JPS6142238B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPS6142238B2
JPS6142238B2 JP53012452A JP1245278A JPS6142238B2 JP S6142238 B2 JPS6142238 B2 JP S6142238B2 JP 53012452 A JP53012452 A JP 53012452A JP 1245278 A JP1245278 A JP 1245278A JP S6142238 B2 JPS6142238 B2 JP S6142238B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
poison
output
concentration
reactor
line
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.)
Expired
Application number
JP53012452A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPS54105689A (en
Inventor
Daijiro Katayanagi
Hiroyuki Masuda
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.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP1245278A priority Critical patent/JPS54105689A/en
Publication of JPS54105689A publication Critical patent/JPS54105689A/en
Publication of JPS6142238B2 publication Critical patent/JPS6142238B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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

Description

【発明の詳細な説明】[Detailed description of the invention]

本発明は重水減速型原子炉の制御系に係り、特
に、大幅な原子炉出力変更後速やかに安定させる
ことが可能な出力制御装置に関するものである。 従来の電力供給系統における原子力発電所の役
割は、主として基底負荷を分担して常時定格出力
運転していれば良いと考えられていた。しかし、
今後は電力系統の周波数変動に即応した瞬時的出
力変更や系統周波数制御用の出力変更が必要とさ
れるようになつている。ところが、出力係数の小
さい重水減速型原子炉においては、大幅な出力レ
ベルの変更を行なうとXe反応度の制御が困難に
なるので、このような急速な出力変更は実際上行
なわれることがなかつた。 第1図は従来の重水減速型原子炉の出力レベル
を瞬時に変更した場合の出力とXe濃度の変化を
示す線図で横軸は時間(hr)を示し、縦軸はXe
濃度を×1015n/c.c.単位で、原子炉出力を%で示し
ている。上記n/c.c.は立方cm当りのXe分子数を表
わすものである。いま、100%出力中の原子炉を
瞬時に45%出力に大幅に低下させると、線51の
ごとく原子炉出力は急激に45%以下に低下してや
がては停止する。一方、Xe濃度は線52に示す
ように一旦上昇して約5時間後に最大濃度となり
それ以後はゆるやかに降下する。 第2図は従来の重水減速型原子炉の出力レベル
を制御棒の細かい操作によつて低下させた場合の
出力とXe濃度の変化を示す線図で、横軸および
縦軸は第1図と同じ単位を示している。線53は
原子炉出力100%より制御棒を出入させながら24
時間後に45%に徐々に低下させたときの出力の変
化を示している。線54はこのときのXe濃度の
変化状況を示すものである。 このように従来の重水減速型原子炉は、急激に
出力を低下させるとXe濃度の急増によつて原子
炉が停止してしまうので、長時間かけて制御棒を
操作し徐々に所要のレベルまで降下させる必要が
あつた。また、降下時間を短縮するために大幅な
出力レベルを短時間に変更させるような制御棒操
作を行なうと、局部的に過大な出力ピークを引起
して燃料の経済性を低下させるという欠点があつ
た。 一方、Xe反応度を制御するために重水減速材
中の液体ポイズンの濃度を変化させる方法も有効
であるが、この場合はポイズン除去塔、ポイズン
供給塔を操作しなければならないので、その効果
が炉心に達するまでに時間を要し制御時期を誤ま
り易いという欠点を持つていた。 本発明は、局部的な過大ピーク出力を引起すこ
となく瞬時に大幅な出力レベルの変更を可能にす
る出力制御装置を提供することを目的とし、その
特徴とするところは、Xe反応度を制御するポイ
ズン濃度制御装置を時間遅れなく適時作動させる
ためのポイズン系運転予測計算装置を設けて原子
炉の出力制御を行なわしめたことにある。 第3図は本発明の一実施例である重水減速型原
子炉の出力制御装置を説明する系統線図である。
図を大別すると上部にポイズン系運転予測計算装
置23、中程に中央制御室22があり、下部には
重水減速型原子炉の炉心1とポイズン循環系が示
されている。 中央制御室22に設置された入出力装置33の
タイプライター19の始動によつてポイズン系運
転予測計算装置23が起動させられる。出力レベ
ル変動設定器31に変化させたい出力レベル変動
幅を設定すると、その信号はポイズン系運転法選
択装置26に入力される。ポイズン系運転法選択
装置26では現在の原子力発電機出力を発電機出
力デイジタル計18に接続している原子炉出力記
録計30から読み取り、出力レベル変化後のXe
反応度の時間的変化をXe反応度計算装置29を
起動させて予測する。また、その結果を入出力装
置33のタイプライター19やブラウン管表示装
置20に出力表示させる。 Xe反応度計算装置29は過渡Xe濃度記憶装置
24とXe濃度信号変換器25から成り、過渡Xe
濃度記憶装置24には後程説明する第4図から第
13図のような出力レベルを変化させた場合の
Xe濃度の時間的変化が記憶されている。ポイズ
ン系運転法選択装置26より指示された出力レベ
ル変化に対応するXe濃度の時間的変化は過渡Xe
濃度記憶装置24より知ることができるので、こ
れをXe濃度信号変換器25を介して反応度信号
としてポイズン系運転法選択装置26に伝達す
る。第14図はXe濃度とXe反応度との関係を示
す線図で、この線図の関係に依つて反応度信号が
得られる。なお、後でも説明するが原子炉運転の
初期(BOC)から終期(EOC)かによつて燃料
の消耗度が異なるので反応度信号値は異なつてく
る。 ポイズン系運転法選択装置26はポイズン反応
度計算装置32を起動させる。ポイズン反応度計
算装置32はポイズン系運転パターン記憶装置2
8とポイズン濃度信号変換器27とより成り、ポ
イズン系運転パターン記憶装置28が記憶してい
る種々の運転パターンをポイズン濃度信号変換器
27を介して反応度信号に変換してポイズン系運
転法選択装置26に取り込み、前述の過渡Xe反
応度を制御するに最適な運転パターンを選択す
る。この選択されたポイズン系運転パターンはポ
イズン系運転法選択装置26から入出力装置33
に伝達され、タイプライター19およびブラウン
管表示装置20に出力表示される。 第15図〜第23図はポイズン系運転パターン
記憶装置28に記憶されている様々なポイズン濃
度調節系の運転パターンを示したものである。こ
れについても後程説明する。 上記のごとくポイズン系運転予測計算装置23
で予測された最適なポイズン系運転パターンに従
つてポイズン濃度制御装置を作動させることにな
る。即ち、重水中のポイズン濃度を減少させる必
要がある時は、原子炉制御盤21のポイズン除去
塔流量調節スイツチ16を所定の流量にセツトす
る。これにしたがつてバイパス弁12は閉じら
れ、2つのポイズン供給塔流量調節弁11は所定
の開度迄開かれる。重水減速材2は炉心1から重
水循環ポンプ5によつて送られてポイズン除去塔
6をバイパス通過し重水中のポイズン濃度を所定
の濃度になるまで減少させる。その後は重水浄化
塔8および自動ポイズン濃度測定装置9を通過し
てダンプタンク40に入いる。 上記とは反対に、重水中のポイズン濃度を増加
する場合は、原子炉制御盤21のポイズン供給塔
流下量調節スイツチ17を所定の流量にセツトす
る。これによつてポイズン供給塔流量調節弁13
が所定の開度迄開き所定のポイズン量をポイズン
供給塔7からダンプタンク40に流下させる。こ
のときバイパス弁12はポイズン除去塔流量調節
スイツチ16によつて開かれ、ポイズン除去塔流
量調節弁11は閉じられている。したがつて、重
水減速材2は炉心1からダンプタンク40、重水
循環ポンプ5を経てポイズン濃度制御装置への分
岐点41で分流し、その主流は炉心1に直接戻る
と共に一部は重水浄化塔8を通つてダンプタンク
40に戻る。 上記のポイズン濃度制御装置の各機器が所定の
運転パターンに従つて運転されているか否かは、
発電機出力デジタル計18、流量計10およびポ
イズン濃度記録計15によつて知ることができ
る。また、この検出信号はポイズン系運転法選択
装置26に伝達される。ポイズン系運転法選択装
置26ではこの信号値から再び最適運転パターン
を予測し、前記の手順によつてポイズン系各機器
を作動させ、原子炉の出力レベルが一定になるよ
うに調節する。 このようにして原子炉の出力平衡が得られたと
きは、入出力装置33のタイプライター19から
入力によつてポイズン系運転予測計算装置23は
停止させられる。 第4図は過渡Xe濃度記憶装置24に記憶させ
た出力レベルを低下させる場合のXe濃度の時間
的変化を示す線図で、横軸は時間をhrで示し、縦
軸はXe濃度を1015n/c.c.単位で示している。線5
5は出力100%から0%に降下させる場合であ
り、線56は出力75%から0%に、線57は出力
50%から0%に、線58は出力25%から0%にそ
れぞれ降下させる場合の曲線である。 第5図は第4図と同様な横軸、縦軸をもつてお
り、原子炉出力を異なる出力状態から25%出力に
変更する場合のXe濃度の時間的変化を示す線図
である。即ち、線59は出力100%から25%に、
線60は出力75%から25%に、線61は出力50%
から25%に、線63は出力0%から始動して25%
出力に変化させる場合の曲線である。これら4本
の曲線が接続する点62は25%出力飽和Xe濃度
を示している。 以下同様に、第6図は原子炉の異なる出力から
50%出力に変更する場合のXe濃度の時間的変化
を示す線図で、線64は100%出力から50%に、
線65は75%出力から50%に、線67は25%出力
から50%に、線68は0%から50%出力に変化さ
せる場合の曲線である。これら4本の曲線が共有
する点66は50%出力飽和Xe濃度を示してい
る。 第7図は原子炉出力を75%出力に変化させる場
合で、線69は100%出力から75%に、線71は
50%出力から75%に、線72は25%出力から75%
に、線73は0%から75%出力にそれぞれ変化さ
せる場合の曲線である。これらの線が共有する点
70は75%出力飽和Xe濃度を示している。 第8図は原子炉出力を100%出力に上昇させる
場合で、線74は75%出力から100%に、線75
は50%出力から100%に、線76は25%出力から
100%に、線77は0%から100%出力にそれぞれ
変化させる場合の曲線である。 以上は原子炉運転を開始してまだあまり時間が
経過していない時期、即ちBOCにおいて使用さ
れるパターンである。一方、原子炉を運転して比
較的長時間経過した時期、即ちEOCにおいて
は、原子炉の運転性能がBOCとは異なるので第
9図以下第13図までのパターンを用いる。これ
ら第4図から第13図までのパターンはすべて第
3図の過渡Xe濃度記憶装置24に記憶されてお
り、原子炉の運転状態によつていずれかが選択さ
れる。 EOCの場合に用いられる曲線について一括し
て次に説明する。 第9図……原子炉出力を0%に変化させる場合、 線78……100%出力→0% 線79……75%出力→0% 線80……50%出力→0% 線81……25%出力→0% 第10図……原子炉出力を25%に変化させる場
合、 線82……100%出力→25%出力 線83……75%出力→25%出力 線84……50%出力→25%出力 線85……出力0%→25%出力 点86……25%出力飽和Xe濃度 第11図……原子炉出力を50%に変化させる場
合、 線87……100%出力→50%出力 線88……75%出力→50%出力 線89……25%出力→50%出力 線90……出力0%→50%出力 点91……50%出力飽和Xe濃度 第12図……原子炉出力を75%に変化させる場合 線92……100%出力→75%出力 線93……50%出力→75%出力 線94……25%出力→75%出力 線95……出力0%→75%出力 点96……75%出力飽和Xe濃度 第13図……原子炉出力を100%に変化させる場
合、 線97……75%出力→100%出力 線98……50%出力→100%出力 線99……25%出力→100%出力 線100……出力0%→100%出力 点101……100%出力飽和Xe濃度 第14図は原子炉を運転することによつて炉心
に発生するXe濃度とXe反応度との関係を示す線
図で、横軸はXe濃度を×1015n/c.c.単位で示し、
縦軸はXe反応度を(%)Δk単位で示してい
る。実線102はBOCの場合であり、一点鎖線
103はEOCの場合である。この図はBOCと
EOCではXeの生成量が異なりしたがつてXe反応
度も異なる値となることを示している。線10
2,103に印した鍵形記号に附記した数値は原
子炉の出力%を示したものである。 次に、第15図〜第23図はポイズン系運転パ
ターン記憶装置28に記憶されているポイズン系
の運転パターンを示すものである。これらの図の
横軸は時間をsecで示し、縦軸はB10の濃度をppm
で示してあり、ポイズン液を供給したときのB10
の濃度変化を表わすものである。 第15図はポイズン液を4秒間供給し5分待ち
を繰返したときのB10の濃度変化を示すものであ
り、曲線104は第3図の炉心1と重水循環ポン
プ5との間に設けたダンプタンク40における
B10の濃度であり、曲線105は炉心1入口にお
ける重水中B10の濃度である。このようにポイズ
ン液の添加を繰返すことによつて重水減速材中の
B10の濃度は次第に増加することが知れる。 第16図はポイズン液を10分間供給したときの
B10の濃度変化を示すもので、曲線106は炉心
1出口の濃度、曲線107は上記ダンプタンク4
0の濃度、曲線108はポイズン濃度制御装置へ
の分岐点41の濃度、曲線109は上記の炉心1
入口における濃度である。ポイズン液を供給する
につれてB10濃度は上昇し、供給を終つた後約10
分経過すれば4箇所における重水中のB10濃度は
同じくなり均一濃度になつている。 以下同様にして種々の運転パターンを説明す
る。 第17図……10m3/hrの流速で5分間のポイズン
除去操作を行なつた場合のB10の濃度変化。 線110……炉心1の出口 線111……ダンプタンク40 線112……ポイズン濃度制御装置への分岐点4
1 線113……炉心1の入口 第18図……2m3/hrの流速で5分間のポイズン
除去操作し10分間待ちを繰返した場合のB10
濃度変化。 線114……炉心1の出口 線115……ダンプタンク40 線116……ポイズン濃度制御装置への分岐点4
1 線117……炉心1の入口 第19図……2m3/hrの流速で10分間のポイズン
除去操作し10分間待ちを繰返した場合のB10
濃度変化。 線118……炉心1の出口 線119……ダンプタンク40 線120……ポイズン濃度制御装置への分岐点4
1 線121……炉心1の入口 第20図……2m3/hrの流速で15分間のポイズン
除去操作し10分間待ちを繰返した場合のB10
濃度変化。 線122……炉心1の出口 線123……ダンプタンク40 線124……ポイズン濃度制御装置への分岐点4
1 線125……炉心1の入口 第21図……2m3/hrの流速で連続ポイズン除去
操作を行なつた場合のB10の濃度変化。 線126……炉心1の出口 線127……ダンプタンク40 線128……ポイズン濃度制御装置への分岐点4
1 線129……炉心1の入口 第22図……10m3/hrの流速で連続ポイズン除去
操作を行なつた場合のB10の濃度変化。 線130……炉心1の出口 線131……ダンプタンク40 線132……ポイズン濃度制御装置への分岐点4
1 線133……炉心1の入口 第23図……20m3/hrの流速で連続ポイズン除去
操作を行なつた場合のB10の濃度変化。 線134……炉心1の出口 線135……ダンプタンク40 線136……ポイズン濃度制御装置への分岐点4
1 線137……炉心1の入口 第3図の炉心1内の重水減速材2中には軽水3
5を入れた軽水管34が設置してあり、上記のよ
うにポイズン液の導入又は除去操作によつて炉中
のXe濃度が変化し原子炉出力が2次的に変動す
ることを抑制することができる。即ち、原子炉出
力記録計30を監視しながら軽水管34の水位を
調節して出力レベルを一定に制御する。そのため
に軽水管34を軽水サージタンク37と連通さ
せ、その連通路に軽水供給ポンプ36と軽水水位
調節弁38,39を設けてある。この軽水水位調
節弁38,39は中央制御室22の軽水管水位調
節スイツチ14によつて操作されている。例えば
軽水の水位を上昇させるときは、軽水管水位調節
スイツチ14によつて軽水水位調節弁38を開と
し軽水供給ポンプ36を作動させて軽水サージタ
ンク37の軽水を軽水管34に送り込む。反対
に、水位を低下させるときは、軽水水位調節弁3
9を開らき、軽水35を軽水サージタンク37に
戻す。このときは軽水供給ポンプ36を停止し調
節弁38を閉止する。 第24図は第3図に示す重水減速型原子炉の出
力制御装置による制御例を示す線図であり、横軸
は時間を示している。左方の縦軸は原子炉出力と
制御棒密度を%で示し、ポイズンB10の濃度を
ppm単位で示している。また、右方の縦軸はXe
濃度を1015n/c.c.単位で示し、軽水水位をmm単位で
示している。まず、上記各表示事項と符号との関
係を一括して記す。 実線140……原子炉出力(%) 破線141……制御棒密度(%) 実線142……炉心1の入口における重水中のポ
イズンB10の濃度(ppm) 実線143……ポイズン濃度制御装置への分岐点
41における重水中のB10の濃度(ppm) 実線144……炉心1におけるXe濃度(×1015
n/c.c.) 実線145……軽水管34における軽水35の水
位(mm) 出力100%の状態にあつた原子炉を瞬時に出力
レベル57%に降下させて速やかに平衡状態に保持
運転することを目的とする制御例であるが、制御
棒を炉心1に急速に挿入して制御棒密度%を破線
141のごとく上昇させると原子炉出力%は実線
140のごとく急速に低下し約4時間後に57%に
安定する。このとき、ポイズン濃度制御装置を第
3図のポイズン系運転予測計算装置23によつて
稼動させ重水中のポイズンB10濃度を実線14
2,143のごとく調節することによつて、炉心
1中のXe濃度を実線144のように制御すると
共に、原子炉を停止させることなく所期の出力%
に短時間で安定させることが可能となる。また、
ポイズンB10液を導入することによる2次的な出
力レベルの変動は、実線145で示すように軽水
位を調節することにより更に精密調整して安定化
している。 以上本実施例の重水減速型原子炉の出力制御装
置は、第3図示すようなポイズン系運転予測計算
装置および軽水位調節装置を備えることによつて
次のような効果を得ることができる。 1 瞬時の原子炉出力変化に対して確実な追従運
転が可能となつた。 2 原子炉の出力変化時に燃料棒に局所的な過大
ピークを引起すことがなく、燃料の健全性が保
持されると共に、炉の安全性と経済性が向上し
た。 3 原子炉のXe濃度変化に即応したポイズン濃
度調節が可能となり、Xe反応度の過度変化の
制御が容易となつた。 4 上記1〜3の綜合的な結果として、原子炉の
運転・制御が容易となり原子炉の稼動率を向上
させることができる。 上記実施例においては、ポイズン液を導入する
ことによる2次的な原子炉出力の変化は軽水位を
調節して制御した例を述べたが、軽水管34の代
りにポイズン液を収容するポイズン管を炉心に設
置してその水位を調節しても良い。 本発明の重水炉の出力制御装置は、局部的な過
大ピーク出力を引起すことなく瞬時に大幅な出力
レベルの変更を可能にし、重水炉の安全性と稼動
率を向上させるという効果をもつている。
The present invention relates to a control system for a heavy water-moderated nuclear reactor, and in particular to an output control device that can quickly stabilize the reactor output after a large change in reactor output. It was thought that the role of nuclear power plants in conventional power supply systems was to mainly share the base load and always operate at rated output. but,
In the future, there will be a need for instantaneous output changes in response to power system frequency fluctuations and output changes for system frequency control. However, in heavy water-moderated reactors with small power coefficients, such rapid power changes have never been done in practice because it becomes difficult to control the Xe reactivity if the power level is changed significantly. . Figure 1 is a diagram showing the change in output and Xe concentration when the output level of a conventional heavy water-moderated reactor is changed instantaneously. The horizontal axis shows time (hr), and the vertical axis shows the Xe concentration.
The concentration is shown in ×10 15 n/cc, and the reactor power is shown in %. The above n/cc represents the number of Xe molecules per cubic cm. If a nuclear reactor that is currently operating at 100% output is suddenly drastically reduced to 45% output, the reactor output will rapidly drop below 45% as shown by line 51 and eventually shut down. On the other hand, the Xe concentration increases once as shown by the line 52, reaches a maximum concentration after about 5 hours, and then gradually decreases. Figure 2 is a diagram showing the changes in output and Xe concentration when the output level of a conventional heavy water-moderated nuclear reactor is lowered by fine control rod manipulation, and the horizontal and vertical axes are the same as in Figure 1. Showing the same unit. Line 53 is 24 while moving control rods in and out from 100% reactor output.
It shows the change in output when gradually lowered to 45% after an hour. A line 54 shows how the Xe concentration changes at this time. In this way, in conventional heavy water-moderated reactors, if the output is suddenly reduced, the reactor will shut down due to a sudden increase in the It was necessary to lower it. In addition, when control rod operations are performed that drastically change the power level in a short period of time in order to shorten the descent time, there is the disadvantage that locally excessive power peaks are caused, reducing fuel economy. Ta. On the other hand, it is also effective to change the concentration of liquid poison in the heavy water moderator in order to control the Xe reactivity, but in this case, the poison removal tower and poison supply tower must be operated, so the effect is The drawback was that it took a long time to reach the reactor core, making it easy to misjudge control timing. The present invention aims to provide an output control device that can instantaneously change the output level significantly without causing local excessive peak output, and its characteristics include controlling the Xe reactivity. The purpose of the present invention is to provide a poison system operation prediction calculation device for operating a poison concentration control device in a timely manner without time delay, thereby controlling the output of a nuclear reactor. FIG. 3 is a system diagram illustrating a power control device for a heavy water-moderated nuclear reactor, which is an embodiment of the present invention.
Roughly dividing the diagram, there is a poison system operation prediction calculation device 23 in the upper part, a central control room 22 in the middle, and a reactor core 1 and poison circulation system of a heavy water-moderated nuclear reactor in the lower part. When the typewriter 19 of the input/output device 33 installed in the central control room 22 is started, the poison system operation prediction calculation device 23 is activated. When the output level fluctuation range to be changed is set in the output level fluctuation setter 31, the signal is input to the poison system operating method selection device 26. The poison system operating method selection device 26 reads the current nuclear power generator output from the reactor output recorder 30 connected to the generator output digital meter 18, and calculates the
The temporal change in reactivity is predicted by activating the Xe reactivity calculation device 29. Further, the result is output and displayed on the typewriter 19 or cathode ray tube display device 20 of the input/output device 33. The Xe reactivity calculation device 29 consists of a transient Xe concentration storage device 24 and a Xe concentration signal converter 25, and
The concentration storage device 24 stores information when the output level is changed as shown in FIGS. 4 to 13, which will be explained later.
Temporal changes in Xe concentration are memorized. The temporal change in the Xe concentration corresponding to the output level change instructed by the poison system operating method selection device 26 is a transient Xe
Since it can be known from the concentration storage device 24, it is transmitted to the poison system operating method selection device 26 as a reactivity signal via the Xe concentration signal converter 25. FIG. 14 is a diagram showing the relationship between Xe concentration and Xe reactivity, and a reactivity signal can be obtained depending on the relationship in this diagram. As will be explained later, the degree of fuel consumption differs depending on whether the reactor operation is from the beginning (BOC) to the end (EOC), so the reactivity signal value will differ. The poison system operating method selection device 26 activates the poison reactivity calculation device 32. The poison reactivity calculation device 32 is the poison system operation pattern storage device 2.
8 and a poison concentration signal converter 27, which converts various operation patterns stored in the poison system operation pattern storage device 28 into reactivity signals via the poison concentration signal converter 27 to select a poison system operation method. It is loaded into the device 26 and selects the optimum operating pattern for controlling the above-mentioned transient Xe reactivity. This selected poison system operation pattern is transferred from the poison system operation method selection device 26 to the input/output device 33.
and is output and displayed on the typewriter 19 and cathode ray tube display device 20. 15 to 23 show various operating patterns of the poison concentration adjustment system stored in the poison system operating pattern storage device 28. This will also be explained later. As mentioned above, poison system operation prediction calculation device 23
The poison concentration control device is operated according to the optimum poison system operation pattern predicted in the above. That is, when it is necessary to reduce the poison concentration in heavy water, the poison removal tower flow rate control switch 16 on the reactor control panel 21 is set to a predetermined flow rate. Accordingly, the bypass valve 12 is closed, and the two poison supply tower flow control valves 11 are opened to a predetermined opening degree. The heavy water moderator 2 is sent from the core 1 by the heavy water circulation pump 5 and bypasses the poison removal tower 6 to reduce the poison concentration in the heavy water to a predetermined concentration. Thereafter, the water passes through a heavy water purification tower 8 and an automatic poison concentration measuring device 9 and enters a dump tank 40. In contrast to the above, when increasing the poison concentration in heavy water, the poison supply tower flow rate adjustment switch 17 on the reactor control panel 21 is set to a predetermined flow rate. As a result, the poison supply tower flow rate control valve 13
is opened to a predetermined degree to allow a predetermined amount of poison to flow down from the poison supply tower 7 to the dump tank 40. At this time, the bypass valve 12 is opened by the poison removal tower flow rate control switch 16, and the poison removal tower flow rate control valve 11 is closed. Therefore, the heavy water moderator 2 is diverted from the core 1 through a dump tank 40, a heavy water circulation pump 5, and a branch point 41 to the poison concentration control device, and the main flow returns directly to the core 1, and a portion is sent to the heavy water purification tower. 8 and returns to the dump tank 40. Whether each device of the above poison concentration control device is operated according to a predetermined operation pattern is determined by
This information can be determined using the generator output digital meter 18, the flow meter 10, and the poison concentration recorder 15. Further, this detection signal is transmitted to the poison system operating method selection device 26. The poison system operation method selection device 26 predicts the optimum operation pattern again from this signal value, operates each poison system device according to the procedure described above, and adjusts the output level of the reactor to be constant. When the output balance of the reactor is thus obtained, the poison system operation prediction calculation device 23 is stopped by input from the typewriter 19 of the input/output device 33. FIG. 4 is a diagram showing temporal changes in the Xe concentration when decreasing the output level stored in the transient Xe concentration storage device 24, where the horizontal axis shows time in hr, and the vertical axis shows the Xe concentration in hr. Shown in n/cc units. line 5
5 is the case where the output is decreased from 100% to 0%, line 56 is the output from 75% to 0%, and line 57 is the output
The line 58 is a curve when the output is decreased from 50% to 0%, and from 25% to 0%. FIG. 5 has a horizontal axis and a vertical axis similar to those in FIG. 4, and is a diagram showing the temporal change in the Xe concentration when the reactor output is changed from a different output state to 25% output. That is, line 59 changes the output from 100% to 25%,
Line 60 goes from 75% output to 25%, line 61 goes from 50% output
to 25%, line 63 starts from 0% output and increases to 25%
This is a curve when changing the output. A point 62 where these four curves connect indicates the 25% output saturation Xe concentration. Similarly, Figure 6 is based on different outputs of the reactor.
This is a diagram showing the temporal change in Xe concentration when changing from 100% output to 50%.
Line 65 is a curve for changing from 75% output to 50%, line 67 is a curve for changing from 25% output to 50%, and line 68 is a curve for changing from 0% to 50% output. A point 66 shared by these four curves indicates the 50% output saturation Xe concentration. Figure 7 shows the case where the reactor power is changed to 75% power; line 69 shows the change from 100% power to 75%, and line 71 shows the change from 100% power to 75% power.
50% output to 75%, line 72 goes from 25% output to 75%
Line 73 is a curve when the output is changed from 0% to 75%. The point 70 that these lines share indicates the 75% power saturation Xe concentration. Figure 8 shows the case where the reactor output is increased to 100% output, line 74 increases from 75% output to 100%, line 75
is from 50% output to 100%, line 76 is from 25% output
100%, and the line 77 is a curve when the output is changed from 0% to 100%. The above is a pattern used at a time when not much time has passed since the start of reactor operation, that is, at BOC. On the other hand, at EOC, when the reactor has been operating for a relatively long time, the operating performance of the reactor is different from BOC, so the patterns shown in FIGS. 9 to 13 are used. All of these patterns from FIG. 4 to FIG. 13 are stored in the transient Xe concentration storage device 24 shown in FIG. 3, and one of them is selected depending on the operating state of the reactor. The curves used in the case of EOC will be explained below. Figure 9...When changing the reactor output to 0%, line 78...100% output → 0% Line 79...75% output → 0% Line 80...50% output → 0% Line 81... 25% output → 0% Figure 10... When changing the reactor output to 25%, line 82... 100% output → 25% output Line 83... 75% output → 25% output Line 84... 50% Output→25% output Line 85...Output 0%→25% output Point 86...25% output saturation Xe concentration Figure 11...When changing the reactor power to 50%, Line 87...100% output→ 50% output Line 88...75% output → 50% output Line 89...25% output → 50% output Line 90...Output 0% → 50% output Point 91...50% output saturation Xe concentration Figure 12... ...When changing the reactor output to 75% Line 92...100% output → 75% output Line 93...50% output → 75% output Line 94...25% output → 75% output Line 95...Output 0 % → 75% output Point 96... 75% output saturation Xe concentration Figure 13... When changing the reactor power to 100%, line 97... 75% output → 100% output Line 98... 50% output → 100% output Line 99...25% output → 100% output Line 100...Output 0% → 100% output Point 101...100% output Saturation Xe concentration A diagram showing the relationship between the generated Xe concentration and Xe reactivity, where the horizontal axis shows the Xe concentration in ×10 15 n/cc,
The vertical axis shows the Xe reactivity in (%) Δk units. The solid line 102 is for BOC, and the dashed line 103 is for EOC. This diagram shows BOC and
This shows that in EOC, the amount of Xe produced differs, so the Xe reactivity also takes on different values. line 10
The numerical value attached to the key-shaped symbol marked 2,103 indicates the output percentage of the reactor. Next, FIGS. 15 to 23 show poison-based driving patterns stored in the poison-based driving pattern storage device 28. The horizontal axis of these figures shows time in sec, and the vertical axis shows the concentration of B10 in ppm.
and B 10 when poison liquid is supplied.
It represents the change in concentration of . Figure 15 shows the change in concentration of B10 when poison liquid is supplied for 4 seconds and then waited for 5 minutes.Curve 104 is the curve 104 between the reactor core 1 and the heavy water circulation pump 5 in Figure 3. In the dump tank 40
Curve 105 is the concentration of B 10 in heavy water at the core 1 inlet. By repeating the addition of poison liquid in this way, the
It can be seen that the concentration of B 10 increases gradually. Figure 16 shows the results when poison liquid is supplied for 10 minutes.
It shows the concentration change of B10 , where curve 106 is the concentration at the core 1 outlet and curve 107 is the concentration at the dump tank 4.
0 concentration, the curve 108 is the concentration at the branch point 41 to the poison concentration control device, and the curve 109 is the concentration at the core 1 described above.
This is the concentration at the inlet. As the poison liquid is supplied, the B10 concentration increases, and after the supply is finished, the B10 concentration increases to approximately 10%.
After a minute has passed, the B 10 concentration in the heavy water at the four locations becomes the same and has become a uniform concentration. Various driving patterns will be explained in the same manner below. Figure 17: Change in concentration of B 10 when poison removal was performed for 5 minutes at a flow rate of 10 m 3 /hr. Line 110... Exit line 111 of core 1... Dump tank 40 Line 112... Branch point 4 to poison concentration control device
1 Line 113... Inlet of core 1 Figure 18... Change in concentration of B 10 when poison removal is repeated for 5 minutes at a flow rate of 2 m 3 /hr and then waited for 10 minutes. Line 114... Exit line 115 of core 1... Dump tank 40 Line 116... Branch point 4 to poison concentration control device
1 Line 117... Inlet of core 1 Figure 19... Change in concentration of B 10 when poison removal is performed for 10 minutes at a flow rate of 2 m 3 /hr and the waiting period is repeated for 10 minutes. Line 118... Exit line 119 of core 1... Dump tank 40 Line 120... Branch point 4 to poison concentration control device
1 Line 121... Inlet of core 1 Figure 20... Change in B 10 concentration when poison removal is performed for 15 minutes at a flow rate of 2 m 3 /hr and then a 10-minute wait is repeated. Line 122... Exit line 123 of core 1... Dump tank 40 Line 124... Branch point 4 to poison concentration control device
1 Line 125...Inlet of core 1 Figure 21...Change in concentration of B10 when continuous poison removal operation is performed at a flow rate of 2 m 3 /hr. Line 126... Exit line 127 of core 1... Dump tank 40 Line 128... Branch point 4 to poison concentration control device
1 Line 129... Figure 22 at the inlet of core 1... Change in B 10 concentration when continuous poison removal operation is performed at a flow rate of 10 m 3 /hr. Line 130... Exit line 131 of core 1... Dump tank 40 Line 132... Branch point 4 to poison concentration control device
1 Line 133...Inlet of core 1 Figure 23...Change in concentration of B10 when continuous poison removal operation is performed at a flow rate of 20 m 3 /hr. Line 134... Exit line 135 of core 1... Dump tank 40 Line 136... Branch point 4 to poison concentration control device
1 Line 137...Inlet of core 1 Light water 3 is contained in the heavy water moderator 2 in the core 1 in Figure 3.
A light water pipe 34 containing 5 is installed to suppress secondary fluctuations in the reactor output due to changes in the Xe concentration in the reactor due to the introduction or removal of poison liquid as described above. I can do it. That is, while monitoring the reactor output recorder 30, the water level of the light water pipe 34 is adjusted to keep the output level constant. For this purpose, the light water pipe 34 is communicated with a light water surge tank 37, and a light water supply pump 36 and light water level control valves 38, 39 are provided in the communication path. The light water level control valves 38 and 39 are operated by the light water pipe water level control switch 14 in the central control room 22. For example, when raising the water level of light water, the light water level control valve 38 is opened by the light water pipe water level control switch 14, the light water supply pump 36 is operated, and the light water in the light water surge tank 37 is sent to the light water pipe 34. On the other hand, when lowering the water level, use the light water level control valve 3.
9 and return the light water 35 to the light water surge tank 37. At this time, the light water supply pump 36 is stopped and the control valve 38 is closed. FIG. 24 is a diagram showing an example of control by the output control device of the heavy water-moderated nuclear reactor shown in FIG. 3, and the horizontal axis represents time. The vertical axis on the left shows the reactor power and control rod density in %, and the concentration of poison B 10 .
Shown in ppm. Also, the vertical axis on the right is Xe
Concentrations are given in 10 15 n/cc and light water levels are given in mm. First, the relationship between each of the above display items and symbols will be summarized. Solid line 140...Reactor power (%) Broken line 141...Control rod density (%) Solid line 142...Concentration of poison B10 in heavy water at the inlet of reactor core 1 (ppm) Solid line 143...Poison concentration control device Concentration of B10 in heavy water at branch point 41 (ppm) Solid line 144...Xe concentration in core 1 (×10 15
n/cc) Solid line 145... Water level of light water 35 in light water pipe 34 (mm) This indicates that the reactor, which was at 100% output, is instantly lowered to the output level of 57% and is immediately maintained in an equilibrium state for operation. As an example of the desired control, when the control rods are rapidly inserted into the reactor core 1 and the control rod density % increases as shown by the broken line 141, the reactor power % rapidly decreases as shown by the solid line 140, and after about 4 hours 57 It stabilizes at %. At this time, the poison concentration control device is operated by the poison system operation prediction calculation device 23 shown in FIG .
2,143, the Xe concentration in the reactor core 1 can be controlled as shown by the solid line 144, and the desired output % can be achieved without stopping the reactor.
can be stabilized in a short period of time. Also,
The secondary output level fluctuations due to the introduction of Poison B 10 liquid are stabilized by more precise adjustment by adjusting the light water level, as shown by the solid line 145. As described above, the power control device for a heavy water moderated nuclear reactor of this embodiment can obtain the following effects by being equipped with a poison system operation prediction calculation device and a light water level adjustment device as shown in FIG. 1. It has become possible to perform reliable follow-up operation against instantaneous changes in reactor output. 2. Local excessive peaks are not caused in the fuel rods when the reactor output changes, and the integrity of the fuel is maintained, and the safety and economic efficiency of the reactor are improved. 3. Poison concentration can be adjusted immediately in response to changes in Xe concentration in the reactor, making it easier to control excessive changes in Xe reactivity. 4 As a comprehensive result of 1 to 3 above, the operation and control of the nuclear reactor becomes easier and the operating rate of the reactor can be improved. In the above embodiment, the secondary change in reactor output due to the introduction of poison liquid was controlled by adjusting the light water level, but instead of the light water pipe 34, a poison pipe containing poison liquid was used. It is also possible to install a water tank in the reactor core and adjust its water level. The power control device for a heavy water reactor of the present invention enables instantaneous and large changes in the output level without causing local excessive peak output, and has the effect of improving the safety and operation rate of the heavy water reactor. There is.

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

第1図は従来の重水減速型原子炉の出力レベル
を瞬時に大幅に低下させた場合の出力とXe濃度
の変化を示す線図、第2図は従来の重水減速型原
子炉の出力レベルを制御棒の細かい操作によつて
低下させた場合の出力とXe濃度の変化を示す線
図、第3図は本発明の一実施例である重水減速型
原子炉の出力制御装置の系統線図、第4図〜第1
3図は第3図の過渡Xe濃度記憶装置24に記憶
させた出力レベル変化時のXe濃度の変化を示す
線図、第14図は第3図の炉心1におけるXe濃
度とXe反応度との関係を示す線図、第15〜第
23図は第3図のポイズン系運転パターン記憶装
置28に記憶させたポイズン濃度調節系の運転パ
ターンを示す線図、第24図は第3図に示す重水
炉の出力制御装置による制御例を示す線図であ
る。 1……炉心、2……重水減速材、6……ポイズ
ン除去塔、7……ポイズン供給塔、9……自動ポ
イズン濃度測定装置、11,13……流量調節
弁、12……バイパス弁、14……軽水管水位調
節スイツチ、15……ポイズン濃度記録計、19
……タイプライター、20……ブラウン管表示装
置、21……原子炉制御盤、22……中央制御
室、23……ポイズン系運転予測計算装置、24
……過渡Xe濃度記憶装置、25……Xe濃度信号
変換器、26……ポイズン系運転法選択装置、2
7……ポイズン濃度信号変換器、28……ポイズ
ン系運転パターン記憶装置、29……Xe反応度
計算装置、30……原子炉出力記録計、31……
出力レベル変動設定器、32……ポイズン反応度
計算装置、33……入出力装置、34……軽水
管。
Figure 1 is a diagram showing the change in output and Xe concentration when the output level of a conventional heavy water-moderated reactor is drastically reduced instantaneously, and Figure 2 is a diagram showing the output level of a conventional heavy water-moderated reactor. A line diagram showing changes in output and Xe concentration when lowered by fine control rod manipulation, Figure 3 is a system diagram of an output control device for a heavy water-moderated nuclear reactor, which is an embodiment of the present invention, Figure 4 ~ 1st
3 is a diagram showing the change in Xe concentration when the output level changes, stored in the transient Xe concentration storage device 24 in FIG. 3, and FIG. 14 is a diagram showing the relationship between the Xe concentration and the Diagrams showing the relationship, Figures 15 to 23 are diagrams showing the operation pattern of the poison concentration adjustment system stored in the poison system operation pattern storage device 28 of Figure 3, and Figure 24 is a diagram showing the heavy water FIG. 3 is a diagram showing an example of control by a furnace output control device. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1... Core, 2... Heavy water moderator, 6... Poison removal tower, 7... Poison supply tower, 9... Automatic poison concentration measuring device, 11, 13... Flow rate control valve, 12... Bypass valve, 14...Light water pipe water level control switch, 15...Poison concentration recorder, 19
... Typewriter, 20 ... Braun tube display device, 21 ... Reactor control panel, 22 ... Main control room, 23 ... Poison system operation prediction calculation device, 24
...Transient Xe concentration storage device, 25...Xe concentration signal converter, 26...Poison system operation method selection device, 2
7...Poison concentration signal converter, 28...Poison system operation pattern storage device, 29...Xe reactivity calculation device, 30...Reactor output recorder, 31...
Output level fluctuation setting device, 32... Poison reactivity calculation device, 33... Input/output device, 34... Light water pipe.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1 原子炉の出力を調整する制御棒と、前記原子
炉の減速材である重水中のポイズン量を調整する
ポイズン濃度制御装置とを備えた重水減速型原子
炉において、出力レベル変動設定器と、前記出力
レベル変動設定器からの信号を受けて出力レベル
変化の指示を出すポイズン系運転法選択装置と、
前記ポイズン系運転法選択装置の指示出力レベル
に応じて出力レベル変化後のXe反応度の変化を
求めるXe反応度計算装置と、前記Xe反応度計算
装置で求めたXe反応度を制御するに最適なポイ
ズン系運転パターンを複数のポイズン系運転パタ
ーンを記憶せしめたポイズン系運転パターン記憶
装置の記憶運転パターンから前記ポイズン系運転
選択装置による起動によつて選択するポイズン反
応度計算装置と、選択されたポイズン系運転パタ
ーンによつて作動する前記ポイズン濃度制御装置
の制御スイツチとを備えたことを特徴とした重水
炉の出力制御装置。
1. A heavy water-moderated nuclear reactor equipped with a control rod that adjusts the output of the reactor and a poison concentration control device that adjusts the amount of poison in heavy water that is a moderator of the reactor, an output level fluctuation setting device, a poison system operating method selection device that receives a signal from the output level fluctuation setting device and issues an instruction to change the output level;
A Xe reactivity calculation device that calculates the change in Xe reactivity after the output level changes according to the commanded output level of the poison system operating method selection device, and is ideal for controlling the Xe reactivity calculated by the Xe reactivity calculation device. a poison reactivity calculation device that selects a poison-based operation pattern from a stored operation pattern of a poison-based operation pattern storage device that stores a plurality of poison-based operation patterns by activation of the poison-based operation selection device; An output control device for a heavy water reactor, comprising: a control switch for the poison concentration control device that operates according to a poison system operation pattern.
JP1245278A 1978-02-08 1978-02-08 Power controller of heavy water reactor Granted JPS54105689A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1245278A JPS54105689A (en) 1978-02-08 1978-02-08 Power controller of heavy water reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1245278A JPS54105689A (en) 1978-02-08 1978-02-08 Power controller of heavy water reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS54105689A JPS54105689A (en) 1979-08-18
JPS6142238B2 true JPS6142238B2 (en) 1986-09-19

Family

ID=11805722

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP1245278A Granted JPS54105689A (en) 1978-02-08 1978-02-08 Power controller of heavy water reactor

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS54105689A (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0553576B2 (en) * 1989-09-26 1993-08-10 Kawasaki Steel Co

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS57118194A (en) * 1981-01-16 1982-07-22 Hitachi Ltd Poison concentration monitoring device

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS52101389A (en) * 1976-02-20 1977-08-25 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Biric acid conc. controller in primary coolant in atomic power plant

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS52101389A (en) * 1976-02-20 1977-08-25 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Biric acid conc. controller in primary coolant in atomic power plant

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0553576B2 (en) * 1989-09-26 1993-08-10 Kawasaki Steel Co

Also Published As

Publication number Publication date
JPS54105689A (en) 1979-08-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS5834795B2 (en) Method for controlling reactivity effects due to power changes in pressurized water reactors
JPS6142238B2 (en)
JPS6146799B2 (en)
JP2603990B2 (en) Core stabilization system for boiling water reactor
JPH0480358B2 (en)
JP3011451B2 (en) Reactor power control system for boiling water nuclear power plant
JP2734483B2 (en) Operation control device for pressurized water reactor
JP3362603B2 (en) Reactor power control device
JP2799068B2 (en) Reactor power control method and apparatus
JPH06123797A (en) Water supply controller
JPS6032427B2 (en) System operation allocation method
JP2870039B2 (en) Water turbine speed control method
JPH0552991A (en) Reactor feed water controller
JPH0235960B2 (en)
JPS6088392A (en) Controller for water level in nuclear reactor
JPH09210304A (en) Water supply controller for boiling water type atomic power station
JPH0210297A (en) Automatic control of nuclear reactor control rod
JPS60154196A (en) Automatic output regulator for nuclear power plant
JPS61110202A (en) Controlling device for filtration tower
Park et al. Conceptual development of the plant operations regulator for nuclear power plant operating flexibility
JPH0565034B2 (en)
JPS60185197A (en) Controller for temperature rise of nuclear reactor
JPS6357757B2 (en)
JPS6486093A (en) Boiling water nuclear reactor
JPS58214703A (en) Method of controlling feed pump