JPH0511092A - 原子炉の防護方法 - Google Patents

原子炉の防護方法

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JPH0511092A
JPH0511092A JP3201409A JP20140991A JPH0511092A JP H0511092 A JPH0511092 A JP H0511092A JP 3201409 A JP3201409 A JP 3201409A JP 20140991 A JP20140991 A JP 20140991A JP H0511092 A JPH0511092 A JP H0511092A
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temperature
nuclear
core
emergency stop
signal
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JP3201409A
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Jean-Lucien Mourlevat
ジヤン−リユシアン・ムールバ
Olivier Pavageau
オリビエ・パバジヨ
Pierre Kockerols
ピエール・コツクロール
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Fragema
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    • G—PHYSICS
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    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
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    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
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    • G21D3/10—Regulation of any parameters in the plant by a combination of a variable derived from neutron flux with other controlling variables, e.g. derived from temperature, cooling flow, pressure
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    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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Abstract

(57)【要約】 （修正有） 【目的】 加圧水型原子力発電所の二次熱交換循環路に
おける無制限な負荷増加に起因する偶発的過渡状態が原
子力の増加を引き起こす場合に、過大出力システムの緊
急停止限界を温度に応じて補正する方法を提供する。 【構成】 本原子炉は、原子核反応を起こす燃料棒を備
えた炉心２と、熱交換循環路と、制御棒クラスタ１２
と、出力測定システム１４と、出力差測定システム１６
と、温度測定システム１８とを含む。過大出力防護シス
テム３０及び高温防護システム３２が両方とも総出力信
号ＤＴと運転温度信号ＳＴを受取り、温度信号ＳＴの値
が基準温度より低い運転温度に対応する場合には緊急停
止限界を低下させる。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉の制御、即ち原子
炉が種々の要求を満たすのに必要な出力を常時供給する
ことができるようにする原子炉の制御に係わる。この制
御はまた、燃料の無駄な消耗及び事故の危険性を最大限
に回避するように行われる。これらの原子炉によって構
成されたボイラについては、特に事故が発生する危険を
制限するために極めて厳しい安全基準が定められてい
る。
【０００２】本発明はより特定的には加圧水型原子力ボ
イラに係わる。
【０００３】
【従来の技術】この種のボイラは、本発明の実施例の説
明で後述するような公知の部材を含む。この種のボイラ
は特に、原子炉の過大出力を引き金として始動する防護
システムと、冷却材の過大温度を引き金として始動する
防護システムとを備えている。本明細書ではこれらのシ
ステムを夫々「過大出力システム」及び「高温システ
ム」と称する。これらのシステムは、事故で過渡状態が
発生した場合に原子炉を緊急停止させて原子炉の炉心を
保護するように設計されている。そのためにこれらのシ
ステムは、原子力、即ち原子炉の熱出力を表す高温ブラ
ンチと低温ブランチとの間の温度差ＤＴ、原子炉容器の
平均温度ＳＴ、一次圧力（高温システムでのみ使用され
る）、一次ポンプの回転速度ＶＰ（一次冷却材の流量を
表す）、軸方向出力差ＤＩ、即ち炉心の上部で測定され
た出力と炉心の下部で測定された出力との差といった諸
パラメータの測定値に基づいて緊急停止信号を発生す
る。
【０００４】図２は公知の過大出力システムのフローチ
ャートである。
【０００５】原子力の限界、即ちこれを超えると前記２
つの防護システムのいずれか一方が緊急停止信号を発生
させるという限界の一例を図３に示した。この原子力の
限界は図３では曲線ＪＰ及びＫＰで示されている。これ
らの曲線は夫々一定値のポンプ速度及び軸方向出力差に
係わる。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】このようなシステムの
機能には問題がある。この問題は図３を参照しながら説
明することができる。図３では、曲線ＥＴが二次熱交換
循環路の無制限な負荷増大に起因する偶発的過渡状態の
典型的挙動を示している。この循環路は一次熱交換循環
路の熱受容器を構成する蒸気発生器に熱的に接続されて
いる。そこで２つの現象が生じる。１つは、二次循環路
における負荷の増大によって一次循環路からより多くの
出力が抽出され、その結果原子炉の運転温度ＳＴが低下
するという現象である。もう１つは、原子炉制御システ
ムが二次循環路からの要求の増大に追いつくために原子
力を増大させるという現象である。
【０００７】この種の過渡状態を分析した結果、公知の
設計の防護システムでは原子炉の緊急停止が確実に起こ
るとは限らず、過渡状態によっては燃料の健全性を保証
する安全基準が満たされないこともあることが判明し
た。
【０００８】本発明の目的は特に、原子炉の防護を改善
すべく、加圧水型原子力発電所の二次熱交換循環路にお
ける無制限な負荷増加に起因する偶発的過渡状態が原子
力の増加を引き起こす場合に、このような過渡状態によ
って生じ得る結果を制限することにある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】そのために本発明は、過
大出力システムの緊急停止限界を温度に応じて補正する
ことを提案する。
【００１０】そこで本発明は、原子炉の負荷が増大する
事象においてそれによってさらに原子炉の原子力が緊急
停止限界に達する事象の際に原子炉の緊急停止が起動さ
れる原子炉の防護方法であって、原子炉の運転温度が下
がる場合には前記緊急停止限界がより低下することを特
徴とする方法を提供する。
【００１１】
【実施例】以下、添付図面に基づき非限定的実施例を挙
げて本発明をより詳細に説明する。尚、図面を通して同
一の要素は同一の符号で示した。
【００１２】本発明は一般的には、図１に示すように、
原子核反応を起こす燃料棒を備えた炉心２と、熱交換循
環路と、制御棒クラスタ１２と、出力測定システム１４
と、出力差測定システム１６と、温度測定システム１８
とを含む原子炉に適用される。
【００１３】炉心２では核反応の結果原子力が生じ、こ
れが炉心の上部と下部との間で分配され且つ熱に変換さ
れる。
【００１４】熱交換循環路では冷却材が入口ダクト４を
介して炉心内に流入し、一次ポンプ８の作用で炉心内を
流れ、出口ダクト６を介して炉心から流出し、その結果
前記熱が炉心から除去される。この熱はこの循環路から
種々の要求をもつ熱受容器１０に送られる。この熱受容
器は通常、出力を二次循環路に転送する蒸気発生器１０
で構成される。ポンプ８はポンプ速度信号ＶＰを供給す
る速度検出器を備えている。
【００１５】制御棒クラスタ１２は機構１３によって駆
動され、炉心の核反応を制御すべく命令に応じて上部か
ら炉心内に侵入する。
【００１６】出力測定システム１４は原子力を表す総出
力信号ＤＴを送出する。このシステムは、夫々入口ダク
ト４及び出口ダクト６に取付けられた２つの温度検出器
２０及び２２によって測定された温度の差を出す。
【００１７】出力差測定システム１６は炉心の上部と下
部との間の軸方向出力差を表す出力差信号ＤＩを送出す
る。このシステムは炉心２の上部及び下部に夫々面して
配置された２つの中性子検出器１５及び１７から信号を
受け取る。温度測定システム１８は前記冷却材の温度で
ある運転温度を表す運転温度信号を供給する。このシス
テムは、検出器２０及び２２によって測定された温度の
平均値を出す。
【００１８】この原子炉を制御する装置は公知のよう
に、出力制御システム２４と、過大出力防護システム３
０とを含む。
【００１９】出力制御システム２４は、熱受容器１０が
少なくともその要求にほぼ対応する熱出力を受け取るよ
うに、特に熱受容器１０の要求の変化に応じて制御棒ク
ラスタ１２の一部に作用する。
【００２０】過大出力防護システム３０は、前記核反応
を迅速に停止させるべく、前記制御棒クラスタの少なく
とも一部を前記炉心内に挿入させる緊急停止信号を供給
する。そのためにこのシステムは、少なくとも総出力信
号ＤＴと前記運転温度信号ＳＴとを受け取る。このシス
テムは、総出力信号ＤＴによって表される原子力が、少
なくとも温度信号ＳＴに基づいて決定される緊急停止限
界ＬＰを超えた時に、機構１３に緊急停止信号ＡＲを送
る。
【００２１】過大出力防護システム３０及び高温防護シ
ステム３２は両方とも前述の信号を総て受け取り、高温
防護システムは更に一次圧力信号も受け取る。
【００２２】本発明では、温度信号ＳＴの値が基準温度
ＴＲより低い運転温度Ｔに対応する場合には緊急停止限
界ＬＰを低下させる。
【００２３】この緊急停止限界は、運転温度ＳＴの関数
として正の勾配の法則に従うのが好ましい。この法則は
好ましくは直線形である。
【００２４】また、本発明の方法を加圧水型原子炉に適
用する場合には、基準温度を２７０〜３２０°Ｃ、好ま
しくは２９０〜３００°Ｃにする。
【００２５】運転温度ＳＴが基準温度ＴＲより２０°Ｃ
低い場合には、緊急停止限界ＬＰの値を運転温度が基準
温度より少し高い場合の該限界の値の半分より小さくす
るのが好ましい。
【００２６】防護システム３０を構成するのに適した図
２の公知の防護システムは、ポンプ速度信号ＶＰを処理
するためのフィルタ回路４０及び乗算器４２と、軸方向
出力差信号ＤＩを処理するための回路４４と、原子力信
号ＤＴを処理するためのフィルタ回路４６と、緊急停止
信号ＡＲを供給する加算回路５０及び５２に一定の補足
信号を供給する回路４８とを含む。
【００２７】原子炉の運転温度を表す温度信号ＳＴはフ
ィルタ回路５４を通る。
【００２８】この信号は次いで２つの経路を介して加算
回路５０に送られる。第１の経路はフィルタ回路５６と
乗算器５８とを含む。第２の経路はまず、公称温度を表
す信号ＰＮも受け取る加算回路６０を含み、次いで乗算
器６２を含む。このようにして得られる緊急停止限界Ｊ
Ｐを図３に示した。
【００２９】システム３０を構成するための本発明の過
大出力防護システムは、図４か明らかなように、前記第
２の経路以外は図２のシステムと同じである。前記第２
の経路は緊急停止限界ＬＰを図５のように変化させる関
数発生器６４からなる。
【００３０】図５では曲線ＥＴが二次熱交換循環路にお
ける無制限な負荷増加に起因する過渡状態の変化を示し
ている。この過渡状態は初期段階では図３の曲線ＥＴと
同じであるが、図５の場合は図４のシステムによる緊急
停止信号の送出に対応する点６６でこの曲線が切れてい
る。前記曲線のこのような変化が原子炉の緊急停止を安
全基準に到達する前に生起させることは明白であろう。
このような条件では、負荷が過大になった時でも安全基
準を満たすことができる。
【００３１】また、過大出力システムの寸法をより自由
に決定することも可能になり、従って通常運転における
特定の過渡状態でのオペレーションマージンを大きくす
ることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明を適用する原子炉の説明図である。
【図２】前記原子炉を防護するための公知の過大出力シ
ステムのフローチャートである。
【図３】図２のシステムを使用した場合の緊急停止限界
ＪＰの変化を示すべくＹ軸に原子力、Ｘ軸に運転温度を
プロットしたグラフであり、図２のシステムと同時に使
用される一般的なタイプの高温システムの作用の結果生
じる緊急停止限界ＫＰも示している。
【図４】図１の原子炉に適用できる本発明の過大出力シ
ステムのフローチャートである。
【図５】図４のシステムを使用した場合の緊急停止限界
ＬＰを示す図３と類似のグラフであり、図４のシステム
と同時に使用される一般的タイプの高温システムの作用
の結果生じる緊急停止限界ＫＰも示している。
【符号の説明】
２ 炉心 ４，６，８ 熱交換循環路 ３０ 過大出力防護システム
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ピエール・コツクロール ベルギー国、2610・ビルリスク、ベルビス ト・ストラート、パーテル・31

Claims (6)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】原子炉の負荷が増大する事象においてそれ
    によってさらに原子炉の原子力が緊急停止限界に達する
    事象の際に原子炉の緊急停止が起動される原子炉の防護
    方法であって、原子炉の運転温度が下がる場合には前記
    緊急停止限界が低下することを特徴とする原子炉、特に
    加圧水型原子炉の防護方法。
  2. 【請求項２】原子核反応が内部で起こり、炉心の上部と
    下部との間に分配され且つ熱に変換される原子力を放出
    する燃料棒を含む炉心と、 冷却材が入口ダクトを介して炉心内に流入させ、炉心内
    を通って流れさせ、出口ダクトを介して炉心から流出さ
    せ、それによって前記熱を除去し、除去した熱を種々の
    要求をもつ熱受容器に供給する熱交換循環路と、 炉心の原子核反応を制御すべく炉心の上部から炉心内に
    制御下で挿入される制御棒クラスタと、 前記原子力を表す総出力信号を供給する少なくとも１つ
    の出力測定システムと、 前記冷却材の温度である運転温度を表す運転温度信号を
    供給する温度測定システムと、 前記熱受容器が少なくともその要求にほぼ対応する熱出
    力を受け取るように、特に該熱受容器の要求の変化に応
    じて制御棒クラスタの一部に作用する出力制御システム
    と、 前記原子核反応を迅速に停止させるべく、前記制御棒ク
    ラスタの少なくとも一部を前記炉心内に挿入させる緊急
    停止信号を供給することができる過大出力防護システム
    とを備えた原子炉において、 該過大出力防護システムがこの目的のために少なくとも
    前記総出力信号と前記運転温度信号とを受け取り、該総
    出力信号によって表される原子力が少なくとも温度信号
    に基づいて決定される緊急停止限界を超えた時に前記緊
    急停止信号を送出し、前記運転温度信号の値が基準温度
    より低い運転温度に対応する場合には緊急停止限界が低
    下することを特徴とする請求項１に記載の方法。
  3. 【請求項３】緊急停止限界が前記運転温度の関数として
    正の勾配の法則に従うことを特徴とする請求項２に記載
    の方法。
  4. 【請求項４】前記緊急停止限界に適用し得る前記正の勾
    配の法則が線形法則であることを特徴とする請求項３に
    記載の方法。
  5. 【請求項５】前記方法を加圧水型原子炉に適用する場合
    は、基準温度を２７０〜３２０°Ｃ、好ましくは２９０
    〜３００°Ｃにすることを特徴とする請求項２に記載の
    方法。
  6. 【請求項６】前記運転温度が前記基準温度より２０°Ｃ
    低い場合には、前記緊急停止限界の値を前記運転温度が
    前記基準温度より少し高い場合の該緊急停止限界の値の
    半分より小さくすることを特徴とする請求項５に記載の
    方法。
JP3201409A 1990-07-17 1991-07-16 原子炉の防護方法 Pending JPH0511092A (ja)

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FR9009094 1990-07-17
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CN (1) CN1058286A (ja)
DE (1) DE69105386T2 (ja)
ES (1) ES2064949T3 (ja)
FR (1) FR2665013B1 (ja)
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Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5309485A (en) * 1992-07-06 1994-05-03 General Electric Company Core automated monitoring system
US5528639A (en) * 1994-08-01 1996-06-18 General Electric Company Enhanced transient overpower protection system
CN106887265B (zh) * 2017-03-14 2018-05-15 国核电力规划设计研究院有限公司 一种球床模块式高温气冷堆的启停堆系统

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3979255A (en) * 1973-09-04 1976-09-07 Combustion Engineering, Inc. Method for operating a system with a variable excursion margin setpoint
JPS5552998A (en) * 1978-10-16 1980-04-17 Hitachi Ltd Reactor recirculation flow rate control device
US4308099A (en) * 1979-01-22 1981-12-29 The Babcock & Wilcox Company Nuclear reactor safety system
FR2542493B1 (fr) * 1983-03-11 1985-12-27 Framatome Sa Dispositif de determination rapide et precise de la puissance d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
JPS59184895A (ja) * 1983-04-06 1984-10-20 株式会社日立製作所 原子炉の負荷追従制御方法
US4637911A (en) * 1984-07-24 1987-01-20 Massachusetts Institute Of Technology Apparatus and method for closed-loop control of reactor power
JPS629413A (ja) * 1985-07-05 1987-01-17 Hitachi Ltd 発電プラントの制御装置
US4738818A (en) * 1986-09-29 1988-04-19 Westinghouse Electric Corp. Feedwater control in a PWR following reactor trip
FR2610446B1 (fr) * 1987-01-30 1991-11-29 Framatome Sa Procede de determination du seuil d'alarme du rapport d'echauffement critique, dispositif de mise en oeuvre, et procede de pilotage d'un reacteur nucleaire
US4975238A (en) * 1988-09-01 1990-12-04 Mpr, Inc. Control system for a nuclear steam power plant

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Publication number Publication date
DE69105386D1 (de) 1995-01-12
CN1058286A (zh) 1992-01-29
ES2064949T3 (es) 1995-02-01
DE69105386T2 (de) 1995-04-20
FR2665013A1 (fr) 1992-01-24
ZA915585B (en) 1992-04-29
FR2665013B1 (fr) 1992-09-18
EP0467787B1 (fr) 1994-11-30
US5169592A (en) 1992-12-08
EP0467787A1 (fr) 1992-01-22
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KR920003331A (ko) 1992-02-29

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