JPH0518073B2 - - Google Patents
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Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は原子炉出力降下方法に係り、特に減速
材中に液体ポイズンを含有させた原子炉の定格出
力から高温停止までの原子炉出力降下に好適な原
子炉出力降下方法に関するものである。[Detailed Description of the Invention] [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a method for reducing the power of a nuclear reactor, and particularly to a method for reducing the power of a nuclear reactor from rated power to high-temperature shutdown in which a moderator contains liquid poison. The present invention relates to a preferred nuclear reactor power reduction method.
炉心管理については、動力炉技報No.44 1982、
12p36〜48の弟子丸氏などによる“新型転換炉原
型炉「ふげん」の炉心管理”と題する文献がある
が、原子炉の出力を降下させるためには、中性子
吸収物質を炉心内に挿入する必要があり、この目
的のために制御棒を設置してある。しかし、重水
および黒鉛等を減速材として使用する原子炉で
は、その反応度特性が軽水を減速材として使用す
る原子炉と異なり、特に出力係数が軽水炉と比べ
て非常に小さく、零近傍の値を示すことが多い。
ここで、出力係数とは、原子炉の出力を変化させ
た場合に原子炉の状態（冷却水のボイド率、燃料
の温度等）が変化したときのそれによつて原子炉
に印加される反応度の単位出力変化当りの変化割
合のことである。
Regarding reactor core management, see Power Reactor Technical Report No. 44 1982,
There is a document titled "Core management of the new converter prototype reactor 'Fugen'" by Mr. Deshimaru and others on 12 pages 36-48, which states that in order to reduce the output of the reactor, it is necessary to insert a neutron absorbing material into the reactor core. However, in nuclear reactors that use heavy water and graphite as moderators, their reactivity characteristics are different from those that use light water as moderators, and control rods are installed for this purpose. The power coefficient is much smaller than that of light water reactors, and often shows values near zero.
Here, the power coefficient is the reactivity applied to the reactor when the reactor state (void rate of cooling water, fuel temperature, etc.) changes when the reactor output changes. It is the rate of change per unit output change.
一方、原子炉の出力が変化すると、上記の炉心
状態変化による反応度以外に燃料中のキセノンの
濃度が変化し、反応度が投入される。これがキセ
ノン反応度である。キセノンの濃度変化は大別す
ると、キセノンの生成としては核***生成物であ
るＩ−135の崩壊、消滅としてはキセノンの中性
子吸収に分けられる。前者はＩ−135の半減期が
数時間と長いため、出力を変化させてもキセノン
濃度が変化するには数時間の時間遅れをともな
う。一方、後者は出力を変化させるとたちどころ
にキセノンの中性子吸収量が変化する。この結果
は、原子炉の出力を降下させた場合のキセノンの
濃度変化が、まず、後者の効果により中性子吸収
量が減少し、その結果キセノンの消滅が減少する
ため、キセノン濃度が増加する。しかし、第７図
に示すように、数時間経過すると前者の効果によ
るＩ−135の濃度の減少により、Ｉ−135の崩壊に
よつて生成されるキセノンが減少する結果、キセ
ノン濃度が減少に転じる。 On the other hand, when the output of the nuclear reactor changes, the concentration of xenon in the fuel changes in addition to the reactivity due to the above-mentioned change in the core state, and reactivity is introduced. This is the xenon reactivity. Changes in the concentration of xenon can be roughly divided into xenon production, which occurs when the fission product I-135 decays, and xenon extinction, which occurs when xenon absorbs neutrons. In the former case, the half-life of I-135 is as long as several hours, so even if the output is changed, there is a time delay of several hours before the xenon concentration changes. On the other hand, in the latter case, when the output is changed, the neutron absorption amount of xenon changes immediately. This result shows that when the reactor power is reduced, the xenon concentration changes; first, due to the latter effect, the amount of neutron absorption decreases, and as a result, the annihilation of xenon decreases, so the xenon concentration increases. However, as shown in Figure 7, after several hours have passed, the concentration of I-135 decreases due to the former effect, and as a result, the xenon produced by the decay of I-135 decreases, and as a result, the xenon concentration begins to decrease. .
以上のごとく、出力を変化させた場合に炉心に
投入される反応度変化としては、炉心状態変化に
よる反応度（これを一応、出力係数の反応度と呼
ぶことにする。）とキセノン反応度とがあり、出
力を降下させた場合には出力係数の反応度は正の
反応度となるが、キセノン反応度は前述したごと
く降下後数時間は負の反応度が投入されることに
なる。 As mentioned above, the changes in the reactivity injected into the core when the power is changed include the reactivity due to changes in the core state (this will be referred to as the reactivity of the power coefficient) and the xenon reactivity. When the output is lowered, the reactivity of the output coefficient becomes a positive reactivity, but as mentioned above, the xenon reactivity becomes negative for several hours after the decrease.
この場合、軽水炉では出力係数が大きい結果、
キセノン反応度（負）に比べて出力係数の反応度
（正）が大きく、出力降下にともなう出力係数の
正の反応度を打ち消すように制御棒が挿入され、
原子炉の出力降下が行われる。 In this case, as a result of the large power coefficient in light water reactors,
The reactivity of the output coefficient (positive) is larger than the xenon reactivity (negative), and control rods are inserted so as to cancel out the positive reactivity of the output coefficient that accompanies the decrease in output.
The power of the reactor is reduced.
一方、重水炉や黒鉛炉では、前述したごとく出
力係数が小さい結果、キセノン反応度（負）に比
べて出力係数の反応度（正）の方が小さく、出力
降下にともなうキセノン反応度の負の反応度を打
ち消すように炉心に挿入された制御棒または重水
減速材中に含有させた液体ポイズンを引き抜いて
ゆく必要がある。しかし、原子炉の出力降下が行
われる燃焼サイクル末期では、一般に制御棒およ
び液体ポイズンは炉心から引き抜かれている場合
が多い。もし、炉心から引き抜かれる制御棒また
は液体ポイズンがない場合には、前述した出力降
下にともない投入されるキセノン反応度の負の反
応度を打ち消すことが困難となる結果、原子炉の
出力はますます降下し、遂にはスクラムすること
になる。 On the other hand, in heavy water reactors and graphite reactors, as a result of the small output coefficient as mentioned above, the reactivity of the output coefficient (positive) is smaller than the xenon reactivity (negative), and the negative It is necessary to withdraw the liquid poison contained in the control rods or heavy water moderator inserted into the reactor core to cancel out the reactivity. However, at the end of the combustion cycle when the power of the reactor is reduced, the control rods and liquid poison are generally withdrawn from the core in many cases. If there are no control rods or liquid poisons to be withdrawn from the reactor core, it will be difficult to counteract the negative reactivity of xenon that is injected as the power decreases, as described above, and as a result, the reactor's output will increase. It descends and eventually scrums.
例えば、第８図に示すような電気出力600MWe
級の圧力管型原子炉の場合の出力降下を計算機で
シミユレーシヨン解析すると、第９図に示すよう
な結果が得られる。ここで、出力降下の際、引き
抜くために使用する制御棒４は出力降下直前に丁
度半挿入位置とする。シミユレーシヨン解析の結
果、第９図に示すごとく、約2.3時間で出力が急
激に降下することが分つた。これは、第９図に示
すように、出力降下にともないキセノン濃度が増
加し、負の反応度が投入され、それを打ち消すた
めに炉心内に半挿入された制御棒４を引き抜き、
正の反応度を投入するが、約2.3時間で制御棒４
が炉心より全引き抜きされてしまうため、その後
はキセノン反応度を打ち消すことができず、急激
に出力が降下する結果となる。このように、重水
炉等では、出力係数がキセノン反応度と比べて小
さいため、出力降下時にはキセノン反応度の投入
により急激な出力降下ひいては原子炉スクラムを
招く場合がある。これを避けるためには、常時炉
心内に制御棒４を深挿入しておく必要があるが、
この場合には、挿入する制御棒４が不足し、十分
な制御性を確保することが困難となる可能性があ
る。なお、第８図において、１は炉心タンク、２
は燃料集合体、３は重水である。 For example, the electrical output is 600MWe as shown in Figure 8.
A computer simulation analysis of the power drop in the case of a pressure tube type nuclear reactor of 100 to 100 mm yields the results shown in Figure 9. Here, the control rod 4 used for withdrawal when the output is lowered is placed in a half-insertion position just before the output is lowered. As a result of the simulation analysis, it was found that the output suddenly decreased after about 2.3 hours, as shown in Figure 9. As shown in Figure 9, as the power decreases, the xenon concentration increases and negative reactivity is introduced, and in order to counteract this, the control rods 4, which were half-inserted into the reactor core, are withdrawn.
Positive reactivity is injected, but control rod 4 is removed in about 2.3 hours.
Since the xenon reactivity is completely withdrawn from the core, the xenon reactivity cannot be canceled out after that, resulting in a sudden drop in power output. As described above, in a heavy water reactor, etc., the power coefficient is smaller than the xenon reactivity, so when the power is reduced, the input of the xenon reactivity may cause a sudden power drop and even a reactor scram. In order to avoid this, it is necessary to insert the control rods 4 deep into the reactor core at all times.
In this case, there may be a shortage of control rods 4 to be inserted, making it difficult to ensure sufficient controllability. In addition, in Fig. 8, 1 is the core tank, 2
is a fuel assembly, and 3 is heavy water.
本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目
的とするところは、原子炉の出力降下を容易に達
成することができる原子炉出力降下方法を提供す
ることにある。
The present invention has been made in view of the above, and an object of the present invention is to provide a method for lowering the power of a nuclear reactor that can easily lower the power of a nuclear reactor.
本発明は、原子炉の反応度制御を制御棒と減速
材中に溶解した液体ポイズンで実施する原子炉出
力降下方法において、前記原子炉出力降下を実施
する前に、前記減速材中の前記液体ポイズンを除
去する第１の工程と、該液体ポイズンの除去によ
り前記原子炉出力が変化しないように前記制御棒
を前記原子炉の高さ方向有効長の1/2より深い位
置に調整する第２の工程と、該制御棒の一の調整
を完了後、出力降下を行う第３の工程とを有する
ことを特徴とするものである。
The present invention provides a reactor power reduction method in which reactivity control of a nuclear reactor is performed using liquid poison dissolved in control rods and a moderator, in which the liquid in the moderator is a first step of removing poison; and a second step of adjusting the control rod to a position deeper than 1/2 of the effective length in the height direction of the reactor so that the reactor output does not change due to the removal of the liquid poison. This method is characterized by having the following steps: and a third step of reducing the output after completing adjustment of one of the control rods.
以下本発明の出力降下方法の一実施例を第１図
〜第６図を用いて詳細に説明する。
An embodiment of the output reduction method of the present invention will be described in detail below with reference to FIGS. 1 to 6.
第１図は本発明の原子炉出力降下方法の一実施
例を説明するための具体的な一例を示す動作原理
略線図である。以下、重水減速沸騰軽水冷却型原
子炉に適用した場合について説明する。 FIG. 1 is a schematic diagram of the operating principle showing a specific example for explaining an embodiment of the nuclear reactor power reduction method of the present invention. A case where the present invention is applied to a heavy water-moderated boiling light water-cooled nuclear reactor will be described below.
第１図において、１は炉心タンク、２は重水減
速沸騰軽水冷却型原子炉の燃料集合体、３は重
水、４は制御棒で、燃料集合体２は一般に炉心タ
ンク１内に設置されている圧力管５内に挿入さ
れ、圧力管５内を流れる沸騰軽水によつて冷却さ
れる。減速材である重水３は、重水循環ポンプ６
によつて循環し、案内管７を通して炉心タンク１
内に導かれる。また、重水３中には、燃料の反応
度を制御するために液体ポイズン（通常ボロン）
を溶解させてあり、必要に応じてポイズン除去塔
８に重水３を通水することによつて重水３中のポ
イズンを除去したり、また、ポイズン溶解槽９中
のポイズンを重水３中に注入し、重水３中のポイ
ズン濃度を調整するようにしてある。原子炉の出
力を変更したい場合には、炉心内に挿入された制
御棒４を制御棒駆動装置１０によつて駆動させる
ことによつて実施する。また、炉内には中性子検
出器１１を挿入し、炉内の燃料の出力を監視す
る。中性子束から出力への換算は換算器１２によ
つて実施する。 In Figure 1, 1 is a core tank, 2 is a fuel assembly for a heavy water-moderated boiling light water-cooled reactor, 3 is heavy water, and 4 is a control rod.The fuel assembly 2 is generally installed in the core tank 1. It is inserted into the pressure pipe 5 and is cooled by boiling light water flowing inside the pressure pipe 5. Heavy water 3, which is a moderator, is fed to a heavy water circulation pump 6.
It circulates through the core tank 1 through the guide pipe 7.
Guided within. In addition, liquid poison (usually boron) is added to heavy water 3 to control the reactivity of the fuel.
If necessary, the poison in the heavy water 3 can be removed by passing the heavy water 3 through the poison removal tower 8, or the poison in the poison dissolving tank 9 can be injected into the heavy water 3. However, the concentration of poison in heavy water 3 is adjusted. When it is desired to change the output of the nuclear reactor, the control rod 4 inserted into the reactor core is driven by the control rod drive device 10 to change the output. Furthermore, a neutron detector 11 is inserted into the reactor to monitor the output of fuel within the reactor. Conversion from neutron flux to output is performed by a converter 12.
原子炉の出力降下を実施する場合には、通常、
制御棒４を中性子検出器１１の読みを見ながら駆
動させて行うが、本発明の場合は次の手順で実施
する。 When performing a power reduction of a nuclear reactor, usually
This is carried out by driving the control rod 4 while observing the readings from the neutron detector 11, but in the case of the present invention, the following procedure is used.
まず、出力降下速度設定器１５に今回の出力降
下計画の出力降下軌跡を入力する。出力降下軌跡
は
Ｐ(t)＝at＋P0 ……(1)
で一般に表わされることから、(1)式のａ，P0を
出力降下速度設定器１５に入力することになる。 First, the output descent trajectory of the current output descent plan is input into the output descent speed setting device 15. Since the output drop locus is generally expressed as P(t)=at+P 0 (1), a and P 0 of equation (1) are input to the output drop speed setting device 15 .
ここに、
Ｐ(t)；時間ｔでの原子炉熱出力
P0；時間零、すなわち、出力降下直前の熱出
力
ａ；原子炉熱出力降下速度
である。出力降下速度設定器１５に入力された(1)
式のａ、P0は、出力降下時反応度予測装置１６
に送られる。反応度予測装置１６では設定器１５
のデータをもとに出力降下時に炉心に投入される
反応度を計算・予測する。反応度予測装置１６の
演算装置を第２図に示す。第２図中、設定器１５
のデータは、まず、計画出力軌跡設定器３１に入
力され、そこで、各時間毎の原子炉熱出力が(1)式
を用いて算出される。算出された各時間の熱出力
は、初期キセノン濃度計算器３３へ送られる。初
期キセノン濃度計算器３３にはこれ以外にキセノ
ン・サマリウム基本データ記憶装置３０よりキセ
ノン・サマリウムの崩壊定数、生成率等のデータ
が、また、実機熱出力データ入力装置３２からは
出力降下直前の実機の熱出力データが入力され、
それらのデータをもとに、出力降下直前のキセノ
ン・サマリウムの濃度が計算される。ここで、実
機熱出力データ入力装置３２には換算器１２から
信号が送られてくる。 Here, P(t): Reactor thermal output at time t P 0 ; Thermal output at time zero, that is, immediately before the output drop a: Reactor thermal output drop rate. Input to output descent speed setting device 15 (1)
a and P 0 in the equation are the reactivity prediction device 16 at the time of output drop.
sent to. In the reactivity prediction device 16, the setting device 15
Based on this data, calculate and predict the reactivity that will be injected into the reactor core at the time of power drop. The calculation device of the reactivity prediction device 16 is shown in FIG. In Fig. 2, setting device 15
The data is first input to the planned output trajectory setter 31, where the reactor thermal output for each hour is calculated using equation (1). The calculated heat output for each time period is sent to the initial xenon concentration calculator 33. In addition to this, the initial xenon concentration calculator 33 contains data such as decay constants and production rates of xenon/samarium from the xenon/samarium basic data storage device 30, and data from the actual machine just before the output decreases from the actual machine heat output data input device 32. The heat output data of
Based on these data, the concentration of xenon and samarium just before the output drops is calculated. Here, a signal is sent from the converter 12 to the actual machine heat output data input device 32.
初期キセノン濃度計算器３３には下記の式が内
蔵されており、これらにより演算される。 The initial xenon concentration calculator 33 has the following formula built-in, and is calculated based on these.
Xe0＝φ0Σf（YI＋YX）／λX＋φ0σaＸ ……(2)
Sn00
＝α・Σf（YP＋YS）／σS／a ……(3)
I0＝φ0ΣfYI／λI ……(4)
Pn0＝φ0ΣfYP／λP ……(5)
ここに、
Xe0；初期キセノン濃度
Sn0；初期サマリウム濃度
I0；初期ヨウ素濃度
Pn0；初期プロメチウム濃度
φ0；計算開始時刻の熱出力に対応する中性子
束
YI，YX，YP，YS；ヨウ素、キセノン、プロメ
チウムおよびサマリウムの核***による生
成率（記憶装置３０より入力）
Σf；燃料のマクロ***断面積（記憶装置３０よ
り入力）
λI，λX，λP；ヨウ素、キセノン、プロメチウム
の崩壊定数（記憶装置３０より入力）
σX a，σS a；キセノン、サマリウムのミクロ吸収断
面積（記憶装置３０より入力）
α；サマリウムの平衡濃度に対する割合（記憶
装置３０より入力）
である。 X e0 = φ 0 Σ f (Y I + Y X ) / λ X + φ 0 σ a 0 =φ 0 Σ f Y I /λ I ...(4) P n0 =φ 0 Σ f Y P /λ P ...(5) Here, X e0 ; Initial xenon concentration S n0 ; Initial samarium concentration I 0 ; Initial iodine concentration P n0 ; Initial promethium concentration φ 0 ; Neutron flux corresponding to thermal output at calculation start time Y I , Y (Input from device 30) Σ f ; Macro splitting cross section of fuel (Input from storage device 30) λ I , λ X , λ P ; Decay constants of iodine, xenon, promethium (Input from storage device 30) σ X a , σ S a : Micro absorption cross section of xenon and samarium (input from the storage device 30) α : Ratio to the equilibrium concentration of samarium (input from the storage device 30).
ここで、(2)〜(5)式のφ0は次式で計算される。 Here, φ 0 in equations (2) to (5) is calculated using the following equation.
φ0＝P0／Ｃ・Σf・Vfuel ……(6)
ここに、
P0；出力降下直前時の熱出力（入力装置３２
より入力）
Vfuel；燃料体積（記憶装置３０より入力）
Ｃ；核***当りの発生エネルギー
である。 φ 0 = P 0 /C・Σ f・V fuel ...(6) Here, P 0 ; Thermal output just before the output drop (input device 32
V fuel : Fuel volume (input from the storage device 30) C: Energy generated per nuclear fission.
以上の計算式に基づいて初期キセノン濃度計算
器３３では出力降下直前（ｔ＝t0）のキセノン、
サマリウム、ヨウ素、プロメチウムの濃度が計算
され、計算結果はキセノン・サマリウム濃度過渡
計算器３４へ送られ、出力降下時、すなわち、ｔ
＝t0＋Δt時のキセノン・サマリウム濃度が計算さ
れる。計算器３４に内蔵されている計算式は次の
通りである。 Based on the above calculation formula, the initial xenon concentration calculator 33 calculates
The concentrations of samarium, iodine, and promethium are calculated, and the calculation results are sent to the xenon/samarium concentration transient calculator 34, and when the output drops, that is, t
The xenon/samarium concentration at =t 0 +Δt is calculated. The calculation formula built into the calculator 34 is as follows.
Ｉ（ｔ＋Δt）
＝Ｉ(t)ｅ−λIΔt
＋φΣfYI／λI（１−ｅ−λIΔt
）
……(7)
Xe（ｔ＋Δt）
＝φΣf（YI＋YX）／λX＋φσaｘ＋〔Ｘ(t)φΣf（Y
I＋YX）／λX＋φσaｘ
−λIＩ(t)−φΣfYI／λX＋φσaｘ−λI〕ｅ〔−λ
x＋φσaｘ）Δt〕
＋〔λIＩ(t)−φΣfYI／λX＋φσX／a−λI〕・Xe(
t)……(8)
Pn（ｔ＋Δt）＝
Pn(t)・ｅ−λPΔt
＋φΣfYP／λP（１−ｅ−λIΔt
……(9)
Sn（ｔ＋Δt）＝φΣf（YP＋YS）／λS＋φσaｓ＋〔Sn
(t)−φΣf（YP＋YS）／λa＋φσaｓ
−λPPn(t)−φΣfYP／λS＋φσaｓ−λP〕ｅ−（λ
S＋φσa x
−λPPn(t)−φΣfYP／λS＋φσaｓ−λP〕ｅ−（λ
S＋φσa x
Δt＋〔λPPn(t)−φΣfYP／λS＋φσaｓ−λP〕ｅ
−λPΔt
……(10)
ここに、
Ｉ(t)、X.(t)、Pn(t)、Sn(t)は時間ｔにおけるヨ
ウ素、キセノン、プロメチウム、サマリウムの濃
度であり、他の記号の意味は(2)〜(5)式と同じであ
る。I (t+Δt) = I(t)e−λ I Δt +φΣ f Y I /λ I (1−e−λ I Δt)
... ( 7) X e (t+ Δt ) = φΣ f ( Y I +Y
I + Y _ _ _ _ _ _ _
x + φσ a x) Δt] + [λ I I(t)−φΣ f Y I ／ λ X + φσ
t)……(8) P n (t+Δt)= P n (t)・e−λ P Δt +φΣ f Y P ／λ P (1−e−λ I Δt
...(9) S n (t + Δt) = φΣ f (Y P + Y S ) / λ S + φσ a s + [S n
(t)−φΣ f (Y P +Y S )/λ a +φσ a s −λ P P n (t)−φΣ f Y P /λ S +φσ a s−λ P ]e−(λ
S +φσ a x −λ P P n (t)−φΣ f Y P ／λ S +φσ a s−λ P ]e−(λ
S +φσ a x Δt+[λ P P n (t)−φΣ f Y P /λ S +φσ a s−λ P ]e
−λ P Δt ...(10) Here, I(t), X.(t), P n (t), S n (t) are the concentrations of iodine, xenon, promethium, and samarium at time t, The meanings of other symbols are the same as in formulas (2) to (5).
(7)〜(10)式に基づく計算は、微小時間ステツプ
Δtの間は中性子束φが一定と仮定し、(2)〜(5)式
よりｔ＝t0として求めた各濃度を初期値として、
時間をΔtずつ進めて実施する。 Calculations based on equations (7) to (10) assume that the neutron flux φ is constant during the minute time step Δt, and each concentration determined from equations (2) to (5) with t = t 0 is the initial value. As,
Execute by advancing the time by Δt.
以上の計算式より各時間でのキセノン・サマリ
ウム濃度が計算器３４で算出されると、その結果
はキセノン・サマリウム反応度計算器３５に送ら
れ、次式により出力降下時に投入されるキセノ
ン・サマリウム反応度ΔKx．、ΔKSnが計算され
る。 When the xenon/samarium concentration at each time is calculated by the calculator 34 from the above calculation formula, the result is sent to the xenon/samarium reactivity calculator 35, and the xenon/samarium to be injected when the output decreases according to the following formula. Reactivity ΔK x . , ΔK Sn are calculated.
ΔKXe＝（ΔKx0／Xep0）（Xe（tD）−Xe0） ……(11)
ΔKSn＝（ΔKSn0／Sn0）（Sn（tD）−Sn0） ……(12)
ここに、
（ΔKxe0／Xe0）、（ΔKSn0／Sn0）；出力降下直前時
の単位
キセノン濃度、サマリウム濃度当りのキセノ
ン・サマリウム反応度（入力）
Xe（tD）、Sn（tD）；降下後の原子炉熱出力達成時間
（ｔ＝tD）のキセノン・サマリウム濃度（計算
器３４にて計算）
一方、出力降下にともなう炉心の状態変化によ
る反応度投入、すなわち、出力係数による反応度
は、次のようにして算出される。 ∆K Xe = ( ∆K x0 / _ _ _ _ _ 12) Here, (ΔK xe0 /X e0 ), (ΔK Sn0 /S n0 ); xenon-samarium reactivity per unit xenon concentration and samarium concentration just before the output drop (input) X e (t D ), S n (t D ); xenon/samarium concentration (calculated by the calculator 34) at the reactor thermal output attainment time (t = t D ) after the descent , the reactivity based on the output coefficient is calculated as follows.
まず、出力係数実績値入力装置３６に最も確か
らしい出力係数の実績値が入力され、そのデータ
が出力係数反応度計算器３７に送られ、出力係数
による反応度ΔKPが次式で計算される。 First, the most probable actual value of the output coefficient is input to the output coefficient actual value input device 36, the data is sent to the output coefficient reactivity calculator 37, and the reactivity ΔK P due to the output coefficient is calculated using the following formula. .
ΔKP＝（∂K／∂P）-1（Pp−PD） ……(13) ここに、 （∂K／∂P）；出力係数（入力装置３６より入力） Pp；降下直前時の熱出力 PD；降下達成時の熱出力 である。 ΔK P = (∂K/∂P) -1 (P p −P D ) ...(13) Here, (∂K/∂P); Output coefficient (input from input device 36) P p ; Just before descent Thermal output P D is the thermal output when the descent is achieved.
以上のごとく計算されたキセノン反応度ΔKXe、
サマリウム反応度ΔKSnおよび出力係数反応度
ΔKPは、第１図の出力降下必要制御反応度算出器
１７に送られ、次式によつて出力降下に必要な制
御反応度ΔKNが算出される。 The xenon reactivity ΔK Xe calculated as above,
The samarium reactivity ΔK Sn and the output coefficient reactivity ΔK P are sent to the output reduction required control reactivity calculator 17 in Figure 1, and the control reactivity ΔK N required for the output reduction is calculated by the following formula .
ΔKN＝ΔKP＋ΔKXe＋ΔKSn ……(14)
以上のごとく求められた必要制御反応度ΔKN
は第１図の出力降下判定器２０に送られ、制御棒
挿入位置検出器１８の出力が入力されている挿入
制御棒反応度価値算出器１９で計算された炉心に
挿入されている制御棒反応度価値ΔKCRと比較さ
れる。比較の結果、ΔKCR＞ΔKNの場合には、必
要制御反応度よりも制御棒反応度価値が上廻つて
いるため、制御棒４による制御可能と判断でき、
出力降下許可信号発生器２１に信号が送られ、運
転員に出力降下許可がアナウンスされる。一方、
ΔKCRΔKNの場合には、制御棒挿入位置算出器
２２に信号が送られる。 ΔK N = ΔK P + ΔK Xe + ΔK Sn ...(14) Necessary control reactivity ΔK N obtained as above
is sent to the power drop determiner 20 in FIG. degree value ΔK CR . As a result of the comparison, if ΔK CR > ΔK N , the control rod reactivity value exceeds the required control reactivity, so it can be determined that control using control rod 4 is possible.
A signal is sent to the output drop permission signal generator 21, and the output drop permission is announced to the operator. on the other hand,
In the case of ΔK CR ΔK N , a signal is sent to the control rod insertion position calculator 22.
次に、第３図を用いて制御棒挿入位置算出器２
２の演算内容を説明する前に、挿入制御棒反応度
価値算出器１９の演算内容について説明する。第
３図は第１図の挿入制御棒反応度価値算出器１９
と制御棒挿入位置算出器２２の一例を示す構成図
で、制御棒挿入位置検出器１８で検出された現状
の制御棒４の挿入位置ｄのデータは、挿入制御棒
反応度価値算出器１９の制御棒挿入位置信号発生
器３８を介して制御棒挿入反応度価値計算器３９
へ送られる。この計算器３９には、制御棒挿入位
置信号発生器３８より送られてくる現在の制御棒
位置d0のほかに、制御棒全反応度価値入力装置４
０より制御棒の全挿入、全引き抜きの全反応度価
値ΔKCRTが、また、制御棒反応度係数記憶装置４
１より制御棒挿入位置と反応度価値の関係を表わ
す係数が入力される。制御棒４の挿入位置と反応
度価値の関係は、第４図に示すような形状を示す
ことから、全引き抜きを1.0として相対制御棒反
応度価値ΔKCRRは、制御棒引き抜き距離ｄによつ
て次式で表わされる。 Next, using the control rod insertion position calculator 2 using FIG.
Before explaining the calculation contents of step 2, the calculation contents of the insertion control rod reactivity value calculator 19 will be explained. Figure 3 shows the inserted control rod reactivity value calculator 19 in Figure 1.
This is a configuration diagram showing an example of the control rod insertion position calculator 22, and the data of the current insertion position d of the control rod 4 detected by the control rod insertion position detector 18 is calculated by the insertion control rod reactivity value calculator 19. Control rod insertion reactivity value calculator 39 via control rod insertion position signal generator 38
sent to. In addition to the current control rod position d 0 sent from the control rod insertion position signal generator 38, this calculator 39 also contains the control rod total reactivity value input device 4.
From 0, the total reactivity value ΔK CRT of the total insertion and withdrawal of the control rod is also stored in the control rod reactivity coefficient storage device 4.
1, a coefficient representing the relationship between the control rod insertion position and the reactivity value is input. The relationship between the insertion position of the control rod 4 and the reactivity value is as shown in Figure 4, so assuming that the total withdrawal is 1.0, the relative control rod reactivity value ΔK CRR is determined by the control rod withdrawal distance d. It is expressed by the following formula.
ΔKCRR＝ad＋bd2＋cd3 ……(15)
(15)式中の係数ａ，ｂ，ｃは第４図の曲線に最
小自乗法でベストフイツテイングするように決定
される。 ΔK CRR = ad + bd 2 + cd 3 (15) The coefficients a, b, and c in equation (15) are determined by best fitting to the curve in FIG. 4 using the least squares method.
制御棒挿入反応度価値計算器３９では制御棒挿
入位置信号発生器３８より送られてきたｄと制御
棒全反応度価値入力装置４０より送られてきた
ΔKCRTと制御棒反応度係数記憶装置４１より送ら
れてきたａ，ｂ，ｃに基づき、まず(15)式により
ΔKCRRを計算し、制御棒挿入反応度価値ΔKCRを
次式で算出する。 The control rod insertion reactivity value calculator 39 calculates d sent from the control rod insertion position signal generator 38, ΔK CRT sent from the control rod total reactivity value input device 40, and control rod reactivity coefficient storage device 41. Based on the a, b, and c sent from the controller, first calculate ΔK CRR using equation (15), and then calculate the control rod insertion reactivity value ΔK CR using the following equation.
ΔKCR＝ΔKCRT×ΔKCRR ……(16)
以上のごとく算出された制御棒挿入反応度価値
ΔKCRのデータは第１図の出力降下判定器２０お
よび制御棒挿入位置算出器２２に送られる。 ΔK CR = ΔK CRT × ΔK CRR ...(16) The data of the control rod insertion reactivity value ΔK CR calculated as above is sent to the power drop judger 20 and the control rod insertion position calculator 22 in FIG. .
次に、第３図を用いて、制御棒挿入位置算出器
２２の演算内容を説明する。制御棒挿入位置算出
器２２内の制御棒挿入位置修正器４２には出力降
下判定器２０の信号が入力され、制御棒挿入位置
修正のための計算開始信号が制御棒挿入位置決定
器４３に送られる。制御棒挿入位置決定器４３は
その信号に基づいて新しい制御棒挿入位置を次の
ようにして決定する。すなわち、出力降下判定器
２０から制御棒挿入位置修正器４２を介して送ら
れてくる出力降下制御必要反応度ΔKNと制御棒
挿入反応度価値計算器３９より送られてくる
ΔKCRが一致するような新しい制御棒挿入位置ｄ
を見つけることになる。具体的には(16)式のΔKCR
をΔKNに置換し、新しいΔKCRRを(16)式から逆算
して求め、そのΔKCRRを(15)式に使用して、(15)式
の根であるｄを算出する。このようにして算出し
たｄに若干の余裕αを加算し、新しい制御棒挿入
位置dNを決定する。 Next, the calculation contents of the control rod insertion position calculator 22 will be explained using FIG. The signal from the output drop determiner 20 is input to the control rod insertion position corrector 42 in the control rod insertion position calculator 22, and a calculation start signal for correcting the control rod insertion position is sent to the control rod insertion position determiner 43. It will be done. The control rod insertion position determiner 43 determines a new control rod insertion position based on the signal as follows. That is, the required reactivity ΔK N for power drop control sent from the power drop determiner 20 via the control rod insertion position corrector 42 and ΔK CR sent from the control rod insertion reactivity value calculator 39 match. new control rod insertion position d
You will find. Specifically, ΔK CR in equation (16)
is replaced with ΔK N , a new ΔK CRR is obtained by back calculation from equation (16), and ΔK CRR is used in equation (15) to calculate d, which is the root of equation (15). A slight margin α is added to d calculated in this way, and a new control rod insertion position d N is determined.
次に、このようにして求められた新しい制御棒
挿入位置dNは第１図の制御棒挿入位置判定器２３
に送られ、制御棒挿入下限位置設定器２４より送
られてくる下限位置以下でないことを確認する。
判定器２３でこれが確認されれば、ポイズン除去
信号発生器２５に信号が送られ、ポイズン除去信
号発生器２５よりポイズン除去塔流量調整弁１３
に信号が送られ、調整弁１３が開き、ポイズン除
去塔８に重水３が通水され、重水３中のポイズン
が除去される。ポイズンの除去により、原子炉に
正の反応度が投入されることから、これを打ち消
し、原子炉出力を一定に保つように制御棒４が原
子炉内に挿入され、新しい制御棒挿入位置dNまで
制御棒４が挿入されるまでポイズンが除去され
る。このようにして、原子炉出力降下が十分制御
できる位置まで制御棒４が挿入され、出力降下時
のキセノン反応度の制御が制御棒４の引き抜きに
よつて可能となる。 Next, the new control rod insertion position d N obtained in this way is determined by the control rod insertion position determination unit 23 in FIG.
It is confirmed that the lower limit position is not lower than the lower limit position sent from the control rod insertion lower limit position setter 24.
If this is confirmed by the determiner 23, a signal is sent to the poison removal signal generator 25, and the poison removal signal generator 25 controls the poison removal tower flow rate adjustment valve 13.
A signal is sent to, the regulating valve 13 is opened, heavy water 3 is passed through the poison removal tower 8, and poisons in the heavy water 3 are removed. Since positive reactivity is injected into the reactor due to the removal of poison, the control rod 4 is inserted into the reactor in order to cancel this out and keep the reactor output constant, and the control rod 4 is inserted into the reactor at a new control rod insertion position d N Poison is removed until the control rod 4 is inserted. In this way, the control rods 4 are inserted to a position where the reactor power drop can be sufficiently controlled, and the xenon reactivity can be controlled by withdrawing the control rods 4 during the power drop.
一方、出力降下判定器２０の判定の結果、新し
い制御棒挿入位置dNが下限位置dUを超えていた場
合には、信号が出力降下速度算出器２６に送ら
れ、新しい出力降下速度を再設定することにな
る。例えば、第５図に示すごとく、出力降下速度
を0.5％／分より0.8％／分へ変更する。このよう
に降下速度を上げることにより、キセノン濃度が
十分蓄積して負の反応度が投入される前に出力の
降下を実施するため、制御必要反応度を小さくす
ることができる。新しく再設定した出力降下速度
VNは出力降下速度判定器２７で、出力降下速度
上限値設定器２８より送られてくる上限値VUと
比較され、VN＜VUであれば、新しい出力降下速
度VNが第１図の出力降下速度設定器１５に送ら
れ、これまで説明したフローにより、出力降下判
定器２０にて新しい降下速度でのΔKNがΔKN＜
ΔKCRと判定されれば、出力降下許可信号発生器
２１に信号が送られ、出力降下許可がアナウンス
される。 On the other hand, if the new control rod insertion position dN exceeds the lower limit position dU as a result of the determination by the output drop determination unit 20, a signal is sent to the output drop rate calculator 26, and a new output rate of descent is determined again. You will need to set it. For example, as shown in FIG. 5, the output drop rate is changed from 0.5%/min to 0.8%/min. By increasing the rate of descent in this way, the output is lowered before the xenon concentration sufficiently accumulates and negative reactivity is introduced, so that the reactivity required for control can be reduced. Newly reset power drop rate
V N is compared with the upper limit value V U sent from the output lowering speed upper limit setting device 28 in the output lowering speed determiner 27, and if V N < V U , the new output lowering speed V N is set to the first output lowering speed. The output is sent to the output drop rate setter 15 in the figure, and according to the flow explained so far, the output drop determiner 20 determines that ΔK N at the new rate of descent is ΔK N <
If it is determined that ΔK CR , a signal is sent to the output drop permission signal generator 21, and permission for output drop is announced.
以上、本発明の出力降下方法にしたがい、制御
棒挿入位置を第４図に示す如く、50％位置から30
％位置に変更した場合の出力降下時の制御を計算
機でシミユレーシヨンした結果を第６図に示す。
従来例の第９図の場合と違つて第６図は出力降下
が計画通り実施可能であることを示している。 As described above, according to the output lowering method of the present invention, the control rod insertion position is changed from the 50% position to 30
Figure 6 shows the results of a computer simulation of the control when the output drops when the position is changed to %.
Unlike the conventional example shown in FIG. 9, FIG. 6 shows that the output reduction can be carried out as planned.
上記した本発明の実施例によれば、
(1) 原子炉の出力降下が容易となり、いかなる炉
心状態からでも速やかに計画通りの出力降下を
実施できるから、炉の安全性が向上する。 According to the above-described embodiments of the present invention, (1) The power of the reactor can be reduced easily, and the power of the reactor can be reduced quickly as planned from any core state, thereby improving the safety of the reactor.
(2) 制御棒４を出力降下直前にポイズン濃度を調
整して探挿入する方法を採用した結果、通常運
転時に常時制御棒４を探挿入しておく必要がな
くなり、制御棒４を制御上適切な位置（通常上
下どちらへも移動可能な半挿入位置）に挿入し
ておくことが可能となり、通常運転時の制御性
が向上する。(2) As a result of adopting a method of detecting and inserting the control rod 4 by adjusting the poison concentration immediately before the output decreases, it is no longer necessary to constantly search and insert the control rod 4 during normal operation, and the control rod 4 can be inserted properly for control purposes. This allows the device to be inserted in a suitable position (normally a semi-insertion position where it can be moved either up or down), improving controllability during normal operation.
(3) 原子炉の出力降下時に出力が急激に降下し、
原子炉スクラムを生じる可能性がなくなり、原
子炉の稼動率が向上する。(3) When the reactor output drops, the output suddenly drops,
There is no possibility of reactor scram occurring and the reactor operation rate is improved.
などの利点がある。There are advantages such as
以上説明したように、本発明によれば、原子炉
の出力降下を容易に達成することができ、炉の安
全性が向上するほか、通常運転時に制御棒を制御
上適切な位置に挿入しておくことができ、通常運
転時の制御性を向上でき、さらに、原子炉の出力
降下時に出力が急激に降下することがなく、原子
炉の稼動率が向上するという効果がある。
As explained above, according to the present invention, it is possible to easily reduce the output of a nuclear reactor, improve the safety of the reactor, and also insert control rods at appropriate positions for control purposes during normal operation. This has the effect that the controllability during normal operation can be improved, and the output does not drop suddenly when the reactor output drops, improving the operating rate of the reactor.
第１図は本発明の原子炉出力降下方法の一実施
例を説明するための具体的な一例を示す動作原理
略線図、第２図は第１図の反応予測装置の演算装
置の一例を示す図、第３図は第１図の挿入制御棒
反応度価値算出器と制御棒挿入位置算出器の一例
を示す構成図、第４図は制御棒反応度価値と制御
棒引き抜き距離との関係を示す線図、第５図は原
子炉熱出力降下速度を示す線図、第６図は本発明
の出力降下方法による出力降下時の熱出力、キセ
ノン濃度変化を示す線図、第７図は原子炉出力降
下時のキセノン濃度変化を説明する線図、第８図
は重水減速圧力管型原子炉の炉心断面図、第９図
は従来の出力降下時の熱出力、キセノン濃度変化
を示す線図である。
３……重水、４……制御棒、８……ポイズン除
去塔、１０……制御棒駆動装置、１３……調整
弁、１５……出力降下速度設定器、１６……出力
降下時反応度予測装置、１７……出力降下必要制
御反応度算出器、１８……制御棒挿入位置検出
器、１９……挿入制御棒反応度価値算出器、２０
……出力降下判定器、２１……出力降下許可信号
発生器、２２……制御棒挿入位置算出器、２３…
…制御棒挿入位置判定器、２４……制御棒挿入下
限位置設定器、２５……ポイズン除去信号発生
器、２６……出力降下速度算出器、２７……出力
降下速度判定器、２８……出力降下速度上限値設
定器、２９……アナウンス発生器、３０……キセ
ノン・サマリウム基本データ入力装置、３１……
計画出力軌跡設定器、３２……実機熱出力データ
入力装置、３３……初期キセノン・サマリウム濃
度計算器、３４……キセノン・サマリウム濃度過
渡計算器、３５……キセノン・サマリウム反応度
計算器、３６……出力係数実績値入力装置、３７
……出力係数反応度計算器、３８……制御棒挿入
位置信号発生器、３９……制御棒挿入反応度価値
計算器、４０……制御棒全反応度価値入力装置、
４１……制御棒反応度係数記憶装置、４２……制
御棒挿入位置修正器、４３……制御棒挿入位置決
定器。
FIG. 1 is a schematic diagram of the operating principle showing a specific example for explaining one embodiment of the reactor power reduction method of the present invention, and FIG. 2 is an example of the calculation device of the reaction prediction device shown in FIG. 1. Figure 3 is a configuration diagram showing an example of the inserted control rod reactivity value calculator and control rod insertion position calculator in Figure 1, and Figure 4 is the relationship between control rod reactivity value and control rod withdrawal distance. FIG. 5 is a diagram showing the reactor thermal power drop rate, FIG. 6 is a diagram showing the thermal output and xenon concentration changes when the power is reduced by the power reduction method of the present invention, and FIG. 7 is a diagram showing the change in xenon concentration. A line diagram explaining the change in xenon concentration when the reactor power decreases, Figure 8 is a cross-sectional view of the core of a heavy water-moderated pressure tube type nuclear reactor, and Figure 9 is a line showing the thermal output and xenon concentration change during the conventional power decrease. It is a diagram. 3...Heavy water, 4...Control rod, 8...Poison removal tower, 10...Control rod drive device, 13...Adjusting valve, 15...Output drop rate setting device, 16...Reactivity prediction at output drop Device, 17...Output drop required control reactivity calculator, 18...Control rod insertion position detector, 19...Insertion control rod reactivity value calculator, 20
...Output drop determination device, 21...Output drop permission signal generator, 22...Control rod insertion position calculator, 23...
... Control rod insertion position determiner, 24 ... Control rod insertion lower limit position setter, 25 ... Poison removal signal generator, 26 ... Output descent speed calculator, 27 ... Output descent speed determiner, 28 ... Output Descent speed upper limit value setter, 29... Announcement generator, 30... Xenon/samarium basic data input device, 31...
Planned output trajectory setting device, 32...Actual machine heat output data input device, 33...Initial xenon/samarium concentration calculator, 34...Xenon/samarium concentration transient calculator, 35...Xenon/samarium reactivity calculator, 36 ...Output coefficient actual value input device, 37
...Output coefficient reactivity calculator, 38...Control rod insertion position signal generator, 39...Control rod insertion reactivity value calculator, 40...Control rod total reactivity value input device,
41... Control rod reactivity coefficient storage device, 42... Control rod insertion position corrector, 43... Control rod insertion position determiner.
Claims (1)
解した液体ポイズンで実施する原子炉出力降下方
法において、前記原子炉出力降下を実施する前
に、前記減速材中の前記液体ポイズンを除去する
第１の工程と、該液体ポイズンの除去により前記
原子炉出力が変化しないように前記制御棒を前記
原子炉の高さ方向有効長の1/2より深い位置に調
整する第２の工程と、該制御棒の位置の調整を完
了後、出力降下を行う第３の工程とを有すること
を特徴とする原子炉出力降下方法。 ２ 前記第２の工程で前記制御棒の位置を調整し
ても、前記出力降下時の前記原子炉内のキセノン
の蓄積による反応度投入を補償するのに必要な前
記制御棒の操作量が不足することが該出力降下を
実施する前に予想される場合には、前記キセノン
の蓄積を小さくするために前記原子炉の出力降下
速度を増加させる第４の工程を併用する特許請求
の範囲第１項記載の原子炉出力降下方法。 ３ 前記原子炉の前記出力降下速度は、降下時間
間隔毎に適切に決定する特許請求の範囲第２項記
載の原子炉出力降下方法。[Scope of Claims] 1. In a reactor power reduction method in which reactivity control of a nuclear reactor is performed using liquid poison dissolved in control rods and a moderator, before implementing the reactor power reduction, a first step of removing the liquid poison, and adjusting the control rod to a position deeper than 1/2 of the effective length in the height direction of the reactor so that the reactor output does not change due to the removal of the liquid poison. A method for lowering the power of a nuclear reactor, the method comprising: a second step of adjusting the position of the control rod, and a third step of lowering the power after completing adjustment of the position of the control rod. 2 Even if the position of the control rod is adjusted in the second step, the amount of operation of the control rod necessary to compensate for the reactivity input due to the accumulation of xenon in the reactor during the power drop is insufficient. Claim 1, in conjunction with a fourth step of increasing the rate of power drop of the reactor to reduce the accumulation of xenon, if it is anticipated before implementing the power drop. Reactor power reduction method described in section. 3. The reactor power reduction method according to claim 2, wherein the power reduction rate of the nuclear reactor is appropriately determined for each reduction time interval.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60164791A JPS6225290A (en) | 1985-07-25 | 1985-07-25 | Method of lowering output from nuclear reactor |
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| JP60164791A JPS6225290A (en) | 1985-07-25 | 1985-07-25 | Method of lowering output from nuclear reactor |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4294378B2 (en) | 2003-05-30 | 2009-07-08 | 本田技研工業株式会社 | Motorcycle |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5550195A (en) * | 1978-10-05 | 1980-04-11 | Framatome Sa | Method of operating reactor |
-
1985
- 1985-07-25 JP JP60164791A patent/JPS6225290A/en active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5550195A (en) * | 1978-10-05 | 1980-04-11 | Framatome Sa | Method of operating reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6225290A (en) | 1987-02-03 |
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