JPH02110399A - 原子炉自動起動装置 - Google Patents
原子炉自動起動装置Info
- Publication number
- JPH02110399A JPH02110399A JP63264350A JP26435088A JPH02110399A JP H02110399 A JPH02110399 A JP H02110399A JP 63264350 A JP63264350 A JP 63264350A JP 26435088 A JP26435088 A JP 26435088A JP H02110399 A JPH02110399 A JP H02110399A
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- JP
- Japan
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- reactivity
- reactor
- control rod
- core
- neutron flux
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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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は、原子炉自動起動装置に関する。
（従来の技術）
一般に、原子力発電プラント、たとえば沸騰水型原子力
発電プラントを起動させる場合、通常、炉心より制御棒
を順次引抜くことにより、炉心をまず臨界状態にし、そ
の後、出力運転状態に移行させるという方法がとられて
いる。この際の制御棒の引抜きシーケンスは、オフライ
ン計算による予測された臨界制御棒パターンを目安とし
て予め決められており、運転員は、このシーケンスに従
って制御棒を引抜く。
発電プラントを起動させる場合、通常、炉心より制御棒
を順次引抜くことにより、炉心をまず臨界状態にし、そ
の後、出力運転状態に移行させるという方法がとられて
いる。この際の制御棒の引抜きシーケンスは、オフライ
ン計算による予測された臨界制御棒パターンを目安とし
て予め決められており、運転員は、このシーケンスに従
って制御棒を引抜く。
この時、運転員は以下のことに留意する必要がある。す
なわち、制御棒の引抜きにより中性子束が増加するが、
この増加率がある定められた制限値を越えてはならない
ということである。中性子束がこの制限値を越えて増加
すると、炉心の制御が損なわれ、甚だしい場合には原子
炉の停止を招くことがある。これは、具体的には炉心各
所に配置された中性子束検出器の読み値より算出される
炉周期（中性子束の対数変化率の逆数）により判断され
る。このため運転員は炉周期を測定することによってタ
イミングを判断しながら制御棒を引抜く必要がある。原
子炉が臨界以上の状態になると、中性子束は炉心の反応
度に応じた一定の炉周期で増加するので、運転員はこれ
が所定の値になるまで制御棒を引抜き臨界状態を達成す
る。
なわち、制御棒の引抜きにより中性子束が増加するが、
この増加率がある定められた制限値を越えてはならない
ということである。中性子束がこの制限値を越えて増加
すると、炉心の制御が損なわれ、甚だしい場合には原子
炉の停止を招くことがある。これは、具体的には炉心各
所に配置された中性子束検出器の読み値より算出される
炉周期（中性子束の対数変化率の逆数）により判断され
る。このため運転員は炉周期を測定することによってタ
イミングを判断しながら制御棒を引抜く必要がある。原
子炉が臨界以上の状態になると、中性子束は炉心の反応
度に応じた一定の炉周期で増加するので、運転員はこれ
が所定の値になるまで制御棒を引抜き臨界状態を達成す
る。
（発明が解決しようとする課題）
しかしながら、上述の従来の原子炉の起動方法には、以
下のような問題がある。
下のような問題がある。
第２図および第３図にも示すように、炉心内には、大別
して局所出力領域検出器（以後ＬＰＲＭという）１と中
性子源領域検出器（以後ＮＳＲＭという）２との２種類
の中性子束検出器が配置されているが、ＬＰＩ？Ｎ １
は炉心全体をカバーできるように、１００個を越える検
出器が配置されているのに対して、ＮＳＲＭ ２は炉心
全体でわずか１０個程度の検出器が配置されているにす
ぎない。なお、第２図および第３図において、符号３．
４．５は、それぞれ燃料集合体、制御棒、中性子源を示
している。
して局所出力領域検出器（以後ＬＰＲＭという）１と中
性子源領域検出器（以後ＮＳＲＭという）２との２種類
の中性子束検出器が配置されているが、ＬＰＩ？Ｎ １
は炉心全体をカバーできるように、１００個を越える検
出器が配置されているのに対して、ＮＳＲＭ ２は炉心
全体でわずか１０個程度の検出器が配置されているにす
ぎない。なお、第２図および第３図において、符号３．
４．５は、それぞれ燃料集合体、制御棒、中性子源を示
している。
一方、上述のような起動時における低出力領域では、Ｌ
ＰＲＭＩはその役をなさないため、炉周期の測定にはＮ
！３ＲＭ ２の読み値が使用されるが、起動時の中性子
束分布は、炉心の制御棒密度が高いため、空間的に極端
に非一様である。
ＰＲＭＩはその役をなさないため、炉周期の測定にはＮ
！３ＲＭ ２の読み値が使用されるが、起動時の中性子
束分布は、炉心の制御棒密度が高いため、空間的に極端
に非一様である。
したがって、このような状態での炉周期の測定には、炉
心全体の中性子束に関する情報が必要であり、ＮＳＲＭ
２の読み値のみより測定された炉周期には、中性子束
分布の非一様性に起因す誤差を含んでいる可能性がある
という問題がある。
心全体の中性子束に関する情報が必要であり、ＮＳＲＭ
２の読み値のみより測定された炉周期には、中性子束
分布の非一様性に起因す誤差を含んでいる可能性がある
という問題がある。
さらに、従来の方法では、制御棒引抜き中、および炉周
期測定中は中性子束の応答を監視しえないため、急激な
反応度の投入（たとえば給水制御系の系統に外乱が入り
給水が急激に増加する等）により中性子束が急上昇した
場合に、対処することが困難となる。
期測定中は中性子束の応答を監視しえないため、急激な
反応度の投入（たとえば給水制御系の系統に外乱が入り
給水が急激に増加する等）により中性子束が急上昇した
場合に、対処することが困難となる。
また、制御棒の引抜きが全く運転員の手動操作に任され
ているため、運転員のワークロードが大きい上に、特に
臨界に接近した状態では、誤操作による過引抜き等で、
アラームの発生あるいは原子炉トリップに至る可能性も
考慮する必要が有り、運転員にかかる精神的負担も極め
て大きいという問題もある。
ているため、運転員のワークロードが大きい上に、特に
臨界に接近した状態では、誤操作による過引抜き等で、
アラームの発生あるいは原子炉トリップに至る可能性も
考慮する必要が有り、運転員にかかる精神的負担も極め
て大きいという問題もある。
そこで、本出願人等は、すでに出願した特願昭６３−８
９９８２で、上記の欠点を補正することのできる原子炉
自動起動装置を提案している。
９９８２で、上記の欠点を補正することのできる原子炉
自動起動装置を提案している。
この原子炉自動起動装置では、まず運転員が与えた適当
な炉周期と目標反応度より、以下の式に従い、単位時間
あたりの制御棒引抜きによる投入反応度を算出する。
な炉周期と目標反応度より、以下の式に従い、単位時間
あたりの制御棒引抜きによる投入反応度を算出する。
（ｄＲ／ｄｔ） −Ｋ （Ｒｔ−Ｒ） ・・・・・
・・・・・・・（１）ただし、 （ａＲ／ ｄｔ） ：単位時間あたりの投入反応度Ｒ
１＝目標反応度 Ｒ：炉心の反応度 Ｘ：制御ゲイン である。
・・・・・・・（１）ただし、 （ａＲ／ ｄｔ） ：単位時間あたりの投入反応度Ｒ
１＝目標反応度 Ｒ：炉心の反応度 Ｘ：制御ゲイン である。
（１）式の炉心の反応度は原子炉自動起動装置内で以下
のように決められる。すなわち、未臨界度の大きい状態
では、炉心の反応度と全中性子数とに以下のような関係
がある。
のように決められる。すなわち、未臨界度の大きい状態
では、炉心の反応度と全中性子数とに以下のような関係
がある。
Ｒ−−ＬＳ／ｎ ・・・・・・・・・
（２）ただし、 ｎ：炉心の全中性子数 Ｌ：炉心の中性子寿命 Ｓ：全中性子源強度 であり、炉心の全中性子数はＮ５ＲＨの読み値より与え
られる。
（２）ただし、 ｎ：炉心の全中性子数 Ｌ：炉心の中性子寿命 Ｓ：全中性子源強度 であり、炉心の全中性子数はＮ５ＲＨの読み値より与え
られる。
また（１）式の制御ゲインは以下のように決められる。
未臨界度の大きい状態ではＲｔ（（−Ｒであるから１、
（１）式は以下のように近似できる。
（１）式は以下のように近似できる。
（ｄＲ／ｄｔ） −−ＫＲ・・・・・・・・・（３）し
たがって、ＬＳを一定と考えると、（２）式および（３
）式より制御ゲインは、以下で与えられる。
たがって、ＬＳを一定と考えると、（２）式および（３
）式より制御ゲインは、以下で与えられる。
Ｋ−（ｄｎ／ｄｔ）／ｎ−（ｄｌｏｇｎ／ｄｔ）−１／
Ｔ ＋＋＋＋＋＋＋・（４）ただし、 Ｔ：運転員が与えた炉周期 である。
Ｔ ＋＋＋＋＋＋＋・（４）ただし、 Ｔ：運転員が与えた炉周期 である。
そして、上記単位時間あたりの投入反応度から単位時間
あたりの制御棒引抜き量を、以下の式で算出し、運転員
に指示する。
あたりの制御棒引抜き量を、以下の式で算出し、運転員
に指示する。
（ｄＮ／ｄｔ） −ｖ （ｄＲ／ｄｔ） −−・
・・・・（５）ただし、 （ｄＮ／ｄｔ） 二単位時間あたりの制御棒引抜き量 Ｖ：オフラインの３次元計算で 求められた変換係数 である。
・・・・（５）ただし、 （ｄＮ／ｄｔ） 二単位時間あたりの制御棒引抜き量 Ｖ：オフラインの３次元計算で 求められた変換係数 である。
上記操作は、原子炉自動起動装置内で自動的に行われる
ので、運転員のワークロードおよび精神的負担が軽減さ
れる。また、炉心への急激な反応度の投入に対しても、
（２）式により常に炉心の反応度を評価しているため、
迅速に対応が可能である。しかも（４）式かられかるよ
うに、制御ゲインを一定に保つと炉周期一定の起動が可
能になり、適当な炉周期を選ぶことにより、効率的な起
動を行うことができる。
ので、運転員のワークロードおよび精神的負担が軽減さ
れる。また、炉心への急激な反応度の投入に対しても、
（２）式により常に炉心の反応度を評価しているため、
迅速に対応が可能である。しかも（４）式かられかるよ
うに、制御ゲインを一定に保つと炉周期一定の起動が可
能になり、適当な炉周期を選ぶことにより、効率的な起
動を行うことができる。
しかしながら、上述のように、この原子炉自動起動装置
では、ＮＳＲＭの読み値より与えられる全中性子数によ
り、（２）式を用いて炉心の反応度を評価しているので
、この炉心の反応度には、炉心の全中性子数に関する情
報は含まれておらず、中性子束分布の非一様性に起因す
る誤差が含まれている可能性があるという問題がある。
では、ＮＳＲＭの読み値より与えられる全中性子数によ
り、（２）式を用いて炉心の反応度を評価しているので
、この炉心の反応度には、炉心の全中性子数に関する情
報は含まれておらず、中性子束分布の非一様性に起因す
る誤差が含まれている可能性があるという問題がある。
本発明は、かかる従来の事情に対処してなされたもので
、従来に較べて運転員の負担を大幅に軽減することがで
きるとともに、安全かつ効率的な起動を行うことのでき
る原子炉自動起動装置を提供しようとするものである。
、従来に較べて運転員の負担を大幅に軽減することがで
きるとともに、安全かつ効率的な起動を行うことのでき
る原子炉自動起動装置を提供しようとするものである。
［発明の構成］
（１届を解決するための手段）
すなわち、本発明は、制御棒引抜きによって炉心に反応
度を投入し、臨界状態を達成し、中性子束を上昇させる
原子炉自動起動装置において、炉心データ測定器の読み
値と物理モデルにより前記炉心の中性子束を算出する中
性子束算出装置と、この中性子束算出装置によって算出
された中性子束から前記炉心の全中性子数および反応度
を算出しこの反応度と目標反応度とから制御棒引抜きに
よる単位時間あたりの反応度投入量を算出する反応度投
入量算出装置と、この反応度投入量算出装置によって算
出された反応度投入量に応じて単位時間あたりの制御棒
引抜き量を算出し、予め定められた制御棒引抜きシーケ
ンスからこの制御棒引抜き量に相当するシーケンスを選
出する制御棒引抜き全算出装置とを備えたことを特徴と
する。
度を投入し、臨界状態を達成し、中性子束を上昇させる
原子炉自動起動装置において、炉心データ測定器の読み
値と物理モデルにより前記炉心の中性子束を算出する中
性子束算出装置と、この中性子束算出装置によって算出
された中性子束から前記炉心の全中性子数および反応度
を算出しこの反応度と目標反応度とから制御棒引抜きに
よる単位時間あたりの反応度投入量を算出する反応度投
入量算出装置と、この反応度投入量算出装置によって算
出された反応度投入量に応じて単位時間あたりの制御棒
引抜き量を算出し、予め定められた制御棒引抜きシーケ
ンスからこの制御棒引抜き量に相当するシーケンスを選
出する制御棒引抜き全算出装置とを備えたことを特徴と
する。
（作 用）
上記構成の本発明の原子炉自動起動装置では、炉心デー
タ測定器の読み値と物理モデルにより炉心の中性子束を
算出し、この中性子束から炉心の全中性子数および反応
度を算出して、この反応度と目標反応度とから制御棒引
抜きによる単位時間あたりの反応度投入量を算出する。
タ測定器の読み値と物理モデルにより炉心の中性子束を
算出し、この中性子束から炉心の全中性子数および反応
度を算出して、この反応度と目標反応度とから制御棒引
抜きによる単位時間あたりの反応度投入量を算出する。
そして、この反応度投入量に応じて単位時間あたりの制
御棒引抜き量を算出し、予め定められた制御棒引抜きシ
ーケンスからこの制御棒引抜き量に相当するシーケンス
を選出する。
御棒引抜き量を算出し、予め定められた制御棒引抜きシ
ーケンスからこの制御棒引抜き量に相当するシーケンス
を選出する。
したがって、従来に較べて運転員の負担を大幅に軽減す
ることができるとともに、正確な炉心の全中性子数より
算出された炉心の反応度に基づいて、安全かつ効率的に
原子炉の起動を行うことができる。
ることができるとともに、正確な炉心の全中性子数より
算出された炉心の反応度に基づいて、安全かつ効率的に
原子炉の起動を行うことができる。
（実施例）
以下、本発明の原子炉自動起動装置の詳細を、一実施例
について図面を参照して説明する。
について図面を参照して説明する。
第１図は、本発明の一実施例の原子炉自動起動装置の構
成を示すもので、図において符号１０は原子炉を示して
いる。
成を示すもので、図において符号１０は原子炉を示して
いる。
原子炉１０内には、ＮＳＲＭＩ １および炉心冷却材？
ｌｔ量、炉心圧力、炉心入口冷却材温度、制御棒位置等
の炉心データを測定する炉心データ測定器１２が配置さ
れており、ＮＳＲＭＩ １で検出された信号および炉心
データ測定器１２で測定された信号は、データサンプラ
ー１３を経て原子炉自動起動装置１４に入力されるよう
構成されている。
ｌｔ量、炉心圧力、炉心入口冷却材温度、制御棒位置等
の炉心データを測定する炉心データ測定器１２が配置さ
れており、ＮＳＲＭＩ １で検出された信号および炉心
データ測定器１２で測定された信号は、データサンプラ
ー１３を経て原子炉自動起動装置１４に入力されるよう
構成されている。
原子炉自動起動装置１４は、中性子束算出装置１５と、
反応度投入量算出装置１６と、制御棒引抜き全算出装置
１７と、入出力装置１８とから構成されている。
反応度投入量算出装置１６と、制御棒引抜き全算出装置
１７と、入出力装置１８とから構成されている。
中性子束算出装置１５は、データサンプラー１３から伝
送された炉心データｎ１定器１２の信号を入力し、内蔵
する物理モデルによって中性子束分布を算出する。この
ような計算に用いられる物理モデルとしては、装置全体
の即応性を高めるため、いわゆる−群・粗格子点拡散モ
デル等を使用するのが望ましい。
送された炉心データｎ１定器１２の信号を入力し、内蔵
する物理モデルによって中性子束分布を算出する。この
ような計算に用いられる物理モデルとしては、装置全体
の即応性を高めるため、いわゆる−群・粗格子点拡散モ
デル等を使用するのが望ましい。
一群・粗格子点拡散モデルでは中性子束は以下の式を満
足する。
足する。
Ｌφ＋ Ｂφ−Ｓ′ ・・・・・・・・
・（６）ここで φ二中性子東分布 Ｌニラプラス演算子を有限階差 近似した正方行列 Ｂ：物質バックリングを対角要素 とする正方行列 Ｓ′：中性子源強度分布 である。
・（６）ここで φ二中性子東分布 Ｌニラプラス演算子を有限階差 近似した正方行列 Ｂ：物質バックリングを対角要素 とする正方行列 Ｓ′：中性子源強度分布 である。
中性子束算出装置１５は、上記（６）式に基づき、周知
の方法（たとえばｒ Ｍ、Ｔｓｕｌｋｌ、ｅｔ ａｌ
；’Ｃｏｎｖｅｒｇｅｎｃｅ ａｎｄ Ａｃｃｅｌｅｒ
ａｔｉｏｎ ｏｆ Ｖｏｉｄ １ｔｅｒａｔｉｏｎｓ
ｉｎ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ
Ｃｏｒｅ Ｃａ１ｃｕｌａｔｔｏｎｓ 、 Ｎｕｃｌ
、Ｓｃｉ、Ｅｎｇ、、６４．７２４−７３２（１９７７
）Ｊに記載されている方法等）で中性子束分布を算出し
、これを反応度投入量算出装置１６に伝送する。
の方法（たとえばｒ Ｍ、Ｔｓｕｌｋｌ、ｅｔ ａｌ
；’Ｃｏｎｖｅｒｇｅｎｃｅ ａｎｄ Ａｃｃｅｌｅｒ
ａｔｉｏｎ ｏｆ Ｖｏｉｄ １ｔｅｒａｔｉｏｎｓ
ｉｎ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ
Ｃｏｒｅ Ｃａ１ｃｕｌａｔｔｏｎｓ 、 Ｎｕｃｌ
、Ｓｃｉ、Ｅｎｇ、、６４．７２４−７３２（１９７７
）Ｊに記載されている方法等）で中性子束分布を算出し
、これを反応度投入量算出装置１６に伝送する。
反応度投入量算出装置１６は、まず中性子束算出装置１
５から伝送された中性子束分布から、以下の式により炉
心の全中性子数ｎを算出する。
５から伝送された中性子束分布から、以下の式により炉
心の全中性子数ｎを算出する。
ｎ＝ｊ（ｗ’ φ／ｖ ） ｄｒ −（７）ここ
で Ｖ：中性子速度 ｖ／ 、任意の重み関数 であり、積分は炉心全体にとられる。
で Ｖ：中性子速度 ｖ／ 、任意の重み関数 であり、積分は炉心全体にとられる。
（７）式より算出され全中性子数は、（６）式で表され
る物理モデルにより算出された中性子束分布に基づいて
いるため、炉心の全中性子束の情報を含んでいる。
る物理モデルにより算出された中性子束分布に基づいて
いるため、炉心の全中性子束の情報を含んでいる。
次に反応度投入量算出装置１６は、（７）式から算出さ
れた全中性子数より、前述の（２）式を用いて炉心の反
応度を算出する。さらに反応度投入量算出装置１６は、
入出力装置１８から運転員により与えられた炉周期より
、前述の（４）式を用いて制御ゲインを算出し、これと
上記の炉心の反応度から、単位時間あたりの反応度投入
量を前述の（１）式を用いて算出して、制御棒引抜き全
算出装置１７へ伝送する。
れた全中性子数より、前述の（２）式を用いて炉心の反
応度を算出する。さらに反応度投入量算出装置１６は、
入出力装置１８から運転員により与えられた炉周期より
、前述の（４）式を用いて制御ゲインを算出し、これと
上記の炉心の反応度から、単位時間あたりの反応度投入
量を前述の（１）式を用いて算出して、制御棒引抜き全
算出装置１７へ伝送する。
制御棒引抜き全算出装置１７は、反応度投入量算出装置
１６から伝送された単位時間あたりの反応度投入量より
、前述の（５）式を用いて単位時間あたりの制御棒引抜
き量を算出し、制御棒引抜きシーケンス記憶装置１９内
に記憶された制御棒引抜きシーケンスから、この引抜き
量に相当するシーケンスを選出する。そして、制御棒引
抜き全算出装置１７は、この制御棒引抜きシーケンスを
制御棒駆動制御装置２０に伝送し、制御棒駆動装置２１
により制御棒２２の引抜きを行うとともに、入出力装置
１８を通じて運転員に制御棒引抜きシーケンスの表示を
行う。
１６から伝送された単位時間あたりの反応度投入量より
、前述の（５）式を用いて単位時間あたりの制御棒引抜
き量を算出し、制御棒引抜きシーケンス記憶装置１９内
に記憶された制御棒引抜きシーケンスから、この引抜き
量に相当するシーケンスを選出する。そして、制御棒引
抜き全算出装置１７は、この制御棒引抜きシーケンスを
制御棒駆動制御装置２０に伝送し、制御棒駆動装置２１
により制御棒２２の引抜きを行うとともに、入出力装置
１８を通じて運転員に制御棒引抜きシーケンスの表示を
行う。
すなわち、上記説明のこの実施例の原子炉自動起動装置
１４によれば、正確な炉心の全中性子数より算出された
炉心の反応度に基づく、炉周期−定の効率的な起勤行う
ことができるとともに、炉心への急激な反応度の投入に
対しても迅速な対応を行うことができる。したがって、
従来に較べて運転員の負担を大幅に軽減することができ
るとともに、起動時の安全性を大幅に向上させることが
できる。
１４によれば、正確な炉心の全中性子数より算出された
炉心の反応度に基づく、炉周期−定の効率的な起勤行う
ことができるとともに、炉心への急激な反応度の投入に
対しても迅速な対応を行うことができる。したがって、
従来に較べて運転員の負担を大幅に軽減することができ
るとともに、起動時の安全性を大幅に向上させることが
できる。
なお、上記実施例では、ＮＳＲＭＩ １の読み値は全く
使用されていないが、この読み値を使用することにより
、中性子束算出装置１５が算出する中性子束分布、した
がって炉心の全中性子数の精度をさらに高めることがで
きる。この場合、中性子束算出装置１５の代りに、炉心
冷却材流量、炉心圧力、炉心入口冷却材温度、制御棒位
置等の炉心データを測定する炉心データ測定器１２およ
びＮＳＲＭｌｌの読み値から中性子束分布を算出する装
置、たとえば特開昭５８−６２５９５号公報等で提案さ
れている装置を用いることができる。
使用されていないが、この読み値を使用することにより
、中性子束算出装置１５が算出する中性子束分布、した
がって炉心の全中性子数の精度をさらに高めることがで
きる。この場合、中性子束算出装置１５の代りに、炉心
冷却材流量、炉心圧力、炉心入口冷却材温度、制御棒位
置等の炉心データを測定する炉心データ測定器１２およ
びＮＳＲＭｌｌの読み値から中性子束分布を算出する装
置、たとえば特開昭５８−６２５９５号公報等で提案さ
れている装置を用いることができる。
［発明の効果］
以上説明したように、本発明の原子炉自動起動装置によ
れば、正確な炉心の全中性子数より算出された炉心の反
応度に基づく、炉周期一定の効率的な起動が可能となる
。さらに炉心への急激な反応度の投入に対しても迅速な
対応が可能であり、運転員の負担も大幅に軽減されるた
め、起動時の安全性が向上する。
れば、正確な炉心の全中性子数より算出された炉心の反
応度に基づく、炉周期一定の効率的な起動が可能となる
。さらに炉心への急激な反応度の投入に対しても迅速な
対応が可能であり、運転員の負担も大幅に軽減されるた
め、起動時の安全性が向上する。
第１図は本発明の一実施例の原子炉自動起動装置の構成
を示すブロック図、第２図は炉心内の構成を示す上面図
、第３図は炉心内の構成を示す側面図である。 １０・・・・・・・・・原子炉 １１・・・・・・・・・中性子源領域中性子束検出器１
２・・・・・・・・・炉心データ測定器１３・・・・・
・・・・データサンプラー１４・・・・・・・・・原子
炉自動起動装置１５・・・・・・・・・中性子束算出装
置１６・・・・・・・・・反応度投入量算出装置７・・
・・・・・・・制御棒引抜き量算出装置８・・・・・・
・・・入出力装置 ９・・・・・・・・・制御棒引抜きシーケンス記憶装置
０・・・・・・・・・制御棒駆動制御装置１・・・・・
・・・・制御棒駆動装置 ２・・・・・・・・・制御棒 出願人 日本原子力事業株式会社出願人
株式会社 東芝
を示すブロック図、第２図は炉心内の構成を示す上面図
、第３図は炉心内の構成を示す側面図である。 １０・・・・・・・・・原子炉 １１・・・・・・・・・中性子源領域中性子束検出器１
２・・・・・・・・・炉心データ測定器１３・・・・・
・・・・データサンプラー１４・・・・・・・・・原子
炉自動起動装置１５・・・・・・・・・中性子束算出装
置１６・・・・・・・・・反応度投入量算出装置７・・
・・・・・・・制御棒引抜き量算出装置８・・・・・・
・・・入出力装置 ９・・・・・・・・・制御棒引抜きシーケンス記憶装置
０・・・・・・・・・制御棒駆動制御装置１・・・・・
・・・・制御棒駆動装置 ２・・・・・・・・・制御棒 出願人 日本原子力事業株式会社出願人
株式会社 東芝
Claims (1)
- （１）制御棒引抜きによって炉心に反応度を投入し、臨
界状態を達成し、中性子束を上昇させる原子炉自動起動
装置において、 炉心データ測定器の読み値と物理モデルにより前記炉心
の中性子束を算出する中性子束算出装置と、この中性子
束算出装置によって算出された中性子束から前記炉心の
全中性子数および反応度を算出しこの反応度と目標反応
度とから制御棒引抜きによる単位時間あたりの反応度投
入量を算出する反応度投入量算出装置と、この反応度投
入量算出装置によって算出された反応度投入量に応じて
単位時間あたりの制御棒引抜き量を算出し、予め定めら
れた制御棒引抜きシーケンスからこの制御棒引抜き量に
相当するシーケンスを選出する制御棒引抜き量算出装置
とを備えたことを特徴とする原子炉自動起動装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63264350A JPH02110399A (ja) | 1988-10-20 | 1988-10-20 | 原子炉自動起動装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63264350A JPH02110399A (ja) | 1988-10-20 | 1988-10-20 | 原子炉自動起動装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02110399A true JPH02110399A (ja) | 1990-04-23 |
Family
ID=17401937
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63264350A Pending JPH02110399A (ja) | 1988-10-20 | 1988-10-20 | 原子炉自動起動装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02110399A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5488540A (en) * | 1993-01-19 | 1996-01-30 | Nippondenso Co., Ltd. | Printed circuit board for reducing noise |
| US6181759B1 (en) * | 1999-07-23 | 2001-01-30 | Westinghouse Electric Company Llc | Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit |
-
1988
- 1988-10-20 JP JP63264350A patent/JPH02110399A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5488540A (en) * | 1993-01-19 | 1996-01-30 | Nippondenso Co., Ltd. | Printed circuit board for reducing noise |
| US6181759B1 (en) * | 1999-07-23 | 2001-01-30 | Westinghouse Electric Company Llc | Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit |
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