JPS6238680B2 - - Google Patents

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JPS6238680B2
JPS6238680B2 JP53112229A JP11222978A JPS6238680B2 JP S6238680 B2 JPS6238680 B2 JP S6238680B2 JP 53112229 A JP53112229 A JP 53112229A JP 11222978 A JP11222978 A JP 11222978A JP S6238680 B2 JPS6238680 B2 JP S6238680B2
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JP
Japan
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reactor
core
power
flow rate
recirculation pump
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JP53112229A
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English (en)
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JPS5539027A (en
Inventor
Mikio Sakurai
Sadayuki Izutsu
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Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Publication date
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Publication of JPS5539027A publication Critical patent/JPS5539027A/ja
Publication of JPS6238680B2 publication Critical patent/JPS6238680B2/ja
Granted legal-status Critical Current

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    • 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
    • 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
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    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は原子炉の制御装置に係り、特に沸騰水
型原子炉に適用するのに好適な原子炉の制御装置
に関するものである。
〔発明の背景〕
第1図は沸騰水型原子炉の冷却材再循環系の系
統図である。原子炉1内に収容された炉心2を下
方より上方に向つて通過する冷却材の流れ(以下
炉心流量と記す)は、流体継手駆動モータ3、流
体継手4及び可変周波数発電機5からなる炉心流
量制御装置が再循環ポンプ7に連結されるポンプ
モータ6を駆動することによつて強制循環させら
れている。炉心流量は、流体継手4のカツプリン
グ強さを加減して調節される。このような再循環
ポンプ7を有する冷却材再循環系は1基の原子炉
について2〜3系統備えられている。再循環ポン
プ7が何等かの異常又は故障により自動的に緊急
停止した場合(以後再循環ポンプトリツプと称
す)は、強制循環力が失なわれて炉心流量は漸次
減少し自然循環の状態となる。原子炉出力が高い
運転状態にあるときこのようになると、炉心2内
の核燃料の冷却が不十分となると共に、炉心2の
核熱水力学的安定性が低下し危険な状態となる。
自然循環状態では、再循環ポンプ7が停止してい
るために炉心流量を流す駆動力が小さい。従つて
炉心内で発生するボイド量の大小が炉心内の二相
流(水−蒸気流)の挙動に影響を与え易くなる。
特に、自然循環状態で原子炉出力が高くなると、
ボイド量が増加し、ボイドの二相流の挙動に与え
る影響が大きくなり、炉心2の核熱水力学的安定
性が低下する。
このような異常状態を回避するためには、流体
継手駆動モータ3の電源8が電力を発生しなくな
つたトリツプ時は予め選定してある選択制御棒を
急速に炉心に挿入して炉心流量に見合つた出力に
出力を低下させ、炉心の核熱水学的安定性を確保
する方法が用いられ原子炉の停止を回避してい
る。
しかしながら、上記の方法において、制御棒の
選択を忘れて冷却材再循環ポンプのトリツプ時に
急速に挿入できる制御棒が不足している場合、時
には上述の核熱水力学的安定性を保つことができ
ず結果的に原子炉を停止させなければならない。
〔発明の目的〕
本発明の目的は、原子炉の炉心に冷却材を供給
するポンプがトリツプした時であつても原子炉の
運転継続を確実に保証できる原子炉の制御装置を
提供するにある。
〔発明の概要〕
本発明の特徴は、原子炉の炉心に冷却材を供給
する複数のポンプの運転が停止されて炉心を流れ
る冷却材の流量が自然循環流量付近まで低下する
場合に原子炉の核熱水力安定性を保持できるよう
に炉心に挿入または注入される中性子吸収材の量
を設定する中性子吸収材設定手段と、中性子吸収
材設定手段からの信号を入力して中性子吸収材設
定手段において所定量の中性子吸収材の量が設定
されていることを確認する中性子吸収材量設定確
認手段と、中性子吸収材量設定確認手段にて前記
所定量の前記中性子吸収材の量が設定されている
ことが確認された時に、ポンプの起動を許可する
手段とを有することにある。
〔発明の実施例〕
第2図は沸騰水型原子炉の炉心流量と原子炉の
熱出力との関係を示す線図で、横軸は炉心流量を
%で、縦軸は出力を%で示している。ほとんど直
線状に示されている線aは定格流量制御曲線であ
る。線aは、炉心流量100%、原子炉出力100%の
P1点で原子炉が定格の出力状態で運転されてい
る。原子炉の定格運転状態から炉心流量が減少す
ると、原子炉出力は、線aに沿つて漸次減少し、
再循環ポンプ7が停止したときは最終的に自然循
環曲線cの交点Rまで低下する。再循環ポンプ7
がすべてトリツプした場合には、原子炉出力は線
aに沿つた急激に減少し、R点に達する。もし、
自然循環状態で原子炉出力が大きい場合(点Rの
原子炉出力)には、冷却水の沸騰が過剰となつ
て、原子炉が核熱水力学的に不安定になる不限の
境界B0に近くなり、核熱水力学的安定性の余裕
が極めて小さくなる。特に、100%原子炉出力運
転時において炉心流量による燃料消費に伴う原子
炉出力低下の補償を行う制御が可能な原子炉で
は、80%の炉心流量で100%の原子炉出力を得る
(P2点)ように制御することも可能であり、この
ような場合には自然循環状態で不安定状態とな
る。すなわち、P2点にてすべての再循環ポンプ7
がトリツプすると、80%流量制御、曲線a1に沿つ
て原子炉出力が急激に低下し、自然循環曲線cと
の交点R1まで低下する。R1点は境界B0より上方
にあつて不安定領域である。
第3図は、沸騰水型原子炉に適用した本発明の
一実施例である原子炉の制御装置である。
本実施例の原子炉の制御装置は、制御棒(図示
せず)、再循環ポンプ7、選択制御棒選択スイツ
チ機構11、コンパレータ15及び起動信号発生
器17等を有している。選択制御棒選択スイツチ
機構11は、所定本数の選択制御棒を設定するも
のである。この設定は、再循環ポンプ7の起動前
に運転員にて行なわれる。選択制御棒選択スイツ
チ機構11は、2個の電力検出器10の出力端に
接続され、さらにコンパレータ15及び制御棒駆
動装置9の制御装置の各入力端に接続される。コ
ンパレータ15は、高レベルゲート14の出力端
及びAND回路の入力端に接続されている。高レ
ベルゲート14の入力端には、好適値設定器12
及び最小値設定器13の出力端がそれぞれ接続さ
れる。AND回路の他方の入力端は、再循環ポン
プ起動スイツチ16に接続される。AND回路の
出力端は、起動信号発生器17の入力端に接続さ
れる。起動信号発生器17は、電源8のスイツチ
(図示せず)等に接続される。
本実施例の原子炉の制御装置は、以下のように
動作する。すなわち、運転員は、選択制御棒選択
スイツチ機構11を操作して必要本数の選択制御
棒を設定する。同時にこの設定された選択制御棒
の本数を好適値設定器12に設定する。その後、
運転員は、再循環ポンプ7を起動するために、再
循環ポンプ起動スイツチ16を閉にする。再循環
ポンプ起動スイツチ16を閉にしただけでは、再
循環ポンプ7は、起動しない。以下に示すように
起動信号発生器17から再循環ポンプ起動許可信
号が出力されて始めて、再循環ポンプ7が起動さ
れる。好適値設定器12に設定された設定値が、
高レベルゲート14を介してコンパレータ15に
入力される。もし運転員が好適値設定器12への
設定を忘れた場合は、常に必要最低限の選択制御
棒の本数が設定されている最小値設定器13の設
定値が高レベルゲート14を経てコンパレータ1
5に入力される。この時の好適値設定器12のレ
ベルは零である。選択制御棒スイツチ機構11上
の選択制御棒の設定本数と好適値設定器12(あ
るいは最小値設定器13)との設定値がコンパレ
ータ15で比較され、前者の値が後者の値以上で
ある(選択制御棒の設定が誤りなく行なわれてい
る)ことが確認された時、コンパレータ15から
設定確認信号が出力される。AND回路は、この
設定確認信号と再循環ポンプ起動スイツチ16を
閉にすることにより生じる起動信号の両者の信号
を入力した時だけ、起動信号発生器17に再循環
ポンプ起動許可信号を出力するように指令を示
す。起動信号発生器17は、この指令信号を受け
て電源8から流体継手駆動モータ3に電力が供給
される。流体継手駆動モータ3の駆動力は、流体
継手4及び可変周波数発電機5に伝えられる。可
変周波数発電機5の出力電力にてポンプモータ6
が駆動され、再循環ポンプ7が回転される。再循
環ポンプ7の回転数は20%に保持され、炉心流量
も20%に保持される。このような回路構成によつ
て、選択制御棒が所要本数以上設定されて全再循
環ポンプ7トリツプ時に所定の選択制御棒の機能
を持たせるときだけ再循環ポンプ7の起動が許可
される。
P1点の運転状態は、再循環ポンプ7の起動後に
制御棒を炉心から引抜くことにより原子炉出力を
20%炉心流量曲線bに沿つて特公昭57−11038号
公報(特願昭50−66863号)に示されたように
PCMIを開始する原子炉出力まで上昇させて制御
棒の引抜きを停止し、さらに上記公告公報に示さ
れたキセノンの蓄積による制御棒引抜き操作によ
り、そして最終的には炉心流量増加による線aに
沿つた原子炉出力の上昇によつて得られる。P1
で炉心内に挿入されている制御棒の量は、20%炉
心流量曲線b上のS1点の原子炉出力が得られる量
である。
電源8から流体継手駆動モータ3に供給される
電力は、電力検出器10にて検出される。原子炉
がP1点で運転されている状態で全部の再循環ポン
プ7が電源8の故障にてトリツプした場合には、
それらのトリツプが各電力検出器10によつて検
出される。すべての電力検出器10が対応するす
べての再循環ポンプ7のトリツプを示す信号を出
力した場合は、選択制御棒選択スイツチ機構11
に伝えられる。このようにすべての再循環ポンプ
7がトリツプした時、選択制御棒選択スイツチ機
構11は、予め選択されている所定本数の選択制
御棒を駆動する各制御棒駆動装置9の制御制御に
操入信号を出力する。操入信号を入力した各制御
装置にて当該する各々の制御棒駆動装置9が駆動
され、所定本数の選択制御棒が急速に炉心内に挿
入される。選択制御棒の炉心内への挿入により炉
心内に挿入されている制御棒量は、S1点の原子炉
出力が得られる制御棒挿入量と選択制御棒の挿入
量を合計した数である。この時、原子炉出力は、
一点鎖線dに沿つて急激に減少し自然循環曲線c
との交点R2まで低下する。R2点の原子炉出力
は、核熱水力学的不安定を生じる不安定領域の下
限の境界B0に至るまでの余裕度が増大する。こ
れにより自然循環状態で運転が継続される原子炉
の安定性がさらに向上する。原子炉出力を50%
(R2点)まで低下させるのに必要な選択制御棒の
本数は、20本程度である。
なお、P1点で全再循環ポンプ7がトリツプして
しかも前述のすべての選択制御棒が炉心内に挿入
されない場合は、原子炉出力は曲線aに沿つてR
点まで低下するだけであり、不安定領域に対する
余裕度が著しく小さくなる。
本実施例の効果は、以下の場合により顕著にあ
らわれる。すなわち、前述したP2点への原子炉出
力の上昇が可能な沸騰水型原子炉に適用した場合
である。この場合における原子炉出力の上昇も、
P1点に原子出力を上昇させる場合と同様に行われ
る。所定本数の選択制御棒を選択制御棒選択スイ
ツチ機構11にて設定した後、再循環ポンプ起動
スイツチ16を閉にする。前述の場合と同様に
AND回路が指令信号を出力して起動信号発生器
17から再循環ポンプ起動許可信号が出力された
時、再循環ポンプ7が起動され、炉心流量が20%
に調節される。その後、P1点に原子炉出力を上昇
させる場合と同様な制御棒及び炉心流量の制御が
行われ、最後に炉心流量増加による線a1に沿つた
原子炉出力の上昇が実施され、P2点まで原子炉出
力が上昇する。原子炉出力がP2点である場合にお
ける炉心内への制御棒挿入量は、20%炉心流量曲
線b上のS2点の原子炉出力が得られる量であり、
前述のP1点に原子炉出力を上昇させる場合に比べ
て減少する。
原子炉出力がP2点に達した時に全部の再循環ポ
ンプがトリツプした場合は、選択制御棒選択スイ
ツチ機構11から指令によつて設定されている所
定本数の選択制御棒が炉心内に挿入される。これ
により原子炉出力は、一点鎖線d1に沿つてR2
まで急激に低下する。全再循環ポンプトリツプ時
にすべての選択制御棒が挿入されない場合には、
原子炉出力は80%流量制御曲線a1に沿つてR1点ま
で減少し、原子炉は核熱水力学的に不安定な状態
になるのでスクラムされる。本実施例では、前述
のように自然循環状態では原子炉が不安定となら
ないので、原子炉のスクラムが回避され、自然循
環状態で原子炉の運転が継続できる。
選択制御棒の必要な本数は、原子炉出力の上昇
の最終過程でどの流量曲線(例えば曲線aまたは
a1)を通過するかによつて決まる。曲線aよりも
曲線a1に沿つて原子炉出力を上昇させるほうが、
必要とする選択制御棒の本数が多くなる。曲線a1
に沿つてP2点まで原子炉出力を上昇させた場合
は、燃料消費に伴う原子炉出力の低下を補償し原
子炉出力を100%に保持する炉心流量の増加によ
りP1点の状態であつても、全再循環ポンプ7のト
リツプ時で全選択制御棒が挿入された時には原子
炉出力はP1点からR2点まで低下する。
P1及びP2点まで出力を上昇させる実施例におい
ては、選択制御棒選択スイツチ機構11に所定の
本数の選択制御棒が設定されないまたは設定され
た選択制御棒の本数の不足している場合には再循
環ポンプ起動スイツチ16が閉されても再循環ポ
ンプ7の起動が阻止される。従つて、各実施例
は、運転員が所定本数の選択制御棒の選択制御棒
スイツチ11への設定を忘れた場合にはAND回
路が指令信号を出力せず再循環ポンプ7の起動が
阻止される。再循環ポンプ起動スイツチ16を閉
にしたにもかかわらず、再循環ポンプ7が起動し
ない場合、運転員は、選択制御棒スイツチ機構1
1に設定された選択制御棒の本数が不足している
ことを容易に知ることができ、不足している本数
を新たに設定する。従つて、必要な本数の選択制
御棒の設定を確実に行うことができ、全再循環ポ
ンプ7のトリツプ時に必要な本数の選択制御棒を
確実に挿入することができる。再循環ポンプ7の
起動は、原子炉起動時に行われ、原子炉出力上昇
のための制御棒引抜き操作実施前に行われる。従
つて、再循環ポンプ7が起動されない以上、運転
員は制御棒引抜きによる原子炉出力の上昇操作を
行わない。
設定された選択制御棒の本数が必要な本数に不
足している場合には、自然循環状態で不安定領域
の下限の境界B0から所定の余裕度を得ることが
できない。また場合によつては、原子炉出力を上
記の下限の境界B0より下方に下げることができ
なくなる。これを、第2図に基づいて具体的に説
明する。
P2の状態で選択制御棒が1本だけ設定されてい
る場合は、全再循環ポンプ7がトリツプすると1
本の選択制御棒のみが炉心に挿入される。しか
し、自然循環曲線cまで炉心流量が低下した時、
原子炉出力はR1点より若干低下するだけであつ
て原子炉は不安定状態にある。全再循環ポンプ7
がトリツプした時にP2点の状態にあつた原子炉出
力を自然循環状態で不安定領域の下限の境界B0
と自然循環曲線cとの交点であるR4点よりも低
くするためには、全再循環ポンプトリツプ時に炉
心に挿入される選択制御棒の本数を原子炉出力が
R4点より低下することにあらかじめ設定しなけ
ればならない。所定の余裕度を有するR2点に原
子炉出力を低下させる場合は、それに応じて選択
制御棒の本数を設定する必要がある。
次に、補修等によつて再循環ポンプ7の再起動
が可能になつた時における原子炉出力を100%の
定格状態(例えばP1点)に上昇させる操作につい
て説明する。R2点の自然循環状態で原子炉の運
転を継続している間に、補修によつて全部の再循
環ポンプ7がトリツプした原因を取除く。トリツ
プ原因が取除かれた後、再循環ポンプ7が再起動
されて炉心流量が20%まで増加され、その炉心流
量に保持される。再循環ポンプ7の再起動時にお
いて、選択制御棒選択スイツチ機構11に設定さ
れている選択制御棒の本数は再循環ポンプが全数
トリツプする前に設定されたものである。前述し
た特公昭57−11038号公報のキセノン蓄積操作を
繰返して全部の選択制御棒を炉心から引抜き、最
終的には炉心流量の増加により線aに沿つて原子
炉出力をP1点まで上昇させる。
本実施例は、全再循環ポンプトリツプ後におい
ても原子炉の運転を確実に継続できるので、トリ
ツプ要因を取除いた後において原子炉出力を定格
出力(100%)まで上昇させるのに要する時間を
著しく短縮できる。従来例においては、選択制御
棒の本数が不足した全再循環ポンプのトリツプ時
に原子炉がスクラムした場合、原子炉を起動させ
る必要があり原子炉出力を定格出力まで上昇させ
るのに要する時間は本実施例に比べて著しく長く
なる。
前述の実施例は、選択制御棒の作動条件として
流体継手駆動モータの電源喪失を考えたが、次の
様な場合を作動条件としても良い。
1 再循環ポンプ7を駆動させるポンプモータ6
の電源喪失。
2 可変周波数発電機5の界磁喪失。
3 可変周波数発電機5の回転速度が或所定値に
変化したとき。
4 ジエツトポンプ流量が一定値以下になつたと
き。
〔発明の効果〕
本発明によれば、原子炉の出力運転中に炉心に
冷却材を供給するポンプが全部トリツプしたとき
でも、確実に所定の選択制御棒を炉心に挿入する
ことができて、原子炉のスクラムを防止すること
ができ、原子炉の運転を確実に継続できる。これ
により、全ポンプトリツプ後に原子炉出力を所定
の高出力まで上昇させるのに要する時間が確実に
短縮できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は沸騰水型原子炉の冷却材再循環系の系
統図、第2図は原子炉の炉心流量と原子炉出力と
の関係を示す特性図、第3図は本発明の一実施例
である原子炉の制御装置の構成図である。 1……原子炉、2……炉心、7……再循環ポン
プ、8……電源、9……制御棒駆動装置、10…
…電力検出器、11……選択制御棒選択スイツチ
機構、12……好適値設定器、13……最小値設
定器、14……高レベルゲート、15……コンパ
レータ、16……再循環ポンプ起動スイツチ、1
7……起動信号発生器、20……冷却材再循環
系。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 原子炉の炉心に冷却材を供給する複数のポン
    プと、前記原子炉の出力を制御する中性子吸収材
    と、複数の前記ポンプの運転が停止されて前記炉
    心を流れる前記冷却材の流量が自然循環流量付近
    まで低下する場合に原子炉の核熱水力安定性を保
    持できるように前記炉心に挿入または注入される
    前記中性子吸収材の量を設定する中性子吸収材設
    定手段と、前記中性子吸収材設定手段からの信号
    を入力して前記中性子吸収材設定手段において所
    定量の前記中性子吸収材の量が設定されているこ
    とを確認する中性子吸収材量設定確認手段と、前
    記中性子吸収材量設定確認手段にて前記所定量の
    前記中性子吸収材の量が設定されていることが確
    認された時に、前記ポンプの起動を許可する手段
    とを有することを特徴とする原子炉の制御装置。
JP11222978A 1978-09-14 1978-09-14 Control method of nuclear reactor Granted JPS5539027A (en)

Priority Applications (1)

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JP11222978A JPS5539027A (en) 1978-09-14 1978-09-14 Control method of nuclear reactor

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JPS5539027A JPS5539027A (en) 1980-03-18
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