JPS6165191A - 原子炉出力監視装置 - Google Patents
原子炉出力監視装置Info
- Publication number
- JPS6165191A JPS6165191A JP59186372A JP18637284A JPS6165191A JP S6165191 A JPS6165191 A JP S6165191A JP 59186372 A JP59186372 A JP 59186372A JP 18637284 A JP18637284 A JP 18637284A JP S6165191 A JPS6165191 A JP S6165191A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- output
- monitor
- reactor
- signal
- power
- Prior art date
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- Pending
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-
- 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
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〕
本発明は原子炉の出力を監視する之めに炉心内に設けら
れた中性子検出器の出力信号を演算処理し、原子炉の平
均出力を適確に監視するに好適な原子炉出力監視装置に
関する。
れた中性子検出器の出力信号を演算処理し、原子炉の平
均出力を適確に監視するに好適な原子炉出力監視装置に
関する。
原子炉には、安全性の損うおそれのある異常な過渡状態
ヤ誤動作が生じた場合、あるいはこのような事態の発生
が予想される場合には、それを防止あるいは抑制するた
めに自動的に安全保護動作を起こすなどによシ原子炉を
保護するため安全保護系が設けられている。この安全保
護系の１つとして原子炉出力を計測する代表的パラメー
タである原子炉の中性束を計測し、その中性子束が規定
値を越えた場合に原子炉を自動的に停止（スクラム）さ
せる手段がろる。
ヤ誤動作が生じた場合、あるいはこのような事態の発生
が予想される場合には、それを防止あるいは抑制するた
めに自動的に安全保護動作を起こすなどによシ原子炉を
保護するため安全保護系が設けられている。この安全保
護系の１つとして原子炉出力を計測する代表的パラメー
タである原子炉の中性束を計測し、その中性子束が規定
値を越えた場合に原子炉を自動的に停止（スクラム）さ
せる手段がろる。
沸騰水型及び重水減速型原子炉では、一般的にいって、
中性子源領域から出力領域までの約９桁にわたる原子炉
出力を下記の３種類の形式の中性子束検出器によって監
視している。
中性子源領域から出力領域までの約９桁にわたる原子炉
出力を下記の３種類の形式の中性子束検出器によって監
視している。
（１）中性子束分布モニタ（Ｓ几Ｍ）
（２）中間領域モニタ（ＩＲＭ）
（３）出力領域モニタ（ＰＲＭ）
（ａ） 局部出力領域モニタ（ＬＰＲＭ）（ｂ）
平均出力領域モニタ（ＡＰＲＭ）本発明は、このうち出
力領域モニタの改良に係るものである。この従来の出力
領域モニタの構成を第２図に示す。
平均出力領域モニタ（ＡＰＲＭ）本発明は、このうち出
力領域モニタの改良に係るものである。この従来の出力
領域モニタの構成を第２図に示す。
出力領域モニタは、炉心内に複数個設けた局部出力領域
モニタ（ＬＰＲＭ）と、これらの出力信号を平均演算す
る平均出力領域モニタ（ＡＰＲＭ）より構成している。
モニタ（ＬＰＲＭ）と、これらの出力信号を平均演算す
る平均出力領域モニタ（ＡＰＲＭ）より構成している。
Ｌ Ｐ ＲＭ Ａ １〜Ａ。は、炉心の局部出力の連続
測定を行っているもので、原子炉型や原子炉出力によっ
てでの個数は異なるが、１１０万ＫＷ級の沸騰水型の場
合には、４３Ｘ４＝１７２個、８０万ＫＷ級の場合には
３１Ｘ４＝１２４個また重水冷却凰の６０万ＫＷ級の場
合には、各領域当り、１１Ｘ４＝４４個（領域は全部で
４領域ある）の検出器が炉心内に配置されている。
測定を行っているもので、原子炉型や原子炉出力によっ
てでの個数は異なるが、１１０万ＫＷ級の沸騰水型の場
合には、４３Ｘ４＝１７２個、８０万ＫＷ級の場合には
３１Ｘ４＝１２４個また重水冷却凰の６０万ＫＷ級の場
合には、各領域当り、１１Ｘ４＝４４個（領域は全部で
４領域ある）の検出器が炉心内に配置されている。
ＡＰＲＭはこれらのいくつかのＬＰＲＭの信号を平均演
算処理し、この出力信号は、炉心の平均出力を指示して
いるので、この信号が予め定められた規定値を越えるよ
うな場合には、炉心を保護する目的で、安全保独系１０
０ヘスクラム信号を発している。実際には、スクラム信
号を発するため、ＡＰＲＭは少なくとも４つ以上設け（
第２図ではＡＰＲＭＡ、Ｂ、Ｃ，Ｄ）その多数決論理で
原子炉スクラムとなるように構成している。
算処理し、この出力信号は、炉心の平均出力を指示して
いるので、この信号が予め定められた規定値を越えるよ
うな場合には、炉心を保護する目的で、安全保独系１０
０ヘスクラム信号を発している。実際には、スクラム信
号を発するため、ＡＰＲＭは少なくとも４つ以上設け（
第２図ではＡＰＲＭＡ、Ｂ、Ｃ，Ｄ）その多数決論理で
原子炉スクラムとなるように構成している。
また、このＡＰＲＭＡよりスクラム信号を発する要因と
しては、中性子束分布が高くなり、燃料被覆管の損傷を
防止するための「高嵩」信号、炉心における表面熱流束
に相当するように演算処理され次「熱光束高」の信号及
びＡＰＲＭｒ不作動」の信号がその要因となっている。
しては、中性子束分布が高くなり、燃料被覆管の損傷を
防止するための「高嵩」信号、炉心における表面熱流束
に相当するように演算処理され次「熱光束高」の信号及
びＡＰＲＭｒ不作動」の信号がその要因となっている。
この「不作動」という信号は具体的には、下記の場合に
発するようＫなっている。
発するようＫなっている。
（１）ＡＰ几Ｍ信号処理のモード選択スイッチが「動作
」位置にない場合、 （２）装置内のインターロックがはずれ比場合、（３）
入力信号であるＬＰＲＭが規定数以上バイパスされた場
合、 すなわち、上記の（１）と（２）はＡＰＲＭの監視が行
われなく、機能が喪失しているため「不作動」とするも
ので、（３）は、ＡＰＲＭで平均演算処理する信号であ
るＬＰＲ，Ｍが、故障等の原因でバイパスされ之場合、
ある一定の数までは、それが許容できるが、バイパス数
が予め定められた許容数を越えると、ＡＰＲＭでの平均
演算処理は残りのＬＰＲＭだけで演算される之め、もは
−′Ｐ誤差が大きくなり、炉心全体の平均出力を代表し
て指示しているとは言えなくなる。このことは、ＡＰＲ
Ｍでの原子炉出力の監視がもはや正確ではなく、機能が
喪失しているということと等価のため「不作動」として
いる。
」位置にない場合、 （２）装置内のインターロックがはずれ比場合、（３）
入力信号であるＬＰＲＭが規定数以上バイパスされた場
合、 すなわち、上記の（１）と（２）はＡＰＲＭの監視が行
われなく、機能が喪失しているため「不作動」とするも
ので、（３）は、ＡＰＲＭで平均演算処理する信号であ
るＬＰＲ，Ｍが、故障等の原因でバイパスされ之場合、
ある一定の数までは、それが許容できるが、バイパス数
が予め定められた許容数を越えると、ＡＰＲＭでの平均
演算処理は残りのＬＰＲＭだけで演算される之め、もは
−′Ｐ誤差が大きくなり、炉心全体の平均出力を代表し
て指示しているとは言えなくなる。このことは、ＡＰＲ
Ｍでの原子炉出力の監視がもはや正確ではなく、機能が
喪失しているということと等価のため「不作動」として
いる。
ＬＰＲＭのバイパス許容数は、原子炉型、電気出力等に
よって異なシ、安全解析により予め定められた数となっ
ている。
よって異なシ、安全解析により予め定められた数となっ
ている。
ＬＰＲＭが故障等によりその出力が異常になつた場合、
運転員により、ＬＰ几Ｍ信号処理装置内の信号処理機能
を手動でバイパスし、このバイパスされ次という信号を
ＡＰＲＭに出力し、ＡＰＲ，Ｍで、この数をカウントす
ることにより、規定値以上になれば、スクラム信号を出
力する。
運転員により、ＬＰ几Ｍ信号処理装置内の信号処理機能
を手動でバイパスし、このバイパスされ次という信号を
ＡＰＲＭに出力し、ＡＰＲ，Ｍで、この数をカウントす
ることにより、規定値以上になれば、スクラム信号を出
力する。
原子炉の出力運転中に、何らかの原因でＬＰＲＭが故障
した場合を想定すると、その故障モードは、下記の２つ
に大きく分類できる。
した場合を想定すると、その故障モードは、下記の２つ
に大きく分類できる。
（１） フェイルセーフ側の故障モードこれは、故障
によりＬＰＲＭの出力電流が増大し、結果としてＡＰＲ
Ｍｒ高高」信高嵩発生させる側の故障、すなわち安全側
の故障モード。
によりＬＰＲＭの出力電流が増大し、結果としてＡＰＲ
Ｍｒ高高」信高嵩発生させる側の故障、すなわち安全側
の故障モード。
（２）非安全側の故障モード
これは、故障によりＬＰＲＭの出力電流が減少し、結果
としてＡＰＲＭの出力信号が小さくなってしまう。
としてＡＰＲＭの出力信号が小さくなってしまう。
このような非安全側の故障モードは、ＬＰＲＭが断線な
どした時に発生する。
どした時に発生する。
従来、このような非安全側の故障モード発生に対しては
、ＬＰＲＭ「低」の信号で警報を発し、゛それを確認し
た後、運転員が掻該ＬＰＲＭ全手動でバイパスし、残っ
たＬＰＲＭで平均出力を演算するように構成していた。
、ＬＰＲＭ「低」の信号で警報を発し、゛それを確認し
た後、運転員が掻該ＬＰＲＭ全手動でバイパスし、残っ
たＬＰＲＭで平均出力を演算するように構成していた。
また、非安全側の故障モードの代表的な例である検出器
の断線は、地震などの発生によシ、同時に断線しないよ
うにＬＰＲＭ検出器の耐震クラスをＡクラスとし耐震性
を考慮した設計としていた。
の断線は、地震などの発生によシ、同時に断線しないよ
うにＬＰＲＭ検出器の耐震クラスをＡクラスとし耐震性
を考慮した設計としていた。
耐震性をもったＬＰＲＭとする之め、原子炉内において
Ｌ Ｐ ＲＭのサポートをする必要がでてきたりしてい
る。特に重水冷却炉では防振板を特別に設け、地震時の
ＬＰＲＭの振れ止めの役割を果たし、耐震性？もたせて
いる。防振板は原子炉内に設けられている之め、中性子
経済が悪くな９、防振板が削除できれば、燃料等の寿命
が伸び、中性子経済が改善できる。
Ｌ Ｐ ＲＭのサポートをする必要がでてきたりしてい
る。特に重水冷却炉では防振板を特別に設け、地震時の
ＬＰＲＭの振れ止めの役割を果たし、耐震性？もたせて
いる。防振板は原子炉内に設けられている之め、中性子
経済が悪くな９、防振板が削除できれば、燃料等の寿命
が伸び、中性子経済が改善できる。
このためには、ＬＰ凡Ｍｔ−７エイルセーフの設計とし
、非安全側の故障モードの発生時には、Ａ Ｐ ＲＭが
不作動となるような回路設計とすればニー゛よ＜ＡＰＲ
Ｍがクエイルセー２の設計といえるのユズ、安全上の問
題はなくなる。
、非安全側の故障モードの発生時には、Ａ Ｐ ＲＭが
不作動となるような回路設計とすればニー゛よ＜ＡＰＲ
Ｍがクエイルセー２の設計といえるのユズ、安全上の問
題はなくなる。
すなわち、ＬＰＲＭの故障により非安全側になる故障モ
ードでも、何らかの方法で、ＡＰＲＭ不作動となるよう
に構成すれば、フェイルセーフの設計とすることが可能
となり、安全保護動作が確実に行われ、プラント全体の
安全性が向上する。
ードでも、何らかの方法で、ＡＰＲＭ不作動となるよう
に構成すれば、フェイルセーフの設計とすることが可能
となり、安全保護動作が確実に行われ、プラント全体の
安全性が向上する。
また、フェイルセーフの設計となっていることが明確に
言えれば、耐震性等の要求がなくなり、経済的な設計に
することも可能となる。
言えれば、耐震性等の要求がなくなり、経済的な設計に
することも可能となる。
本発明の目的は、ＬＰＲＭの故障により、その故障モー
ドが非安全側になっても、ＡＰ几Ｍ不作動となるように
ＡＰＲＭはフェイルセーフとなるように設計し、安全保
護動作を確実に行い、プラントの安全性を向上するとと
もに、ＬＰＲＭに対する耐震性の必要註全なくすこと２
目的とする原子炉出力監視装置を提供することにある。
ドが非安全側になっても、ＡＰ几Ｍ不作動となるように
ＡＰＲＭはフェイルセーフとなるように設計し、安全保
護動作を確実に行い、プラントの安全性を向上するとと
もに、ＬＰＲＭに対する耐震性の必要註全なくすこと２
目的とする原子炉出力監視装置を提供することにある。
原子力発電所の、原子炉の出力を監視する定め、原子炉
内に複数個設けられ次局部出力モニタ、いくつかの局部
出力モニタを入力信号とし、原子炉の平均出力を演算処
理する平均出力モニタにおいて、局部出力モニタの信号
処理回路に警報回路を設け、局部出力モニタの信号が予
め定められ次出力値以下になつた場合、当該局部出力モ
ニタの信号を、平均出力モニタでの演算処理よシ、自動
的にバイパスする手段、平均出力モニタでの演算処理よ
シバイパスされる局部出力モニタの数をカウントする手
段、このカウントする手段と、原子炉出力の関数として
予め決められ次局部出力モニタの許容バイパス数とを比
較する比較回路、この比較回路にて、許容バイパス数以
上の局部出力モニタがバイパスされ次時、平均出力モニ
タを不作動とする手段をもったことを特徴とする原子炉
出力監視装置。
内に複数個設けられ次局部出力モニタ、いくつかの局部
出力モニタを入力信号とし、原子炉の平均出力を演算処
理する平均出力モニタにおいて、局部出力モニタの信号
処理回路に警報回路を設け、局部出力モニタの信号が予
め定められ次出力値以下になつた場合、当該局部出力モ
ニタの信号を、平均出力モニタでの演算処理よシ、自動
的にバイパスする手段、平均出力モニタでの演算処理よ
シバイパスされる局部出力モニタの数をカウントする手
段、このカウントする手段と、原子炉出力の関数として
予め決められ次局部出力モニタの許容バイパス数とを比
較する比較回路、この比較回路にて、許容バイパス数以
上の局部出力モニタがバイパスされ次時、平均出力モニ
タを不作動とする手段をもったことを特徴とする原子炉
出力監視装置。
ＬＰＲＭの非安全側の故障モードは、ＬＰＲＭが低出力
となる状態なので、ＬＰＲＭの出力信号が規定値以下に
なった場合にはＡＰＲＭの平均演算処理回路より自動的
にバイパスし、その数をカウントする。又この許容バイ
パス数は、原子炉出力の関数として設定し、バイパス数
が許容バイパス数を越えた時にＡＰＦＬＭ「不作動」と
することにより、ＡＰＲＭにはフェイルセーフとなるよ
う設計することである。
となる状態なので、ＬＰＲＭの出力信号が規定値以下に
なった場合にはＡＰＲＭの平均演算処理回路より自動的
にバイパスし、その数をカウントする。又この許容バイ
パス数は、原子炉出力の関数として設定し、バイパス数
が許容バイパス数を越えた時にＡＰＦＬＭ「不作動」と
することにより、ＡＰＲＭにはフェイルセーフとなるよ
う設計することである。
以下、本発明の一実施例を第１図により説明する。原子
炉の平均出力を演算するのに必要なＬＰＲＭＡ＋〜Ａ。
炉の平均出力を演算するのに必要なＬＰＲＭＡ＋〜Ａ。
、ｎ＠ある。各々の出力信号はＬＰＲＭ−警報回路ＩＡ
ｔ〜ＩＡ、で、予め定められた低出力設定値と比較され
、低出力設定値以上の場合には、そのまｔＬＰ几Ｍ出力
信号１０ＡＩ〜ＩＯＡ、とじて、平均演算回路２に入力
される。
ｔ〜ＩＡ、で、予め定められた低出力設定値と比較され
、低出力設定値以上の場合には、そのまｔＬＰ几Ｍ出力
信号１０ＡＩ〜ＩＯＡ、とじて、平均演算回路２に入力
される。
低出力設定値以下の場合には、ＬＰＲＭが断線などして
故障していると判断し、自動バイパス信号１１ＡＩ〜Ｉ
ＩＡ、を出力し、ＬＰ几Ｍ出力信号１０Ａｌ〜ＩＯＡ、
を平均演算回路２に入力しないで、正しい信号のみで、
平均出力を演算する。
故障していると判断し、自動バイパス信号１１ＡＩ〜Ｉ
ＩＡ、を出力し、ＬＰ几Ｍ出力信号１０Ａｌ〜ＩＯＡ、
を平均演算回路２に入力しないで、正しい信号のみで、
平均出力を演算する。
一方、手動あるいは自動でバイパスされ次場合には、バ
イパス信号１１ＬＰ几Ｍバイノくスカウント回路３に入
力し、バイパス数をカウントする。
イパス信号１１ＬＰ几Ｍバイノくスカウント回路３に入
力し、バイパス数をカウントする。
一般に、原子炉の出力が低い場合には、ＬＰＲＭの出力
信号も、当然低くなり、実際にＬＰＲＭが故障して出力
信号が低下したのか区別することが困難になる。したが
って定格出力状態で定められた許容バイパス数では、低
出力時には自動的にバイパスされてしまうＬＰＲＭが多
くなるため、これだけでＡ Ｐ ＲＭ不作動となり、自
動的にスクラムしてしまう。
信号も、当然低くなり、実際にＬＰＲＭが故障して出力
信号が低下したのか区別することが困難になる。したが
って定格出力状態で定められた許容バイパス数では、低
出力時には自動的にバイパスされてしまうＬＰＲＭが多
くなるため、これだけでＡ Ｐ ＲＭ不作動となり、自
動的にスクラムしてしまう。
本発明では、この対策として、許容バイパス数を原子炉
の出力関数として定めることにし友。低出力では許容バ
イパス数は多くなるので、ＬＰＲＭの出力信号が低出力
設定値以下になって、目動的にバイパスされても、バイ
パス許容数が多い之め、真にＬＰＲＭが故障により、出
力信号が低下したもの数をカウントすることによシ、原
子炉の安全性を維持することができる。このバイパス許
容数は、予め安全解析にて、いくつかの出力段階で設定
すればよく、許容バイパス数比較回路４ｄの中に設けて
おく。この回路では平均演算回路２で演算された平均出
力によって決められル許容バイパス数とＬＰＲＭバイパ
スカウント回路３でのカウント数を比較することにより
実行することができる。
の出力関数として定めることにし友。低出力では許容バ
イパス数は多くなるので、ＬＰＲＭの出力信号が低出力
設定値以下になって、目動的にバイパスされても、バイ
パス許容数が多い之め、真にＬＰＲＭが故障により、出
力信号が低下したもの数をカウントすることによシ、原
子炉の安全性を維持することができる。このバイパス許
容数は、予め安全解析にて、いくつかの出力段階で設定
すればよく、許容バイパス数比較回路４ｄの中に設けて
おく。この回路では平均演算回路２で演算された平均出
力によって決められル許容バイパス数とＬＰＲＭバイパ
スカウント回路３でのカウント数を比較することにより
実行することができる。
第３図に、本許容バイパス数比較回路４ｄの実施例の１
つを示す。第３図では予め安全解析を実施して、原子炉
出力を大きく３段階に分け、各々の原子炉出力レベルに
対する許容バイパス数を図示しである。原子炉出力を演
算する平均演算回路２よりのＡＰ几Ｍ信号を横軸にと９
、縦軸にＬＰＲＭバイパスカウント回路上ｐのバイパス
数をとって、ハツチングに示さｎている範囲内におれば
良いが万一、ハンチングに示されている範囲外にあれば
直ちに警報トリップ回路Ｕヘトリップ信号を出力するよ
うに構成する。
つを示す。第３図では予め安全解析を実施して、原子炉
出力を大きく３段階に分け、各々の原子炉出力レベルに
対する許容バイパス数を図示しである。原子炉出力を演
算する平均演算回路２よりのＡＰ几Ｍ信号を横軸にと９
、縦軸にＬＰＲＭバイパスカウント回路上ｐのバイパス
数をとって、ハツチングに示さｎている範囲内におれば
良いが万一、ハンチングに示されている範囲外にあれば
直ちに警報トリップ回路Ｕヘトリップ信号を出力するよ
うに構成する。
なお、第３図は許容バイパス数を３段階に定めた例だが
、これをもつときめこまかく設定してももちろん問題は
ない。そして許容バイノくス数を越えた場合には警報ト
リップ回路５を動作させ不作動スクラム信号９を出力さ
せる。
、これをもつときめこまかく設定してももちろん問題は
ない。そして許容バイノくス数を越えた場合には警報ト
リップ回路５を動作させ不作動スクラム信号９を出力さ
せる。
なお、他のスクラム信号である中性子束高高スクラム信
号及び熱流束高スクラム信号についての演算処理につい
ては従来技術と同じであり、中性子束高／低警報につい
ても同じである。ま尺、スクラム信号の多重性のため、
同様のＡＰＲＭが１０１Ｂ〜１０１Ｄと少なくとも４つ
あることも従来と変わっていない。
号及び熱流束高スクラム信号についての演算処理につい
ては従来技術と同じであり、中性子束高／低警報につい
ても同じである。ま尺、スクラム信号の多重性のため、
同様のＡＰＲＭが１０１Ｂ〜１０１Ｄと少なくとも４つ
あることも従来と変わっていない。
以上、述べたようなＡＰ几Ｍ不作動スクラム信号９の構
成が本発明の基本的なものである。
成が本発明の基本的なものである。
本発明による効果は以下の通りである。
（１） ＬＰＲＭの断線などによる故障により、ＬＰ
ｆ（、Ｍの出力信号が低下するような場合でも、ＡＰＲ
Ｍを不作動とするように構成できるため、ＬＰＲＭの故
障が７エイ、ルセーフの故障と言え、プラントの安全性
が向上する。
ｆ（、Ｍの出力信号が低下するような場合でも、ＡＰＲ
Ｍを不作動とするように構成できるため、ＬＰＲＭの故
障が７エイ、ルセーフの故障と言え、プラントの安全性
が向上する。
（２）ＬＰＲＭを７エイルセーフの設計とすることによ
り、耐展性の要求をなくすことができ、耐震性を満足す
るためのサポート類が不要となり経斬的なものとするこ
とができる。
り、耐展性の要求をなくすことができ、耐震性を満足す
るためのサポート類が不要となり経斬的なものとするこ
とができる。
第１図は本発明の一実施例の原子炉出力監視装置の構成
図、第２図は従来の原子炉出力監視装置の構成図、第３
図は本発明による許容バイパス比較回路の説明図である
。 ２・・・平均演算回路、４・・・比較回路、４ａ・・・
中性子束嵩高回路、４ｂ・・・中性子束高／低回路、４
ｃ・・・熱流束高回路、４ｄ・・・許容バイパス数比較
回路、５・・・警報トリップ回路、６・・・中性子束高
高スクラム信号、７・・・中性子束高／低曽報信号、８
・・・熱流束高スクラム信号、９・・・不作動スクラム
信号、１２・・・バイパス信号、１００・・・安全保護
系。
図、第２図は従来の原子炉出力監視装置の構成図、第３
図は本発明による許容バイパス比較回路の説明図である
。 ２・・・平均演算回路、４・・・比較回路、４ａ・・・
中性子束嵩高回路、４ｂ・・・中性子束高／低回路、４
ｃ・・・熱流束高回路、４ｄ・・・許容バイパス数比較
回路、５・・・警報トリップ回路、６・・・中性子束高
高スクラム信号、７・・・中性子束高／低曽報信号、８
・・・熱流束高スクラム信号、９・・・不作動スクラム
信号、１２・・・バイパス信号、１００・・・安全保護
系。
Claims (1)
- １、原子力発電所の、原子炉の出力を監視するため、原
子炉内に複数個設けられた局部出力モニタ、いくつかの
局部出力モニタを入力信号とし、原子炉の平均出力を演
算処理する平均出力モニタにおいて、局部出力モニタの
信号処理回路に警報回路を設け、局部出力モニタの信号
が予め定められた出力値以下になつた場合、当該局部出
力モニタの信号を、平均出力モニタでの演算処理より、
自動的にバイパスする手段、平均出力モニタでの演算処
理よりバイパスされる局部出力モニタの数をカウントす
る手段、このカウントする手段と、原子炉出力の関数と
して予め決められた局部出力モニタの許容バイパス数と
を比較する比較回路、この比較回路にて、許容バイパス
数以上の局部出力モニタがバイパスされた時、平均出力
モニタを不作動とする手段をもつたことを特徴とする原
子炉出力監視装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59186372A JPS6165191A (ja) | 1984-09-07 | 1984-09-07 | 原子炉出力監視装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59186372A JPS6165191A (ja) | 1984-09-07 | 1984-09-07 | 原子炉出力監視装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6165191A true JPS6165191A (ja) | 1986-04-03 |
Family
ID=16187227
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59186372A Pending JPS6165191A (ja) | 1984-09-07 | 1984-09-07 | 原子炉出力監視装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6165191A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002022879A (ja) * | 2000-07-10 | 2002-01-23 | Toshiba Corp | 原子炉出力監視装置 |
| JP2004354166A (ja) * | 2003-05-28 | 2004-12-16 | Toshiba Corp | 原子炉出力監視装置 |
| JP2010085183A (ja) * | 2008-09-30 | 2010-04-15 | Toshiba Corp | 出力監視装置 |
| JP2016501362A (ja) * | 2012-11-13 | 2016-01-18 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 原子炉容器内検出器出力信号を検証する方法 |
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1984
- 1984-09-07 JP JP59186372A patent/JPS6165191A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002022879A (ja) * | 2000-07-10 | 2002-01-23 | Toshiba Corp | 原子炉出力監視装置 |
| JP4533510B2 (ja) * | 2000-07-10 | 2010-09-01 | 株式会社東芝 | 原子炉出力監視装置 |
| JP2004354166A (ja) * | 2003-05-28 | 2004-12-16 | Toshiba Corp | 原子炉出力監視装置 |
| JP4528496B2 (ja) * | 2003-05-28 | 2010-08-18 | 株式会社東芝 | 原子炉出力監視装置 |
| JP2010085183A (ja) * | 2008-09-30 | 2010-04-15 | Toshiba Corp | 出力監視装置 |
| JP2016501362A (ja) * | 2012-11-13 | 2016-01-18 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 原子炉容器内検出器出力信号を検証する方法 |
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