JPS5852196B2 - 原子炉制御装置 - Google Patents
原子炉制御装置Info
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- JPS5852196B2 JPS5852196B2 JP53154252A JP15425278A JPS5852196B2 JP S5852196 B2 JPS5852196 B2 JP S5852196B2 JP 53154252 A JP53154252 A JP 53154252A JP 15425278 A JP15425278 A JP 15425278A JP S5852196 B2 JPS5852196 B2 JP S5852196B2
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- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/36—Control circuits
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明は一般に原子炉の保護装置に関し、特に原子炉の
制御に炉心の前歴に可変的に応じた設定値を用いる保護
装置に関するものである。
制御に炉心の前歴に可変的に応じた設定値を用いる保護
装置に関するものである。
一般に原子炉は、発熱のために持続した核***反応を起
こす炉心と呼ばれる反応領域を有している。
こす炉心と呼ばれる反応領域を有している。
炉心は、核反応物理により定められる所定の配列に配置
されかつ組合わせられ、核***物質を含む複数の長い燃
料棒を備えている。
されかつ組合わせられ、核***物質を含む複数の長い燃
料棒を備えている。
核***物質に当たる中性子が核***反応を促進させ、こ
の反応により更に別の中性子が放出されて反応を持続さ
せる。
の反応により更に別の中性子が放出されて反応を持続さ
せる。
炉心に発生する熱は燃料集合体間を循環する冷却材によ
って取出されて熱交換器に伝達され、そこで発電用ター
ビン発電機を駆動する動力となる蒸気を発生する。
って取出されて熱交換器に伝達され、そこで発電用ター
ビン発電機を駆動する動力となる蒸気を発生する。
普通、加圧水型原子炉に於ては、冷却材(減速材として
も作用する)中に制御された可変濃度の中性子吸収元素
が含まれており、必要に応じて反応度を変化させ、炉心
の発熱量を変化させるようにしである。
も作用する)中に制御された可変濃度の中性子吸収元素
が含まれており、必要に応じて反応度を変化させ、炉心
の発熱量を変化させるようにしである。
更に、燃料集合体間には、炉心内で軸方向に可動の制御
棒が分散配置されていて、炉心反応度従って炉心出力を
制御できるようにしである。
棒が分散配置されていて、炉心反応度従って炉心出力を
制御できるようにしである。
通常運転時には炉心の径方向出力分布は、燃料集合体お
よび制御棒が炉心径方向に亘って対称的に配置されてい
るので十分に一様であるが、軸方向出力分布は原子炉運
転中に大きく変動することがある。
よび制御棒が炉心径方向に亘って対称的に配置されてい
るので十分に一様であるが、軸方向出力分布は原子炉運
転中に大きく変動することがある。
燃料の燃焼効率を最大にし、炉心の出力発生能を最高に
維持するために、軸方向出力分布は殆んどの運転状態で
略々一様に維持するのが望ましい。
維持するために、軸方向出力分布は殆んどの運転状態で
略々一様に維持するのが望ましい。
炉心内の中性子束は、原子炉外部で炉心の周囲に等間隔
に配置された4つの軸方向に離間した検出器により、炉
心出力を示すものとして監視される。
に配置された4つの軸方向に離間した検出器により、炉
心出力を示すものとして監視される。
各検出器は、炉心の対応する扇形部分の上半分および下
半分内の中性子束を監祝して、原子炉の保護および制御
装置で用いられる相当する出力を発生する。
半分内の中性子束を監祝して、原子炉の保護および制御
装置で用いられる相当する出力を発生する。
中性子束制御限界は、起こり得る軸方向および径方向の
中性子束ピークが許容限界内に入るように決定される。
中性子束ピークが許容限界内に入るように決定される。
成る加圧水型原子炉用保護装置は、中性子束検出器が所
定値より大きい炉心内中性子束の負の変化率を識別した
とき、原子炉をトリップし炉心の核***反応を止めるも
のである。
定値より大きい炉心内中性子束の負の変化率を識別した
とき、原子炉をトリップし炉心の核***反応を止めるも
のである。
このような中性子束の負の変化率は、例えば制御棒が落
下したことを示すものであり得、この場合炉心内の径方
向中性子束対称性が変化して全炉心出力即ち炉心の発生
熱を減少させる。
下したことを示すものであり得、この場合炉心内の径方
向中性子束対称性が変化して全炉心出力即ち炉心の発生
熱を減少させる。
このような保護装置が無いと、多くの発電用原子炉施設
で用いられているプログラムされた平均温度制御装置で
は、このような出力域により炉心出力を自動的に増大さ
せて負荷要求を維持しようとし、炉心の径方向出力対称
性には何の考慮も払われない。
で用いられているプログラムされた平均温度制御装置で
は、このような出力域により炉心出力を自動的に増大さ
せて負荷要求を維持しようとし、炉心の径方向出力対称
性には何の考慮も払われない。
このような制御装置の例は米国特許第3423285号
明細書に記載されている。
明細書に記載されている。
このように炉心出力対称性および炉心内の過去の運転出
力レベルを考慮せずに出力レベルを増大すると、局部的
炉心出力状態を許容限界以上に高めることがある。
力レベルを考慮せずに出力レベルを増大すると、局部的
炉心出力状態を許容限界以上に高めることがある。
更に、炉心出力の減少を負荷の対応した減少と共に行な
わぬと原子炉温度を下げることになる。
わぬと原子炉温度を下げることになる。
加圧水型原子炉の如く負の温度係数を持つ核装置に於て
は、炉心温度の低下は反応度の増加となり、これも又局
部的状態を許容限界以上に高める。
は、炉心温度の低下は反応度の増加となり、これも又局
部的状態を許容限界以上に高める。
しかしながら、局部的出力ピークを設計値より低く維持
できればこのような状態で原子炉をトリップする必らず
しも無い。
できればこのような状態で原子炉をトリップする必らず
しも無い。
このような点を考慮した保護および制御装置としては、
米国Nuclear Regulatory Comm
1−ssion に提出されたrRESAR−414J
(Ref−erence 5afty Analys
is Report−4L4)に記載されたものがあり
、この発明に係るシステムは上記[ES AR−414
Jに記載のものと同様の目的を達成せんとするものであ
る。
米国Nuclear Regulatory Comm
1−ssion に提出されたrRESAR−414J
(Ref−erence 5afty Analys
is Report−4L4)に記載されたものがあり
、この発明に係るシステムは上記[ES AR−414
Jに記載のものと同様の目的を達成せんとするものであ
る。
従って、異常運転状態を識別して、プラントを連続して
安全に運転し得るように原子炉運転制御を変更する新規
な保護および制御装置が望ましい。
安全に運転し得るように原子炉運転制御を変更する新規
な保護および制御装置が望ましい。
本発明は、従来技術の欠点を、原子炉運転を監視し、異
常運転状態を識別して修正行動を開始する前に炉心運転
の前歴を自動的に考慮に入れる原子炉制御装置により克
服するものである。
常運転状態を識別して修正行動を開始する前に炉心運転
の前歴を自動的に考慮に入れる原子炉制御装置により克
服するものである。
制御装置は又、設計運転条件を越えた場合に、プラント
を連続して安全に運転しながら原子炉運転を変更する能
力をも有する。
を連続して安全に運転しながら原子炉運転を変更する能
力をも有する。
本発明によれば、制御装置は原子炉運転状態を表わす可
変の運転パラメーターを監視する。
変の運転パラメーターを監視する。
監祝されたパラメーターは可変の設定値を自動的に発生
するのに用いられ、この設定値は、未確認の望ましくな
い運転状態の発生時に原子炉が運転し続けられる限界で
ある所望の設計限界を表わすものである。
するのに用いられ、この設定値は、未確認の望ましくな
い運転状態の発生時に原子炉が運転し続けられる限界で
ある所望の設計限界を表わすものである。
可変設定値の大きさは炉心の運転歴に依りそれに応じて
変化する。
変化する。
一実施例においては、望ましくない運転状態を識別した
とき、制御装置が原子炉を自動的に許容設計運転レベル
に一致ささせる。
とき、制御装置が原子炉を自動的に許容設計運転レベル
に一致ささせる。
それでも可変設定値以上であれば原子炉がトリップされ
る。
る。
次に本発明を添附図面に示す実施例に沿って説明する。
第1図は、制御棒落下の場合に不必要な原子炉トリップ
を避けるために本発明の制御装置を用い得る一般的な加
圧水型原子炉の概略図である。
を避けるために本発明の制御装置を用い得る一般的な加
圧水型原子炉の概略図である。
第1図の原子炉は頭部組立体12により密封されて加圧
容器を構成する容器10を備えている。
容器を構成する容器10を備えている。
容器はその円筒形の壁と一体にこれを貫通して形成され
た冷却材流れ入口装置16と冷却材流れ出口装置14と
を備えている。
た冷却材流れ入口装置16と冷却材流れ出口装置14と
を備えている。
当該技術分野で周知の如く、容器10は、上述の型の上
述の制御棒の位置に応じた相当量の熱を発生する複数の
被覆核燃料要素から主としてなる炉心を収容している。
述の制御棒の位置に応じた相当量の熱を発生する複数の
被覆核燃料要素から主としてなる炉心を収容している。
炉心で発生した熱は、入口装置16から入り出口装置1
4から出る冷却材流れによって炉心から取出される。
4から出る冷却材流れによって炉心から取出される。
一般には、出口装置14から出る流れは出口導管26を
通って熱交換蒸気発生器28に供給され、そこでは加熱
された冷却材は蒸気を発生するための水に対して熱交換
関係にある伝熱管18を流れる。
通って熱交換蒸気発生器28に供給され、そこでは加熱
された冷却材は蒸気を発生するための水に対して熱交換
関係にある伝熱管18を流れる。
蒸気発生器28で発生した蒸気は普通発電用のタービン
20を駆動するのに用いられる。
20を駆動するのに用いられる。
冷却材流れはポンプ22により蒸気発生器28からコー
ルドレグ30を介して入口装置16に送られる。
ルドレグ30を介して入口装置16に送られる。
このように、容器10および蒸気発生器28を接続する
冷却材配管により閉じた再循環−次ループ即ち蒸気発生
ループが構成されている。
冷却材配管により閉じた再循環−次ループ即ち蒸気発生
ループが構成されている。
第1図に示す容器は一つの閉流体流路系(ループ)と共
に図示されているが、普通用いられる2ループ、3ルー
プあるいは4ループ等の如くループ数はプラントにより
変わるものである。
に図示されているが、普通用いられる2ループ、3ルー
プあるいは4ループ等の如くループ数はプラントにより
変わるものである。
第1図のループには図示してないが、各プラントの一ル
ープは、温度変化および他の運転条件の変化による系統
内の圧力変化の開始に応答する加圧器を備えていて、略
々一定の一次圧力を維持するようにしである。
ープは、温度変化および他の運転条件の変化による系統
内の圧力変化の開始に応答する加圧器を備えていて、略
々一定の一次圧力を維持するようにしである。
蒸気発生器の二次側は伝熱管18により一次冷却材から
分離されている。
分離されている。
蒸気発生器内では、二次流体34が一次冷却材と熱交換
関係となっており、二次流体は加熱されて蒸気に変換さ
れる。
関係となっており、二次流体は加熱されて蒸気に変換さ
れる。
蒸気は、矢印36で示す如く蒸気導管38を通って、発
電機等の負荷に軸24で結合されたタービン20に供給
される。
電機等の負荷に軸24で結合されたタービン20に供給
される。
タービンに供給される蒸気の量は絞り弁40により調節
される。
される。
蒸気は、タービン20を通った後、復水器42で復水さ
れる。
れる。
凝縮物即ち水は、復水ポンプ44、導管50、給水加熱
器46および給水ポンプ48を矢印52で示す如く通っ
て蒸気発生器の二次側即ち胴殻側に戻される。
器46および給水ポンプ48を矢印52で示す如く通っ
て蒸気発生器の二次側即ち胴殻側に戻される。
こうして蒸気発生器28をタービン20に接続する二次
流体配管によりリサイクル二次発電系が構成される。
流体配管によりリサイクル二次発電系が構成される。
第1図に示すものの如き典型的加圧水型原子炉の各−次
ループの原子炉出口導管26および原子炉入口導管30
内の冷却材温度は、各々熱電対あるいは温度抵抗バルブ
等の測温素子54および56により感知される。
ループの原子炉出口導管26および原子炉入口導管30
内の冷却材温度は、各々熱電対あるいは温度抵抗バルブ
等の測温素子54および56により感知される。
測温素子54および56は、夫々測定点の瞬時温度を表
わす出力信号T、およびT2を発生する。
わす出力信号T、およびT2を発生する。
各ループ用の出力信号T1およびT2は温度平均化装置
に加えられ、幾つかのループからの夫々の平均値が選択
されて原子炉の最高瞬時平均運転温度を識別するように
しである。
に加えられ、幾つかのループからの夫々の平均値が選択
されて原子炉の最高瞬時平均運転温度を識別するように
しである。
識別された運転温度は次に、通常負荷のプログラム関数
である基準と比較される。
である基準と比較される。
多くの運転システムに於ては、原子炉の瞬時の識別され
た温度がプログラムされた基準と異なるときに誤差信号
が発生されて、誤差を最小にする方向に制御棒の動きを
制御する。
た温度がプログラムされた基準と異なるときに誤差信号
が発生されて、誤差を最小にする方向に制御棒の動きを
制御する。
このようなシステムは、米国特許第3423285号明
細書に記載されている如きプログラムされた平均温度負
荷追従原子炉運転モードを用いるものである。
細書に記載されている如きプログラムされた平均温度負
荷追従原子炉運転モードを用いるものである。
負荷条件が増大すると、プラント操作員が所望の出力が
得られるまでタービン20に至る絞り弁40を開く。
得られるまでタービン20に至る絞り弁40を開く。
タービンに放出される蒸気流量が増大すると、二次側圧
力を下げ、一次冷却材から取出される熱を増大させる。
力を下げ、一次冷却材から取出される熱を増大させる。
これに応じて一次冷却材温度が低下することは、プログ
ラムされた平均温度制御から得た制御信号に応答して制
御棒58を操作することにより防がれる。
ラムされた平均温度制御から得た制御信号に応答して制
御棒58を操作することにより防がれる。
平均温度制御用のプログラムは、炉心の物理的設計を考
慮して作られ、炉心出力レベルが許容限界を越えて上昇
せぬようにしである。
慮して作られ、炉心出力レベルが許容限界を越えて上昇
せぬようにしである。
また炉心の軸方向出力分布が、原子炉容器周辺で900
の等間隔に離間し、径方向に、炉心の外部に配置された
中性子束検出器11により監視される。
の等間隔に離間し、径方向に、炉心の外部に配置された
中性子束検出器11により監視される。
軸方向出力分布が異常に非対称になると、局部的出力ピ
ークが許容限界を越えぬように保護動作を開始させる。
ークが許容限界を越えぬように保護動作を開始させる。
落下した制御棒は径方向出力分布を同様の非対称にする
が、この場合も許容できぬ出力ピークが発生することが
ある。
が、この場合も許容できぬ出力ピークが発生することが
ある。
以下に説明する本発明の実施例によれば許容できぬ局部
的出力偏倚を防ぐために炉心運転を許容レベルに維持す
るように、落下した制御棒を識別したときに原子炉制御
を変更するのである。
的出力偏倚を防ぐために炉心運転を許容レベルに維持す
るように、落下した制御棒を識別したときに原子炉制御
を変更するのである。
第2図は制御棒落下後の炉心出力対時間を表わすグラフ
である。
である。
制御棒落下後、原子炉内の出力は、通常落下した制御棒
に相当する中性子吸収量と略々等しい量だけ減少する。
に相当する中性子吸収量と略々等しい量だけ減少する。
現在のシステムの成るものに於いは、反応度のこのよう
な負の変化率は安全系を応動させるのに充分なものであ
って曲線Aで示す如く原子炉を停止させる。
な負の変化率は安全系を応動させるのに充分なものであ
って曲線Aで示す如く原子炉を停止させる。
負の反応度を有する炉心に於て制御棒落下後例の措置も
されないと、炉心全体の反応度レベルは増大して炉心出
力を曲線Bで示す如く制御棒落下以前のレベルに上昇し
ようとする。
されないと、炉心全体の反応度レベルは増大して炉心出
力を曲線Bで示す如く制御棒落下以前のレベルに上昇し
ようとする。
制御棒落下後に、制御棒落下以前の炉心出力レベルに相
当する全炉心出力レベルを得ようとすることは、落下し
た制御棒から離れた部分の局部的出力レベルが、制御棒
落下以前の出力レベルを越えさせることになる。
当する全炉心出力レベルを得ようとすることは、落下し
た制御棒から離れた部分の局部的出力レベルが、制御棒
落下以前の出力レベルを越えさせることになる。
従って局部的出力限界を越える可能性がある。
プログラムされた平均温度制御システムに於て、一次冷
却材温度の低下に応じて制御棒を自動的に引抜くと、曲
線Bで示されるのと同様の結果となる。
却材温度の低下に応じて制御棒を自動的に引抜くと、曲
線Bで示されるのと同様の結果となる。
しかしながら、局部的炉心出力限界を越えずに、曲線C
で示す如く、制御棒落下後も減少した出力レベルで安全
に炉心運転を持続維持することができるのである。
で示す如く、制御棒落下後も減少した出力レベルで安全
に炉心運転を持続維持することができるのである。
従って本発明の目的は、制御棒落下を識別して制御棒落
下後も低い出力レベルで安全に炉心運転を維持する原子
炉制御装置を得ることである。
下後も低い出力レベルで安全に炉心運転を維持する原子
炉制御装置を得ることである。
第3図は本発明の望ましい具体化例を実施するための制
御回路を示すものである。
御回路を示すものである。
このような回路は各検出器11につき一つ設ける。
各中性子検出器11は、出力(第1電気出力)を対応す
る周知の動的レイト−遅れ補償回路60に送り、そこか
ら検出器11により識別された中性子束レベルの変化率
を表わす出力が発生する。
る周知の動的レイト−遅れ補償回路60に送り、そこか
ら検出器11により識別された中性子束レベルの変化率
を表わす出力が発生する。
動的レイl−−遅れ補償回路の出力の大きさが、制御棒
落下の予じめ選択された設定点特性を越えると、負レイ
トバイステーブル(双安定回路)62が状態を変化させ
る。
落下の予じめ選択された設定点特性を越えると、負レイ
トバイステーブル(双安定回路)62が状態を変化させ
る。
バイステーブルの状態変化は記憶装置64により記憶さ
れ、所定時間後に時間遅延回路66から端子68に供給
される(第3電気出力)。
れ、所定時間後に時間遅延回路66から端子68に供給
される(第3電気出力)。
記憶装置64は双安定出力を手動でリセットされるまで
記憶している。
記憶している。
バイステーブル62の設定値は、夫々の原子炉に適する
適当な値に対応するように予じめ選択できるものである
。
適当な値に対応するように予じめ選択できるものである
。
例えば、成る原子炉では設定値を落下制御棒が一本より
多い場合に対応するように設定するのが望ましいであろ
う。
多い場合に対応するように設定するのが望ましいであろ
う。
時間遅延回路66は、原子炉が落下した制御棒の中性子
吸収量に略々等して出力減少に相当する炉心出力値に到
達し得るようにするために設けである。
吸収量に略々等して出力減少に相当する炉心出力値に到
達し得るようにするために設けである。
この時間遅延は、普通制御棒が炉心内に完全に落下する
までの時間と等価であり、約0.5秒乃至5秒、望まし
くは1秒である。
までの時間と等価であり、約0.5秒乃至5秒、望まし
くは1秒である。
端子68に現われる信号(第3電気出力)は制御信号と
して周知の追従記憶装置に供給される。
して周知の追従記憶装置に供給される。
追従記憶装置の機能は制御信号が無い場合に入力と同じ
出力を発生することであり、制御信号が与えられたとき
、追従記憶装置は制御信号が与えられた時点での入力と
等しい出力信号(第4電気出力)を保持する。
出力を発生することであり、制御信号が与えられたとき
、追従記憶装置は制御信号が与えられた時点での入力と
等しい出力信号(第4電気出力)を保持する。
追従記憶装置の入力は中性子検出器出力(第1電気出力
)から与えられるので、端子68の制御信号(第3電気
出力)は落下した制御棒の中性子吸収量により出力が減
少した後に検出された炉心中性子束に対応する値に追従
記憶装置の出力(第4電気出力)を固定することになる
。
)から与えられるので、端子68の制御信号(第3電気
出力)は落下した制御棒の中性子吸収量により出力が減
少した後に検出された炉心中性子束に対応する値に追従
記憶装置の出力(第4電気出力)を固定することになる
。
解析により決定され、望ましくは運転範囲拡大のために
可能な限り大きいが出力ピーク限界を越えぬ程度に小さ
い値である小さなマージンδが、追従記憶装置の出力(
第4電気出力)に加えられて可変設定値バイステーブル
(双安定回路)72の入力として用いられる。
可能な限り大きいが出力ピーク限界を越えぬ程度に小さ
い値である小さなマージンδが、追従記憶装置の出力(
第4電気出力)に加えられて可変設定値バイステーブル
(双安定回路)72の入力として用いられる。
可変設定値バイステーブルは又中性子検出器11からも
入力(第1電気出力)を受けるが、中性子検出器信号が
追従記憶装置により供給されてマージンを加えられた可
変設定値を越えぬ限り出力(第2電気出力)を発生しな
い。
入力(第1電気出力)を受けるが、中性子検出器信号が
追従記憶装置により供給されてマージンを加えられた可
変設定値を越えぬ限り出力(第2電気出力)を発生しな
い。
万一原子炉出力信号(第1電気出力)が追従記憶装置か
ら供給される設定値より大きな値に戻った場合には、バ
イステーブル72が原子炉安全保護論理回路にトリップ
信号(第2電気出力)を供給する。
ら供給される設定値より大きな値に戻った場合には、バ
イステーブル72が原子炉安全保護論理回路にトリップ
信号(第2電気出力)を供給する。
トリップ信号がANDゲート74により%原子炉安全保
護論理回路76に供給されるためには、バイステーブル
72および記憶装置64の双方からの出力(第2および
第3電気出力)が必要である。
護論理回路76に供給されるためには、バイステーブル
72および記憶装置64の双方からの出力(第2および
第3電気出力)が必要である。
他の保護チャンネルにも上述の回路が同様に設けられ、
対応する入力が24トリップ論理回路76に与えられて
いる。
対応する入力が24トリップ論理回路76に与えられて
いる。
各チャンネルの追従記憶装置からの出力(第4電気出力
)70は平均化装置78に供給される。
)70は平均化装置78に供給される。
平均化装置の出力は、タービン出力を監視するのに用い
られる第2の可変設定値バイステーブル(双安定回路)
80のための別の設定値を作る。
られる第2の可変設定値バイステーブル(双安定回路)
80のための別の設定値を作る。
タービン出力が平均化装置78による設定値を越えると
、バイステーブル80が第1図に示すタービン絞り弁4
0の制御装置に接続されたANDゲート82に出力を供
給する。
、バイステーブル80が第1図に示すタービン絞り弁4
0の制御装置に接続されたANDゲート82に出力を供
給する。
ANDゲート82の第2の入力は、4つのチャンネルの
各々の対応する端子68から入力されるや1論理回路モ
ジュール84から供給される。
各々の対応する端子68から入力されるや1論理回路モ
ジュール84から供給される。
4つのチャンネルのうち2つが、負レイトバイステーブ
ル62の設定値を越えたことを示し、タービン出力が平
均化装置78による設定値を越えると、タービンは絞り
を戻されて蒸気発生器の二次側の蒸気圧を増大させ、原
子炉の一次側から取出される熱の量を減少させる。
ル62の設定値を越えたことを示し、タービン出力が平
均化装置78による設定値を越えると、タービンは絞り
を戻されて蒸気発生器の二次側の蒸気圧を増大させ、原
子炉の一次側から取出される熱の量を減少させる。
同時に、シ。論理回路モジュール84からの出力が、制
御棒が炉心から更に引抜かれるのを防いで、原子炉を必
らずしもトリップせずに、低い出力レベルでの炉心運転
を持続させる。
御棒が炉心から更に引抜かれるのを防いで、原子炉を必
らずしもトリップせずに、低い出力レベルでの炉心運転
を持続させる。
通常の原子炉運転期間中は、追従記憶装置が中性子検出
器出力を追従する。
器出力を追従する。
しかしながら、バイステーブル72の設定値に加えられ
たマージンδと、端子68に肯定信号出力が無いことに
より、本発明の制御装置が原子炉運転に悪影響を与える
のが防がれる。
たマージンδと、端子68に肯定信号出力が無いことに
より、本発明の制御装置が原子炉運転に悪影響を与える
のが防がれる。
4つのうち2つのチャンネルにバイステーブル62の設
定値を越える負のレイト信号が発生すると、制御棒のそ
れ以上の引抜きが阻止され、タービンは監視されて必要
ならランバックされ、低い出力レベルでの原子炉運転を
安全に維持する。
定値を越える負のレイト信号が発生すると、制御棒のそ
れ以上の引抜きが阻止され、タービンは監視されて必要
ならランバックされ、低い出力レベルでの原子炉運転を
安全に維持する。
同時に、追従記憶装置がバイステーブル72に適切な設
定値を与え、低い出力レベルでの持続運転と両立する原
子炉中性子束レベルを越えぬようにしである。
定値を与え、低い出力レベルでの持続運転と両立する原
子炉中性子束レベルを越えぬようにしである。
例等かの理由で4つのうち2つのチャンネルのバイステ
ーブル72により設定された中性子束限界を越えたとき
には、原子炉はトリップする。
ーブル72により設定された中性子束限界を越えたとき
には、原子炉はトリップする。
以上の通り、本発明の制御装置は、従来装置で起きるこ
とのあった制御棒落下による不必要な原子炉トリップの
回数を最小限とし、プラントの稼動性を改善する。
とのあった制御棒落下による不必要な原子炉トリップの
回数を最小限とし、プラントの稼動性を改善する。
本発明の制御装置は、核束信号自体の乱れにより核束に
ついて原子炉トリップ用の設定値を調整するという点で
適応性のあるものであり、これは設定値を適用するパラ
メーター以外の一つ以上のパラメーターから設定値を設
定するシステムに対して重要な改良である。
ついて原子炉トリップ用の設定値を調整するという点で
適応性のあるものであり、これは設定値を適用するパラ
メーター以外の一つ以上のパラメーターから設定値を設
定するシステムに対して重要な改良である。
従って本発明の制御装置は、測定器ドリフト、温度変化
等等が原因で発生することのあるパラメーター間の従属
性の変化に対して敏感ではない。
等等が原因で発生することのあるパラメーター間の従属
性の変化に対して敏感ではない。
更に、本発明の制御装置は、異常運転状態を正すように
原子炉制御運用法を再調整するために充分な時間をプラ
ント運転者に与えることによってプラント制御の多様性
を増すものである。
原子炉制御運用法を再調整するために充分な時間をプラ
ント運転者に与えることによってプラント制御の多様性
を増すものである。
従って本発明は、核的保護および安全システムを損をわ
ずに不均等な径方向出力分布をもってプラント運転を持
続させることができるようにする。
ずに不均等な径方向出力分布をもってプラント運転を持
続させることができるようにする。
第1図は原子力動力発生設備の概略図、第2図は種々の
原子炉運転モードでの制御棒落下後の時間に対する炉心
出力を示すグラフ、第3図は本発明の一実施例の制御装
置の概略ブロック回路図である。 10・・・・・・原子炉容器、11・・・・・・検出器
、60・・・・・・動的レイト一時間遅延補償装置、6
2・・・・・・バイステーブル(双安定回路)、64・
・・・・・記憶装置、66・・・・・・時間遅延、68
・・・・・・端子、72・・・・・・バイステーブル(
双安定回路)、74・・・・・・ANDゲート、76・
・・・・・原子炉安全保護論理回路、78・・・・・・
平均化装置、80・・・・・・バイステーブル(双安定
回路)、82・・・・・・ANDゲート、84・・・・
・・%論理回路モジュール。
原子炉運転モードでの制御棒落下後の時間に対する炉心
出力を示すグラフ、第3図は本発明の一実施例の制御装
置の概略ブロック回路図である。 10・・・・・・原子炉容器、11・・・・・・検出器
、60・・・・・・動的レイト一時間遅延補償装置、6
2・・・・・・バイステーブル(双安定回路)、64・
・・・・・記憶装置、66・・・・・・時間遅延、68
・・・・・・端子、72・・・・・・バイステーブル(
双安定回路)、74・・・・・・ANDゲート、76・
・・・・・原子炉安全保護論理回路、78・・・・・・
平均化装置、80・・・・・・バイステーブル(双安定
回路)、82・・・・・・ANDゲート、84・・・・
・・%論理回路モジュール。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 正常運転状態を超える運転状態の発生時に原子炉運
転を許容限界内運転状態に変更する原子炉制御装置であ
って、 原子炉運転状態を表わす中性子束レベルである可変運転
パラメーターを監視して第1電気出力を発生する装置と
、 上記第1電気出力から、上記第1電気出力の前歴に基づ
く値を有する上記運転パラメーターに対する所望の設計
限界を表わす可変設定値を自動的に発生する装置と、 上記第1電気出力を上記可変設定値と比較して第2電気
出力を発生する装置と、 上記運転パラメーターに対する上記所望の設計限界を越
えたことを識別する上記第2電気出力に応答して原子炉
の運転条件を変更し、原子炉運転を許容設計運転レベル
に一致させる装置とを備え、上記原子炉が、原子炉運転
条件の変化に自動的に応答して原子炉を所定運転レベル
に復帰させる制御機構を有し、 上記設定値発生装置が、上記第1電気出力の変化率を監
視して、この変化率が所定値を越えたとき対応する第3
電気出力を発生し、 上記原子炉制御装置は更に、上記第3電気出力に応答し
て、上記第3電気出力の発生により生ずる原子炉の運転
状態の変化に応答する上記制御機構により生ずる原子炉
出力の増加を最小限にするように上記制御機構の自動的
運転を変更する装置を備え、 上記設定値発生装置が、上記第1電気出力に追従して上
記第1電気出力の値に対応する第4電気出力を発生する
装置を有し、この追従装置は、上記第3電気出力に応答
して、上記第3電気出力の発生後の所定時間に追従され
た上記第1電気出力に対応する上記第4電気出力の値を
記憶し、上記第4電気出力が上記可変設定値の変動を起
こし、上記原子炉制御装置は更に、上記第4電気出力に
所定のオフセットを加えて上記可変設定値を得る装置を
備え、 上記変更装置が、上記追従装置の出力を(1+δ)倍し
て得られる所望の設計限界を越えて原子炉をトリップす
べきことを識別する上記第2電気出力の値に応答する原
子炉制御装置。 2 上記所定蒔付が、上記第3電気出力を発生させる事
態の発生後に原子炉が新たな所望の運転レベルに達する
に要する時間に等しい特許請求の範囲第1項記載の原子
炉制御装置。 3 上記所定時間が0.5秒乃至5秒の範囲内である特
許請求の範囲第2項記載の原子炉制御装置。 4 上記所定時間が略々1秒である特許請求の範囲第3
項記載の原子炉制御装置。
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/861,131 US4399095A (en) | 1977-12-16 | 1977-12-16 | Protection and control system for a nuclear reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS5493793A JPS5493793A (en) | 1979-07-25 |
JPS5852196B2 true JPS5852196B2 (ja) | 1983-11-21 |
Family
ID=25334967
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP53154252A Expired JPS5852196B2 (ja) | 1977-12-16 | 1978-12-15 | 原子炉制御装置 |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4399095A (ja) |
JP (1) | JPS5852196B2 (ja) |
Families Citing this family (19)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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US4697093A (en) * | 1985-01-23 | 1987-09-29 | Westinghouse Electric Corp. | Testable, fault-tolerant power interface circuit for controlling plant process equipment |
US4699749A (en) * | 1985-05-07 | 1987-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Controlling a nuclear reactor with dropped control rods |
US4716009A (en) * | 1985-12-17 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Dropped rod protection insensitive to large load loss |
FR2611302B1 (fr) * | 1987-02-20 | 1989-04-07 | Framatome Sa | Procede de detection de la chute d'un element antireactif dans le reacteur d'une centrale nucleaire et centrale protegee contre une telle chute |
FR2665014B1 (fr) * | 1990-07-17 | 1992-09-18 | Framatome Sa | Procede et dispositif de protection d'un reacteur nucleaire. |
US5114665A (en) * | 1990-07-25 | 1992-05-19 | The Babcock & Wilcox Company | Autonormalizing reactimeter |
US5629872A (en) * | 1992-01-29 | 1997-05-13 | Arch Development Corporation | System for monitoring an industrial process and determining sensor status |
US5459675A (en) * | 1992-01-29 | 1995-10-17 | Arch Development Corporation | System for monitoring an industrial process and determining sensor status |
US5410492A (en) * | 1992-01-29 | 1995-04-25 | Arch Development Corporation | Processing data base information having nonwhite noise |
US5297174A (en) * | 1993-05-26 | 1994-03-22 | Westinghouse Electric Corp. | Safety system grade apparatus and method for detecting a dropped control rod and malfunctioning exit thermocouples in a pressurized water reactor |
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US5761090A (en) * | 1995-10-10 | 1998-06-02 | The University Of Chicago | Expert system for testing industrial processes and determining sensor status |
US7177383B2 (en) * | 2004-02-02 | 2007-02-13 | James Hardy | Method and system for safety regulation in nuclear power regulating systems |
US7386086B1 (en) | 2005-10-03 | 2008-06-10 | Westinghouse Electric Co. Llc | Printed circuit card |
FR2953318B1 (fr) * | 2009-11-30 | 2011-12-09 | Areva Np | Procede et dispositif de detection de chute de grappe d'un reacteur nucleaire |
CA2811485C (en) * | 2010-09-17 | 2020-04-14 | Atomic Energy Of Canada Limited | Reactor shutdown trip algorithm |
JP7026019B2 (ja) * | 2018-07-30 | 2022-02-25 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉停止装置、原子力プラント及び原子炉停止方法 |
FR3084958B1 (fr) * | 2018-08-09 | 2020-10-23 | Framatome Sa | Procede de limitation de fonctionnement d'un reacteur nucleaire |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2553603A (en) * | 1949-08-16 | 1951-05-22 | Petcar Res Corp | Rate-of-rise temperature responsive system |
US3423285A (en) * | 1966-01-27 | 1969-01-21 | Westinghouse Electric Corp | Temperature control for a nuclear reactor |
US3518654A (en) * | 1967-05-16 | 1970-06-30 | American District Telegraph Co | Method and apparatus for detecting a condition |
US3752735A (en) * | 1970-07-16 | 1973-08-14 | Combustion Eng | Instrumentation for nuclear reactor core power measurements |
US4080251A (en) * | 1973-05-22 | 1978-03-21 | Combustion Engineering, Inc. | Apparatus and method for controlling a nuclear reactor |
US4016034A (en) * | 1974-07-19 | 1977-04-05 | Combustion Engineering, Inc. | Nuclear reactor control override system and method |
US4075059A (en) * | 1976-04-28 | 1978-02-21 | Combustion Engineering, Inc. | Reactor power reduction system and method |
-
1977
- 1977-12-16 US US05/861,131 patent/US4399095A/en not_active Expired - Lifetime
-
1978
- 1978-12-15 JP JP53154252A patent/JPS5852196B2/ja not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS5493793A (en) | 1979-07-25 |
US4399095A (en) | 1983-08-16 |
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