JPS641758B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS641758B2 JPS641758B2 JP55073193A JP7319380A JPS641758B2 JP S641758 B2 JPS641758 B2 JP S641758B2 JP 55073193 A JP55073193 A JP 55073193A JP 7319380 A JP7319380 A JP 7319380A JP S641758 B2 JPS641758 B2 JP S641758B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water level
- reactor
- actual
- actual water
- value
- 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
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 100
- 230000008859 change Effects 0.000 claims description 25
- 230000004044 response Effects 0.000 claims description 12
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 9
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 claims description 9
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 claims description 7
- 239000011800 void material Substances 0.000 claims description 7
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 9
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 3
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 3
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 3
- 241001536374 Indicator indicator Species 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 2
- 238000004590 computer program Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 230000010354 integration Effects 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000002123 temporal 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉発電所の運転監視装置に関す
るもので、特に沸騰水形原子力発電所の原子炉水
位監視装置に関する。
るもので、特に沸騰水形原子力発電所の原子炉水
位監視装置に関する。
従来、沸騰水形原子力発電所の原子炉水位の監
視は、それぞれに異なる水位検出方法及び指示領
域からなる複数の水位計に依存していた。これら
の水位計の精度は、通常運転状態を大きくはずれ
ない限りは良好であるが、異常な過渡状態あるい
は測定範囲外に至るような場合でも実水位の正確
な情報が必要である。
視は、それぞれに異なる水位検出方法及び指示領
域からなる複数の水位計に依存していた。これら
の水位計の精度は、通常運転状態を大きくはずれ
ない限りは良好であるが、異常な過渡状態あるい
は測定範囲外に至るような場合でも実水位の正確
な情報が必要である。
個々の検出器の故障については複数指示計の相
互チエツクで発見可能であるが、検出器固有の特
性に基づく誤指示は判別が難しい。また、原子炉
水位制御は、通常運転範囲では自動制御で十分良
好な制御特性を示すが、異常事故発生時には手動
運転に頼る場合があり、このような場合の運転ガ
イダンス機能が必要とされている。
互チエツクで発見可能であるが、検出器固有の特
性に基づく誤指示は判別が難しい。また、原子炉
水位制御は、通常運転範囲では自動制御で十分良
好な制御特性を示すが、異常事故発生時には手動
運転に頼る場合があり、このような場合の運転ガ
イダンス機能が必要とされている。
本発明の目的は、原子炉プラントが異常状態に
なつた場合においても原子炉の実水位及び今後の
水位の予測値を精度よく求めることができる原子
炉水位監視装置を提供するものである。
なつた場合においても原子炉の実水位及び今後の
水位の予測値を精度よく求めることができる原子
炉水位監視装置を提供するものである。
本発明の特徴は、検出されたプラントデータを
用いてモデルにより実水位変化率推定値を求める
と共にこの実水位変化率推定値を積分して原子炉
実水位推定値を求め、しかも前記モデル内のボイ
ド率及び原子炉圧力によつて定まる係数値を原子
炉プラントが異常状態になつた場合に修正する原
子炉実水位推定手段と、前記プラントデータ及び
前記実水位変化率推定値に基づいて原子炉水位検
出器の誤指示を判別する炉水位指示判別手段と、
要求信号により前記原子炉実水位推定手段で求め
た前記実水位変化率推定値及び前記原子炉実水位
推定値に基づいて炉水位応答予測値を時間の関数
として求める炉水位応答予測計算手段とを備えた
ことにある。
用いてモデルにより実水位変化率推定値を求める
と共にこの実水位変化率推定値を積分して原子炉
実水位推定値を求め、しかも前記モデル内のボイ
ド率及び原子炉圧力によつて定まる係数値を原子
炉プラントが異常状態になつた場合に修正する原
子炉実水位推定手段と、前記プラントデータ及び
前記実水位変化率推定値に基づいて原子炉水位検
出器の誤指示を判別する炉水位指示判別手段と、
要求信号により前記原子炉実水位推定手段で求め
た前記実水位変化率推定値及び前記原子炉実水位
推定値に基づいて炉水位応答予測値を時間の関数
として求める炉水位応答予測計算手段とを備えた
ことにある。
以下に本発明の一実施例である原子炉水位監視
装置を説明する。第１図は、本実施例の原子炉水
位監視装置を示している。プラントデータ検出装
置１は、原子プラントの主要なプロセスパラメー
タを取込むもので、主蒸気流量、給水流量、原子
炉水位、原子炉圧力などの検出データが得られ
る。プラントデータ検出装置１としては、第２図
に示すように、主蒸気流量検出器１１、給水流量
検出器１２、逃し安全弁流量検出器１３、緊急時
原子炉流入流量検出器１４、原子炉圧力検出器１
７及び原子炉水位検出器１８を備えている。
装置を説明する。第１図は、本実施例の原子炉水
位監視装置を示している。プラントデータ検出装
置１は、原子プラントの主要なプロセスパラメー
タを取込むもので、主蒸気流量、給水流量、原子
炉水位、原子炉圧力などの検出データが得られ
る。プラントデータ検出装置１としては、第２図
に示すように、主蒸気流量検出器１１、給水流量
検出器１２、逃し安全弁流量検出器１３、緊急時
原子炉流入流量検出器１４、原子炉圧力検出器１
７及び原子炉水位検出器１８を備えている。
原子炉実水位推定器２は、プラントデータ検出
装置１にて検出された各プラントデータに基づい
て各時間毎に原子炉実水位を推定計算するもの
で、一種の実時間シユミレータである。この原子
炉実水位推定器２は、原子炉実水位変化率推定器
６及び時間積分器７を有している。原子炉実水位
変化率推定器６は、第２図に示すように加算器１
５及び原子炉実水位変化率計算器１６を備えてい
る。原子炉実水位推定器２の演算原理を第２図に
基づいて説明すると次のようになる。原子炉水位
に影響を与える主要なプロセスパラメータとして
は、主蒸気流量WS、給水流量WF、逃し安全弁流
量WSRV及び高圧注水系、隔離冷却系、低圧炉心
注水系などから注入される緊急時原子炉流入流量
WINからなる質量バランスの因子と、炉心内にお
けるボイド率がある。原子炉水位の変化率は近似
的に(1)式で表わされる。
装置１にて検出された各プラントデータに基づい
て各時間毎に原子炉実水位を推定計算するもの
で、一種の実時間シユミレータである。この原子
炉実水位推定器２は、原子炉実水位変化率推定器
６及び時間積分器７を有している。原子炉実水位
変化率推定器６は、第２図に示すように加算器１
５及び原子炉実水位変化率計算器１６を備えてい
る。原子炉実水位推定器２の演算原理を第２図に
基づいて説明すると次のようになる。原子炉水位
に影響を与える主要なプロセスパラメータとして
は、主蒸気流量WS、給水流量WF、逃し安全弁流
量WSRV及び高圧注水系、隔離冷却系、低圧炉心
注水系などから注入される緊急時原子炉流入流量
WINからなる質量バランスの因子と、炉心内にお
けるボイド率がある。原子炉水位の変化率は近似
的に(1)式で表わされる。
ρWAR（L〓）dL〓／dt＝WF＋WIN−WS
−WSRV＋ρW・Vc・dα／dt …(1)
ここで、L〓は推定炉水位、ρWは冷却水密度、AR
（L〓）は水位面断面積（水位の関数）、Vcは原子炉
炉心容積、αは炉心平均ボイド率である。
（L〓）は水位面断面積（水位の関数）、Vcは原子炉
炉心容積、αは炉心平均ボイド率である。
一方、ボイド率αは、出口蒸気率と炉心入口エ
ンタルピの関数で一般的に表現されるが、再循環
流量一定の条件とすれば炉心入口エンタルピと炉
心内発生熱出力の関数とみなすことが可能であ
り。かつ過渡時においては原子炉圧力変化にも影
響される。このとき、炉心平均ボイド率の時間的
変化は、(2)式となる。
ンタルピの関数で一般的に表現されるが、再循環
流量一定の条件とすれば炉心入口エンタルピと炉
心内発生熱出力の関数とみなすことが可能であ
り。かつ過渡時においては原子炉圧力変化にも影
響される。このとき、炉心平均ボイド率の時間的
変化は、(2)式となる。
dα／dt＝（∂α／∂hIN）・dhIN／dt＋（∂α／∂QR）
0 ・dQR／dt＋（∂α／∂P）0・dP／dt …(2) ここで、hINは炉心入口エンタルピ、QRは原子
炉発生熱出力、Ｐは原子炉圧力である。
0 ・dQR／dt＋（∂α／∂P）0・dP／dt …(2) ここで、hINは炉心入口エンタルピ、QRは原子
炉発生熱出力、Ｐは原子炉圧力である。
(1)式及び(2)式は、原子炉実水位推定器２、すな
わち実時間シユミレータに内蔵された一種のモデ
ルである。(1)式及び(2)式に含まれる変数パラメー
タは、すべて検出可能またはプラン設計データに
より計算可能であるが、(2)式における右辺の第１
項〜第３項の係数値については誤差が大きいと予
想される。しかし、原子プラントの運転条件がが
原子力プラントにおける異常状態である原子炉ス
クラムの後であれば、上記右辺の第１項及び第２
項はその第３項に比べて比較的小さな値となる。
従つて、(1)式で求めた原子炉実水位の変化率推定
値と原子炉水位検出器１８で検出された水位の変
化率との差を零にするように、(2)式の右辺第３項
の係数値（∂α／∂P）0を修正すれば良好な水位の
推定が可能となる。
わち実時間シユミレータに内蔵された一種のモデ
ルである。(1)式及び(2)式に含まれる変数パラメー
タは、すべて検出可能またはプラン設計データに
より計算可能であるが、(2)式における右辺の第１
項〜第３項の係数値については誤差が大きいと予
想される。しかし、原子プラントの運転条件がが
原子力プラントにおける異常状態である原子炉ス
クラムの後であれば、上記右辺の第１項及び第２
項はその第３項に比べて比較的小さな値となる。
従つて、(1)式で求めた原子炉実水位の変化率推定
値と原子炉水位検出器１８で検出された水位の変
化率との差を零にするように、(2)式の右辺第３項
の係数値（∂α／∂P）0を修正すれば良好な水位の
推定が可能となる。
原子炉実水位変化率推定器６の加算器１５は、
検出された主蒸気流量WS、給水流量WF、逃し安
全弁流量WSRV及び緊急時原子炉流入流量WINを入
力して(1)式の右辺第１項から第４項までの演算、
すなわち（WF＋WIN−WS−WSRV）を求めて、得
られた値を出力する。原子炉実水位変化率計算器
１６は、加算器１５の出力、原子炉圧力Ｐ及び原
子炉水位Ｌ（実測値）を入力して(1)式、(2)式の演
算及び係数値（∂α／∂P）の修正を行い、実水位
の変化率推定値L〓（＝dL〓／dt）を計算して出力す
る。以上の原子炉実水位変化率計算器１６で行わ
れる演算は、原子炉水位検出器１８が正常に動作
していると仮定される場合に行われる。しかしな
がら、原子炉検出器１８の出力が検出器仕様で規
定されている検出範囲を超過した場合、及び係数
値（∂α／∂P）の規定範囲を越えて大幅に変化し
た場合には、推定値を炉水位監視のために採用
し、係数値（∂α／∂P）の修正は実施しない。こ
の判定は、プラントデータ検出装置１で検出され
た各プラントデータ及び原子炉水位検出器１８の
出力を入力する炉水位指示器指示判別器３で実行
される。すなわち炉水位指示器指示判別器３は、
原子炉検出器１８の出力が上記検出範囲を超過し
たかの有無、及び係数値（∂α／∂P）の規定範囲
を越えて大幅に変化したかの有無を判定する。原
子炉実水位変化率計算器１６は、炉水位指示器指
示判別器３の判定結果を入力し、その判定結果が
「無」の場合に、係数値（∂α／∂P）を修正し、
その判定結果が「有」の場合にはその係数値を修
正しない。
検出された主蒸気流量WS、給水流量WF、逃し安
全弁流量WSRV及び緊急時原子炉流入流量WINを入
力して(1)式の右辺第１項から第４項までの演算、
すなわち（WF＋WIN−WS−WSRV）を求めて、得
られた値を出力する。原子炉実水位変化率計算器
１６は、加算器１５の出力、原子炉圧力Ｐ及び原
子炉水位Ｌ（実測値）を入力して(1)式、(2)式の演
算及び係数値（∂α／∂P）の修正を行い、実水位
の変化率推定値L〓（＝dL〓／dt）を計算して出力す
る。以上の原子炉実水位変化率計算器１６で行わ
れる演算は、原子炉水位検出器１８が正常に動作
していると仮定される場合に行われる。しかしな
がら、原子炉検出器１８の出力が検出器仕様で規
定されている検出範囲を超過した場合、及び係数
値（∂α／∂P）の規定範囲を越えて大幅に変化し
た場合には、推定値を炉水位監視のために採用
し、係数値（∂α／∂P）の修正は実施しない。こ
の判定は、プラントデータ検出装置１で検出され
た各プラントデータ及び原子炉水位検出器１８の
出力を入力する炉水位指示器指示判別器３で実行
される。すなわち炉水位指示器指示判別器３は、
原子炉検出器１８の出力が上記検出範囲を超過し
たかの有無、及び係数値（∂α／∂P）の規定範囲
を越えて大幅に変化したかの有無を判定する。原
子炉実水位変化率計算器１６は、炉水位指示器指
示判別器３の判定結果を入力し、その判定結果が
「無」の場合に、係数値（∂α／∂P）を修正し、
その判定結果が「有」の場合にはその係数値を修
正しない。
時間積分器７は、原子炉実水位変化率計算器１
６で得られた実水位の変化率推定値L〓を入力して
時間積分を行い、実水位検出器L〓を出力する。
６で得られた実水位の変化率推定値L〓を入力して
時間積分を行い、実水位検出器L〓を出力する。
炉水位応答予測計算器４は、炉水位応答予測計
算要求器５を介してオペレータから炉心水位応答
予測計算要求があつた場合に、原子炉実水位変化
率推定器６の出力L〓及び時間積分器７の出力L〓を
入力し、原子炉水位応答予測値を時間関数L*
（ｔ）として出力する。
算要求器５を介してオペレータから炉心水位応答
予測計算要求があつた場合に、原子炉実水位変化
率推定器６の出力L〓及び時間積分器７の出力L〓を
入力し、原子炉水位応答予測値を時間関数L*
（ｔ）として出力する。
以上に説明して、本発明の実施例である原子炉
水位監視装置の機能をフローチヤートで示すと第
３図のようになる。本実施例の説明は、それぞれ
の機能を有する機器の結合として示したが、勿論
計算機プログラムにより実現することは容易であ
る。この場合も、本発明に含まれるものである。
水位監視装置の機能をフローチヤートで示すと第
３図のようになる。本実施例の説明は、それぞれ
の機能を有する機器の結合として示したが、勿論
計算機プログラムにより実現することは容易であ
る。この場合も、本発明に含まれるものである。
本発明によれば、原子炉が通常の運転状態から
大きくはずれた状態、すなわち異常状態になつて
も、モデル内のボイド率及び原子炉圧力によつて
定まる係数値が修正されるので、原子炉水位を精
度よく求めることができる。また、原子炉実水位
推定手段で求めた実水位変化率推定値及び原子炉
実水位変化率推定値に基づいて炉水位応答予測値
を時間の関数として求めているので、そのような
異常状態で将来の原子炉水位を精度よく求めるこ
とができる。従つて、オペレータへの適切な運転
ガイダンスの提供が可能となり、プラント運転の
安全性が一層向上する。
大きくはずれた状態、すなわち異常状態になつて
も、モデル内のボイド率及び原子炉圧力によつて
定まる係数値が修正されるので、原子炉水位を精
度よく求めることができる。また、原子炉実水位
推定手段で求めた実水位変化率推定値及び原子炉
実水位変化率推定値に基づいて炉水位応答予測値
を時間の関数として求めているので、そのような
異常状態で将来の原子炉水位を精度よく求めるこ
とができる。従つて、オペレータへの適切な運転
ガイダンスの提供が可能となり、プラント運転の
安全性が一層向上する。
第１図は本発明の一実施例である原子炉水位監
視装置のブロツク図、第２図は第１図の原子炉実
水位推定器の詳細構成図、第３図は本発明になる
原子炉水位監視装置の演算内容の概略フローチヤ
ートである。 １……プラントデータ検出装置、２……原子炉
実水位推定器、３……炉水位指示判別器、４……
炉水位応答予計算器、５……炉水位応答予測計算
要求器、６……原子実水位変化率推定器、７……
時間積分器。
視装置のブロツク図、第２図は第１図の原子炉実
水位推定器の詳細構成図、第３図は本発明になる
原子炉水位監視装置の演算内容の概略フローチヤ
ートである。 １……プラントデータ検出装置、２……原子炉
実水位推定器、３……炉水位指示判別器、４……
炉水位応答予計算器、５……炉水位応答予測計算
要求器、６……原子実水位変化率推定器、７……
時間積分器。
Claims (1)
- １ 検出されたプラントデータを取込むデータ入
力手段と、これらのデータを用いてモデルにより
実水位変化率推定値を求めると共にこの実水位変
化率推定値を積分して原子炉実水位推定値を求
め、しかも前記モデル内のボイド率及び原子炉圧
力によつて定まる係数値を原子炉プラントが異常
状態になつた場合に修正する原子炉実水位推定手
段と、前記プラントデータ及び前記実水位変化率
推定値に基づいて原子炉水位検出器の誤指示を判
別する炉水位指示判別手段と、要求信号により前
記原子炉実水位推定手段で求めた前記実水位変化
率推定値及び前記原子炉実水位推定値に基づいて
炉水位応答予測値を時間の関数として求める炉水
位応答予測計算手段とを備えたことを特徴とする
原子炉水位監視装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7319380A JPS56168599A (en) | 1980-05-30 | 1980-05-30 | Reactor water level monitoring device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7319380A JPS56168599A (en) | 1980-05-30 | 1980-05-30 | Reactor water level monitoring device |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS56168599A JPS56168599A (en) | 1981-12-24 |
| JPS641758B2 true JPS641758B2 (ja) | 1989-01-12 |
Family
ID=13511052
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7319380A Granted JPS56168599A (en) | 1980-05-30 | 1980-05-30 | Reactor water level monitoring device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS56168599A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58186089A (ja) * | 1982-04-26 | 1983-10-29 | 株式会社東芝 | 原子炉水位検出装置 |
| JP2003114294A (ja) * | 2001-10-04 | 2003-04-18 | Toshiba Corp | 発電プラントの監視・診断・検査・保全システム |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4937097A (ja) * | 1972-08-16 | 1974-04-06 | ||
| JPS4946097A (ja) * | 1972-09-11 | 1974-05-02 |
-
1980
- 1980-05-30 JP JP7319380A patent/JPS56168599A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS56168599A (en) | 1981-12-24 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4926364A (en) | Method and apparatus for determining weighted average of process variable | |
| US4318778A (en) | Method and apparatus for controlling a nuclear reactor | |
| KR101734289B1 (ko) | 원자력 발전소 계측기의 유효성 평가 방법 및 장치 | |
| CN111982245B (zh) | 主蒸汽流量的校准方法、装置、计算机设备和存储介质 | |
| US4877575A (en) | Core reactivity validation computer and method | |
| CN111400141B (zh) | 一种异常检测的方法及装置 | |
| US4112494A (en) | Refinery and pipeline monitoring system | |
| CA2580408C (en) | Aircraft fuel storage leak detection method and detection circuit therefor | |
| JPS641758B2 (ja) | ||
| JP3137506B2 (ja) | 原子炉の冷却材漏洩検知装置 | |
| CN110706834B (zh) | 一种堆芯冷却监视信号有效性处理方法及装置 | |
| JP4786670B2 (ja) | 計測器ドリフト検知装置 | |
| JP4791993B2 (ja) | 炉心冷却材流量計測装置および炉心冷却材流量計測方法 | |
| EP1770716A2 (en) | Improved on-line steam flow measurement device and method | |
| EP0113670B1 (en) | Method of detecting breakage in nuclear reactor | |
| JP3735458B2 (ja) | 炉心流量計測装置 | |
| JPH06331784A (ja) | 原子炉水位測定装置 | |
| JPH0545490A (ja) | 原子炉出力監視装置 | |
| RU2771891C1 (ru) | Способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора | |
| JP2601896B2 (ja) | プラント異常診断システム | |
| CN115719656A (zh) | 一种核电厂一回路泄漏率自动诊断方法及系统 | |
| JPH0972987A (ja) | 炉心流量計測装置 | |
| Tylee | Estimation of Bias Shifts in a Steam Generator Water Level Controller | |
| JPS6319807B2 (ja) | ||
| JPH06103354B2 (ja) | 原子力発電所の診断方法 |