JPH0631777B2 - 自然循環炉の出力制御装置 - Google Patents
自然循環炉の出力制御装置Info
- Publication number
- JPH0631777B2 JPH0631777B2 JP62026293A JP2629387A JPH0631777B2 JP H0631777 B2 JPH0631777 B2 JP H0631777B2 JP 62026293 A JP62026293 A JP 62026293A JP 2629387 A JP2629387 A JP 2629387A JP H0631777 B2 JPH0631777 B2 JP H0631777B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- output
- pressure
- water level
- core
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- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子炉プラント、特に自然循環炉において、
過渡事象での制御棒挿入不能時に、原子炉発生熱量の低
減を行なうことが可能となる出力制御装置に係るもので
ある。
過渡事象での制御棒挿入不能時に、原子炉発生熱量の低
減を行なうことが可能となる出力制御装置に係るもので
ある。
第５図により、ＢＷＲプラントの制御棒挿入不能事象の
変化を説明する。
変化を説明する。
ＢＷＲプラントでは、制御棒挿入不能時に、スクラム信
号によって再循環ポンプをトリップさせ、炉心流量を低
下させる。
号によって再循環ポンプをトリップさせ、炉心流量を低
下させる。
これによって、炉心ボイド量が増加して、負の反応度が
加わるため、中性子束が抑制され、原子炉出力が低下す
る。
加わるため、中性子束が抑制され、原子炉出力が低下す
る。
自然循環炉では、再循環ポンプがないので、ＢＷＲプラ
ントで採用している制御棒挿入不能時の再循環ポンプト
リップによる原子炉出力低減方法がとれないため、これ
に変わるロジックとして、新しく出力低減方法を組み込
む必要がある。
ントで採用している制御棒挿入不能時の再循環ポンプト
リップによる原子炉出力低減方法がとれないため、これ
に変わるロジックとして、新しく出力低減方法を組み込
む必要がある。
本発明の目的は、主蒸気隔離弁閉鎖時または給水流量喪
失時に制御棒挿入不能な状態になったとしても原子炉出
力を低下できる自然循環炉の出力制御装置を提供するこ
とにある。
失時に制御棒挿入不能な状態になったとしても原子炉出
力を低下できる自然循環炉の出力制御装置を提供するこ
とにある。
上記の目的は、炉心を内蔵する原子炉容器、前記原子炉
容器内に設置されて前記炉心を取囲む筒状体、前記筒状
体と前記原子炉容器との間に形成されて前記炉心の上部
から吐出された冷却材を前記炉心の下部に導く自然循環
流路、前記原子炉容器内で発生した蒸気を吐出する蒸気
管、前記蒸気管に設けられた減圧弁、及びこの減圧弁か
ら吐出された蒸気を冷却水プールに導く排気管を有する
自然循環炉の出力を制御する装置において、液体ポイズ
ンタンクを注入弁を介して前記原子炉容器に接続し、原
子炉水位を検出する水位検出器、原子炉圧力を検出する
圧力検出器、及び前記炉心内に複数の中性子検出器を設
け、これらの中性子検出器の出力を入力して平均化する
平均出力領域モニタを設け、前記原子炉圧力が圧力設定
値以上になり、かつ前記平均出力領域モニタの出力が第
１出力設定値以上になった状態が一定時間継続した場合
に、または前記原子炉水位がスクラム水位よりも低い水
位設定値以下になり、かつ前記平均出力領域モニタの出
力が前記第１出力設定値とは異なる第２出力設定値以上
になった場合に、前記減圧弁及び注入弁をそれぞれ開く
制御手段を備えたことを特徴とする自然循環炉の出力制
御装置によって達成できる。
容器内に設置されて前記炉心を取囲む筒状体、前記筒状
体と前記原子炉容器との間に形成されて前記炉心の上部
から吐出された冷却材を前記炉心の下部に導く自然循環
流路、前記原子炉容器内で発生した蒸気を吐出する蒸気
管、前記蒸気管に設けられた減圧弁、及びこの減圧弁か
ら吐出された蒸気を冷却水プールに導く排気管を有する
自然循環炉の出力を制御する装置において、液体ポイズ
ンタンクを注入弁を介して前記原子炉容器に接続し、原
子炉水位を検出する水位検出器、原子炉圧力を検出する
圧力検出器、及び前記炉心内に複数の中性子検出器を設
け、これらの中性子検出器の出力を入力して平均化する
平均出力領域モニタを設け、前記原子炉圧力が圧力設定
値以上になり、かつ前記平均出力領域モニタの出力が第
１出力設定値以上になった状態が一定時間継続した場合
に、または前記原子炉水位がスクラム水位よりも低い水
位設定値以下になり、かつ前記平均出力領域モニタの出
力が前記第１出力設定値とは異なる第２出力設定値以上
になった場合に、前記減圧弁及び注入弁をそれぞれ開く
制御手段を備えたことを特徴とする自然循環炉の出力制
御装置によって達成できる。
原子炉圧力が圧力設定値以上になり、かつ平均出力領域
モニタの出力が第１出力設定値以上になった状態が一定
時間継続した場合に、または原子炉水位がスクラム水位
よりも低い水位設定値以下になり、かつ平均出力領域モ
ニタの出力が前記第１出力設定値とは異なる第２出力設
定値以上になった場合に、減圧弁及び注入弁をそれぞれ
開くので、自然循環炉においても、主蒸気隔離弁閉鎖時
または給水流量喪失時に制御棒挿入不能な状態になった
としても原子炉出力を低下できる。
モニタの出力が第１出力設定値以上になった状態が一定
時間継続した場合に、または原子炉水位がスクラム水位
よりも低い水位設定値以下になり、かつ平均出力領域モ
ニタの出力が前記第１出力設定値とは異なる第２出力設
定値以上になった場合に、減圧弁及び注入弁をそれぞれ
開くので、自然循環炉においても、主蒸気隔離弁閉鎖時
または給水流量喪失時に制御棒挿入不能な状態になった
としても原子炉出力を低下できる。
第３図は、本発明の概念図で、各事象における原子炉内
の挙動及び、それに対応する原子炉圧力変化を示したも
のである。
の挙動及び、それに対応する原子炉圧力変化を示したも
のである。
第３図の事象（Ｉ）は、１００％定格出力運転状態で、
原子炉側で発生した蒸気を主蒸気管を通じて、タービン
側に供給している。
原子炉側で発生した蒸気を主蒸気管を通じて、タービン
側に供給している。
事象（II）は、定格出力運転中に何らかの原因（ＭＳＩ
Ｖ全閉等）により原子炉圧力が上昇した場合に、かつ制
御棒挿入不能でスクラムしなかった状態である。炉圧が
上昇することにより、炉心のボイドはつぶれ、消滅する
ため、正の反応度が投入され、出力は約１．５倍に上昇
する。
Ｖ全閉等）により原子炉圧力が上昇した場合に、かつ制
御棒挿入不能でスクラムしなかった状態である。炉圧が
上昇することにより、炉心のボイドはつぶれ、消滅する
ため、正の反応度が投入され、出力は約１．５倍に上昇
する。
事象（III）は、原子炉出力が高い時点での自動減圧弁
の作動により、圧力を降下させることにより、原子炉内
にボイドを発生させる。ボイド発生によって、出力が低
下し炉心で発生する蒸気は減少するが自動減圧弁から流
出する蒸気量はほぼ一定であるので、圧力降下が促進さ
れる。この相乗効果により、原子炉出力は急激に低下す
る。
の作動により、圧力を降下させることにより、原子炉内
にボイドを発生させる。ボイド発生によって、出力が低
下し炉心で発生する蒸気は減少するが自動減圧弁から流
出する蒸気量はほぼ一定であるので、圧力降下が促進さ
れる。この相乗効果により、原子炉出力は急激に低下す
る。
さらに、減圧が進行する過程で、ＳＬＣを注入すること
によって、減圧終了後の炉心反応度を負に保つ設計とす
る。
によって、減圧終了後の炉心反応度を負に保つ設計とす
る。
第１図は、本発明の一実施である自然循環型原子炉の出
力制御装置を示している。自然循環炉は、原子炉圧力容
器１内に炉心３５を設け、炉心３５を取囲む筒状のシュ
ラウド３６を有し、シュラウド３６と原子炉圧力容器１
との間に炉心３５上端から吐出された冷却水を炉心下端
に導く自然循環通路を有している。図示していないが、
原子炉出力調節用の制御棒（炉心３５内に挿入）を有し
ている。４０は原子炉格納容器である。
力制御装置を示している。自然循環炉は、原子炉圧力容
器１内に炉心３５を設け、炉心３５を取囲む筒状のシュ
ラウド３６を有し、シュラウド３６と原子炉圧力容器１
との間に炉心３５上端から吐出された冷却水を炉心下端
に導く自然循環通路を有している。図示していないが、
原子炉出力調節用の制御棒（炉心３５内に挿入）を有し
ている。４０は原子炉格納容器である。
原子炉の通常運転時において、原子炉圧力容器１内で発
生した蒸気は、ＭＳＩＶ３Ａ、蒸気加減弁３を設けた主
蒸気配管２を通り、タービン４へ送られる。タービン４
を駆動した蒸気は、腹水器５で凝縮して液化する。この
凝縮水は給水として、給水ポンプ６で加圧され、給水加
熱器７で加熱されて原子炉圧力容器１に戻される。
生した蒸気は、ＭＳＩＶ３Ａ、蒸気加減弁３を設けた主
蒸気配管２を通り、タービン４へ送られる。タービン４
を駆動した蒸気は、腹水器５で凝縮して液化する。この
凝縮水は給水として、給水ポンプ６で加圧され、給水加
熱器７で加熱されて原子炉圧力容器１に戻される。
この主蒸気配管２には、圧力上昇等の過渡事象において
余剰蒸気を放出するため、自動減圧弁７を備えた排気管
８が連結される。排気管８の下端は圧力抑制室９の冷却
水中に開口している。圧力抑制室９は、原子炉圧力容器
１を取囲んで内部にベント通路３１を有するベント壁３
２の外側に設けられる。ベント通路３１も、圧力抑制室
９の冷却水中に開口している。
余剰蒸気を放出するため、自動減圧弁７を備えた排気管
８が連結される。排気管８の下端は圧力抑制室９の冷却
水中に開口している。圧力抑制室９は、原子炉圧力容器
１を取囲んで内部にベント通路３１を有するベント壁３
２の外側に設けられる。ベント通路３１も、圧力抑制室
９の冷却水中に開口している。
また、原子炉建屋内に中性子吸収材としてのほう酸ナト
リウム溶液を常時貯蔵しているほう酸水注入系貯蔵タン
ク１０が設けられる。ほう酸水注入弁１１を備えた配管
３３がほう酸水注入系貯蔵タンク１０と原子炉圧力容器
１とを連絡している。
リウム溶液を常時貯蔵しているほう酸水注入系貯蔵タン
ク１０が設けられる。ほう酸水注入弁１１を備えた配管
３３がほう酸水注入系貯蔵タンク１０と原子炉圧力容器
１とを連絡している。
原子炉内の挙動を検知する検出器には、炉心内に設けら
れた中性子束検出器に、原子炉圧力容器１内の圧力を検
出する圧力検出器１３、原子炉圧力容器１内の水を検出
する水位検出器１４がある。
れた中性子束検出器に、原子炉圧力容器１内の圧力を検
出する圧力検出器１３、原子炉圧力容器１内の水を検出
する水位検出器１４がある。
炉心内に配置された多数の中性子束検出器１２の出力。
すなわち炉心の局部出力を連続的に測定する局部出力領
域モニタ（ＬＰＲＭ）１５及びこのＬＰＲＭ１５の各増
幅器１６から出力信号を平均化する機器を備えた平均出
力領域モニタ（ＡＰＲＭ）１２Ａで測定する。圧力検出
器１３は、原子炉圧力容器１の気相部に接続され、この
気相部圧力を連続的に測定する。
すなわち炉心の局部出力を連続的に測定する局部出力領
域モニタ（ＬＰＲＭ）１５及びこのＬＰＲＭ１５の各増
幅器１６から出力信号を平均化する機器を備えた平均出
力領域モニタ（ＡＰＲＭ）１２Ａで測定する。圧力検出
器１３は、原子炉圧力容器１の気相部に接続され、この
気相部圧力を連続的に測定する。
水位検出器１４は、原子炉圧力容器１に連絡される基準
配管１７を原子炉格納容器４０外に引き出して基準面器
１７Ａの水位の測定対象である原子炉圧力容器１内水位
との水頭差を測定する。
配管１７を原子炉格納容器４０外に引き出して基準面器
１７Ａの水位の測定対象である原子炉圧力容器１内水位
との水頭差を測定する。
コントローラ３４は、ＡＰＲＭ１２Ａ、圧力検出器１３
及び水位検出器１４の出力信号を入力し、これらの信号
に基づいて自動減圧弁７及び注入弁１１を制御する。コ
ントローラ３４の機能は、第２図に示す。
及び水位検出器１４の出力信号を入力し、これらの信号
に基づいて自動減圧弁７及び注入弁１１を制御する。コ
ントローラ３４の機能は、第２図に示す。
次に第１図、第２図及び第４図を用いて、過渡時に制御
棒挿入不能が生じた場合を例にとり本発明の装置の機能
について説明する。
棒挿入不能が生じた場合を例にとり本発明の装置の機能
について説明する。
なお、第１図において実線は蒸気および冷却材の流れを
示し、点線は信号の流れを示す。
示し、点線は信号の流れを示す。
第４図は、主蒸気隔離弁閉鎖時の過渡変化とともに制御
棒挿入不能が生じた場合を示したものである。
棒挿入不能が生じた場合を示したものである。
主蒸気隔離弁３Ａ閉鎖で原子炉圧力が所定値以上に上昇
した時、圧力検出器１３の測定信号を入力したコントロ
ーラが「原子炉圧力高」信号を発生させる。このとき制
御棒の炉心への挿入が何らかの理由にて行なわれない
と、原子炉圧力容器１内の圧力上昇によって炉心のボイ
ドがつぶれて正の反応度が投入される。このため、原子
炉出力も急上昇する。ＡＰＲＭ１２Ａの出力を入力して
いるコントローラ３４は、ＡＰＲＭ１２Ａの出力が設定
地のａ以上に継続されることを検出して「ＡＰＲＭアッ
プスケール」信号を発生される。コントローラ３４のＡ
ＮＤ回路１９は、それら２つの信号を入力することによ
って弁操作信号を出力する。自動減圧弁７及びほう酸水
注入弁１１は、上記弁操作信号によって開く。
した時、圧力検出器１３の測定信号を入力したコントロ
ーラが「原子炉圧力高」信号を発生させる。このとき制
御棒の炉心への挿入が何らかの理由にて行なわれない
と、原子炉圧力容器１内の圧力上昇によって炉心のボイ
ドがつぶれて正の反応度が投入される。このため、原子
炉出力も急上昇する。ＡＰＲＭ１２Ａの出力を入力して
いるコントローラ３４は、ＡＰＲＭ１２Ａの出力が設定
地のａ以上に継続されることを検出して「ＡＰＲＭアッ
プスケール」信号を発生される。コントローラ３４のＡ
ＮＤ回路１９は、それら２つの信号を入力することによ
って弁操作信号を出力する。自動減圧弁７及びほう酸水
注入弁１１は、上記弁操作信号によって開く。
自動減圧弁７が開くと、原子炉圧力容器１内で発生した
蒸気は、排気管８を通って圧力抑制室９で冷却水中に放
出された後に凝縮される。このように原子炉圧力を低下
させ炉心ボイド量を増加させて炉心内の中性子束を抑制
することにより原子炉出力を低下させる。
蒸気は、排気管８を通って圧力抑制室９で冷却水中に放
出された後に凝縮される。このように原子炉圧力を低下
させ炉心ボイド量を増加させて炉心内の中性子束を抑制
することにより原子炉出力を低下させる。
さらに、ほう酸水注入弁１１が開くことによって原子試
圧力容器１内へほう酸水注入系貯蔵タンク１０内のほう
酸ナトリウム溶液が注入される。このほう酸ナトリウム
溶液中のほう酸により炉心内の中性子を吸収し、長期的
に原子炉出力を低下させる。
圧力容器１内へほう酸水注入系貯蔵タンク１０内のほう
酸ナトリウム溶液が注入される。このほう酸ナトリウム
溶液中のほう酸により炉心内の中性子を吸収し、長期的
に原子炉出力を低下させる。
一方、給水流量喪失時の過渡変化とともに制御棒挿入不
能が生じた場合には、給水流量喪失で原子炉水位が低下
する。この時、水位検出器１４の測定値を入力するコン
トローラ３４が「原子炉水位低」信号を発生させる。こ
のとき、水位低信号が発生するまでにはＡＰＲＭ１２Ａ
の出力信号のレベルは殆んど低下してしまう。しかしな
がら、ＡＰＲＭ１２Ａの出力を入力するコントローラ３
に入力したＡＰＲＭ１２Ａの出力が設定値ｂ以上である
ときに「ＡＰＲＭ出力信号有り」信号を発生する。ＡＮ
Ｄ回路２０は、「原子炉水位低」信号及び「ＡＰＲＭ出
力信号有り」信号を入力した時に弁操作を出力する。操
作弁信号は、自動減圧系７及び注入弁１１を開く。２１
はＯＲ回路である。
能が生じた場合には、給水流量喪失で原子炉水位が低下
する。この時、水位検出器１４の測定値を入力するコン
トローラ３４が「原子炉水位低」信号を発生させる。こ
のとき、水位低信号が発生するまでにはＡＰＲＭ１２Ａ
の出力信号のレベルは殆んど低下してしまう。しかしな
がら、ＡＰＲＭ１２Ａの出力を入力するコントローラ３
に入力したＡＰＲＭ１２Ａの出力が設定値ｂ以上である
ときに「ＡＰＲＭ出力信号有り」信号を発生する。ＡＮ
Ｄ回路２０は、「原子炉水位低」信号及び「ＡＰＲＭ出
力信号有り」信号を入力した時に弁操作を出力する。操
作弁信号は、自動減圧系７及び注入弁１１を開く。２１
はＯＲ回路である。
ロジックの設定に際しては、「異常な過渡変化時には作
動しないで、制御棒挿入不能と判断される時のみ作動さ
せる」ことを考慮している。
動しないで、制御棒挿入不能と判断される時のみ作動さ
せる」ことを考慮している。
コントローラ３４の各設定値の選定理由の一例を以下に
示す。「原子炉圧力高」設定値は、定格圧力に余裕をみ
た値とする。
示す。「原子炉圧力高」設定値は、定格圧力に余裕をみ
た値とする。
「ＡＰＲＭアップスケール」は、設定値ａ以上として、
現在のＢＷＲのＡＰＲＭ指示値アップスケール１２５％
程度であることから、設定値ａを１２５％とする。
現在のＢＷＲのＡＰＲＭ指示値アップスケール１２５％
程度であることから、設定値ａを１２５％とする。
ただし、制御棒挿入不能には至らない異常な過渡変化が
発生して、ＡＰＲＭの一時的なアップスケールが生じた
場合に自動減圧弁が誤作動をしてしまう可能性もあり、
これを防止するために、アップスケールがある一定時間
以上継続しておこっていることを検知するようなＣＰｕ
（Time Delay Pickup）の機能をもうけている。「原子
炉水位低」設定値は、スクラム水位（Ｌ３）以下のＬ２
とする。「ＡＰＲＭ出力信号有り」は、設定値ｂ以上と
して、現在のＢＷＲのプラント起動起程で最大原子炉出
力レベルがＡＰＲＭ信号に換算して２１５％出力以下で
あることから、設定値ｂを運転のしやすさを考慮して、
１５％に余裕をとり２０％とする。
発生して、ＡＰＲＭの一時的なアップスケールが生じた
場合に自動減圧弁が誤作動をしてしまう可能性もあり、
これを防止するために、アップスケールがある一定時間
以上継続しておこっていることを検知するようなＣＰｕ
（Time Delay Pickup）の機能をもうけている。「原子
炉水位低」設定値は、スクラム水位（Ｌ３）以下のＬ２
とする。「ＡＰＲＭ出力信号有り」は、設定値ｂ以上と
して、現在のＢＷＲのプラント起動起程で最大原子炉出
力レベルがＡＰＲＭ信号に換算して２１５％出力以下で
あることから、設定値ｂを運転のしやすさを考慮して、
１５％に余裕をとり２０％とする。
第２図に示した原子炉圧力低減のロジックとすることに
より第６図及び第７図に示した過渡変化時には自動減圧
系が作動しないことを以下に示す。
より第６図及び第７図に示した過渡変化時には自動減圧
系が作動しないことを以下に示す。
（ａ）主蒸隔離弁閉鎖時の過渡変化 第６図に主蒸気隔離弁閉鎖時の過渡変化の挙動を示す。
ＭＳＩＶ閉により原子炉圧力が上昇し原子炉圧力高信号
が検出されるが、ＡＰＲＭアップスケール信号では中性
子束高スクラム設定値より高くなるものの、一時的なも
のとしてＴＰＵの観点から条件が満されない。
が検出されるが、ＡＰＲＭアップスケール信号では中性
子束高スクラム設定値より高くなるものの、一時的なも
のとしてＴＰＵの観点から条件が満されない。
（ｂ）全給水流量の喪失時の過渡変化 第７図に全給水流量の喪失時の過渡変化の挙動を示す。
給水流量喪失により原子炉水位低信号が検出されるがＬ
２レベルに達するまでにＡＰＲＭレベルは殆ど零になっ
てしまう。
２レベルに達するまでにＡＰＲＭレベルは殆ど零になっ
てしまう。
以上のように、過渡変化時には原子炉圧力低減ロジック
により自動減圧弁及びＳＬＣ注入弁が作動しない。
により自動減圧弁及びＳＬＣ注入弁が作動しない。
本発明によれば、自然循環炉においても、主蒸気隔離弁
閉鎖時または給水流量喪失時に制御棒挿入不能な状態に
なったとしても原子炉出力を低下できる。
閉鎖時または給水流量喪失時に制御棒挿入不能な状態に
なったとしても原子炉出力を低下できる。
第１図は本発明の一実施例である自然循環炉の出力制御
装置の構成図第２図は第１のコントローラの詳細構成
図、第３図は本発明の一実施例による原子炉内挙動及び
出力変化図、第４図は本発明の一実施例による原子炉出
力変化図、第５図は従来ＢＷＲの制御棒挿入不能時の過
渡変化図、第６図（Ａ）及び（Ｂ）は従来ＢＷＲの主蒸
気隔離弁閉鎖時の過渡変化図、第７図は（Ａ）及び
（Ｂ）は従来ＢＷＲの全給水流量喪失時の過渡変化図で
ある。 １…原子炉圧力容器、７…自動減圧弁、８…排気管、９
…圧力抑制室、１０…ほう酸水注入系貯蔵タンク、１１
…ほう酸水注入弁、１２…中性子束検出器、１２Ａ…Ａ
ＰＲＭ、１３…圧力検出器、１４…水位検出器、３４…
コントローラ。
装置の構成図第２図は第１のコントローラの詳細構成
図、第３図は本発明の一実施例による原子炉内挙動及び
出力変化図、第４図は本発明の一実施例による原子炉出
力変化図、第５図は従来ＢＷＲの制御棒挿入不能時の過
渡変化図、第６図（Ａ）及び（Ｂ）は従来ＢＷＲの主蒸
気隔離弁閉鎖時の過渡変化図、第７図は（Ａ）及び
（Ｂ）は従来ＢＷＲの全給水流量喪失時の過渡変化図で
ある。 １…原子炉圧力容器、７…自動減圧弁、８…排気管、９
…圧力抑制室、１０…ほう酸水注入系貯蔵タンク、１１
…ほう酸水注入弁、１２…中性子束検出器、１２Ａ…Ａ
ＰＲＭ、１３…圧力検出器、１４…水位検出器、３４…
コントローラ。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 広瀬 正雄 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 畠山 由紀夫 茨城県日立市幸町３丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内 (72)発明者 安島 俊夫 茨城県日立市幸町３丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内 (56)参考文献 特開 昭63−75691（ＪＰ，Ａ)
Claims (1)
- 【請求項１】炉心を内蔵する原子炉容器、前記原子炉容
器内に設置されて前記炉心を取囲む筒状体、前記筒状体
と前記原子炉容器との間に形成されて前記炉心の上部か
ら吐出された冷却材を前記炉心の下部に導く自然循環流
路、前記原子炉容器内で発生した蒸気を吐出する蒸気
管、前記蒸気管に設けられた減圧弁、及びこの減圧弁か
ら吐出された蒸気を冷却水プールに導く排気管を有する
自然循環炉の出力を制御する装置において、液体ポイズ
ンタンクを注入弁を介して前記原子炉容器に接続し、原
子炉水位を検出する水位検出器、原子炉圧力を検出する
圧力検出器、及び前記炉心内に複数の中性子検出器を設
け、これらの中性子検出器の出力を入力して平均化する
平均出力領域モニタを設け、前記原子炉圧力が圧力設定
値以上になり、かつ前記平均出力領域モニタの出力が第
１出力設定値以上になった状態が一定時間継続した場合
に、または前記原子炉水位がスクラム水位よりも低い水
位設定値以下になり、かつ前記平均出力領域モニタの出
力が前記第１出力設定値とは異なる第２出力設定値以上
になった場合に、前記減圧弁及び注入弁をそれぞれ開く
制御手段を備えたことを特徴とする自然循環炉の出力制
御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62026293A JPH0631777B2 (ja) | 1987-02-09 | 1987-02-09 | 自然循環炉の出力制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62026293A JPH0631777B2 (ja) | 1987-02-09 | 1987-02-09 | 自然循環炉の出力制御装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63195592A JPS63195592A (ja) | 1988-08-12 |
| JPH0631777B2 true JPH0631777B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=12189268
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62026293A Expired - Lifetime JPH0631777B2 (ja) | 1987-02-09 | 1987-02-09 | 自然循環炉の出力制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0631777B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2021043080A (ja) * | 2019-09-11 | 2021-03-18 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | ホウ酸水注入装置 |
| CN112908500B (zh) * | 2021-01-14 | 2024-05-10 | 中广核研究院有限公司 | 一种压力容器顶部不可凝结气体的体积控制方法 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6375691A (ja) * | 1986-09-19 | 1988-04-06 | 株式会社日立製作所 | 自然循環型原子炉 |
-
1987
- 1987-02-09 JP JP62026293A patent/JPH0631777B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS63195592A (ja) | 1988-08-12 |
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