JPH0227639B2 - - Google Patents
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- JPH0227639B2 JPH0227639B2 JP55114800A JP11480080A JPH0227639B2 JP H0227639 B2 JPH0227639 B2 JP H0227639B2 JP 55114800 A JP55114800 A JP 55114800A JP 11480080 A JP11480080 A JP 11480080A JP H0227639 B2 JPH0227639 B2 JP H0227639B2
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- reactor
- control rod
- reactor core
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/36—Control circuits
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
-
- 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
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉の安全運転方法及び装置に係
り、特に原子炉出力レベルを自動的に制御する装
置を備えた原子炉における制御部材の事故・誤操
作時の安全に係る。
り、特に原子炉出力レベルを自動的に制御する装
置を備えた原子炉における制御部材の事故・誤操
作時の安全に係る。
出力レベルを自動的に制御する原子炉につい
て、圧力管型原子炉を例にして述べる。第1図は
該原子炉の断面図を示し、第1図で表わした原子
炉1内には多数の圧力管2が配置されている。図
示されていないが、全ての圧力管2はカランドリ
ア管内に配置され、圧力管2内には燃料集合体が
設置される。原子炉の出力を計測するため、中性
子検出器3が、圧力管2の間でかつ炉心タンク1
内の重水減速材領域4内に何箇所か設けられてい
る。また原子炉1内には原子炉の出力分布を平坦
化するための出力分布平坦化用制御棒5、およ
び、中性子検出器3の計測値を基に原子炉出力レ
ベルを自動的に制御する出力自動制御棒6が設置
されている。
て、圧力管型原子炉を例にして述べる。第1図は
該原子炉の断面図を示し、第1図で表わした原子
炉1内には多数の圧力管2が配置されている。図
示されていないが、全ての圧力管2はカランドリ
ア管内に配置され、圧力管2内には燃料集合体が
設置される。原子炉の出力を計測するため、中性
子検出器3が、圧力管2の間でかつ炉心タンク1
内の重水減速材領域4内に何箇所か設けられてい
る。また原子炉1内には原子炉の出力分布を平坦
化するための出力分布平坦化用制御棒5、およ
び、中性子検出器3の計測値を基に原子炉出力レ
ベルを自動的に制御する出力自動制御棒6が設置
されている。
第2図は原子炉の縦断面図を示す。制御棒とし
ては前述した出力分布平坦化用制御棒5、出力自
動制御棒6の他に、原子炉事故時に原子炉を緊急
停止させる安全棒7が設置されている。これらの
制御棒5,6及び安全棒7は、いずれも圧力管2
の間に挿入されて出力を低下させる。重水減速材
4内に一様に配置された中性子検出器3の信号
は、加算平均回路8で加算平均され、校正回路9
で周期的に熱収支計算等により求めた原子炉の熱
出力に校正される。
ては前述した出力分布平坦化用制御棒5、出力自
動制御棒6の他に、原子炉事故時に原子炉を緊急
停止させる安全棒7が設置されている。これらの
制御棒5,6及び安全棒7は、いずれも圧力管2
の間に挿入されて出力を低下させる。重水減速材
4内に一様に配置された中性子検出器3の信号
は、加算平均回路8で加算平均され、校正回路9
で周期的に熱収支計算等により求めた原子炉の熱
出力に校正される。
この信号は、原子炉運転員が要求した原子炉出
力設定信号Aとサンプリング調整器10において
比較される。そして、例えば前者の信号をマイナ
ス信号、後者をプラス信号とすると、増巾器17
で増巾されたその差信号がプラスの場合、制御棒
駆動回路11において制御棒引抜き信号が発生
し、出力自動制御棒6はその上方に設置されてい
る制御棒駆動源13と制御棒駆動モータ12によ
り、信号が零になるまで炉心から引抜かれる。逆
にプラス信号とマイナス信号との差がマイナスの
場合、出力自動制御棒6は炉心に挿入され、原子
炉出力レベルは所定のレベルに自動的に設定され
る。
力設定信号Aとサンプリング調整器10において
比較される。そして、例えば前者の信号をマイナ
ス信号、後者をプラス信号とすると、増巾器17
で増巾されたその差信号がプラスの場合、制御棒
駆動回路11において制御棒引抜き信号が発生
し、出力自動制御棒6はその上方に設置されてい
る制御棒駆動源13と制御棒駆動モータ12によ
り、信号が零になるまで炉心から引抜かれる。逆
にプラス信号とマイナス信号との差がマイナスの
場合、出力自動制御棒6は炉心に挿入され、原子
炉出力レベルは所定のレベルに自動的に設定され
る。
このような出力レベルを自動的に制御する原子
炉において、例えば原子炉は運転員が設定した定
格出力100%に、出力自動制御棒6により、常時
制御されていたとすると、安全棒7、または出力
分布平坦化用制御棒5の例えば制御棒駆動源13
が何らかの原因で故障し、これらの制御棒が原子
炉内に落下する事故を想定する。この場合、原子
炉出力レベルを出力自動制御棒等により自動的に
制御していない原子炉においては、安全棒の落下
により出力レベルは降下するので問題ない。しか
し、前述した出力レベルを自動的に制御している
原子炉においては、安全棒等の落下による出力降
下は、出力自動制御棒6の引抜きにより補償さ
れ、出力レベルは元の100%出力レベルに自動的
に回復する。
炉において、例えば原子炉は運転員が設定した定
格出力100%に、出力自動制御棒6により、常時
制御されていたとすると、安全棒7、または出力
分布平坦化用制御棒5の例えば制御棒駆動源13
が何らかの原因で故障し、これらの制御棒が原子
炉内に落下する事故を想定する。この場合、原子
炉出力レベルを出力自動制御棒等により自動的に
制御していない原子炉においては、安全棒の落下
により出力レベルは降下するので問題ない。しか
し、前述した出力レベルを自動的に制御している
原子炉においては、安全棒等の落下による出力降
下は、出力自動制御棒6の引抜きにより補償さ
れ、出力レベルは元の100%出力レベルに自動的
に回復する。
第3図はこの時の原子炉出力変動および出力自
動制御棒6の位置変化を示したものである。第3
図において例えば、時刻零秒において安全棒等の
制御棒が原子炉内に落下する事故が発生したとす
る。この場合、原子炉出力は事故発生約2秒後に
75%出力まで降下する。このため、第2図で示し
た中性子検出器3の信号が、原子炉出力設定信号
A(100%)に比べ小さくなる結果、中性子検出器
校正回路9等の時間遅れ分だけ遅れ、事故発生約
0.5秒後より出力自動制御棒6は原子炉より引抜
かれ、約10秒後に出力はもとのレベル(100%)
に回復する。
動制御棒6の位置変化を示したものである。第3
図において例えば、時刻零秒において安全棒等の
制御棒が原子炉内に落下する事故が発生したとす
る。この場合、原子炉出力は事故発生約2秒後に
75%出力まで降下する。このため、第2図で示し
た中性子検出器3の信号が、原子炉出力設定信号
A(100%)に比べ小さくなる結果、中性子検出器
校正回路9等の時間遅れ分だけ遅れ、事故発生約
0.5秒後より出力自動制御棒6は原子炉より引抜
かれ、約10秒後に出力はもとのレベル(100%)
に回復する。
しかし、原子炉内の出力分布は、原子炉内の燃
料が溶融しないように、最大線出力密度が
17.5kw/ft以下、また燃料被覆が焼損しないよう
に最小限界熱流束比が1.9以上になるよう、出力
分布平坦化用制御棒により、最適に平坦化されて
いる。従つて、最適計画された出力分布平坦化用
制御棒以外の制御棒が原子炉内に挿入されると、
出力分布は第4図、破線で示すごとく落下事故の
生じた領域が低く、その分他が高くなるように大
きく歪み、最大線出力密度、最小限界熱流束比等
の熱的制限値は前記高出力部分で設計限界値を越
え、燃料が溶融破損する事態を生じる。
料が溶融しないように、最大線出力密度が
17.5kw/ft以下、また燃料被覆が焼損しないよう
に最小限界熱流束比が1.9以上になるよう、出力
分布平坦化用制御棒により、最適に平坦化されて
いる。従つて、最適計画された出力分布平坦化用
制御棒以外の制御棒が原子炉内に挿入されると、
出力分布は第4図、破線で示すごとく落下事故の
生じた領域が低く、その分他が高くなるように大
きく歪み、最大線出力密度、最小限界熱流束比等
の熱的制限値は前記高出力部分で設計限界値を越
え、燃料が溶融破損する事態を生じる。
第5図は制御棒落下に伴ない、最大線出力密
度、最小限界熱流束比の時間変化を示したもので
ある。安全棒7等の制御棒落下により出力が降下
する結果、事故後約1秒までは最大線出力密度は
小さく、最小限界熱流束比は大きくなる。しかし
その後出力が低下した領域分をカバーする程第3
図で示したごとく上昇する結果、高出力部分の最
大線出力密度は大きく、最小限界熱流束比は小さ
く変化する。それらの値は事故後約9秒におい
て、それぞれ若干オーバシユート、アンダシユー
トし、原子炉出力が100%出力レベルに回復した
時、最大線出力密度は21kw/ft、最小限界熱流
束比は1.5となる。これらの値が、事故開始前の
17.5kw/ft、1.9に較べそれぞれ大きく、又小さ
くなつている原因は、第4図に示したごとく、出
力分布が制御棒落下により大きく歪むためであ
る。
度、最小限界熱流束比の時間変化を示したもので
ある。安全棒7等の制御棒落下により出力が降下
する結果、事故後約1秒までは最大線出力密度は
小さく、最小限界熱流束比は大きくなる。しかし
その後出力が低下した領域分をカバーする程第3
図で示したごとく上昇する結果、高出力部分の最
大線出力密度は大きく、最小限界熱流束比は小さ
く変化する。それらの値は事故後約9秒におい
て、それぞれ若干オーバシユート、アンダシユー
トし、原子炉出力が100%出力レベルに回復した
時、最大線出力密度は21kw/ft、最小限界熱流
束比は1.5となる。これらの値が、事故開始前の
17.5kw/ft、1.9に較べそれぞれ大きく、又小さ
くなつている原因は、第4図に示したごとく、出
力分布が制御棒落下により大きく歪むためであ
る。
即ち、原子炉出力レベルが自動的に制御されて
いる原子炉において、何らかの事故もしくは誤操
作により安全棒等の制御棒が原子炉内に落下する
と、出力は、出力自動制御棒の引抜きによりもと
の出力レベルに回復される。しかしこの時、出力
分布は大きく歪んだ状態となるため、最大線出力
密度、最小限界熱流束比等の熱的諸量が限界値を
オーバし、燃料中心溶融あるいは燃料被覆管の焼
損といつた事故を誘発する欠点がある。
いる原子炉において、何らかの事故もしくは誤操
作により安全棒等の制御棒が原子炉内に落下する
と、出力は、出力自動制御棒の引抜きによりもと
の出力レベルに回復される。しかしこの時、出力
分布は大きく歪んだ状態となるため、最大線出力
密度、最小限界熱流束比等の熱的諸量が限界値を
オーバし、燃料中心溶融あるいは燃料被覆管の焼
損といつた事故を誘発する欠点がある。
本発明の目的は、出力制御手段が事故もしくは
誤操作により原子炉出力を低下させたとき、原子
炉を安全に運転する方法・装置を提供するところ
にある。
誤操作により原子炉出力を低下させたとき、原子
炉を安全に運転する方法・装置を提供するところ
にある。
上記目的を達成するための本願の第1発明は自
動的に原子炉出力を一定に維持する装置を備え、
前記原子炉出力が予め定められた設定値以下に降
下したとき前記装置の作動により熱的諸量が限界
値をオーバする特性を有する炉心を備えた原子炉
において、前記出力が予め定められた設定値以下
に降下したとき前記出力を一定に維持する前記装
置の働きを停止するようにしたことを特徴とする
原子炉の安全運転方法であつて、制御棒の落下事
故等により原子炉出力が予め定められた設定値以
下に降下したとき原子炉出力を一定に維持する装
置の働きを停止することにより原子炉出力分布の
歪み状態を促進させないようにし、もつて原子炉
出力が予め定められた設定値以下に降下したとき
原子炉出力を一定に維持する装置の作動により炉
心内の熱的諸量が限界値をオーバすることを阻止
することが出来るものである。
動的に原子炉出力を一定に維持する装置を備え、
前記原子炉出力が予め定められた設定値以下に降
下したとき前記装置の作動により熱的諸量が限界
値をオーバする特性を有する炉心を備えた原子炉
において、前記出力が予め定められた設定値以下
に降下したとき前記出力を一定に維持する前記装
置の働きを停止するようにしたことを特徴とする
原子炉の安全運転方法であつて、制御棒の落下事
故等により原子炉出力が予め定められた設定値以
下に降下したとき原子炉出力を一定に維持する装
置の働きを停止することにより原子炉出力分布の
歪み状態を促進させないようにし、もつて原子炉
出力が予め定められた設定値以下に降下したとき
原子炉出力を一定に維持する装置の作動により炉
心内の熱的諸量が限界値をオーバすることを阻止
することが出来るものである。
又、本願の第2発明は原子炉出力が予め定めら
れた出力レベル以下に降下したとき出力レベル制
御のための第2の制御棒の引抜により熱的諸量が
限界値をオーバする特性を有する炉心と、前記炉
心に対して抜き差し自在であつて前記炉心の出力
分布平坦化のための第1の制御棒と、前記炉心に
対して抜き差し自在であつて緊急時に前記炉心の
出力を低下させるための第3の制御棒と、前記出
力を検出する複数の中性子検出器と、前記中性子
検出器からの出力信号を受け、予め設定された原
子炉出力レベル信号と比較し、その差を出力する
サンプリング調整器と、前記サンプリング調整器
からの信号を受け、この信号に応じて前記第2の
制御棒を動作させる制御棒駆動装置とよりなる原
子炉において、前記サンプリング調整器にて比較
された出力信号と設定された出力レベル信号との
差の信号及び予め設定された出力降下の限界信号
を受け、この両者を比較する比較器と、この比較
器からの、前記差の信号が限界信号より大である
ことの信号を受け、前記第2の制御棒の動作を停
止させる、制御棒引抜阻止信号発生装置とより構
成した原子炉の安全運転装置であつて、前記サン
プリング調整器からの信号を受け、この信号に応
じて前記第2の制御棒を制御棒駆動装置が前記中
性子検出器からの出力信号と予め設定された原子
炉出力レベル信号との差が無くなる傾向に動作さ
せるが、制御棒落下事故等により原子炉出力が大
幅に降下すると、前記比較器からの、前記差の信
号が限界信号より大であることの信号を受け、制
御棒引抜阻止信号発生装置からの指令で前記第2
の制御棒の動作を停止させ、もつて原子炉出力が
予め定められた設定値以下に降下したとき原子炉
出力を一定に維持する装置の作動により炉心内の
熱的諸量が限界値をオーバすることを阻止するこ
とが出来るものである。
れた出力レベル以下に降下したとき出力レベル制
御のための第2の制御棒の引抜により熱的諸量が
限界値をオーバする特性を有する炉心と、前記炉
心に対して抜き差し自在であつて前記炉心の出力
分布平坦化のための第1の制御棒と、前記炉心に
対して抜き差し自在であつて緊急時に前記炉心の
出力を低下させるための第3の制御棒と、前記出
力を検出する複数の中性子検出器と、前記中性子
検出器からの出力信号を受け、予め設定された原
子炉出力レベル信号と比較し、その差を出力する
サンプリング調整器と、前記サンプリング調整器
からの信号を受け、この信号に応じて前記第2の
制御棒を動作させる制御棒駆動装置とよりなる原
子炉において、前記サンプリング調整器にて比較
された出力信号と設定された出力レベル信号との
差の信号及び予め設定された出力降下の限界信号
を受け、この両者を比較する比較器と、この比較
器からの、前記差の信号が限界信号より大である
ことの信号を受け、前記第2の制御棒の動作を停
止させる、制御棒引抜阻止信号発生装置とより構
成した原子炉の安全運転装置であつて、前記サン
プリング調整器からの信号を受け、この信号に応
じて前記第2の制御棒を制御棒駆動装置が前記中
性子検出器からの出力信号と予め設定された原子
炉出力レベル信号との差が無くなる傾向に動作さ
せるが、制御棒落下事故等により原子炉出力が大
幅に降下すると、前記比較器からの、前記差の信
号が限界信号より大であることの信号を受け、制
御棒引抜阻止信号発生装置からの指令で前記第2
の制御棒の動作を停止させ、もつて原子炉出力が
予め定められた設定値以下に降下したとき原子炉
出力を一定に維持する装置の作動により炉心内の
熱的諸量が限界値をオーバすることを阻止するこ
とが出来るものである。
本願の第3発明は原子炉炉心内の重水減速材中
に原子炉出力の制御手段として液体ポイズンを含
み、原子炉の出力が予め定められた出力レベル以
下に降下したとき出力レベル制御のための液体ポ
イズンをポイズン除去装置の働きにより原子炉炉
心外へ除去することにより熱的諸量が限界値をオ
ーバする特性を有する原子炉炉心と、前記原子炉
炉心に対して抜き差し自在であつて前記原子炉炉
心の出力分布平坦化のための第1の制御棒と、前
記原子炉炉心に対して抜き差し自在であつて緊急
時に前記原子炉炉心の出力を低下させるための第
3の制御棒と、前記出力を検出する複数の中性子
検出器と、前記中性子検出器からの出力信号を受
け、予め設定された原子炉出力レベル信号と比較
し、その差を出力するサンプリング調整器と、前
記サンプリング調整器からの信号を受け、この信
号に応じて前記第2の制御棒を動作させる制御棒
駆動装置とよりなる原子炉において、前記サンプ
リング調整器にて比較された出力信号と設定され
た出力レベル信号との差の信号及び予め設定され
た出力降下の限界信号を受け、この両者を比較す
る比較器と、この比較器からの、前記差の信号が
限界信号より大であることの信号を受け、前記ポ
イズン除去装置の働きを停止させる、信号発生装
置とより構成した原子炉の安全運転装置であつ
て、前記サンプリング調整器からの信号を受け、
この信号に応じてポイズン除去装置が前記中性子
検出器からの出力信号と予め設定された原子炉出
力レベル信号との差が無くなる傾向に前記液体ポ
イズンを除去させるが、制御棒落下事故等により
原子炉出力が大幅に降下すると、前記比較器から
の、前記差の信号が限界信号より大であることの
信号を受け、前記信号発出装置からの指令で前記
ポイズン除去装置の動作を停止させ、もつて原子
炉出力が予め定められた設定値以下に降下したと
きポイズン除去装置の作動により原子炉内の熱的
諸量が限界値をオーバすることを阻止することが
出来るものである。
に原子炉出力の制御手段として液体ポイズンを含
み、原子炉の出力が予め定められた出力レベル以
下に降下したとき出力レベル制御のための液体ポ
イズンをポイズン除去装置の働きにより原子炉炉
心外へ除去することにより熱的諸量が限界値をオ
ーバする特性を有する原子炉炉心と、前記原子炉
炉心に対して抜き差し自在であつて前記原子炉炉
心の出力分布平坦化のための第1の制御棒と、前
記原子炉炉心に対して抜き差し自在であつて緊急
時に前記原子炉炉心の出力を低下させるための第
3の制御棒と、前記出力を検出する複数の中性子
検出器と、前記中性子検出器からの出力信号を受
け、予め設定された原子炉出力レベル信号と比較
し、その差を出力するサンプリング調整器と、前
記サンプリング調整器からの信号を受け、この信
号に応じて前記第2の制御棒を動作させる制御棒
駆動装置とよりなる原子炉において、前記サンプ
リング調整器にて比較された出力信号と設定され
た出力レベル信号との差の信号及び予め設定され
た出力降下の限界信号を受け、この両者を比較す
る比較器と、この比較器からの、前記差の信号が
限界信号より大であることの信号を受け、前記ポ
イズン除去装置の働きを停止させる、信号発生装
置とより構成した原子炉の安全運転装置であつ
て、前記サンプリング調整器からの信号を受け、
この信号に応じてポイズン除去装置が前記中性子
検出器からの出力信号と予め設定された原子炉出
力レベル信号との差が無くなる傾向に前記液体ポ
イズンを除去させるが、制御棒落下事故等により
原子炉出力が大幅に降下すると、前記比較器から
の、前記差の信号が限界信号より大であることの
信号を受け、前記信号発出装置からの指令で前記
ポイズン除去装置の動作を停止させ、もつて原子
炉出力が予め定められた設定値以下に降下したと
きポイズン除去装置の作動により原子炉内の熱的
諸量が限界値をオーバすることを阻止することが
出来るものである。
本発明の好適な実施例を第6図〜第8図に基づ
く例に従い以下説明する。
く例に従い以下説明する。
第6図において、制御棒駆動源13の故障によ
り、安全棒7が原子炉タンク1内に落下したとし
た場合、加算平均回路8で加算平均された中性子
検出器3の信号は、原子炉運転員が設定した値A
(例えば100%出力)に比べ小さくなる。上記中性
子検出器計測値と設定値Aとの差が同様に原子炉
運転員が予め設定された出力降下の限界信号値B
(例えば5%出力)と、比較器15に於て比較さ
れ、上記差が設定値Bより大きな場合にのみ制御
棒引抜阻止信号発生装置14において制御棒引抜
阻止が発生し、出力自動制御棒6の引抜阻止を行
なう。
り、安全棒7が原子炉タンク1内に落下したとし
た場合、加算平均回路8で加算平均された中性子
検出器3の信号は、原子炉運転員が設定した値A
(例えば100%出力)に比べ小さくなる。上記中性
子検出器計測値と設定値Aとの差が同様に原子炉
運転員が予め設定された出力降下の限界信号値B
(例えば5%出力)と、比較器15に於て比較さ
れ、上記差が設定値Bより大きな場合にのみ制御
棒引抜阻止信号発生装置14において制御棒引抜
阻止が発生し、出力自動制御棒6の引抜阻止を行
なう。
制御棒が原子炉内に落下した時の原子炉出力お
よび出力自動制御棒位置の過渡変化を第7図に示
す。制御棒落下により出力は短時間(約2秒)に
100%から75%に降下する。しかしこの降下量25
%が予め設定された設定値B(5%出力)に比べ
大きいため、出力自動制御棒6は、比較器15、
校正回路9等の時間遅れ分のみしか引抜かれず、
その後出力自動制御棒6は制御棒引抜阻止信号に
より引抜阻止されるため、原子炉出力レベルの回
復は第7図に示すごとく80%出力レベルにとどま
る。この結果、制御棒落下により原子炉出力分布
が、第4図破線で示すごとく歪んでも、出力レベ
ルが80%までしか回復しないため、熱的諸量の最
大線出力密度は第8図で示すごとく16kw/ftに
しか上昇しない。同様に最小限界熱流束比は2.1
までしか低下せず、これらの値は限界値
17.5kw/ft以下および1.9以上を十分に満足して
いるので燃料の健全性は保たれる。なお、設定値
Pの大きさは、原子炉の外乱を考慮して設定され
た値であり、Bの値として約5%を設定しておけ
ば、いかなる外乱に対しても出力の自動制御は対
処でき、出力レベルは一定値Aの値に常時保持さ
れる。また落下制御棒の反応度価値が小さく、制
御棒が落下しても出力が約5%位しか降下しない
場合には、出力自動制御棒の引抜きにより出力レ
ベルはもとの100%出力まで回復するが、この場
合、落下制御棒の反応度価値が小さい故に、制御
棒落下時の出力分布の歪みは小さく、同様に燃料
の健全性は保たれる。
よび出力自動制御棒位置の過渡変化を第7図に示
す。制御棒落下により出力は短時間(約2秒)に
100%から75%に降下する。しかしこの降下量25
%が予め設定された設定値B(5%出力)に比べ
大きいため、出力自動制御棒6は、比較器15、
校正回路9等の時間遅れ分のみしか引抜かれず、
その後出力自動制御棒6は制御棒引抜阻止信号に
より引抜阻止されるため、原子炉出力レベルの回
復は第7図に示すごとく80%出力レベルにとどま
る。この結果、制御棒落下により原子炉出力分布
が、第4図破線で示すごとく歪んでも、出力レベ
ルが80%までしか回復しないため、熱的諸量の最
大線出力密度は第8図で示すごとく16kw/ftに
しか上昇しない。同様に最小限界熱流束比は2.1
までしか低下せず、これらの値は限界値
17.5kw/ft以下および1.9以上を十分に満足して
いるので燃料の健全性は保たれる。なお、設定値
Pの大きさは、原子炉の外乱を考慮して設定され
た値であり、Bの値として約5%を設定しておけ
ば、いかなる外乱に対しても出力の自動制御は対
処でき、出力レベルは一定値Aの値に常時保持さ
れる。また落下制御棒の反応度価値が小さく、制
御棒が落下しても出力が約5%位しか降下しない
場合には、出力自動制御棒の引抜きにより出力レ
ベルはもとの100%出力まで回復するが、この場
合、落下制御棒の反応度価値が小さい故に、制御
棒落下時の出力分布の歪みは小さく、同様に燃料
の健全性は保たれる。
以上の説明では制御棒落下による出力低下をも
つて、自動制御棒の動作を停止させるようにした
ものを説明したが、例えば制御棒落下の事象を表
わす制御棒張力小のような信号でもよく、また、
原子炉出力レベルを自動制御する装置は、重水減
速材中に含まれている液体ポイズンの濃度調整で
もよい。この場合には、出力低下時にはポイズン
除去装置の働きを停止させれば良い。
つて、自動制御棒の動作を停止させるようにした
ものを説明したが、例えば制御棒落下の事象を表
わす制御棒張力小のような信号でもよく、また、
原子炉出力レベルを自動制御する装置は、重水減
速材中に含まれている液体ポイズンの濃度調整で
もよい。この場合には、出力低下時にはポイズン
除去装置の働きを停止させれば良い。
以上が本発明の説明で、本発明によれば、原子
炉運転中、制御棒が原子炉内に落下しても、原子
炉出力レベルの上昇は抑制されるので、燃料の健
全性は保たれ、安全性の高い原子炉が得られる。
炉運転中、制御棒が原子炉内に落下しても、原子
炉出力レベルの上昇は抑制されるので、燃料の健
全性は保たれ、安全性の高い原子炉が得られる。
第1図は圧力管型原子炉の概略断面図、第2図
は第1図に示す圧力管型原子炉の運転装置を示す
略図、第3図は圧力管型原子炉における制御棒落
下時の原子炉出力および出力自動制御棒位置の時
間変化を示す線図、第4図は制御棒落下前後の半
径方向原子炉出力分布を示す線図、第5図は制御
棒落下時の最大線出力密度および最小限界熱流束
比の過渡変化を示す線図、第6図は本発明の方法
及び装置の一実施例を示す圧力管型原子炉の概略
断面図、第7図は第6図に示す実施例において、
制御棒が原子炉内に落下した時の原子炉出力およ
び出力自動制御棒位置の時間変化を示す線図、第
8図は第7図の時間に対応する最大線出力密度、
最小限界熱流束比の過渡変化を示す線図である。 1……原子炉、3……中性子検出器、5……第
1の制御棒、6……出力自動制御棒(第2の制御
棒)、7……安全棒(第3の制御棒)、8……加算
平均回路、9……校正回路、10……サンプリン
グ調整器、11……制御棒駆動回路、12……制
御棒駆動モータ、13……制御棒駆動源、14…
…制御棒引抜阻止信号発生装置、15……比較
器。
は第1図に示す圧力管型原子炉の運転装置を示す
略図、第3図は圧力管型原子炉における制御棒落
下時の原子炉出力および出力自動制御棒位置の時
間変化を示す線図、第4図は制御棒落下前後の半
径方向原子炉出力分布を示す線図、第5図は制御
棒落下時の最大線出力密度および最小限界熱流束
比の過渡変化を示す線図、第6図は本発明の方法
及び装置の一実施例を示す圧力管型原子炉の概略
断面図、第7図は第6図に示す実施例において、
制御棒が原子炉内に落下した時の原子炉出力およ
び出力自動制御棒位置の時間変化を示す線図、第
8図は第7図の時間に対応する最大線出力密度、
最小限界熱流束比の過渡変化を示す線図である。 1……原子炉、3……中性子検出器、5……第
1の制御棒、6……出力自動制御棒(第2の制御
棒)、7……安全棒(第3の制御棒)、8……加算
平均回路、9……校正回路、10……サンプリン
グ調整器、11……制御棒駆動回路、12……制
御棒駆動モータ、13……制御棒駆動源、14…
…制御棒引抜阻止信号発生装置、15……比較
器。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 自動的に原子炉出力を一定に維持する装置を
備え、前記原子炉出力が予め定められた設定値以
下に降下したとき前記装置の作動により熱的諸量
が限界値をオーバする特性を有する炉心を備えた
原子炉において、前記出力が予め定められた設定
値以下に降下したとき前記出力を一定に維持する
前記装置の働きを停止するようにしたことを特徴
とする原子炉の安全運転方法。 2 前記炉心は前記原子炉出力が前記設定値より
も5%以上降下したときに前記装置の働きにより
熱的諸量が限界値をオーバする特性を有する炉心
であつて、前記装置の働きを停止するタイミング
は前記原子炉出力が前記設定値よりも5%降下し
た時であることを特徴とした特許請求の範囲の第
1項に記載の原子炉の安全運転方法。 3 原子炉出力が予め定められた出力レベル以下
に降下したとき出力レベル制御のための第2の制
御棒の引抜により熱的諸量が限界値をオーバする
特性を有する炉心と、前記炉心に対して抜き差し
自在であつて前記炉心の出力分布平坦化のための
第1の制御棒と、前記炉心に対して抜き差し自在
であつて緊急時に前記炉心の出力を低下させるた
めの第3の制御棒と、前記出力を検出する複数の
中性子検出器と、前記中性子検出器からの出力信
号を受け、予め設定された原子炉出力レベル信号
と比較し、その差を出力するサンプリング調整器
と、前記サンプリング調整器からの信号を受け、
この信号に応じて前記第2の制御棒を動作させる
制御棒駆動装置とよりなる原子炉において、前記
サンプリング調整器にて比較された出力信号と設
定された出力レベル信号との差の信号及び予め設
定された出力降下の限界信号を受け、この両者を
比較する比較器と、この比較器からの、前記差の
信号が限界信号より大であることの信号を受け、
前記第2の制御棒の動作を停止させる、制御棒引
抜阻止信号発生装置とより構成した原子炉の安全
運転装置。 4 制御棒引抜阻止信号発生装置は、第1もしく
は第3の制御棒の、炉心への落下信号によつて作
動する様にした特許請求の範囲の第3項に記載の
原子炉の安全運転装置。 5 原子炉炉心内の重水減速材中に原子炉出力の
制御手段として液体ポイズンを含み、原子炉の出
力が予め定められた出力レベル以下に降下したと
き出力レベル制御のための液体ポイズンをポイズ
ン除去装置の働きにより原子炉炉心外へ除去する
ことにより熱的諸量が限界値をオーバする特性を
有する原子炉炉心と、前記原子炉炉心に対して抜
き差し自在であつて前記原子炉炉心の出力分布平
坦化のための第1の制御棒と、前記原子炉炉心に
対して抜き差し自在であつて緊急時に前記原子炉
炉心の出力を低下させるための第3の制御棒と、
前記出力を検出する複数の中性子検出器と、前記
中性子検出器からの出力信号を受け、予め設定さ
れた原子炉出力レベル信号と比較し、その差を出
力するサンプリング調整器と、前記サンプリング
調整器からの信号を受け、この信号に応じて前記
第2の制御棒を動作させる制御棒駆動装置とより
なる原子炉において、前記サンプリング調整器に
て比較された出力信号と設定された出力レベル信
号との差の信号及び予め設定された出力降下の限
界信号を受け、この両者を比較する比較器と、こ
の比較器からの、前記差の信号が限界信号より大
であることの信号を受け、前記ポイズン除去装置
の働きを停止させる、信号発生装置とより構成し
た原子炉の安全運転装置。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55114800A JPS5739395A (en) | 1980-08-22 | 1980-08-22 | Method and device for operating safely nuclear reactor |
| US06/292,586 US4548784A (en) | 1980-08-22 | 1981-08-13 | Nuclear reactor power control system |
| CA000384141A CA1177180A (en) | 1980-08-22 | 1981-08-18 | Nuclear reactor power control system |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55114800A JPS5739395A (en) | 1980-08-22 | 1980-08-22 | Method and device for operating safely nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5739395A JPS5739395A (en) | 1982-03-04 |
| JPH0227639B2 true JPH0227639B2 (ja) | 1990-06-19 |
Family
ID=14646994
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP55114800A Granted JPS5739395A (en) | 1980-08-22 | 1980-08-22 | Method and device for operating safely nuclear reactor |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4548784A (ja) |
| JP (1) | JPS5739395A (ja) |
| CA (1) | CA1177180A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103514967A (zh) * | 2012-06-15 | 2014-01-15 | 北京凯佰特科技有限公司 | 智能反应堆控制方法 |
Families Citing this family (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4699749A (en) * | 1985-05-07 | 1987-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Controlling a nuclear reactor with dropped control rods |
| US4716009A (en) * | 1985-12-17 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Dropped rod protection insensitive to large load loss |
| FR2611302B1 (fr) * | 1987-02-20 | 1989-04-07 | Framatome Sa | Procede de detection de la chute d'un element antireactif dans le reacteur d'une centrale nucleaire et centrale protegee contre une telle chute |
| FR2626403B1 (fr) * | 1988-01-27 | 1990-05-11 | Framatome Sa | Systeme de protection d'un reacteur nucleaire en cas de chute d'un element antireactif |
| DE19534952C2 (de) * | 1995-09-20 | 2001-08-16 | Siemens Ag | Verfahren zum Erfassen eines Steuerelementeinfalls |
| US5956381A (en) * | 1995-09-20 | 1999-09-21 | Siemens Aktiengesellschaft | Method and apparatus for detecting the dropping of a control element |
| JP3924932B2 (ja) | 1998-07-02 | 2007-06-06 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラントの制御システム |
| US7177383B2 (en) * | 2004-02-02 | 2007-02-13 | James Hardy | Method and system for safety regulation in nuclear power regulating systems |
| US20070018110A1 (en) * | 2004-07-29 | 2007-01-25 | Mcgregor Douglas S | Micro neutron detectors |
| RU2310246C1 (ru) * | 2006-03-27 | 2007-11-10 | Леонид Нафталиевич Голянд | Способ автоматического регулирования мощности ядерного реактора |
| SE532185C2 (sv) * | 2007-04-10 | 2009-11-10 | Westinghouse Electric Sweden | Förfarande för att driva en reaktor hos en kärnanläggning |
| CN101964215B (zh) * | 2010-08-03 | 2013-03-13 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站机组功率控制系统 |
| CN103426491B (zh) * | 2012-05-24 | 2016-05-18 | 中国核动力研究设计院 | 核电厂过程参数可靠性处理方法 |
| CN104575638B (zh) * | 2015-02-11 | 2017-03-01 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种可与中子源耦合的安全多功能快中子零功率装置 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4318778A (en) * | 1973-05-22 | 1982-03-09 | Combustion Engineering, Inc. | Method and apparatus for controlling a nuclear reactor |
| US4069097A (en) * | 1975-11-11 | 1978-01-17 | Westinghouse Electric Corporation | Method and apparatus for monitoring flux deviations in a nuclear reactor |
| JPS5811036B2 (ja) * | 1976-10-08 | 1983-03-01 | 株式会社日立製作所 | 圧力管型原子炉の出力制御装置 |
| JPS5552998A (en) * | 1978-10-16 | 1980-04-17 | Hitachi Ltd | Reactor recirculation flow rate control device |
| JPS55149900A (en) * | 1979-05-11 | 1980-11-21 | Hitachi Ltd | Power control device for bwr type reactor |
-
1980
- 1980-08-22 JP JP55114800A patent/JPS5739395A/ja active Granted
-
1981
- 1981-08-13 US US06/292,586 patent/US4548784A/en not_active Expired - Lifetime
- 1981-08-18 CA CA000384141A patent/CA1177180A/en not_active Expired
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103514967A (zh) * | 2012-06-15 | 2014-01-15 | 北京凯佰特科技有限公司 | 智能反应堆控制方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5739395A (en) | 1982-03-04 |
| US4548784A (en) | 1985-10-22 |
| CA1177180A (en) | 1984-10-30 |
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