決
定し、出力制御装置にこの設定値を出力する。一方、既
に選択制御棒制御装置が起動されている場合（ＩＦＬＧ
＝１３には、直接原子炉出力設定値Ｐｓを決定し、出力
する。上記いずれの場合も両系の流量Ｗａｐｃｓ　、Ｗ
ｇｃｔｃを取シ込み、処理を繰シ返す。ここで原子炉出
力設定値ＰＩＩには、あらかじめ原子炉過渡解析プログ
ラムなどによシ決定した高圧炉心スプレー系流量Ｗ　ｖ
ｉ　ｐ　ｃ　ｓの関数として与えられる最適な原子炉出
力Ｐｓ＝ｈ１（Ｗｇｐｃｇ　）Ｎ　および、同様にして
決定した原子炉隔離時冷却系流量Ｗ　Ｒｃ　Ｉ　Ｃの関
数として与えられる最適な原子炉出力Ｐｇ　＝ｈｚ　（
ＷＩＩＣＩＣ）を用いる。

第１３図は本装置の回路図である。図において、４０と
４１は加算器、４２は比較器、４３はかの回路、４４は
否定回路、４５は遅延回路、４６はゲート、４７と４８
は関数発生器である。加算器４０は高圧炉心スプレー系
流量Ｗ　ｍ　ｐ　ｃ　ｓと原子炉隔離時冷却系流量Ｗｌ
（！ＩＣの和Ｗを出力するが、−力の系のみの誤起動を
仮定しているので、ＷはＷ　Ｍｐ　ｃ　ｓ　又はＷ　Ｒ
Ｃｔ　ｃに等しい。和の流量Ｗは比較器４２によって事
故判定用の設定流量Ｗｓと比較される。判定条件（Ｗ＞
Ｗｇ　）が満されると比較器４２は１″を出力する。Ａ
ＮＤ回路４３は高圧炉心スプレー系あるいは原子炉隔離
時冷却系が正常動作したのか、誤動作したのか判定する
ために設けられている。つまシ、いずれかの系がプラン
トのインターロックによシ正常に起動した場合にはスク
ラム信号が必ず入っている。そのため、比較器４２の出
力が６１″′かつスクラム信号が０”の場合、つまル、
いずれかの系が誤起動したとき、選択制御棒制御装置起
動信号が′１”になるとともに遅延回路４５に′ｌ”が
送られる。

一方間数発生器４７では高圧炉心スプレー系流量Ｗ　ｎ
　ｐ　ｃ　ｓに対応する原子炉出力設定値ｈ１１また４
８では原子炉隔離時冷却系流量Ｗ　ｎ　ｃ　ｔ　ｃに対
応する原子炉出力設定値ｈ！を決定する。加算器４１の
出力には誤起動した系の原子炉出力設定値が現れ、ゲー
ト４６に遅延口・路４５からのＥＮＡＢＬＥ信号″１”
が入力されている場合にのみ原子炉出力設定値Ｐ６が出
力されるようになっている。

第１４図は本実施例の異常時原子炉出力制御装置が動作
した時の原子炉過渡変化を模式的に示す図である。（Ａ
）は原子炉出力、（Ｂ）は高圧炉心スプレー系流量おる
いは原子炉隔離時冷却系流量である。時間ｉｏにいずれ
かの系が誤起動し、流量がＷｓになった時間ｔ１に事故
が検出され、選択制御棒が挿入されるため、原子炉出力
は急激に低下する。原子炉出力が十分に低下した時間ｔ
’２　＋　ｔａｓ以後は、出力設定値Ｐ１が本装置から
出力され、出力制御装置と再循環流量制御装置の動作に
より、原子炉出力設定値Ｐｇに制御される。

従って不要なスクラムが回避される。この状態で高圧炉
心スプレー系あるいは原子炉隔離時冷却系の誤起動の原
因が除去されれば、直ちに出力上昇を開始し、通常定格
運転に復帰でき、スクラムによる稼動率の低下がない。

〔発明の効果〕

本発明の異常時原子炉出力制御装置を用いれば、冷水流
人事故が発生した場合に、事故を検出し原子炉出力を下
げることによ）不要なスクラムを回避して、通常定格運
転に容易に復帰でき、その結果原子炉稼動率を向上させ
、事故時の安全性を増すことが可能である。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明による異常時原子炉出力制御装置の第１
実施例の構成を示すブロック図、第２図は第１実施例装
置での処理の流れを示すフローチャート、第３図は第１
実施例装置の制御装置の回路図、第４図は第１実施例装
置が動作した時の原子濾過渡変化を示す図、第５図は第
２実施例の構成を示すブロック図、第６図は第２実施例
装置での処理の流れを示すフローチャート、第７図は第
２実施例装置が動作した時の原子濾過渡変化を示す図、
第８図は第３実施例の構成を示すブロック図、第９図は
第３実施例装置での処理の流れを示すフローチャート、
第１０図は第３実施例装置が動作した時の原子濾過渡変
化を示す図、第１１図は第４実施例の構成を示すブロッ
ク図、第１２図は第４実施例での処理の流れを示すフロ
ーチャート、第１３図は第４実施例装置の制御装置の回
路図、第１４図は第４実施例が動作した時の原子濾過渡
変化を示す図、第１５図は沸騰水型原子炉を模式的に示
すブロック図、第１６図は給水加熱喪失事故時の原子炉
出力の過渡変化を示す図である。１・・・炉心、２・・・上部プレナム、３・・・主蒸気
管、４・・・タービン、５・・・給水加熱器、６・・・
給水ポンプ、７・・・給水配管、８・・・再循環系、９
・・・流量制御弁、１０・・・再循環ポンプ、１１・・
・選択制御棒、１２・・・選択制御棒駆動機構、１３・
・・高圧炉心スプレー配管、１４・・・弁、１５・・・
高圧炉心スプレーポンプ、１６・・・復水貯蔵タンク、
１７・・・平均出力領域モニタ、１８・・・温度計、１
９．２０・・・流量計、２１・・・出力制御装置、２２
・・・再循環流量制御装置、２３・・・選択制御棒制御
装置、２４１〜２４４・・・本装置、２５１〜２５４・
・・データ取シ込み部、２６１〜２６４・・・事故発生
検出部、２７１〜２７４・・・信号出力部、２８・・・
ディスプレイ装置、３０・・・ローパスフィルタ、３１
・・・サンプルアンドホールド回路、３２・・・比較器
、３３・・・否定回路、３４・・・遅延回路、３５・・
・関数発生器、３６・・・ゲート、４０〜４１・・・加
算器、４２・・・比較器、４３・・・ＡＮＤ回路、４４
・・・否定回路、４５・・・遅延回路、４６・・・ゲー
ト、４７〜４８・・・関数発生器。代理人　弁理士　鵜沼辰之

Claims

【特許請求の範囲】１、出力を制御するために選択制御棒制御装置と再循環
流量制御装置とを有し加熱した冷却材を炉心に供給する
方式の沸騰水型原子炉において、給水温度等のデータ取
込部と、それらデータから給水加熱喪失等の異常を検出
する部分と、事故検出に応じてよシ低い原子炉出力設定
値を決定する部分とを含み、異常時に前記選択制御棒制
御装置とゝ。再循環流量制御装置の少なくともひとつを作動させて、
上記より低い原子炉出力設定値に制御することを特徴と
する異常時原子炉出力制御装置。