JPH0566292A - 原子炉スクラム抑制装置 - Google Patents
原子炉スクラム抑制装置Info
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- JPH0566292A JPH0566292A JP3226995A JP22699591A JPH0566292A JP H0566292 A JPH0566292 A JP H0566292A JP 3226995 A JP3226995 A JP 3226995A JP 22699591 A JP22699591 A JP 22699591A JP H0566292 A JPH0566292 A JP H0566292A
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Abstract
(57)【要約】
【目的】主蒸気隔離弁の閉止等、主蒸気配管の一部が何
らかの原因により閉鎖された場合でも、原子炉の出力を
低減制御させて原子炉内の圧力上昇により中性子束が増
加して原子炉がスクラムすることを抑制する原子炉スク
ラム抑制装置を提供する。 【構成】原子炉から発生した蒸気を負荷へ供給する主蒸
気系統を形成する主蒸気隔離弁等を介挿した複数の主蒸
気配管と、各主蒸気配管に配設して流通する蒸気流量を
検出する主蒸気流量検出手段と、この主蒸気流量検出手
段からの主蒸気流量信号を入力して複数の主蒸気流量信
号相互の比較選定及び平均と偏差を検出して前記複数の
主蒸気配管のうち一部の主蒸気配管における異常流量を
検出して前記原子炉の出力を制御する信号を発する圧力
制御装置を具備する。
らかの原因により閉鎖された場合でも、原子炉の出力を
低減制御させて原子炉内の圧力上昇により中性子束が増
加して原子炉がスクラムすることを抑制する原子炉スク
ラム抑制装置を提供する。 【構成】原子炉から発生した蒸気を負荷へ供給する主蒸
気系統を形成する主蒸気隔離弁等を介挿した複数の主蒸
気配管と、各主蒸気配管に配設して流通する蒸気流量を
検出する主蒸気流量検出手段と、この主蒸気流量検出手
段からの主蒸気流量信号を入力して複数の主蒸気流量信
号相互の比較選定及び平均と偏差を検出して前記複数の
主蒸気配管のうち一部の主蒸気配管における異常流量を
検出して前記原子炉の出力を制御する信号を発する圧力
制御装置を具備する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子力発電プラ
ントの主蒸気配管閉鎖等に際しての原子炉スクラム防止
に係る原子炉のスクラム抑制装置に関する。
ントの主蒸気配管閉鎖等に際しての原子炉スクラム防止
に係る原子炉のスクラム抑制装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子力発電プラントにおいては
タービン発電機等の事故時に、原子炉から発生する蒸気
を遮断するための主蒸気隔離弁が主蒸気系統を形成する
主蒸気配管に介挿されている。図７は原子力発電プラン
トの概略構成図で、原子炉１で発生した蒸気は複数の主
蒸気配管２a （２b 、２c、２d ）と運転時全開状態に
ある主蒸気隔離弁３aを通り、蒸気加減弁４a において
流量を制御して蒸気タービン５に導かれ、この蒸気ター
ビン５の回転に供される。これにより蒸気タービン５に
直結された発電機６を駆動して、発電機６で発電された
電力は図示しない遮断器を介して電力系統へ送られる。
また主蒸気配管２a にはバイパス弁７a を有するバイパ
ス配管８a が蒸気加減弁４a の上流側から分岐されて復
水器９に接続されており、必要に応じて主蒸気の一部を
蒸気タービン５をバイパスして復水器９に導くようにな
っている。なお、一般に１基の原子炉１には４系統の主
蒸気配管２a ，２b 、２c 、２d が設けられているが、
ここでは理解し易いように主蒸気配管２a の１系統のみ
を図示する。また前記復水器９で凝縮されて水になった
蒸気は、給水配管10及び給水ポンプ11により原子炉１に
戻される。原子炉１には再循環ポンプ12が再循環配管13
により接続されていて原子炉１内の冷却水の循環と流量
制御をしている。さらに、原子炉１の下部には制御棒駆
動機構14が設けられていて、炉内の図示しない制御棒の
挿入、引抜き制御を行う。通常原子炉１の出力は前記再
循環ポンプ12による冷却材の再循環流量及び制御棒の挿
入位置で制御されるもので、即ち、再循環流量が大、制
御棒引抜きで出力が増加し、再循環流量小、制御棒挿入
で出力が減少する。
タービン発電機等の事故時に、原子炉から発生する蒸気
を遮断するための主蒸気隔離弁が主蒸気系統を形成する
主蒸気配管に介挿されている。図７は原子力発電プラン
トの概略構成図で、原子炉１で発生した蒸気は複数の主
蒸気配管２a （２b 、２c、２d ）と運転時全開状態に
ある主蒸気隔離弁３aを通り、蒸気加減弁４a において
流量を制御して蒸気タービン５に導かれ、この蒸気ター
ビン５の回転に供される。これにより蒸気タービン５に
直結された発電機６を駆動して、発電機６で発電された
電力は図示しない遮断器を介して電力系統へ送られる。
また主蒸気配管２a にはバイパス弁７a を有するバイパ
ス配管８a が蒸気加減弁４a の上流側から分岐されて復
水器９に接続されており、必要に応じて主蒸気の一部を
蒸気タービン５をバイパスして復水器９に導くようにな
っている。なお、一般に１基の原子炉１には４系統の主
蒸気配管２a ，２b 、２c 、２d が設けられているが、
ここでは理解し易いように主蒸気配管２a の１系統のみ
を図示する。また前記復水器９で凝縮されて水になった
蒸気は、給水配管10及び給水ポンプ11により原子炉１に
戻される。原子炉１には再循環ポンプ12が再循環配管13
により接続されていて原子炉１内の冷却水の循環と流量
制御をしている。さらに、原子炉１の下部には制御棒駆
動機構14が設けられていて、炉内の図示しない制御棒の
挿入、引抜き制御を行う。通常原子炉１の出力は前記再
循環ポンプ12による冷却材の再循環流量及び制御棒の挿
入位置で制御されるもので、即ち、再循環流量が大、制
御棒引抜きで出力が増加し、再循環流量小、制御棒挿入
で出力が減少する。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】複数の主蒸気配管に介
挿している主蒸気隔離弁は通常運転においては全て全開
状態で運転されているが、タービン系のトラブル等が発
生した時には、原子炉１から当該主蒸気配管を介して蒸
気加減弁へ流れる蒸気を遮断するために当該主蒸気隔離
弁を閉止する。しかしながら原子炉１の運転中に４系統
の主蒸気隔離弁の内その一部である主蒸気隔離弁３a が
閉止された場合には、今まで原子炉１から発生、流出し
ていた蒸気の一部が突然遮断されるために原子炉１内の
圧力は上昇する。この圧力上昇に伴い炉心内のボイドが
減少して正の反応度が印加される。従って主蒸気隔離弁
３a の閉止速度によっては炉心における中性子束が増加
して原子炉出力が上昇する。これによる中性子束が中性
子束高の設定値を超えると、原子炉の安全性を配慮して
緊急停止であるスクラムに到る可能性がある。当然のこ
とながら原子炉がスクラムすると発電プラントの稼働率
が低下し、かつ、原子炉を急速停止させるためにプラン
トにかかる負担も大きくなる。
挿している主蒸気隔離弁は通常運転においては全て全開
状態で運転されているが、タービン系のトラブル等が発
生した時には、原子炉１から当該主蒸気配管を介して蒸
気加減弁へ流れる蒸気を遮断するために当該主蒸気隔離
弁を閉止する。しかしながら原子炉１の運転中に４系統
の主蒸気隔離弁の内その一部である主蒸気隔離弁３a が
閉止された場合には、今まで原子炉１から発生、流出し
ていた蒸気の一部が突然遮断されるために原子炉１内の
圧力は上昇する。この圧力上昇に伴い炉心内のボイドが
減少して正の反応度が印加される。従って主蒸気隔離弁
３a の閉止速度によっては炉心における中性子束が増加
して原子炉出力が上昇する。これによる中性子束が中性
子束高の設定値を超えると、原子炉の安全性を配慮して
緊急停止であるスクラムに到る可能性がある。当然のこ
とながら原子炉がスクラムすると発電プラントの稼働率
が低下し、かつ、原子炉を急速停止させるためにプラン
トにかかる負担も大きくなる。
【０００４】本発明の目的とするところは、主蒸気隔離
弁の閉止等、主蒸気配管の一部において何らかの原因に
より閉鎖された場合でも、原子炉の出力を低減制御させ
て原子炉圧力上昇により中性子束が増加して原子炉がス
クラムすることを抑制する原子炉スクラム抑制装置を提
供することにある。
弁の閉止等、主蒸気配管の一部において何らかの原因に
より閉鎖された場合でも、原子炉の出力を低減制御させ
て原子炉圧力上昇により中性子束が増加して原子炉がス
クラムすることを抑制する原子炉スクラム抑制装置を提
供することにある。
【０００５】
【課題を解決するための手段】原子炉から発生した蒸気
を負荷へ供給する主蒸気系統を形成する主蒸気隔離弁等
を介挿した複数の主蒸気配管と、各主蒸気配管に配設し
て流通する蒸気流量を検出する主蒸気流量検出手段と、
この主蒸気流量検出手段からの主蒸気流量信号を入力し
て複数の主蒸気流量信号相互の比較選定及び平均と偏差
を検出して前記複数の主蒸気配管のうち一部の主蒸気配
管における異常流量を検出して前記原子炉の出力を制御
する信号を発する圧力制御装置を具備する。
を負荷へ供給する主蒸気系統を形成する主蒸気隔離弁等
を介挿した複数の主蒸気配管と、各主蒸気配管に配設し
て流通する蒸気流量を検出する主蒸気流量検出手段と、
この主蒸気流量検出手段からの主蒸気流量信号を入力し
て複数の主蒸気流量信号相互の比較選定及び平均と偏差
を検出して前記複数の主蒸気配管のうち一部の主蒸気配
管における異常流量を検出して前記原子炉の出力を制御
する信号を発する圧力制御装置を具備する。
【０００６】
【作用】複数の主蒸気配管のうち一部において何らかの
原因によって主蒸気隔離弁等が閉止する等で流路が閉鎖
された場合等に、各主蒸気流量検出手段からの主蒸気流
量信号を圧力制御装置の選択回路に入力して、そのうち
正常値に近いもの求め、これより平均化回路で得た平均
値から前記複数の各主蒸気流量信号との差を偏差値検出
回路に入力して偏差を知り、この偏差大により当該主蒸
気配管の異常を判別する。さらに、この偏差値検出回路
からの出力信号により、原子炉における選択制御棒の挿
入と再循環ポンプのトリップ及びランバック指令によっ
て原子炉の出力を低下させ、原子炉内の圧力上昇を阻止
して中性子束上昇による原子炉のスクラムを抑制する。
原因によって主蒸気隔離弁等が閉止する等で流路が閉鎖
された場合等に、各主蒸気流量検出手段からの主蒸気流
量信号を圧力制御装置の選択回路に入力して、そのうち
正常値に近いもの求め、これより平均化回路で得た平均
値から前記複数の各主蒸気流量信号との差を偏差値検出
回路に入力して偏差を知り、この偏差大により当該主蒸
気配管の異常を判別する。さらに、この偏差値検出回路
からの出力信号により、原子炉における選択制御棒の挿
入と再循環ポンプのトリップ及びランバック指令によっ
て原子炉の出力を低下させ、原子炉内の圧力上昇を阻止
して中性子束上昇による原子炉のスクラムを抑制する。
【０００７】
【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。なお、一般に１基の原子炉１には４系統の主蒸気配
管が設けられているが、ここでは発明が理解し易いよう
に１系統のみを図示し、かつ、上記した従来技術と同じ
構成部分には同一符号を付して詳細な説明を省略する。
図１は本発明の圧力制御装置を採用した原子力発電プラ
ントの概略構成図で、原子炉１で発生した蒸気は主蒸気
配管２a （２b ，２c ，２d ）及び運転時には全開状態
にある主蒸気隔離弁３a を通り、蒸気加減弁４a にてそ
の流量を制御されて蒸気タービン５に導かれ、この蒸気
タービン５の回転に供される。これにより蒸気タービン
５に直結された発電機６が駆動されて電力を発生する。
また主蒸気配管２a には主蒸気流量検出手段である主蒸
気流量計15a が配設され、さらにバイパス弁７a を有す
るバイパス配管８a が蒸気加減弁４a の上流側から分岐
されて復水器９に接続されていて、必要に応じて主蒸気
の一部を蒸気タービン５をバイパスして復水器９に導く
ようになっている。また前記復水器９で凝縮されて水に
なった蒸気は、給水配管10及び給水ポンプ11により原子
炉１に戻される。原子炉１には再循環ポンプ12が再循環
配管13により接続されていて原子炉１内の冷却水の循環
と流量制御をしている。原子炉１の下部には制御棒駆動
機構14が設けてあり、炉内の図示しない制御棒の挿入、
引抜き操作を行う。さらに、各主蒸気流量計の流量信号
を入力して、前記再循環ポンプ12及び制御棒駆動機構14
に制御信号を発する圧力制御装置20を設けて構成されて
いる。
る。なお、一般に１基の原子炉１には４系統の主蒸気配
管が設けられているが、ここでは発明が理解し易いよう
に１系統のみを図示し、かつ、上記した従来技術と同じ
構成部分には同一符号を付して詳細な説明を省略する。
図１は本発明の圧力制御装置を採用した原子力発電プラ
ントの概略構成図で、原子炉１で発生した蒸気は主蒸気
配管２a （２b ，２c ，２d ）及び運転時には全開状態
にある主蒸気隔離弁３a を通り、蒸気加減弁４a にてそ
の流量を制御されて蒸気タービン５に導かれ、この蒸気
タービン５の回転に供される。これにより蒸気タービン
５に直結された発電機６が駆動されて電力を発生する。
また主蒸気配管２a には主蒸気流量検出手段である主蒸
気流量計15a が配設され、さらにバイパス弁７a を有す
るバイパス配管８a が蒸気加減弁４a の上流側から分岐
されて復水器９に接続されていて、必要に応じて主蒸気
の一部を蒸気タービン５をバイパスして復水器９に導く
ようになっている。また前記復水器９で凝縮されて水に
なった蒸気は、給水配管10及び給水ポンプ11により原子
炉１に戻される。原子炉１には再循環ポンプ12が再循環
配管13により接続されていて原子炉１内の冷却水の循環
と流量制御をしている。原子炉１の下部には制御棒駆動
機構14が設けてあり、炉内の図示しない制御棒の挿入、
引抜き操作を行う。さらに、各主蒸気流量計の流量信号
を入力して、前記再循環ポンプ12及び制御棒駆動機構14
に制御信号を発する圧力制御装置20を設けて構成されて
いる。
【０００８】前記圧力制御装置20は図２のブロック構成
図に示すように、前記４系統の４本の主蒸気配管２a ，
２b ，２c ，２d の夫々に配設してある主蒸気流量計15
a （他の主蒸気流量計15b ，15c ，15d は図示省略）か
ら主蒸気流量信号ｆa ，ｆb，ｆc ，ｆd を入力し、こ
の主蒸気流量信号ｆa ，ｆb ，ｆc ，ｆd の中から、最
大値と最小値を除去して２番目と３番目に大きい値の主
蒸気流量信号を選択して出力する選択回路21と、この２
つの出力信号を合算する加算器22と、この加算器22の出
力を１／２して平均値を求める平均化回路23と、この平
均値信号と前記４つの主蒸気流量信号ｆa ，ｆb ，ｆc
，ｆd の夫々との差を得る減算器24a ，24b ，24c ，2
4d と、これからの各出力の偏差信号を設定値と比較し
て偏差信号が設定値を超えた場合に信号を出力する偏差
値検出回路25a ，25b ，25c ，25dと、この偏差値検出
回路25a ，25b ，25c ，25d のいずれかから信号が出力
された時に、主蒸気隔離弁の閉止等何らかの異常事象が
起こったものと判断して、前記制御棒駆動機構14に選択
制御棒指令信号Ｃ、また再循環ポンプ12に対してトリッ
プ指令信号Ｐ1 及びランバック指令信号Ｐ2 を出力する
ＯＲ回路26により構成されている。
図に示すように、前記４系統の４本の主蒸気配管２a ，
２b ，２c ，２d の夫々に配設してある主蒸気流量計15
a （他の主蒸気流量計15b ，15c ，15d は図示省略）か
ら主蒸気流量信号ｆa ，ｆb，ｆc ，ｆd を入力し、こ
の主蒸気流量信号ｆa ，ｆb ，ｆc ，ｆd の中から、最
大値と最小値を除去して２番目と３番目に大きい値の主
蒸気流量信号を選択して出力する選択回路21と、この２
つの出力信号を合算する加算器22と、この加算器22の出
力を１／２して平均値を求める平均化回路23と、この平
均値信号と前記４つの主蒸気流量信号ｆa ，ｆb ，ｆc
，ｆd の夫々との差を得る減算器24a ，24b ，24c ，2
4d と、これからの各出力の偏差信号を設定値と比較し
て偏差信号が設定値を超えた場合に信号を出力する偏差
値検出回路25a ，25b ，25c ，25dと、この偏差値検出
回路25a ，25b ，25c ，25d のいずれかから信号が出力
された時に、主蒸気隔離弁の閉止等何らかの異常事象が
起こったものと判断して、前記制御棒駆動機構14に選択
制御棒指令信号Ｃ、また再循環ポンプ12に対してトリッ
プ指令信号Ｐ1 及びランバック指令信号Ｐ2 を出力する
ＯＲ回路26により構成されている。
【０００９】次に上記構成による作用ついて従来例と比
較しながら説明する。なお、例として原子炉１の定格運
転中に何らかの原因により４つの主蒸気隔離弁３の内、
１つの主蒸気隔離弁３a が閉止した場合について図３乃
至図６の特性図により述べるが、図中実線は本発明によ
るもので、破線は従来のものを示す。図３の主蒸気流量
特性図に示すように各主蒸気配管２a ，２b ，２c ，２
d における主蒸気流量については、閉止した主蒸気隔離
弁３a の主蒸気配管２a については当然のことながら急
減し、他の健全な主蒸気配管２b ，２c ，２d において
はいずれも若干増加する。しかしながら主蒸気隔離弁３
a が閉止することによって流出を阻止された蒸気配管２
a の蒸気量は、他の３本の主蒸気配管２b ，２c ，２d
では分担吸収できないため、原子炉１内の圧力が上昇
し、これに伴い炉心におけるボイドが増加して中性子束
が増える。これは図４の中性子束特性図の破線で示すよ
うに急上昇し、原子炉圧力も図５の原子炉圧力変化特性
図の破線で示すように上昇する。しかしながら中性子束
が中性子束高の設定値を超えると、別途原子炉スクラム
機構が作動して原子炉１を安全停止に導く。これにより
中性子束は急激に減少して原子炉圧力も低下する。
較しながら説明する。なお、例として原子炉１の定格運
転中に何らかの原因により４つの主蒸気隔離弁３の内、
１つの主蒸気隔離弁３a が閉止した場合について図３乃
至図６の特性図により述べるが、図中実線は本発明によ
るもので、破線は従来のものを示す。図３の主蒸気流量
特性図に示すように各主蒸気配管２a ，２b ，２c ，２
d における主蒸気流量については、閉止した主蒸気隔離
弁３a の主蒸気配管２a については当然のことながら急
減し、他の健全な主蒸気配管２b ，２c ，２d において
はいずれも若干増加する。しかしながら主蒸気隔離弁３
a が閉止することによって流出を阻止された蒸気配管２
a の蒸気量は、他の３本の主蒸気配管２b ，２c ，２d
では分担吸収できないため、原子炉１内の圧力が上昇
し、これに伴い炉心におけるボイドが増加して中性子束
が増える。これは図４の中性子束特性図の破線で示すよ
うに急上昇し、原子炉圧力も図５の原子炉圧力変化特性
図の破線で示すように上昇する。しかしながら中性子束
が中性子束高の設定値を超えると、別途原子炉スクラム
機構が作動して原子炉１を安全停止に導く。これにより
中性子束は急激に減少して原子炉圧力も低下する。
【００１０】本発明において同様に主蒸気隔離弁３a が
閉止するという異常が発生した場合には、圧力制御装置
20における選択回路21に入力された４本の主蒸気配管２
a ，２b ，２c ，２d に配設された主蒸気流量計15a
（他の主蒸気流量検出器15b ，15c ，15d は図示省略）
からの主蒸気流量信号ｆa ，ｆb，ｆc ，ｆd について
は、図３に示すように、主蒸気配管２aの主蒸気流量は
急速に減少するが、他の３つの主蒸気配管２b ，２c，
２d の主蒸気流量は略同じ大きさで、この内例えば主蒸
気配管２bと主蒸気配管２c の主蒸気流量の２つが２番
目と３番目に大きい信号として選択されて出力される。
この２つの出力信号は加算器22にて合算され、次に平均
化回路23にて１／２にされて平均値が求められる。この
平均値は減算器24a ，24b ，24c ，24d において、各前
記主蒸気流量信号ｆa ，ｆb ，ｆc ，ｆd と突合わせて
その減算信号を夫々偏差値検出回路25a ，25b ，25c ，
25d に出力する。この減算信号は前記の正常状態にある
主蒸気配管２b ，２c ，２d における主蒸気流量信号ｆ
b ，ｆc ，ｆd は、いずれも略同一の数値であり、か
つ、平均値とも近似している。しかし、閉止されている
主蒸気隔離弁３a の主蒸気配管２a に設けられた主蒸気
流量計15a からの主蒸気流量信号ｆa は大幅に平均値を
下回った数値となる。
閉止するという異常が発生した場合には、圧力制御装置
20における選択回路21に入力された４本の主蒸気配管２
a ，２b ，２c ，２d に配設された主蒸気流量計15a
（他の主蒸気流量検出器15b ，15c ，15d は図示省略）
からの主蒸気流量信号ｆa ，ｆb，ｆc ，ｆd について
は、図３に示すように、主蒸気配管２aの主蒸気流量は
急速に減少するが、他の３つの主蒸気配管２b ，２c，
２d の主蒸気流量は略同じ大きさで、この内例えば主蒸
気配管２bと主蒸気配管２c の主蒸気流量の２つが２番
目と３番目に大きい信号として選択されて出力される。
この２つの出力信号は加算器22にて合算され、次に平均
化回路23にて１／２にされて平均値が求められる。この
平均値は減算器24a ，24b ，24c ，24d において、各前
記主蒸気流量信号ｆa ，ｆb ，ｆc ，ｆd と突合わせて
その減算信号を夫々偏差値検出回路25a ，25b ，25c ，
25d に出力する。この減算信号は前記の正常状態にある
主蒸気配管２b ，２c ，２d における主蒸気流量信号ｆ
b ，ｆc ，ｆd は、いずれも略同一の数値であり、か
つ、平均値とも近似している。しかし、閉止されている
主蒸気隔離弁３a の主蒸気配管２a に設けられた主蒸気
流量計15a からの主蒸気流量信号ｆa は大幅に平均値を
下回った数値となる。
【００１１】この結果、偏差値検出回路25a ，25b ，25
c，25d からの各偏差信号は、図６の主蒸気流量信号偏
差特性図に示すように、３つの偏差値検出回路25b ，25
c ，25d の偏差は、いずれも略０であるために信号は出
力されないが、偏差値検出回路25a の偏差は急増して予
め設定してある設定値を超える。この時点で偏差値検出
回路25a はＯＲ回路26に偏差信号を出力する。これによ
りＯＲ回路26は圧力制御装置20の出力として、前記制御
棒駆動機構14に選択制御棒指令信号Ｃ及び再循環ポンプ
12に対するトリップ指令信号Ｐ1 とランバック指令信号
Ｐ2 を出力する。この結果原子炉１における出力が低下
するので発生蒸気量が減少し、原子炉１内の圧力が低下
して、１系統の主蒸気配管２aが閉鎖された状態となっ
ても、原子炉１内の圧力が上昇してスクラムすることは
なくなる。また前記偏差値検出回路25a ，25b ，25c ，
25d は夫々各減算器24a ，24b ，24c ，24d より減算信
号を絶対値で入力し、これがプラスでもマイナスでも偏
差信号が出力される。なお、ＯＲ回路26に入力される偏
差信号は、１つだけでなく、複数であっても前記と同様
の作用、効果が得られる。即ち、主蒸気隔離弁が１弁閉
止された時けでなく、２弁または３弁が閉止された時に
も異常検出と原子炉スクラムの抑制ができる。この結
果、主蒸気隔離弁の閉止等の主蒸気配管の一部に異常が
発生しても原子力プラントを緊急停止させることなく、
安全に原子炉内の圧力を低下させて原子力発電プラント
の稼動率の低下を防ぐことができる。なお、主蒸気流量
の信号を、主蒸気配管における差圧信号の偏差によって
得ても上記一実施例と同様の作用、効果が得られる。
c，25d からの各偏差信号は、図６の主蒸気流量信号偏
差特性図に示すように、３つの偏差値検出回路25b ，25
c ，25d の偏差は、いずれも略０であるために信号は出
力されないが、偏差値検出回路25a の偏差は急増して予
め設定してある設定値を超える。この時点で偏差値検出
回路25a はＯＲ回路26に偏差信号を出力する。これによ
りＯＲ回路26は圧力制御装置20の出力として、前記制御
棒駆動機構14に選択制御棒指令信号Ｃ及び再循環ポンプ
12に対するトリップ指令信号Ｐ1 とランバック指令信号
Ｐ2 を出力する。この結果原子炉１における出力が低下
するので発生蒸気量が減少し、原子炉１内の圧力が低下
して、１系統の主蒸気配管２aが閉鎖された状態となっ
ても、原子炉１内の圧力が上昇してスクラムすることは
なくなる。また前記偏差値検出回路25a ，25b ，25c ，
25d は夫々各減算器24a ，24b ，24c ，24d より減算信
号を絶対値で入力し、これがプラスでもマイナスでも偏
差信号が出力される。なお、ＯＲ回路26に入力される偏
差信号は、１つだけでなく、複数であっても前記と同様
の作用、効果が得られる。即ち、主蒸気隔離弁が１弁閉
止された時けでなく、２弁または３弁が閉止された時に
も異常検出と原子炉スクラムの抑制ができる。この結
果、主蒸気隔離弁の閉止等の主蒸気配管の一部に異常が
発生しても原子力プラントを緊急停止させることなく、
安全に原子炉内の圧力を低下させて原子力発電プラント
の稼動率の低下を防ぐことができる。なお、主蒸気流量
の信号を、主蒸気配管における差圧信号の偏差によって
得ても上記一実施例と同様の作用、効果が得られる。
【００１２】
【発明の効果】以上本発明によれば、原子力発電プラン
トの主蒸気系における複数の主蒸気配管のうち、一部の
主蒸気配管における主蒸気隔離弁等が閉止する等の要因
により原子炉内の圧力上昇が発生しても、原子炉のスク
ラムを安全に抑制できるため、原子力発電プラント運転
にかかる負担を減らし、かつ、稼動率の低下を防ぎ、信
頼性を向上する効果がある。
トの主蒸気系における複数の主蒸気配管のうち、一部の
主蒸気配管における主蒸気隔離弁等が閉止する等の要因
により原子炉内の圧力上昇が発生しても、原子炉のスク
ラムを安全に抑制できるため、原子力発電プラント運転
にかかる負担を減らし、かつ、稼動率の低下を防ぎ、信
頼性を向上する効果がある。
【図１】本発明の原子力発電プラントの概略構成図。
【図２】本発明の圧力制御装置のブロック構成図。
【図３】主蒸気流量特性図。
【図４】中性子束特性図。
【図５】原子炉圧力変化特性図。
【図６】主蒸気流量信号偏差特性図。
【図７】従来の原子力発電プラントの概略構成図。
１…原子炉、２a ，２b ，２c ，２d …主蒸気配管、３
a …主蒸気隔離弁、12…再循環ポンプ、14…制御棒駆動
機構、15a …主蒸気流量計、20…圧力制御装置、21…選
択回路、22…加算器、23…平均化回路、24a ，24b ，24
c ，24d …減算器、25a ，25b ，25c，25d …偏差値検
出回路、26…ＯＲ回路、Ｃ…選択制御棒指令信号、Ｐ1
…再循環ポンプトリップ指令信号、Ｐ2 …ランバック指
令信号、ｆa ，ｆb ，ｆc ，ｆd …主蒸気流量信号。
a …主蒸気隔離弁、12…再循環ポンプ、14…制御棒駆動
機構、15a …主蒸気流量計、20…圧力制御装置、21…選
択回路、22…加算器、23…平均化回路、24a ，24b ，24
c ，24d …減算器、25a ，25b ，25c，25d …偏差値検
出回路、26…ＯＲ回路、Ｃ…選択制御棒指令信号、Ｐ1
…再循環ポンプトリップ指令信号、Ｐ2 …ランバック指
令信号、ｆa ，ｆb ，ｆc ，ｆd …主蒸気流量信号。
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉から発生した蒸気を負荷へ供給す
る主蒸気系統を形成する主蒸気隔離弁等を介挿した複数
の主蒸気配管と、この各主蒸気配管に配設して夫々に流
通する蒸気流量を検出する主蒸気流量検出手段と、この
主蒸気流量検出手段からの主蒸気流量信号を入力して複
数の主蒸気流量信号相互の比較選定及び平均と偏差を検
出して前記複数の主蒸気配管のうち一部の主蒸気配管に
おける異常流量を検出して前記原子炉の出力を制御する
信号を発する圧力制御装置を備え、原子炉内圧力の上昇
を防止して原子炉のスクラムを抑制することを特徴とす
る原子炉スクラム抑制装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP03226995A JP3095468B2 (ja) | 1991-09-06 | 1991-09-06 | 原子炉スクラム抑制装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP03226995A JP3095468B2 (ja) | 1991-09-06 | 1991-09-06 | 原子炉スクラム抑制装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0566292A true JPH0566292A (ja) | 1993-03-19 |
| JP3095468B2 JP3095468B2 (ja) | 2000-10-03 |
Family
ID=16853864
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP03226995A Expired - Lifetime JP3095468B2 (ja) | 1991-09-06 | 1991-09-06 | 原子炉スクラム抑制装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3095468B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN114512253A (zh) * | 2021-12-27 | 2022-05-17 | 国核电力规划设计研究院有限公司 | 一种两堆一机反应堆紧急停堆联跳汽轮机方法 |
| CN115691846A (zh) * | 2022-10-31 | 2023-02-03 | 华能山东石岛湾核电有限公司 | 高温气冷堆控制棒棒位监测及故障诊断方法、装置、电路 |
-
1991
- 1991-09-06 JP JP03226995A patent/JP3095468B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN114512253A (zh) * | 2021-12-27 | 2022-05-17 | 国核电力规划设计研究院有限公司 | 一种两堆一机反应堆紧急停堆联跳汽轮机方法 |
| CN115691846A (zh) * | 2022-10-31 | 2023-02-03 | 华能山东石岛湾核电有限公司 | 高温气冷堆控制棒棒位监测及故障诊断方法、装置、电路 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP3095468B2 (ja) | 2000-10-03 |
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