JPS6367876B2 - - Google Patents

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JPS6367876B2
JPS6367876B2 JP56087509A JP8750981A JPS6367876B2 JP S6367876 B2 JPS6367876 B2 JP S6367876B2 JP 56087509 A JP56087509 A JP 56087509A JP 8750981 A JP8750981 A JP 8750981A JP S6367876 B2 JPS6367876 B2 JP S6367876B2
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JP
Japan
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flow rate
signal
signal processing
circuit
rate signal
Prior art date
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JP56087509A
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English (en)
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JPS57203995A (en
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Shoichi Matsumya
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Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Publication date
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Publication of JPS6367876B2 publication Critical patent/JPS6367876B2/ja
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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
    • 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

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は沸騰水形原子炉の熱出力監視装置に係
わり、特に原子炉緊急停止(スクラム)用の設定
値を決定するために使用する再循環水流量信号を
処理する回路を改善した熱出力監視装置に関す
る。
沸騰水形原子炉では、熱出力の制御を、制御棒
の他に再循環水流量によつて行つており、熱出力
がある限界をこえると緊急停止を行うように構成
されている。
このために、原子炉の熱出力監視装置が用いら
れるが、この装置は、検出された再循環水流量に
応じた熱出力スクラム設定値を決定し、炉心の中
性子検出器からの信号から得た熱出力がこの設定
値をこえた時に緊急停止信号を出力する。
ところで、この熱出力監視装置は、原子炉の安
全性を確保するために高い信頼性を要求され、こ
のためその内部は多チヤンネル構成をとつてこの
要求に対処している。しかし、この装置自体のメ
ンテナンス時等に、特に再循環水流量信号を処理
する回路を検査しようとすると、後に詳述するよ
うに、その検査のために不要な緊急停止信号を出
してしまう危険があり、原子炉の安全運転上から
みて好ましくない問題点があつた。
本発明は、上記した従来技術の問題点にかんが
みてなされたもので、その目的は流量信号処理回
路の点検を安全かつ容易に行えるようにした熱出
力監視装置を提供するにある。
本発明は、流量信号処理回路の点検時には、外
部からのスイツチ操作によつてこの回路出力に代
つて強制的に模擬信号を出力する回路を設け、か
つこの回路の電源を流量信号処理回路のそれとは
別の系統から供給するようにしたことを特徴とす
るものである。
以下、本発明を図面を用いて詳細に説明する。
第1図は原子炉の緊急停止のための概略を示す系
統図で、原子炉1の炉心11の内部には中性子検
出器4が設けられており、検出器4からの信号は
熱出力監視装置5内の熱出力信号処理回路7に入
力されて、熱出力信号に変換される。一方、原子
炉の出力制御は制御棒の他に、再循環ポンプ2に
より行われており、このため再循環水流量に応じ
てスクラム設定値を変化させている。すなわち、
再循環水流量は測定器3で測定され、その測定信
号は信号処理回路6において流量信号に変換さ
れ、設定信号決定回路9に送られる。決定回路9
では信号処理回路7からの流量信号をもとに、原
子炉の熱出力監視のためのスクラム設定信号を発
生する。
判定回路8は、このスクラム設定信号と熱出力
信号処理回路7からの熱出力を比較し、後者の方
が大きい時、緊急停止信号を原子炉緊急停止装置
10に出力し、この装置10から制御棒駆動装置
20に信号が送られて、制御棒30が炉心に完全
に挿入され、原子炉が緊急停止される。
ところで、第1図に示す熱出力監視装置5は、
前述したように原子炉の安全性の観点から、高い
信頼性が必要であり、そのため内部回路を冗長性
のある構成としている。
第2図はそのような従来装置の構成例を示すも
ので、4チヤンネルの構成の再循環水流量信号処
理回路6A〜6Dと、熱出力信号処理回路7A〜
7D、判定回路8A〜8Dおよび設定信号決定回
路9A〜9Dから各々が構成された平均出力モニ
タ回路51A〜51Dとにより冗長化システムを
構成している。またこれに対応して流量測定器3
A〜3Dも4チヤンネル構成としている。
スクラム設定値を決定するために用いる流量信
号は、流量信号処理回路6Aと6Cの出力が、と
もに平均出力モニタ回路51A,51Cに送ら
れ、同様に流量信号処理回路6Bと6Dの出力
が、モニタ回路51B,51Dに送られる。設定
信号決定回路9A〜9Dは、後述するような機能
によりスクラム設定信号を決定し、その信号は、
判定回路8A〜8D中の比較回路81A〜81D
において、熱出力信号処理回路7A〜7Dからの
熱出力信号と相互比較され、熱出力信号が設定値
を上回つた時にはスクラム信号bが原子炉緊急停
止装置10に送られる。これらのスクラム信号b
はオア回路16A,16Bに入力され、それぞれ
のオア出力により電磁弁15A,15Bが開され
る。従つて、平均出力モニタ回路51Aか51C
からスクラム信号bが出力され、かつ平均出力モ
ニタ回路51Bか51Dからスクラム信号bが出
力された時に電磁弁15Aと15Bがともに開状
態となり、水圧が制御棒駆動系20に加えられて
制御棒が完全に炉心に挿入され、原子炉が緊急停
止される。
このような従来の装置において、平均出力モニ
タ回路51A〜51Dのメインテナンス等の場合
には、検査中のモニタ回路からスクラム信号が緊
急停止装置10に送られないよう、バイパススイ
ツチ12A,12Bが設けられており、バイパス
信号aがある時にはスクラム信号bを出力しない
ようにしている。ただし、モニタ回路51Aと5
1Cは同時にバイパスしないようなインターロツ
クが施されており、またモニタ回路51Bと51
Dについても同様である。これは、例えばモニタ
回路51Aと51Cが同時にパイパスされると、
電磁弁15Aはその間は開することなく、緊急停
止の必要がある時に作動しなくなるからである。
次に、設定信号決定回路9Aおよび9Cの構成
は第3図に示すようになつており、流量信号の異
常時にスクラム機能を喪失することがないよう、
2つの流量信号の低い値のものを選択するための
低値選択回路(LVG)91A,91Cを用いて、
フエイルセーフな回路構成としている。低値選択
された後の流量信号dは、第4図に示すような入
出力特性を持つ信号発生回路92A,92Cに入
力され、その出力がスクラム設定信号eとなる。
以上のような構成は平均出力モニタ回路51B,
51Dについても同様である。
以上のように、従来の熱出力監視装置では、平
均出力モニタ回路51A,51Dに前述したよう
にバイパス機能が設けられており、定期的な機能
試験を行なう場合やメインテナンスのために内部
電源を切つた場合に、誤まつたスクラム信号を出
力することのないようにしている。
しかし、流量信号処理回路6A〜6Dに関して
は、機能試験の場合や内部電源を切つた場合に
は、上述のように簡単にはいかない。というの
は、機能試験やメインテナンスが必要なのは、ほ
とんどアナログ回路であり、流量信号処理回路6
A〜6Dもその1つである。そしてその機能試験
を行なう時には、入力信号をフルスケールの0%
から100%まで変化させて、それに対する出力の
値をチエツクする。ところが第3図で説明したよ
うに、流量信号は低値選択回路へ入力されている
から、例えばもし流量信号処理回路6Aにおいて
このような試験を行えば、平均出力モニタ回路5
1A,51Cでは、流量信号処理回路6Cからの
流量信号よりも試験信号が低くなることがあり、
その試験信号をもとに通常よりもはるかに小さい
設定信号が発生されることもあり得る。その場合
には、モニタ回路51A,51Cはともにスクラ
ム信号を出力することになる。ところでバイパス
スイツチ12Aでは、前述したようにモニタ回路
51A,51Cは同時にバイパスすることができ
ないので、このスクラム信号は原子炉緊急停止装
置に送られ、原子炉はハーフスクラムの状態、す
なわち電磁弁15Aが開の状態になる。以上のよ
うな内容は、他の流量信号処理回路6B〜6Dに
ついても同様である。
このような状態を避けるため、流量信号処理回
路6A〜6Dは、試験時に内部スイツチの操作で
流量信号のフルスケール値を強制的に設定できる
ようにしている。そしてこのような試験で異常が
発見された場合には、内部電源を切つて異常個所
の発見とその交換を行わなければならない。とこ
ろが内部電源を切ると、強制的に流量信号をフル
スケール値に設定するという機能も無効となり、
前述したようなハーフスクラムの状態になる。従
つて流量信号処理回路に異常が発見され、その修
理を要する場合には、一時的にハーフスクラムさ
せることを許容した上で、その流量信号処理回路
を落すか、あるいは外部から別の手段により強制
的に模擬の流量信号を加えるかという、変則的な
方法しかない。しかしこれは原子炉の安全な運転
のためには好ましくない問題点であつた。
本発明はこの問題点を解決するもので、第5図
にその実施例を示す。ただしこの図は、本発明に
係る部分のみを示したもので、他の部分は第2
図,第3図で示したように構成すればよい。また
流量信号処理回路6B,6Dについても同様な構
成であるが、第5図ではこれは省略している。
第5図に示すように本発明では、バイパススイ
ツチ13A,13Cとバイパスリレー61A,6
1Cを設け、何らかの異常により流量信号が所定
の値を超えた場合の制御棒引抜阻止信号をバイパ
スできるようにしており、かつこのリレー61
A,61Cへの電源EBは、各流量信号処理回路
内の他の電源とは別に供給されるようにしてお
く。また、第5図では、低値選択回路91A,9
1Cの具体的な構成例も示しており、以下ではま
ず、この低値選択回路の動作を回路91Aについ
て(回路91Cも同じ)説明する。
いま、流量信号処理回路6A,6Cからの流量
信号をfA,fCとすると、これらは低値選択回路内
のオペアンプOA1,OA2の(+)側の入力端
子に印加される。ここでfA>fC≧0とする。オペ
アンプOA2では、(−)側入力端子のレベルが
(+)側入力端子のレベルfCに等しくなるよう動
作するので、ダイオードD2のアノード側のレベ
ルはfCに等しくなる。これによりオペアンプOA
1の(−)側入力端子にもレベルfCが加えられ
る。一方、オペアンプOA1の(+)側入力端子
には信号fAが加えられており、fA>fCであるため、
オペアンプOA1の出力は(−)側入力端子のレ
ベルをfAのレベルにまで高めようとする。ところ
がダイオードD1のアノード側のレベルは信号fC
であり、オペアンプOA1の出力がfCよりも大き
くなるとダイオードD1は逆バイアスとなり、カ
ツトオフの状態になる。最終的にはオペアンプ
OA1は(+)側入力端子にfA、(−)側入力端子
に信号fC(<fA)が加わり、その出力は(+)側
に飽和したまま、回路的には切離されたことにな
り、この結果、最終出力dとしては、流量信号
fA,fCのうち、低値側のfCを得ることができる。
もしfA<fCであれば、同様な議論により最終出
力dとしてfAを得る。このようにして、低値選択
回路はつねに2入力のうちの小さい方の値を出力
する。
そこで第5図の流量信号処理回路6A,6Cで
は、通常運転時にはバイパススイツチ13A,1
3Cはオフとしておく。この時、リレー61A,
61Cの接点は閉じており、流量信号処理回路6
A,6Cの出力バツフア62からの信号fA,fC
そのまま低値選択回路91A,91Cに入力され
る。ここで流量信号fA,fCの極性と低値選択回路
91A,91C内の+Vの極性は同じものにして
おく。この状態では第2,3図で説明したような
通常の動作が行われる。
ここで例えば流量信号処理回路6Aの点検のた
め、バイパススイツチ13Aをオンにすると、リ
レー61Aが励磁されて流量信号fAのラインがカ
ツトされる。このため各低値選択回路91A,9
1C内のオペアンプOA1,OA2の(+)側入
力端子には、抵抗R1を介して電圧+Vが印加さ
れる。ここで+Vの値を流量信号のフルスケール
値あるいはそれより大きく選んでおけば、低値選
択回路91A,91Cはつねに流量信号fCを選択
することになり、信号処理回路6Aの流量信号fA
はバイパスされ、回路6Aの検査を系とは独立に
行える。しかもリレー61Aを含むバイパス回路
の電源EBは回路6A内のアナログ回路用の電源
と異なるものを使用しているから、頻度の多いと
考えられるアナログ回路のメインテナンスのため
この電源を切つても系がハーフスクラムになるこ
とはなく、安全に作業をすることが可能である。
なお、第5図の実施例に限らず、流量信号をバ
イパスして強制的に他の値に切換えるための、同
様な機能を有する種々の回路構成が可能であるこ
とはいうまでもない。
以上のように、本発明によれば、簡単な回路で
流量信号を強制的にその最大値またはそれを超え
る値に切換えることができ、かつ流量信号処理回
路の電源を切つてもその値を維持できるから、低
値選択回路を用いた熱出力監視装置のメインテナ
ンスを安全かつ容易に行えるという効果がある。
【図面の簡単な説明】
第1図は原子炉の緊急停止のための概略を示す
系統図、第2図および第3図は従来の熱出力監視
装置の構成例を示す図、第4図はスクラム設定信
号を定める回路の特性例を示す図、第5図は本発
明の一実施例を示す図である。 1…原子炉、3,3A〜3D…再循環水流量測
定器、4…中性子検出器、5…熱出力監視装置、
6,6A〜6D…流量信号処理回路、7,7A〜
7D…熱出力信号処理回路、9,9A〜9D…設
定信号決定回路、8,8A〜8D…判定回路、1
0…原子炉緊急停止装置、13A,13C…バイ
パススイツチ、61A,61C…バイパスリレ
ー、91A〜91C…低値選択回路、fA,fC…流
量信号。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 沸騰水形原子炉の再循環水流量を複数の流量
    測定器で測定した信号を各々流量信号に変換する
    ための流量信号処理回路を有し、上記各流量信号
    を低値選択して得た信号に応じて原子炉のスクラ
    ム値を定め、かつ原子炉の熱出力が上記スクラム
    値をこえた時に原子炉の緊急停止信号を出力する
    機能を備えた熱出力監視装置において、外部から
    の操作により上記流量信号処理回路の出力をオフ
    状態とすると同時に強制的に上記流量信号を予め
    定められた設定レベルに等しくするための付加手
    段を上記流量信号処理回路の各々に付加し、かつ
    該付加手段の電源は対応する上記流量信号処理回
    路の電源オフ時にも切断されないように供給され
    る構成としたことを特徴とする熱出力監視装置。
JP56087509A 1981-06-09 1981-06-09 Thermal power monitoring device Granted JPS57203995A (en)

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JP56087509A JPS57203995A (en) 1981-06-09 1981-06-09 Thermal power monitoring device

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JP56087509A JPS57203995A (en) 1981-06-09 1981-06-09 Thermal power monitoring device

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JPS57203995A JPS57203995A (en) 1982-12-14
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