JPS6255594A - 原子炉の起動域過渡状態モニタ - Google Patents

原子炉の起動域過渡状態モニタ

Info

Publication number
JPS6255594A
JPS6255594A JP61191800A JP19180086A JPS6255594A JP S6255594 A JPS6255594 A JP S6255594A JP 61191800 A JP61191800 A JP 61191800A JP 19180086 A JP19180086 A JP 19180086A JP S6255594 A JPS6255594 A JP S6255594A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
comparator
input
reactor
output
signal
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.)
Granted
Application number
JP61191800A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH07119824B2 (ja
Inventor
ウィリアム・スチュワート・ロウ
フレッド・チアーチ・チャオ
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JPS6255594A publication Critical patent/JPS6255594A/ja
Publication of JPH07119824B2 publication Critical patent/JPH07119824B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/08Regulation of any parameters in the plant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/36Control circuits
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Measurement Of Radiation (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。

Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 この発明は高い炉心エネルギ増加率(中性子密度又は圧
力の増加となって現われる)が検出される時、原子炉の
運転停止を自動的に開始し又は制御棒の引出しを防止す
ることにより、原子炉の過渡状態を軽減することに関す
る。この装置は沸騰水形原子炉及び増加率制限機能を必
要とするこの他のプロセスに使うことが出来る。
従来技術 中域中性子の監視及び広域中性子の監視は、原子炉の運
転開始時に出合う即発ジャンプ現象(第2図参照)に対
処しなければならない。典型的には、制御棒を僅かでも
引出すと、中性子濃度が、持続時間は短いが、指数関数
形に増加する過渡状態が起る。この初期の急速な増加率
又は中性子密度の過渡状態は、原子炉の事故ではない。
こういう増加率は、原子炉の普通の物理的なメカニズム
によって生ずる。初期の過渡状態の後、原子炉はこれよ
り比較的遅い指数関数形の増加率に落着く。
この増加率が徐々に定常状態(第2図には示してない)
に落着く。
都合の悪いことに、原子炉の実際の事故は、同じ様な最
初の急速に増加する経過又は過渡状態を持っている。こ
の為、原子炉の正常な運転開始を監視する時、原子炉の
事故と区別しなければならない。原子炉の事故の場合、
急速に増加する過渡状態が増加し続ける。監視装置は、
過渡状態の増加又は原子炉の事故に対し、出来るだけ速
い時間内に反応しなければならない。
従来、この問題を解決する為に、原子炉の正常な運転開
始の際の前桁ものエネルギの増加をカバーする様に、多
数のレベル範囲を設けていた。この様な多数の引外しレ
ベル範囲は、原子炉の正常な運転開始の際、オペレータ
が手作業で切上げていた。この為、原子炉を軌道にのせ
る時、中性子密度の許容し得る増加レベルが離散的な飛
越しによって高くなる。この為、監視装置の応答時間は
、手作業で切上げられる信号の現在選ばれている範囲を
何時越えたかに関係する。
典型的には、この様に手作業で切上げる原子炉運転開始
装置は、起動時の率が既に速い時、制御棒の引出しを妨
げない。この様な場合、制御棒の6吋毎のノツチ1個だ
け引込めると、スクラム、即ち自動的な運転停止が起る
ことがあり、制御棒の引出しが一時的に閉塞された場合
に、原子炉のスクラムを必要とするレベルに達していな
くても、原子炉を利用出来なくなる。
中性子密度の増加の様な増加率に基づく装置は、即発ジ
ャンプを見分ける為に種々の遅延を採用している。最も
普通なのは、人工的に発生する期間を利用する。勿論、
人工的に発生した期間の傘の下で事故が作用している時
、事故はこの期間全体にわたって、不用の有利な扱いを
受ける。これは、この遅延時間が、原子炉の事故応答装
置に不感帯又は応答しない期間を作るからである。
現在オペレータに使用されている、起動時の中性子密度
に関する表示装置は、あまり情報を与えるものではない
。典型的には、こういう表示装置は瞬時的な中性子密度
の増加率又は現在の中性子密度の絶対値を示す。こうい
う表示装置は、信号を動的な引外しレベルと比較するも
のではない。
発明の要約 起動域中性子モニタ信号の様な原子炉被監視パラメータ
が、予め選ばれた時定数を持つフィルタで一波され、増
幅されて、その出力が多重チャンネル比較器の一方のチ
ャンネルに送られる。増幅レベル及びフィルタの時定数
は、原子炉の設計パラメータを考慮に入れて、即発ジャ
ンプを含む指数関数形に増加する正常な起動時の中性子
密度と、原子炉の事故が発生したことによる指数関数形
に増加する中性子密度とを区別する様に選ばれる。
この同じ起動域中性子モニタ信号が処理されずに、2チ
ヤンネル比較器の他方のチャンネルに送られる。2つの
信号を比較して、比較器の2進出力が、)一波されて増
幅された信号に較べて、処理されていない信号がそれを
越えていることをフラグによって示す。原子炉の適当な
フラグが存在することは、制御棒の引出しの閉塞並びに
/又はスクラムに使われるのが典型的である。フィルタ
の時定数により、監視される中性子密度信号が遅延する
が、原子炉の正常な運転開始を能動的に追跡する。監視
される中性子密度信号に加えられる増幅レベルが比較器
に基準レベルを設定し、これを越えた時、比較器のフラ
グがセットされる。この為、比較器の応答時間が中性子
密度の増加率の強さ並びに持続時間に対して反比例の関
係で変化する。制御棒の引出しの閉塞を決定する為に第
1の増幅レベルを用い、プラントのスクラム用の比較器
に対しては一層高い第2の増幅レベルを使うことが好ま
しい。オペレータに対し、監視される中性子密度と動的
に調整される引外しレベルの比較を動的に表示する。
目的及び利点 この発明の目的は、中性子密度又は原子炉の圧力の様な
原子炉被監視パラメータに対し、動的に調整される引外
しレベルを発生することである。
原子炉に対し、この様に動的に調整される引外しレベル
が、増加率の大きさ並びに持続時間に応答する。起動域
中性子モニタ出力信号の場合を考えると、この信号が離
散的な時定数を持つフィルタでろ波され、増幅され、比
較器の第1のゲートに送られる。比較器の第2のゲート
は起動域中性子モニタの直接出力を持っている。直接出
力が)一波されて増幅された出力を越える場合、比較器
のフラグがセットされる。このフラグに応答して、オペ
レータ及び/又は自動制御装置に対して警告が発せられ
、制御棒の引出しの閉塞並びに/又はプラントのスクラ
ムを含めて、安全措置がとられる。
この発明のこの1面の利点は、起動域別外しレベルが連
続的に動的に切上げられることである。
増幅器の利得及びフィルタの時定数を選ぶことにより、
引外しまでの時間は、利用する特定の原子炉の設計に対
して最適の応答速度に調整することが出来る。
この発明の別の利点は、引外しが増加率に反応する時間
が、増加率に反比例することである。事故がその影響を
強める様な一定期間の窓又は不感帯はもはやない。事故
は、その激しさに応じて、次第に一層短くなる引外し応
答時間を生ずる。
この装置並びにその短縮された応答時間の別の利点は、
オペレータの応答の為に別の時間が得られることである
。制御棒の引出しの閉塞の場合、オペレータは、プラン
トのスクラム並びにプラントを利用出来なくなることを
防止する為に、制御棒を挿入する為の余分の時間が与え
られる。更に、制御棒の引出しの閉塞を早期に行なうこ
とにより、原子炉の起動を滑らかにすることが出来る様
な時間窓がオペレータに対して与えられる。逆に、自動
化した原子炉運転開始制御装置を用いる場合、オペレー
タの手動による運転開始よりも一層速い運転開始の速度
を、誤ったスクラムなしに、達成することが出来る様に
、パラメータを選ぶことが出来る。
この発明の別の目的は、動的に調整される引外しレベル
に対し、中性子密度の様な原子炉被監視パラメータの増
加率のグラフィック表示を提供することである。棒グラ
フ又はゲージの様なアナログ比較器が、1つ又は更に多
くの引外しレベルに比較して、現在の中性子密度を表示
する。パラメータの許容し得る動的な増加率に基づいて
引外しレベルを絶えず調節するという方式をオペレータ
は初めて採用することが出来る。運転開始は、即発ジャ
ンプ効果の不連続性に対処し然も安全な運転開始時の増
加率レベル内にとゾまる様に調整することが出来る。
この発明のその他の目的、特徴及び利点は、以下図面に
ついて説明する所から明らかになろう。
実施例の詳しい説明 第1図はこの発明を用いた引外し装置の略図である。原
子炉被監視パラメータ、今の場合は、普通の起動域中性
子モニタ14の出力を受取る。この信号が、それぞれ2
つの入力と1つの2進出力を持つ、2つの比較器16.
18に送られる。図示の様に、制御棒の閉塞の為に比較
器16を用い、プラントのスクラムの為に比較器18を
用いる。
こういう入力が、夫々比較器16.18に対する入力1
7.19に供給される。
信号がフィルタ20でろ波され、その後1対の増幅器2
2.24を通る。増幅器22は利得が3であり、制御棒
閉塞用比較器16の入力15にその出力信号を送る。増
幅器24は利得が5であり、スクラム用比較器18の入
力21にその出力を送る。
こ\でこの発明をごく簡単に説明する。フィルタ20は
、その時定数に応じて、信号を遅延させる。この遅延信
号が増幅器22.24によって増幅される。遅延させて
増幅された信号が現在の信号出力に対して比較される。
増幅レベルに応じて、制御棒閉塞用比較器16のフラグ
に応答して、制御棒の閉塞が最初に行なわれる。プラン
ト・オペレータ(又は自動運転開始制御装置)は、制御
棒を引出して原子炉の中性子密度を更に高め且つエネル
ギ出力速度を高めることが出来なくなる。
第2に、原子炉が更に制御されなくなったと仮定して、
起動域中性子モニタ信号入力19が、スクラム用比較器
の入力21の、プラントの安全性の為に許容し得る値を
越えると、プラントのスクラムが起る。
こ\で加える遅延は観測された事故に対して可変である
ことに注意されたい。すぐれた制御が出来る様にするの
はこの可変性である。この可変性について次に説明する
過渡状態モニタ・メータ30を設ける。過渡状態モニタ
・メータ30はアナログ出力を持つ比較器である。メー
タ30は、制御棒の閉塞を必要とする現在の中性子密度
及びプラントのスクラムを必要とする現在の中性子密度
に対し、現在の起動域中性子密度を動的に表示する。オ
ペレータは、図示の棒グラフの形で、又は普通の針形モ
ニタ装置上で、比較器ゲージのアナログ出力を動的に監
視することが出来る。動的に切上げられる許容し得る中
性子密度の増加率に対し、増加率の進み具合を観測し、
了解することが出来る。
過渡状態モニタ条件づけ装置36がアナログ比較器に対
する普通の出力である。これは、現在の観M1される原
子炉のパラメータ、今の場合は中性子密度に対し、−波
されて増幅された出力を相対的に比較することが出来る
様にする。この機能を達成し得る標準回路が、アナログ
・デバイセズ・インコーホレーテッド社から出版された
データ・アキジッション・データブック1982年、第
1巻インチグレイテッド・サーキッツ、第6−18頁乃
至第6−20頁所載の割算回路AD533に示されてい
る。
定義:RerRs−制御棒閉塞の引外し基準レベル 入カニSRNM−起動域中性子モニタ信号Ref6−ス
クラム例外し基準レベル 出カニR8−測定されたスクラム及び制御棒の閉塞の引
外し基準信号に対応する定常状態のレベルに対する相対
的なSRNM信号 動作の説明:定常状態では、GETRAMフィルタはS
RNM信号の処理に何の影響もなく、Rcf’s −G
s  (SRNM) こ\でaSはスクラム例外し基準利得である。
Rel’Rs −GRs  ’(SRNM)GRBは制
御棒閉塞の引外し基準利得である。従って、定常状態の
SRNM信号に対し、即ち、SRNM:1では、 Ref’5 =05 Ref’Ra = GRs 次に、Ref’6及びRefRaは一定の倍率だけ異な
るにすぎず、これらの引外し基準とSRNMの間の相対
的な余裕を表示することが最も意味があるから、Ref
5及びRef’RBを夫々aS及びGRBの不動の表示
レベルとして表示することが望ましい。こういう様にし
て、然も測定の正確度を保つ為には、SRNM信号に対
して(Gs /Rer5 )の(時間に対して可変の)
倍率を適用することが必要である。
信号処理条件: R3−(Gs /Refs )(SRNM)実施例: AD533  ICを割算器として用いる過渡状態モニ
タ・メータの仕様 定義:τ−漸近線周期。GETRAMが記述されたλ、
Aパラメータの組合せによって決定された特定の引外し
レベルを僅かに下回る様にさせる様な安定な指数関数形
のエネルギ増加率。
λ−1/(フィルタ減衰定数)。こ れは簡単な抵抗(R)及び静電容量(C)の並列フィル
タ回路に対しては1/RCに等しい。
A−引外し基準レベルを得る為にS RNM信号を増幅する増幅率であり、Gx (引外し“
X“に関連する利得係数)に等しい。
入カニRS、−測定されたスクラム及び制御棒閉塞例外
し基準信号に対応する定常状態レベルに対する相対的な
SRNM信号 舶:2種類の目盛RS +及びRS 2で読取り得る1
個の表示装置の表示。
動作の説明 この表示装置は、入力のRS信号レベルに直線的に比例
する、ゼロ入力位置からの表示器の変位を示す。二重表
示目盛が設けられている。これらの目盛が第12B図で
グラフの両端に示されている。これらの目盛は、第1図
の棒グラフに対して普通の様に較正することが出来る。
一方の目盛38は、制御棒閉塞及びスクラムの引外し基
準レベルを目盛の不動位置に保つ様な可変単位で表わし
た原子炉エネルギとして解釈出来る様にする。ゼロ入力
の目盛の位置は、ゼロ・エネルギに対応し、1の位置は
定常状態に於ける運転に対応する。過渡状態の運転中、
1より大きな表示は、エネルギが増加していることに対
応しており、1より小さいのはエネルギが減少している
ことに対応している。この直線目盛の効用は、手作業の
切上げを必要とせずに、始動時エネルギ・レベルの前桁
にもわたって、オペレータに、制御棒閉塞及びスクラム
の引外し基準レベルまでの余裕の良い目安を提供するこ
とである。
2番目の目盛40は、安定な原子炉の指数関数周期で表
わしたエネルギ変化率の目安を示す。2つの目盛の間の
関係は次の通りである。
目盛38では信号の正規化を使っている為、引外しの増
幅率(A−Gx)は、引外しレベルに等しい。即ち、目
盛38の表示R81は引外しに丁度等しい(又はそれを
僅かに下潮る)。RSI mG×。漸近線周期の方程式
がτ−1/[λ(Gx−1)コであり、τに対する目盛
40の表示がR82であるから、所望の関係は次の通り
である。
R52−1/ [λ(RSI   1)]表示の条件 1)RS−0,即ちゼロ入力の位置が目盛のR81−0
の位置を定める。
2)RSI−0の位置は、メータの表示目盛の5%乃至
10%の所におくべきである。
3)RSI −G   の位置は、メータの表示目ax 盛(G  は適用される最大の引外し、?!準に対すf
lax る利得)の90%乃至95%におくべきである。
4)RSIは目盛のRSI−0及びRS、−G  の位
置の間で線形の目盛にすべきである。
ax 5)as wQ   に等しい信号に対応して、入ax 力信号RSが入力された時、RSI−G   となωa
x る様に、装置を較正すべきである。
6)装置は入力信号RSに対して直線的に比例する表示
をすべきである。
7)目盛40の位置は目盛38の位置に対し、次の式で
表わされる関係にすべきである。
R32−1/ [λ(R81−1)コ 実施例:指針の振れが入力電流(又は電圧)に比例する
様な標準型の数多くある任意の検流計形の装置を使うこ
とが出来る。
第2図には即発ジャンプ現象が示されている。
相対中性子束密度が1の原子炉は時刻ゼロに制御棒を引
込める。最初の1秒で、相対中性子束密度が非常に急速
に増加する。この後、この密度が傾斜部分40に達し、
そこで原子炉の燃焼の増加により、中位の指数関数の勾
配が保たれる。制御棒の動きがないと仮定すると、この
後定常状態になる。これは第2図には示してない。
同じグラフに示した曲線Cは、事故を表わす過渡状態を
示す。この発明の実施例が取上げるのは、こういう2種
類の曲線の区別である。2つの事象の勾配は最初は殆ん
ど同じである。然し、事故Cの指数関数形の増加率が治
まらないことが認められよう。問題は、事故の影響が抑
えられる様に、この事故を出来るだけ速やかに検出する
ことである。
第3図は簡単なフィルタを示す。これは始動中性子域モ
ニタからの入力50と増幅器に対する出力52とを持っ
ている。このフィルタは入力50及び出力52の間に並
列の抵抗53及び静電容量54を持っている。抵抗及び
静電容量の値に応じて、こ\に示した簡単なフィルタの
時定数が決まる。
ディジタル形のものも、図示のアナログ形のものも、数
多くのフィルタの設計を用いることが出来ることは云う
までもない。フィルタの設計された時定数が、この発明
にとって重要である。
更に、第1図に示した装置は、好ましい実施例の例であ
ることに注意されたい。然し、希望によっては、信号を
最初に増幅してから2番目にろ波してもよい。更に、入
力14と増幅器22.24の間に時定数の異なる別々の
フィルタを使う様な変更も、この発明の籟囲内で考えら
れる。
第4A図及び第4B図には、第3図のフィルタの応答が
示されている。第4A図では、中性子密度が理論的な「
矩形波」形式で、1.0から1゜5まで0.5だけ突然
に跳躍する。この矩形波の跳躍が時刻toに瞬時的な階
段の形で起る。
第4B図はこの様な入力信号に対するフィルタの時間的
な応答を示す。具体的に云うと、時刻toから始まって
、フィルタは指数関数形で漸近的に1.5の中性子密度
レベルに接近しようとする。電気的なフィルタの理論及
び関連した数学からよく知られている様に、フィルタの
出力は1゜5のレベルに漸近的に近づくが、それを越え
ることはない。
第5A図及び第5B図には、フィルタの傾斜応答が示さ
れている。第5A図では、傾斜即ち一定の増加率が時刻
toから急に開始される。
第5B図では、フィルタの出力が傾斜関数形の増加に対
して応答する。然し、この応答は遅延している。この応
答は、フィルタの時定数に等しい期間だけ遅延している
後で第8図、第9図及び第10図について説明する所か
ら明らかになるが、始動域中性子密度の実際の増加は、
大まかに見て、第4A図及び第5A図の曲線を加算する
ことによって近似することが出来る。更に、フィルタの
出力は、第4B図及び第5B図の曲線を加算することに
よって大まかに近似することが出来る。
この発明の簡単にした形式を説明したので、次に装置の
性能を更に厳密に説明する式について述べる。
第1図の装置の融通性を評価する例の為、下記の記号を
用いる。
をろ時間 X−引外し基準レベル λ−1/(フィルタ時定数)、これは簡単な単極フィル
タ回路では1/RCに等しい。
A−増幅率(利得) h−被監視入力信号 ho−エネルギ増加の過渡状態より前のhの最初の定常
状態の値 τ−仮定する理想的な指数関数形のエネルギ増加の過渡
状態の周期 h (t) =h□ e t/r(E−1)と仮定して
次の値を決定する。
(1)x (t)応答 (2)引外しまでの時間 (3)仮定した過渡状態の間、装置が僅かに引外しを下
潮る様なパラメータλ及びAの間の制限関係・・・漸近
形の解 基本微分方程式 %式% 漸近形の解 λ−−(E −5) (A−1)τ 第6図について説明すると、式(E−5)を用いて、グ
ラフを作ることが出来る。時定数及び利得に対して式(
E−5)を描けば、種々の時定数及び増幅率に対し、相
異なる応答時間が得られることが判る。
1時定数の期間内に、指数関数形の過渡状態の全体的な
強度が約2.72倍というネイピアの底だけ増加するこ
とを念頭において、このグラフ上で、原子炉の強度が2
0秒の期間内に利得2.72を越える所で、制御棒を閉
塞させる点を同定した。第8図、第9図、第10図及び
第11図の例ではフィルタは時定数を40にしたが、こ
れによって増幅器の利得は3のレベルに固定される。
同様に、原子炉の中性子密度の増加率が10秒の期間又
はそれより短い期間に2.72倍を越える場合のスクラ
ムを例として選択した。第6図のグラフから判る様に、
この応答では、所望の両方の機能に対し、フィルタの時
定数を40に保つ為に利得を5にする必要がある。この
為、第1図の好ましい実施例では、1個のフィルタを相
異なる増幅率と共に用いて、所望の周期的な応答を発生
することが出来る。云うまでもないが、第6図のグラフ
の情報を用いて、可変の利得及び時定数を持つこの他の
応答時間も、全て設計することが出来る。
第7図には第6図で選んだ設計パラメータの詳細が示さ
れている。第7図で制御棒の引込めの閉塞に対して20
秒の過渡状態の期間を仮定して、種々の増幅率が描かれ
ている。各々の増幅率が選ばれた20秒の周期に漸近的
に近らくことが理解されよう。所定の事象に対し、増幅
率が高ければ高い程、引外しを発生するまでの期間が一
層長くなることが判る。例えば、増幅率2で12秒の過
渡状態が起った場合、制御棒の閉塞の引外しは約12秒
で起る。増幅率が5である時、制御棒の閉塞の引外しは
約27秒で起る。増幅率が10の時、制御棒の閉塞の引
外しは37秒で起る。
第7図には、10秒のスクラムの限界も示されている。
この場合も、増幅率によって応答時間が変わることが判
る。例えば、中性子密度が7秒間に2.72倍だけ増加
した場合、増幅率2では、スクラムの引外しが8秒で起
る。増幅率が5では、スクラムの引外しは16秒で起る
。増幅率が10では、スクラムの引外しは約22秒で起
る。
第7図を見れば、従来の一定期間の包路線と較べたこの
発明の装置の驚くべき利点が容易に明らかになる。増加
率が激しければ激しい程、事故を確認する際のこの装置
の時間的な応答が一層速くなる。例えば、増幅率が5に
選ばれ、監視する始動時の中性子密度が1秒の期間内に
2.72倍に増加したと仮定すると、約2秒でスクラム
が開始されることが判る。云い換えれば、事故が実効的
に即時に確認される。
第8図には原子炉のエネルギ増加率が、10秒の期間毎
に2.72倍になる場合のグラフが示されている。第6
図の選ばれたパラメータに従って、即ち制御棒の閉塞及
びスクラムに対する利得を夫々3及び5にした場合、監
視される中性子範囲が設計のスクラム基準に漸近的に近
づくが、それを越えることはない。このことが第8図に
示されている。
第8図を見れば、制御棒の閉塞に対する基準を越えてい
ることが判る。この事象が更に約8秒続くと、オペレー
タはそれ以上制御棒を引込めることが禁止される。
このグラフは、スクラムを防止する為にオペレータが利
用し得る時間をも示している。この場合、制御棒を挿入
する為のオペレータの時間包結線は略無限であるが、制
御棒の挿入によって、監視される中性子密度が制御され
る状態になって、スクラム・レベルと交差しなくなる場
合を理解するのに、大して想像力を必要としない。
第9図には、正常な始動時の経過が示されている。この
場合、監視される密度は制御棒の閉塞より十分低い所に
ある。
第10図には、制御棒の閉塞が行なわれるが、スクラム
には遠く至らない場合が示されている。
最後に、第11図には、3.6秒の期間を持つスクラム
過渡状態が示されている。これは設計による10秒の過
渡状態の約1/3であることが認められよう。
第11図のグラフを追って行けば、スクラムが4秒より
僅かに長い期間内に開始されることが判る。簡単に云え
ば、スクラムの開始は、事故の激しさの増加に対して反
比例する。
以上説明した装置は、計算機で構成することが出来る。
この様な計算機の構成は、新前の技術者によっても実行
することが出来る。この明細書には、このモニタをソフ
トウェアで構成した場合の、教科書から取出した計算機
による構成例が付記として示されている。
シミュレーション 課題は主に3つの部分に分れる。1番目は、制御棒の引
出しに対する炉心エネルギ(SRNM信号)の応答の簡
単な計算機によるシミュレーションである。2番目は、
シミュレーションした入力エネルギ(SNRM)応答に
対する第1図に示したこの発明の応答の計算機によるシ
ミュレーショ・ ンである。こういうことを行なうのに
必要なプログラミングは、従来のディジタル・マイクロ
プロセッサ技術を用いた大抵の実施例に必要なものの典
型である。3番目は、この発明のパラメータの内、スク
ラムの引外しを越え、自動的に運転停止を招く程急速に
せずに、最も速やかに始動を達成する最適パラメータの
選択である。始動時の制御棒の引出しは、この発明の制
御棒の引出しの閉塞によって中断される場合を除いて、
一定の計画に従って正常な速度で進行する様にプログラ
ムされている。これは、実際の自動始動装置に使うこと
が出来る方式であり、その成功がこの発明の別の用途を
例示している。FORTRAN言語を使う。
表1は、制御棒の位置と、シミュレーションした炉心エ
ネルギ時間応答(SRNM)を示す。第12A図はこの
応答のグラフである。一旦特定の時間歩進に対する原子
炉エネルギ・レベルが決定されると、表2の抜草した符
号によって示す様に、゛制御棒の閉塞及びスクラムの引
外し基準レベルを決定するのに、夫々1行のプログラミ
ングしか必要としない。これらの方程式は非常に簡単な
標準的な有限差分形式である。
Tnヤ1−T、+λΔt(GXSn+1−To)こ\で
n一時間歩進の添字の番号 T、T、−解の時間歩進n+1及びnの夫i1 々に於ける引外し基準レベル λ−1/RC−1/(フィルタ時定数)Δをろ時間歩進 G−引外し利得 Sn+1−シミュレーション(又は実際の構成に於ける
測定)からの、時間歩進n+1(現在)に於けるSRN
M(エネルギ)入力 この有限要素方程式/手順は、任意の入力エネルギ(S
RNM)信号S (t)に対し、更に一般的な方程式(
E−2)に対する解を次の様に出す。
dx(t) /dt十λx(t)−λG S (t)第
12A図は、制御棒の閉塞及びスクラムの引外し基準レ
ベルを含む最終的な最適化した練習解を示す。装置は、
約90秒の所でスクラムを開始するばかりになって、始
動時の制御棒の引出しに進む様に、制御棒の引出しを制
限することに成功したことが判る。
最後の例として、「過渡状態モニタ・メータの仕様」に
従って、前に述べたシミュレーションに対する過渡状態
モニタ・メータの応答を決定した。
第12B図は、表示装置の両方の目盛1こ対してこの応
答をグラフで示す。エネルギ応答は約600倍に増加す
るが、スクラム例外し及びエネルギ・レベルの間の表示
される余裕が2未満であることに注意されたい。非常に
低い始動時のエネルギ範囲でオペレータにとって何より
も関心があるのは、エネルギ・レベルの絶対値ではなく
、この余裕である。もう1つの目盛は従来の原子炉期間
で原子炉エネルギの安定な増加率の目安を示す。この安
定な期間の目安は、低いエネルギ・レベルに於ける従来
の瞬時期間計装よりもずっと誤りが少ない。
表2 解のアルゴリズム F   −F  +  DELTA  T”  ((R
HO−BETA  T)” F/GAMMA十S IG
MA) F  S−F  S+DELTA  T”  (G  
S”F−F  S) /RC FR糟F   R+DELTA   T”  (G  
 R寡 F−P  R) /RC 但し     F−線束(エネルギ) FS−線束スクラム基準 PR−線束制御棒閉塞基準 DELTA  T一時間歩進 G  S−スクラム利得 GR−制御棒閉塞利得 RC−フィルタ時定数 中性子密度に対してこ\に示した設計パラメータを原子
力発電所内の他のパラメータに適用することが出来るこ
とが理解されよう。例えば、原子炉容器内の圧力の増加
率を監視してもよい。
制御棒の閉塞の他に、標準型のBWR制御棒価値最小化
装置も設けてもよい。即ち、制御棒価値最小化装置によ
ってプログラムされた原子炉内の制御棒の移動順序を自
動化し、制御棒の閉塞によって中断して、誤ってスクラ
ムを誘発せずに、中性子増加率が所望の安全限界内に落
着く様にすることが出来る。
この発明には上記並びにその他の変更を加えることが出
来る。
以上はこの発明の好ましい実施例、その例及びそれを実
施する最善の態様を説明したものであるが、以上の説明
は、この発明を制限するものではなく、それを例示する
ものにすぎないことを承知されたい。この発明の範囲は
特許請求の範囲によって限定されることを承知されたい
【図面の簡単な説明】
第1図は原子炉に対する過渡状態モニタの略図、第2図
は即発ジャンプ事象を表わすグラフであり、比較の為に
事故の場合の事象を重ね合せて示してある。第3図は被
監視原子炉信号を調整する為に使われる簡単なフィルタ
の1例を示す回路図、第4A図及び第4B図は第3のフ
ィルタの矩形波応答を示すグラフ、第5A図及び第5B
図は第3図のフィルタの傾斜関数波応答を示すグラフ、
第6図は時定数に対してフィルタの利得を示すグラフで
あり、フィルタの時定数及び増幅レベルの選択によって
、種々の選ばれた期間(即ち増加率)を持つ過渡状態に
対して所望の応答を発生することが出来る様子を示して
いる。第7図は引外しまでの時間を示すグラフであり、
増幅率を少なくすることによって、引外しまでの時間を
短くすることが出来る様子を示しており、2つの異なる
増幅し、ベルを持つ2つの比較器を用いて、選ばれた時
定数を持つ1個のフィルタに対してこの効果を示しであ
る。第8図は制御棒を閉塞し、過渡状態が原子炉のスク
ラムに対する限界に漸近的に接近する場合の漸近線周期
過渡状態を示すグラフ、第9図は正常な原子炉の始動を
示すグラフ、第10図はスクラムを伴わない制御棒の閉
塞の過渡状態を示すグラフ、第11図はスクラム例外し
応答を伴う3.67秒の期間の事故の過渡状態を示すグ
ラフ、第12A図はこの発明を計算機でシミュレーショ
ンした場合の測定されたエネルギと設定点エネルギの間
の関係を示すグラフ、第12B図は計算機のシミュレー
ションを利用した自動化した制御棒の引出しに対する過
渡状態メータの応答を示すグラフである。 主な符号の説明 14:パラメータ信号 16.18:比較器 20:フィルり 22.24:増幅器

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1)第1及び第2の入力を持つと共に、限界を越えたこ
    とを表わす出力を持つ比較器を有し、該比較器の一方の
    入力に原子炉被監視パラメータ信号を直接的に供給し、
    更に、予め選ばれたろ波時定数を持つフィルタと、前記
    原子炉被監視パラメータ信号を増幅して、該信号を前記
    比較器の他方の入力に通す増幅器とを有し、一方の入力
    の直接信号が他方の入力のろ波されて増幅された信号を
    越える時、前記比較器の出力が限界を越えたことを知ら
    せる様にした原子炉の起動域過渡状態モニタ。 2)特許請求の範囲1)に記載した原子炉の起動域過渡
    状態モニタに於て、前記比較器の出力が2進形である原
    子炉の起動域過渡状態モニタ。 3)特許請求の範囲1)に記載した原子炉の起動域過渡
    状態モニタに於て、前記信号が増幅される前にろ波され
    るか又はろ波される前に増幅される原子炉の起動域過渡
    状態モニタ。 4)特許請求の範囲1)に記載した原子炉の起動域過渡
    状態モニタに於て、前記被監視信号が中性子密度である
    原子炉の起動域過渡状態モニタ。 5)特許請求の範囲1)に記載した原子炉の起動域過渡
    状態モニタに於て、前記被監視パラメータが原子炉容器
    内の圧力である原子炉の起動域過渡状態モニタ。 6)2つの入力を持つと共に一方の入力の他方の入力に
    対する状態を表わす出力を持つ比較器を設ける工程を含
    んでいて、原子炉のパラメータを監視する方法に於て、
    原子炉被監視パラメータを前記比較器の一方の入力に入
    力し、時定数を持つフィルタを用意し、増幅器を用意し
    、同じ被監視パラメータをろ波並びに増幅して前記比較
    器の他方の入力に供給し、前記入力を比較して一方の入
    力の他方の入力に対する状態を判定する工程を含む方法
    。 7)特許請求の範囲6)に記載した方法に於て、前記比
    較器の出力が2進形であって、制御棒の引出しを閉塞す
    る方法。 8)特許請求の範囲6)に記載した方法に於て、前記比
    較器の出力が2進形であり、スクラムを開始する方法。 9)特許請求の範囲6)に記載した方法に於て、前記比
    較器の出力が、ろ波され且つ増幅されたパラメータに関
    し、オペレータに対して表示される方法。 10)特許請求の範囲6)に記載した方法に於て、被監
    視パラメータが中性子密度である方法。 11)特許請求の範囲6)に記載した方法に於て、被監
    視パラメータが原子炉容器の圧力である方法。 12)特許請求の範囲6)に記載した方法に於て、前記
    フィルタの時定数を調節して前記比較器から可変応答を
    発生させる工程を含む方法。 13)特許請求の範囲6)に記載した方法に於て、増幅
    度を調節して前記比較器に可変時間応答を発生させる工
    程を含む方法。 14)原子炉の中性子密度を監視する装置に於て、起動
    域中性子密度モニタと、2つの入力及び制御棒の引出し
    の閉塞を開始する2進出力を持つ第1の比較器と、2つ
    の入力及びプラントのスクラムを開始する2進出力を持
    つ第2の比較器とを有し、前記起動域中性子密度モニタ
    の出力が各々の比較器の一方の入力に入力され、更に、
    予め選ばれた時定数を持っていて監視される起動域中性
    子密度を処理するフィルムと、第1の増幅器とを有し、
    該フィルタはその出力を或る増幅レベルを持つ前記第1
    の増幅器を介して前記第1の比較器の他方の入力に送り
    、直接的に監視される信号がろ波した信号を越える時、
    制御棒の閉塞を開始し、更に、第2の増幅器を有し、前
    記フィルタは該第2の増幅器に対する第2の入力を持っ
    ていて、直接的に監視される出力が前記比較器に対する
    ろ波されて増幅された入力を越える時、プラントのスク
    ラムを開始する装置。 15)特許請求の範囲14)に記載した装置に於て、前
    記制御棒の閉塞用の増幅度がスクラム入力の増幅度より
    小さい装置。 16)特許請求の範囲14)に記載した装置に於て、制
    御棒閉塞の比較されるパラメータ・レベル及びスクラム
    のレベルに対する被監視パラメータの比較を示す表示を
    オペレータに対して行なうアナログ比較器を有する装置
    。 17)特許請求の範囲16)に記載した装置に於て、前
    記アナログ比較器が標準原子炉周期で原子炉エネルギ増
    加率を表示する様な倍率になっている装置。 18)特許請求の範囲16)に記載した装置に於て、前
    記アナログ比較器が制御棒閉塞レベル及びスクラム・レ
    ベルに対する原子炉エネルギ増加率を表示する様な倍率
    になっている装置。
JP61191800A 1985-08-20 1986-08-18 原子炉の起動域過渡状態監視装置およびプラントのスクラムを開始する装置 Expired - Lifetime JPH07119824B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/767,551 US4678622A (en) 1985-08-20 1985-08-20 Transient monitor for nuclear reactor
US767551 1985-08-20

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6255594A true JPS6255594A (ja) 1987-03-11
JPH07119824B2 JPH07119824B2 (ja) 1995-12-20

Family

ID=25079832

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61191800A Expired - Lifetime JPH07119824B2 (ja) 1985-08-20 1986-08-18 原子炉の起動域過渡状態監視装置およびプラントのスクラムを開始する装置

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4678622A (ja)
EP (1) EP0212525B1 (ja)
JP (1) JPH07119824B2 (ja)
KR (1) KR900005440B1 (ja)
DE (1) DE3681854D1 (ja)
ES (1) ES2006727A6 (ja)

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4908775A (en) * 1987-02-24 1990-03-13 Westinghouse Electric Corp. Cycle monitoring method and apparatus
FR2665014B1 (fr) * 1990-07-17 1992-09-18 Framatome Sa Procede et dispositif de protection d'un reacteur nucleaire.
US5174946A (en) * 1991-01-22 1992-12-29 General Electric Company Oscillation power monitoring system and method for nuclear reactors
US5309485A (en) * 1992-07-06 1994-05-03 General Electric Company Core automated monitoring system
US5528639A (en) * 1994-08-01 1996-06-18 General Electric Company Enhanced transient overpower protection system
JP3924932B2 (ja) * 1998-07-02 2007-06-06 株式会社日立製作所 原子力プラントの制御システム
US6885975B2 (en) 2000-11-14 2005-04-26 Rajagopalan Srinivasan Method and apparatus for managing process transitions
DE10159432A1 (de) * 2001-12-04 2003-06-26 Framatome Anp Gmbh Steuerungssystem für eine Kernkraftwerksanlage sowie Verfahren zum Betreiben einer Kernkraftwerksanlage
JP4334256B2 (ja) * 2003-03-26 2009-09-30 株式会社東芝 放射線出力監視装置
FR2953318B1 (fr) * 2009-11-30 2011-12-09 Areva Np Procede et dispositif de detection de chute de grappe d'un reacteur nucleaire
CN108597626B (zh) * 2018-05-24 2021-01-05 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
CN110753111B (zh) * 2019-10-23 2022-02-11 中国核动力研究设计院 一种反应堆物理启动试验设备信息共享系统

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS60152989A (ja) * 1984-01-23 1985-08-12 株式会社東芝 原子炉の核計装装置

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3339071A (en) * 1963-08-15 1967-08-29 Atomic Energy Authority Uk Flux monitor electrical measuring systems
DE1278618B (de) * 1966-12-22 1968-09-26 Siemens Ag Leistungsmesseinrichtung fuer Kernreaktoranlagen
US3930937A (en) * 1973-04-02 1976-01-06 Combustion Engineering, Inc. Steam relief valve control system for a nuclear reactor
US3931522A (en) * 1974-09-27 1976-01-06 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Period meter for reactors
US4133039A (en) * 1976-11-09 1979-01-02 Westinghouse Electric Corp. True mean rate measuring system
JPS5392098A (en) * 1977-01-24 1978-08-12 Toshiba Corp Monitoring device in reactor
CA1094698A (en) * 1977-04-21 1981-01-27 Canadian General Electric Company Limited System for detection of process trip
US4292129A (en) * 1979-02-14 1981-09-29 Westinghouse Electric Corp. Monitoring of operating processes
US4435356A (en) * 1979-03-05 1984-03-06 Studsvik Energiteknik Ab Method and an apparatus for monitoring the period of a nuclear reactor
US4253093A (en) * 1979-05-15 1981-02-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Scram signal generator
US4434132A (en) * 1981-04-09 1984-02-28 Westinghouse Electric Corp. Power supply with nuclear reactor
JPS5921111A (ja) * 1982-07-26 1984-02-03 Toshiba Corp ワイドレンジモニタ装置
US4582672A (en) * 1982-08-11 1986-04-15 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for preventing inadvertent criticality in a nuclear fueled electric powering generating unit

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS60152989A (ja) * 1984-01-23 1985-08-12 株式会社東芝 原子炉の核計装装置

Also Published As

Publication number Publication date
JPH07119824B2 (ja) 1995-12-20
KR900005440B1 (ko) 1990-07-30
EP0212525B1 (en) 1991-10-09
EP0212525A3 (en) 1988-03-23
ES2006727A6 (es) 1989-05-16
DE3681854D1 (de) 1991-11-14
KR870002608A (ko) 1987-03-31
EP0212525A2 (en) 1987-03-04
US4678622A (en) 1987-07-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS6255594A (ja) 原子炉の起動域過渡状態モニタ
US4837705A (en) Method for calculating the rate of frequency of random events
US3931522A (en) Period meter for reactors
JP4334256B2 (ja) 放射線出力監視装置
US4282061A (en) System for preventing erroneous operation of control rods
CN111370152B (zh) 避免反应堆核测量装置换挡引起功率扰动的方法及装置
CA1094698A (en) System for detection of process trip
JP2019207131A (ja) 高速炉の原子炉保護装置及び原子炉保護方法
JP7581120B2 (ja) 高速炉の原子炉保護装置及び原子炉保護方法
JPS62208708A (ja) 過渡変化追従型デイジタルフイルタ
CN119381038B (zh) 一种核仪表系统参数数据调整的方法
JPH039297A (ja) ペリオドトリップ監視装置
JPH07167981A (ja) 原子炉安定度監視装置
JPS60120289A (ja) 中性子検出装置
JPH0419518B2 (ja)
JPH01301196A (ja) 原子炉安全保護装置
JPS61100661A (ja) レンジ切換装置
JPS60152989A (ja) 原子炉の核計装装置
JPS633278B2 (ja)
JPS6329239B2 (ja)
JPH053558B2 (ja)
JPH0381693A (ja) 原子炉制御棒の制御方法
JPS5983083A (ja) 原子炉保護装置
JPS61230092A (ja) 制御棒操作監視装置
JPS62266498A (ja) 原子炉誤スクラム回避装置

Legal Events

Date Code Title Description
R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

EXPY Cancellation because of completion of term