JPH09171093A - 加圧水型原子炉を核沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護する方法及び装置 - Google Patents
加圧水型原子炉を核沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護する方法及び装置Info
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- JPH09171093A JPH09171093A JP8291535A JP29153596A JPH09171093A JP H09171093 A JPH09171093 A JP H09171093A JP 8291535 A JP8291535 A JP 8291535A JP 29153596 A JP29153596 A JP 29153596A JP H09171093 A JPH09171093 A JP H09171093A
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Abstract
(57)【要約】
【課題】 加圧水型原子炉の運転におけるトリップ余裕
を増大し、不必要な原子炉トリップを防止する。 【解決手段】 加圧水型原子炉は、核沸騰限界炉心制限
線３７ａ〜３７ｄに近接して追従する第１の線セグメン
ト４３ａ〜４３ｄと高温配管内沸騰炉心制限線３９ａ〜
３９ｄに近接して追従する第２の線セグメント４５ａ〜
４５ｄとを有する分割温度差トリップ関数を発生するこ
とにより、核沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護され
る。各線セグメントは、軸方向出力分布に対して調整さ
れた核沸騰限界についての炉心平均温度及び冷却材圧力
の関数である。２個の設定点は、４個の独立チャンネル
において、実際の温度差ΔＴと連続的に対比される。も
し、設定点が少なくとも２個のチャンネルにおいて超過
すれば、原子炉はトリップされる。
を増大し、不必要な原子炉トリップを防止する。 【解決手段】 加圧水型原子炉は、核沸騰限界炉心制限
線３７ａ〜３７ｄに近接して追従する第１の線セグメン
ト４３ａ〜４３ｄと高温配管内沸騰炉心制限線３９ａ〜
３９ｄに近接して追従する第２の線セグメント４５ａ〜
４５ｄとを有する分割温度差トリップ関数を発生するこ
とにより、核沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護され
る。各線セグメントは、軸方向出力分布に対して調整さ
れた核沸騰限界についての炉心平均温度及び冷却材圧力
の関数である。２個の設定点は、４個の独立チャンネル
において、実際の温度差ΔＴと連続的に対比される。も
し、設定点が少なくとも２個のチャンネルにおいて超過
すれば、原子炉はトリップされる。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、加圧水型原子炉の
炉心を核沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護する装置
及び方法に関する。更に詳しくは、分割された温度差設
定点境界によって設定された運転限界が越されたときに
原子炉をトリップするような装置及び方法を指向してい
る。
炉心を核沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護する装置
及び方法に関する。更に詳しくは、分割された温度差設
定点境界によって設定された運転限界が越されたときに
原子炉をトリップするような装置及び方法を指向してい
る。
【０００２】
【従来の技術】燃料の健全性は、原子力発電プラントに
おいて安全性及び経済性についての重要関心事項であ
る。この認識において、燃料熔融を防止するための過出
力温度差原子炉トリップ機能並びに核沸騰限界及び高温
配管内沸騰を防止するための温度超過温度差原子炉トリ
ップ関数を使用することが知られている。核沸騰限界が
防止されれば、燃料棒の被覆と原子炉冷却材の間に適切
な熱伝達が確保され、このため不適切な冷却による潜在
的な損傷が防止される。高温配管温度は、飽和温度より
小さくなければならない。防護装置は、炉心出力の尺度
として原子炉容器温度差（温度差）を使用する。温度差
が炉心出力に比例することを確実にするため、高温配管
内沸騰は防止しなければならない。
おいて安全性及び経済性についての重要関心事項であ
る。この認識において、燃料熔融を防止するための過出
力温度差原子炉トリップ機能並びに核沸騰限界及び高温
配管内沸騰を防止するための温度超過温度差原子炉トリ
ップ関数を使用することが知られている。核沸騰限界が
防止されれば、燃料棒の被覆と原子炉冷却材の間に適切
な熱伝達が確保され、このため不適切な冷却による潜在
的な損傷が防止される。高温配管温度は、飽和温度より
小さくなければならない。防護装置は、炉心出力の尺度
として原子炉容器温度差（温度差）を使用する。温度差
が炉心出力に比例することを確実にするため、高温配管
内沸騰は防止しなければならない。
【０００３】これらの現象によってプラントの運転に課
される制限は、図１に示される原子炉容器温度差（Δ
Ｔ）対原子炉冷却材系平均温度（Ｔavg）線に表され、
図１において線１は核沸騰限界炉心制限線であり、線３
は高温配管内沸騰炉心制限線である。図から分かるよう
に、これらの炉心制限は、交差する異勾配の線分を表し
ている。温度超過温度差（ΔＴ）設定点５は、原子炉容
器温度差の測定値が炉心制限線のいずれかに達する前に
原子炉をトリップすることにより炉心が制限線１及び３
に到達することを防止するように導出される。グラフ上
は、炉心運転点７は図１において炉心制限線１及び３の
左側に留まらなければならない。従来の設定点原理は、
炉心制限線が２個の線分１及び３から成り立っているに
も拘わらず、直線である温度超過温度差（ΔＴ）設定点
５を提供している。単一線分の温度超過温度差（ΔＴ）
設定点５は、この設定点線と原子炉の全出力運転線との
間に運転余裕のかなりのロスを齎している。この運転余
裕は、従来原子炉運転者が利用できなかった。過去数年
間に亙って、核沸騰限界関連事象に関連した事故解析余
裕が連続して侵食されてきた。この状況を齎した要因
は、燃料特性の進歩、燃料サイクルの延長を受け入れる
ために必要とされる燃料のピーキング係数の上昇、プラ
ント出力の増大及び原子炉冷却系の流量減少である。更
に、通常は厳しくないけれども、高温配管内沸騰余裕
は、原子炉冷却系の流量減少、出力上昇、或いは同様な
プラントの変更によって影響を受ける。これらの余裕が
侵食されるにつれて、炉心の熱的限界線がより制限的に
なる。これは反面、温度超過温度差（ΔＴ）設定点をよ
り制限的にする。
される制限は、図１に示される原子炉容器温度差（Δ
Ｔ）対原子炉冷却材系平均温度（Ｔavg）線に表され、
図１において線１は核沸騰限界炉心制限線であり、線３
は高温配管内沸騰炉心制限線である。図から分かるよう
に、これらの炉心制限は、交差する異勾配の線分を表し
ている。温度超過温度差（ΔＴ）設定点５は、原子炉容
器温度差の測定値が炉心制限線のいずれかに達する前に
原子炉をトリップすることにより炉心が制限線１及び３
に到達することを防止するように導出される。グラフ上
は、炉心運転点７は図１において炉心制限線１及び３の
左側に留まらなければならない。従来の設定点原理は、
炉心制限線が２個の線分１及び３から成り立っているに
も拘わらず、直線である温度超過温度差（ΔＴ）設定点
５を提供している。単一線分の温度超過温度差（ΔＴ）
設定点５は、この設定点線と原子炉の全出力運転線との
間に運転余裕のかなりのロスを齎している。この運転余
裕は、従来原子炉運転者が利用できなかった。過去数年
間に亙って、核沸騰限界関連事象に関連した事故解析余
裕が連続して侵食されてきた。この状況を齎した要因
は、燃料特性の進歩、燃料サイクルの延長を受け入れる
ために必要とされる燃料のピーキング係数の上昇、プラ
ント出力の増大及び原子炉冷却系の流量減少である。更
に、通常は厳しくないけれども、高温配管内沸騰余裕
は、原子炉冷却系の流量減少、出力上昇、或いは同様な
プラントの変更によって影響を受ける。これらの余裕が
侵食されるにつれて、炉心の熱的限界線がより制限的に
なる。これは反面、温度超過温度差（ΔＴ）設定点をよ
り制限的にする。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】より制限的な温度超過
温度差（ΔＴ）設定点は、プラントトリップの可能性を
増大してプラントの運転を妨げる。給水の部分喪失や負
荷拒絶といった運転上の過渡現象を持ちこたえるプラン
トの能力が、制限的な温度超過温度差（ΔＴ）設定点に
より減らされる。更に、制限的な設定点は、設定点アル
ゴリズムに供給されるプロセスパラメータ信号が幾分ノ
イズが多くなると多チャンネル系における部分トリップ
信号を生ずる。これはプラントを部分トリップ状態に置
き、これは、もし残りの１チャンネルのトリップを導く
小さい過渡現象をプラントが受けると、実際の原子炉ト
リップに至る。制限性が小さい温度超過温度差（ΔＴ）
設定点を提供することに対する制約要因は、信頼性のた
めの冗長性を必要とする防護装置用のキャビネットにお
いて利用可能な空間である。従って、加圧水型原子炉を
核沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護するための改良
された方法及び装置についてのニーズがある。又、運転
員が利用できる運転余裕を改善するかかる改良された方
法及び装置についてのニーズがある。更に不必要な原子
炉のトリップを低減するかかる改良された方法及び装置
についてのニーズがある。防護装置の利用可能なキャビ
ネット空間において実行できるかかる改良された方法及
び装置についての関連したニーズがある。
温度差（ΔＴ）設定点は、プラントトリップの可能性を
増大してプラントの運転を妨げる。給水の部分喪失や負
荷拒絶といった運転上の過渡現象を持ちこたえるプラン
トの能力が、制限的な温度超過温度差（ΔＴ）設定点に
より減らされる。更に、制限的な設定点は、設定点アル
ゴリズムに供給されるプロセスパラメータ信号が幾分ノ
イズが多くなると多チャンネル系における部分トリップ
信号を生ずる。これはプラントを部分トリップ状態に置
き、これは、もし残りの１チャンネルのトリップを導く
小さい過渡現象をプラントが受けると、実際の原子炉ト
リップに至る。制限性が小さい温度超過温度差（ΔＴ）
設定点を提供することに対する制約要因は、信頼性のた
めの冗長性を必要とする防護装置用のキャビネットにお
いて利用可能な空間である。従って、加圧水型原子炉を
核沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護するための改良
された方法及び装置についてのニーズがある。又、運転
員が利用できる運転余裕を改善するかかる改良された方
法及び装置についてのニーズがある。更に不必要な原子
炉のトリップを低減するかかる改良された方法及び装置
についてのニーズがある。防護装置の利用可能なキャビ
ネット空間において実行できるかかる改良された方法及
び装置についての関連したニーズがある。
【０００５】
【課題を解決するための手段】これらのニーズ及び他の
ニーズは、核沸騰限界炉心制限及び高温配管内沸騰炉心
制限に関連する分割温度差（ΔＴ）設定点を提供するこ
とにより、加圧水型原子炉を核沸騰限界及び高温配管内
沸騰から防護する方法及び装置を指向した本発明により
満たされる。これらの設定点は、概してそれぞれの炉心
制限の勾配に従う勾配を持つ分割された線形関数によっ
て表される。これらの２個の設定点値は、オンラインベ
ースで平均温度測定値と圧力測定値から得られる。加え
て、核沸騰限界炉心制限に関する設定点は、軸方向出力
分布の測定値の関数として調整される。
ニーズは、核沸騰限界炉心制限及び高温配管内沸騰炉心
制限に関連する分割温度差（ΔＴ）設定点を提供するこ
とにより、加圧水型原子炉を核沸騰限界及び高温配管内
沸騰から防護する方法及び装置を指向した本発明により
満たされる。これらの設定点は、概してそれぞれの炉心
制限の勾配に従う勾配を持つ分割された線形関数によっ
て表される。これらの２個の設定点値は、オンラインベ
ースで平均温度測定値と圧力測定値から得られる。加え
て、核沸騰限界炉心制限に関する設定点は、軸方向出力
分布の測定値の関数として調整される。
【０００６】より詳しくは、本発明は、原子炉容器を貫
流する冷却材の温度変化（ΔＴ）を測定する工程、原子
炉容器を貫流する前記冷却材の平均温度（Ｔavg）を測
定する工程、核沸騰限界炉心制限に関する温度差の第１
設定点を決定する工程、高温配管内沸騰炉心制限に関す
る温度差の第２設定点を決定する工程及び前記温度差が
前記第１設定点の値或いは前記第２設定点の値の一方に
達し或いは超過したときに前記原子炉をトリップする工
程からなる加圧水型原子炉を核沸騰限界及び高温配管内
沸騰から防護する方法を指向している。本発明は、更に
より詳しくは、原子炉容器に出入りする冷却材の温度を
測定する温度感知手段、前記原子炉容器を貫流する前記
冷却材の温度変化（ΔＴ）及び平均温度を前記温度感知
手段から決定する手段、前記原子炉容器を貫流する前記
冷却材の平均温度を前記温度感知手段から決定する手
段、前記冷却材の圧力を測定する手段、核沸騰限界炉心
制限に関する温度差の第１設定点値を前記圧力及び前記
平均温度から導出する手段、高温配管内沸騰炉心制限に
関する温度差の第２設定点を前記圧力及び前記平均温度
から導出する手段及び前記温度差が前記第１設定点の値
或いは前記第２設定点の値に達し或いは超過したときに
原子炉をトリップする手段からなる加圧水型原子炉を核
沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護する装置を指向し
ている。加えて、本発明は、第１設定点を導出する手段
と第２設定点を導出する手段が、専用集積回路（ASIC）
手段によって実施される方法及び装置に関連している。
流する冷却材の温度変化（ΔＴ）を測定する工程、原子
炉容器を貫流する前記冷却材の平均温度（Ｔavg）を測
定する工程、核沸騰限界炉心制限に関する温度差の第１
設定点を決定する工程、高温配管内沸騰炉心制限に関す
る温度差の第２設定点を決定する工程及び前記温度差が
前記第１設定点の値或いは前記第２設定点の値の一方に
達し或いは超過したときに前記原子炉をトリップする工
程からなる加圧水型原子炉を核沸騰限界及び高温配管内
沸騰から防護する方法を指向している。本発明は、更に
より詳しくは、原子炉容器に出入りする冷却材の温度を
測定する温度感知手段、前記原子炉容器を貫流する前記
冷却材の温度変化（ΔＴ）及び平均温度を前記温度感知
手段から決定する手段、前記原子炉容器を貫流する前記
冷却材の平均温度を前記温度感知手段から決定する手
段、前記冷却材の圧力を測定する手段、核沸騰限界炉心
制限に関する温度差の第１設定点値を前記圧力及び前記
平均温度から導出する手段、高温配管内沸騰炉心制限に
関する温度差の第２設定点を前記圧力及び前記平均温度
から導出する手段及び前記温度差が前記第１設定点の値
或いは前記第２設定点の値に達し或いは超過したときに
原子炉をトリップする手段からなる加圧水型原子炉を核
沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護する装置を指向し
ている。加えて、本発明は、第１設定点を導出する手段
と第２設定点を導出する手段が、専用集積回路（ASIC）
手段によって実施される方法及び装置に関連している。
【０００７】
【好適な実施形態の説明】添付の図面と関連付けて読む
と、後述の好適な実施形態の説明から本発明が完全に理
解されるであろう。図２は、核***性燃料を含む原子炉
炉心５を収納する原子炉容器３を有する加圧水型原子炉
（ＰＷＲ）の原子力蒸気供給システム１を図式的に示し
ている。軽水の形の原子炉冷却材は、原子炉炉心５を上
向きに循環し、そこで核反応により加熱される。加熱さ
れた冷却材は、高温配管７を通って蒸気発生器９に運ば
れ、その蒸気発生器９は加熱冷却材の熱を利用して２次
循環ループ（図示しない。）に蒸気を発生するが、その
２次循環ループは電力を発生するためのタービン発電機
を含んでいる。使用済みの原子炉冷却材は、冷却材ポン
プ１３により低温配管１１を通って原子炉容器３に戻さ
れる。低温配管１１は、炉心５を通して上向きに再循環
させるために冷却材を下降流路１５の中に注ぎ込む。図
２は高温配管７，蒸気発生器９、低温配管１１及び冷却
材ポンプ１３を各一つ有する１次循環ループを１個示し
ているけれども、実際には１個の加圧水型原子炉は、こ
のような１次循環ループを少なくとも２個有し、そして
多くの場合３個又は４個有し、これらはすべて単一の原
子炉容器３から加熱冷却材が供給される。加圧器１９
は、１次循環ループ１７の運転圧力を維持するための蓄
圧器として機能する。関連部分のみが図示された制御装
置２１は制御棒２３を有するが、これは原子炉を停止し
たり、そしてある場合には出力レベルを調節するために
制御棒駆動装置２５によって原子炉炉心５の中に挿入さ
れることができる。
と、後述の好適な実施形態の説明から本発明が完全に理
解されるであろう。図２は、核***性燃料を含む原子炉
炉心５を収納する原子炉容器３を有する加圧水型原子炉
（ＰＷＲ）の原子力蒸気供給システム１を図式的に示し
ている。軽水の形の原子炉冷却材は、原子炉炉心５を上
向きに循環し、そこで核反応により加熱される。加熱さ
れた冷却材は、高温配管７を通って蒸気発生器９に運ば
れ、その蒸気発生器９は加熱冷却材の熱を利用して２次
循環ループ（図示しない。）に蒸気を発生するが、その
２次循環ループは電力を発生するためのタービン発電機
を含んでいる。使用済みの原子炉冷却材は、冷却材ポン
プ１３により低温配管１１を通って原子炉容器３に戻さ
れる。低温配管１１は、炉心５を通して上向きに再循環
させるために冷却材を下降流路１５の中に注ぎ込む。図
２は高温配管７，蒸気発生器９、低温配管１１及び冷却
材ポンプ１３を各一つ有する１次循環ループを１個示し
ているけれども、実際には１個の加圧水型原子炉は、こ
のような１次循環ループを少なくとも２個有し、そして
多くの場合３個又は４個有し、これらはすべて単一の原
子炉容器３から加熱冷却材が供給される。加圧器１９
は、１次循環ループ１７の運転圧力を維持するための蓄
圧器として機能する。関連部分のみが図示された制御装
置２１は制御棒２３を有するが、これは原子炉を停止し
たり、そしてある場合には出力レベルを調節するために
制御棒駆動装置２５によって原子炉炉心５の中に挿入さ
れることができる。
【０００８】多くのパラメータが、制御棒駆動装置２５
及び図示しない他の制御要素による使用のためにモニタ
ーされる。加圧水型原子炉の原子力蒸気供給システム１
の運転制御において、種々のパラメータを計測する計装
には、原子炉を出る冷却材の高温配管７における温度を
計測する複数の抵抗式温度検出器（ＲＴＤ）２７が含ま
れている。追加の複数の抵抗式温度検出器２９が低温配
管１１を通って原子炉に入る冷却材の温度を計測する。
加圧器１９の圧力変換器３１は、原子炉冷却材の圧力を
計測する。炉外検出器３３は、中性子束を計測するため
に炉心５に隣接して原子炉容器３に沿って鉛直方向に延
びている。炉外検出器３３は、上部部分３３ｔと下部部
分３３ｂとに分けられ、これらは炉心５の軸方向出力分
布を計測するために使用される信号を生ずる。
及び図示しない他の制御要素による使用のためにモニタ
ーされる。加圧水型原子炉の原子力蒸気供給システム１
の運転制御において、種々のパラメータを計測する計装
には、原子炉を出る冷却材の高温配管７における温度を
計測する複数の抵抗式温度検出器（ＲＴＤ）２７が含ま
れている。追加の複数の抵抗式温度検出器２９が低温配
管１１を通って原子炉に入る冷却材の温度を計測する。
加圧器１９の圧力変換器３１は、原子炉冷却材の圧力を
計測する。炉外検出器３３は、中性子束を計測するため
に炉心５に隣接して原子炉容器３に沿って鉛直方向に延
びている。炉外検出器３３は、上部部分３３ｔと下部部
分３３ｂとに分けられ、これらは炉心５の軸方向出力分
布を計測するために使用される信号を生ずる。
【０００９】これらの計測パラメータは制御装置２１に
より使用されるばかりでなく防護装置３５によっても使
用されるが、その防護装置３５は制御装置から独立して
原子炉の運転をモニターし、不安全な状態に近付けば原
子炉を停止する。信頼性のために、防護装置は代表的に
は４個の多重系を有し、これらはそれぞれ特定の状態を
多重にモニターする自己のセンサ及びプロセッサを有し
ている。このようにして、４個の抵抗式温度検出器２
７，２９，圧力変換器３１及び炉外検出器３３が設けら
れている。４循環ループの装置において、１組の抵抗式
温度検出器が各ループに設けられ、一方２循環ループの
装置においては、２組の計装が各ループに設けられる。
すべての場合において、４個の炉外検出器３３が原子炉
容器３の周囲に沿って４半円ずつ間隔を置いている。
より使用されるばかりでなく防護装置３５によっても使
用されるが、その防護装置３５は制御装置から独立して
原子炉の運転をモニターし、不安全な状態に近付けば原
子炉を停止する。信頼性のために、防護装置は代表的に
は４個の多重系を有し、これらはそれぞれ特定の状態を
多重にモニターする自己のセンサ及びプロセッサを有し
ている。このようにして、４個の抵抗式温度検出器２
７，２９，圧力変換器３１及び炉外検出器３３が設けら
れている。４循環ループの装置において、１組の抵抗式
温度検出器が各ループに設けられ、一方２循環ループの
装置においては、２組の計装が各ループに設けられる。
すべての場合において、４個の炉外検出器３３が原子炉
容器３の周囲に沿って４半円ずつ間隔を置いている。
【００１０】前述したように、本発明は核沸騰限界及び
高温配管内沸騰からの原子炉炉心５の防護を提供するこ
とを目的としている。図３は、使用原理を示している。
図１の場合のように、図３は温度差ΔＴ対平均温度Ｔ
avgの線図である。温度差ΔＴは、冷却材が炉心を通過
するときの冷却材の温度上昇であり、高温配管の抵抗式
温度検出器２７によって計測される出口温度と低温配管
の抵抗式温度検出器２９によって計測される入口温度と
の差である。平均温度Ｔavgは、これらの温度の平均値
である。図３は、核沸騰限界炉心制限線３７と高温配管
内沸騰炉心制限線３９とを添字ａ〜ｄにより示された数
個の圧力について示している。
高温配管内沸騰からの原子炉炉心５の防護を提供するこ
とを目的としている。図３は、使用原理を示している。
図１の場合のように、図３は温度差ΔＴ対平均温度Ｔ
avgの線図である。温度差ΔＴは、冷却材が炉心を通過
するときの冷却材の温度上昇であり、高温配管の抵抗式
温度検出器２７によって計測される出口温度と低温配管
の抵抗式温度検出器２９によって計測される入口温度と
の差である。平均温度Ｔavgは、これらの温度の平均値
である。図３は、核沸騰限界炉心制限線３７と高温配管
内沸騰炉心制限線３９とを添字ａ〜ｄにより示された数
個の圧力について示している。
【００１１】単一の線セグメントトリップ関数を提供す
る現用の防護装置とは異なり、本発明は、核沸騰限界炉
心制限に対する設定点である第１の直線セグメント４３
と高温配管内沸騰炉心制限に対する設定点である第２の
直線セグメント４５とを有し各圧力条件ａ〜ｄについて
示された分割トリップ関数４１とを提供する。図３から
判るように、これらの２セグメント設定点関数４１は、
より近接して２個の炉心制限４３，４５に追従し、そし
てこれにより原子炉の代表的な全出力運転点４７に対し
てより大きいトリップ余裕を提供する。例えば、炉心限
界線３７ｃ，３９ｃを生ずる圧力での運転に対して、本
発明のトリップ設定点関数４１ｃは対応する従来の設定
点関数（図１参照）よりも運転点４７に対してより大き
い余裕を提供する。上述したように、このことは、原子
炉の運転において改良燃料特性及び高い燃料ピーキング
係数の使用というような大きなフレキシビリティを許容
し、燃料サイクルの延長、プラント出力の上昇、冷却材
系の流量低減及び同様なプラントの変更を受け入れる。
それは又、給水の部分喪失や負荷拒絶といった運転上の
過渡現象を乗り切るプラントの能力を増し、そしてパラ
メータ信号のノイズによる部分トリップの機会を低減す
る。
る現用の防護装置とは異なり、本発明は、核沸騰限界炉
心制限に対する設定点である第１の直線セグメント４３
と高温配管内沸騰炉心制限に対する設定点である第２の
直線セグメント４５とを有し各圧力条件ａ〜ｄについて
示された分割トリップ関数４１とを提供する。図３から
判るように、これらの２セグメント設定点関数４１は、
より近接して２個の炉心制限４３，４５に追従し、そし
てこれにより原子炉の代表的な全出力運転点４７に対し
てより大きいトリップ余裕を提供する。例えば、炉心限
界線３７ｃ，３９ｃを生ずる圧力での運転に対して、本
発明のトリップ設定点関数４１ｃは対応する従来の設定
点関数（図１参照）よりも運転点４７に対してより大き
い余裕を提供する。上述したように、このことは、原子
炉の運転において改良燃料特性及び高い燃料ピーキング
係数の使用というような大きなフレキシビリティを許容
し、燃料サイクルの延長、プラント出力の上昇、冷却材
系の流量低減及び同様なプラントの変更を受け入れる。
それは又、給水の部分喪失や負荷拒絶といった運転上の
過渡現象を乗り切るプラントの能力を増し、そしてパラ
メータ信号のノイズによる部分トリップの機会を低減す
る。
【００１２】図３における線４９は、出力超過温度差
（ΔＴ）制限線である。これは燃料溶融を防止する炉心
のための別の防護規準である。これは、温度差ΔＴが表
示限界を越えたら原子炉を停止する別の防護関数であ
る。線５１は、蒸気発生器の安全弁が開く条件の軌跡で
ある。これらの弁の開放は、高温配管の温度を効果的に
制限する。核沸騰限界（ＤＮＢ）トリップ温度差（Δ
Ｔ）設定点は、数１を使用して計算される。
（ΔＴ）制限線である。これは燃料溶融を防止する炉心
のための別の防護規準である。これは、温度差ΔＴが表
示限界を越えたら原子炉を停止する別の防護関数であ
る。線５１は、蒸気発生器の安全弁が開く条件の軌跡で
ある。これらの弁の開放は、高温配管の温度を効果的に
制限する。核沸騰限界（ＤＮＢ）トリップ温度差（Δ
Ｔ）設定点は、数１を使用して計算される。
【数１】 数１においてＫ1は、予設定の手動調節可能のバイアス
（全出力温度差ΔＴの比）、Ｋ2は、設計限界に対する
温度効果に基ずく定数（全出力温度差ΔＴ／温度°Ｆの
比）、Ｋ3は、設計限界に対する圧力効果に基ずく定数
（全出力温度差ΔＴ／圧力psiの 比）、Ｔavgは、冷却
材平均温度（°Ｆ）、ＴavgNOMは、全出力時の公称冷却
材平均温度（°Ｆ）、Ｐは、加圧器圧力（psi） ＰNOMは、公称加圧器圧力、τ1，τ2は、時定数（se
c）、ｓは、ラプラス演算子（sec−１）、ｆ（Δl）
は、上部電離箱と下部電離箱との間で計測された中性子
束差の関数（全出力温度差ΔＴの比）である。ｆ（Δ
l）関数は、核沸騰限界（ＤＮＢ）に対する炉心軸方向
出力分布効果を斟酌するため設定点に組み入れられる補
償項である。数１は、現用の単一線セグメントのアルゴ
リズムと同一であることに留意すべきである。しかしな
がら、この数式のＫ値は、現在使用されているものより
かなり制限が少ない。
（全出力温度差ΔＴの比）、Ｋ2は、設計限界に対する
温度効果に基ずく定数（全出力温度差ΔＴ／温度°Ｆの
比）、Ｋ3は、設計限界に対する圧力効果に基ずく定数
（全出力温度差ΔＴ／圧力psiの 比）、Ｔavgは、冷却
材平均温度（°Ｆ）、ＴavgNOMは、全出力時の公称冷却
材平均温度（°Ｆ）、Ｐは、加圧器圧力（psi） ＰNOMは、公称加圧器圧力、τ1，τ2は、時定数（se
c）、ｓは、ラプラス演算子（sec−１）、ｆ（Δl）
は、上部電離箱と下部電離箱との間で計測された中性子
束差の関数（全出力温度差ΔＴの比）である。ｆ（Δ
l）関数は、核沸騰限界（ＤＮＢ）に対する炉心軸方向
出力分布効果を斟酌するため設定点に組み入れられる補
償項である。数１は、現用の単一線セグメントのアルゴ
リズムと同一であることに留意すべきである。しかしな
がら、この数式のＫ値は、現在使用されているものより
かなり制限が少ない。
【００１３】ΔＴHLBトリップ設定点は、高温配管内沸
騰炉心熱限界線を防護する。ΔＴHLBトリップ設定点
は、次の数２を用いて計算される。
騰炉心熱限界線を防護する。ΔＴHLBトリップ設定点
は、次の数２を用いて計算される。
【数２】 これらのＫ値（ダッシュ付き）は、ΔＴDNBトリップ設
定点のものとは異なる。更に、軸方向出力分布が高温配
管内沸騰余裕に影響しないので、この式にはｆ（Δl）
ペナルティ関数が適用されない。最後に、防護装置は二
つの設定点を比較し、そして測定温度差（ΔＴ）がこれ
らの二つの設定点値の最低値より小さいことを確実にす
る。
定点のものとは異なる。更に、軸方向出力分布が高温配
管内沸騰余裕に影響しないので、この式にはｆ（Δl）
ペナルティ関数が適用されない。最後に、防護装置は二
つの設定点を比較し、そして測定温度差（ΔＴ）がこれ
らの二つの設定点値の最低値より小さいことを確実にす
る。
【数３】
【００１４】この防護装置は現用のアナログ装置で実行
できるが、好適には専用集積回路（ASIC）又はソフトウ
エアで実行される。最も好ましくは、援用により組み入
れられる、１９９５年５月２２日出願の米国特許出願第
０８／４０８，４２８号によってカバーされるASCIのよ
うな種々の関数を実行できるように配置設計された多機
能ASICにより実行される。
できるが、好適には専用集積回路（ASIC）又はソフトウ
エアで実行される。最も好ましくは、援用により組み入
れられる、１９９５年５月２２日出願の米国特許出願第
０８／４０８，４２８号によってカバーされるASCIのよ
うな種々の関数を実行できるように配置設計された多機
能ASICにより実行される。
【００１５】図４は、多数の斯かる多機能ASIC53によっ
て実施される防護装置35を示している。前述したよう
に、防護装置35は、４個のチャンネル551〜554を有して
いる。各チャンネル、例えば第１チャンネル551は、抵
抗式検出器27からの高温配管温度Ｔh、抵抗式検出器29
からの低温配管温度Ｔc、圧力変換器31からの冷却材圧
力Ｐ並びに炉外検出器33からの炉心上半部の中性子束信
号It及び炉心下半部の中性子束信号Ibを入力として受け
入れる。温度モジュール531は、高温配管温度Ｔh及び低
温配管温度Ｔcの入力値から温度差ΔＴ信号及び平均温
度Tavg信号を発生する。他のモジュール532は、炉外検
出器33の上半分及び下半分から供給される信号から得ら
れる炉心軸方向出力分布の関数である信号を発生する。
モジュール533は、上述の数１を実行して核沸騰限界設
定点信号を発生し、一方高温配管内沸騰設定点信号は数
２を使用してモジュール534により発生される。そして
温度差ΔＴは、モジュール535内で２個の設定点値と比
較される。もし一方の設定点値に達し又は超過していれ
ば、チャンネルトリップ信号が発生される。チャンネル
トリップ信号は、全て投票ロジック57に入力され、これ
は良く知られているように、チャンネルトリップ信号の
所定値、代表的には４中の２又は３中の２（例えば１チ
ャンネルが休止中のとき）、に応答してトリップ信号を
発生する。トリップ信号は制御棒駆動装置２５に供給さ
れ、これは制御棒２３を原子炉炉心５の中に落下させて
原子炉を停止する。
て実施される防護装置35を示している。前述したよう
に、防護装置35は、４個のチャンネル551〜554を有して
いる。各チャンネル、例えば第１チャンネル551は、抵
抗式検出器27からの高温配管温度Ｔh、抵抗式検出器29
からの低温配管温度Ｔc、圧力変換器31からの冷却材圧
力Ｐ並びに炉外検出器33からの炉心上半部の中性子束信
号It及び炉心下半部の中性子束信号Ibを入力として受け
入れる。温度モジュール531は、高温配管温度Ｔh及び低
温配管温度Ｔcの入力値から温度差ΔＴ信号及び平均温
度Tavg信号を発生する。他のモジュール532は、炉外検
出器33の上半分及び下半分から供給される信号から得ら
れる炉心軸方向出力分布の関数である信号を発生する。
モジュール533は、上述の数１を実行して核沸騰限界設
定点信号を発生し、一方高温配管内沸騰設定点信号は数
２を使用してモジュール534により発生される。そして
温度差ΔＴは、モジュール535内で２個の設定点値と比
較される。もし一方の設定点値に達し又は超過していれ
ば、チャンネルトリップ信号が発生される。チャンネル
トリップ信号は、全て投票ロジック57に入力され、これ
は良く知られているように、チャンネルトリップ信号の
所定値、代表的には４中の２又は３中の２（例えば１チ
ャンネルが休止中のとき）、に応答してトリップ信号を
発生する。トリップ信号は制御棒駆動装置２５に供給さ
れ、これは制御棒２３を原子炉炉心５の中に落下させて
原子炉を停止する。
【００１６】
【発明の効果】以上より理解されるように、温度差（Δ
Ｔ）防護関数を２個の線セグメントに分割すると各セグ
メントを対応の炉心制限線に平行に近接させることがで
きる。これはトリップに対するプラント余裕を増大す
る。このことは又、一つの複合トリップ関数よりも現実
の物理的限界に対して防護する分割された核沸騰限界防
護及び高温配管内沸騰防護が得られるのでトリップ関数
をより理解し易くする。２線セグメントによる設定点決
定法によって得られる運転余裕の増大は、ピーキング係
数の増大に使用され得、これは負荷パターンをより柔軟
にし且つ燃料サイクル経済を改良する。更に、過渡運転
時のトリップ余裕の増大及び設定点の維持は、不必要な
原子炉トリップが発生しないようにする。高温配管温度
の読みの摂動に起因して散発する部分トリップを受ける
プラントに対しては、本発明によって得られる温度差設
定点関数のセグメント温度超過は、それらの不必要なト
リップ信号を無くすために十分なより大きい余裕を発生
すると期待される。
Ｔ）防護関数を２個の線セグメントに分割すると各セグ
メントを対応の炉心制限線に平行に近接させることがで
きる。これはトリップに対するプラント余裕を増大す
る。このことは又、一つの複合トリップ関数よりも現実
の物理的限界に対して防護する分割された核沸騰限界防
護及び高温配管内沸騰防護が得られるのでトリップ関数
をより理解し易くする。２線セグメントによる設定点決
定法によって得られる運転余裕の増大は、ピーキング係
数の増大に使用され得、これは負荷パターンをより柔軟
にし且つ燃料サイクル経済を改良する。更に、過渡運転
時のトリップ余裕の増大及び設定点の維持は、不必要な
原子炉トリップが発生しないようにする。高温配管温度
の読みの摂動に起因して散発する部分トリップを受ける
プラントに対しては、本発明によって得られる温度差設
定点関数のセグメント温度超過は、それらの不必要なト
リップ信号を無くすために十分なより大きい余裕を発生
すると期待される。
【００１７】本発明の特定の実施形態を詳細に説明した
が、当業者にとって本開示の全示唆に照らして種々の変
更及び詳細部分の置換がなされ得ることは理解されるで
あろう。従って、開示された特定の構成は説明用の例示
の意味であり、本発明の範囲について限定的な意味を持
たず、本発明は特許請求の範囲の全領域及び全ての均等
物によって与えられるものである。
が、当業者にとって本開示の全示唆に照らして種々の変
更及び詳細部分の置換がなされ得ることは理解されるで
あろう。従って、開示された特定の構成は説明用の例示
の意味であり、本発明の範囲について限定的な意味を持
たず、本発明は特許請求の範囲の全領域及び全ての均等
物によって与えられるものである。
【図１】核沸騰限界及び高温配管内沸騰に対する防護を
提供する従来の原理を示すための平均温度Ｔavgに対す
る温度差ΔＴの線図である。
提供する従来の原理を示すための平均温度Ｔavgに対す
る温度差ΔＴの線図である。
【図２】本発明を組み込んだ加圧水型原子炉装置の簡略
系統図である。
系統図である。
【図３】本発明に従って図２の加圧水型原子炉装置の運
転を示す平均温度Ｔavg対温度差ΔＴの線図である。
転を示す平均温度Ｔavg対温度差ΔＴの線図である。
【図４】本発明を組み入れた図２の加圧水型原子炉装置
の防護装置の１部をブロック線図で示す系統図である。
の防護装置の１部をブロック線図で示す系統図である。
１ 原子力蒸気供給システム ３ 原子炉容器 ５ 原子炉炉心 ７ 高温配管 ９ 蒸気発生器 １１ 低温配管 １３ 冷却材ポンプ １７ １次循環ループ １９ 加圧器 ２１ 制御装置 ２３ 制御棒 ２５ 制御棒駆動装置 ２７，２９ 抵抗式温度検出器 ３１ 圧力変換器 ３３ 炉外検出器 ３５ 防護装置 ３７ａ〜３７ｄ 核沸騰限界炉心制限線 ３９ａ〜３９ｄ 高温配管内沸騰炉心制限線 ４３，４５ 直線セグメント ５１ 線 ５３1〜５３5 モジュール ５５1〜５５4 チャンネル ５７ 投票ロジック
Claims (2)
- 【請求項１】 原子炉容器を貫流する冷却材の温度変化
（ΔＴ）を測定する工程、 原子炉容器を貫流する前記冷却材の平均温度（Ｔavg）
を測定する工程、 核沸騰限界炉心制限に関する温度差の第１設定点を決定
する工程、 高温配管内沸騰炉心制限に関する温度差の第２設定点を
決定する工程及び温度差が前記第１設定点の値或いは前
記第２設定点の値の一方に達し或いは超過したときに前
記原子炉をトリップする工程からなる加圧水型原子炉を
核沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護する方法。 - 【請求項２】 原子炉容器に出入りする冷却材の温度を
測定する温度感知手段、 前記原子炉容器を貫流する前記冷却材の温度変化（Δ
Ｔ）及び平均温度を前記温度感知手段から決定する手
段、 前記冷却材の圧力を測定する手段、 核沸騰限界炉心制限に関する温度差の第１設定点値を前
記圧力及び前記平均温度から導出する手段、 高温配管内沸騰炉心制限に関する温度差の第２設定点を
前記圧力及び前記平均温度から導出する手段及び前記温
度差が前記第１設定点の値或いは前記第２設定点の値の
一方に達し或いは超過したときに前記原子炉をトリップ
する手段からなる加圧水型原子炉を核沸騰限界及び高温
配管内沸騰から防護する装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US08/559304 | 1995-11-15 | ||
| US08/559,304 US5631937A (en) | 1995-11-15 | 1995-11-15 | Method and apparatus for protecting a PWR from departure from nucleate boiling and hot leg boiling |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09171093A true JPH09171093A (ja) | 1997-06-30 |
| JP2962547B2 JP2962547B2 (ja) | 1999-10-12 |
Family
ID=24233092
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8291535A Expired - Lifetime JP2962547B2 (ja) | 1995-11-15 | 1996-11-01 | 加圧水型原子炉を核沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護する方法及び装置 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5631937A (ja) |
| JP (1) | JP2962547B2 (ja) |
| WO (1) | WO1997018565A1 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007183268A (ja) * | 2005-12-30 | 2007-07-19 | Global Nuclear Fuel Americas Llc | 原子炉運転に関する作動限界までのマージンを判定する方法 |
| JP2007232712A (ja) * | 2006-03-02 | 2007-09-13 | Westinghouse Electric Co Llc | 過熱デルタ温度及び過出力デルタ温度の動作マージン回復方法並びにそれを利用する原子炉システム |
| KR100912031B1 (ko) * | 2007-12-11 | 2009-08-12 | 한전원자력연료 주식회사 | 원자로 내의 축방향 출력분포 제어방법 |
| KR20160084047A (ko) * | 2015-01-05 | 2016-07-13 | 한국수력원자력 주식회사 | 중수로 원자력 발전소의 냉각재계통 운전제한조건 감시방법 및 장치 |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20060227924A1 (en) * | 2005-04-08 | 2006-10-12 | Westinghouse Electric Company Llc | High heat flux rate nuclear fuel cladding and other nuclear reactor components |
| SI2689425T1 (sl) * | 2011-03-24 | 2016-11-30 | Westinghouse Electric Belgium | Metoda in naprava za optimizacijo obratovalne rezerve v jedrskem reaktorju |
| US20130272469A1 (en) * | 2012-04-11 | 2013-10-17 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Device and method for reactor and containment monitoring |
| CN115410731A (zh) * | 2022-08-23 | 2022-11-29 | 中广核研究院有限公司 | 反应堆中修复组件的入堆可行性分析方法、装置及设备 |
Family Cites Families (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3752735A (en) * | 1970-07-16 | 1973-08-14 | Combustion Eng | Instrumentation for nuclear reactor core power measurements |
| US3791922A (en) * | 1970-11-23 | 1974-02-12 | Combustion Eng | Thermal margin protection system for a nuclear reactor |
| US4080251A (en) * | 1973-05-22 | 1978-03-21 | Combustion Engineering, Inc. | Apparatus and method for controlling a nuclear reactor |
| US4318778A (en) * | 1973-05-22 | 1982-03-09 | Combustion Engineering, Inc. | Method and apparatus for controlling a nuclear reactor |
| US4427620A (en) * | 1981-02-04 | 1984-01-24 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor power supply |
| US4707324A (en) * | 1984-12-27 | 1987-11-17 | Westinghouse Electric Corp. | Controlling the response of a pressurized water reactor to rapid fluctuations in load |
| US4783307A (en) * | 1987-03-05 | 1988-11-08 | Commonwealth Edison Company | Reactor control system verification |
| TW227064B (ja) * | 1992-12-02 | 1994-07-21 | Combustion Eng | |
| US5832049A (en) * | 1995-03-22 | 1998-11-03 | Metro; Bernard J. | Electric circuit for selectively processing electrical signals |
-
1995
- 1995-11-15 US US08/559,304 patent/US5631937A/en not_active Expired - Fee Related
-
1996
- 1996-11-01 JP JP8291535A patent/JP2962547B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1996-11-15 WO PCT/US1996/018301 patent/WO1997018565A1/en active Application Filing
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007183268A (ja) * | 2005-12-30 | 2007-07-19 | Global Nuclear Fuel Americas Llc | 原子炉運転に関する作動限界までのマージンを判定する方法 |
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| KR100912031B1 (ko) * | 2007-12-11 | 2009-08-12 | 한전원자력연료 주식회사 | 원자로 내의 축방향 출력분포 제어방법 |
| KR20160084047A (ko) * | 2015-01-05 | 2016-07-13 | 한국수력원자력 주식회사 | 중수로 원자력 발전소의 냉각재계통 운전제한조건 감시방법 및 장치 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5631937A (en) | 1997-05-20 |
| JP2962547B2 (ja) | 1999-10-12 |
| WO1997018565A1 (en) | 1997-05-22 |
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