JPH0640143B2 - 原子力発電プラントの制御方法及び装置 - Google Patents
原子力発電プラントの制御方法及び装置Info
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- JPH0640143B2 JPH0640143B2 JP61103274A JP10327486A JPH0640143B2 JP H0640143 B2 JPH0640143 B2 JP H0640143B2 JP 61103274 A JP61103274 A JP 61103274A JP 10327486 A JP10327486 A JP 10327486A JP H0640143 B2 JPH0640143 B2 JP H0640143B2
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Classifications
-
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- 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
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Description
【発明の詳細な説明】 本発明は、制御棒落下状態下の原子炉を制御するための
方法及び装置に関し、特に、制御棒落下状態により軸方
向出力分布が規定された限界を超えるような場合にの
み、原子炉の運転を停止するようにした方法及び装置に
関するものである。
方法及び装置に関し、特に、制御棒落下状態により軸方
向出力分布が規定された限界を超えるような場合にの
み、原子炉の運転を停止するようにした方法及び装置に
関するものである。
加圧水型原子炉(PWR)のような商業用の原子炉の反応度
を制御する1つの手段は、炉心内に制御棒を挿入するこ
とである。制御棒は中性子を吸収して核分裂反応の数を
制御する。制御棒は、垂直の通路に沿って、概して縦型
円筒状の炉心内に挿入されたり該炉心から引き抜かれた
りするので、炉心における核分裂反応の軸方向分布、そ
れ故、発生される出力に直接影響する。制御棒の影響に
よって軸方向において炉心内に発生される出力の非対称
度(skewing)は、通常、それぞれ炉心の頂部及び底部に
向かう出力の非対称度を示すアキシヤル・オフセットの
ような量によって測定される。炉心における軸方向出力
分布に対する運転上の制約は、アキシャル・オフセット
に対する限界に変換され、もしその限界を超えたなら
ば、全ての制御棒を全挿入することによって原子炉をト
リップ即ち運転停止することになる。
を制御する1つの手段は、炉心内に制御棒を挿入するこ
とである。制御棒は中性子を吸収して核分裂反応の数を
制御する。制御棒は、垂直の通路に沿って、概して縦型
円筒状の炉心内に挿入されたり該炉心から引き抜かれた
りするので、炉心における核分裂反応の軸方向分布、そ
れ故、発生される出力に直接影響する。制御棒の影響に
よって軸方向において炉心内に発生される出力の非対称
度(skewing)は、通常、それぞれ炉心の頂部及び底部に
向かう出力の非対称度を示すアキシヤル・オフセットの
ような量によって測定される。炉心における軸方向出力
分布に対する運転上の制約は、アキシャル・オフセット
に対する限界に変換され、もしその限界を超えたなら
ば、全ての制御棒を全挿入することによって原子炉をト
リップ即ち運転停止することになる。
加圧水型原子炉は、炉心全長に渡って伸びる全長制御棒
と、炉心の一部だけに及ぶ部分長制御棒との双方を有し
ている。全長制御棒は炉心内のどの深さにも挿入され得
るが、部分長制御棒は全挿入もしくは全引き抜きのいず
れかである。出力変化中に部分長制御棒が操作される原
子炉においては、該部分長制御棒の位置は、アキシャル
・オフセットに対する限界に大きな重要な差を生じさせ
る。
と、炉心の一部だけに及ぶ部分長制御棒との双方を有し
ている。全長制御棒は炉心内のどの深さにも挿入され得
るが、部分長制御棒は全挿入もしくは全引き抜きのいず
れかである。出力変化中に部分長制御棒が操作される原
子炉においては、該部分長制御棒の位置は、アキシャル
・オフセットに対する限界に大きな重要な差を生じさせ
る。
全長制御棒及び部分長制御棒の双方は、ほぼ円筒形の炉
心の垂直方向の軸心回りに対称的に配置された制御棒か
らなる複数の制御棒群となって挿入されたり引き抜かれ
たりするので、制御棒の正常な移動によっては半径方向
の出力分布に不平衡を生じない。しかし、制御棒は電気
機械的なジャツキによって炉心内及び炉心外に増分的に
歩進され、該なジャッキが時折誤動作して制御棒を炉心
内に落下せしめ、それにより軸方向出力分布をゆがめ
る。加圧水型原子炉の運転は、同原子炉に課せられた出
力要求に応じるように炉心のどこかの出力を増加するこ
とによって、制御棒落下によって生じた反応度の局部的
な喪失を同原子炉が埋め合わせるよう試みることに特徴
がある。これにより、炉心の他の部分において局所的に
反応度が限界を超えてしまうことになる。
心の垂直方向の軸心回りに対称的に配置された制御棒か
らなる複数の制御棒群となって挿入されたり引き抜かれ
たりするので、制御棒の正常な移動によっては半径方向
の出力分布に不平衡を生じない。しかし、制御棒は電気
機械的なジャツキによって炉心内及び炉心外に増分的に
歩進され、該なジャッキが時折誤動作して制御棒を炉心
内に落下せしめ、それにより軸方向出力分布をゆがめ
る。加圧水型原子炉の運転は、同原子炉に課せられた出
力要求に応じるように炉心のどこかの出力を増加するこ
とによって、制御棒落下によって生じた反応度の局部的
な喪失を同原子炉が埋め合わせるよう試みることに特徴
がある。これにより、炉心の他の部分において局所的に
反応度が限界を超えてしまうことになる。
加圧水型原子炉に設けられるあるタイプの保護系は、中
性子束を監視し、予め選択された値を超える中性子束の
負変化率が検出されたときに原子炉をトリップする。こ
のような中性子束の負変化率から、例えば、制御棒の落
下を知ることができる。なぜならば、挿入された制御棒
が局所反応度を減少させ、そして出力が炉心のどこかで
増加し要求レベルに復帰するのに時間がかかるからであ
る。加圧水型原子炉における制御棒駆動装置は、制御棒
の落下が運転サイクル中に生じ得るようになっている。
これ等の加圧水型原子炉に対する現在の保護系は、普
通、原子炉をトリップすることによって制御棒落下に応
答する。数種のトリップが組み合わさると、その結果、
重大な発電プラント利用率の低下をもたらす。
性子束を監視し、予め選択された値を超える中性子束の
負変化率が検出されたときに原子炉をトリップする。こ
のような中性子束の負変化率から、例えば、制御棒の落
下を知ることができる。なぜならば、挿入された制御棒
が局所反応度を減少させ、そして出力が炉心のどこかで
増加し要求レベルに復帰するのに時間がかかるからであ
る。加圧水型原子炉における制御棒駆動装置は、制御棒
の落下が運転サイクル中に生じ得るようになっている。
これ等の加圧水型原子炉に対する現在の保護系は、普
通、原子炉をトリップすることによって制御棒落下に応
答する。数種のトリップが組み合わさると、その結果、
重大な発電プラント利用率の低下をもたらす。
しかし、局所出力ピークが設計限界以下に維持され得る
ならば、原子炉をトリップする必要はない。従って、米
国特許第4,399,095号明細書には、非常に大きい負の中
性子束変化が発生した場合には、原子炉をトリップすべ
きであるが、適度な出力低下の場合は、出力が、制御棒
落下から最初に生じる出力低下レベルを予め選択された
量だけ超えない限り、原子炉を運転し続け得るというこ
とが提案されている。これはまた、原子炉出力を新しい
限界以下に維持するために制御棒の引き抜きとタービン
出力のロールバック(rollback)とに対する制限を必要と
する。
ならば、原子炉をトリップする必要はない。従って、米
国特許第4,399,095号明細書には、非常に大きい負の中
性子束変化が発生した場合には、原子炉をトリップすべ
きであるが、適度な出力低下の場合は、出力が、制御棒
落下から最初に生じる出力低下レベルを予め選択された
量だけ超えない限り、原子炉を運転し続け得るというこ
とが提案されている。これはまた、原子炉出力を新しい
限界以下に維持するために制御棒の引き抜きとタービン
出力のロールバック(rollback)とに対する制限を必要と
する。
本発明の主たる目的は、炉心内の局所ピーク出力が設計
限界を超えない限り、制御棒落下の場合でも原子炉を全
出力で運転可能とする原子力発電プラントの制御方法及
び装置を提供することである。
限界を超えない限り、制御棒落下の場合でも原子炉を全
出力で運転可能とする原子力発電プラントの制御方法及
び装置を提供することである。
上述した目的を達成するために、本発明は、上側部分及
び下側部分を有する炉心と、該炉心内の反応度を制御す
るために、垂直方向に、該炉心内に挿入されたり該炉心
から引き抜かれたりする制御棒とを有する原子炉を含む
原子力発電プラントの制御装置であつて、前記炉心の前
記上側部分及び下側部分における中性子束を別々に測定
すると共に、該中性子束の測定値から、前記炉心の前記
上側部分及び下側部分間の軸方向出力分布を表す軸方向
出力分布信号を発生する測定手段と、前記原子炉におけ
る制御棒の落下を検出し、その検出に応答して制御棒落
下信号を発生する検出手段とを備えた原子力発電プラン
トの制御装置において、制御棒落下状態に対する限界の
軸方向出力分布を表す軸方向出力分布限界信号を発生す
る軸方向出力分布限界信号発生手段と、前記軸方向出力
分布信号を前記軸方向出力分布限界信号と比較し、前記
軸方向出力分布信号が前記軸方向出力分布限界信号を超
えたとき軸方向出力分布限界外信号を発生する比較手段
と、前記制御棒落下信号及び前記軸方向出力分布限界外
信号の双方の存在に応答して、前記原子炉の運転停止信
号を発生する停止信号発生手段とを備えることを特徴と
するものである。
び下側部分を有する炉心と、該炉心内の反応度を制御す
るために、垂直方向に、該炉心内に挿入されたり該炉心
から引き抜かれたりする制御棒とを有する原子炉を含む
原子力発電プラントの制御装置であつて、前記炉心の前
記上側部分及び下側部分における中性子束を別々に測定
すると共に、該中性子束の測定値から、前記炉心の前記
上側部分及び下側部分間の軸方向出力分布を表す軸方向
出力分布信号を発生する測定手段と、前記原子炉におけ
る制御棒の落下を検出し、その検出に応答して制御棒落
下信号を発生する検出手段とを備えた原子力発電プラン
トの制御装置において、制御棒落下状態に対する限界の
軸方向出力分布を表す軸方向出力分布限界信号を発生す
る軸方向出力分布限界信号発生手段と、前記軸方向出力
分布信号を前記軸方向出力分布限界信号と比較し、前記
軸方向出力分布信号が前記軸方向出力分布限界信号を超
えたとき軸方向出力分布限界外信号を発生する比較手段
と、前記制御棒落下信号及び前記軸方向出力分布限界外
信号の双方の存在に応答して、前記原子炉の運転停止信
号を発生する停止信号発生手段とを備えることを特徴と
するものである。
また、上述の目的から、本発明は、上側部分及び下側部
分を有する炉心と、反応度を制御するために、垂直方向
に、前記炉心内に挿入されたり該炉心から引き抜かれた
りする制御棒とを有する原子炉を含む原子力発電プラン
トの制御方法であつて、前記炉心の前記上側部分及び下
側部分における中性子束をオンラインで別々に測定し、
前記炉心の前記上側部分及び下側部分における中性子束
の前記測定値から、前記炉心の前記上側部分及び下側部
分間の軸方向出力分布を表す信号を発生し、前記原子炉
の運転を監視して、前記炉心内への制御棒の未指令によ
る挿入の検出に応答して制御棒落下信号を発生する、原
子力発電プラントの制御方法において、制御棒落下状態
についての前記軸方向出力分布信号の選択された限界値
を表す軸方向出力分布限界信号を発生すると共に、前記
軸方向出力分布信号を、制御棒落下に対して発生された
前記軸方向出力分布限界信号と比較し、制御棒落下信号
が存在する場合に前記軸方向出力分布信号が前記軸方向
出力分布限界信号を超えたとき前記原子炉の運転を停止
することを特徴とする原子力発電プラントの制御方法も
提供する。
分を有する炉心と、反応度を制御するために、垂直方向
に、前記炉心内に挿入されたり該炉心から引き抜かれた
りする制御棒とを有する原子炉を含む原子力発電プラン
トの制御方法であつて、前記炉心の前記上側部分及び下
側部分における中性子束をオンラインで別々に測定し、
前記炉心の前記上側部分及び下側部分における中性子束
の前記測定値から、前記炉心の前記上側部分及び下側部
分間の軸方向出力分布を表す信号を発生し、前記原子炉
の運転を監視して、前記炉心内への制御棒の未指令によ
る挿入の検出に応答して制御棒落下信号を発生する、原
子力発電プラントの制御方法において、制御棒落下状態
についての前記軸方向出力分布信号の選択された限界値
を表す軸方向出力分布限界信号を発生すると共に、前記
軸方向出力分布信号を、制御棒落下に対して発生された
前記軸方向出力分布限界信号と比較し、制御棒落下信号
が存在する場合に前記軸方向出力分布信号が前記軸方向
出力分布限界信号を超えたとき前記原子炉の運転を停止
することを特徴とする原子力発電プラントの制御方法も
提供する。
出力の変化中、部分長制御棒が操作される原子力発電プ
ラントにおいては、これ等の制御棒の全挿入位置及び全
引き抜き位置に対して、軸方向出力分布の別々の限界が
設定される。制御棒落下状態は、予め設定された限界よ
りも大きい中性子束の負変化率によって検出される。よ
り大きい第2の負の限界を超える中性子束の負変化率は
重大な異常状態を示し、軸方向出力分布に無関係に原子
炉を直ちにトリップする。
ラントにおいては、これ等の制御棒の全挿入位置及び全
引き抜き位置に対して、軸方向出力分布の別々の限界が
設定される。制御棒落下状態は、予め設定された限界よ
りも大きい中性子束の負変化率によって検出される。よ
り大きい第2の負の限界を超える中性子束の負変化率は
重大な異常状態を示し、軸方向出力分布に無関係に原子
炉を直ちにトリップする。
次に、本発明の好適な実施例を添付図面を参照して詳細
に説明すると、第1図は、本発明を実施した加圧水型原
子力発電プラントの蒸気供給系を示している。この蒸気
供給系は加圧水型原子炉1を備えており、該原子炉1
は、圧力容器5内に収容された縦型の円筒状の炉心3を
含んでいる。炉心3は核分裂性物質を含んでおり、核分
裂性物質内において持続性の核分裂反応が起きて熱を発
生し、この熱が炉心3を通流する軽水の形の原子炉冷却
材によって吸収される。原子炉冷却材は、一次ループ内
を循環する。この一次ループは、炉心3から蒸気発生器
9の一次側に加熱された原子炉冷却材を運ぶホットレッ
グ導管7を含み、蒸気発生器9において熱が二次側の給
水に伝達されて蒸気を生じる。この蒸気は、電力を生じ
るタービン発電機(図示せず)を駆動するように既知の
態様で二次ループ(図示せず)内で使用される。原子炉
冷却材は、原子炉冷却材ポンプ13によってコールドレッ
グ導管11を通って炉心3に戻される。説明のため第1図
では1つの一次ループだけを示したが、実際には代表的
な加圧水型原子炉は2〜4つの一次ループを有してお
り、各々がそれぞれの蒸気発生器を働かせる。
に説明すると、第1図は、本発明を実施した加圧水型原
子力発電プラントの蒸気供給系を示している。この蒸気
供給系は加圧水型原子炉1を備えており、該原子炉1
は、圧力容器5内に収容された縦型の円筒状の炉心3を
含んでいる。炉心3は核分裂性物質を含んでおり、核分
裂性物質内において持続性の核分裂反応が起きて熱を発
生し、この熱が炉心3を通流する軽水の形の原子炉冷却
材によって吸収される。原子炉冷却材は、一次ループ内
を循環する。この一次ループは、炉心3から蒸気発生器
9の一次側に加熱された原子炉冷却材を運ぶホットレッ
グ導管7を含み、蒸気発生器9において熱が二次側の給
水に伝達されて蒸気を生じる。この蒸気は、電力を生じ
るタービン発電機(図示せず)を駆動するように既知の
態様で二次ループ(図示せず)内で使用される。原子炉
冷却材は、原子炉冷却材ポンプ13によってコールドレッ
グ導管11を通って炉心3に戻される。説明のため第1図
では1つの一次ループだけを示したが、実際には代表的
な加圧水型原子炉は2〜4つの一次ループを有してお
り、各々がそれぞれの蒸気発生器を働かせる。
炉心3の反応度の長期調整は、炉心を通って循環する原
子炉冷却材にホウ素のような中性子吸収材料を融解する
ことによって制御される。また、原子炉冷却材は、核分
裂反応によって放出された高速中性子を、持続性の核分
裂反応に必要なエネルギレベルまで減速するための減速
材としても作用する。加圧水型原子炉は、水がより低温
になって密度が高くなると、その水は、高速中性子を核
分裂のための限界レベルに一層減速させて炉心の反応度
を増加するという点で、負の温度減速材係数を有してい
る。
子炉冷却材にホウ素のような中性子吸収材料を融解する
ことによって制御される。また、原子炉冷却材は、核分
裂反応によって放出された高速中性子を、持続性の核分
裂反応に必要なエネルギレベルまで減速するための減速
材としても作用する。加圧水型原子炉は、水がより低温
になって密度が高くなると、その水は、高速中性子を核
分裂のための限界レベルに一層減速させて炉心の反応度
を増加するという点で、負の温度減速材係数を有してい
る。
また、炉心3の反応度は、上方から垂直に炉心3内に挿
入される。中性子吸収材料からなる制御棒15によっても
調節される。制御棒15は、制御装置19の制御下に制御棒
駆動装置17によって位置決めされる。制御棒は、炉心内
を軸方向に移動するので、炉心の軸方向出力分布に影響
を与える。制御棒15の何本かは部分長制御棒であり、こ
れ等の部分長制御棒はある蒸気供給系では炉心内の軸方
向出力分布の制御を助けるために使用される。どの蒸気
供給系においても、制御棒の位置決めは制御装置19によ
って制御され、軸方向出力分布を規定された限界内に維
持する。
入される。中性子吸収材料からなる制御棒15によっても
調節される。制御棒15は、制御装置19の制御下に制御棒
駆動装置17によって位置決めされる。制御棒は、炉心内
を軸方向に移動するので、炉心の軸方向出力分布に影響
を与える。制御棒15の何本かは部分長制御棒であり、こ
れ等の部分長制御棒はある蒸気供給系では炉心内の軸方
向出力分布の制御を助けるために使用される。どの蒸気
供給系においても、制御棒の位置決めは制御装置19によ
って制御され、軸方向出力分布を規定された限界内に維
持する。
原子炉1によって発生される出力は炉心3から漏れる高
速中性子に比例するということが長い間認められてき
た。従って、出力は代表的には、圧力容器5の回りの離
間した場所において垂直に延びるいくつかの長い中性子
検出器21(1つだけが示されている)によって測定され
る。これ等の中性子検出器(測定手段)は上側及び下側
の部分21a及び21bを有しており、該部分21a,21bはそれ
ぞれ、炉心3の上側部分及び下側部分における出力を別
々に指示する。慣行では、中性子束の4つの独立した測
定値を発生するように圧力容器の回りに等分に離間され
た4つの中性子検出器が設けられている。複数の中性子
検出器によって与えられる冗長性は、保護及び制御目的
のために必要な信頼性を確実にする。中性子検出器の上
側及び下側の部分21a及び21bによって得られた別々の中
性子束測定値は、それぞれライン23及び25をへて制御装
置19に送られる。
速中性子に比例するということが長い間認められてき
た。従って、出力は代表的には、圧力容器5の回りの離
間した場所において垂直に延びるいくつかの長い中性子
検出器21(1つだけが示されている)によって測定され
る。これ等の中性子検出器(測定手段)は上側及び下側
の部分21a及び21bを有しており、該部分21a,21bはそれ
ぞれ、炉心3の上側部分及び下側部分における出力を別
々に指示する。慣行では、中性子束の4つの独立した測
定値を発生するように圧力容器の回りに等分に離間され
た4つの中性子検出器が設けられている。複数の中性子
検出器によって与えられる冗長性は、保護及び制御目的
のために必要な信頼性を確実にする。中性子検出器の上
側及び下側の部分21a及び21bによって得られた別々の中
性子束測定値は、それぞれライン23及び25をへて制御装
置19に送られる。
制御装置19は、中性子検出器の上側及び下側の部分21a
及び21bからの中性子束信号を処理して以下の式に従っ
てアキシャル・オフセットを計算する。
及び21bからの中性子束信号を処理して以下の式に従っ
てアキシャル・オフセットを計算する。
このアキシャル・オフセットは軸方向における炉心内の
出力の非対称度(skewing)の測定値である。加圧水型原
子炉の典型的な運転計画は、原子炉の正常な運転中、予
め選択された値(燃料サイクルを通じて変化する)にア
キシャル・オフセットを維持することである。パーセン
トで表現されるアキシャル・オフセットについての代表
的な目標値は、代表的には上方に7パーセントに及ぶ運
転帯域でプラス2%から3%である。アキシャル・オフ
セットがこの帯域の外側にずれたならば、出力が減ぜら
れて限界内に戻す。前述したように、出力の非対称度
は、上式の分子における各項を逆にして炉心の底部を基
準にしたアキシャル・オフセットによっても測定され得
る。
出力の非対称度(skewing)の測定値である。加圧水型原
子炉の典型的な運転計画は、原子炉の正常な運転中、予
め選択された値(燃料サイクルを通じて変化する)にア
キシャル・オフセットを維持することである。パーセン
トで表現されるアキシャル・オフセットについての代表
的な目標値は、代表的には上方に7パーセントに及ぶ運
転帯域でプラス2%から3%である。アキシャル・オフ
セットがこの帯域の外側にずれたならば、出力が減ぜら
れて限界内に戻す。前述したように、出力の非対称度
は、上式の分子における各項を逆にして炉心の底部を基
準にしたアキシャル・オフセットによっても測定され得
る。
正常な運転状態下では、炉心内の半径方向の出力分布は
問題でない。その理由は、制御棒の移動は炉心の縦方向
の軸心回りに対称であるように同期されるからである。
しかし、例えば落下した制御棒によって対称性が崩れる
可能性に対する対策が採られている。加圧水型原子炉の
物理的性質によって、落下した制御棒は、その落下制御
棒の近くで発生する出力を直ちに減少し、これにより先
ず、炉心によって発生される全出力の減少になる。次
に、原子炉は、炉心の残りの部分の出力を増加すること
によって、二次ループ内の蒸気に対する要求により該原
子炉に期待される負荷に適応するように試みる。このこ
とは、前述したように炉心内の他のどこかに局部的な過
熱をもたらす。
問題でない。その理由は、制御棒の移動は炉心の縦方向
の軸心回りに対称であるように同期されるからである。
しかし、例えば落下した制御棒によって対称性が崩れる
可能性に対する対策が採られている。加圧水型原子炉の
物理的性質によって、落下した制御棒は、その落下制御
棒の近くで発生する出力を直ちに減少し、これにより先
ず、炉心によって発生される全出力の減少になる。次
に、原子炉は、炉心の残りの部分の出力を増加すること
によって、二次ループ内の蒸気に対する要求により該原
子炉に期待される負荷に適応するように試みる。このこ
とは、前述したように炉心内の他のどこかに局部的な過
熱をもたらす。
本発明は、制御棒の落下状態を検出することによってこ
の問題を処理し、状態が十分に理由のあるときのみ原子
炉を停止する。本発明者等の解析によれば、ある制御棒
のプログラム化されない挿入は、他の落下制御棒以上
に、炉心の他の部分に一層の影響を有するということが
示された。種々の制御棒の炉心内への落下の影響は、原
子炉冷却材内のホウ素の希釈によって、原子炉冷却材温
度の降下によって、そして部分的に挿入された制御棒の
引き抜きによって得られる大きな反応度があるときに生
じる最悪の場合の状態と考えられていた。限界要素は、
核沸騰比(DNBR)限界からの離脱である。本発明者等は、
アキシャル・オフセットが全ての制御棒落下状態に適用
可能の識別可能な限界内に留まる限り、炉心内の他のす
べての場所に対するDNBR限界は超えられず、それ故原子
炉を停止することは必要ではないということを決定し
た。この状況は、結果として半径方向の出力ピーキング
が生じる場合でさえ、出力が自動的に安全領域まで減ぜ
られるという程度まで、複数の制御棒の落下によって反
応度が減ぜられるという事実によって、ある程度促進さ
れる。
の問題を処理し、状態が十分に理由のあるときのみ原子
炉を停止する。本発明者等の解析によれば、ある制御棒
のプログラム化されない挿入は、他の落下制御棒以上
に、炉心の他の部分に一層の影響を有するということが
示された。種々の制御棒の炉心内への落下の影響は、原
子炉冷却材内のホウ素の希釈によって、原子炉冷却材温
度の降下によって、そして部分的に挿入された制御棒の
引き抜きによって得られる大きな反応度があるときに生
じる最悪の場合の状態と考えられていた。限界要素は、
核沸騰比(DNBR)限界からの離脱である。本発明者等は、
アキシャル・オフセットが全ての制御棒落下状態に適用
可能の識別可能な限界内に留まる限り、炉心内の他のす
べての場所に対するDNBR限界は超えられず、それ故原子
炉を停止することは必要ではないということを決定し
た。この状況は、結果として半径方向の出力ピーキング
が生じる場合でさえ、出力が自動的に安全領域まで減ぜ
られるという程度まで、複数の制御棒の落下によって反
応度が減ぜられるという事実によって、ある程度促進さ
れる。
本発明においては、制御棒の落下状態は、米国特許第4,
399,095号明細書で使用されたのと同様の態様で、即ち
高速中性子束の負変化率を監視することによって検出さ
れる。次いで、制御棒落下状態が原子炉を運転停止する
のを正当化するか否かを決定するための新規な手段が用
いられる。第2図は、本発明を実施するための第1図の
制御装置19の一部を図式的に示す。各中性子検出器21に
対して同様の回路が設けられている。高速中性子検出器
の各上側及び下側の部分21a及び21bの出力は中性子束プ
ロセッサ(検出手段)27に与えられ、該プロセッサ27は
2つの出力を合計してライン29上に出力信号を発生し、
そして前述の式に従って計算されたアキシャル・オフセ
ット信号を発生してライン31に与える。出力信号は通常
の動的変化率遅延補償回路(検出手段)33に与えられ、
そこで出力変化率を表す出力を発生する。動的変化率遅
延回路の出力が、制御棒落下の特徴を示す予め選択され
た設定点を超えるに充分に負であるならば、負変化率双
安定回路(検出手段)35が状態を変えるであろう。双安
定回路35の状態変化はメモリ・ユニット37に記憶され、
該メモリ・ユニット37は手動でリセットされるまで記憶
された双安定出力を維持する。このように、炉心の他の
部分が負荷要求に応じるように応答するために中性子束
が引き続き上昇している間、制御棒落下状態の指示は保
持される。メモリ・ユニット37の出力はAND回路(停止
信号発生手段)39に与えられる。
399,095号明細書で使用されたのと同様の態様で、即ち
高速中性子束の負変化率を監視することによって検出さ
れる。次いで、制御棒落下状態が原子炉を運転停止する
のを正当化するか否かを決定するための新規な手段が用
いられる。第2図は、本発明を実施するための第1図の
制御装置19の一部を図式的に示す。各中性子検出器21に
対して同様の回路が設けられている。高速中性子検出器
の各上側及び下側の部分21a及び21bの出力は中性子束プ
ロセッサ(検出手段)27に与えられ、該プロセッサ27は
2つの出力を合計してライン29上に出力信号を発生し、
そして前述の式に従って計算されたアキシャル・オフセ
ット信号を発生してライン31に与える。出力信号は通常
の動的変化率遅延補償回路(検出手段)33に与えられ、
そこで出力変化率を表す出力を発生する。動的変化率遅
延回路の出力が、制御棒落下の特徴を示す予め選択され
た設定点を超えるに充分に負であるならば、負変化率双
安定回路(検出手段)35が状態を変えるであろう。双安
定回路35の状態変化はメモリ・ユニット37に記憶され、
該メモリ・ユニット37は手動でリセットされるまで記憶
された双安定出力を維持する。このように、炉心の他の
部分が負荷要求に応じるように応答するために中性子束
が引き続き上昇している間、制御棒落下状態の指示は保
持される。メモリ・ユニット37の出力はAND回路(停止
信号発生手段)39に与えられる。
ライン31上のアキシャル・オフセット信号は、それぞれ
双安定回路(比較手段)41及び43において2つのアキシ
ャル・オフセット設定点信号X1及びX2(第1、第2の軸
方向出力分布限界設定値)と比較される。アキシャル・
オフセット設定点信号X1は設定点信号X2よりも大きく設
定しておく。双安定回路43の出力は、位置指示手段であ
る部分長制御棒アウト指示器47からの信号と一緒に、AN
Dゲート45に与えられる。部分長制御棒がアウト即ち外
にあり、アキシャル・オフセットが設定点の値X2を超え
たならば、ANDゲート45によってORゲート(停止信号発
生手段)49に信号が与えられる。他方、部分長制御棒が
イン即ち内にあり、アキシャル・オフセットが設定点の
値X1を超えたならば、双安定回路41がORゲート49に信号
を与える。いずれの信号も、メモリ回路即ちメモリ・ユ
ニット37の出力と一緒に、ORゲート49によってANDゲー
ト(停止信号発生手段)39に与えられる。メモリ・ユニ
ット37が制御棒落下状態を指示するように設定されてい
れば、ANDゲート39は、アキシャル・オフセット限界が
超えられてしまったということを示すいずれかの信号を
ORゲート(停止信号発生手段)51に通し、該ORゲート51
は次に、他のチャンネルからの同様の信号と共に、2ア
ウト・オブ4採決論理回路(停止信号発生手段)53に信
号を与える。他のいずれかのチャンネルによってもう1
つの信号が2アウト・オブ4採決論理回路53に与えられ
ると、原子炉トリップ信号が発生される。原子炉トリッ
プ信号は制御棒駆動装置17に与えられて制御棒の全部を
炉心内に挿入し、原子炉を停止する。
双安定回路(比較手段)41及び43において2つのアキシ
ャル・オフセット設定点信号X1及びX2(第1、第2の軸
方向出力分布限界設定値)と比較される。アキシャル・
オフセット設定点信号X1は設定点信号X2よりも大きく設
定しておく。双安定回路43の出力は、位置指示手段であ
る部分長制御棒アウト指示器47からの信号と一緒に、AN
Dゲート45に与えられる。部分長制御棒がアウト即ち外
にあり、アキシャル・オフセットが設定点の値X2を超え
たならば、ANDゲート45によってORゲート(停止信号発
生手段)49に信号が与えられる。他方、部分長制御棒が
イン即ち内にあり、アキシャル・オフセットが設定点の
値X1を超えたならば、双安定回路41がORゲート49に信号
を与える。いずれの信号も、メモリ回路即ちメモリ・ユ
ニット37の出力と一緒に、ORゲート49によってANDゲー
ト(停止信号発生手段)39に与えられる。メモリ・ユニ
ット37が制御棒落下状態を指示するように設定されてい
れば、ANDゲート39は、アキシャル・オフセット限界が
超えられてしまったということを示すいずれかの信号を
ORゲート(停止信号発生手段)51に通し、該ORゲート51
は次に、他のチャンネルからの同様の信号と共に、2ア
ウト・オブ4採決論理回路(停止信号発生手段)53に信
号を与える。他のいずれかのチャンネルによってもう1
つの信号が2アウト・オブ4採決論理回路53に与えられ
ると、原子炉トリップ信号が発生される。原子炉トリッ
プ信号は制御棒駆動装置17に与えられて制御棒の全部を
炉心内に挿入し、原子炉を停止する。
また、変化率遅延回路33の出力は、双安定回路55におけ
る第2の設定点信号とも比較される。双安定回路55に与
えられる設定点信号の値は原子炉の直ちの運転停止を必
要とするのと同程度に厳しい原子炉出力の減少率を示す
ように選択される。それ故、この設定点の値を超えたな
らば、双安定回路55によって発生される信号はメモリ・
ユニット57に記憶され、そして手動でメモリ・ユニット
57がリセットされるまでORゲート51を介して2アウト・
オブ4論理回路53に与えられる。再度、原子炉トリップ
を発生するためには少なくとも1つの他のチャンネルが
また、2アウト・オブ4採決論理回路53に信号を供給し
なければならない。中性子束変化率の減少が双安定回路
55に与えられる設定点を超えたときに発生されるこのト
リップは、加圧水型原子炉に現在与えられている通常の
高速中性子束変化率トリップ信号であり、ここではこの
トリップ信号が本発明といかに拘わっているかを説明す
るために示されている。前述したように、双安定回路35
に与えられる中性子束変化率の減少に対する設定点の値
は、制御棒落下状態を示すように選択される。この設定
点に対する例示的な値は、0.05から0.1%反応度価値の
制御棒が炉心内に落下したときに得られる値に対応す
る。制御棒落下状態のもとで原子炉がトリップするであ
ろう、それぞれ双安定回路41及び43に与えられるアキシ
ャル・オフセット設定点信号に対する代表的な値は、部
分長制御棒がアウト即ち外の場合はほぼ+10%であり、
部分長制御棒がイン即ち内の場合はほぼ0%である。
る第2の設定点信号とも比較される。双安定回路55に与
えられる設定点信号の値は原子炉の直ちの運転停止を必
要とするのと同程度に厳しい原子炉出力の減少率を示す
ように選択される。それ故、この設定点の値を超えたな
らば、双安定回路55によって発生される信号はメモリ・
ユニット57に記憶され、そして手動でメモリ・ユニット
57がリセットされるまでORゲート51を介して2アウト・
オブ4論理回路53に与えられる。再度、原子炉トリップ
を発生するためには少なくとも1つの他のチャンネルが
また、2アウト・オブ4採決論理回路53に信号を供給し
なければならない。中性子束変化率の減少が双安定回路
55に与えられる設定点を超えたときに発生されるこのト
リップは、加圧水型原子炉に現在与えられている通常の
高速中性子束変化率トリップ信号であり、ここではこの
トリップ信号が本発明といかに拘わっているかを説明す
るために示されている。前述したように、双安定回路35
に与えられる中性子束変化率の減少に対する設定点の値
は、制御棒落下状態を示すように選択される。この設定
点に対する例示的な値は、0.05から0.1%反応度価値の
制御棒が炉心内に落下したときに得られる値に対応す
る。制御棒落下状態のもとで原子炉がトリップするであ
ろう、それぞれ双安定回路41及び43に与えられるアキシ
ャル・オフセット設定点信号に対する代表的な値は、部
分長制御棒がアウト即ち外の場合はほぼ+10%であり、
部分長制御棒がイン即ち内の場合はほぼ0%である。
本発明によれば、受容できない局所出力ピークを示すア
キシャル・オフセット限界を超えた場合にのみ原子炉は
運転停止され、そして往々にして制御棒の落下の場合で
も原子炉が全出力で運転され得る。従って、本発明は、
制御棒が落下したときの原子炉運転の遮断の可能性を減
じ、そしてこれ等の状態下で原子炉の使用の可能性を広
げる。
キシャル・オフセット限界を超えた場合にのみ原子炉は
運転停止され、そして往々にして制御棒の落下の場合で
も原子炉が全出力で運転され得る。従って、本発明は、
制御棒が落下したときの原子炉運転の遮断の可能性を減
じ、そしてこれ等の状態下で原子炉の使用の可能性を広
げる。
第1図は、本発明を組み込んだ加圧水型原子炉の蒸気供
給系を示すブロック図、第2図は、本発明による第1図
の蒸気供給系の制御装置の一部を示すブロック回路図で
ある。 1…原子炉、3…炉心 15…制御棒、19…制御装置 21…中性子検出器(測定手段) 21a、21b…中性子検出器の上側及び下側の部分(測定手
段) 27…中性子束プロセッサ(検出手段) 33…動的変化率遅延補償回路(検出手段) 35…負の変化率双安定回路(検出手段) 37…メモリ・ユニット 39…AND回路(停止信号発生手段) 41、43…双安定回路(比較手段、出力分布限界信号発生
手段) 45…ANDゲート 47…部分長制御棒アウト指示器(位置指示手段) 49、51…ORゲート(停止信号発生手段) 53…2アウト・オブ4採決論理回路(停止信号発生手
段) 55…双安定回路、57…メモリ・ユニット X1、X2…アキシャルオフセット設定点信号(第1、第2
の軸方向出力分布限界設定値)
給系を示すブロック図、第2図は、本発明による第1図
の蒸気供給系の制御装置の一部を示すブロック回路図で
ある。 1…原子炉、3…炉心 15…制御棒、19…制御装置 21…中性子検出器(測定手段) 21a、21b…中性子検出器の上側及び下側の部分(測定手
段) 27…中性子束プロセッサ(検出手段) 33…動的変化率遅延補償回路(検出手段) 35…負の変化率双安定回路(検出手段) 37…メモリ・ユニット 39…AND回路(停止信号発生手段) 41、43…双安定回路(比較手段、出力分布限界信号発生
手段) 45…ANDゲート 47…部分長制御棒アウト指示器(位置指示手段) 49、51…ORゲート(停止信号発生手段) 53…2アウト・オブ4採決論理回路(停止信号発生手
段) 55…双安定回路、57…メモリ・ユニット X1、X2…アキシャルオフセット設定点信号(第1、第2
の軸方向出力分布限界設定値)
Claims (6)
- 【請求項1】上側部分及び下側部分を有する炉心(3)
と、該炉心(3)内の反応度を制御するために、垂直方向
に、該炉心(3)内に挿入されたり該炉心(3)から引き抜か
れたりする制御棒(15)とを有する原子炉(1)を含む原子
力発電プラントの制御装置であつて、前記炉心(3)の前
記上側部分及び下側部分における中性子束を別々に測定
すると共に、該中性子束の測定値から、前記炉心(3)の
前記上側部分及び下側部分間の軸方向出力分布を表す軸
方向出力分布信号を発生する測定手段(21a,21b)と、前
記原子炉(1)における制御棒(15)の落下を検出し、その
検出に応答して制御棒落下信号を発生する検出手段(27,
33,35)とを備えた原子力発電プラントの制御装置におい
て、 制御棒落下状態に対する限界の軸方向出力分布を表す軸
方向出力分布限界信号を発生する軸方向出力分布限界信
号発生手段(X1,X2)と、前記軸方向出力分布信号を前記
軸方向出力分布限界信号と比較し、前記軸方向出力分布
信号が前記軸方向出力分布限界信号を超えたとき軸方向
出力分布限界外信号を発生する比較手段(41,43)と、前
記制御棒落下信号及び前記軸方向出力分布限界外信号の
双方の存在に応答して、前記原子炉の運転停止信号を発
生する停止信号発生手段(39,51,53)とを備えることを特
徴とする原子力発電プラントの制御装置。 - 【請求項2】前記制御棒(15)が前記炉心(3)に挿入した
り該炉心(3)から引き抜いたりしうる部分長制御棒及び
全長制御棒を含んでいる原子炉(1)に使用されると共
に、前記部分長制御棒の位置を指示する位置指示手段(4
7)を含む原子力発電プラントの制御装置において、 前記軸方向出力分布限界信号を発生する前記軸方向出力
分布限界信号発生手段(X1,X2)は、前記部分長制御棒が
前記炉心内に挿入されたということを示す、前記位置指
示手段(47)による指示に応答して、第1の軸方向出力分
布限界設定値を選択すると共に、前記部分長制御棒が前
記炉心から引き抜かれたということを示す、前記位置指
示手段(47)による指示に応答して、第2の軸方向出力分
布限界設定値を選択し、制御棒落下状態が存在している
場合に、前記部分長制御棒が挿入されているときは、前
記第1の軸方向出力分布限界設定値の値で、前記部分長
制御棒が引き抜かれているときは、前記第2の軸方向出
力分布限界設定値の値で、前記原子炉の運転を停止する
ようになっていることを特徴とする特許請求の範囲第1
項記載の原子力発電プラントの制御装置。 - 【請求項3】前記原子炉における制御棒の落下を検出す
る前記検出手段(27,33,35)は、原子炉中性子束を監視す
る手段(27)と、予め設定された第1の中性子束負変化率
限界よりも大きい、原子炉中性子束の負変化率が検出さ
れたとき、前記制御棒落下信号を発生する手段(33,35)
とを含んでいる特許請求の範囲第1項又は第2項記載の
原子力発電プラントの制御装置。 - 【請求項4】上側部分及び下側部分を有する炉心と、反
応度を制御するために、垂直方向に、前記炉心内に挿入
されたり該炉心から引き抜かれたりする制御棒とを有す
る原子炉を含む原子力発電プラントの制御方法であつ
て、前記炉心の前記上側部分及び下側部分における中性
子束をオンラインで別々に測定し、前記炉心の前記上側
部分及び下側部分における中性子束の前記測定値から、
前記炉心の前記上側部分及び下側部分間の軸方向出力分
布を表す信号を発生し、前記原子炉の運転を監視して、
前記炉心内への制御棒の未指令による挿入の検出に応答
して制御棒落下信号を発生する、原子力発電プラントの
制御方法において、 制御棒落下状態についての前記軸方向出力分布信号の選
択された限界値を表す軸方向出力分布限界信号を発生す
ると共に、前記軸方向出力分布信号を、制御棒落下に対
して発生された前記軸方向出力分布限界信号と比較し、
制御棒落下信号が存在する場合に前記軸方向出力分布信
号が前記軸方向出力分布限界信号を超えたとき前記原子
炉の運転を停止することを特徴とする原子力発電プラン
トの制御方法。 - 【請求項5】前記原子炉の運転を監視すると共に制御棒
落下信号を発生するために、前記中性子束の測定値を監
視し、中性子束の負変化率が第1の予め選択された負変
化率よりも大きいときに前記制御棒落下信号を発生する
ことを特徴とする特許請求の範囲第4項記載の原子力発
電プラントの制御方法。 - 【請求項6】前記制御棒が部分長制御棒及び全長制御棒
を含み、前記部分長制御棒の位置が監視されている原子
力発電プラントの制御方法において、前記部分長制御棒
が前記炉心内に挿入されているときには第1の設定値の
軸方向出力分布限界信号を発生し、前記部分長制御棒が
引き抜かれているときには第2の設定値の軸方向出力分
布限界信号を発生することを特徴とする特許請求の範囲
第4項又は第5項記載の原子力発電プラントの制御方
法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US06/731,259 US4699749A (en) | 1985-05-07 | 1985-05-07 | Controlling a nuclear reactor with dropped control rods |
| US731259 | 1985-05-07 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61256287A JPS61256287A (ja) | 1986-11-13 |
| JPH0640143B2 true JPH0640143B2 (ja) | 1994-05-25 |
Family
ID=24938757
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61103274A Expired - Fee Related JPH0640143B2 (ja) | 1985-05-07 | 1986-05-07 | 原子力発電プラントの制御方法及び装置 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4699749A (ja) |
| EP (1) | EP0200999B1 (ja) |
| JP (1) | JPH0640143B2 (ja) |
| KR (1) | KR940003801B1 (ja) |
| DE (1) | DE3666106D1 (ja) |
| ES (1) | ES8900266A1 (ja) |
Families Citing this family (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4716009A (en) * | 1985-12-17 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Dropped rod protection insensitive to large load loss |
| 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 |
| 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 |
| FR2632761B1 (fr) * | 1988-06-08 | 1990-08-17 | Framatome Sa | Procede et dispositif de detection de la chute d'une grappe de controle d'un reacteur nucleaire |
| FR2665014B1 (fr) * | 1990-07-17 | 1992-09-18 | Framatome Sa | Procede et dispositif de protection d'un reacteur nucleaire. |
| US5297174A (en) * | 1993-05-26 | 1994-03-22 | Westinghouse Electric Corp. | Safety system grade apparatus and method for detecting a dropped control rod and malfunctioning exit thermocouples in a pressurized water reactor |
| 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 |
| KR100737069B1 (ko) * | 1998-09-18 | 2007-07-06 | 웨스팅하우스 일레트릭 캄파니 엘엘씨 | 공학적 안전 설비 기기 제어 계통 및 그 구현 방법 |
| US7177383B2 (en) * | 2004-02-02 | 2007-02-13 | James Hardy | Method and system for safety regulation in nuclear power regulating systems |
| CN113345605B (zh) * | 2021-04-29 | 2022-12-23 | 广西防城港核电有限公司 | 核反应堆换料启动快速达临界控制方法 |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3423285A (en) * | 1966-01-27 | 1969-01-21 | Westinghouse Electric Corp | Temperature control for a nuclear reactor |
| US4318778A (en) * | 1973-05-22 | 1982-03-09 | Combustion Engineering, Inc. | Method and apparatus for controlling a nuclear reactor |
| US4016034A (en) * | 1974-07-19 | 1977-04-05 | Combustion Engineering, Inc. | Nuclear reactor control override system and method |
| US4055463A (en) * | 1975-08-18 | 1977-10-25 | Combustion Engineering, Inc. | Automatic motion inhibit system for a nuclear power generating system |
| US4069097A (en) * | 1975-11-11 | 1978-01-17 | Westinghouse Electric Corporation | Method and apparatus for monitoring flux deviations in a nuclear reactor |
| US4399095A (en) * | 1977-12-16 | 1983-08-16 | Westinghouse Electric Corp. | Protection and control system for a nuclear reactor |
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| JPS5739395A (en) * | 1980-08-22 | 1982-03-04 | Hitachi Ltd | Method and device for operating safely nuclear reactor |
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