JP3095468B2 - 原子炉スクラム抑制装置 - Google Patents
原子炉スクラム抑制装置Info
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子力発電プラ
ントの主蒸気配管閉鎖等に際しての原子炉スクラム防止
に係る原子炉のスクラム抑制装置に関する。
ントの主蒸気配管閉鎖等に際しての原子炉スクラム防止
に係る原子炉のスクラム抑制装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子力発電プラントにおいては
タービン発電機等の事故時に、原子炉から発生する蒸気
を遮断するための主蒸気隔離弁が主蒸気系統を形成する
主蒸気配管に介挿されている。図７は原子力発電プラン
トの概略構成図で、原子炉１で発生した蒸気は複数の主
蒸気配管２a （２b 、２c、２d ）と運転時全開状態に
ある主蒸気隔離弁３aを通り、蒸気加減弁４a において
流量を制御して蒸気タービン５に導かれ、この蒸気ター
ビン５の回転に供される。これにより蒸気タービン５に
直結された発電機６を駆動して、発電機６で発電された
電力は図示しない遮断器を介して電力系統へ送られる。
また主蒸気配管２a にはバイパス弁７a を有するバイパ
ス配管８a が蒸気加減弁４a の上流側から分岐されて復
水器９に接続されており、必要に応じて主蒸気の一部を
蒸気タービン５をバイパスして復水器９に導くようにな
っている。なお、一般に１基の原子炉１には４系統の主
蒸気配管２a ，２b 、２c 、２d が設けられているが、
ここでは理解し易いように主蒸気配管２a の１系統のみ
を図示する。また前記復水器９で凝縮されて水になった
蒸気は、給水配管10及び給水ポンプ11により原子炉１に
戻される。原子炉１には再循環ポンプ12が再循環配管13
により接続されていて原子炉１内の冷却水の循環と流量
制御をしている。さらに、原子炉１の下部には制御棒駆
動機構14が設けられていて、炉内の図示しない制御棒の
挿入、引抜き制御を行う。通常原子炉１の出力は前記再
循環ポンプ12による冷却材の再循環流量及び制御棒の挿
入位置で制御されるもので、即ち、再循環流量が大、制
御棒引抜きで出力が増加し、再循環流量小、制御棒挿入
で出力が減少する。
タービン発電機等の事故時に、原子炉から発生する蒸気
を遮断するための主蒸気隔離弁が主蒸気系統を形成する
主蒸気配管に介挿されている。図７は原子力発電プラン
トの概略構成図で、原子炉１で発生した蒸気は複数の主
蒸気配管２a （２b 、２c、２d ）と運転時全開状態に
ある主蒸気隔離弁３aを通り、蒸気加減弁４a において
流量を制御して蒸気タービン５に導かれ、この蒸気ター
ビン５の回転に供される。これにより蒸気タービン５に
直結された発電機６を駆動して、発電機６で発電された
電力は図示しない遮断器を介して電力系統へ送られる。
また主蒸気配管２a にはバイパス弁７a を有するバイパ
ス配管８a が蒸気加減弁４a の上流側から分岐されて復
水器９に接続されており、必要に応じて主蒸気の一部を
蒸気タービン５をバイパスして復水器９に導くようにな
っている。なお、一般に１基の原子炉１には４系統の主
蒸気配管２a ，２b 、２c 、２d が設けられているが、
ここでは理解し易いように主蒸気配管２a の１系統のみ
を図示する。また前記復水器９で凝縮されて水になった
蒸気は、給水配管10及び給水ポンプ11により原子炉１に
戻される。原子炉１には再循環ポンプ12が再循環配管13
により接続されていて原子炉１内の冷却水の循環と流量
制御をしている。さらに、原子炉１の下部には制御棒駆
動機構14が設けられていて、炉内の図示しない制御棒の
挿入、引抜き制御を行う。通常原子炉１の出力は前記再
循環ポンプ12による冷却材の再循環流量及び制御棒の挿
入位置で制御されるもので、即ち、再循環流量が大、制
御棒引抜きで出力が増加し、再循環流量小、制御棒挿入
で出力が減少する。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】複数の主蒸気配管に介
挿している主蒸気隔離弁は通常運転においては全て全開
状態で運転されているが、タービン系のトラブル等が発
生した時には、原子炉１から当該主蒸気配管を介して蒸
気加減弁へ流れる蒸気を遮断するために当該主蒸気隔離
弁を閉止する。しかしながら原子炉１の運転中に４系統
の主蒸気隔離弁の内その一部である主蒸気隔離弁３a が
閉止された場合には、今まで原子炉１から発生、流出し
ていた蒸気の一部が突然遮断されるために原子炉１内の
圧力は上昇する。この圧力上昇に伴い炉心内のボイドが
減少して正の反応度が印加される。従って主蒸気隔離弁
３a の閉止速度によっては炉心における中性子束が増加
して原子炉出力が上昇する。これによる中性子束が中性
子束高の設定値を超えると、原子炉の安全性を配慮して
緊急停止であるスクラムに到る可能性がある。当然のこ
とながら原子炉がスクラムすると発電プラントの稼働率
が低下し、かつ、原子炉を急速停止させるためにプラン
トにかかる負担も大きくなる。
挿している主蒸気隔離弁は通常運転においては全て全開
状態で運転されているが、タービン系のトラブル等が発
生した時には、原子炉１から当該主蒸気配管を介して蒸
気加減弁へ流れる蒸気を遮断するために当該主蒸気隔離
弁を閉止する。しかしながら原子炉１の運転中に４系統
の主蒸気隔離弁の内その一部である主蒸気隔離弁３a が
閉止された場合には、今まで原子炉１から発生、流出し
ていた蒸気の一部が突然遮断されるために原子炉１内の
圧力は上昇する。この圧力上昇に伴い炉心内のボイドが
減少して正の反応度が印加される。従って主蒸気隔離弁
３a の閉止速度によっては炉心における中性子束が増加
して原子炉出力が上昇する。これによる中性子束が中性
子束高の設定値を超えると、原子炉の安全性を配慮して
緊急停止であるスクラムに到る可能性がある。当然のこ
とながら原子炉がスクラムすると発電プラントの稼働率
が低下し、かつ、原子炉を急速停止させるためにプラン
トにかかる負担も大きくなる。
【０００４】本発明の目的とするところは、主蒸気隔離
弁の閉止等、主蒸気配管の一部において何らかの原因に
より閉鎖された場合でも、原子炉の出力を低減制御させ
て原子炉圧力上昇により中性子束が増加して原子炉がス
クラムすることを抑制する原子炉スクラム抑制装置を提
供することにある。
弁の閉止等、主蒸気配管の一部において何らかの原因に
より閉鎖された場合でも、原子炉の出力を低減制御させ
て原子炉圧力上昇により中性子束が増加して原子炉がス
クラムすることを抑制する原子炉スクラム抑制装置を提
供することにある。
【０００５】
【課題を解決するための手段】請求項１記載の発明は、
原子炉から発生した蒸気を負荷へ供給する主蒸気系統を
形成する主蒸気隔離弁を介挿した複数の主蒸気配管と、
この各主蒸気配管にそれぞれ配設され各主蒸気配管を流
通する蒸気流量を検出する主蒸気流量検出手段と、この
各主蒸気流量検出手段からの主蒸気流量信号をそれぞれ
入力しこの複数の主蒸気流量信号の最大値と最小値を除
いた流量信号のうち少なくとも２つを選択し、この選択
された主蒸気流量信号を平均化して得られる平均値信号
を出力する信号平均化手段と、各主蒸気流量信号をそれ
ぞれ前記平均値信号と比較して両信号の偏差が予め定め
られた設定値を越えたことを条件に偏差異常信号を出力
する信号比較手段と、この各偏差異常信号の入力を受付
けるとともに偏差異常信号の入力に伴い対応する主蒸気
配管の閉鎖を検知して制御棒駆動機構に対する選択制御
棒指令信号あるいは再循環ポンプに対するトリップまた
はランバック指令信号のうち少なくとも１つの指令信号
を出力する原子炉出力制御手段とを備え、原子炉内圧力
の上昇を防止して原子炉のスクラムを抑制することを特
徴とする。
原子炉から発生した蒸気を負荷へ供給する主蒸気系統を
形成する主蒸気隔離弁を介挿した複数の主蒸気配管と、
この各主蒸気配管にそれぞれ配設され各主蒸気配管を流
通する蒸気流量を検出する主蒸気流量検出手段と、この
各主蒸気流量検出手段からの主蒸気流量信号をそれぞれ
入力しこの複数の主蒸気流量信号の最大値と最小値を除
いた流量信号のうち少なくとも２つを選択し、この選択
された主蒸気流量信号を平均化して得られる平均値信号
を出力する信号平均化手段と、各主蒸気流量信号をそれ
ぞれ前記平均値信号と比較して両信号の偏差が予め定め
られた設定値を越えたことを条件に偏差異常信号を出力
する信号比較手段と、この各偏差異常信号の入力を受付
けるとともに偏差異常信号の入力に伴い対応する主蒸気
配管の閉鎖を検知して制御棒駆動機構に対する選択制御
棒指令信号あるいは再循環ポンプに対するトリップまた
はランバック指令信号のうち少なくとも１つの指令信号
を出力する原子炉出力制御手段とを備え、原子炉内圧力
の上昇を防止して原子炉のスクラムを抑制することを特
徴とする。
【０００６】
【作用】複数の主蒸気配管のうち一部において何らかの
原因によって主蒸気隔離弁等が閉止する等で流路が閉鎖
された場合等に、各主蒸気流量検出手段からの主蒸気流
量信号を圧力制御装置の選択回路に入力して、そのうち
正常値に近いもの求め、これより平均化回路で得た平均
値から前記複数の各主蒸気流量信号との差を偏差値検出
回路に入力して偏差を知り、この偏差大により当該主蒸
気配管の異常を判別する。さらに、この偏差値検出回路
からの出力信号により、原子炉における選択制御棒の挿
入と再循環ポンプのトリップ及びランバック指令によっ
て原子炉の出力を低下させ、原子炉内の圧力上昇を阻止
して中性子束上昇による原子炉のスクラムを抑制する。
原因によって主蒸気隔離弁等が閉止する等で流路が閉鎖
された場合等に、各主蒸気流量検出手段からの主蒸気流
量信号を圧力制御装置の選択回路に入力して、そのうち
正常値に近いもの求め、これより平均化回路で得た平均
値から前記複数の各主蒸気流量信号との差を偏差値検出
回路に入力して偏差を知り、この偏差大により当該主蒸
気配管の異常を判別する。さらに、この偏差値検出回路
からの出力信号により、原子炉における選択制御棒の挿
入と再循環ポンプのトリップ及びランバック指令によっ
て原子炉の出力を低下させ、原子炉内の圧力上昇を阻止
して中性子束上昇による原子炉のスクラムを抑制する。
【０００７】
【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。なお、一般に１基の原子炉１には４系統の主蒸気配
管が設けられているが、ここでは発明が理解し易いよう
に１系統のみを図示し、かつ、上記した従来技術と同じ
構成部分には同一符号を付して詳細な説明を省略する。
図１は本発明の圧力制御装置を採用した原子力発電プラ
ントの概略構成図で、原子炉１で発生した蒸気は主蒸気
配管２a （２b ，２c ，２d ）及び運転時には全開状態
にある主蒸気隔離弁３a を通り、蒸気加減弁４a にてそ
の流量を制御されて蒸気タービン５に導かれ、この蒸気
タービン５の回転に供される。これにより蒸気タービン
５に直結された発電機６が駆動されて電力を発生する。
また主蒸気配管２a には主蒸気流量検出手段である主蒸
気流量計15a が配設され、さらにバイパス弁７a を有す
るバイパス配管８a が蒸気加減弁４a の上流側から分岐
されて復水器９に接続されていて、必要に応じて主蒸気
の一部を蒸気タービン５をバイパスして復水器９に導く
ようになっている。また前記復水器９で凝縮されて水に
なった蒸気は、給水配管10及び給水ポンプ11により原子
炉１に戻される。原子炉１には再循環ポンプ12が再循環
配管13により接続されていて原子炉１内の冷却水の循環
と流量制御をしている。原子炉１の下部には制御棒駆動
機構14が設けてあり、炉内の図示しない制御棒の挿入、
引抜き操作を行う。さらに、各主蒸気流量計の流量信号
を入力して、前記再循環ポンプ12及び制御棒駆動機構14
に制御信号を発する圧力制御装置20を設けて構成されて
いる。
る。なお、一般に１基の原子炉１には４系統の主蒸気配
管が設けられているが、ここでは発明が理解し易いよう
に１系統のみを図示し、かつ、上記した従来技術と同じ
構成部分には同一符号を付して詳細な説明を省略する。
図１は本発明の圧力制御装置を採用した原子力発電プラ
ントの概略構成図で、原子炉１で発生した蒸気は主蒸気
配管２a （２b ，２c ，２d ）及び運転時には全開状態
にある主蒸気隔離弁３a を通り、蒸気加減弁４a にてそ
の流量を制御されて蒸気タービン５に導かれ、この蒸気
タービン５の回転に供される。これにより蒸気タービン
５に直結された発電機６が駆動されて電力を発生する。
また主蒸気配管２a には主蒸気流量検出手段である主蒸
気流量計15a が配設され、さらにバイパス弁７a を有す
るバイパス配管８a が蒸気加減弁４a の上流側から分岐
されて復水器９に接続されていて、必要に応じて主蒸気
の一部を蒸気タービン５をバイパスして復水器９に導く
ようになっている。また前記復水器９で凝縮されて水に
なった蒸気は、給水配管10及び給水ポンプ11により原子
炉１に戻される。原子炉１には再循環ポンプ12が再循環
配管13により接続されていて原子炉１内の冷却水の循環
と流量制御をしている。原子炉１の下部には制御棒駆動
機構14が設けてあり、炉内の図示しない制御棒の挿入、
引抜き操作を行う。さらに、各主蒸気流量計の流量信号
を入力して、前記再循環ポンプ12及び制御棒駆動機構14
に制御信号を発する圧力制御装置20を設けて構成されて
いる。
【０００８】図２は前記圧力制御装置20のブロック構成
図である。圧力制御装置20は、複数の主蒸気流量信号を
平均化する信号平均化手段と、平均化された信号と各主
蒸気流量信号との偏差を監視する信号比較手段と、偏差
信号によって主蒸気配管の閉鎖を検知して制御棒駆動機
構および再循環ポンプを制御する原子炉出力制御手段と
からなる。 まず、信号平均化手段は、図に示すように前
記４系統の４本の主蒸気配管２a，２b ，２c ，２d の
夫々に配設してある主蒸気流量計15a （他の主蒸気流量
計15b ，15c ，15d は図示省略）から主蒸気流量信号ｆ
a ，ｆb ，ｆc ，ｆd を入力し、この主蒸気流量信号ｆ
a ，ｆb ，ｆc ，ｆd の中から、最大値と最小値を除去
して２番目と３番目に大きい値の主蒸気流量信号を選択
して出力する選択回路21と、この２つの出力信号を合算
する加算器22と、この加算器22の出力を１／２して平均
値を求めて平均値信号を出力する平均化回路23とから構
成されている。次に、信号比較手段は、前記平均化回路
23から出力される平均値信号と前記４つの主蒸気流量信
号ｆa ，ｆb ，ｆc ，ｆd の夫々との差を得る減算器24
a ，24b ，24c ，24d と、これからの各出力の偏差信号
を設定値と比較して偏差信号が設定値を超えた場合に後
述するＯＲ回路26に対して偏差異常信号を出力する偏差
値検出回路25a ，25b ，25c ，25d とから構成されてい
る。また、原子炉出力制御手段は、前記偏差値検出回路
25a ，25b ，25c ，25d のいずれかから偏差異常信号が
入力された時に、主蒸気隔離弁の閉止等何らかの異常事
象が起こったものと判断して、前記制御棒駆動機構14に
選択制御棒指令信号Ｃ、また再循環ポンプ12に対してト
リップ指令信号Ｐ1 及びランバック指令信号Ｐ2 を出力
するＯＲ回路26により構成されている。
図である。圧力制御装置20は、複数の主蒸気流量信号を
平均化する信号平均化手段と、平均化された信号と各主
蒸気流量信号との偏差を監視する信号比較手段と、偏差
信号によって主蒸気配管の閉鎖を検知して制御棒駆動機
構および再循環ポンプを制御する原子炉出力制御手段と
からなる。 まず、信号平均化手段は、図に示すように前
記４系統の４本の主蒸気配管２a，２b ，２c ，２d の
夫々に配設してある主蒸気流量計15a （他の主蒸気流量
計15b ，15c ，15d は図示省略）から主蒸気流量信号ｆ
a ，ｆb ，ｆc ，ｆd を入力し、この主蒸気流量信号ｆ
a ，ｆb ，ｆc ，ｆd の中から、最大値と最小値を除去
して２番目と３番目に大きい値の主蒸気流量信号を選択
して出力する選択回路21と、この２つの出力信号を合算
する加算器22と、この加算器22の出力を１／２して平均
値を求めて平均値信号を出力する平均化回路23とから構
成されている。次に、信号比較手段は、前記平均化回路
23から出力される平均値信号と前記４つの主蒸気流量信
号ｆa ，ｆb ，ｆc ，ｆd の夫々との差を得る減算器24
a ，24b ，24c ，24d と、これからの各出力の偏差信号
を設定値と比較して偏差信号が設定値を超えた場合に後
述するＯＲ回路26に対して偏差異常信号を出力する偏差
値検出回路25a ，25b ，25c ，25d とから構成されてい
る。また、原子炉出力制御手段は、前記偏差値検出回路
25a ，25b ，25c ，25d のいずれかから偏差異常信号が
入力された時に、主蒸気隔離弁の閉止等何らかの異常事
象が起こったものと判断して、前記制御棒駆動機構14に
選択制御棒指令信号Ｃ、また再循環ポンプ12に対してト
リップ指令信号Ｐ1 及びランバック指令信号Ｐ2 を出力
するＯＲ回路26により構成されている。
【０００９】次に上記構成による作用ついて従来例と比
較しながら説明する。なお、例として原子炉１の定格運
転中に何らかの原因により４つの主蒸気隔離弁３の内、
１つの主蒸気隔離弁３a が閉止した場合について図３乃
至図６の特性図により述べるが、図中実線は本発明によ
るもので、破線は従来のものを示す。図３の主蒸気流量
特性図に示すように各主蒸気配管２a ，２b ，２c ，２
d における主蒸気流量については、閉止した主蒸気隔離
弁３a の主蒸気配管２a については当然のことながら急
減し、他の健全な主蒸気配管２b ，２c ，２d において
はいずれも若干増加する。しかしながら主蒸気隔離弁３
a が閉止することによって流出を阻止された蒸気配管２
a の蒸気量は、他の３本の主蒸気配管２b ，２c ，２d
では分担吸収できないため、原子炉１内の圧力が上昇
し、これに伴い炉心におけるボイドが増加して中性子束
が増える。これは図４の中性子束特性図の破線で示すよ
うに急上昇し、原子炉圧力も図５の原子炉圧力変化特性
図の破線で示すように上昇する。しかしながら中性子束
が中性子束高の設定値を超えると、別途原子炉スクラム
機構が作動して原子炉１を安全停止に導く。これにより
中性子束は急激に減少して原子炉圧力も低下する。
較しながら説明する。なお、例として原子炉１の定格運
転中に何らかの原因により４つの主蒸気隔離弁３の内、
１つの主蒸気隔離弁３a が閉止した場合について図３乃
至図６の特性図により述べるが、図中実線は本発明によ
るもので、破線は従来のものを示す。図３の主蒸気流量
特性図に示すように各主蒸気配管２a ，２b ，２c ，２
d における主蒸気流量については、閉止した主蒸気隔離
弁３a の主蒸気配管２a については当然のことながら急
減し、他の健全な主蒸気配管２b ，２c ，２d において
はいずれも若干増加する。しかしながら主蒸気隔離弁３
a が閉止することによって流出を阻止された蒸気配管２
a の蒸気量は、他の３本の主蒸気配管２b ，２c ，２d
では分担吸収できないため、原子炉１内の圧力が上昇
し、これに伴い炉心におけるボイドが増加して中性子束
が増える。これは図４の中性子束特性図の破線で示すよ
うに急上昇し、原子炉圧力も図５の原子炉圧力変化特性
図の破線で示すように上昇する。しかしながら中性子束
が中性子束高の設定値を超えると、別途原子炉スクラム
機構が作動して原子炉１を安全停止に導く。これにより
中性子束は急激に減少して原子炉圧力も低下する。
【００１０】本発明において同様に主蒸気隔離弁３a が
閉止するという異常が発生した場合には、圧力制御装置
20における選択回路21に入力された４本の主蒸気配管２
a ，２b ，２c ，２d に配設された主蒸気流量計15a
（他の主蒸気流量検出器15b ，15c ，15d は図示省略）
からの主蒸気流量信号ｆa ，ｆb，ｆc ，ｆd について
は、図３に示すように、主蒸気配管２aの主蒸気流量は
急速に減少するが、他の３つの主蒸気配管２b ，２c，
２d の主蒸気流量は略同じ大きさで、この内例えば主蒸
気配管２bと主蒸気配管２c の主蒸気流量の２つが２番
目と３番目に大きい信号として選択されて出力される。
この２つの出力信号は加算器22にて合算され、次に平均
化回路23にて１／２にされて平均値が求められる。この
平均値は減算器24a ，24b ，24c ，24d において、各前
記主蒸気流量信号ｆa ，ｆb ，ｆc ，ｆd と突合わせて
その減算信号を夫々偏差値検出回路25a ，25b ，25c ，
25d に出力する。この減算信号は前記の正常状態にある
主蒸気配管２b ，２c ，２d における主蒸気流量信号ｆ
b ，ｆc ，ｆd は、いずれも略同一の数値であり、か
つ、平均値とも近似している。しかし、閉止されている
主蒸気隔離弁３a の主蒸気配管２a に設けられた主蒸気
流量計15a からの主蒸気流量信号ｆa は大幅に平均値を
下回った数値となる。
閉止するという異常が発生した場合には、圧力制御装置
20における選択回路21に入力された４本の主蒸気配管２
a ，２b ，２c ，２d に配設された主蒸気流量計15a
（他の主蒸気流量検出器15b ，15c ，15d は図示省略）
からの主蒸気流量信号ｆa ，ｆb，ｆc ，ｆd について
は、図３に示すように、主蒸気配管２aの主蒸気流量は
急速に減少するが、他の３つの主蒸気配管２b ，２c，
２d の主蒸気流量は略同じ大きさで、この内例えば主蒸
気配管２bと主蒸気配管２c の主蒸気流量の２つが２番
目と３番目に大きい信号として選択されて出力される。
この２つの出力信号は加算器22にて合算され、次に平均
化回路23にて１／２にされて平均値が求められる。この
平均値は減算器24a ，24b ，24c ，24d において、各前
記主蒸気流量信号ｆa ，ｆb ，ｆc ，ｆd と突合わせて
その減算信号を夫々偏差値検出回路25a ，25b ，25c ，
25d に出力する。この減算信号は前記の正常状態にある
主蒸気配管２b ，２c ，２d における主蒸気流量信号ｆ
b ，ｆc ，ｆd は、いずれも略同一の数値であり、か
つ、平均値とも近似している。しかし、閉止されている
主蒸気隔離弁３a の主蒸気配管２a に設けられた主蒸気
流量計15a からの主蒸気流量信号ｆa は大幅に平均値を
下回った数値となる。
【００１１】この結果、偏差値検出回路25a ，25b ，25
c ，25d からの各偏差信号は、図６の主蒸気流量信号偏
差特性図に示すように、３つの偏差値検出回路25b ，25
c ，25d の偏差は、いずれも略０であるために信号は出
力されないが、偏差値検出回路25a の偏差は急増して予
め設定してある設定値を超える。この時点で偏差値検出
回路25a はＯＲ回路26に偏差異常信号を出力する。これ
によりＯＲ回路26は圧力制御装置20の出力として、前記
制御棒駆動機構14に選択制御棒指令信号Ｃ及び再循環ポ
ンプ12に対するトリップ指令信号Ｐ1 とランバック指令
信号Ｐ2 を出力する。この結果原子炉１における出力が
低下するので発生蒸気量が減少し、原子炉１内の圧力が
低下して、１系統の主蒸気配管２aが閉鎖された状態と
なっても、原子炉１内の圧力が上昇してスクラムするこ
とはなくなる。また前記偏差値検出回路25a ，25b ，25
c ，25d は夫々各減算器24a ，24b ，24c ，24d より減
算信号を絶対値で入力し、これがプラスでもマイナスで
も偏差異常信号が出力される。なお、ＯＲ回路26に入力
される偏差異常信号は、１つだけでなく、複数であって
も前記と同様の作用、効果が得られる。即ち、主蒸気隔
離弁が１弁閉止された時けでなく、２弁または３弁が閉
止された時にも異常検出と原子炉スクラムの抑制ができ
る。この結果、主蒸気隔離弁の閉止等の主蒸気配管の一
部に異常が発生しても原子力プラントを緊急停止させる
ことなく、安全に原子炉内の圧力を低下させて原子力発
電プラントの稼動率の低下を防ぐことができる。なお、
主蒸気流量の信号を、主蒸気配管における差圧信号の偏
差によって得ても上記一実施例と同様の作用、効果が得
られる。
c ，25d からの各偏差信号は、図６の主蒸気流量信号偏
差特性図に示すように、３つの偏差値検出回路25b ，25
c ，25d の偏差は、いずれも略０であるために信号は出
力されないが、偏差値検出回路25a の偏差は急増して予
め設定してある設定値を超える。この時点で偏差値検出
回路25a はＯＲ回路26に偏差異常信号を出力する。これ
によりＯＲ回路26は圧力制御装置20の出力として、前記
制御棒駆動機構14に選択制御棒指令信号Ｃ及び再循環ポ
ンプ12に対するトリップ指令信号Ｐ1 とランバック指令
信号Ｐ2 を出力する。この結果原子炉１における出力が
低下するので発生蒸気量が減少し、原子炉１内の圧力が
低下して、１系統の主蒸気配管２aが閉鎖された状態と
なっても、原子炉１内の圧力が上昇してスクラムするこ
とはなくなる。また前記偏差値検出回路25a ，25b ，25
c ，25d は夫々各減算器24a ，24b ，24c ，24d より減
算信号を絶対値で入力し、これがプラスでもマイナスで
も偏差異常信号が出力される。なお、ＯＲ回路26に入力
される偏差異常信号は、１つだけでなく、複数であって
も前記と同様の作用、効果が得られる。即ち、主蒸気隔
離弁が１弁閉止された時けでなく、２弁または３弁が閉
止された時にも異常検出と原子炉スクラムの抑制ができ
る。この結果、主蒸気隔離弁の閉止等の主蒸気配管の一
部に異常が発生しても原子力プラントを緊急停止させる
ことなく、安全に原子炉内の圧力を低下させて原子力発
電プラントの稼動率の低下を防ぐことができる。なお、
主蒸気流量の信号を、主蒸気配管における差圧信号の偏
差によって得ても上記一実施例と同様の作用、効果が得
られる。
【００１２】
【発明の効果】以上本発明によれば、原子力発電プラン
トの主蒸気系における複数の主蒸気配管のうち、一部の
主蒸気配管における主蒸気隔離弁等が閉止する等の要因
により原子炉内の圧力上昇が発生しても、原子炉のスク
ラムを安全に抑制できるため、原子力発電プラント運転
にかかる負担を減らし、かつ、稼動率の低下を防ぎ、信
頼性を向上する効果がある。
トの主蒸気系における複数の主蒸気配管のうち、一部の
主蒸気配管における主蒸気隔離弁等が閉止する等の要因
により原子炉内の圧力上昇が発生しても、原子炉のスク
ラムを安全に抑制できるため、原子力発電プラント運転
にかかる負担を減らし、かつ、稼動率の低下を防ぎ、信
頼性を向上する効果がある。
【図１】本発明の原子力発電プラントの概略構成図。
【図２】本発明の圧力制御装置のブロック構成図。
【図３】主蒸気流量特性図。
【図４】中性子束特性図。
【図５】原子炉圧力変化特性図。
【図６】主蒸気流量信号偏差特性図。
【図７】従来の原子力発電プラントの概略構成図。
１…原子炉、２a ，２b ，２c ，２d …主蒸気配管、３
a …主蒸気隔離弁、12…再循環ポンプ、14…制御棒駆動
機構、15a …主蒸気流量計、20…圧力制御装置、21…選
択回路、22…加算器、23…平均化回路、24a ，24b ，24
c ，24d …減算器、25a ，25b ，25c，25d …偏差値検
出回路、26…ＯＲ回路、Ｃ…選択制御棒指令信号、Ｐ1
…再循環ポンプトリップ指令信号、Ｐ2 …ランバック指
令信号、ｆa ，ｆb ，ｆc ，ｆd …主蒸気流量信号。
a …主蒸気隔離弁、12…再循環ポンプ、14…制御棒駆動
機構、15a …主蒸気流量計、20…圧力制御装置、21…選
択回路、22…加算器、23…平均化回路、24a ，24b ，24
c ，24d …減算器、25a ，25b ，25c，25d …偏差値検
出回路、26…ＯＲ回路、Ｃ…選択制御棒指令信号、Ｐ1
…再循環ポンプトリップ指令信号、Ｐ2 …ランバック指
令信号、ｆa ，ｆb ，ｆc ，ｆd …主蒸気流量信号。
フロントページの続き (56)参考文献 特開 昭59−131199（ＪＰ，Ａ) 特開 平１−299497（ＪＰ，Ａ) 特開 平２−148101（ＪＰ，Ａ) 特開 昭56−87106（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21D 3/04 G21C 17/00 - 17/02
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉から発生した蒸気を負荷へ供給す
る主蒸気系統を形成する主蒸気隔離弁を介挿した複数の
主蒸気配管と、この各主蒸気配管にそれぞれ配設され各
主蒸気配管を流通する蒸気流量を検出する主蒸気流量検
出手段と、この各主蒸気流量検出手段からの主蒸気流量
信号をそれぞれ入力しこの複数の主蒸気流量信号の最大
値と最小値を除いた流量信号のうち少なくとも２つを選
択し、この選択された主蒸気流量信号を平均化して得ら
れる平均値信号を出力する信号平均化手段と、各主蒸気
流量信号をそれぞれ前記平均値信号と比較して両信号の
偏差が予め定められた設定値を越えたことを条件に偏差
異常信号を出力する信号比較手段と、この各偏差異常信
号の入力を受付けるとともに偏差異常信号の入力に伴い
対応する主蒸気配管の閉鎖を検知して制御棒駆動機構に
対する選択制御棒指令信号あるいは再循環ポンプに対す
るトリップまたはランバック指令信号のうち少なくとも
１つの指令信号を出力する原子炉出力制御手段とを備
え、原子炉内圧力の上昇を防止して原子炉のスクラムを
抑制することを特徴とする原子炉スクラム抑制装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP03226995A JP3095468B2 (ja) | 1991-09-06 | 1991-09-06 | 原子炉スクラム抑制装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP03226995A JP3095468B2 (ja) | 1991-09-06 | 1991-09-06 | 原子炉スクラム抑制装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0566292A JPH0566292A (ja) | 1993-03-19 |
| JP3095468B2 true JP3095468B2 (ja) | 2000-10-03 |
Family
ID=16853864
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP03226995A Expired - Lifetime JP3095468B2 (ja) | 1991-09-06 | 1991-09-06 | 原子炉スクラム抑制装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3095468B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR102580955B1 (ko) * | 2021-04-12 | 2023-09-20 | 주식회사 제이투테크 | 하향식 피난사다리 장치용 지지 구조체 및 이를 포함하는 하향식 피난사다리 장치 |
-
1991
- 1991-09-06 JP JP03226995A patent/JP3095468B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR102580955B1 (ko) * | 2021-04-12 | 2023-09-20 | 주식회사 제이투테크 | 하향식 피난사다리 장치용 지지 구조체 및 이를 포함하는 하향식 피난사다리 장치 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0566292A (ja) | 1993-03-19 |
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