JPS62100698A - 原子炉内中性子計測システム - Google Patents
原子炉内中性子計測システムInfo
- Publication number
- JPS62100698A JPS62100698A JP60240414A JP24041485A JPS62100698A JP S62100698 A JPS62100698 A JP S62100698A JP 60240414 A JP60240414 A JP 60240414A JP 24041485 A JP24041485 A JP 24041485A JP S62100698 A JPS62100698 A JP S62100698A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- neutron
- irm
- srm
- drive motor
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野］
本発明は、沸騰水型原子力発電プラント等の原子炉内中
性子計測システムに関する。
性子計測システムに関する。
［発明の技術的背景とその問題点］
一般に、沸騰水型原子力発電プラント等では、原子炉内
で発生する中性子の中性子束を測定するために原子炉内
中性子計測システムが設けられている。
で発生する中性子の中性子束を測定するために原子炉内
中性子計測システムが設けられている。
原子炉内中性子計測システムは原子炉の起動から出力運
転までの広範囲な中性子束を測定するために、未臨界か
ら中間領域までの１０３〜１０９ｎｖの中性子束を測定
する中性子源領域計測系（Ｓ ＲＭ）と、臨界付近から
出力運転までの１８８〜ｉｏ”ｎｖの中性子束を測定す
る中間領域計測系（ＩＲ〜１）と、出力運転時に１０１
２〜ｉｏ”ｎｖの中性子束を測定するための出力領域計
測系（Ｐ ＲＭ ）により構成されている。
転までの広範囲な中性子束を測定するために、未臨界か
ら中間領域までの１０３〜１０９ｎｖの中性子束を測定
する中性子源領域計測系（Ｓ ＲＭ）と、臨界付近から
出力運転までの１８８〜ｉｏ”ｎｖの中性子束を測定す
る中間領域計測系（ＩＲ〜１）と、出力運転時に１０１
２〜ｉｏ”ｎｖの中性子束を測定するための出力領域計
測系（Ｐ ＲＭ ）により構成されている。
上記構成の原子炉内中性子計測システムでは、ＳＲＭ、
ＩＲＭの中性子検出器は、原子炉の出力が上昇し、中性
子束がその計測範囲を越えると、感度低下を防止するた
め、原子炉内より引扱かれる。また、原子炉の停止時に
は、中性子束が減少し、それぞれの計測範囲になると、
原子炉内に挿入され計測が行なわれる。このためＳＲＭ
、ＩＲＭには、格納容器内に設けられた駆動用モータユ
ニッ１〜と、駆動用モータユニットを副部するため中央
制御室内に設けられた制御装置とが接続されている。
ＩＲＭの中性子検出器は、原子炉の出力が上昇し、中性
子束がその計測範囲を越えると、感度低下を防止するた
め、原子炉内より引扱かれる。また、原子炉の停止時に
は、中性子束が減少し、それぞれの計測範囲になると、
原子炉内に挿入され計測が行なわれる。このためＳＲＭ
、ＩＲＭには、格納容器内に設けられた駆動用モータユ
ニッ１〜と、駆動用モータユニットを副部するため中央
制御室内に設けられた制御装置とが接続されている。
原子炉を停止する場合には、前述したようにＳＲＭ、Ｉ
ＲＭを原子炉内に挿入するが、この目的は、原子炉の出
力が確実に減少し、原子炉が停止したことを確認するこ
とにある。この操作は特に原子炉が何らかの原因で緊急
停止された場合に重要であり、運転員は、緊急停止が発
生した場合には、直ちにＳＲＭ、ＩＲＭを挿入し、原子
炉内の中性子束を監視することにより原子炉が確実に停
止したことを確認する必要かある。
ＲＭを原子炉内に挿入するが、この目的は、原子炉の出
力が確実に減少し、原子炉が停止したことを確認するこ
とにある。この操作は特に原子炉が何らかの原因で緊急
停止された場合に重要であり、運転員は、緊急停止が発
生した場合には、直ちにＳＲＭ、ＩＲＭを挿入し、原子
炉内の中性子束を監視することにより原子炉が確実に停
止したことを確認する必要かある。
この操作を行なう際には、まずＩＲＭを挿入する。ＩＲ
Ｍは計測する中性子束に応じて計測範囲を切換えること
ができるようになっており、レンジ切換は中央制御盤上
に設けられたレンジ切換スイッチにより行なわれる。Ｉ
ＲＭ挿入後、運転員は中性子束の減少に応じてレンジス
イッチを切換、中性子束がある一定のレンジ以下になっ
た時点でＳＲＭを挿入プる。
Ｍは計測する中性子束に応じて計測範囲を切換えること
ができるようになっており、レンジ切換は中央制御盤上
に設けられたレンジ切換スイッチにより行なわれる。Ｉ
ＲＭ挿入後、運転員は中性子束の減少に応じてレンジス
イッチを切換、中性子束がある一定のレンジ以下になっ
た時点でＳＲＭを挿入プる。
このＩＲＭ、ＳＲＭ挿入操作は原子炉が緊急停止された
場合の基本操作の一部となっ−Ｃいるが、緊急停止され
た場合には短時間の間に多くの操作を行なわねばならず
、挿入すべき中性子検出器の数も多い。したがって、こ
のようなＳＲＭ、ＩＲＭ挿入を手動で行なうことは、運
転員の負担を増加させ、また誤操作により原子炉の信頼
・［４が１０ねれる可能性があるという問題がある。
場合の基本操作の一部となっ−Ｃいるが、緊急停止され
た場合には短時間の間に多くの操作を行なわねばならず
、挿入すべき中性子検出器の数も多い。したがって、こ
のようなＳＲＭ、ＩＲＭ挿入を手動で行なうことは、運
転員の負担を増加させ、また誤操作により原子炉の信頼
・［４が１０ねれる可能性があるという問題がある。
［発明の目的］
本発明は、かかる従来の事情に対処してなされたもので
、原子炉の緊急停止時にＳＲＭおよびＩＲＭの原子炉内
への挿入を自動で行なうことができ、従来に比べ運転員
の負担を大幅に低減し、かつ、誤操作の発生を防止する
ことができ、原子炉の安全性の向上を図ることのできる
原子炉内中性子Ｓ１測システムを提供しようとするもの
である。
、原子炉の緊急停止時にＳＲＭおよびＩＲＭの原子炉内
への挿入を自動で行なうことができ、従来に比べ運転員
の負担を大幅に低減し、かつ、誤操作の発生を防止する
ことができ、原子炉の安全性の向上を図ることのできる
原子炉内中性子Ｓ１測システムを提供しようとするもの
である。
［発明の概要］
すなわち本発明は、原子炉の出力運転時には引扱かれ出
力運転時以外の低レベルの中性子束を検出する中性子検
出器と、この中性子検出器を原子炉内に挿入、引抜きす
るための駆動用モータユニットと、この駆動用モータユ
ニットを制御するための制御装置とを備えた原子炉内中
性子計測システムにおいて、前記制御装置と異常発生時
に原子炉の緊急停止信号を出力する原子炉安全保護系と
を接続し、前記緊急停止信号により前記中性子検出器を
自動的に原子炉内に挿入し作動させることにより、運転
員の負担を大幅に低減し、かつ、誤操作の発生を防止し
て、原子炉の安全性の向上を図れるようにしたものでお
る。
力運転時以外の低レベルの中性子束を検出する中性子検
出器と、この中性子検出器を原子炉内に挿入、引抜きす
るための駆動用モータユニットと、この駆動用モータユ
ニットを制御するための制御装置とを備えた原子炉内中
性子計測システムにおいて、前記制御装置と異常発生時
に原子炉の緊急停止信号を出力する原子炉安全保護系と
を接続し、前記緊急停止信号により前記中性子検出器を
自動的に原子炉内に挿入し作動させることにより、運転
員の負担を大幅に低減し、かつ、誤操作の発生を防止し
て、原子炉の安全性の向上を図れるようにしたものでお
る。
［発明の実施例］
以下本発明の詳細を図面に示す一実施例について説明す
る。
る。
第１図は本発明の一実施例の原子炉内中性子計測システ
ムの構成を示している。この実施例の原子炉内中性子計
測システムでは、ＳＲＭ用の中性子検出器１およびＩＲ
Ｍ用の中性子検出器２はフレキシブルシャフトを介して
それぞれＳＲＭ駆動用モータユニット３およびＩＲＭ駆
動用モータユニット４に接続されており、このＳＲＭ駆
動用モータユニット３およびＩＲＭ駆動用モータユニッ
ト４はそれぞれＳＲＭ制御装首５、ＩＲ〜１制御装置６
に接続されている。このＳＲＭ制御装置５、ＩＲＭ制御
装置６には、手動操作を可能とする手動操作ユニット７
、ＩＲＭ用のレンジ切換スイッチ８と、プラントに異常
が発生した場合に原子炉を緊急停止させるための緊急停
止信号を発生する原子炉安全保護系９とが接続されてい
る。
ムの構成を示している。この実施例の原子炉内中性子計
測システムでは、ＳＲＭ用の中性子検出器１およびＩＲ
Ｍ用の中性子検出器２はフレキシブルシャフトを介して
それぞれＳＲＭ駆動用モータユニット３およびＩＲＭ駆
動用モータユニット４に接続されており、このＳＲＭ駆
動用モータユニット３およびＩＲＭ駆動用モータユニッ
ト４はそれぞれＳＲＭ制御装首５、ＩＲ〜１制御装置６
に接続されている。このＳＲＭ制御装置５、ＩＲＭ制御
装置６には、手動操作を可能とする手動操作ユニット７
、ＩＲＭ用のレンジ切換スイッチ８と、プラントに異常
が発生した場合に原子炉を緊急停止させるための緊急停
止信号を発生する原子炉安全保護系９とが接続されてい
る。
このようなＩＲＭ、ＳＲＭと図示しないＰＲＭにより構
成された原子炉内中性子計測システムのＳＲＭ制御装置
５およびＩＲＭ判御装置６は、常に緊急停止信号発生の
有無をモニターしてあり、プラント内に異常が発生し、
原子炉安全保護系９から緊急停止信号が出力された場合
には、第２図および第３図に示すフローチャー１〜のよ
うに動作する。
成された原子炉内中性子計測システムのＳＲＭ制御装置
５およびＩＲＭ判御装置６は、常に緊急停止信号発生の
有無をモニターしてあり、プラント内に異常が発生し、
原子炉安全保護系９から緊急停止信号が出力された場合
には、第２図および第３図に示すフローチャー１〜のよ
うに動作する。
ＩＲＭ制御装置６では第２図に示すように、緊急停止信
号が入力され（ａ）、自動・手動切換スイッチが自動に
されていると（ｂ）、ＩＲＭ駆動用モータユニット４の
電源を全てＯＮにしくＣ）、全てのＩＲＭ用中性子検出
器２を選択しくｄ＞、ＩＲＭ連続挿入信号を出力する（
ｅ）。
号が入力され（ａ）、自動・手動切換スイッチが自動に
されていると（ｂ）、ＩＲＭ駆動用モータユニット４の
電源を全てＯＮにしくＣ）、全てのＩＲＭ用中性子検出
器２を選択しくｄ＞、ＩＲＭ連続挿入信号を出力する（
ｅ）。
一方、ＳＲＭ制御装＠５では、第３図に示すように緊急
停止信号が入力され（ｆ）、自動・手動切換スイッチが
自動にされていると（ｇ）、ＳＲＭ駆勅田七−タユニッ
ト３の電源を全てＯＮにしくｈ）、全てのＳＲＭ用中性
子検出器１を選択しくｉ）、ＩＲＭレンジスイッチが手
動によりあるレンジ以下されるまで待合せ（ｊ）、この
レンジ以下とされた場合にＳＲＭ連続挿入信号を出力す
る（ｋ）。
停止信号が入力され（ｆ）、自動・手動切換スイッチが
自動にされていると（ｇ）、ＳＲＭ駆勅田七−タユニッ
ト３の電源を全てＯＮにしくｈ）、全てのＳＲＭ用中性
子検出器１を選択しくｉ）、ＩＲＭレンジスイッチが手
動によりあるレンジ以下されるまで待合せ（ｊ）、この
レンジ以下とされた場合にＳＲＭ連続挿入信号を出力す
る（ｋ）。
ＳＲＭ制御装置５およびｒＲＭ制御装置６からＳＲＭ駆
動用モータユニット３およびＩＲＭ駆動用モータユニッ
ト４にＳＲＭおよびＩＲＭ連続挿入信号が出力されると
、ＳＲＭ駆動用モータユニット３、ＩＲＭ駆動用モータ
ユニット４はモータを回転し、ＳＲＭ中性子検出器１、
ＩＲＭ中性子検出器２をリミットスイッチにより規制さ
れる位置まで原子炉内へ挿入する。
動用モータユニット３およびＩＲＭ駆動用モータユニッ
ト４にＳＲＭおよびＩＲＭ連続挿入信号が出力されると
、ＳＲＭ駆動用モータユニット３、ＩＲＭ駆動用モータ
ユニット４はモータを回転し、ＳＲＭ中性子検出器１、
ＩＲＭ中性子検出器２をリミットスイッチにより規制さ
れる位置まで原子炉内へ挿入する。
なお上記説明の動作は、手動操作ユニット７Ｆの手動・
自動切換スイッチを手動に切換ることにより手動操作に
より行なうこともできる。
自動切換スイッチを手動に切換ることにより手動操作に
より行なうこともできる。
すなわち上記構成のこの実施例の原子炉内中性子計測シ
ステムでは、プラントに異常が発生し、原子炉安全保護
系９から原子炉を緊急停止するための緊急停止信号が発
生した場合には、ＳＲＭ中性子検出器１およびＩＲＭ中
性子検出器２を自動的に原子炉内に挿入し、作動させる
ので、従来に比べて運転員の負担を大幅に低減すること
ができ、かつ、誤操作の可能性も大幅に低減することが
できる。
ステムでは、プラントに異常が発生し、原子炉安全保護
系９から原子炉を緊急停止するための緊急停止信号が発
生した場合には、ＳＲＭ中性子検出器１およびＩＲＭ中
性子検出器２を自動的に原子炉内に挿入し、作動させる
ので、従来に比べて運転員の負担を大幅に低減すること
ができ、かつ、誤操作の可能性も大幅に低減することが
できる。
［発明の効果］
以上述べたように、本発明の原子炉内中性子ｈ１測シス
テムでは、原子炉の緊急停止時に、ＳＲＭおよびＩＲＭ
の原子炉内への挿入を自動で行なうことができ、従来に
比べ運転員の負担を大幅に低減し、かつ、誤操作の発生
を防止することができ、原子炉の安全性の向上を図るこ
とができる。
テムでは、原子炉の緊急停止時に、ＳＲＭおよびＩＲＭ
の原子炉内への挿入を自動で行なうことができ、従来に
比べ運転員の負担を大幅に低減し、かつ、誤操作の発生
を防止することができ、原子炉の安全性の向上を図るこ
とができる。
第１図は本発明の一実施例の原子炉内中性子計測システ
ムの構成を示すブロック図、第２図は第１図に示す原子
炉内中性子計測システムのＩＲＭ制御装置の動作を示す
フローチャート、第３図は第１図に示す原子炉内中性子
計測システムのＳＲＭ判御装置の動作を示すフローチャ
ートである。 １・・・・・・・・−３ＲＭ中性子検出器２・・・・・
・・・・ＩＲＭ中性子検出器３・・・・・・・・・ＳＲ
Ｍ駆動用モータユニット４・・・・・・・・・ＩＲＭ駆
動用モータユニット５・・・・・・・・・ＳＲＭ制御装
置 ６・・・・・・・・・ＩＲＭ制御装置 ９・・・・・・・・・原子炉安全保護系代理人 弁理士
則 近 憲 缶 周 三俣弘文 第１図 （＄虐２し惇」ニイ言う）） 第２図 第３図
ムの構成を示すブロック図、第２図は第１図に示す原子
炉内中性子計測システムのＩＲＭ制御装置の動作を示す
フローチャート、第３図は第１図に示す原子炉内中性子
計測システムのＳＲＭ判御装置の動作を示すフローチャ
ートである。 １・・・・・・・・−３ＲＭ中性子検出器２・・・・・
・・・・ＩＲＭ中性子検出器３・・・・・・・・・ＳＲ
Ｍ駆動用モータユニット４・・・・・・・・・ＩＲＭ駆
動用モータユニット５・・・・・・・・・ＳＲＭ制御装
置 ６・・・・・・・・・ＩＲＭ制御装置 ９・・・・・・・・・原子炉安全保護系代理人 弁理士
則 近 憲 缶 周 三俣弘文 第１図 （＄虐２し惇」ニイ言う）） 第２図 第３図
Claims (1)
- （１）原子炉の出力運転時には引抜かれ出力運転時以外
の低レベルの中性子束を検出する中性子検出器と、この
中性子検出器を原子炉内に挿入、引抜きするための駆動
用モータユニットと、この駆動用モータユニットを制御
するための制御装置とを備えた原子炉内中性子計測シス
テムにおいて、前記制御装置と異常発生時に原子炉の緊
急停止信号を出力する原子炉安全保護系とを接続し、前
記緊急停止信号により前記中性子検出器を自動的に原子
炉内に挿入し作動させることを特徴とする原子炉内中性
子計測システム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60240414A JPS62100698A (ja) | 1985-10-29 | 1985-10-29 | 原子炉内中性子計測システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60240414A JPS62100698A (ja) | 1985-10-29 | 1985-10-29 | 原子炉内中性子計測システム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62100698A true JPS62100698A (ja) | 1987-05-11 |
Family
ID=17059115
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60240414A Pending JPS62100698A (ja) | 1985-10-29 | 1985-10-29 | 原子炉内中性子計測システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62100698A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007136021A (ja) * | 2005-11-22 | 2007-06-07 | Sun Wave Ind Co Ltd | 電磁加熱器を備えたキッチン台 |
| JP2010069073A (ja) * | 2008-09-19 | 2010-04-02 | Yamaha Livingtec Corp | システムキッチン |
| CN108597626A (zh) * | 2018-05-24 | 2018-09-28 | 中广核工程有限公司 | 核电站核中子通量测量电路及测量机柜 |
-
1985
- 1985-10-29 JP JP60240414A patent/JPS62100698A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007136021A (ja) * | 2005-11-22 | 2007-06-07 | Sun Wave Ind Co Ltd | 電磁加熱器を備えたキッチン台 |
| JP2010069073A (ja) * | 2008-09-19 | 2010-04-02 | Yamaha Livingtec Corp | システムキッチン |
| CN108597626A (zh) * | 2018-05-24 | 2018-09-28 | 中广核工程有限公司 | 核电站核中子通量测量电路及测量机柜 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP0101242B1 (en) | Method and apparatus for preventing inadvertent criticality in a nuclear fueled electric powering generating unit | |
| KR101013166B1 (ko) | 실시간 원자로 미임계 증배 감시방법 | |
| JP3800396B2 (ja) | 原子炉出力測定装置 | |
| JP2023113331A (ja) | インターロックシステム、インターロック方法及びプログラム | |
| JPS6112236B2 (ja) | ||
| CN212256938U (zh) | 一种过程控制机柜系统 | |
| JPS60200196A (ja) | 制御棒引抜監視装置 | |
| JP3243031B2 (ja) | 制御棒監視装置 | |
| JP2547839B2 (ja) | ディジタル形放射線モニタ装置 | |
| JP2744362B2 (ja) | 原子力計測制御装置 | |
| JPS60165592A (ja) | 制御棒駆動機構監視装置 | |
| JP3323011B2 (ja) | 出力領域モニタ | |
| Baranyai et al. | Experiences with the upgraded SKP system during refuelling Paks nuclear power plant | |
| JPS60152989A (ja) | 原子炉の核計装装置 | |
| Worth et al. | Computer Applications for the Fast Flux Test Facility | |
| Sun et al. | Development of a postscram analyzer for boiling water reactors | |
| JPH06273564A (ja) | 原子炉出力制御装置及び起動領域中性子束モニタ | |
| JP2003121577A (ja) | 制御棒引抜監視装置 | |
| JPS6193993A (ja) | 定期検査用炉心監視装置 | |
| JPS5848890A (ja) | 制御棒操作補佐装置 | |
| Chan | The Application Of Computers to Safety Systems in CANDU 3 | |
| JPS61170693A (ja) | 原子力発電所の制御棒駆動時間測定装置 | |
| JPS6027393B2 (ja) | 原子炉の出力制御装置 | |
| JPS5915892A (ja) | 核計装自動駆動装置 | |
| JPS5951396A (ja) | 原子炉運転制御装置 |