JPH04148895A - 冷却材再循環ポンプ速度制御装置 - Google Patents
冷却材再循環ポンプ速度制御装置Info
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- JPH04148895A JPH04148895A JP2272236A JP27223690A JPH04148895A JP H04148895 A JPH04148895 A JP H04148895A JP 2272236 A JP2272236 A JP 2272236A JP 27223690 A JP27223690 A JP 27223690A JP H04148895 A JPH04148895 A JP H04148895A
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Links
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
[発明の目的]
(産業上の利用分野)
本発明は原子炉冷却材強制循環型の沸騰水型原子炉にお
いて、給水温度低下時に、中性子束の発振に対する余裕
の増加を図った再循環ポンプ速度制御装置に関する。
いて、給水温度低下時に、中性子束の発振に対する余裕
の増加を図った再循環ポンプ速度制御装置に関する。
(従来の技術)
沸騰水型原子炉を有する発電プラントは、原子炉建屋内
に原子炉格納容器が設けられており、この原子炉格納容
器内には冷却材(水)と複数の燃料集合体および制御棒
等からなる炉心が収容されてなる原子炉圧力容器が格納
されている。冷却水は炉心を」1昇する際炉心の核反応
によって昇温し水と蒸気の二相流状態となる。この二相
流は気水分離器により水と蒸気に分離され、その内蒸気
は蒸気乾燥器により乾燥蒸気となる。この乾燥蒸気は原
子炉圧力容器に接続された主蒸気配管系を介してタービ
ンに送られタービンを駆動させる。
に原子炉格納容器が設けられており、この原子炉格納容
器内には冷却材(水)と複数の燃料集合体および制御棒
等からなる炉心が収容されてなる原子炉圧力容器が格納
されている。冷却水は炉心を」1昇する際炉心の核反応
によって昇温し水と蒸気の二相流状態となる。この二相
流は気水分離器により水と蒸気に分離され、その内蒸気
は蒸気乾燥器により乾燥蒸気となる。この乾燥蒸気は原
子炉圧力容器に接続された主蒸気配管系を介してタービ
ンに送られタービンを駆動させる。
このタービンの駆動により発電機が回転し、発電する。
タービンで仕事をした蒸気は復水器内に導入されて復水
となり、給水加熱器により昇温された後に給水ポンプに
より再度原子炉圧力容器内に環流する。ここで、給水か
熱器による給水の加熱は蒸気を主蒸気から注気すること
により行われる。
となり、給水加熱器により昇温された後に給水ポンプに
より再度原子炉圧力容器内に環流する。ここで、給水か
熱器による給水の加熱は蒸気を主蒸気から注気すること
により行われる。
ところで、従来の商用の沸騰水型原子炉(以下BWRと
いう)では原子炉圧力容器の外部に設けられた2台の大
型の再循環ポンプにより原子炉冷却材を強制循環させて
いる。また原子炉圧力容器内に小型の再循環ポンプを複
数台設け、原子炉冷却+4を強制再循環さぜるBWRも
ある。これらのBWRの出力制御は制御棒操作の他に再
循環ポンプの回転数を変化させ炉心入口流量を制御する
ことにより行われる。しかしながら炉心冷却相流量に対
する原子炉熱出力の割合が大きいときには、中性子束が
発振状態となる可能性が大きいため、高出力低流量領域
には、安定性制限曲線として、制御棒引抜阻止ロジック
及び再循環ポンプ速度低下fill止ロジックが設けら
れている。
いう)では原子炉圧力容器の外部に設けられた2台の大
型の再循環ポンプにより原子炉冷却材を強制循環させて
いる。また原子炉圧力容器内に小型の再循環ポンプを複
数台設け、原子炉冷却+4を強制再循環さぜるBWRも
ある。これらのBWRの出力制御は制御棒操作の他に再
循環ポンプの回転数を変化させ炉心入口流量を制御する
ことにより行われる。しかしながら炉心冷却相流量に対
する原子炉熱出力の割合が大きいときには、中性子束が
発振状態となる可能性が大きいため、高出力低流量領域
には、安定性制限曲線として、制御棒引抜阻止ロジック
及び再循環ポンプ速度低下fill止ロジックが設けら
れている。
(発明が解決しようとする課題)
しかしながら、前記給水加熱器に至る注気配管」−の弁
が閉じたり、配管の破断が発生した場合には給水加熱喪
失となり、給水温度は低下する。
が閉じたり、配管の破断が発生した場合には給水加熱喪
失となり、給水温度は低下する。
この場合、炉心入口部での冷却材サブクール度が増大す
るため原子炉出力が上昇する。従って前記制御棒引抜阻
止ロジックや再循環ポンプ速度低下阻止ロジックを備え
たBWRにおいても原子炉が高出力低流量状態で運転中
に給水加熱喪失が発生ずると、炉心冷却材流量に対する
原子炉熱出力の割合がさらに増加するため中性子束の発
振現象が発生する可能性か強まる課題かある。
るため原子炉出力が上昇する。従って前記制御棒引抜阻
止ロジックや再循環ポンプ速度低下阻止ロジックを備え
たBWRにおいても原子炉が高出力低流量状態で運転中
に給水加熱喪失が発生ずると、炉心冷却材流量に対する
原子炉熱出力の割合がさらに増加するため中性子束の発
振現象が発生する可能性か強まる課題かある。
本発明はに記課題を解決するために成されたもので、高
出力低流量状態で運転中に給水加熱喪失か発生した場合
にも、中性子束の発振現象が起こるのを防止する再循環
ポンプ速度制御装置を提供することにある。
出力低流量状態で運転中に給水加熱喪失か発生した場合
にも、中性子束の発振現象が起こるのを防止する再循環
ポンプ速度制御装置を提供することにある。
[発明の構成]
(課題を解決するための手段)
本発明に係る原子炉冷月利再循環ポンプの回転速度を制
御する冷却材再循環ポンプ速度においては、原子炉熱出
力と炉心入口流計で代表される運転点が原子炉出力の発
振限界に近い運転領域にあるときに、定常状態からの給
水温度低下幅に応じて再循環ポンプ速度を増加させて成
ることを特徴とする。
御する冷却材再循環ポンプ速度においては、原子炉熱出
力と炉心入口流計で代表される運転点が原子炉出力の発
振限界に近い運転領域にあるときに、定常状態からの給
水温度低下幅に応じて再循環ポンプ速度を増加させて成
ることを特徴とする。
(作 用)
本発明では、原子炉運転点が高出力低流量の発振限界に
近い運転領域にあるとき、給水加熱喪失により給水温度
か定常状態よりも低ドした場合に再循環ポンプ駆動電源
に対してランプ状の再循環ポンプ速度増加要求信号を出
力する。再循環ポンプ速度を増加させると炉心流量も増
加する。このとき炉心流量の増加に伴ない原子炉出力も
増加するが、BWRの特性として、炉心流量を準定常状
態で増加させた場合、ある一定の炉心流量増加率の方が
原子炉出力増加率よりも大きくなる。従って、給水が熱
喪失による炉心入ロサブクール度の増大と、炉心流量の
増加により原子炉出力は増加するものの、炉心流量の増
加により、炉心冷却(]流量に対する原子炉出力の増大
は抑制されるため、原子炉出力の発振に対して余裕を確
保することができる。
近い運転領域にあるとき、給水加熱喪失により給水温度
か定常状態よりも低ドした場合に再循環ポンプ駆動電源
に対してランプ状の再循環ポンプ速度増加要求信号を出
力する。再循環ポンプ速度を増加させると炉心流量も増
加する。このとき炉心流量の増加に伴ない原子炉出力も
増加するが、BWRの特性として、炉心流量を準定常状
態で増加させた場合、ある一定の炉心流量増加率の方が
原子炉出力増加率よりも大きくなる。従って、給水が熱
喪失による炉心入ロサブクール度の増大と、炉心流量の
増加により原子炉出力は増加するものの、炉心流量の増
加により、炉心冷却(]流量に対する原子炉出力の増大
は抑制されるため、原子炉出力の発振に対して余裕を確
保することができる。
(実施例)
第1図から第4図を参照して本発明の第1の実施例を説
明する。第1図はBWRの概略構成を示す系統図である
。図中符号1は原子炉格納容器を示し、この原子炉格納
容器1は図示しない原子炉建屋内に設置されている。原
子炉格納容器1内には原子炉圧力容器2か図示しないペ
デスタル上に設置されている。この原子炉圧力容器2内
には、炉心3が収容されているとともに、冷却月4が収
容されている。」−記炉心3は複数の燃料集合体および
制御棒3aから構成されており、また冷却材4は再循環
系8により強制循環されている。この再循環系8は、炉
心3の外周のダウンカマ部に設置された複数台のジェッ
トポンプ5.原子炉圧力容器1の外部に設置された再循
環ポンプ6及びこれらジェットポンプ5および再循環ポ
ンプ6との間に配設された再循環系配管7とから構成さ
れている。冷却材4は炉心3を上方に向って流通する際
、炉心3の核反応熱により昇温し、水と蒸気の二相流状
態となる。二相流状態となった冷却材4は炉心3の上方
に設けられた図示しない気水分離器により水と蒸気とに
分離され、その内蒸気は気水分離器の上方に設けられた
蒸気乾燥器に流入して乾燥された乾燥蒸気となり、原子
炉圧力容器2の−に部に接続された主蒸気管9を介して
タービン10に移送される。一方、前記分離された水は
ダウンカマ部を介して炉心3の下方に流入し、再度炉心
3を上方に流通する。主蒸気管9の原子炉格納容器1の
貫通部前後には、主蒸気隔離弁(以下MSI■という)
llおよび12が夫々介挿されている。MSIVl、2
とタービン10との間には、主蒸気止め弁13および主
蒸気ド限弁14か順次介挿されている。
明する。第1図はBWRの概略構成を示す系統図である
。図中符号1は原子炉格納容器を示し、この原子炉格納
容器1は図示しない原子炉建屋内に設置されている。原
子炉格納容器1内には原子炉圧力容器2か図示しないペ
デスタル上に設置されている。この原子炉圧力容器2内
には、炉心3が収容されているとともに、冷却月4が収
容されている。」−記炉心3は複数の燃料集合体および
制御棒3aから構成されており、また冷却材4は再循環
系8により強制循環されている。この再循環系8は、炉
心3の外周のダウンカマ部に設置された複数台のジェッ
トポンプ5.原子炉圧力容器1の外部に設置された再循
環ポンプ6及びこれらジェットポンプ5および再循環ポ
ンプ6との間に配設された再循環系配管7とから構成さ
れている。冷却材4は炉心3を上方に向って流通する際
、炉心3の核反応熱により昇温し、水と蒸気の二相流状
態となる。二相流状態となった冷却材4は炉心3の上方
に設けられた図示しない気水分離器により水と蒸気とに
分離され、その内蒸気は気水分離器の上方に設けられた
蒸気乾燥器に流入して乾燥された乾燥蒸気となり、原子
炉圧力容器2の−に部に接続された主蒸気管9を介して
タービン10に移送される。一方、前記分離された水は
ダウンカマ部を介して炉心3の下方に流入し、再度炉心
3を上方に流通する。主蒸気管9の原子炉格納容器1の
貫通部前後には、主蒸気隔離弁(以下MSI■という)
llおよび12が夫々介挿されている。MSIVl、2
とタービン10との間には、主蒸気止め弁13および主
蒸気ド限弁14か順次介挿されている。
そ【7”C1タービン10に移送された蒸気は、そこで
ター ビンlOを駆動させ、その結果はタービン10に
連結された発電機15が回転する。タービン10を駆動
させた蒸気は、タービン10の下方に設置された復水器
16内に収容され、そこで凝縮化された復水となる。こ
の復水は、復水ポンプ17.給水加熱器18、タービン
駆動原子炉給水ポンプ19および電動機駆動機給水ポン
プ給水制御弁20を介して給水配管19aによって原子
炉圧力容器2内に導入され、炉心3のF方に給水される
。
ター ビンlOを駆動させ、その結果はタービン10に
連結された発電機15が回転する。タービン10を駆動
させた蒸気は、タービン10の下方に設置された復水器
16内に収容され、そこで凝縮化された復水となる。こ
の復水は、復水ポンプ17.給水加熱器18、タービン
駆動原子炉給水ポンプ19および電動機駆動機給水ポン
プ給水制御弁20を介して給水配管19aによって原子
炉圧力容器2内に導入され、炉心3のF方に給水される
。
ここで給水の加熱は、主蒸気を注気配管18bを介L5
て給水加熱器18に移送することによって行われる。注
気配管18aには汁気調整弁18bが介挿されている。
て給水加熱器18に移送することによって行われる。注
気配管18aには汁気調整弁18bが介挿されている。
MSIVl、2と主蒸気止め弁13との間の主蒸気管9
と復水器1Gとの間にはタービンバイパス管21が配設
されている。このタービンバイパス管21にはタービン
バイパス弁22が介挿されている。すなわち、負荷遮断
が発生した場合には、主蒸気下限弁14が閉弁し、同時
にタービンバイパス弁22が開弁する。それによって蒸
気タービンバイパス管21を介して復水器16に直接導
入される。
と復水器1Gとの間にはタービンバイパス管21が配設
されている。このタービンバイパス管21にはタービン
バイパス弁22が介挿されている。すなわち、負荷遮断
が発生した場合には、主蒸気下限弁14が閉弁し、同時
にタービンバイパス弁22が開弁する。それによって蒸
気タービンバイパス管21を介して復水器16に直接導
入される。
また主蒸気管9のMSIVllの入口側には、主蒸気逃
し安全弁23が接続されているとともに、この主蒸気逃
し安全弁23には1ミ蒸気逃し配管24が接続されてい
る。この主蒸気逃し配管24の下端は原子炉格納容器1
の底部に設けられた圧力抑制室25内の冷却水25a中
に浸漬されている。そして例えばMSIVl及び12が
閉弁して主蒸気圧力が過度に上昇した場合には、主蒸気
逃し安全弁23が開弁し、原子炉圧力容器2内の主蒸気
が主蒸気逃し管24を介して圧力抑制室25内の水中に
導入され、それによって原子炉圧力容器2内の圧力上昇
が抑制される。
し安全弁23が接続されているとともに、この主蒸気逃
し安全弁23には1ミ蒸気逃し配管24が接続されてい
る。この主蒸気逃し配管24の下端は原子炉格納容器1
の底部に設けられた圧力抑制室25内の冷却水25a中
に浸漬されている。そして例えばMSIVl及び12が
閉弁して主蒸気圧力が過度に上昇した場合には、主蒸気
逃し安全弁23が開弁し、原子炉圧力容器2内の主蒸気
が主蒸気逃し管24を介して圧力抑制室25内の水中に
導入され、それによって原子炉圧力容器2内の圧力上昇
が抑制される。
ところで前記給水配管19aには給水温度検出器31か
設置されており、冷却H再循環ポンプ速度制御装置33
に対して給水温度検出信号T1を送信する。またプロセ
ス計算機32には第2図に示すように、原子炉熱出力信
号Q及び炉心入口流量信号Fが入力され、プロセス計算
機に内蔵されているヒトバランスデータ32aを用いて
給水温度T。を計算する仕組みとなっている。給水温度
計算値Toは同じくプロセス計算機32に内蔵された判
定回路32bを用いて、原子炉出力の発振限界に近い運
転領域、即ち、Qが40%定格以−にかつFが60%定
格以ドのときに冷却イA再循環ポンプ速度制御装置33
に送信される。
設置されており、冷却H再循環ポンプ速度制御装置33
に対して給水温度検出信号T1を送信する。またプロセ
ス計算機32には第2図に示すように、原子炉熱出力信
号Q及び炉心入口流量信号Fが入力され、プロセス計算
機に内蔵されているヒトバランスデータ32aを用いて
給水温度T。を計算する仕組みとなっている。給水温度
計算値Toは同じくプロセス計算機32に内蔵された判
定回路32bを用いて、原子炉出力の発振限界に近い運
転領域、即ち、Qが40%定格以−にかつFが60%定
格以ドのときに冷却イA再循環ポンプ速度制御装置33
に送信される。
そして、冷却利再循環ポンプ速度制御装置33では加算
器Haにより偏差△T = (To T’t )が関
数発生器33bに出力される。関数発生器33bでは、
△S:再循環ポンプ速度増加要求信号(定格値に対する
割合)が△T(’C)の関数としてI′i−えられてお
り、△Tく10のとき△S=0.10≦△T<30のと
き△S=0.5X△T−5.△T≧30のときΔS=]
、0となっている。△Sは2台の再循環ポンプ駆動電源
■、■に送信される。
器Haにより偏差△T = (To T’t )が関
数発生器33bに出力される。関数発生器33bでは、
△S:再循環ポンプ速度増加要求信号(定格値に対する
割合)が△T(’C)の関数としてI′i−えられてお
り、△Tく10のとき△S=0.10≦△T<30のと
き△S=0.5X△T−5.△T≧30のときΔS=]
、0となっている。△Sは2台の再循環ポンプ駆動電源
■、■に送信される。
次に本実施例の作用を説明する。
まず上記の構成において第3図に示す入点、即ち原子炉
熱出力Q−60%、炉心人口流WF=40%のときに、
注気配管18a上の便1.8bの閉鎖により給水温度検
出値T、が30°C低下したときの冷却材再循環ポンプ
速度制御装置33の作用について説明する。本運転点は
第3図にも示すように、安定性制限曲線上の点に当り、
ここでは制御棒3aの引抜きと冷却材再循環ポンプ6の
速度減少がμm1止されている。
熱出力Q−60%、炉心人口流WF=40%のときに、
注気配管18a上の便1.8bの閉鎖により給水温度検
出値T、が30°C低下したときの冷却材再循環ポンプ
速度制御装置33の作用について説明する。本運転点は
第3図にも示すように、安定性制限曲線上の点に当り、
ここでは制御棒3aの引抜きと冷却材再循環ポンプ6の
速度減少がμm1止されている。
上記QとFはプロセス計算機32に入力され、Q≧40
%宜つF≦GO%を浅足しているため、給水温度計算値
T。が冷却利再循環ポンプ速度制御装置33に送信され
る。給水温度T1の低下に伴い、原子炉熱出力Qも増加
するため、給水温度計算値も−lユ昇するが、その変化
量は実際の給水温度変化層(309C)に対して僅か(
約10%)である。
%宜つF≦GO%を浅足しているため、給水温度計算値
T。が冷却利再循環ポンプ速度制御装置33に送信され
る。給水温度T1の低下に伴い、原子炉熱出力Qも増加
するため、給水温度計算値も−lユ昇するが、その変化
量は実際の給水温度変化層(309C)に対して僅か(
約10%)である。
従って、ToとT1の偏差△Tは30℃以1−であり、
関数発生器331〕からは△5−10%か(IJ循埋ボ
ンプ駆動電源の、■に対して出力される。
関数発生器331〕からは△5−10%か(IJ循埋ボ
ンプ駆動電源の、■に対して出力される。
このとき原子炉運転点は、炉心流量の増加と給水温度の
低下により、点Aから点C′に移行する。
低下により、点Aから点C′に移行する。
尚、点Bは点Aに於いて、−■−述した給水加熱喪失事
象が発生したときに本発明装置を用いなかったときの運
転点移動先を示し、点Cは同じく点Aにおいて給水加熱
喪失が発生していないときに再循環ポンプ速度を10%
増加させたときの運転点の移動先を示している。
象が発生したときに本発明装置を用いなかったときの運
転点移動先を示し、点Cは同じく点Aにおいて給水加熱
喪失が発生していないときに再循環ポンプ速度を10%
増加させたときの運転点の移動先を示している。
さて運転点B、C−を比較すると、原子炉出力が発振状
態となる運転限界、即ち、炉心安定性減幅比−1,0の
等減幅比曲線に対する余裕は、BY<C−ZよりC′点
の方が大きいことが分る。
態となる運転限界、即ち、炉心安定性減幅比−1,0の
等減幅比曲線に対する余裕は、BY<C−ZよりC′点
の方が大きいことが分る。
第4図(b)から(d)に運転点A、B、C−において
第4図(a)に示すような原子炉に2秒間で十10φの
反応度が印加されたときの中性子束の初期値からの変化
量(定格値に対する割合)を示す。
第4図(a)に示すような原子炉に2秒間で十10φの
反応度が印加されたときの中性子束の初期値からの変化
量(定格値に対する割合)を示す。
このような事象はタービン入口圧力設定点を変化させる
必要が生じ、タービン蒸気加減弁14の開度を小さくし
たときに発生する。第4図(b) 、 (C)により
、B点における中性子束の変動は、A点に於ける変動よ
りも持続的となり、10秒間以上続いている。これに対
して、第4図(d)に示すようにC′点では約7秒で過
渡変化か整定していることが分る。
必要が生じ、タービン蒸気加減弁14の開度を小さくし
たときに発生する。第4図(b) 、 (C)により
、B点における中性子束の変動は、A点に於ける変動よ
りも持続的となり、10秒間以上続いている。これに対
して、第4図(d)に示すようにC′点では約7秒で過
渡変化か整定していることが分る。
このように、本実施例における冷却材再循環ポンプ速度
制御装置を用いた場合には、プラントが原子炉出力の発
振限界に近い運転領域にあるときに給水加熱喪失か発生
した場合にも、反応度外乱に対して、原子炉出力の振動
状態か長時間続くことを防止できる。
制御装置を用いた場合には、プラントが原子炉出力の発
振限界に近い運転領域にあるときに給水加熱喪失か発生
した場合にも、反応度外乱に対して、原子炉出力の振動
状態か長時間続くことを防止できる。
[発明の効果]
以−I−説明したように本発明によれば、BWRにおい
て原子炉出力が発振限界に近い運転領域にあるときに給
水加熱喪失が発生した場合にも、給水温度の低丁量に応
じて冷却材再循環ポンプ速度を最大10%増加させるこ
とにより、原子炉に反応度外乱か生じたときに、原子炉
出力の振動が長時間続くことを防止することかできる。
て原子炉出力が発振限界に近い運転領域にあるときに給
水加熱喪失が発生した場合にも、給水温度の低丁量に応
じて冷却材再循環ポンプ速度を最大10%増加させるこ
とにより、原子炉に反応度外乱か生じたときに、原子炉
出力の振動が長時間続くことを防止することかできる。
第1図は本発明の一実施例に係る冷却材再循環ポンプ速
度制御装置を有する沸騰水型原子炉を示す概略構成図、
第2図は、第1図に示す冷却材再循環ポンプ速度制御装
置の構成図、第3図は給水加熱喪失時に第1図の冷却材
再循環ポンプ速度制御装置を適用した場合と適用しなか
った場合の原子炉運転点の移動先を示す説明図、第4図
(a)は原子炉に印加された反応度を示す特性図、第4
図(b)から(d)は各々第3図で示した出力移動先A
、B、(、’において第4図(a)に示した反応度外乱
が生じたときの中性子束の変動量を示す特性図である。 6・・・冷却材再循環ポンプ 18・・・給水加熱器1
8a・・・注気配管 1.8b・・・注気調整
弁19・・給水ポンプ L9a・・・給水配管
31・・・給水温度検出器 32・・・プロセス計
算機33・・・冷却材再循環ポンプ速度制御装置代理人
弁理士 則 近 憲 佑
度制御装置を有する沸騰水型原子炉を示す概略構成図、
第2図は、第1図に示す冷却材再循環ポンプ速度制御装
置の構成図、第3図は給水加熱喪失時に第1図の冷却材
再循環ポンプ速度制御装置を適用した場合と適用しなか
った場合の原子炉運転点の移動先を示す説明図、第4図
(a)は原子炉に印加された反応度を示す特性図、第4
図(b)から(d)は各々第3図で示した出力移動先A
、B、(、’において第4図(a)に示した反応度外乱
が生じたときの中性子束の変動量を示す特性図である。 6・・・冷却材再循環ポンプ 18・・・給水加熱器1
8a・・・注気配管 1.8b・・・注気調整
弁19・・給水ポンプ L9a・・・給水配管
31・・・給水温度検出器 32・・・プロセス計
算機33・・・冷却材再循環ポンプ速度制御装置代理人
弁理士 則 近 憲 佑
Claims (1)
- 原子炉冷却材再循環ポンプの速度を制御する冷却材再循
環ポンプ速度制御装置において、原子炉熱出力と炉心入
口流量で代表される運転点が原子炉出力の発振限界に近
い運転領域にあるときに定常状態からの給水温度低下幅
に応じて再循環ポンプ速度を増加させて成ることを特徴
とする冷却材再循環ポンプ速度制御装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2272236A JPH04148895A (ja) | 1990-10-12 | 1990-10-12 | 冷却材再循環ポンプ速度制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2272236A JPH04148895A (ja) | 1990-10-12 | 1990-10-12 | 冷却材再循環ポンプ速度制御装置 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH04148895A true JPH04148895A (ja) | 1992-05-21 |
Family
ID=17511023
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2272236A Pending JPH04148895A (ja) | 1990-10-12 | 1990-10-12 | 冷却材再循環ポンプ速度制御装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH04148895A (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2002181984A (ja) * | 2000-12-11 | 2002-06-26 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 沸騰水型原子炉の監視制御装置 |
JP2007232393A (ja) * | 2006-02-27 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 自然循環型原子炉の出力制御装置及び自然循環型原子炉の出力制御方法 |
-
1990
- 1990-10-12 JP JP2272236A patent/JPH04148895A/ja active Pending
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2002181984A (ja) * | 2000-12-11 | 2002-06-26 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 沸騰水型原子炉の監視制御装置 |
JP2007232393A (ja) * | 2006-02-27 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 自然循環型原子炉の出力制御装置及び自然循環型原子炉の出力制御方法 |
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