JPS5852196B2 - 原子炉制御装置 - Google Patents

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

蒸気は、タービン２０を通った後、復水器４２で復水さ
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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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）。

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。

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
。

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。

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。

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。

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。

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。

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
。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

【図面の簡単な説明】

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。

Claims (1)

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。