JPH0235397A - Operation control device of fast breeder - Google Patents
Operation control device of fast breederInfo
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Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は固有安全性の向上を図ったす］〜リウム冷却型
高速増殖炉の運転制御装置に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Object of the Invention] (Industrial Field of Application) The present invention aims to improve inherent safety] - relates to an operation control device for a lithium-cooled fast breeder reactor.
〈従来の技術）
ナトリウムの冷却型高速増殖炉を含む原子炉の設計には
炉心の核特性、熱水力特性、動特性、構造設計、計測制
御設計などの広範な事項が含まれる。これは原子炉か放
射能を有するため、事故による一般公衆への影響を可能
な限り、防護し、十分な安全性を持つように設計する必
要かあるからである。<Prior Art> The design of nuclear reactors, including sodium-cooled fast breeder reactors, involves a wide range of issues such as nuclear characteristics, thermal-hydraulic characteristics, dynamic characteristics, structural design, and measurement and control design of the core. This is because nuclear reactors have radioactivity, so it is necessary to protect the general public from the effects of accidents as much as possible and to design them to ensure sufficient safety.
原子炉の設計にあたっては炉型にかかわらず、安全上留
意ずべき事項として設計指針及び設泪基準が設置される
。その設計基＜、（ｑに於て（Ｊ人ぎく四つに分類して
、それぞれ（１）熱、水力設計基準、（２）固有の安全
性、（３）安定性、（４）反応度制御系に分けられる。When designing a nuclear reactor, regardless of the reactor type, design guidelines and construction standards are established as safety considerations. The design basis is classified into four categories: (1) thermal, hydraulic design criteria, (2) inherent safety, (3) stability, and (4) reactivity. It is divided into control system.
熱水力設計基準とは燃料破損に対する基準であり、固有
の安全性とは反応度の急激な増加に対し、その効果を急
速に打ち消す自己制御性に関するものである。また安全
性の基準と（よ燃オ′４破損の誘因となる不安定性を抑
制するものである。反応度制御系の設計基準とは想定反
応度事故に対しても原子炉の安全性を維持可能となるに
うに余裕をもって制御できる如く設計することである。Thermal-hydraulic design criteria are standards against fuel failure, and inherent safety is about self-control that rapidly counteracts the effects of sudden increases in reactivity. In addition, the design standards for the reactivity control system are designed to maintain the safety of the reactor even in the event of a hypothetical reactivity accident. It is important to design the system so that it can be controlled with as much margin as possible.
前記したように原子炉の設剖阜準に於いては熱水力設計
では燃料の被覆相設計に関わるもので、炉型毎に燃料に
対する温度条件により決まる。また、安定性及び反応度
制御系設計ではその基準（，１炉型に拘らず同じである
。As mentioned above, in the design of a nuclear reactor, thermal-hydraulic design is related to the fuel cladding phase design, which is determined by the temperature conditions for the fuel for each reactor type. In addition, the standards for stability and reactivity control system design (are the same regardless of the type of reactor).
一方、固有の安全性に対する基準は冷却材及び減速材の
種類により異なってくるもので、即ち、炉型によってそ
の基準は変化する。一般に、固有の安全性とは通常運転
と異常状態に対するものがある。前者は炉型に拘らず出
力反応度係数を負とする事によって補償される。即ち、
何らかの原因によって出力上昇しても、負の反応度によ
って出力上昇を抑制し、例え、制御系が存在しなくても
、固有の自己制御性によって安全性を確保できる事を要
求するものである。後者は冷却材喪失時の反応度が制御
可能な範囲を越えて、正にならない事を要求するもので
おる。On the other hand, the inherent safety standards differ depending on the type of coolant and moderator, that is, the standards change depending on the furnace type. In general, inherent safety includes both normal operation and abnormal conditions. The former is compensated for by making the output reactivity coefficient negative regardless of the furnace type. That is,
Even if the output increases due to some reason, the increase in output is suppressed by negative reactivity, and even if a control system does not exist, it is required to be able to ensure safety through inherent self-control. The latter requires that the reactivity upon loss of coolant exceeds a controllable range and does not become positive.
ナトリウム冷却型高速増殖炉において、その自己制御性
は、以下の事項により設計されて維持される。即ち、第
一は燃料の温度の変化に起因する燃料物質の熱振動によ
る反応度へのドツプラー効果でおり、第二は冷却材温度
の変化に起因するナト１ノウムの温度効果であり、第三
は構造相、或いは前記燃料の温度変化に起因した反応度
に対する温度効果でおる。十記反応度に対する温度係数
は如何／よる異常状態においても全体として負の反応度
を持つように設計している。In a sodium-cooled fast breeder reactor, its self-control is designed and maintained by the following items. That is, the first is the Doppler effect on reactivity due to thermal vibrations of the fuel material due to changes in fuel temperature, the second is the temperature effect due to changes in coolant temperature, and the third is is the structural phase or the temperature effect on the reactivity due to the temperature change of the fuel. The temperature coefficient for the reactivity is designed to have a negative reactivity as a whole under any abnormal condition.
（発明か解決しようとする課題）
前述したように、ナ１〜リウム冷却型高速増殖炉に於け
るその炉心の固有の安全性はドツプラー効果、ナリウム
温度係数、構造何の温度効果を勘案し、如何なる事象に
対しても原子炉の安全性を維持するように全体として狗
の反応度を有するよう設計されている。(Problem to be solved by the invention) As mentioned above, the inherent safety of the core in a sodium-to-lium cooled fast breeder reactor is determined by taking into account the Doppler effect, the temperature coefficient of sodium, and the temperature effects of the structure. It is designed to have a dog-like reactivity as a whole to maintain the safety of the reactor in any event.
原子炉の異常時には制御棒か急速に挿入される。In the event of a reactor abnormality, control rods are rapidly inserted.
いわゆる原子炉スクラム時には制御棒か挿入された炉心
出入口での冷却材の過渡的な温度差による構造（Ａに対
する熱過渡を補償し、構造材の健全性を維持する。その
ために冷却材循環ポンプの１〜リツプ後のフローコース
トダウン特性は比較的速やかに減少する特性か必要であ
る。そしてその後、ポニーモータによる一定低流量の冷
却４．（循環による工学的安全施設からの崩壊熱除去に
よって原子炉は安全に停止する。During the so-called reactor scram, the structure (A) due to the transient temperature difference of the coolant at the entrance and exit of the core where the control rods are inserted is compensated for and the integrity of the structural material is maintained. 1. The flow coast down characteristic after ripping must be a characteristic that decreases relatively quickly. After that, cooling at a constant low flow rate using a pony motor 4. stops safely.
例えば、１００万１＜４級の原子炉では流量半減時間は
約５秒間が望ましい。しかしながら原子炉スクラム時の
制御棒挿入失敗（Ａ丁ＷＳ）を想定する場合、通常のフ
ローコーストダウン特性では冷却材が急速に温度上昇し
て先の例では１５秒間位で沸点に到り、ナトリウムの沸
騰に起因するボイド反応度が１００に４級の大型炉心で
は正となる可能性かおる。For example, in a nuclear reactor with a rating of 1,000,000<4, the flow rate halving time is preferably about 5 seconds. However, when assuming control rod insertion failure during reactor scram (A-DWS), with normal flow coast down characteristics, the temperature of the coolant rises rapidly, reaching the boiling point in about 15 seconds in the previous example, and the sodium chloride There is a possibility that the void reactivity due to boiling of the reactor will be positive in a large core of class 4 to 100.
本発明の目的は、原子炉スクラム時と、制御棒挿入失敗
時とで、冷却材循環ポンプによるフローコーストダウン
特性を切り替え、ナ１〜リウム冷却型高速増殖炉の安全
性を維持する高速増殖炉の運転制御装置を提供すること
におる。The purpose of the present invention is to provide a fast breeder reactor that maintains the safety of sodium-to-lium cooled fast breeder reactors by switching flow coast down characteristics by a coolant circulation pump between reactor scram and control rod insertion failure. Our objective is to provide an operation control device for
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
本発明の高速増殖炉の運転制御装置は、高速増殖炉の冷
却材流通系において、原子炉スクラム時の冷却材温度、
流量などの過渡的変化を補償する第１のフローコースト
ダウン特性と原子炉スクラム必要時の制御棒挿入失敗時
の冷却′ｖＪ温度を緩慢に補償する第２のフローコース
トダウン特性とを有する冷却（Ａ循環ポンプ系を備え、
さらに原子炉スクラム時に前記第１のフローコースミル
ダウン特性を選定し、制御棒挿入失敗時に前記第２のフ
ロコーストダウン特性を選定するスクラム検出系を設り
てなり、第１の発明では前記循環ポンプの電源系にコン
デンサ及び整流器、逆変換器からなるコンデンサ回路を
設け、このコンデン１）回路の出力側に、制御棒挿入失
敗時に閉路し、原子炉スクラム時に開路するコンデンサ
回路用しや断器を設Ｃプたことを特徴とする。[Structure of the Invention] (Means for Solving the Problems) The operation control device for a fast breeder reactor of the present invention is configured to control the coolant temperature during reactor scram,
Cooling (cooling) having a first flow coast down characteristic that compensates for transient changes in flow rate, etc., and a second flow coast down characteristic that slowly compensates for the cooling 'vJ temperature when control rod insertion fails when a reactor scram is required. Equipped with A circulation pump system,
Furthermore, a scram detection system is provided which selects the first flow course milldown characteristic during reactor scram and selects the second flow course milldown characteristic when control rod insertion fails, and in the first invention, the A capacitor circuit consisting of a capacitor, a rectifier, and an inverter is installed in the power supply system of the pump, and a capacitor circuit breaker is installed on the output side of this capacitor circuit, which closes when control rod insertion fails and opens during reactor scram. It is characterized by having a C type.
第２の発明では前記スクラム検出系の条件判別回路から
の出力信号を電源側し−Ｉ５断器とモータ側しゃ断器へ
人力し、前記冷却伺循環ポンプ系に機械式循環ポンプを
使用し、そのポンプを駆動するポンプ駆動電動機用誘導
電動機、流体継手ｄ５よび交流発電機からなるＭＦＧセ
ッ１〜の誘導電動機の軸にフライホイールを有し、この
フライホイールを原子炉スクラム時に結合を解き、制御
棒挿入失敗時に結合へ切替えるにうに構成したことを特
徴とする。In the second invention, the output signal from the condition determination circuit of the scram detection system is sent manually to the -I5 breaker and the motor side breaker, and a mechanical circulation pump is used for the cooling circulation pump system. A flywheel is attached to the shaft of the induction motor of MFG set 1, which consists of an induction motor for the pump drive motor that drives the pump, a fluid coupling d5, and an alternator. It is characterized in that it is configured to switch to join when insertion fails.
第３の発明では前記循環ポンプ出口配管とホッＩ〜レグ
配管との間にバイパス流路を設け、そのハイパス流路に
、０Ｎ−ＯＦＦ制御するバイパス止め弁を設置し、制御
棒挿入失敗時には前記バイパス止め弁を仝閉とするよう
に構成したことを特徴とする。In the third invention, a bypass flow path is provided between the circulation pump outlet piping and the hot I to leg piping, and a bypass stop valve for ON-OFF control is installed in the high-pass flow path. The present invention is characterized in that the bypass stop valve is configured to remain closed.
第４の発明では循環ポンプ系に機械式循環ポンプと電磁
ポンプとを使用し、原子炉スクラム時に電磁ポンプを切
り離し、制御棒挿入失敗時には機械式循環ポンプから電
磁ポンプに切替えるように構成したことを特徴とする。In the fourth invention, a mechanical circulation pump and an electromagnetic pump are used in the circulation pump system, and the electromagnetic pump is disconnected during a reactor scram, and the mechanical circulation pump is switched to the electromagnetic pump when a control rod insertion fails. Features.
第５の発明では前記第１のフローコース１ヘダウン特性
を冷却材循環ポンプ自身の慣性力で、前記第２のフロー
コーストダウン特性を前記ポンプ自身の慣性力に加えて
他系統母線から充電器および切替器を介して設（プた超
電導コイルに蓄積された電気工ネルキーを前記電気力交
換器を介して前記ポンプの電動機へ供給するように構成
したことを特徴とする。In the fifth invention, the first flow course 1 down characteristic is determined by the inertia force of the coolant circulation pump itself, and the second flow coast down characteristic is added to the inertia force of the pump itself, and the charger and The pump is characterized in that it is configured to supply the electrical power accumulated in the superconducting coil through the switching device to the electric motor of the pump through the electric power exchanger.
（作 用）
第１の発明においては、冷却材循環ポンプに電源を供給
する電源系統に、コンデンサを付加し、正常にスクラム
した場合は、ポンプの′直性力だＧプによる第１のフロ
ーコース１ヘダウン特性で補償し、制御棒挿入失敗時の
場合は、コンデンサにＳ積された電気エネルギーによる
第２のフローコースミルダウン特性で補償する。したが
って、制御棒挿入失敗時には、コンデンサに蓄積された
電気エネルギーを利用して、フローコースミルダウン特
性が緩慢になる。これによって冷却側が沸点に到る前に
炉心の熱膨張による構造（Δの温度効果による反応度変
化を負とし、自己制御性を維持し、原子炉の固有の安全
性を維持する。(Function) In the first invention, a capacitor is added to the power supply system that supplies power to the coolant circulation pump, and when normal scram occurs, the first flow due to the direct force of the pump Compensation is made using the course 1 down characteristic, and in the case of control rod insertion failure, compensation is made using the second flow course mill down characteristic due to the electrical energy S multiplied by the capacitor. Therefore, when control rod insertion fails, the electrical energy stored in the capacitor is used to slow down the flow course mill-down characteristics. As a result, before the cooling side reaches the boiling point, the reactivity change due to the temperature effect of the structure (Δ) due to thermal expansion of the core becomes negative, maintaining self-control and maintaining the inherent safety of the reactor.
第２の発明においては、冷却（Ａ循環ポンプのポンプ駆
動電動機用ＭＦＧセッ１〜の誘導電動機の軸に慣性力の
大きなフライホイールを直結し、正常に原子炉スクラム
した場合はフライホイールによる慣性力を持ったＭＦＧ
セッ１−を切り離してポンプの慣性力だけによる第１の
フローコーストダウン特性で補償し、制御棒挿入失敗時
の場合はＭＦＧセッ１〜を直結したままの状態でフライ
ホイール効果による第２のフローコーストダウン特性で
補償する。したがって、制御棒挿入失敗時にはフライホ
イール効果による回転エネルギーの蓄積を利用してフロ
ーコーストダウン特性が緩慢になる。In the second invention, a flywheel with a large inertial force is directly connected to the shaft of the induction motor of the cooling (MFG set 1) for the pump drive motor of the A circulation pump, and when the reactor scrams normally, the inertial force due to the flywheel is MFG with
MFG set 1- is disconnected and compensated by the first flow coast down characteristic caused only by the pump's inertia force, and in the case of control rod insertion failure, the second flow is caused by the flywheel effect with MFG set 1- kept directly connected. Compensate with coastdown characteristics. Therefore, when control rod insertion fails, the flow coast down characteristic slows down by utilizing the accumulation of rotational energy due to the flywheel effect.
これによって冷却＋Δが沸点に到る前に炉心の熱膨張に
よる構造材の温度効果による反応度変化を負とし、自己
制御性を維持し、原子炉の固有の安全性を維持する。As a result, before the cooling +Δ reaches the boiling point, the reactivity change due to the temperature effect of the structural materials due to the thermal expansion of the core becomes negative, maintaining self-control and maintaining the inherent safety of the reactor.
第３の発明では、主冷却系配管の一部として、冷却材循
環ポンプ出口と、ホツ］〜レグ配管との間に電動のバイ
パス止め弁付きのバイパスラインを設（プ、正常に原子
炉スクラムした場合には、バイパス止め弁を全閉として
、ポンプ゛直性力およびバイパスライン配管抵抗、主冷
却系配管抵抗だけによって決まる第１のフローコースト
ダウン特性を補償する。制御棒挿入失敗時の場合は、バ
イパス止め弁は仝閑のままの状態としてポンプ慣性力お
よび主冷却系配管の抵抗により決まる第２のフローコー
ストタウン特性を補償する。In the third invention, as part of the main cooling system piping, a bypass line with an electric bypass stop valve is installed between the coolant circulation pump outlet and the hot to leg piping. In this case, the bypass stop valve is fully closed to compensate for the first flow coast down characteristic determined only by the pump straightness force, bypass line piping resistance, and main cooling system piping resistance.In case of control rod insertion failure In this case, the bypass stop valve remains idle to compensate for the second flow coast town characteristic determined by the pump inertia force and the resistance of the main cooling system piping.
即ち、主冷却径の配管抵抗は、予め制御棒挿入失敗時に
は必要となるフローコーストダウン特性を満足する様、
ポンプ・直性力を考慮する。また、通常スクラム時には
第１のフローコーストダウン特性を得るよう、バイパス
ラインの配管の径および長さを決める。これによって、
冷却材が沸点に到る前に、炉心の熱膨張による＠造ヰＡ
の温度効果による反応度を負とし、自己制御性を維持し
、原子炉の固有の安全性を維持覆る。In other words, the piping resistance of the main cooling diameter is set in advance so that it satisfies the flow coast down characteristics required in the event of control rod insertion failure.
Consider pump and direct forces. Further, the diameter and length of the bypass line piping are determined so as to obtain the first flow coast down characteristic during normal scram. by this,
Before the coolant reaches the boiling point, the temperature rises due to thermal expansion of the core.
The reactivity due to the temperature effect is negative, maintaining self-control and maintaining the inherent safety of the reactor.
第４の発明においては、冷却材で必るす１〜リウムを循
環させる機械式循環ポンプの他にフライホイール効果を
有する電磁ポンプを設置し、正常にスクラムした場合に
は、電磁ポンプを切り離して、循環ポンプの慣性力だけ
により第１のフローロス１〜ダウン特性を補償する。ま
た制御棒挿入失敗時の場合には、冷却（Ａ循環ポンプを
切離し、電磁ポンプにより第２のフローコースミルダウ
ン特性を補償する。したがって制御棒挿入失敗時には、
フライホイール効果による回転エネルギーの蓄積を利用
して作動する電磁ポンプにより、フローコーストダウン
特性が緩慢になる。これによって冷却材が沸点に到る前
に炉心の熱膨張による＠造＋Ａの温度効果による反応度
変化を負とし、自己制御性を維持し、原子炉の固有の安
全性を維持する。In the fourth invention, an electromagnetic pump having a flywheel effect is installed in addition to the mechanical circulation pump that circulates the coolant, and when the scram occurs normally, the electromagnetic pump is disconnected. , the first flow loss 1-down characteristic is compensated only by the inertia force of the circulation pump. In addition, in the case of control rod insertion failure, the cooling (A circulation pump is disconnected and the electromagnetic pump is used to compensate for the second flow course mill-down characteristic. Therefore, in the case of control rod insertion failure,
The electromagnetic pump operates by utilizing the accumulation of rotational energy due to the flywheel effect, resulting in a slow flow coastdown characteristic. As a result, before the coolant reaches its boiling point, the change in reactivity caused by the temperature effect due to the thermal expansion of the reactor core becomes negative, maintaining self-control and maintaining the inherent safety of the reactor.
第５の発明にＪ５いては、冷却材循環ポンプのポンプ駆
動用電動機の電源ラインにインダクタンスの大きな超電
導コイルをインバータを介して接続し、正常にスクラム
した場合には、超電導コイルからのエネルギー放出を行
わず、ポンプの′直性力だけによる第１のフローコース
トダウン特性で補償し、制御棒挿入失敗時には、超電導
コイルに蓄積された電気エネルギーをインバータ１１を
介してポンプ駆動用電動機に供給することににって、第
２のフローコースミルダウン特性で補償する。従って、
制御棒挿入失敗時には、超電導コイルに蓄積された電気
エネルギーの利用によりフローコースＩ〜ダウンが緩慢
になる。これによって冷却材が沸点に至る前に炉心の熱
膨張による構造（Ａの温度効果による反応度変化を負と
し、自己制御性を維持し、原子炉の固有の安全性を維持
する。In the fifth invention J5, a superconducting coil with large inductance is connected to the power line of a pump driving motor of a coolant circulation pump via an inverter, and when a normal scram occurs, energy is released from the superconducting coil. Instead, compensation is performed using the first flow coast down characteristic based only on the direct force of the pump, and when control rod insertion fails, the electrical energy stored in the superconducting coil is supplied to the pump driving motor via the inverter 11. Then, compensate with the second flow course milldown characteristic. Therefore,
When control rod insertion fails, the flow course I~down becomes slow due to the use of electrical energy stored in the superconducting coil. This makes the reactivity change due to the temperature effect of the structure (A) due to thermal expansion of the core negative before the coolant reaches its boiling point, maintains self-control, and maintains the inherent safety of the reactor.
（実施例） 第１図に示す第１の実施例を参照して説明する。(Example) A description will be given with reference to a first embodiment shown in FIG.
第１図に示すナトリウム冷却型高速増殖炉の冷却材循環
ポンプ１は、冷却材循環ポンプ用しゃ断器２を介して冷
却材循環ポンプ用電源ライン３により母線４と接続され
ている。また、冷却材循環ポンプ用電源ライン３から分
岐してコンデンサ回路５が設けられている。A coolant circulation pump 1 of the sodium-cooled fast breeder reactor shown in FIG. 1 is connected to a bus bar 4 via a coolant circulation pump power line 3 via a coolant circulation pump breaker 2. Further, a capacitor circuit 5 is provided branching off from the power supply line 3 for the coolant circulation pump.
コンデンサ回路５は整流器６．コンデンサ７Ｎ５よび逆
変換器８から構成されている。コンテン４ノー回路５の
出力側はコンデンサ回路用しゃ断器９を介して冷却（Ａ
循環ポンプ用電源ライン３に接続されている。The capacitor circuit 5 is a rectifier 6. It consists of a capacitor 7N5 and an inverter 8. The output side of the content 4 no circuit 5 is cooled (A
It is connected to the circulation pump power line 3.
通常運転時、原子炉の冷却材循環ポンプ１は母線４から
冷却材循環ポンプ用しゃ断器２ｄ５よび冷却材循環ポン
プ用電源３を介して電力が供給され、冷却材であるす］
〜リウムを循環させている。又、コンデンサ回路５は冷
却材循環ポンプ用電源ライン３から供給された電力を整
流器６により仝波整流し、コンデンサ７に蓄積する。コ
ンデンサ回路用しゃ断器９は通常開放されてａ５す、コ
ンデンサ回路５から冷却材循環ポンプ電源ライン３へ電
、／ＪＧ
が供給されることはないようになっている。During normal operation, the coolant circulation pump 1 of the nuclear reactor is supplied with power from the bus bar 4 via the coolant circulation pump breaker 2d5 and the coolant circulation pump power supply 3, and is a coolant.]
~Rium is circulated. Further, the capacitor circuit 5 rectifies the electric power supplied from the power supply line 3 for the coolant circulation pump by a rectifier 6 and stores it in the capacitor 7 . The capacitor circuit breaker 9 is normally opened a5, so that no electricity is supplied from the capacitor circuit 5 to the coolant circulation pump power supply line 3.
なお、逆変換器８はコンデンサ７に蓄積した電気エネル
ギーを冷却材循環ポンプ電源ライン３へ供給する場合に
コンデンサ７から出力される直流電流を交流電流に変換
するために設けられている。The inverter 8 is provided to convert the direct current output from the capacitor 7 into an alternating current when the electrical energy stored in the capacitor 7 is supplied to the coolant circulation pump power supply line 3.
スクラム検出系２３は、原子炉トリップ信号１９により
、加速管１４とともに制御棒１２が加速スプリング１６
により加速されて落下し、外側延長管１０に巻回したス
クラム検出コイル１１を、加速管マグネット１３が通過
する事により誘起される誘起電圧をスクラム検出器１７
に設置した比較器によりスクラム検出を行なう。スクラ
ム検出器１７によって検出されたスクラム検出器＠１８
は、原子炉トリップ指令信号１９と共に、条件判別回路
２０に人力される。この場合は、条件判別回路２０から
コンデンサ回路用しゃ断器９の投入指令は出力されない
ため、コンデンサ回路用し１）断器９は開放状態のまま
である。In the scram detection system 23, the control rod 12 and the acceleration tube 14 are activated by the acceleration spring 16 in response to the reactor trip signal 19.
The acceleration tube magnet 13 passes through the scram detection coil 11 wound around the outer extension tube 10, and the induced voltage is detected by the scram detector 17.
Scram detection is performed using a comparator installed at Scram detector @18 detected by scram detector 17
is manually input to the condition determination circuit 20 together with the reactor trip command signal 19. In this case, since the condition determination circuit 20 does not output a closing command for the capacitor circuit breaker 9, the capacitor circuit breaker 9 remains open.
しかしながら、原子炉１〜リップ要求時に制御棒挿入失
敗か起ると、スクラム検出系２３の条件判定回路２０か
ら、］コンデンサ回路しゃ断器９に投入指令か出力され
、コンデンサ７に蓄積された電気エネルギーが、逆変換
器８により交流電力に変換された後、冷却材循環ポンプ
電源ライン３を介して冷却材循環ポンプ１に供給される
。However, if a control rod insertion failure occurs during a lip request from the reactor 1, the condition determination circuit 20 of the scram detection system 23 outputs a closing command to the capacitor circuit breaker 9, and the electrical energy stored in the capacitor 7 is output. is converted into AC power by the inverter 8 and then supplied to the coolant circulation pump 1 via the coolant circulation pump power supply line 3.
次に、この第１の実施例にお（プる運転制御装置の作用
を説明する。正常な原子炉スクラム時には、コンデンサ
回路用しゃ断器９は開放されており、コンデンサ７から
冷却材循環ポンプ１の電）Ｊの供給はない。この場合、
ポンプのフローコースミルダウン特性は、ポンプ固有の
慣性力だ（プに依存し、第２図に示すように、スクラム
時の第１の）［１コーストダウン特性２１を得る。Next, the operation of the operation control device according to the first embodiment will be explained. During a normal reactor scram, the capacitor circuit breaker 9 is open, and the capacitor 7 is connected to the coolant circulation pump 1. There is no supply of electricity) J. in this case,
The flow course milldown characteristic of the pump is the inertial force inherent to the pump (depending on the pump, as shown in FIG.
制御棒挿入失敗（Ａ王ＷＳ）時には条件判別回路２０か
らコンデンサ回路用しゃ断器９０投入指令が発せられコ
ンデンサ回路用し１ｂ断器９か投入される。これにより
、コンデンサ回路５の出力側が冷却側循環ポンプ用電源
ライン３と接続される。When the control rod insertion fails (A king WS), a command to close the capacitor circuit breaker 90 is issued from the condition determination circuit 20, and the 1b circuit breaker 9 for the capacitor circuit is closed. Thereby, the output side of the capacitor circuit 5 is connected to the cooling side circulation pump power supply line 3.
この時のポンプコーストダウン特性は、コンデンサ７に
蓄積された電気エネルギーが供給されることによって第
２図のようにスクラム時の第１の７ローフへストダウン
特性２１よりも緩慢な第２のフローコーストダウン特性
２２である。このようにして制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ
＞時のフローコーストダウン特性２２を得る。The pump coast down characteristic at this time is a second flow coast that is slower than the first 7-loaf stroke down characteristic 21 during the scram, as shown in FIG. This is the down characteristic 22. In this way, control rod insertion failure (ATWS)
>obtain flow coast down characteristic 22 of time.
この第１の実施例では、冷却材循環ポンプとして、機械
式ポンプを使用した場合、電磁ポンプを利用した場合と
もに同様の効果を得ることかできる。In this first embodiment, the same effect can be obtained whether a mechanical pump or an electromagnetic pump is used as the coolant circulation pump.
なお、スクラム検出系２３における制御棒の炉心への挿
入を確認する検出信号は、他の方法として、制御棒が炉
心下部のダッシュボッｉ〜に落下した時の音響を音響検
出器によって検出することも可能でおる。いずれにしろ
、原子炉（〜リップ信号が出てから約１秒間でこの検出
信号か出力されるので、検出に要する時間がフローコー
ストダウンに影響力−ることばない。Alternatively, the detection signal for confirming the insertion of the control rod into the reactor core in the scram detection system 23 can be obtained by detecting the sound when the control rod falls into the dash box i~ at the bottom of the reactor core using an acoustic detector. It is also possible. In any case, this detection signal is output approximately 1 second after the nuclear reactor rip signal is output, so the time required for detection has no effect on flow coast down.
第１の実施例によれば、制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ）時
には、冷却何循環ポンプ用電源ラインに接続されたコン
デンサに蓄積された電気エネルギーを冷却材循環ポンプ
に供給することにより、そのフローコース１ヘダウン特
性は緩慢となり、原子炉炉心の熱膨張によって炉心は未
臨界となる。According to the first embodiment, when a control rod insertion failure (ATWS) occurs, the flow course is changed by supplying electrical energy stored in a capacitor connected to the power supply line for the cooling circulation pump to the coolant circulation pump. The down characteristic becomes slow, and the reactor core becomes subcritical due to thermal expansion of the reactor core.
また、原子炉スクラム時にはポンプの゛断性力だけによ
るフローコーストダウン特性が得られ、構造材に対する
過渡的変化を補償し、構造物の健全性を維持するだ（プ
のフローコーストダウン特性が得られる。In addition, during a reactor scram, flow coast down characteristics can be obtained only by the breaking force of the pump, which compensates for transient changes in structural materials and maintains the integrity of the structure. It will be done.
次に第３図を参照しながら第２の実施例を説明する。Next, a second embodiment will be described with reference to FIG.
第３図において、冷却材循環ポンプ系３１に縦型機械式
循環ポンプ１を使用し、その冷却材循環ポンプ１を駆動
するポンプ駆動電動機２４０ＭＦＧセッ１〜２６の誘導
電動機２９の軸に慣性力の大ぎなフライホイール３０を
結合し、原子炉スクラム時と、ＡＴＷＳ （制御棒挿入
失敗時）とで、第２図に示した具なる２つの第１および
第２のフローコーストダウン特性２１ａ３よび２２を持
たせている。In FIG. 3, a vertical mechanical circulation pump 1 is used in the coolant circulation pump system 31, and an inertial force is applied to the shaft of the induction motor 29 of the pump drive motor 240MFG sets 1 to 26 that drive the coolant circulation pump 1. By combining the large flywheel 30, the two first and second flow coast down characteristics 21a3 and 22 shown in FIG. 2 are achieved during reactor scram and ATWS (control rod insertion failure). I have it.
通常運転時、原子炉の冷却材循環ポンプ１４Ｊ：、駆動
電動機２４によって駆動され、冷却何であるす１〜リウ
ムを循環させている。また、ポンプ駆動用電動機？４は
交流発電機２７によって駆動され、さらに交流発電機２
７は流体継手２８を通して誘導電動機２９によって駆動
される。誘導電動機２つにはフライホイール３０か結合
されており、誘導電動機２９の回転と同時に回転する。During normal operation, the reactor coolant circulation pump 14J is driven by the drive motor 24 and circulates cooling materials. Also, the electric motor for driving the pump? 4 is driven by an alternator 27, and the alternator 2
7 is driven by an induction motor 29 through a fluid coupling 28. A flywheel 30 is connected to the two induction motors and rotates simultaneously with the rotation of the induction motor 29.
スクラム検出系２３は、原子炉トリップ信号１９によっ
て加速管１４とともに制御棒１２が加速スプリング１６
によって加速されて落下し、外側延長管１０に巻回した
スクラム検出コイル１１を、加速管マグネット１３が通
過することにより誘起される誘起電圧をスクラム検出器
１７に設置した比較器によってスクラム検出を行なう。In the scram detection system 23, the control rod 12 and the acceleration tube 14 are activated by the acceleration spring 16 in response to the reactor trip signal 19.
When the acceleration tube magnet 13 passes through the scram detection coil 11 wound around the outer extension tube 10, the induced voltage is detected by a comparator installed in the scram detector 17. .
スクラム検出器１７によって検出されたスクラム検出信
号１８は、原子炉トリップ指令信＠１９と共に、条件判
別回路２０に人力され、その論理積をとる事によってモ
ータ側しゃ断器２５を開とする信号を発生する。The scram detection signal 18 detected by the scram detector 17 is manually input to the condition determination circuit 20 together with the reactor trip command signal @19, and a signal to open the motor side breaker 25 is generated by taking the logical product. do.
即ち、この条件判別回路２０は、原子炉トリップ要求時
に制御棒挿入を検知した時のみに作動する回路であって
、制御棒落下事故などの場合には作動しない。また、原
子炉トリップ指令信号１つか人カされていても、スクラ
ム検出信号１８が入力されなければ作動しない。即ら、
原子炉トリップ要求時の制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ＞時
には、モータ側しゃ断器２５の開信号は発生けず、ポン
プ駆動電動機２４はフライホイール３０の結合されたＭ
ＦＧセット２６に直結したままの状態となる。That is, the condition determination circuit 20 is a circuit that operates only when control rod insertion is detected at the time of a reactor trip request, and does not operate in the event of a control rod fall accident or the like. In addition, even if one reactor trip command signal or a person is activated, the system will not operate unless the scram detection signal 18 is input. In other words,
When a control rod insertion failure occurs when a reactor trip is requested (ATWS>), the opening signal of the motor-side breaker 25 is not generated, and the pump drive motor 24
It remains directly connected to the FG set 26.
次にこの第２の実施例の運転制御装置の作用を説明する
。即ち、正常な原子炉のスクラム時には、モータ側しゃ
断器２５が開となり、その時のフロコーストダウン特性
は、ポンプ固有の慣性力だけに依存し、第２図に示すよ
うにスクラム時の第１のフローコーストダウン特性２１
を得る。Next, the operation of the operation control device of this second embodiment will be explained. That is, during a normal reactor scram, the motor-side circuit breaker 25 is open, and the flow coast down characteristic at that time depends only on the inertia force unique to the pump, and as shown in FIG. Flow coast down characteristics 21
get.
制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ）時には、条件判別回路２０
からモータ側しゃ断器２５０間信号器発けられず、ポン
プ駆動電動機２４はフライホイール３０の結合されたＭ
ＦＧセツ（〜２６から電源が供給され続けられる。フロ
ーコーストダウン特性は、フライホイール３０に蓄積さ
れた回転エネルギーの効果により第２図のようにスクラ
ム時の第１のフローコストダウン特性２１よりも緩慢な
特性２２である。When the control rod insertion fails (ATWS), the condition determination circuit 20
Since the signal is not activated between the breaker 250 on the motor side and the pump drive motor 24 connected to the motor side breaker 250,
Power continues to be supplied from the FG set (~26).The flow coast down characteristic is lower than the first flow cost down characteristic 21 at the time of scram as shown in FIG. This is a slow characteristic 22.
このように制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ）時の第２のフロ
ーコーストダウン特性２２を得る。In this way, the second flow coast down characteristic 22 at the time of control rod insertion failure (ATWS) is obtained.
なお、第２の実施例は、ＭＦＧセツ１〜２６の中の誘導
電動機２９にフライホイール３０を結合した場合であり
、ＭＦＧセツ１〜２６の中の交流発電機２７にフライホ
イール３０を結合した場合も勿論、同等の効果が得られ
る。The second embodiment is a case in which a flywheel 30 is coupled to an induction motor 29 in MFG sets 1 to 26, and a flywheel 30 is coupled to an alternating current generator 27 in MFG sets 1 to 26. Of course, the same effect can be obtained also in this case.
第２の実施例によれば、制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ）時
には、慣性力の大ぎなフライホイールに蓄積された回転
エネルギーにより、ＭＦＧセットが回転し続け、ポンプ
駆動電動機に駆動電源か供給され続（プるため、そのフ
ローコース１ヘダウン特性は緩慢となり、原子炉炉心の
熱膨張によって炉心は未臨界となる。According to the second embodiment, when control rod insertion fails (ATWS), the MFG set continues to rotate due to the rotational energy accumulated in the flywheel with a large inertial force, and drive power is continuously supplied to the pump drive motor. (As a result, the down characteristic to flow course 1 becomes slow, and the reactor core becomes subcritical due to thermal expansion of the reactor core.
また、原子炉スクラム時にはスクラム検出コイルからの
スクラム信号によってモータ側しゃ断器を開とし、ポン
プの慣性力だけによるフローロス１〜ダウン特性か得ら
れ、構造材に対する過渡的変化を補償し、構造物の健全
性を維持するだけのフローコーストダウン特性が得られ
る。In addition, during reactor scram, the motor side breaker is opened by the scram signal from the scram detection coil, and a flow loss characteristic of 1 to 1 down due to pump inertia alone is obtained, compensating for transient changes in structural materials, and Flow coast down characteristics sufficient to maintain soundness can be obtained.
次に第４図および第５図を参照しながら第３の実施例を
説明する。Next, a third embodiment will be described with reference to FIGS. 4 and 5.
第４図に示す実施例に於ては冷却材循環ポンプ１どホッ
トレグ配管３２との間に電動のバイパス止め弁３３を有
するバイパスライン３４を設置している。In the embodiment shown in FIG. 4, a bypass line 34 having an electric bypass stop valve 33 is installed between the coolant circulation pump 1 and the hot leg piping 32.
そのバイパス止め弁３３に正常に原子炉スクラムした時
にのみ、バイパス止め弁開信＠３５を与え、全閉とし、
原子炉スクラム時とＡＴＷＳ （制御棒挿入失敗）時と
で第２図に示したような異なる２つの第１および第２の
冷却材フローコーストダウン特性２１および２２を持た
せている。Only when the reactor scrams normally to the bypass stop valve 33, a bypass stop valve open signal @35 is given, and the bypass stop valve is fully closed.
Two different first and second coolant flow coastdown characteristics 21 and 22 as shown in FIG. 2 are provided for reactor scram and ATWS (control rod insertion failure).
なａ３、第４図中符号３６は中間熱交換器、３７は過熱
器、３８は蒸発器、３９は戻り配管、４０は格納容器の
部分を示す壁、４１は弁、４２は電磁ポンプでおる。A3, in Figure 4, reference numeral 36 is an intermediate heat exchanger, 37 is a superheater, 38 is an evaporator, 39 is a return pipe, 40 is a wall indicating the containment vessel, 41 is a valve, and 42 is an electromagnetic pump. .
第５図は主冷却系配管の等何回路である。即ち、冷却材
循環ポンプ１の出口からバイパスライン３４を結ぶ抵抗
４３をＲ＋ 、バイパスライン抵抗４４をＲｙ、バイパ
スライン３４からポンプ１の入口抵抗４５をＲ２とし、
冷却材循環ポンプ１のトリップ時の吐出圧力変化４６を
Ｐ （ｔ）とすると、吐出圧力は時間を無限にすればＰ
（ｔ）−Ｐ（一定）で、ポニーモータ回転時吐出圧力４
７になる。Figure 5 shows the number of circuits of the main cooling system piping. That is, the resistance 43 connecting the outlet of the coolant circulation pump 1 to the bypass line 34 is R+, the bypass line resistance 44 is Ry, and the inlet resistance 45 from the bypass line 34 to the pump 1 is R2.
If the discharge pressure change 46 at the time of trip of the coolant circulation pump 1 is P (t), the discharge pressure becomes P if the time is infinite.
(t) - P (constant), the discharge pressure when the pony motor is rotating is 4
It becomes 7.
ここで、フローコーストダウン特性は、Ｒ１を流れる特
性であるから、Ｒ１を流れる流量、即ち中間熱交換器３
６の流量４８の流量変化特性Ｑ１（１）である。Here, since the flow coast down characteristic is the characteristic of flowing through R1, the flow rate flowing through R1, that is, the flow rate of intermediate heat exchanger 3
This is the flow rate change characteristic Q1(1) of the flow rate 48 of No. 6.
制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ）時にはバイパス止め弁３３
は仝閉で必るから、バイパスライン抵抗４４のＲｙ柑１
、無限大て市り、従って、
（ｔ＞Ｏ）
とする。従って、主冷却系配管抵抗は予めＡＴＷＳ時を
考慮して設計する。Bypass stop valve 33 in case of control rod insertion failure (ATWS)
Since it is necessary to close the bypass line resistance 44, Rykan 1
, an infinite market, therefore, (t>O). Therefore, the main cooling system piping resistance is designed in advance with ATWS in mind.
一方、通常の原子炉スクラム時には、バイパス止め弁３
３を全閉にするため、重力自然落下により、となる（但
しαはポンプ慣性力による時定数とじ１こ ） 。On the other hand, during normal reactor scram, the bypass stop valve 3
3 is fully closed, due to natural fall due to gravity (however, α is the time constant due to pump inertia).
従って、バイパスライン抵抗４４のＲｙにより、中間熱
交換器流量４８のＱｌ（ｔ）は変化し、バイパスライン
抵抗４４のＲｙを通常スクラム時に必要なスクラム時の
第１のフローコーストダウン特性２１を得る様に配管設
計する事により達成される。なお、第５図中符＠４９は
バイパスライン３４の流量（Ｑｘ）５０はポンプ１の人
口流ｆｉ（Ｑｚ）を示している。Therefore, Ql(t) of the intermediate heat exchanger flow rate 48 changes due to the Ry of the bypass line resistance 44, and the Ry of the bypass line resistance 44 obtains the first flow coast down characteristic 21 during the scram, which is normally required during the scram. This can be achieved by designing the piping accordingly. Note that the center mark @49 in FIG. 5 indicates the flow rate (Qx) 50 of the bypass line 34 and the artificial flow fi (Qz) of the pump 1.
しかして、第１図に示したようにスクラム検出系２３は
、原子炉１〜リップ信号により、加速管１４とともに制
御棒１２が加速スプリング１６により加速されて落下し
、外側延長管１０に巻いたスクラム検出コイル１１を、
加速管マグネツ１へ１３が通過する事により誘起される
誘起電圧をスクラム検出器１７に設置した比較器により
スクラム検出を行なう。スクラム検出器１７によって検
出されたスクラム検出器＠１８は、原子炉トリップ指令
信号１７と共に、条件判別回路２０に人力され、その論
理積をとる事によってバイパス止め弁３３を全閉させる
信号を発生する。As shown in FIG. 1, the scram detection system 23 detects that the control rod 12 is accelerated by the acceleration spring 16 along with the acceleration tube 14 due to the rip signal from the reactor 1, falls, and is wound around the outer extension tube 10. The scram detection coil 11,
A comparator installed in the scram detector 17 performs scram detection of the induced voltage induced by the passage of the accelerating tube magnet 13 into the accelerator tube magnet 1. The scram detector @ 18 detected by the scram detector 17 is manually input to the condition determination circuit 20 together with the reactor trip command signal 17, and by calculating the logical product, a signal is generated to fully close the bypass stop valve 33. .
即ち、この条件判別回路２０は、原子炉トリップ要求時
に制御挿入を検知した時のみに作動する回路であって、
制御棒落下事故などの場合には作動しない。また、原子
炉トリップ指令信＠１９が入力されていても、スクラム
検出器＠１８か入力されな（プれば作動しない。即ち、
原子炉］〜リップ要求時の制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ＞
時には、バイパス止め弁３３を全閉とする信号は発せず
、第２のフローコーストダウン特性２２が得られ、この
特性２２はスクラム時第１のフローコースミルダウン特
性２１よりも緩慢でおる。That is, this condition determination circuit 20 is a circuit that operates only when control insertion is detected at the time of a reactor trip request, and
It will not operate in the event of a control rod fall accident, etc. Also, even if the reactor trip command signal @19 is input, if the scram detector @18 is not input (it will not operate).
Reactor] ~ Control rod insertion failure at lip request (ATWS>
Sometimes, a signal to fully close the bypass stop valve 33 is not generated, and a second flow coast down characteristic 22 is obtained, which is slower than the first flow course mill down characteristic 21 during scram.
この第３実施例によれば、制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ）
時には、バイパス止め弁は全閉のままで、そのフローコ
ースミルダウン特性は緩慢となり、原子炉炉心の熱膨張
によって炉心は未臨界となる。According to this third embodiment, control rod insertion failure (ATWS)
At times, the bypass stop valve remains fully closed and its flow course milldown characteristics become slow, causing the reactor core to become subcritical due to thermal expansion of the reactor core.
また、原子炉スクラム時にはスクラム検出コイルからの
スクラム信号によって、バイパス止め弁３３を仝閉とし
、配管抵抗Ｒ×およびポンプの慣性力だけによるフロー
コーストダウン特性が得られ、構造材に対する過渡的変
化を補償し、構造物の健全性を維持するだけのフローコ
ーストダウン特性か得られる。In addition, during reactor scram, the bypass stop valve 33 is closed by the scram signal from the scram detection coil, and a flow coast down characteristic is obtained only by the piping resistance Rx and the inertia force of the pump, suppressing transient changes in the structural materials. Flow coast down properties are obtained that are sufficient to compensate and maintain the integrity of the structure.
次に、第６図につき第４の実施例を説明する。Next, a fourth embodiment will be described with reference to FIG.
この実施例においては冷却材循環ポンプ系３１に縦型の
機械式循環ポンプ１と、ナｌ〜リウム冷却型高速増殖炉
の冷却材循環ポンプとして適用される電磁ポンプ４２を
設置し、原子炉スクラム時とＡＴＷＳ（制御棒挿入失敗
）時とで第２図に示した異なる２つの第１および第２の
フローコースミルダウン特性２１および２２を持たせて
いる。In this embodiment, the coolant circulation pump system 31 is equipped with a vertical mechanical circulation pump 1 and an electromagnetic pump 42 which is used as a coolant circulation pump for a sodium-to-lium cooled fast breeder reactor. Two different first and second flow course milldown characteristics 21 and 22 shown in FIG. 2 are provided depending on the time and ATWS (control rod insertion failure) time.
通常運転時、原子炉の冷却材循環ポンプ１は、ポンプ駆
動用電動機２４により駆動され冷却（Ａで必るナトリウ
ムを循環させている。また、電磁ポンプ４２への電力を
供給する発電機２７の軸に直結したフライホイール駆動
用電動機２９により同時に回転している。During normal operation, the reactor's coolant circulation pump 1 is driven by a pump drive electric motor 24 to circulate sodium, which is necessary for cooling (A). They are simultaneously rotated by a flywheel drive electric motor 29 directly connected to the shaft.
スクラム検出系２３は原子炉トリップ指令信号１９によ
って加速管１／ｌと共に制御棒１２が加速スプリング１
６により加速されて落下し、外側延長管１０に巻回した
スクラム検出コイル１１を加速管マグネッ（−１３か通
過する事により誘起される誘起電圧をスクラム検出器１
７に設置した比較器によりスクラム検出を行なう。スク
ラム検出器１７によって検出されたスクラム検出信号１
８は原子炉トリップ指令信号１９と共に、条件判別回路
２０に入力され、その論理積をとる事によって電磁ポン
プ４２を作動させる信号でおる。The scram detection system 23 causes the control rod 12 to move along with the acceleration tube 1/l to the acceleration spring 1 in response to the reactor trip command signal 19.
6, the scram detector coil 11 wound around the outer extension tube 10 passes through the acceleration tube magnet (-13), and the induced voltage is detected by the scram detector 1.
Scram detection is performed by the comparator installed at 7. Scram detection signal 1 detected by scram detector 17
8 is inputted to the condition determination circuit 20 together with the reactor trip command signal 19, and the logical product of the two results in a signal for operating the electromagnetic pump 42.
即ち、この条件判別回路２０は、原子炉トリップ要求時
に制御棒挿入を検知した時のみに作動する回路でおって
、制御棒落下事故などの場合には作動しない。また、原
子炉トリップ指令信号１９が入力されていても、スクラ
ム検出信号１８が人力されなければ作動しない。即ち、
原子炉トリップ要求時の制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ）時
にのみ、電磁ポンプ４２の作動信号か発信され、原子炉
トリップ時、正常にスクラムした場合には、母線４から
給電され駆動するポンプ駆動用電動機２４およびフライ
ホイール駆動用電動機２９が切り離されるのみで、電磁
ポンプ４２は作動しない。That is, the condition determination circuit 20 is a circuit that operates only when control rod insertion is detected at the time of a reactor trip request, and does not operate in the event of a control rod fall accident or the like. Furthermore, even if the reactor trip command signal 19 is input, the scram detection signal 18 will not operate unless it is manually activated. That is,
Only when a control rod insertion failure occurs at the time of a reactor trip request (ATWS), an activation signal for the electromagnetic pump 42 is sent, and when a normal scram occurs during a reactor trip, the pump drive electric motor is supplied with power from the bus bar 4 and driven. 24 and the flywheel drive electric motor 29 are only disconnected, and the electromagnetic pump 42 does not operate.
次のように構成された運転制御装置の作用を説明する。The operation of the operation control device configured as follows will be explained.
正常に原子炉がスクラムした場合には、原子炉トリップ
信号１９により、冷却材循環ポンプ用しゃ断器２および
フライホイール用しゃ断器５１が作動し、ポンプ駆動用
電動機２４およびフライホイール駆動用転動機２９が切
り離される。この時の、フローコースミルダウン特性は
、冷却材循環ポンプ］固有の慣性力だけに依存し、第２
図に示すように、スクラム時の第１のフローコース１−
ダウン特性２１を得る。When the reactor scrams normally, the reactor trip signal 19 activates the coolant circulation pump breaker 2 and the flywheel breaker 51, and the pump drive electric motor 24 and the flywheel drive rolling machine 29 operate. is separated. At this time, the flow course milldown characteristics depend only on the inertia force inherent in the coolant circulation pump, and
As shown in the figure, the first flow course 1- during Scrum
A down characteristic of 21 is obtained.
制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ＞時には、条件判別回路２０
から、電磁ポンプ／１２の切り離し信号が発信されず、
電磁ポンプ用しゃ断器５２が投入されるため電磁ポンプ
４２が作動する。この時、原子炉１〜１ノツプ信号１９
により、フライホイール駆動用電動機２９は切り離され
ているため、電磁ポンプ４２は、フライホイール３０に
蓄積された回転エネルギーの効果により発電機２７から
供給される電力にて駆動するので、フローコーストダウ
ン特性は、スクラム時の第１のフローコーストダウン特
性２１よりも緩慢な第２のフローコーストダウン特性２
２どなる。Control rod insertion failure (ATWS> Sometimes, condition determination circuit 20
The electromagnetic pump/12 disconnection signal is not sent from
Since the electromagnetic pump circuit breaker 52 is turned on, the electromagnetic pump 42 is activated. At this time, reactor 1-1 knob signal 19
Since the flywheel drive electric motor 29 is separated, the electromagnetic pump 42 is driven by the electric power supplied from the generator 27 due to the effect of the rotational energy accumulated in the flywheel 30, so that the flow coast down characteristic is reduced. is a second flow coast down characteristic 2 that is slower than the first flow coast down characteristic 21 during scram.
2. Howl.
このようにして第２図に示した制御棒挿入失敗（ＡＴＷ
Ｓ）時の第２のフローコーストダウン特性２２を得る。In this way, the control rod insertion failure (ATW) shown in Fig.
A second flow coast down characteristic 22 at time S) is obtained.
第４の実施例によれば制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ）時に
は、慣性力の大きなフライホイールに蓄積された回転エ
ネルギーにより電磁ポンプを駆動するため、そのフロー
コーストダウン特性は緩慢となり、原子炉炉心の熱膨脹
によって炉心は未臨界となる。According to the fourth embodiment, in the event of a control rod insertion failure (ATWS), the electromagnetic pump is driven by the rotational energy stored in the flywheel, which has a large inertial force, so the flow coast down characteristic becomes slow, and the Thermal expansion causes the core to become subcritical.
また、原子炉スクラム時にはスクラム検出コイルからの
スクラム信号によって冷却材循環ポンプの駆動電動機を
切り離し、ポンプの慣性力だ【プににるフローコースト
ダウン特性か得られ、構造材に対する過渡的変化を補償
し、構造物の健全性を維持するだ（プのフローコース１
−ダウン特性が得られる。In addition, during a reactor scram, the drive motor of the coolant circulation pump is disconnected by the scram signal from the scram detection coil, and the flow coast down characteristic of the pump is obtained, which compensates for transient changes in structural materials. and maintain the integrity of the structure (P flow course 1)
-Down characteristics can be obtained.
次に第７図を参照しながら第５の実施例を説明する。Next, a fifth embodiment will be described with reference to FIG.
第７図に示す実施例においては冷却材循環ポンプ系３１
に縦型の機械式循環ポンプ１を使用し、そのポンプ１の
駆動源であるポンプ駆動用電動機２４の電源ライン３に
電力変換器５３を介して超電導コイル５／ｌを接続し、
原子炉スクラム時と、ＡＴＷＳ（制御棒挿入失敗）時と
で第２図に示した異なる２つの第１および第２のフロー
コーストダウン特性２１および２２を持たせている。In the embodiment shown in FIG.
A vertical mechanical circulation pump 1 is used, and a superconducting coil 5/l is connected to the power line 3 of the pump drive motor 24, which is the drive source of the pump 1, via a power converter 53.
Two different first and second flow coast down characteristics 21 and 22 shown in FIG. 2 are provided for reactor scram and ATWS (control rod insertion failure).
通常運転時、原子炉の冷却１．ｆｌ循環ポンプ１は、そ
のポンプ＠５５とカップリング５６により結合されたポ
ンプ駆動用電動機３により冷却材で必るプ用〜リウムを
循環させている。Cooling of the reactor during normal operation 1. The fl circulation pump 1 circulates the necessary coolant by the pump driving electric motor 3 connected to the pump 55 by a coupling 56.
ポンプ駆動用電動機２４の電源ライン３は、しゃ断器２
を介して母線４に接続されると共に電力変換器ｄシよび
切替器１３を介して超電導コイル５４に接続されている
。さらに、超電導コイル５４は先の切替器５７を介して
電力変換器５３の他に充電器５８を接続され、充電器５
８は母線５９に接続されている。The power line 3 of the pump drive electric motor 24 is connected to the breaker 2
The superconducting coil 54 is connected to the bus 4 via the power converter d and the switch 13. Furthermore, the superconducting coil 54 is connected to a charger 58 in addition to the power converter 53 via the switch 57,
8 is connected to the bus bar 59.
一方、原子炉トリップ指令信号１９はしや断器２に入力
されると共にロジック回路６０に入力される。On the other hand, the reactor trip command signal 19 is input to the shield disconnector 2 and also to the logic circuit 60 .
また、制御棒が正常に挿入された時に発振されるスクラ
ム検出信号１８もロジック回路６０に人力され、ロジッ
ク回路６０から出力される切替信号６１は切替器５７に
入力される。Further, the scram detection signal 18 that is oscillated when the control rod is inserted normally is also input to the logic circuit 60, and the switching signal 61 output from the logic circuit 60 is input to the switching device 57.
ロジック回路６０は原子炉１〜リップ指令信号１９か入
力され、一定時間（制御棒が挿入されるのに必要な時間
に余裕を加算した時間）を経過してもスクラム検出信号
１８が人ノつされない場合に切替信号６１を出力する構
成どなっている。また、しゃ断器２は通常時閉であり、
原子炉トリップ指令信号１９か入力されることによって
開となる。さらに、切替器５７は通常時は超電導コイル
５４を充電器５８に接続しており、切替信号６１が人力
された時、超電導コイル５４を電力変換器５３に切替え
る構成となっている。The logic circuit 60 is inputted with the reactor 1 to rip command signal 19, and the scram detection signal 18 remains unchanged even after a certain period of time (the time required for inserting the control rod plus a margin). The configuration is such that the switching signal 61 is output when the switching signal 61 is not set. In addition, the circuit breaker 2 is normally closed,
It opens when the reactor trip command signal 19 is input. Further, the switch 57 normally connects the superconducting coil 54 to the charger 58, and is configured to switch the superconducting coil 54 to the power converter 53 when a switching signal 61 is input manually.
次に、この第５の実施例における運転制御装置の作用を
説明する。Next, the operation of the operation control device in this fifth embodiment will be explained.
通常の運転状態においては原子炉１〜リップ指令信号１
９か発振されていないため、切替信号６１は出力されな
い。したがって、切替器５７により超電導コイル５４は
充電器５８によって、必要とするエネルギー（電力）が
蓄積されている。充電器５８は母線５９からの交流電力
を直流に変換し、超電導コイル５４では直流電流として
エネルギー（電力）が蓄積されている。超電導コイル５
４は図示されていない冷却装置により冷却され、超電導
状態に保たれているため、貯蔵時のエネルギー（電力）
損失はほとんどない。Under normal operating conditions, reactor 1 to lip command signal 1
9 is not oscillated, the switching signal 61 is not output. Therefore, the necessary energy (power) is stored in the superconducting coil 54 by the switch 57 and the charger 58. Charger 58 converts alternating current power from bus bar 59 into direct current, and superconducting coil 54 stores energy (power) as direct current. Superconducting coil 5
4 is cooled by a cooling device (not shown) and maintained in a superconducting state, so energy (electricity) during storage is
There are almost no losses.
このような状態で原子炉かスクラムした場合を考えると
、正常な原子炉スクラム時にはスクラム検出信＠１８が
原子炉ｉ〜リップ指令信＠１９か発振されてから、必要
時間内にロジック回路６０に入力されるため、切替器＠
６１は出力されない。したがって、超電導コイル５４は
充電器５８に接続されたままの状態である。一方、しゃ
断器２は原子炉１〜リップ指令信号１９により開となる
ため、ポンプ駆動用電動機２４の電源ライン３は母線４
および超電導コイル５４から切り離されることになる。Considering the case where the reactor is scrammed in such a state, during normal reactor scram, after the scram detection signal @18 is oscillated from the reactor i~rip command signal @19, it is sent to the logic circuit 60 within the required time. Since it is input, switch @
61 is not output. Therefore, superconducting coil 54 remains connected to charger 58. On the other hand, since the circuit breaker 2 is opened by the lip command signal 19 from the reactor 1, the power line 3 of the pump drive motor 24 is connected to the bus line 4.
and is separated from the superconducting coil 54.
このため、フローコーストダウン特性はポンプ固有の慣
性力だけに依存し、第２図に示すようにスクラム時の第
１のフローコースｌ−ダウン特性２１を得る。Therefore, the flow coast down characteristic depends only on the inertia force unique to the pump, and as shown in FIG. 2, a first flow course l-down characteristic 21 at the time of scram is obtained.
次に、制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ）時には原子類１〜リ
ップ指令信＠１９が発振されて一定時間経過してもスク
ラム検出器＠１８が発振されないため、ロジック回路６
０から切替器＠６１か出力され、切替器５７によって超
電導コイル５４は電力変換器５３に接続される。従って
、ポンプ駆動用電動機２４の電源ライン３は、原子炉ト
リップ指令信＠１９の発信と共にしゃ断器２の動作によ
り母線４から切り離された後、電力変換器５３を介して
超電導コイル５４に接続される。超電導コイル５４には
、第２のフロコース１ヘダウン特性２２と第１のフロー
コーストダウン特性２１の慣性力に相当するエネルギー
が電力（＝［超電導コイルのインダクタンス］×［超電
導コイルに流れている電流］２ ｘ １／２）として蓄
積されており、これが電力変換器５３を介し、電源ライ
ン３を通してポンプ駆動用電動機２４に供給される。従
って、コーストダウン特性は第２図の制御棒挿入失敗（
ＡＴＷＳ）時の第２のフローコストダウン特性２２どな
る。Next, when the control rod insertion fails (ATWS), the logic circuit 6
The switch @61 is output from 0, and the superconducting coil 54 is connected to the power converter 53 by the switch 57. Therefore, the power line 3 of the pump drive motor 24 is disconnected from the bus bar 4 by the operation of the breaker 2 upon transmission of the reactor trip command signal @19, and then connected to the superconducting coil 54 via the power converter 53. Ru. In the superconducting coil 54, the energy corresponding to the inertial force of the second flow course 1 down characteristic 22 and the first flow coast down characteristic 21 is generated as electric power (=[inductance of the superconducting coil]×[current flowing in the superconducting coil]) 2 x 1/2), which is supplied to the pump driving electric motor 24 via the power converter 53 and the power supply line 3. Therefore, the coastdown characteristic is the control rod insertion failure (Fig. 2).
ATWS) second flow cost reduction characteristic 22.
第５の実施例によれば、制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ）時
はポンプ駆動用電動機の電源ラインに間接面に接続され
た超電導コイルに蓄積されたエネルギーにより、そのフ
ローコーストダウン特性は緩慢となり、原子炉炉心の熱
膨張によって炉心は未臨界となる。According to the fifth embodiment, when control rod insertion fails (ATWS), the flow coast down characteristic becomes slow due to the energy accumulated in the superconducting coil connected to the power line of the pump drive motor at the indirect surface. Thermal expansion of the reactor core causes it to become subcritical.
また、正常な原子炉スクラム時には、スクラム信号によ
り超電導コイルに蓄積されたエネルギーがポンプ駆動用
電動機に供給されないため、ポンプの慣性力だけににる
フローコーストダウン特性か得られ、構造材に対する過
渡的変化を補償し、構造物の健全性を維持するだ（うの
フローコーストダウン特性か得られる。Additionally, during a normal reactor scram, the energy stored in the superconducting coil due to the scram signal is not supplied to the pump drive motor, so a flow coast down characteristic due only to the inertia of the pump is obtained, and transient damage to structural materials is achieved. It compensates for changes and maintains the integrity of the structure.
［発明の効果］
本発明によれば、制御棒挿入失敗（ＡＴＷＳ＞時にはそ
のフローコーストダウン特性は緩慢となり、原子炉炉心
の熱膨張によって炉心は未臨界となる。[Effects of the Invention] According to the present invention, when a control rod insertion failure (ATWS) occurs, the flow coast down characteristic becomes slow and the reactor core becomes subcritical due to thermal expansion of the reactor core.
また、原子炉スクラム時にはスクラム検出コイルからの
信号によってフローコーストダウン特性か得られ、構造
材に対する過渡的変化を補償し、構造物の健全性を維持
するだけのフローコース］〜ダウン特性が得られる。In addition, during a reactor scram, a flow coast down characteristic can be obtained by the signal from the scram detection coil, and a flow course down characteristic can be obtained that compensates for transient changes in structural materials and maintains the integrity of the structure. .
以上により、起きるとは考えられない制御棒挿入失敗（
ＡＴＷＳ）時にも、冷却材か沸騰することなく、全出力
状態から反応停止に到り、通常の原子炉スクラム時には
構造物に急激な熱衝撃を与えることのない高いす１ヘリ
ウム冷却型高速増殖炉が実説できる。As a result of the above, control rod insertion failure (
A high-chair helium-cooled fast breeder reactor that can reach the reaction stop from full power without boiling the coolant even during ATWS), and does not apply sudden thermal shock to the structure during normal reactor scram. can be demonstrated.
第１図は本発明に係る高速増殖炉の運転制御装置の第１
の実施例を示す構成図、第２図は本発明を説明するため
の冷却材フローコースミルダウン特性を示す特性図、第
３図は本発明の第２の実施例を示す構成図、第４図は本
発明の第３の実施例を示す系統図、第５図は第４図にあ
（ブる等価回路を示す結線図、第６図は本発明の実施例
を示す構成図、第７図は本発明の第５の実施例を示す構
成図である。
１・・・冷却材循環ポンプ
２・・・冷却材循環ポンプ用しゃ断器
３・・・冷却材循環ポンプ用電源ライン４・・・母線、
５・・・］ンデンザ回路６・・・整流器、
７・・・コンデンサ８・・・逆変換器
９・・・コンデンサ回路用しゃ断器
１０・・・外側延長管
１１・・・スクラム検出コイル
１２・・・制御棒、１３・・・加速管マグネツ１〜１４
・・・加速管、１５・・・グリッパ１６・・・加速スプ
リング
１７・・・スクラム検出器
１８・・・スクラム検出信号
１９・・・原子炉トリップ指令信号
２０・・・条件判別回路
２１・・・第１のフローコーストダウン特性２２・・・
第２のフローコーストダウン特性２３・・・スクラム検
出系
２４・・・ポンプ駆動用電動機
２５・・・モータ側し１５断器
２６・・・ＭＦＧセツ１〜
Ｂ
２７・・・交流発電機
２８・・・流体継手
２９・・・誘導電動機
３０・・・フライホイール
３１・・・冷却材循環ポンプ系
３？・・・ホットレグ配管
３３・・・バイパス止め弁
３４・・・バイパスライン
３５・・・バイパス止め弁信号
３６・・・中間熱交換器
３７・・・過熱器、３８・・・蒸発器
３つ・・・戻り配管、 ４０・・・壁４１・・・
弁、４２・・・電磁ポンプ
４３・・・抵抗Ｒ１，４４・・・抵抗Ｒ×４５・・・抵
抗Ｒ２，４，６・・・吐出圧力変化４７・・・ポニーモ
ータ回転時出力
４８・・・中間熱交換器流量
／１９・・・バイパスラインの流量
５０・・・ポンプの入口流量
５１・・・フライホイール用しゃ断器
５２・・・電磁ポンプ用
５３・・・電力変換器。
５５・・・ポンプ軸。
５Ｙ・・・切替器。
５９・・・母線。
６１・・・切替信号
しゃ断器
５／ｌ・・・超電導］イル
５６・・・カップリング
５８・・・充電器
６０・・・ロジック回路
（８７３３）代理人FIG. 1 shows the first part of the fast breeder reactor operation control device according to the present invention.
FIG. 2 is a characteristic diagram showing the coolant flow course mill-down characteristics for explaining the present invention. FIG. 3 is a configuration diagram showing the second embodiment of the present invention. Figure 5 is a system diagram showing the third embodiment of the present invention, Figure 5 is a wiring diagram showing the equivalent circuit shown in Figure 4, Figure 6 is a configuration diagram showing the embodiment of the present invention, Figure 7 is The figure is a configuration diagram showing a fifth embodiment of the present invention. 1... Coolant circulation pump 2... Coolant circulation pump breaker 3... Coolant circulation pump power line 4...・Bus line,
5...] Denza circuit 6... Rectifier,
7... Capacitor 8... Inverter 9... Capacitor circuit breaker 10... Outer extension tube 11... Scram detection coil 12... Control rod, 13... Accelerator tube magnet 1 ~14
...Acceleration tube, 15...Gripper 16...Acceleration spring 17...Scram detector 18...Scram detection signal 19...Reactor trip command signal 20...Condition discrimination circuit 21...・First flow coast down characteristic 22...
Second flow coast down characteristic 23...Scram detection system 24...Pump drive electric motor 25...Motor side 15 disconnector 26...MFG set 1 to B 27...Alternator 28... ...Fluid coupling 29...Induction motor 30...Flywheel 31...Coolant circulation pump system 3? ... Hot leg piping 33 ... Bypass stop valve 34 ... Bypass line 35 ... Bypass stop valve signal 36 ... Intermediate heat exchanger 37 ... Superheater, 38 ... Three evaporators ...Return piping, 40...Wall 41...
Valve, 42...Electromagnetic pump 43...Resistance R1, 44...Resistance R x 45...Resistance R2, 4, 6...Discharge pressure change 47...Output when pony motor rotates 48... - Intermediate heat exchanger flow rate/19... Bypass line flow rate 50... Pump inlet flow rate 51... Flywheel breaker 52... Electromagnetic pump 53... Power converter. 55...Pump shaft. 5Y...Switcher. 59... Bus line. 61... Switching signal breaker 5/l... Superconducting] Ill 56... Coupling 58... Charger 60... Logic circuit (8733) agent
Claims (5)
ラム時の冷却材温度、流量などの過渡的変化を補償する
第１のフローコーストダウン特性と原子炉スクラム必要
時の制御棒挿入失敗時の冷却材温度を緩慢に補償する第
２のフローコーストダウン特性とを有する冷却材循環ポ
ンプ系を備え、さらに原子炉スクラム時に前記第１のフ
ローコーストダウン特性を選定し、制御棒挿入失敗時に
前記第２のフローコーストダウン特性を選定するスクラ
ム検出系を設け、前記冷却材循環ポンプ系の循環ポンプ
の電源系に、コンデンサ及び整流器、逆変換器からなる
コンデンサ回路を設け、このコンデンサ回路の出力側に
制御棒挿入失敗時に閉路し、原子炉スクラム時に開路す
るコンデンサ回路用しや断器を設けたことを特徴とする
高速増殖炉の運転制御装置。(1) In the coolant flow system of a fast breeder reactor, the first flow coast down characteristic compensates for transient changes in coolant temperature, flow rate, etc. during reactor scram and control rod insertion failure when reactor scram is required. a coolant circulation pump system having a second flow coast down characteristic that slowly compensates for the coolant temperature of the reactor; A scram detection system for selecting a second flow coast down characteristic is provided, a capacitor circuit consisting of a capacitor, a rectifier, and an inverter is provided in the power supply system of the circulation pump of the coolant circulation pump system, and the output side of this capacitor circuit is An operation control device for a fast breeder reactor, characterized in that a capacitor circuit breaker is provided which closes when a control rod insertion fails and opens when a reactor scram occurs.
ラム時の冷却材温度、流量などの過渡的変化を補償する
第１のフローコーストダウン特性と原子炉スクラム必要
時の制御棒挿入失敗時の冷却材温度を緩慢に補償する第
２のフローコーストダウン特性とを有する冷却材循環ポ
ンプ系を備え、さらに原子炉スクラム時に前記第１のフ
ローコーストダウン特性を選定し、制御棒挿入失敗時に
前記第２のフローコーストダウン特性を選定するスクラ
ム検出系を設け、このスクラム検出系の条件判別回路か
らの出力信号を、電源側しや断器とモータ側しや断器へ
入力し、前記冷却材循環ポンプ系に機械式循環ポンプを
使用し、そのポンプを駆動するポンプ駆動電動機用誘導
電動機、流体継手及び交流発電機からなるＭＦＧセット
の誘導電動機の軸にフライホィールを設け、このフライ
ホィールを原子炉スクラム時に結合を解き、制御棒挿入
失敗解きに結合へ切替えるように構成したことを特徴と
する高速増殖炉の運転制御装置。(2) In the coolant flow system of a fast breeder reactor, the first flow coast down characteristic compensates for transient changes in coolant temperature, flow rate, etc. during reactor scram and control rod insertion failure when reactor scram is required. a coolant circulation pump system having a second flow coast down characteristic that slowly compensates for the coolant temperature of the reactor; A scram detection system for selecting the second flow coast down characteristic is provided, and the output signal from the condition determination circuit of this scram detection system is inputted to the power supply side breaker and the motor side breaker. A mechanical circulation pump is used in the circulation pump system, and a flywheel is installed on the shaft of the induction motor of the MFG set, which consists of an induction motor for the pump drive motor that drives the pump, a fluid coupling, and an alternator. An operation control device for a fast breeder reactor, characterized in that it is configured to be uncoupled during a reactor scram and to switch to coupling when a control rod insertion failure is resolved.
ラム時の冷却材温度、流量などの過渡的変化を補償する
第１のフローコーストダウン特性と原子炉スクラム必要
時の制御棒挿入失敗時の冷却材温度を緩慢に補償する第
２のフローコーストダウン特性とを有する冷却材循環ポ
ンプ系を備え、さらに原子炉スクラム時に前記第１のフ
ローコーストダウン特性を選定し、制御棒挿入失敗時に
前記第２のフローコーストダウン特性を選定するスクラ
ム検出系を設け、前記循環ポンプの出口配管とホットレ
グ配管との間にバイパス流路を設け、そのバイパス流路
にバイパス止め弁を設置し、制御棒挿入失敗時には前記
バイパス止め便を全閉とするように構成したことを特徴
とする高速増殖炉の運転制御装置。(3) In the coolant flow system of a fast breeder reactor, the first flow coast down characteristic compensates for transient changes in coolant temperature, flow rate, etc. during reactor scram and control rod insertion failure when reactor scram is required. a coolant circulation pump system having a second flow coast down characteristic that slowly compensates for the coolant temperature of the reactor; A scram detection system for selecting a second flow coast down characteristic is provided, a bypass flow path is provided between the outlet piping of the circulation pump and the hot leg piping, a bypass stop valve is installed in the bypass flow path, and a control rod is inserted. An operation control device for a fast breeder reactor, characterized in that the bypass stopper is configured to be completely closed in the event of failure.
ラム時の冷却材温度、流量などの過渡的変化を補償する
第１のフローコーストダウン特性と原子炉スクラム必要
時の制御棒挿入失敗時の冷却材温度を緩慢に補償する第
２のフローコーストダウン特性とを有する冷却材循環ポ
ンプ系を備え、さらに原子炉スクラム時に前記第１のフ
ローコーストダウン特性を選定し、制御棒挿入失敗時に
前記第２のフローコーストダウン特性を選定するスクラ
ム検出系を設け、前記冷却材循環ポンプ系に機械式循環
ポンプと電磁ポンプとを使用し、原子炉スクラム時に前
記電磁ポンプを切り離し、制御棒挿入失敗時には、機械
式循環ポンプから電磁ポンプに切り替える様に構成した
ことを特徴とする高速増殖炉の運転制御装置。(4) In the coolant flow system of a fast breeder reactor, the first flow coast down characteristic compensates for transient changes in coolant temperature, flow rate, etc. during reactor scram and control rod insertion failure when reactor scram is required. a coolant circulation pump system having a second flow coast down characteristic that slowly compensates for the coolant temperature of the reactor; A scram detection system for selecting a second flow coast down characteristic is provided, a mechanical circulation pump and an electromagnetic pump are used in the coolant circulation pump system, and the electromagnetic pump is disconnected during a reactor scram, and when control rod insertion fails. An operation control device for a fast breeder reactor, characterized in that it is configured to switch from a mechanical circulation pump to an electromagnetic pump.
ラム時の冷却材温度、流量などの過渡的変化を補償する
第１のフローコーストダウン特性と原子炉スクラム必要
時の制御棒挿入失敗時の冷却材温度を緩慢に補償する第
２のフローコーストダウン特性とを有する冷却材循環ポ
ンプ系を備え、さらに原子炉スクラム時に前記第１のフ
ローコーストダウン特性を選定し、制御棒挿入失敗時に
前記第２のフローコーストダウン特性を選定するスクラ
ム検出系を設けてなり、前記第１のフローコーストダウ
ン特性を冷却材循環ポンプ自身の慣性力で、前記第２の
フローコーストダウン特性を前記ポンプ自身の慣性力に
加えて他系統母線から充電器および切替器を介して設け
た超電導コイルに蓄積された電気エネルギーを前記電力
変換器を介して前記ポンプの電動機へ供給するように構
成したことを特徴とする高速増殖炉の運転制御装置。(5) In the coolant flow system of a fast breeder reactor, the first flow coast down characteristic compensates for transient changes in coolant temperature, flow rate, etc. during reactor scram and control rod insertion failure when reactor scram is required. a coolant circulation pump system having a second flow coast down characteristic that slowly compensates for the coolant temperature of the reactor; A scram detection system for selecting a second flow coast down characteristic is provided, the first flow coast down characteristic is determined by the inertia of the coolant circulation pump itself, and the second flow coast down characteristic is determined by the inertia of the coolant circulation pump itself. In addition to the inertial force, the electric energy accumulated in the superconducting coil provided from the other system bus via the charger and the switching device is supplied to the electric motor of the pump via the power converter. A fast breeder reactor operation control device.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63183553A JPH0235397A (en) | 1988-07-25 | 1988-07-25 | Operation control device of fast breeder |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63183553A JPH0235397A (en) | 1988-07-25 | 1988-07-25 | Operation control device of fast breeder |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0235397A true JPH0235397A (en) | 1990-02-05 |
Family
ID=16137819
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63183553A Pending JPH0235397A (en) | 1988-07-25 | 1988-07-25 | Operation control device of fast breeder |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0235397A (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN110797129A (en) * | 2019-11-20 | 2020-02-14 | 三门核电有限公司 | Idling test method for shielded main pump of nuclear power plant |
| WO2022039793A1 (en) * | 2020-08-17 | 2022-02-24 | Terrapower, Llc | Inertial energy coastdown for electromagnetic pump |
-
1988
- 1988-07-25 JP JP63183553A patent/JPH0235397A/en active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| CN110797129A (en) * | 2019-11-20 | 2020-02-14 | 三门核电有限公司 | Idling test method for shielded main pump of nuclear power plant |
| CN110797129B (en) * | 2019-11-20 | 2021-06-11 | 三门核电有限公司 | Idling test method for shielded main pump of nuclear power plant |
| WO2022039793A1 (en) * | 2020-08-17 | 2022-02-24 | Terrapower, Llc | Inertial energy coastdown for electromagnetic pump |
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