JPS62115396A - 原子炉保護装置 - Google Patents
原子炉保護装置Info
- Publication number
- JPS62115396A JPS62115396A JP60255295A JP25529585A JPS62115396A JP S62115396 A JPS62115396 A JP S62115396A JP 60255295 A JP60255295 A JP 60255295A JP 25529585 A JP25529585 A JP 25529585A JP S62115396 A JPS62115396 A JP S62115396A
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- JP
- Japan
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- reactor
- flow rate
- core
- core flow
- nuclear reactor
- 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.)
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-
- 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
-
- 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】
［産業上の利用分野］
本発明は新型沸騰水型原子炉（以下Ａ−ＢＷＲという）
において、例えば冷却材を炉心に強制循環させる冷却材
循環ポンプが停止して炉心流量が急激に低下するような
場合にも原子炉を保護する（１能を有する原子炉保護装
置に関する。
において、例えば冷却材を炉心に強制循環させる冷却材
循環ポンプが停止して炉心流量が急激に低下するような
場合にも原子炉を保護する（１能を有する原子炉保護装
置に関する。
［従来の技術］
第３図を参照して従来例を説明する。第３図はＡ−ＢＷ
Ｒの概略構成を示す断面図であり、図中符号１は原子炉
圧力容器である。この原子炉圧力容器１内には冷却材２
および炉心３が収容されている。この炉心３は図示しな
い複数の燃料集合体および制御棒４（図では１体のみ示
しである）等から構成されている。上記冷却材２は炉心
３を上方に流通し、その際炉心３°の核反応熱により昇
温する。昇温した冷却材２は水と蒸気との二相流状態と
なる。この二相流状態となった冷却材２は炉心３の上方
に設置された気水分離器５内に導入されて気水分離され
る。分離された内蒸気は気水分離器５の上方に設置され
た蒸気乾燥器６内に導入されて乾燥され乾燥蒸気となる
。この乾燥蒸気は原子炉圧力容器１に接続された主蒸気
配置！１２を介して図示しないタービン系に移送され発
電に供される。一方分離された内水は原子炉圧力容器１
とシュラウド７との間のダウンカマ部８を流下し、給水
配管１３および給水スパージャ９を介して流入する給水
と合流して、再循環ポンプ（以下インターナルポンプと
いう）１１に吸引される。このインターナルポンプ１１
により加圧されて再度炉心３の下方に供給される。尚上
記インターナルポンプ１１は周方向に複数台設置され、
夫々モータにより駆動される。
Ｒの概略構成を示す断面図であり、図中符号１は原子炉
圧力容器である。この原子炉圧力容器１内には冷却材２
および炉心３が収容されている。この炉心３は図示しな
い複数の燃料集合体および制御棒４（図では１体のみ示
しである）等から構成されている。上記冷却材２は炉心
３を上方に流通し、その際炉心３°の核反応熱により昇
温する。昇温した冷却材２は水と蒸気との二相流状態と
なる。この二相流状態となった冷却材２は炉心３の上方
に設置された気水分離器５内に導入されて気水分離され
る。分離された内蒸気は気水分離器５の上方に設置され
た蒸気乾燥器６内に導入されて乾燥され乾燥蒸気となる
。この乾燥蒸気は原子炉圧力容器１に接続された主蒸気
配置！１２を介して図示しないタービン系に移送され発
電に供される。一方分離された内水は原子炉圧力容器１
とシュラウド７との間のダウンカマ部８を流下し、給水
配管１３および給水スパージャ９を介して流入する給水
と合流して、再循環ポンプ（以下インターナルポンプと
いう）１１に吸引される。このインターナルポンプ１１
により加圧されて再度炉心３の下方に供給される。尚上
記インターナルポンプ１１は周方向に複数台設置され、
夫々モータにより駆動される。
かかる構成をなすＡ−ＢＷＲには安全保護装置２１が設
置されている。例えば原子炉圧力容器１内の圧力上昇、
あるいは水位の低下等の異常が発生した場合に、ｖ４異
常事態の発生を検知して異常発生信号Ｓ２２が上記安全
保護装置２１に出力される。これによって安全保護装置
２１は、制御棒駆動機構２３に制御信号８２４を出力し
、制御棒４を炉心３内に緊急挿入させ、原子炉出力を急
速に低下させる。これがいわゆるスクラム動作である。
置されている。例えば原子炉圧力容器１内の圧力上昇、
あるいは水位の低下等の異常が発生した場合に、ｖ４異
常事態の発生を検知して異常発生信号Ｓ２２が上記安全
保護装置２１に出力される。これによって安全保護装置
２１は、制御棒駆動機構２３に制御信号８２４を出力し
、制御棒４を炉心３内に緊急挿入させ、原子炉出力を急
速に低下させる。これがいわゆるスクラム動作である。
［背理技術の問題点］
上記構成においてインターナルポンプ１１は、原子炉圧
力容器１の外に再循環ポンプを２台設置する場合（ＢＷ
Ｒ型）のその再循環ポンプに比べて小型であり、ポンプ
動力を喪失した場合には小型故ポンプの慣性が小さいた
めに流量が急速に低下して炉心流量が急速に減少するこ
とが予想される。このような場合には炉心３内における
発生熱の除去が十分に行なわれないおそれがある。これ
はプラントの小型化に伴ないインターナルポンプ１１を
さらに小型にした場合にもいえることである。そこで従
来のこのような事態を未然に防止するべく、インターナ
ルポンプ１１のモータ電源を十分信頼性の高いものとし
ており、またその電源系統を度数に区分けして、全ての
インターナルポンプ１１のモータ電源が同時に喪失する
ことのないようにしている。
力容器１の外に再循環ポンプを２台設置する場合（ＢＷ
Ｒ型）のその再循環ポンプに比べて小型であり、ポンプ
動力を喪失した場合には小型故ポンプの慣性が小さいた
めに流量が急速に低下して炉心流量が急速に減少するこ
とが予想される。このような場合には炉心３内における
発生熱の除去が十分に行なわれないおそれがある。これ
はプラントの小型化に伴ないインターナルポンプ１１を
さらに小型にした場合にもいえることである。そこで従
来のこのような事態を未然に防止するべく、インターナ
ルポンプ１１のモータ電源を十分信頼性の高いものとし
ており、またその電源系統を度数に区分けして、全ての
インターナルポンプ１１のモータ電源が同時に喪失する
ことのないようにしている。
しかしながらさらに安全性を向上させるために゛は、万
−全てのインターナルポンプ１１のモータ電源を喪失し
たような場合にあっても、炉心３の健全性維持を図るこ
とが必要でありその実現が要求されていた。
−全てのインターナルポンプ１１のモータ電源を喪失し
たような場合にあっても、炉心３の健全性維持を図るこ
とが必要でありその実現が要求されていた。
［発明の目的］
本発明は以上の点に基づいてなされたものでその目的と
するところは、万−全てのインターナルポンプのモータ
電源を喪失するような場合があって炉心流量が急激に低
下する事態が発生しても、燃料の健全性ひいては炉心の
健全性の維持を図ることが可能な原子炉保護装置を提供
することにある。
するところは、万−全てのインターナルポンプのモータ
電源を喪失するような場合があって炉心流量が急激に低
下する事態が発生しても、燃料の健全性ひいては炉心の
健全性の維持を図ることが可能な原子炉保護装置を提供
することにある。
［発明の概要］
すなわち本発明による原子炉保護装置は、原子炉の炉心
流量を監視し、この炉心流量が異常に低下したことを検
知して原子炉を緊急停止させることを特徴とするもので
ある。
流量を監視し、この炉心流量が異常に低下したことを検
知して原子炉を緊急停止させることを特徴とするもので
ある。
つまり炉心流量を常時監視して炉心流ｌが異常に低下し
た場合には原子炉を緊急停止させるものである。
た場合には原子炉を緊急停止させるものである。
［発明の実施例］
以下第１図および第２図を参照して本発明の一実施例を
説明する。尚従来と同一部分については同一符号を付し
て説明する。第１図は本実施例による原子炉保護装Ｗ１
２１の構成を示す図であり、図中符号１３１はフィルタ
回路である。このフィルタ回路１３１には炉心流量信号
５１３２が入力される。上記フィルタ回路１３１により
炉心流量信号５１３２から通常運転時の微少変動および
信号ノイズを除去する。一般に通常運転時の微少変動お
よび信号ノイズの周期は比較的短く、例えば０．１〜０
．５秒程度であり、よって本実施例でもその程度の時定
数を有するフィルタ回路１３１を使用する。そしてこの
フィルタ回路１３１にて通常運転時の微少変動および信
号ノイズを除去された流量信号５１３２は微分回路１３
３に入力される。この微分回路１３３により流量の減少
率が算出される。
説明する。尚従来と同一部分については同一符号を付し
て説明する。第１図は本実施例による原子炉保護装Ｗ１
２１の構成を示す図であり、図中符号１３１はフィルタ
回路である。このフィルタ回路１３１には炉心流量信号
５１３２が入力される。上記フィルタ回路１３１により
炉心流量信号５１３２から通常運転時の微少変動および
信号ノイズを除去する。一般に通常運転時の微少変動お
よび信号ノイズの周期は比較的短く、例えば０．１〜０
．５秒程度であり、よって本実施例でもその程度の時定
数を有するフィルタ回路１３１を使用する。そしてこの
フィルタ回路１３１にて通常運転時の微少変動および信
号ノイズを除去された流量信号５１３２は微分回路１３
３に入力される。この微分回路１３３により流量の減少
率が算出される。
そして炉心流量減少率信号５１３４は比較回路１３５に
入力される。一方この比較回路１３５には予め設定され
た炉心流量減少率設定信号８１３６が入力される。その
際燃料の健全性が問題とされる炉心流量の減少率は、（
３０％／秒）以上であり、よって上記炉心流量設定信号
８１３６としてはこの値を使用するものとする。そして
上記比較回路１３５は炉心流量減少率信号５１３４が炉
心流量減少率設定信号８１３６を上回る場合にスクラム
系１３７にスクラム信号８１３８を出力する。これによ
って上記スクラム系１３７が作動して制御棒４が炉心３
内に緊急挿入され、炉心出力の急速な低下がなされる。
入力される。一方この比較回路１３５には予め設定され
た炉心流量減少率設定信号８１３６が入力される。その
際燃料の健全性が問題とされる炉心流量の減少率は、（
３０％／秒）以上であり、よって上記炉心流量設定信号
８１３６としてはこの値を使用するものとする。そして
上記比較回路１３５は炉心流量減少率信号５１３４が炉
心流量減少率設定信号８１３６を上回る場合にスクラム
系１３７にスクラム信号８１３８を出力する。これによ
って上記スクラム系１３７が作動して制御棒４が炉心３
内に緊急挿入され、炉心出力の急速な低下がなされる。
以上本実施例によれば、例えば全てのインターナルポン
プ１１のモータ電源を喪失して炉心流量が急激に減少す
る事態が発生したとしても、これを検知して原子炉をス
クラムさせ、炉心出力を急激に低下させることができる
ので、燃料および炉心の健全性はもとより原子炉全体の
健全性維持を確実に図ることができ、安全性を大幅に向
上させることが可能となる。これを従来との比較で示す
。
プ１１のモータ電源を喪失して炉心流量が急激に減少す
る事態が発生したとしても、これを検知して原子炉をス
クラムさせ、炉心出力を急激に低下させることができる
ので、燃料および炉心の健全性はもとより原子炉全体の
健全性維持を確実に図ることができ、安全性を大幅に向
上させることが可能となる。これを従来との比較で示す
。
第２図は横軸に時間をとり、縦軸に燃料棒の被覆管′ａ
ａをとり、該被覆管温度の時間変化を示す図で、図中破
線は従来の場合をまた實線は本実施例の場合を示す。こ
の第２図から明らかなように本実施例の場合には燃料棒
の被覆管の温度上昇が効果的に抑＄りされていることが
わかる。
ａをとり、該被覆管温度の時間変化を示す図で、図中破
線は従来の場合をまた實線は本実施例の場合を示す。こ
の第２図から明らかなように本実施例の場合には燃料棒
の被覆管の温度上昇が効果的に抑＄りされていることが
わかる。
尚本発明は前記実施例に限定されるものもではなく、種
々のものが考えられる。例えば前記実施例では炉心流量
減少率を算出するために微分回路を使用したがこれに限
定されるものではなく、炉心ａｍ減少率を検出すること
ができるものであれば他の回路でもよい。さらに前記実
施例では炉心流量の減少率を問題としていたが、炉心流
量信号と炉心出力信号を取出して両者の差をとり、該差
が設定値を上回るような場合（炉心出力に対して炉心流
量が小さすぎる）にスクラム信号を出力するような構成
でもよい。これ以外にも炉心流量信号を取出してそれが
定格時の何％程度かを算出して設定値以下の場合にはス
クラム信号を出力するような構成でもよい。
々のものが考えられる。例えば前記実施例では炉心流量
減少率を算出するために微分回路を使用したがこれに限
定されるものではなく、炉心ａｍ減少率を検出すること
ができるものであれば他の回路でもよい。さらに前記実
施例では炉心流量の減少率を問題としていたが、炉心流
量信号と炉心出力信号を取出して両者の差をとり、該差
が設定値を上回るような場合（炉心出力に対して炉心流
量が小さすぎる）にスクラム信号を出力するような構成
でもよい。これ以外にも炉心流量信号を取出してそれが
定格時の何％程度かを算出して設定値以下の場合にはス
クラム信号を出力するような構成でもよい。
［発明の効果］
以上詳述したように本発明による原子炉保護装置による
と、例えば全てのインターナルポンプのモータ電源を喪
失して炉心流量の急激な低下があっても、これを確実に
検知し原子炉を緊急停止させることができるので、燃料
棒および炉心の健全性、ひいては原子炉の健全性を確実
に維持することができる。
と、例えば全てのインターナルポンプのモータ電源を喪
失して炉心流量の急激な低下があっても、これを確実に
検知し原子炉を緊急停止させることができるので、燃料
棒および炉心の健全性、ひいては原子炉の健全性を確実
に維持することができる。
第１図および第２図は本発明の一実施例を示す図で、第
１図は原子炉保護装置の構成を示す図、第２図は燃料棒
被覆管の温度の時間変化を従来との比較で示す図、第３
図は従来の沸騰水型原子炉の構成を示す図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・冷却材、３・・・炉
心、４・・・制■棒、１２１・・・原子炉保護装置。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 亀１図 一吋間 第 ２図
１図は原子炉保護装置の構成を示す図、第２図は燃料棒
被覆管の温度の時間変化を従来との比較で示す図、第３
図は従来の沸騰水型原子炉の構成を示す図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・冷却材、３・・・炉
心、４・・・制■棒、１２１・・・原子炉保護装置。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 亀１図 一吋間 第 ２図
Claims (2)
- （１）原子炉の炉心流量を監視し、この炉心流量が異常
に低下したことを検知して原子炉を緊急停止させること
を特徴とする原子炉保護装置。 - （２）炉心流量の減少率を算出してこの炉心流量減少率
が予め設定された設定値を上回る場合に原子炉を緊急停
止させることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の
原子炉保護装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60255295A JPS62115396A (ja) | 1985-11-14 | 1985-11-14 | 原子炉保護装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60255295A JPS62115396A (ja) | 1985-11-14 | 1985-11-14 | 原子炉保護装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62115396A true JPS62115396A (ja) | 1987-05-27 |
| JPH0528800B2 JPH0528800B2 (ja) | 1993-04-27 |
Family
ID=17276780
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60255295A Granted JPS62115396A (ja) | 1985-11-14 | 1985-11-14 | 原子炉保護装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62115396A (ja) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS519114A (ja) * | 1974-07-12 | 1976-01-24 | Chichibu Cement Kk | Komitsusoshikikonkuriitotaino seizohoho |
-
1985
- 1985-11-14 JP JP60255295A patent/JPS62115396A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS519114A (ja) * | 1974-07-12 | 1976-01-24 | Chichibu Cement Kk | Komitsusoshikikonkuriitotaino seizohoho |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0528800B2 (ja) | 1993-04-27 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |