JP2019207131A - Device and method for protecting nuclear reactor of fast reactor - Google Patents

Device and method for protecting nuclear reactor of fast reactor Download PDF

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Abstract

To reduce equipment related to a safety protection system while maintaining reliability in the safety protection system.SOLUTION: A device 1 for protecting the nuclear reactor of a fast reactor comprises: a change rate calculation unit 111 for specifying a neutron flux level in the power range of the nuclear reactor of the fast reactor to calculate the change rate of the neutron flux level on the basis of the specified neutron flux level; and a signal output unit 112 for outputting a trip signal for protecting the nuclear reactor when the change rate calculated by the change rate calculation unit 111 is larger than a first threshold value and when the change rate calculated by the change rate calculation unit 111 continues for a predetermined time and is larger than a second threshold value which is lower than the first threshold value.SELECTED DRAWING: Figure 2

Description

本発明は、高速炉の原子炉保護装置及び原子炉保護方法に関する。   The present invention relates to a reactor protection device and a reactor protection method for a fast reactor.

従来、高速炉の原子炉保護装置においては、原子炉に設けられている各種検出器からの入力信号が所定のレベルに達した場合に、原子炉の保護動作を開始させるためのトリップ信号を出力し、原子炉停止系において原子炉の保護動作を行わせることが行われている。例えば、非特許文献１には、保護装置において出力される原子炉トリップ信号の種類が開示されている。   Conventionally, fast reactor reactor protection devices output a trip signal to start the protection operation of the reactor when the input signals from various detectors installed in the reactor reach a predetermined level. However, the protection operation of the reactor is performed in the reactor shutdown system. For example, Non-Patent Document 1 discloses the types of reactor trip signals output from the protection device.

Nobuyuki ISHIKAWA，et al. “Design Study on Safety Protection System of JSFR”, 2012 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants （ICAPP'12）, June 24-28, 2012, paper 12383Nobuyuki ISHIKAWA, et al. “Design Study on Safety Protection System of JSFR”, 2012 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP'12), June 24-28, 2012, paper 12383

高速炉においては、原子炉に所定のレベルを超える異常が発生した場合に異常の拡大を防ぐために、安全保護系の検出器からの信号を受けて高速炉の原子炉保護装置の作動により、炉心内の中性子を吸収する制御棒と制御棒駆動装置で構成される原子炉停止系で炉心の核***を直ちに停止させる。原子炉の異常を検出するパラメータには中性子束、温度、流量等がある。従来の高速炉においては、そのうちの１つとして、炉心燃料の温度が過度に上昇することを防ぐために、制御棒の位置偏差が閾値を超えたことを条件として制御棒を直ちに炉心に挿入して原子炉を停止する保護動作が行われており、制御棒の位置を検出する位置検出器が確実な作動が期待される安全保護系として設けられている。   In fast reactors, in order to prevent the spread of abnormalities when an abnormality exceeding a specified level occurs in the reactor, the reactor core is activated by the activation of the reactor protection device of the fast reactor in response to a signal from the detector of the safety protection system. The nuclear fission of the reactor core is immediately stopped by a reactor shutdown system consisting of a control rod that absorbs the neutrons inside and a control rod drive. Parameters for detecting reactor anomalies include neutron flux, temperature, and flow rate. In the conventional fast reactor, as one of them, in order to prevent the temperature of the core fuel from rising excessively, the control rod is immediately inserted into the core on the condition that the positional deviation of the control rod exceeds the threshold. A protection operation for stopping the nuclear reactor is performed, and a position detector for detecting the position of the control rod is provided as a safety protection system for which a reliable operation is expected.

ところで、安全保護系では信頼性を高めるために、あるチャネルの故障や試験等のための取外しを想定してもその機能を失わないように、同一種類の検出器を電路を含めて複数チャネル分設けることが求められる。安全保護系として構成することにより、設備物量が増大するという問題がある。   By the way, in order to increase the reliability in the safety protection system, the same type of detector including the electric circuit is divided into multiple channels so that the function is not lost even if it is assumed that a certain channel is broken or removed for testing. It is required to provide. By configuring as a safety protection system, there is a problem that the amount of equipment increases.

そこで、本発明はこれらの点に鑑みてなされたものであり、安全保護系における信頼性を維持しつつ、安全保護系に係る設備を削減することができる高速炉の原子炉保護装置及び原子炉保護方法を提供することを目的とする。   Therefore, the present invention has been made in view of these points, and a reactor protection device and a reactor for a fast reactor capable of reducing equipment related to the safety protection system while maintaining reliability in the safety protection system. The purpose is to provide a protection method.

本発明の第１の態様に係る高速炉の原子炉保護装置は、高速炉の原子炉の出力領域における中性子束のレベルを特定し、特定した前記中性子束のレベルに基づいて、前記中性子束のレベルの変化率を算出する変化率演算部と、前記変化率演算部が算出した前記変化率が第１閾値よりも大きい場合、及び前記変化率演算部が算出した前記変化率が所定時間継続して前記第１閾値よりも低い第２閾値よりも大きい場合に、前記原子炉の保護動作を行うためのトリップ信号を出力する信号出力部と、を備える。   The reactor protection device for a fast reactor according to the first aspect of the present invention specifies a level of a neutron flux in an output region of a reactor of a fast reactor, and based on the specified level of the neutron flux, A change rate calculation unit that calculates a change rate of a level, and when the change rate calculated by the change rate calculation unit is greater than a first threshold, and the change rate calculated by the change rate calculation unit continues for a predetermined time. And a signal output unit that outputs a trip signal for performing the protection operation of the nuclear reactor when it is larger than a second threshold value lower than the first threshold value.

前記信号出力部は、前記変化率演算部が算出した前記変化率が前記第１閾値よりも大きいか否かを判定する第１判定部と、前記変化率演算部が算出した前記変化率が前記第２閾値よりも大きいか否かを判定する第２判定部と、前記第２判定部による判定結果が、前記所定時間継続して前記変化率が前記第２閾値よりも大きいことを示している場合に、当該判定結果を出力する遅延出力部と、前記第１判定部から出力される出力値と、前記遅延出力部から出力される出力値との論理和を出力する論理和回路と、を有していてもよい。   The signal output unit includes: a first determination unit that determines whether the change rate calculated by the change rate calculation unit is larger than the first threshold; and the change rate calculated by the change rate calculation unit is A second determination unit that determines whether or not the second threshold value is greater than the second threshold value, and a determination result by the second determination unit indicates that the rate of change is greater than the second threshold value continuously for the predetermined time. A delay output unit that outputs the determination result, an OR circuit that outputs a logical sum of the output value output from the first determination unit and the output value output from the delay output unit, and You may have.

前記信号出力部は、前記変化率演算部が算出した前記変化率が、所定の時間内の出力指示値の変化量が第１変化量以上の第１指示に対する前記原子炉の出力変化であるステップ応答が発生した場合における前記中性子束のレベルの上昇率の上限値以上の前記第１閾値よりも大きいとき、及び前記変化率演算部が算出した前記変化率が、前記所定時間継続して、前記所定の時間内の出力指示値の変化量が前記第１変化量未満の第２指示に対する前記原子炉の出力変化であるランプ応答が発生した場合における前記中性子束のレベルの上昇率の上限値以上の前記第２閾値よりも大きいときに、前記トリップ信号を出力してもよい。   The signal output unit is a step in which the change rate calculated by the change rate calculation unit is a change in the output of the reactor with respect to a first instruction in which a change amount of an output instruction value within a predetermined time is equal to or greater than a first change amount When the response occurs, when the change rate calculated by the change rate calculation unit is greater than the first threshold equal to or higher than the upper limit value of the increase rate of the neutron flux level, the predetermined rate continues, and More than the upper limit of the rate of increase in the level of the neutron flux when a ramp response that is a change in the output of the reactor with respect to a second instruction whose change in output instruction value within a predetermined time is less than the first change amount occurs The trip signal may be output when the second threshold is greater than the second threshold.

前記第１指示は、第１時間内に前記出力指示値が出力目標値に達するように入力される指示であり、前記第２指示は、前記第１時間よりも長い第２時間内に前記出力指示値が出力目標値に達するように入力される指示であってもよい。   The first instruction is an instruction that is input so that the output instruction value reaches an output target value within a first time, and the second instruction is the output within a second time that is longer than the first time. The instruction may be input so that the instruction value reaches the output target value.

前記信号出力部は、前記変化率演算部が算出した前記変化率が前記第１閾値よりも大きい場合、及び、前記変化率演算部が算出した前記変化率が、前記原子炉において想定される最大の出力変化を示す前記ステップ応答が発生した場合において前記中性子束のレベルの上昇率が前記第１閾値から所定範囲内となる時間である前記所定時間継続して前記第２閾値よりも大きい場合に、前記トリップ信号を出力してもよい。   The signal output unit is configured such that when the change rate calculated by the change rate calculation unit is larger than the first threshold, and the change rate calculated by the change rate calculation unit is the maximum assumed in the nuclear reactor. When the rate of increase in the level of the neutron flux continues for the predetermined time, which is a time within the predetermined range from the first threshold, when the step response indicating the output change is greater than the second threshold. The trip signal may be output.

本発明の第２の態様に係る高速炉の原子炉保護方法は、コンピュータが実行する、高速炉の原子炉の出力領域における中性子束のレベルを特定するステップと、特定された前記中性子束のレベルに基づいて、前記中性子束のレベルの変化率を算出するステップと、算出された前記変化率が第１閾値よりも大きい場合、及び算出された前記変化率が所定時間継続して前記第１閾値よりも低い第２閾値よりも大きい場合に、前記原子炉の保護動作を行うためのトリップ信号を出力するステップと、を備える。   The method for protecting a reactor of a fast reactor according to a second aspect of the present invention includes a step of identifying a neutron flux level in an output region of a reactor of a fast reactor, which is executed by a computer, and the identified level of the neutron flux And calculating the rate of change of the level of the neutron flux, when the calculated rate of change is greater than a first threshold, and when the calculated rate of change continues for a predetermined time Outputting a trip signal for performing the protection operation of the nuclear reactor when larger than a lower second threshold value.

本発明によれば、安全保護系における信頼性を維持しつつ、安全保護系に係る設備を削減することができるという効果を奏する。   According to the present invention, there is an effect that it is possible to reduce facilities related to a safety protection system while maintaining reliability in the safety protection system.

本実施形態に係る原子炉保護装置の概要を示す図である。It is a figure which shows the outline | summary of the nuclear reactor protection apparatus which concerns on this embodiment. 本実施形態に係る原子炉保護装置の構成を示す図である。It is a figure showing composition of a nuclear reactor protection device concerning this embodiment. 本実施形態に係る原子炉の出力変化がステップ応答又はランプ応答を示す場合の中性子束のレベルの変化量の解析結果を示す図である。It is a figure which shows the analysis result of the variation | change_quantity of the level of a neutron flux in case the output change of the reactor which concerns on this embodiment shows a step response or a lamp response. 図３に示すステップ応答又はランプ応答により原子炉出力が変化した場合の中性子束のレベルの変化率を示す図である。It is a figure which shows the change rate of the level of a neutron flux when a reactor output changes by the step response or lamp response shown in FIG. 第１閾値と第２閾値と所定時間との関係を示す図である。It is a figure which shows the relationship between a 1st threshold value, a 2nd threshold value, and predetermined time.

［高速炉の概要］
図１は、本実施形態に係る高速炉の原子炉保護装置１の概要を示す図である。高速炉の原子炉保護装置１は、原子炉に所定のレベルを超える異常が発生した場合に異常の拡大を防ぐために、原子炉の保護動作を開始させるためのトリップ信号を出力し、原子炉停止系に原子炉の緊急停止を行わせる装置である。高速炉の原子炉保護装置１は、例えば、コンピュータである。 [Outline of fast reactor]
FIG. 1 is a diagram showing an overview of a reactor protection device 1 for a fast reactor according to the present embodiment. The reactor protection device 1 of the fast reactor outputs a trip signal for starting the protection operation of the reactor in order to prevent the expansion of the abnormality when an abnormality exceeding a predetermined level occurs in the reactor, and the reactor is stopped. It is a device that causes the system to perform an emergency shutdown of the reactor. The fast reactor reactor protection device 1 is, for example, a computer.

高速炉の原子炉保護装置１は、中性子束検出器２から、出力領域における中性子束のレベルを示す中性子束信号を取得すると、取得した中性子束信号に基づいて、単位時間当たりの中性子束のレベルの変化量である変化率を算出する。高速炉の原子炉保護装置１は、算出した変化率が第１閾値よりも大きい場合、及び算出した変化率が所定時間継続して第１閾値よりも低い第２閾値よりも大きい場合に、原子炉の保護動作を行うためのトリップ信号をトリップ制御装置３に出力する。トリップ制御装置３は、トリップ信号が入力されると、原子炉停止系に原子炉の緊急停止を行わせる装置である。   When the fast reactor protection device 1 acquires from the neutron flux detector 2 a neutron flux signal indicating the level of neutron flux in the output region, the level of neutron flux per unit time based on the acquired neutron flux signal The rate of change that is the amount of change is calculated. When the calculated change rate is greater than the first threshold and when the calculated change rate is greater than a second threshold that is lower than the first threshold for a predetermined time, the fast reactor protection device 1 A trip signal for performing the protection operation of the furnace is output to the trip control device 3. The trip control device 3 is a device that causes the reactor shutdown system to perform an emergency shutdown of the reactor when a trip signal is input.

このようにすることで、高速炉の原子炉保護装置１は、原子炉の出力目標値を想定される範囲内で瞬時に大きく変化させた場合、及び一定の勾配で緩やかに変化させた場合のいずれにおいても、原子炉の保護動作が行われることを抑制しつつ、異常な出力変化に対して早期に保護動作を開始させることができる。   By doing in this way, the reactor protection device 1 of the fast reactor is the case where the output target value of the reactor is greatly changed instantaneously within an assumed range and when it is changed gently with a constant gradient. In any case, the protection operation can be started at an early stage against an abnormal output change while suppressing the protection operation of the nuclear reactor.

また、従来の高速炉では、制御棒の異常な引抜きによる出力の上昇を検知するために、制御棒間の位置の偏差が閾値を超えたことを条件としてトリップ信号を出力するのに対し、高速炉の原子炉保護装置１は、出力領域における中性子束のレベルの変化率に基づいてトリップ信号を出力する。このように、制御棒の位置偏差を用いる代わりに中性子束のレベルの変化率を用いることによっても、従来の高速炉と同様に、制御棒の異常な引抜きによる出力の上昇を検知することができる。これにより、高速炉の原子炉保護装置１は、従来の高速炉に設けられている制御棒の位置を検出する位置検出器をトリップ信号の出力用すなわち安全保護系として設置する必要がないので、位置検出器の設置数を例えば１つにすることができる。   In addition, in the conventional fast reactor, in order to detect an increase in output due to abnormal pulling out of the control rod, a trip signal is output on the condition that the deviation of the position between the control rods exceeds the threshold value. The reactor protection device 1 of the reactor outputs a trip signal based on the rate of change of the neutron flux level in the output region. Thus, by using the rate of change of the neutron flux level instead of using the position deviation of the control rod, it is possible to detect an increase in output due to abnormal withdrawal of the control rod, as in the conventional fast reactor. . Thereby, the reactor protection device 1 of the fast reactor does not need to install a position detector for detecting the position of the control rod provided in the conventional fast reactor for trip signal output, that is, as a safety protection system. For example, the number of position detectors can be one.

さらに、中性子束のレベルの変化率は、従来の高速炉においても設けられており、信頼性を高めるために複数チャネルある中性子束検出器２から出力された中性子束信号に基づいて算出することができることから、高速炉の原子炉保護装置１は、新たに検出器を原子炉に設ける必要がない。したがって、高速炉の原子炉保護装置１は、制御棒の位置を検出する位置検出器を安全保護系として構成する必要がないので、安全保護系における信頼性を維持しつつ、安全保護系に係る設備を削減することができる。
以下、高速炉の原子炉保護装置１の構成について説明する。 Further, the rate of change of the neutron flux level is also provided in the conventional fast reactor, and can be calculated based on the neutron flux signal output from the neutron flux detector 2 having a plurality of channels in order to improve reliability. Therefore, the reactor protection device 1 for the fast reactor does not require a new detector in the reactor. Therefore, the reactor protection device 1 of the fast reactor does not need to configure a position detector that detects the position of the control rod as a safety protection system. Equipment can be reduced.
Hereinafter, the configuration of the reactor protection device 1 of the fast reactor will be described.

［高速炉の原子炉保護装置１の構成例］
続いて、高速炉の原子炉保護装置１の構成について説明する。 [Configuration example of fast reactor reactor protection device 1]
Then, the structure of the reactor protection apparatus 1 of a fast reactor is demonstrated.

図２は、本実施形態に係る原子炉保護装置１の構成を示す図である。図２に示すように、原子炉保護装置１は、変化率演算部１１１と、信号出力部１１２とを備える。   FIG. 2 is a diagram illustrating a configuration of the nuclear reactor protection apparatus 1 according to the present embodiment. As shown in FIG. 2, the nuclear reactor protection device 1 includes a change rate calculation unit 111 and a signal output unit 112.

変化率演算部１１１は、高速炉の原子炉の出力領域における中性子束のレベルを特定する。具体的には、まず、変化率演算部１１１は、高速炉の原子炉に設けられている中性子束検出器２から、出力領域における中性子束のレベルを示す中性子束信号を受信する。   The change rate calculation unit 111 identifies the level of neutron flux in the power region of the fast reactor. Specifically, first, the change rate calculation unit 111 receives a neutron flux signal indicating the level of neutron flux in the output region from the neutron flux detector 2 provided in the reactor of the fast reactor.

変化率演算部１１１は、特定した中性子束のレベルに基づいて、単位時間当たりの中性子束のレベルの変化量すなわち変化率を算出する。例えば、変化率演算部１１１は、第１の時間において特定した中性子束のレベルと、第２の時間において特定した中性子束のレベルとの差分を、第１の時間と第２の時間との差分で除算することにより、中性子束のレベルの変化率を算出する。第２の時間は、例えば第１の時間に単位時間の倍数を加算した時間である。   The change rate calculation unit 111 calculates the amount of change of the neutron flux level per unit time, that is, the change rate, based on the specified neutron flux level. For example, the change rate calculation unit 111 calculates the difference between the level of the neutron flux specified at the first time and the level of the neutron flux specified at the second time as the difference between the first time and the second time. The rate of change in neutron flux level is calculated by dividing by. The second time is, for example, a time obtained by adding a multiple of unit time to the first time.

信号出力部１１２は、例えば論理回路により構成される。信号出力部１１２は、第１判定部１１３と、第２判定部１１４と、遅延出力部としてのオンディレータイマ１１５と、論理和回路１１６とを備える。信号出力部１１２は、原子炉の通常運転時において発生するステップ応答及びランプ応答のいずれにおいてもトリップ信号が出力されず、異常が発生している可能性が高い場合においてのみトリップ信号が出力されるように、トリップ信号の出力条件を制御する。出力条件の詳細については後述する。   The signal output unit 112 is configured by a logic circuit, for example. The signal output unit 112 includes a first determination unit 113, a second determination unit 114, an on-delay timer 115 as a delay output unit, and an OR circuit 116. The signal output unit 112 outputs a trip signal only when a trip signal is not output in any of the step response and the lamp response generated during normal operation of the reactor, and there is a high possibility that an abnormality has occurred. In this way, the output condition of the trip signal is controlled. Details of the output conditions will be described later.

ステップ応答は、所定の時間内に原子炉の出力指示値の変化量が第１変化量以上の第１指示に対する原子炉の出力変化である。第１指示は、第１時間内に出力指示値が出力目標値に達するように入力される指示である。ステップ応答は、例えば、電力系統において瞬間的に要求電力が変化した場合に行われる出力変更により発生する。ステップ応答においては、中性子束のレベルが変化する期間はランプ応答時よりも短いが、ランプ応答時よりも急峻に中性子束のレベルが変化する。   The step response is a change in the reactor output with respect to the first instruction in which the change amount of the output instruction value of the reactor is equal to or greater than the first change amount within a predetermined time. The first instruction is an instruction input so that the output instruction value reaches the output target value within the first time. The step response is generated, for example, by an output change that is performed when the required power changes instantaneously in the power system. In the step response, the period during which the neutron flux level changes is shorter than that during the lamp response, but the neutron flux level changes more rapidly than during the lamp response.

ランプ応答は、所定の時間内に原子炉の出力指示値の変化量が第１変化量未満の第２指示に対する原子炉の出力変化である。第２指示は、第１時間よりも長い第２時間内に出力指示値が出力目標値に達するように入力される指示である。ランプ応答は、例えば、１日の日中と夜間に電力需要の違いがあるため、電力需要が大幅に変動する時間に合わせて行われる出力変更により発生する。ランプ応答においては、中性子束のレベルがステップ応答時よりも緩やかに変化するが、ステップ応答時よりも長期間にわたって中性子束のレベルが変化する。   The ramp response is a change in the reactor power with respect to the second instruction in which the change amount of the reactor power instruction value is less than the first change amount within a predetermined time. The second instruction is an instruction input so that the output instruction value reaches the output target value within a second time longer than the first time. The lamp response is generated by, for example, an output change that is performed in accordance with a time when the power demand greatly fluctuates because there is a difference in power demand between daytime and nighttime. In the ramp response, the neutron flux level changes more slowly than in the step response, but the neutron flux level changes over a longer period than in the step response.

図３は、本実施形態に係る原子炉の出力変化がステップ応答又はランプ応答を示す場合の中性子束のレベルの変化量の解析結果を示す図である。図３に示すグラフにおいて、横軸は、原子炉出力の変化発生からの経過時間であり、縦軸は、中性子束のレベルの変化量である。   FIG. 3 is a diagram showing an analysis result of the amount of change in the neutron flux level when the change in the output of the nuclear reactor according to the present embodiment shows a step response or a lamp response. In the graph shown in FIG. 3, the horizontal axis represents the elapsed time from the occurrence of a change in reactor power, and the vertical axis represents the amount of change in the neutron flux level.

図３において、実線は、原子炉出力が最大付近である場合に出力がステップ応答を示す時の上昇率が最大の場合の中性子束のレベルの変化量を示している。また、破線は、原子炉出力がランプ応答を示す時の上昇率が最大の場合の中性子束のレベルの変化量を示している。なお、通常運転時には、図３に示すステップ応答及びランプ応答に対応する出力指示を超過することなく、図３に示すステップ応答及びランプ応答以下の上昇率のステップ応答及びランプ応答が示される。   In FIG. 3, the solid line indicates the amount of change in the level of the neutron flux when the rate of increase when the output shows a step response when the reactor power is near the maximum. The broken line indicates the amount of change in the neutron flux level when the rate of increase when the reactor power shows a lamp response is maximum. Note that during normal operation, the step response and the ramp response with the rate of increase below the step response and the ramp response shown in FIG. 3 are shown without exceeding the output instructions corresponding to the step response and the ramp response shown in FIG.

図３に示されるように、ステップ応答では、中性子束のレベルは、時間Ｔ１まで中性子束のレベルが急激に上昇し、その後、時間Ｔ２となるまでに緩やかに上昇していることが確認できる。また、図３では、ランプ応答では、中性子束のレベルが一定の変化量で上昇していることが確認できる。   As shown in FIG. 3, in the step response, it can be confirmed that the level of the neutron flux rapidly increases until the time T1, and then gradually increases until the time T2. Further, in FIG. 3, it can be confirmed that the level of the neutron flux increases with a constant change amount in the lamp response.

図４は、図３に示すステップ応答又はランプ応答により原子炉出力が変化した場合の中性子束のレベルの変化率を示す図である。図４に示すグラフにおいて、横軸は、原子炉出力の変化発生からの経過時間であり、縦軸は、中性子束のレベルの変化率である。   FIG. 4 is a diagram showing the rate of change in the level of neutron flux when the reactor power changes due to the step response or the ramp response shown in FIG. In the graph shown in FIG. 4, the horizontal axis is the elapsed time from the occurrence of a change in reactor power, and the vertical axis is the rate of change in the level of neutron flux.

図４において、実線は、原子炉出力が最大付近である場合に上昇率が最大のステップ応答が発生した場合の中性子束のレベルの変化率を示している。また、破線は、原子炉出力が最大付近である場合に上昇率が最大のランプ応答が発生した場合の中性子束のレベルの変化率を示している。   In FIG. 4, the solid line indicates the rate of change of the neutron flux level when a step response with the maximum increase rate occurs when the reactor power is near the maximum. The broken line indicates the rate of change in the neutron flux level when a ramp response with the maximum rate of increase occurs when the reactor power is near the maximum.

図４では、ステップ応答に対応する出力指示が行われてから時間Ｔ１までの間の中性子束のレベルの変化率がＲ１であり、その後、時間Ｔ１から時間Ｔ２までの間の中性子束のレベルの変化率がＲ３であることが確認できる。また、図４では、ランプ応答に対応する出力指示が行われた場合の中性子束のレベルの変化率がＲ２であることが確認できる。また、図４では、変化率Ｒ２が一定であり、変化率Ｒ１よりも小さいことが確認できる。   In FIG. 4, the rate of change in the level of the neutron flux from the time when the output instruction corresponding to the step response is given to the time T1 is R1, and then the level of the neutron flux from the time T1 to the time T2 It can be confirmed that the rate of change is R3. Further, in FIG. 4, it can be confirmed that the change rate of the level of the neutron flux when the output instruction corresponding to the lamp response is given is R2. In FIG. 4, it can be confirmed that the rate of change R2 is constant and smaller than the rate of change R1.

原子炉の通常運転時においてステップ応答が発生した場合、中性子束のレベルの変化率は、ステップ応答を開始してから時間Ｔ１までの間に変化率Ｒ２を超えることがあるものの、変化率Ｒ１を超えることがない。また、原子炉の通常運転時においてランプ応答が発生した場合、中性子束のレベルの変化率は、変化率Ｒ２を超えることがない。   When a step response occurs during normal operation of the reactor, the rate of change of the neutron flux level may exceed the rate of change R2 between the start of the step response and the time T1, but the rate of change R1 Never exceed. In addition, when a lamp response occurs during normal operation of the reactor, the rate of change of the neutron flux level does not exceed the rate of change R2.

そこで、信号出力部１１２は、ステップ応答が発生した場合、及びランプ応答が発生した場合の両方の場合においても、トリップ信号が出力されず、異常が発生している可能性が高い場合においてのみトリップ信号が出力されるように、以下の出力条件によりトリップ信号を出力する。   Therefore, the signal output unit 112 does not output a trip signal both when a step response occurs and when a ramp response occurs, and only trips when there is a high possibility that an abnormality has occurred. A trip signal is output under the following output conditions so that the signal is output.

すなわち、信号出力部１１２は、変化率演算部１１１が算出した中性子束のレベルの変化率が第１閾値よりも大きい場合、及び変化率演算部１１１が算出した中性子束のレベルの変化率が所定時間継続して第１閾値よりも低い第２閾値よりも大きい場合に、原子炉の保護動作を行うためのトリップ信号を出力する。   That is, the signal output unit 112 has a predetermined change rate of the neutron flux level calculated by the change rate calculation unit 111 when the change rate of the neutron flux level calculated by the change rate calculation unit 111 is larger than the first threshold. A trip signal for performing the protection operation of the nuclear reactor is output when the time is continuously larger and the second threshold value is lower than the first threshold value.

具体的には、第１判定部１１３は、変化率演算部１１１が算出した変化率が第１閾値よりも大きいか否かを判定する。第１判定部１１３は、変化率演算部１１１が算出した変化率が第１閾値よりも大きいと判定すると、１を出力し、変化率演算部１１１が算出した変化率が第１閾値以下であると判定すると、０を出力する。   Specifically, the first determination unit 113 determines whether or not the change rate calculated by the change rate calculation unit 111 is greater than a first threshold value. If the first determination unit 113 determines that the change rate calculated by the change rate calculation unit 111 is greater than the first threshold value, the first determination unit 113 outputs 1, and the change rate calculated by the change rate calculation unit 111 is equal to or less than the first threshold value. If it is determined, 0 is output.

第２判定部１１４と、オンディレータイマ１１５とは、第１判定部１１３と並列に実行される。第２判定部１１４は、変化率演算部１１１が算出した変化率が第２閾値よりも大きいか否かを判定する。第２判定部１１４は、変化率演算部１１１が算出した変化率が第２閾値よりも大きいと判定すると、１を出力し、変化率演算部１１１が算出した変化率が第２閾値以下であると判定すると、０を出力する。   The second determination unit 114 and the on-delay timer 115 are executed in parallel with the first determination unit 113. The second determination unit 114 determines whether or not the change rate calculated by the change rate calculation unit 111 is greater than the second threshold value. If the second determination unit 114 determines that the change rate calculated by the change rate calculation unit 111 is greater than the second threshold value, the second determination unit 114 outputs 1, and the change rate calculated by the change rate calculation unit 111 is equal to or less than the second threshold value. If it is determined, 0 is output.

オンディレータイマ１１５は、第２判定部１１４による判定結果が、所定時間継続して変化率が第２閾値よりも大きいことを示している場合に、当該判定結果を出力する。すなわち、オンディレータイマ１１５は、第２判定部１１４から所定時間継続して１が出力されている場合に１を出力し、所定時間継続して１が出力されていないか又は０が出力されている場合に０を出力する。   The on-delay timer 115 outputs the determination result when the determination result by the second determination unit 114 indicates that the rate of change is greater than the second threshold for a predetermined time. That is, the on-delay timer 115 outputs 1 when 1 is output from the second determination unit 114 for a predetermined time, and 1 is not output for a predetermined time or 0 is output. If it is, 0 is output.

論理和回路１１６は、第１判定部１１３から出力される出力値と、オンディレータイマ１１５から出力される出力値との論理和を出力する。すなわち、論理和回路１１６は、第１判定部１１３及びオンディレータイマ１１５の少なくともいずれかが１を出力したことに応じて１を出力し、そうでない場合に０を出力する。   The OR circuit 116 outputs a logical sum of the output value output from the first determination unit 113 and the output value output from the on-delay timer 115. That is, the OR circuit 116 outputs 1 in response to at least one of the first determination unit 113 and the on-delay timer 115 having output 1, and otherwise outputs 0.

ここで、信号出力部１１２は、第１閾値を変化率Ｒ１とし、第２閾値を変化率Ｒ２とする。さらに、信号出力部１１２は、ステップ応答により原子炉の出力が上昇する場合に、第２閾値を超えてもトリップ信号が出力されないように、変化率演算部１１１が算出した中性子束のレベルの変化率が変化率Ｒ２を超えても時間Ｔ１が経過するまでは、トリップ信号が出力されないように制御する。   Here, the signal output unit 112 sets the first threshold value as the change rate R1 and sets the second threshold value as the change rate R2. Further, the signal output unit 112 changes the level of the neutron flux calculated by the change rate calculation unit 111 so that a trip signal is not output even if the second threshold value is exceeded when the output of the reactor increases due to a step response. Control is performed so that the trip signal is not output until the time T1 elapses even if the rate exceeds the rate of change R2.

図５は、信号出力部１１２がトリップ信号の出力の判定に用いる第１閾値と第２閾値と所定時間との関係を示す図である。図５における横軸は原子炉出力の変化発生からの経過時間であり、縦軸は中性子束のレベルの変化率である。信号出力部１１２は、図５における横軸及び縦軸と太線との間の領域で示される経過時間及び変化率の条件においてはトリップ信号を出力せず、当該領域とは異なる領域である斜線領域で示される経過時間及び変化率の条件においてトリップ信号を出力する。   FIG. 5 is a diagram illustrating a relationship between the first threshold value, the second threshold value, and the predetermined time that are used by the signal output unit 112 to determine the output of the trip signal. The horizontal axis in FIG. 5 is the elapsed time from the occurrence of a change in reactor power, and the vertical axis is the rate of change in the level of neutron flux. The signal output unit 112 does not output a trip signal under the conditions of the elapsed time and the change rate indicated by the region between the horizontal axis and the vertical axis in FIG. 5 and the thick line, and the hatched region that is a region different from the region A trip signal is output under the conditions of elapsed time and change rate indicated by.

すなわち、信号出力部１１２は、変化率演算部１１１が算出した中性子束のレベルの変化率が、ステップ応答が発生した場合における中性子束のレベルの上昇率の上限値以上の第１閾値（変化率Ｒ１）よりも大きい場合、トリップ信号を出力する。また、信号出力部１１２は、変化率演算部１１１が算出した中性子束のレベルの変化率が所定時間継続して、ランプ応答が発生した場合における中性子束のレベルの上昇率の上限値以上の第２閾値（変化率Ｒ２）よりも大きい場合に、トリップ信号を出力する。ここで、所定時間は、原子炉において想定される最大の出力変化を示すステップ応答が発生した場合において中性子束のレベルの上昇率が第１閾値から所定範囲内となる時間である。図５に示す例では、所定時間は、時間Ｔ０から時間Ｔ１までの時間である。   That is, the signal output unit 112 has a first threshold value (change rate) in which the change rate of the neutron flux level calculated by the change rate calculation unit 111 is equal to or higher than the upper limit of the increase rate of the neutron flux level when a step response occurs. If it is greater than R1), a trip signal is output. In addition, the signal output unit 112 has a change rate of the neutron flux level calculated by the change rate calculation unit 111 that continues for a predetermined time and has a value that is equal to or higher than the upper limit of the rate of increase of the neutron flux level when a lamp response occurs. When it is larger than 2 threshold values (change rate R2), a trip signal is output. Here, the predetermined time is a time when the rate of increase in the level of the neutron flux falls within a predetermined range from the first threshold when a step response indicating the maximum power change assumed in the nuclear reactor occurs. In the example shown in FIG. 5, the predetermined time is a time from time T0 to time T1.

［炉心燃料の温度検証］
中性子束レベルの変化率を用いてトリップ信号を出力した場合の炉心燃料の温度変化を解析した。制御棒を複数の異なる速度で引抜いて出力を異常に上昇させた場合において、中性子束レベルの変化率を用いてトリップ信号を出力した場合の炉心燃料の最高温度を解析したところ、最高温度は、いずれも、原子炉において許容し得る燃料の最高温度を下回ることが確認できた。したがって、中性子束レベルの変化率を用いてトリップ信号を出力した場合、制御棒の位置偏差が閾値を超えたことを条件としてトリップ信号を出力する従来の高速炉と同様に、原子炉に異常な出力上昇が発生した場合であっても炉心燃料の温度を適切な範囲に維持できることが確認できた。 [Temperature verification of core fuel]
The temperature change of the core fuel when the trip signal is output using the change rate of the neutron flux level was analyzed. When the output is abnormally increased by pulling out the control rod at several different speeds, the maximum temperature of the core fuel when the trip signal is output using the rate of change of the neutron flux level is as follows. Both were confirmed to be below the maximum allowable fuel temperature in the reactor. Therefore, when the trip signal is output using the rate of change of the neutron flux level, the reactor is abnormal as in the conventional fast reactor that outputs the trip signal on condition that the position deviation of the control rod exceeds the threshold. It was confirmed that the temperature of the core fuel could be maintained in an appropriate range even when the output increased.

［本実施形態における効果］
以上のとおり、本実施形態に係る高速炉の原子炉保護装置１は、高速炉の原子炉の出力領域における中性子束のレベルを特定し、特定した中性子束のレベルに基づいて、中性子束のレベルの変化率を算出する。高速炉の原子炉保護装置１は、算出した中性子束のレベルの変化率が第１閾値よりも大きい場合、及び算出した中性子束のレベルの変化率が所定時間継続して第１閾値よりも低い第２閾値よりも大きい場合に、原子炉の保護動作を行うためのトリップ信号を出力する。 [Effect in this embodiment]
As described above, the reactor protection device 1 for a fast reactor according to the present embodiment identifies the level of neutron flux in the output region of the reactor of the fast reactor, and based on the identified level of neutron flux, Calculate the rate of change. In the reactor protection device 1 of the fast reactor, when the calculated rate of change of the neutron flux level is larger than the first threshold value, and when the calculated rate of change of the neutron flux level continues for a predetermined time, it is lower than the first threshold value. When it is larger than the second threshold value, a trip signal for performing the protection operation of the reactor is output.

このようにすることで、高速炉の原子炉保護装置１は、通常運転において想定される範囲内のステップ応答が発生した場合、及びランプ応答が発生した場合の両方の場合においても、原子炉の保護動作が行われることを抑制しつつ、異常な出力上昇に対して早期に保護動作を開始させることができる。   By doing in this way, the reactor protection device 1 of the fast reactor can be used for both the case where the step response within the range assumed in the normal operation occurs and the case where the ramp response occurs. While suppressing the protection operation, the protection operation can be started at an early stage against an abnormal output increase.

また、高速炉の原子炉保護装置１は、出力領域における中性子束のレベルの変化率に基づいてトリップ信号を出力することにより、従来の高速炉と同様に、制御棒の異常な引抜きによる出力の上昇を検知することができる。これにより、高速炉の原子炉保護装置１は、従来の高速炉に設けられている制御棒の位置を検出する位置検出器をトリップ信号の出力用すなわち安全保護系として設置する必要がないので、位置検出器の設置数を、通常動作監視用の１つにすることができる。   Further, the reactor protection device 1 of the fast reactor outputs a trip signal based on the rate of change of the level of neutron flux in the output region, so that the output due to abnormal pulling out of the control rod is output as in the conventional fast reactor. A rise can be detected. Thereby, the reactor protection device 1 of the fast reactor does not need to install a position detector for detecting the position of the control rod provided in the conventional fast reactor for trip signal output, that is, as a safety protection system. The number of position detectors can be set to one for normal operation monitoring.

さらに、中性子束のレベルの変化率は、従来の高速炉においても設けられており、信頼性を高めるために複数チャネルある中性子束検出器２から出力された中性子束信号に基づいて算出することができることから、高速炉の原子炉保護装置１は、新たに検出器を原子炉に設ける必要がない。したがって、高速炉の原子炉保護装置１は、制御棒の位置を検出する位置検出器を安全保護系として構成する必要がないので、安全保護系における信頼性を維持しつつ、安全保護系に係る設備を削減することができる。   Further, the rate of change of the neutron flux level is also provided in the conventional fast reactor, and can be calculated based on the neutron flux signal output from the neutron flux detector 2 having a plurality of channels in order to improve reliability. Therefore, the reactor protection device 1 for the fast reactor does not require a new detector in the reactor. Therefore, the reactor protection device 1 of the fast reactor does not need to configure a position detector that detects the position of the control rod as a safety protection system, and therefore, the reliability of the safety protection system is maintained while maintaining the reliability of the safety protection system. Equipment can be reduced.

また、高速炉の原子炉保護装置１は、制御棒の位置を検出する位置検出器を通常動作監視用の１つに減らすことができるので、制御棒の駆動装置の構造を簡素化できるとともに、設計の尤度を広げることができる。   In addition, since the reactor protection device 1 for the fast reactor can reduce the position detector for detecting the position of the control rod to one for normal operation monitoring, the structure of the drive device for the control rod can be simplified, The likelihood of design can be expanded.

以上、本発明を実施の形態を用いて説明したが、本発明の技術的範囲は上記実施の形態に記載の範囲には限定されず、その要旨の範囲内で種々の変形及び変更が可能である。また、装置の分散・統合の具体的な実施の形態は、以上の実施の形態に限られず、その全部又は一部について、任意の単位で機能的又は物理的に分散・統合して構成することができる。また、複数の実施の形態の任意の組み合わせによって生じる新たな実施の形態も、本発明の実施の形態に含まれる。組み合わせによって生じる新たな実施の形態の効果は、もとの実施の形態の効果を合わせ持つ。   As mentioned above, although this invention was demonstrated using embodiment, the technical scope of this invention is not limited to the range as described in the said embodiment, A various deformation | transformation and change are possible within the range of the summary. is there. Further, the specific embodiments of the distribution / integration of the devices are not limited to the above-described embodiments, and all or a part of them may be configured to be functionally or physically distributed / integrated in arbitrary units. Can do. In addition, new embodiments generated by any combination of a plurality of embodiments are also included in the embodiments of the present invention. The effect of the new embodiment produced by the combination has the effect of the original embodiment.

１・・・高速炉の原子炉保護装置、１１１・・・変化率演算部、１１２・・・信号出力部、１１３・・・第１判定部、１１４・・・第２判定部、１１５・・・オンディレータイマ、１１６・・・論理和回路、２・・・中性子束検出器、３・・・トリップ制御装置 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Fast reactor reactor protection device 111 ... Change rate calculation part, 112 ... Signal output part, 113 ... 1st determination part, 114 ... 2nd determination part, 115 ... On-delay timer, 116 ... logical sum circuit, 2 ... neutron flux detector, 3 ... trip control device

Claims (6)

高速炉の原子炉の出力領域における中性子束のレベルを特定し、特定した前記中性子束のレベルに基づいて、前記中性子束のレベルの変化率を算出する変化率演算部と、
前記変化率演算部が算出した前記変化率が第１閾値よりも大きい場合、及び前記変化率演算部が算出した前記変化率が所定時間継続して前記第１閾値よりも低い第２閾値よりも大きい場合に、前記原子炉の保護動作を行うためのトリップ信号を出力する信号出力部と、
を備える高速炉の原子炉保護装置。 Identifying a level of neutron flux in the power region of the reactor of the fast reactor, and based on the identified level of the neutron flux, a change rate calculating unit that calculates a change rate of the level of the neutron flux;
When the change rate calculated by the change rate calculation unit is greater than a first threshold value, and when the change rate calculated by the change rate calculation unit continues for a predetermined time and is lower than a second threshold value that is lower than the first threshold value. A signal output unit that outputs a trip signal for performing the protection operation of the reactor,
Reactor protection device for fast reactors. 前記信号出力部は、
前記変化率演算部が算出した前記変化率が前記第１閾値よりも大きいか否かを判定する第１判定部と、
前記変化率演算部が算出した前記変化率が前記第２閾値よりも大きいか否かを判定する第２判定部と、
前記第２判定部による判定結果が、前記所定時間継続して前記変化率が前記第２閾値よりも大きいことを示している場合に、当該判定結果を出力する遅延出力部と、
前記第１判定部から出力される出力値と、前記遅延出力部から出力される出力値との論理和を出力する論理和回路と、
を有する、
請求項１に記載の高速炉の原子炉保護装置。 The signal output unit is
A first determination unit that determines whether or not the change rate calculated by the change rate calculation unit is greater than the first threshold;
A second determination unit that determines whether or not the change rate calculated by the change rate calculation unit is greater than the second threshold;
A delay output unit that outputs the determination result when the determination result by the second determination unit indicates that the rate of change is greater than the second threshold continuously for the predetermined time;
An OR circuit that outputs a logical sum of the output value output from the first determination unit and the output value output from the delay output unit;
Having
The reactor protection device for a fast reactor according to claim 1. 前記信号出力部は、前記変化率演算部が算出した前記変化率が、所定の時間内の出力指示値の変化量が第１変化量以上の第１指示に対する前記原子炉の出力変化であるステップ応答が発生した場合における前記中性子束のレベルの上昇率の上限値以上の前記第１閾値よりも大きいとき、及び前記変化率演算部が算出した前記変化率が、前記所定時間継続して、前記所定の時間内の出力指示値の変化量が前記第１変化量未満の第２指示に対する前記原子炉の出力変化であるランプ応答が発生した場合における前記中性子束のレベルの上昇率の上限値以上の前記第２閾値よりも大きいときに、前記トリップ信号を出力する、
請求項１又は２に記載の高速炉の原子炉保護装置。 The signal output unit is a step in which the change rate calculated by the change rate calculation unit is a change in the output of the reactor with respect to a first instruction in which a change amount of an output instruction value within a predetermined time is equal to or greater than a first change amount. When the response occurs, when the change rate calculated by the change rate calculation unit is greater than the first threshold equal to or higher than the upper limit value of the increase rate of the neutron flux level, the predetermined rate continues, and More than the upper limit of the rate of increase in the level of the neutron flux when a ramp response that is a change in the output of the reactor with respect to a second instruction whose change in output instruction value within a predetermined time is less than the first change amount occurs The trip signal is output when the second threshold is greater than
The reactor protection device for a fast reactor according to claim 1 or 2. 前記第１指示は、第１時間内に前記出力指示値が出力目標値に達するように入力される指示であり、前記第２指示は、前記第１時間よりも長い第２時間内に前記出力指示値が出力目標値に達するように入力される指示である、
請求項３に記載の高速炉の原子炉保護装置。 The first instruction is an instruction that is input so that the output instruction value reaches an output target value within a first time, and the second instruction is the output within a second time that is longer than the first time. It is an instruction that is input so that the indicated value reaches the output target value.
The reactor protection device for a fast reactor according to claim 3. 前記信号出力部は、前記変化率演算部が算出した前記変化率が前記第１閾値よりも大きい場合、及び、前記変化率演算部が算出した前記変化率が、前記原子炉において想定される最大の出力変化を示す前記ステップ応答が発生した場合において前記中性子束のレベルの上昇率が前記第１閾値から所定範囲内となる時間である前記所定時間継続して前記第２閾値よりも大きい場合に、前記トリップ信号を出力する、
請求項３又は４に記載の高速炉の原子炉保護装置。 The signal output unit is configured such that when the change rate calculated by the change rate calculation unit is larger than the first threshold, and the change rate calculated by the change rate calculation unit is the maximum assumed in the nuclear reactor. When the step response indicating the output change occurs, the rate of increase in the level of the neutron flux continues for the predetermined time, which is the time within the predetermined range from the first threshold, and is greater than the second threshold. Output the trip signal,
The reactor protection device for a fast reactor according to claim 3 or 4. コンピュータが実行する、
高速炉の原子炉の出力領域における中性子束のレベルを特定するステップと、
特定された前記中性子束のレベルに基づいて、前記中性子束のレベルの変化率を算出するステップと、
算出された前記変化率が第１閾値よりも大きい場合、及び算出された前記変化率が所定時間継続して前記第１閾値よりも低い第２閾値よりも大きい場合に、前記原子炉の保護動作を行うためのトリップ信号を出力するステップと、
を備える高速炉の原子炉保護方法。


The computer runs,
Identifying the level of neutron flux in the power region of the fast reactor,
Calculating a rate of change in the level of the neutron flux based on the identified level of the neutron flux;
When the calculated rate of change is greater than the first threshold, and when the calculated rate of change is greater than a second threshold that is lower than the first threshold for a predetermined time, the protective operation of the reactor Outputting a trip signal for performing
A fast reactor reactor protection method comprising:


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