JPS6311896A - 原子炉停止時運転制御方法 - Google Patents
原子炉停止時運転制御方法Info
- Publication number
- JPS6311896A JPS6311896A JP61155596A JP15559686A JPS6311896A JP S6311896 A JPS6311896 A JP S6311896A JP 61155596 A JP61155596 A JP 61155596A JP 15559686 A JP15559686 A JP 15559686A JP S6311896 A JPS6311896 A JP S6311896A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- coolant
- pressurizer
- pressure
- water level
- nuclear reactor
- 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.)
- Granted
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 12
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 44
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 36
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims description 14
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 9
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 8
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000008034 disappearance Effects 0.000 description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 1
- 229910001873 dinitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 238000003608 radiolysis reaction Methods 0.000 description 1
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 description 1
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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、冷却材の圧力を制御するための加圧器を有す
る原子炉の運転方法に関する。
る原子炉の運転方法に関する。
加圧水型原子炉は、現在広く発電用として用いられてお
り、冷却材（軽水）の圧力を一定に保持するための加圧
器を有する。底部が冷却材循環配管に連通したこの加圧
器は、冷却材を加熱蒸発させるための電気ヒータを下部
て、蒸気を冷却するためのスプレーを天井部に内蔵する
。
り、冷却材（軽水）の圧力を一定に保持するための加圧
器を有する。底部が冷却材循環配管に連通したこの加圧
器は、冷却材を加熱蒸発させるための電気ヒータを下部
て、蒸気を冷却するためのスプレーを天井部に内蔵する
。
そして、冷却材の水面上に形成された蒸気（気相）空間
の圧力をそのヒータ又はスプレーを用いて制御すること
により、冷却材循環系全体の圧力を一定値に制御する。
の圧力をそのヒータ又はスプレーを用いて制御すること
により、冷却材循環系全体の圧力を一定値に制御する。
そして、運転時には冷却材である軽水の放射線分解を抑
制するため、冷却材中には多量の水素ガスが混入される
。しがしながら、この水素ガスは１点検等に際し、不活
性な窒素ガスに置換される。
制するため、冷却材中には多量の水素ガスが混入される
。しがしながら、この水素ガスは１点検等に際し、不活
性な窒素ガスに置換される。
このため、水素ガスが加圧器中に高φ度に残留すること
を防止するため、停止時には冷却材循環系に冷却材を充
填し、加圧器内の冷却材水面を上昇させ、蒸気空間を消
滅させる。冷却材水面の上昇は、水位計の読みを参照し
て行う。
を防止するため、停止時には冷却材循環系に冷却材を充
填し、加圧器内の冷却材水面を上昇させ、蒸気空間を消
滅させる。冷却材水面の上昇は、水位計の読みを参照し
て行う。
加圧器内の蒸気空間の消滅は、加圧器水位計の監視によ
って判断していたが、高度の熟練を要し必ずしも常に正
確な判断を期するのは困難であった。
って判断していたが、高度の熟練を要し必ずしも常に正
確な判断を期するのは困難であった。
そして、蒸気空間が消滅したにもかかわらず。
冷却材を充填し続けると、蒸気空間による蒸気クッンヨ
ン作用がないので急激な圧力上昇を招来するとか、蒸気
空間が消滅しないまま運転を停止すると、高濃度の水素
ガスが残留したり、一点検分解時蒸気が噴出したりする
との問題が内在していた。
ン作用がないので急激な圧力上昇を招来するとか、蒸気
空間が消滅しないまま運転を停止すると、高濃度の水素
ガスが残留したり、一点検分解時蒸気が噴出したりする
との問題が内在していた。
杢発明は、かかる問題に鑑みなされたもので。
加注器内の蒸気空間を確実に消滅しえ、かつ消滅の確認
ができる運転制御方法を提供せんとするものである。
ができる運転制御方法を提供せんとするものである。
〔問題点を解決するための手段及び作用〕本発明方法に
おいて、原子炉出力運転を終えた後は、抽出系を介して
冷却材循環系から抽出する冷却材の流量を一定に保持し
たまま、充填系から冷却材を充填する。この際、加圧器
内の蒸気空間圧力は、内蔵するヒータ及び冷却材スプレ
ーを使用して一定に保持されたままであり。
おいて、原子炉出力運転を終えた後は、抽出系を介して
冷却材循環系から抽出する冷却材の流量を一定に保持し
たまま、充填系から冷却材を充填する。この際、加圧器
内の蒸気空間圧力は、内蔵するヒータ及び冷却材スプレ
ーを使用して一定に保持されたままであり。
冷却材水面は設定速度に従い上昇する。
冷却材水面が所定値例えば全水位の９０％に達したら、
充填流量を抽出流量より少し大きい値に保つと、その分
だけ加圧器内の水位（面）が上昇し、蒸気空間が消滅す
る（満水状態になる。
充填流量を抽出流量より少し大きい値に保つと、その分
だけ加圧器内の水位（面）が上昇し、蒸気空間が消滅す
る（満水状態になる。
）。
更に、このまま運転を続けると、冷却材循環系内の圧力
上昇は、一定値となるから、圧力計によってこれを検知
し、その後は、冷却材循環系の圧力を許容範囲に保つ圧
力制御運転とする。
上昇は、一定値となるから、圧力計によってこれを検知
し、その後は、冷却材循環系の圧力を許容範囲に保つ圧
力制御運転とする。
、〔実施例〕
まず１本発明の方法によって運転制御される加圧水型原
子炉（ＰＷＲ）の−次冷却材循環系の要部を第１図に示
す。
子炉（ＰＷＲ）の−次冷却材循環系の要部を第１図に示
す。
第１図において、加圧水型原子炉の冷却材循環系１０の
一次冷却材配管２には、加圧器ｌが連通し、冷却材１２
の水面りの上方に蒸気空間１１が形成される。
一次冷却材配管２には、加圧器ｌが連通し、冷却材１２
の水面りの上方に蒸気空間１１が形成される。
ヒータ６は、冷却材１２を加熱し、他方スプレィライン
５のスプレィノズル８から出た冷却材スプレィは、蒸気
空間１１内の蒸気を凝縮する。
５のスプレィノズル８から出た冷却材スプレィは、蒸気
空間１１内の蒸気を凝縮する。
抽出ライン３からは、冷却材が抽出され、充填ライン４
からは冷却材が充填され、冷却材の圧力は、圧力検出器
７によって検出される。
からは冷却材が充填され、冷却材の圧力は、圧力検出器
７によって検出される。
第２図は１本発明方法の運転制御における加圧器水位、
充填（冷却材）流量及び抽出（冷却材）流量の変化の一
例を示したものである。
充填（冷却材）流量及び抽出（冷却材）流量の変化の一
例を示したものである。
そして、第２図を参照して、運転制御方法を説明する。
第２図において、第１段階（Ａ−Ｂ）では加圧器スプレ
ィ８及びヒータ６は、加圧器圧力を一定に保つ圧力制御
を抽出ライン３は、冷却材抽出流量を一定に保つ流量制
御をおこない、充填ライン４は、加圧器水位、抽出流量
、充てん流量の３要素制御をおこない、水位設定を一定
レートで上昇させ、加圧器水位りを上昇させる。
ィ８及びヒータ６は、加圧器圧力を一定に保つ圧力制御
を抽出ライン３は、冷却材抽出流量を一定に保つ流量制
御をおこない、充填ライン４は、加圧器水位、抽出流量
、充てん流量の３要素制御をおこない、水位設定を一定
レートで上昇させ、加圧器水位りを上昇させる。
これにより、加圧器水位をある設定値（Ｌ８）まで上昇
させる。水位Ｉ、ａまで加圧器水位が達した後、加圧器
スプレィ８及びヒータ６と抽出ラインａは、第１段階と
同様の制御をおこなうが。
させる。水位Ｉ、ａまで加圧器水位が達した後、加圧器
スプレィ８及びヒータ６と抽出ラインａは、第１段階と
同様の制御をおこなうが。
充填ライン４は、充填、抽出流量の偏差を小さくする様
、抽出流量＋ａの流量となるよう一定流量制御をおこな
う。充填流量と抽出流量に小さい偏差があるため、やが
て加圧器水位は、満水位置（加圧器気相消滅完了）とな
る。この加圧器気相消滅完了検出のロジックを第３図に
示す。加圧器水位が一定値以上（例えば９０％以上）で
あり、加圧器圧力（又は−次冷却材配管圧力、以下几Ｃ
８圧力とする。）が、基準値子一定値以上又は、同圧力
の進相補償が基準値子一定値以上（圧力上昇率が一定値
以上）の場合。
、抽出流量＋ａの流量となるよう一定流量制御をおこな
う。充填流量と抽出流量に小さい偏差があるため、やが
て加圧器水位は、満水位置（加圧器気相消滅完了）とな
る。この加圧器気相消滅完了検出のロジックを第３図に
示す。加圧器水位が一定値以上（例えば９０％以上）で
あり、加圧器圧力（又は−次冷却材配管圧力、以下几Ｃ
８圧力とする。）が、基準値子一定値以上又は、同圧力
の進相補償が基準値子一定値以上（圧力上昇率が一定値
以上）の場合。
加圧器気相消滅完了と判定する。第３段階として加圧器
気相消滅完了後は、充てんライン４は。
気相消滅完了後は、充てんライン４は。
気相消滅完了時点での流量に一定流量制御し。
抽出ライン３は、流量制御よ！１ｌＲＣ８圧力の圧力制
御に切換わる。この圧力制御の圧力設定は。
御に切換わる。この圧力制御の圧力設定は。
再び加圧器ｌＫ気相を生成させないよう気相消滅完了前
の圧力設定より増加させておく。
の圧力設定より増加させておく。
また、加圧器ヒーター６への給電は「切」とし、加圧器
スプレィ８は一次冷却材配管内と加圧器内のほう素濃度
を一様にさせるため、一定流量を流す。
スプレィ８は一次冷却材配管内と加圧器内のほう素濃度
を一様にさせるため、一定流量を流す。
第３図において、加圧器圧力進相補償による信号は、満
水時の急激な圧力の上昇により満水状態の判定をおこな
い、加圧器圧力による信号は、進相補償により判定でき
ないような緩慢な圧力上昇時の満水状態の判定をおこな
う。
水時の急激な圧力の上昇により満水状態の判定をおこな
い、加圧器圧力による信号は、進相補償により判定でき
ないような緩慢な圧力上昇時の満水状態の判定をおこな
う。
またこれらは、加圧器水位上昇時に誤検出（誤判定）し
ないよう加圧器水位がある一定値以上であることと論理
積をとっている。
ないよう加圧器水位がある一定値以上であることと論理
積をとっている。
本発明方法によれば、加圧器内水位が満水に近くなった
状態で、少流量充填運転を行い、系の圧力上昇によって
蒸気空間消滅（満水状態到達）を検知するので、系の急
倣圧力上昇及び蒸気残留を効果的に防止しえ、かつ運転
員の負担を防止することができる。
状態で、少流量充填運転を行い、系の圧力上昇によって
蒸気空間消滅（満水状態到達）を検知するので、系の急
倣圧力上昇及び蒸気残留を効果的に防止しえ、かつ運転
員の負担を防止することができる。
第１図は１本発明の運転制御方法が適用される原子カプ
ラントの冷却材循環系の要部、第２図は本発明方法の作
用説明図、第３図は本発明方法を説明する論理図である
。 １・・・加圧器、３・・・抽出ライン、４・・・充填ラ
イン、１０・・・冷却材循環系、 １１・・・蒸気空間
、 １２・・・冷ＡＩ国 Ｊ２囚 第３閃 ヤーに乍し人口
ラントの冷却材循環系の要部、第２図は本発明方法の作
用説明図、第３図は本発明方法を説明する論理図である
。 １・・・加圧器、３・・・抽出ライン、４・・・充填ラ
イン、１０・・・冷却材循環系、 １１・・・蒸気空間
、 １２・・・冷ＡＩ国 Ｊ２囚 第３閃 ヤーに乍し人口
Claims (1)
- 冷却材の圧力を制御する加圧器を含み、冷却材の抽出系
と充填系がそれぞれ連通した冷却材循環系を有する原子
炉プラントにおいて、該加圧器内の蒸気空間圧力を一定
に保持しつつ水位を上昇させ、該加圧器水位が所定値を
越えた後冷却材充填量と冷却材抽出量の差をわずかに保
持して系内冷却材量を増加し、該加圧器内の圧力上昇値
が一定値になった後、該冷却材循環系の圧力制御を行う
ことを特徴とする原子炉停止時運転制御方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61155596A JPH0631810B2 (ja) | 1986-07-02 | 1986-07-02 | 原子炉停止時運転制御方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61155596A JPH0631810B2 (ja) | 1986-07-02 | 1986-07-02 | 原子炉停止時運転制御方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6311896A true JPS6311896A (ja) | 1988-01-19 |
| JPH0631810B2 JPH0631810B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=15609483
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61155596A Expired - Fee Related JPH0631810B2 (ja) | 1986-07-02 | 1986-07-02 | 原子炉停止時運転制御方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0631810B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH04122398U (ja) * | 1991-04-18 | 1992-11-02 | 三菱重工業株式会社 | 加圧水型原子炉の運転制御装置 |
| JP2013543126A (ja) * | 2010-11-04 | 2013-11-28 | エレクトリシテ・ドゥ・フランス | 原子炉の主回路に水を充填する方法、およびその方法を実施するための接続装置 |
-
1986
- 1986-07-02 JP JP61155596A patent/JPH0631810B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH04122398U (ja) * | 1991-04-18 | 1992-11-02 | 三菱重工業株式会社 | 加圧水型原子炉の運転制御装置 |
| JP2013543126A (ja) * | 2010-11-04 | 2013-11-28 | エレクトリシテ・ドゥ・フランス | 原子炉の主回路に水を充填する方法、およびその方法を実施するための接続装置 |
| US9478321B2 (en) | 2010-11-04 | 2016-10-25 | Electricite De France | Method for filling water into a main circuit of a nuclear reactor, and connection device for implementing said method |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0631810B2 (ja) | 1994-04-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR910004191B1 (ko) | 핵연료로 장전된 전력생산장치에서 부주의로 인한 임계 상태를 방지하기 위한 방법과 장치 | |
| KR20020034011A (ko) | 원자력 발전소의 디지털 온라인 능동 시험 발전소 보호시스템 및 그 방법 | |
| US4399095A (en) | Protection and control system for a nuclear reactor | |
| KR940003801B1 (ko) | 낙하된 제어봉을 가진 원자로를 제어하는 장치 및 방법 | |
| JPS61167896A (ja) | 原子力発電プラント | |
| JP5675208B2 (ja) | 原子力施設の制御システム | |
| JPS6311896A (ja) | 原子炉停止時運転制御方法 | |
| MX2014010580A (es) | Procedimientos de proteccion de reactores nucleares contra la inestabilidad termica hidraulica/neutronica del nucleo. | |
| JPS6146799B2 (ja) | ||
| US3930937A (en) | Steam relief valve control system for a nuclear reactor | |
| KR930011109B1 (ko) | 급수 손실이 있을 경우에 초과압력을 막기 위해서 pwr을 제어하는 방법 | |
| JPH04109197A (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
| US5145638A (en) | Rpv housed atws poison tank | |
| JPS6319838B2 (ja) | ||
| JPS63217299A (ja) | 原子力発電所の原子炉における抗反応要素の落下検出方法及びこの落下に対する防御手段を備えた原子力発電所 | |
| KR860000760B1 (ko) | 가압수형 원자로의 급수 제어 시스템 및 방법 | |
| JP2507516B2 (ja) | 原子炉制御装置 | |
| JPS6027393B2 (ja) | 原子炉の出力制御装置 | |
| JP2534546Y2 (ja) | 加圧水型原子炉の運転制御装置 | |
| KR20220095537A (ko) | 저압경계부 냉각재상실사고 대처 시스템 | |
| JPS61266995A (ja) | 加圧水型原子力プラント | |
| JPH0518397B2 (ja) | ||
| JPS60231200A (ja) | 異常時原子炉出力制御装置 | |
| JPH05126989A (ja) | 主蒸気隔離弁制御装置 | |
| JPS63195592A (ja) | 自然循環炉の出力制御装置 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |