JPS61110096A - 原子炉水位制御方法 - Google Patents
原子炉水位制御方法Info
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- JPS61110096A JPS61110096A JP59230335A JP23033584A JPS61110096A JP S61110096 A JPS61110096 A JP S61110096A JP 59230335 A JP59230335 A JP 59230335A JP 23033584 A JP23033584 A JP 23033584A JP S61110096 A JPS61110096 A JP S61110096A
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- condensate
- pump
- water supply
- water level
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- 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
Landscapes
- Measurement Of Levels Of Liquids Or Fluent Solid Materials (AREA)
- Control Of Non-Electrical Variables (AREA)
- 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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子炉水位制御方法および装置に係り、復水
給水系の給水ポンプが予備容量を持たない場合あるいは
予備容量が小さい場合において、復水給水系統のポンプ
にトリップ等の故障(以下、トリップという)が発生し
た後の原子炉給水流量の低下による原子炉水位低下量を
低減するために好適な原子炉水位制御方法および装置に
関する。
給水系の給水ポンプが予備容量を持たない場合あるいは
予備容量が小さい場合において、復水給水系統のポンプ
にトリップ等の故障(以下、トリップという)が発生し
た後の原子炉給水流量の低下による原子炉水位低下量を
低減するために好適な原子炉水位制御方法および装置に
関する。
第1図および第2図に、従来の原子力発電プラントを示
す。
す。
その第1図は、主蒸気系統と復水給水系統と原子炉再循
環制御系統を示すもので、復水器1によって凝縮された
復水け、低圧復水ポンプ2によって昇圧され、復水浄化
装置3によって適正水質に浄化され、高圧復水ポンプ4
によって昇圧され、低圧給水加熱器5によって加熱され
、タービン駆動給水ポンプ7または電動機駆動給水ボン
プロによって昇圧され、高圧給水加熱器8によって加熱
され、原子炉圧力容器9に給水される。
環制御系統を示すもので、復水器1によって凝縮された
復水け、低圧復水ポンプ2によって昇圧され、復水浄化
装置3によって適正水質に浄化され、高圧復水ポンプ4
によって昇圧され、低圧給水加熱器5によって加熱され
、タービン駆動給水ポンプ7または電動機駆動給水ボン
プロによって昇圧され、高圧給水加熱器8によって加熱
され、原子炉圧力容器9に給水される。
原子炉圧力容器9によって発生した蒸気は、蒸気タービ
ン11を駆動し、発電機Gを回転させ、発電する。
ン11を駆動し、発電機Gを回転させ、発電する。
次に、原子炉水位制御において、低負荷時は原子炉水位
検出器15による単要素制御を行い、高負荷時は給水流
量検出器14と、原子炉水位検出器15と、主蒸気流量
検出器16とを合わせた三要素制御を行う。負荷変動、
過渡事象に対して、タービン駆動給水ポンプ76いては
蒸気加減弁12によって、一方電動機駆動給水ポンプ6
においては給水流量調節弁13によって給水流量を制御
して追従させ、原子炉圧力容器9の水位を一定に保持し
ている。
検出器15による単要素制御を行い、高負荷時は給水流
量検出器14と、原子炉水位検出器15と、主蒸気流量
検出器16とを合わせた三要素制御を行う。負荷変動、
過渡事象に対して、タービン駆動給水ポンプ76いては
蒸気加減弁12によって、一方電動機駆動給水ポンプ6
においては給水流量調節弁13によって給水流量を制御
して追従させ、原子炉圧力容器9の水位を一定に保持し
ている。
また、プラント出力の制御は制御棒による原子炉出力制
御の他に、通常運転においては原子炉再循環ポンプ10
により炉心流量を制御し、原子炉出力を制御している。
御の他に、通常運転においては原子炉再循環ポンプ10
により炉心流量を制御し、原子炉出力を制御している。
なお、第1図中、17は原子炉再循環ポンプ10と蒸気
加減弁12と給水量制御弁13の制御器を示す。
加減弁12と給水量制御弁13の制御器を示す。
前記従来の復水給水系統では低圧復水ポンプ2、高圧復
水ポンプ4が予備機を持っていない場合、または予備容
量が小さい場合において、低圧復水ポンプ2、あるいは
高圧復水ポンプ4がトリップした場合には、原子炉水位
を次のように制御する。
水ポンプ4が予備機を持っていない場合、または予備容
量が小さい場合において、低圧復水ポンプ2、あるいは
高圧復水ポンプ4がトリップした場合には、原子炉水位
を次のように制御する。
すなわち、”原子炉水位低”でかつ“タービン駆動給水
ポンプ7トリツプによって、原子炉再循環ポンプ10を
ランバックさせ、炉心流量を低下させ、原子炉出力を低
下させ、主蒸気流量を低減させることにより、原子炉水
位の低下を防ぐ。
ポンプ7トリツプによって、原子炉再循環ポンプ10を
ランバックさせ、炉心流量を低下させ、原子炉出力を低
下させ、主蒸気流量を低減させることにより、原子炉水
位の低下を防ぐ。
しかし、この従来技術では、低圧復水ポンプ2、高圧復
水ポンプ4が予備機を持たない場合には、原子炉給水流
lの回復が困難で、原子炉水位は水位低で回復せず、”
水位低低”となり、原子炉はスクラムしてしまう可能性
がある。
水ポンプ4が予備機を持たない場合には、原子炉給水流
lの回復が困難で、原子炉水位は水位低で回復せず、”
水位低低”となり、原子炉はスクラムしてしまう可能性
がある。
ここで、低圧復水ポンプ2、高圧復水ポンプ4がトリッ
プすると、下流側ポンプの押込圧力確保のため、下流側
ポンプもトリップさせる。つまシ、例えば低圧復水ポン
プ2の1台がトリップした場合、給水の押込圧力が低下
するので、高圧復水ポンプ4を1台、タービン駆動給水
ポンプ7を1台、トリップさせる。そして、低圧復水ポ
ンプ2および高圧復水ポンプ4のトリップを、タービン
駆動給水ボングアのトリップを検出することによって検
出している。
プすると、下流側ポンプの押込圧力確保のため、下流側
ポンプもトリップさせる。つまシ、例えば低圧復水ポン
プ2の1台がトリップした場合、給水の押込圧力が低下
するので、高圧復水ポンプ4を1台、タービン駆動給水
ポンプ7を1台、トリップさせる。そして、低圧復水ポ
ンプ2および高圧復水ポンプ4のトリップを、タービン
駆動給水ボングアのトリップを検出することによって検
出している。
このように、従来技術では復水給水系ポンプがトリップ
するたびに、原子炉はスクラムしてしまうという問題が
あった。
するたびに、原子炉はスクラムしてしまうという問題が
あった。
次に、第2図は原子炉スプレー系統を示すもので、電動
機駆動給水ポンプ6が1台しかない場合において、プラ
ント起動停止時は電動機駆動給水ポンプ6を使用するが
、その1台の電動機駆動給水ポンプ6がトリップした場
合は、原子炉給水が喪失し、″′原子炉水位低低”でス
クラムする。
機駆動給水ポンプ6が1台しかない場合において、プラ
ント起動停止時は電動機駆動給水ポンプ6を使用するが
、その1台の電動機駆動給水ポンプ6がトリップした場
合は、原子炉給水が喪失し、″′原子炉水位低低”でス
クラムする。
そして、原子炉スクラム後、炉内を冷却する冷却水がな
いため、“原子炉水位低低”を水位検出器15によって
検出し、第2図に示す冷却水ポンプ22を起動する。こ
の冷却水ポンプ22により、復水貯蔵タンク21内の復
水を原子炉圧力容器9に注水し、熱除去を行う。これと
同時に、”原子炉水位低低”により高圧炉心スプレーポ
ンプ23を起動し、サプレッションプール26内の復水
を原子炉圧力容器9内に注水する。冷却水ポンプ22、
高圧炉心スプレーポンプ23により原子炉圧力容器9内
を減圧後、低圧炉心スプレーポンプ24によりサプレッ
ションプール26内の復水を原子炉圧力容器9内忙注水
し、さらに減圧、減温し、原子炉の停止を行う。なお、
第2図中、25は原子炉格納容器を示す。
いため、“原子炉水位低低”を水位検出器15によって
検出し、第2図に示す冷却水ポンプ22を起動する。こ
の冷却水ポンプ22により、復水貯蔵タンク21内の復
水を原子炉圧力容器9に注水し、熱除去を行う。これと
同時に、”原子炉水位低低”により高圧炉心スプレーポ
ンプ23を起動し、サプレッションプール26内の復水
を原子炉圧力容器9内に注水する。冷却水ポンプ22、
高圧炉心スプレーポンプ23により原子炉圧力容器9内
を減圧後、低圧炉心スプレーポンプ24によりサプレッ
ションプール26内の復水を原子炉圧力容器9内忙注水
し、さらに減圧、減温し、原子炉の停止を行う。なお、
第2図中、25は原子炉格納容器を示す。
この場合に、復水貯蔵タンク21内には、常に復水浄化
装置によって浄化された復水を貯蔵、あるいは純水を補
給しているため、その復水は清浄であり、問題がない。
装置によって浄化された復水を貯蔵、あるいは純水を補
給しているため、その復水は清浄であり、問題がない。
ところが、サプレッションプール26内の復水は浄化さ
れていないため、との復水を原子炉圧力容器9内に注入
した後、原子炉の再起動時に、原子炉圧力容器9内の清
浄化が必要である。前記原子炉圧力容器9は、多くの内
部構造物を有しているため、清浄化に要する作業時間お
よび経費が膨大になるという問題があろう〔発明の目的
〕 本発明の目的は、前記従来技術の問題を解決し、通常運
転時における復水給水系統のポンプのトリップ時の原子
炉スクラムを防止し得る原子炉水位制御方法を提供する
Kらり、本発明の他の目的はプラント起動停止時におい
て、電動機駆動給水ポンプのトリップ時における原子炉
スクラム時のサプレッションプール水による原子炉圧力
容器の冷却を未然に防止し得る原子炉水位制御方法を提
供するKあ)、さらに本発明の目的はこれらの制御方法
を確実に実施でき、しかも設備費を節減し得る原子f水
位制御装置を提供するにある。
れていないため、との復水を原子炉圧力容器9内に注入
した後、原子炉の再起動時に、原子炉圧力容器9内の清
浄化が必要である。前記原子炉圧力容器9は、多くの内
部構造物を有しているため、清浄化に要する作業時間お
よび経費が膨大になるという問題があろう〔発明の目的
〕 本発明の目的は、前記従来技術の問題を解決し、通常運
転時における復水給水系統のポンプのトリップ時の原子
炉スクラムを防止し得る原子炉水位制御方法を提供する
Kらり、本発明の他の目的はプラント起動停止時におい
て、電動機駆動給水ポンプのトリップ時における原子炉
スクラム時のサプレッションプール水による原子炉圧力
容器の冷却を未然に防止し得る原子炉水位制御方法を提
供するKあ)、さらに本発明の目的はこれらの制御方法
を確実に実施でき、しかも設備費を節減し得る原子f水
位制御装置を提供するにある。
本発明の1番目の発明は、復水給水系統のポンプのトリ
ップ時、該トリップを検出し、かつ復水給水系統の稼動
しているポンプ運転台数と、プラントの負荷とを比較し
、前記ポンプ運転台数が不足した時に原子炉再循環ポン
プをランバックさせ、炉心流量を低下させ、原子炉出力
を低下させるようKしたところに特徴を有するもので、
この構成により、通常運転時における復水給水系統のポ
ンプのトリップ時の原子炉スクラムを防止することがで
きる。
ップ時、該トリップを検出し、かつ復水給水系統の稼動
しているポンプ運転台数と、プラントの負荷とを比較し
、前記ポンプ運転台数が不足した時に原子炉再循環ポン
プをランバックさせ、炉心流量を低下させ、原子炉出力
を低下させるようKしたところに特徴を有するもので、
この構成により、通常運転時における復水給水系統のポ
ンプのトリップ時の原子炉スクラムを防止することがで
きる。
本発明の2番目の発明は、プラント起動停止時、電動機
駆動給水ポンプが運転中にトリップした時に、該トリッ
プを検出し、かつ冷却水ポンプを起動させ、原子炉圧力
容器内に復水貯蔵タンク内のり水を注入し、原子炉圧力
容器内の水位低下量を抑えるようにしたところに特徴を
有するもので、この構成により、プラント起動停止時に
おいて、電動機駆動給水ポンプのトリップ時における原
子炉スクラム時のサプレッションプール水による原子炉
圧力容器の冷却を未然に防止することができる。
駆動給水ポンプが運転中にトリップした時に、該トリッ
プを検出し、かつ冷却水ポンプを起動させ、原子炉圧力
容器内に復水貯蔵タンク内のり水を注入し、原子炉圧力
容器内の水位低下量を抑えるようにしたところに特徴を
有するもので、この構成により、プラント起動停止時に
おいて、電動機駆動給水ポンプのトリップ時における原
子炉スクラム時のサプレッションプール水による原子炉
圧力容器の冷却を未然に防止することができる。
また、本発明の3番目の発明は、復水給水系統のポンプ
のトリップ時に、該トリップを検出し、かつ復水給水系
統の稼動しているポンプ運転台数と、プラントの負荷と
を比較し、前記ポンプ運転台数が不足した時に原子炉再
循環ポンプをランバックさせるランバック判定器を設け
たところに特徴を有するもので、この構成により、前記
1番目の発明を確実に実施できる他、復水給水系統のポ
ンプの予備機を省略することができる。
のトリップ時に、該トリップを検出し、かつ復水給水系
統の稼動しているポンプ運転台数と、プラントの負荷と
を比較し、前記ポンプ運転台数が不足した時に原子炉再
循環ポンプをランバックさせるランバック判定器を設け
たところに特徴を有するもので、この構成により、前記
1番目の発明を確実に実施できる他、復水給水系統のポ
ンプの予備機を省略することができる。
さらに、本発明の4番目の発明は、プラント起動停止時
、電動機駆動給水ポンプが運転中にトリップした時に、
該トリップを検出し、かつ冷却水ポンプを起動させるう
7372判定器を設けたところに特徴を有するもので、
この構成により、前記2番目の発明を確実に実施するこ
とができる他、電動機駆動給水ポンプの予備機を省略す
ることができる。
、電動機駆動給水ポンプが運転中にトリップした時に、
該トリップを検出し、かつ冷却水ポンプを起動させるう
7372判定器を設けたところに特徴を有するもので、
この構成により、前記2番目の発明を確実に実施するこ
とができる他、電動機駆動給水ポンプの予備機を省略す
ることができる。
以下、本発明の実施例を図面により説明する。
第3図ないし第5図は、本発明の1番目の発明を実施す
るための水位制御装置の一例とその機能を示す。
るための水位制御装置の一例とその機能を示す。
その第3図は、主蒸気系統と復水給水系統と原子炉再循
環制御系統を示すもので、復水器1によって凝縮された
復水は、低圧復水ポンプ2によって昇圧され、復水浄化
装置3によって適正水質に浄化され、高圧復水ポンプ4
によって昇圧され、低圧給水加熱器5によって加熱され
、タービン駆動給水ポンプ7または電動機駆動給水ポン
プ6によって昇圧され、高圧給水加熱器8によって加熱
され、原子炉圧力容器9に給水される。
環制御系統を示すもので、復水器1によって凝縮された
復水は、低圧復水ポンプ2によって昇圧され、復水浄化
装置3によって適正水質に浄化され、高圧復水ポンプ4
によって昇圧され、低圧給水加熱器5によって加熱され
、タービン駆動給水ポンプ7または電動機駆動給水ポン
プ6によって昇圧され、高圧給水加熱器8によって加熱
され、原子炉圧力容器9に給水される。
原子炉圧力容器9によって発生した蒸気は、蒸気タービ
ン11を駆動し、発電機Gを回転させ、発電する。
ン11を駆動し、発電機Gを回転させ、発電する。
次に、原子炉水位制御において、低負荷時は原子炉水位
検出器15による単要素制御を行い、高負荷時は給水流
量検出器14と、原子炉水位検出器15と、主蒸気流量
検出器16とを合わせた三要素制御を行う。また、負荷
変動、過渡事象に対して、タービン駆動給水ポンプ7に
おいては蒸気加減弁12によって、電動機駆動給水ポン
プ6にあっては給水調節弁13によって、それぞれ給水
流量を制御することにより追従させ、原子炉圧力容器9
の水位を一定に保持している。
検出器15による単要素制御を行い、高負荷時は給水流
量検出器14と、原子炉水位検出器15と、主蒸気流量
検出器16とを合わせた三要素制御を行う。また、負荷
変動、過渡事象に対して、タービン駆動給水ポンプ7に
おいては蒸気加減弁12によって、電動機駆動給水ポン
プ6にあっては給水調節弁13によって、それぞれ給水
流量を制御することにより追従させ、原子炉圧力容器9
の水位を一定に保持している。
さらに、プラント出力の制御は制御棒による原子炉出力
制御の他に1通常運転においては原子炉再循環ポンプ1
0により炉心流量を制御し、原子炉出力を制御している
。
制御の他に1通常運転においては原子炉再循環ポンプ1
0により炉心流量を制御し、原子炉出力を制御している
。
本実施例における復水給水系統のポンプ容量および台数
は、 低圧復水ポンプ2・・・33*X3台 高圧復水ポンプ4・・・33 %X3台タービン駆動給
水ポンプ7・・・50%×2台電動機駆動給水ポンプ6
・・・25 *X1台とされている。
は、 低圧復水ポンプ2・・・33*X3台 高圧復水ポンプ4・・・33 %X3台タービン駆動給
水ポンプ7・・・50%×2台電動機駆動給水ポンプ6
・・・25 *X1台とされている。
なお、第3図中、17は通常運転時の原子炉再循環ポン
プ10と蒸気加減弁12と給水量制御弁13の制御器を
示す。
プ10と蒸気加減弁12と給水量制御弁13の制御器を
示す。
本発明は、前記装置において、ランパック判定器31を
設けていることを特徴としている。そして、低圧復水ポ
ンプ2、高圧復水ポンプ4、タービン駆動給水ポンプ7
および電動機駆動給水ポンプ6の運転台数と、給水流量
検出器14による給水流量信号により、ポンプのトリッ
プを検出し、原子炉再循環ポンプ10のランパック要否
を判定し、必要時に前記原子炉再循環ポンプ10をラン
パックさせ得るように構成されている。
設けていることを特徴としている。そして、低圧復水ポ
ンプ2、高圧復水ポンプ4、タービン駆動給水ポンプ7
および電動機駆動給水ポンプ6の運転台数と、給水流量
検出器14による給水流量信号により、ポンプのトリッ
プを検出し、原子炉再循環ポンプ10のランパック要否
を判定し、必要時に前記原子炉再循環ポンプ10をラン
パックさせ得るように構成されている。
ついで、第4図はランパック判定器31の判定ロジック
を示すもので、前記第3図および第4図に関連して本発
明方法の一例を説明する。
を示すもので、前記第3図および第4図に関連して本発
明方法の一例を説明する。
プラントの100チ負荷運転中には、低圧復水ポンプ2
は3台とも運転される。この時、給水流量検出器14か
らは100%負荷時給水流量が給水されていることがラ
ンパック判定器31に送られている。
は3台とも運転される。この時、給水流量検出器14か
らは100%負荷時給水流量が給水されていることがラ
ンパック判定器31に送られている。
この運転状態において、低圧復水ポンプ2が1台トリッ
プすると、トリップ信号がランパック判定器31に入り
、このランパック判定器31は第4図から判るように、
ポンプの給水能力が運転負荷である100%に不足して
いることを判定し、原子炉再循環ポンプ10をランバッ
クさせ、原子炉出力を低下させる。これにより、原子炉
圧力容器9の水位低下量を低減し、原子炉スクラムを防
止することができる。
プすると、トリップ信号がランパック判定器31に入り
、このランパック判定器31は第4図から判るように、
ポンプの給水能力が運転負荷である100%に不足して
いることを判定し、原子炉再循環ポンプ10をランバッ
クさせ、原子炉出力を低下させる。これにより、原子炉
圧力容器9の水位低下量を低減し、原子炉スクラムを防
止することができる。
66%負荷運転中において、低圧復水ポンプ2が3台運
転中であれば、1台トリップしても初期負荷が66%で
あるから、低圧復水ポンプ2台で原子炉給水は可能で、
原子炉水位も低下しないため、ランパック判定器31は
、原子炉再循環ポンプ10をランバックさせない。前記
低圧復水ポンプ2が2台運転中に11台トリップした場
合には、給水能力が不足するため、う/パラク判定器3
1は原子炉再循環ポンプ10をラッパツクさせ、原子炉
圧力容器9の水位低下量を低減させる。その結果、原子
炉スクラムを防ぐことが可能となる。
転中であれば、1台トリップしても初期負荷が66%で
あるから、低圧復水ポンプ2台で原子炉給水は可能で、
原子炉水位も低下しないため、ランパック判定器31は
、原子炉再循環ポンプ10をランバックさせない。前記
低圧復水ポンプ2が2台運転中に11台トリップした場
合には、給水能力が不足するため、う/パラク判定器3
1は原子炉再循環ポンプ10をラッパツクさせ、原子炉
圧力容器9の水位低下量を低減させる。その結果、原子
炉スクラムを防ぐことが可能となる。
前記ランパック判定器31は、第4図から判るように、
高圧復水ポンプ4、タービン駆動給水ポンプ7がトリッ
プした場合も、同様に作動する。
高圧復水ポンプ4、タービン駆動給水ポンプ7がトリッ
プした場合も、同様に作動する。
このように、この実施例のう/パンク判定器31では、
復水給水系統のポンプがトリップした場合に、稼動して
いるポンプ運転台数と、プラントの負荷としての給水流
量とを比較し、ポンプ運転台数が不足した時に原子炉再
循環ポンプ10をう/バックさせ、原子炉圧力容器9の
水位低下量を低減し、原子炉スクラムを防止する。
復水給水系統のポンプがトリップした場合に、稼動して
いるポンプ運転台数と、プラントの負荷としての給水流
量とを比較し、ポンプ運転台数が不足した時に原子炉再
循環ポンプ10をう/バックさせ、原子炉圧力容器9の
水位低下量を低減し、原子炉スクラムを防止する。
前述のごとく、この実施例のジンバック判定器31では
、プラントの負荷判定要素として、給水流量によって行
う場合を示しているが、他に発電機の出力、高圧タービ
ン初段後の圧力等、適正にプラントの負荷を検出できる
ものを採用してもよい。
、プラントの負荷判定要素として、給水流量によって行
う場合を示しているが、他に発電機の出力、高圧タービ
ン初段後の圧力等、適正にプラントの負荷を検出できる
ものを採用してもよい。
ついで、第5図は従来技術と本発明の前記実施例による
水位制御特性を示す。この第5図において、従来技術を
一点鎖線で、本発明の実施例による変化を実線で、それ
ぞれ100%負荷運転時に低圧復水ポンプ2がトリップ
した場合の変化を示している。
水位制御特性を示す。この第5図において、従来技術を
一点鎖線で、本発明の実施例による変化を実線で、それ
ぞれ100%負荷運転時に低圧復水ポンプ2がトリップ
した場合の変化を示している。
この第5図から判るように、従来技術においては低圧復
水ポンプ2がトリップ後、約50秒で原子炉圧力容器9
の”水位が低低″となり、原子炉スクラムが発生する可
能性があったか、前述の本発明の実施例においては水位
低下量が小さく、また回復も早くなり、原子炉スクラム
を回避することができる。
水ポンプ2がトリップ後、約50秒で原子炉圧力容器9
の”水位が低低″となり、原子炉スクラムが発生する可
能性があったか、前述の本発明の実施例においては水位
低下量が小さく、また回復も早くなり、原子炉スクラム
を回避することができる。
次に、第6図ないし第8図は、本発明の2番目の発明を
夾施するための水位制御装置の一例と、その機能を示す
゛。
夾施するための水位制御装置の一例と、その機能を示す
゛。
その第6図は、原子炉スクラム後に、原子炉圧力容器に
復水を注入する復水注入系統とサブレツショ/プール内
の復水を注入するサブレツ7ヨンプール水注入系統とを
示すもので、電動機駆動給水ポンプが予備機を持ってい
ない場合を示す。
復水を注入する復水注入系統とサブレツショ/プール内
の復水を注入するサブレツ7ヨンプール水注入系統とを
示すもので、電動機駆動給水ポンプが予備機を持ってい
ない場合を示す。
この第6図に示す水位制御装置は、復水貯蔵タンク21
内の復水を冷却水ポンプ22により、原子炉圧力容器9
内に注水する。一方、高圧炉心スプレーポンプ23と、
低圧デ心スプV−ポンプ24とにより、サプレッション
プール26内の復水を原子炉圧力容器9内に注入するよ
うになっている。
内の復水を冷却水ポンプ22により、原子炉圧力容器9
内に注水する。一方、高圧炉心スプレーポンプ23と、
低圧デ心スプV−ポンプ24とにより、サプレッション
プール26内の復水を原子炉圧力容器9内に注入するよ
うになっている。
本発明は、前記装置において、プラント起動停止時に運
転される電動機駆動給水ポンプ6のトリップ時に、ラン
バック判定器31により前記トリップを検出し、前記冷
却水ポンプ22を起動させるように構成したことを特徴
としている。
転される電動機駆動給水ポンプ6のトリップ時に、ラン
バック判定器31により前記トリップを検出し、前記冷
却水ポンプ22を起動させるように構成したことを特徴
としている。
ついで、第7図は前記ランバック判定器310判定ロジ
ックを示すもので、前記第6図および第7図により本発
明方法の一例を説明する。
ックを示すもので、前記第6図および第7図により本発
明方法の一例を説明する。
プラント起動停止時、電動機駆動給水ポンプ6が運転中
にトリップした場合に、ランバンク判定器31により冷
却水ポンプ22を起動し、復水貯蔵タンク21内の復水
を原子炉圧力容器9内に即座に注入し、水位低下量を抑
え、高圧炉心スプレーポンプ23と、低圧炉心スプレー
ポンプ24の起動を防止し、原子炉圧力容器9内がサプ
レッションプール26内の復水で汚染されることを防止
する。
にトリップした場合に、ランバンク判定器31により冷
却水ポンプ22を起動し、復水貯蔵タンク21内の復水
を原子炉圧力容器9内に即座に注入し、水位低下量を抑
え、高圧炉心スプレーポンプ23と、低圧炉心スプレー
ポンプ24の起動を防止し、原子炉圧力容器9内がサプ
レッションプール26内の復水で汚染されることを防止
する。
ここで、第7図から判るように、電動機駆動給水ポンプ
6がタービン駆動給水ポンプ7と並列運転中にトリップ
した場合は、プラント運転継続可能であプ、冷却水ポン
プ22を、起動する必要がないため、ランバック判定器
31は電動機駆動給水ポンプ1台のみの運転範囲である
プラントの負荷を、つまシ本実施例においては25%負
荷以下の場合にだけ、冷却水ポンプ22を起動する。負
荷の検出は、給水流量検出器14によって行う。
6がタービン駆動給水ポンプ7と並列運転中にトリップ
した場合は、プラント運転継続可能であプ、冷却水ポン
プ22を、起動する必要がないため、ランバック判定器
31は電動機駆動給水ポンプ1台のみの運転範囲である
プラントの負荷を、つまシ本実施例においては25%負
荷以下の場合にだけ、冷却水ポンプ22を起動する。負
荷の検出は、給水流量検出器14によって行う。
なお、この実施例ではプラントの負荷を電動機駆動給水
ポンプ6の運転範囲を上限とするとともに、その上限を
25チとしているが、この数値に限らない。さらに、前
記冷却水ポンプ22の起動条件として、原子炉水位低下
信号を取シ出して利用することもできる。
ポンプ6の運転範囲を上限とするとともに、その上限を
25チとしているが、この数値に限らない。さらに、前
記冷却水ポンプ22の起動条件として、原子炉水位低下
信号を取シ出して利用することもできる。
次に、第8図は従来技術と本発明の前記実施例による水
位制御特性を示す。そして、この第8図では従来技術を
一点鎖線で、本発明の実施例による変化を実線で示す。
位制御特性を示す。そして、この第8図では従来技術を
一点鎖線で、本発明の実施例による変化を実線で示す。
さらに、この第8図はプラントの25チ負荷運転時、電
動機駆動給水ポンプ6が運転中にトリップした場合の原
子炉水位変化を示す。
動機駆動給水ポンプ6が運転中にトリップした場合の原
子炉水位変化を示す。
この第8図から判るように、従来技術においては、原子
炉水位は約60秒後に高圧炉心スプレーポンプ23の起
動水位となるが、本発明の実施例によれば、水位低下量
は小さく、また水位も回復し、高圧炉心スプレーポンプ
23の起動を回避することが可能となる。
炉水位は約60秒後に高圧炉心スプレーポンプ23の起
動水位となるが、本発明の実施例によれば、水位低下量
は小さく、また水位も回復し、高圧炉心スプレーポンプ
23の起動を回避することが可能となる。
その結果、浄化されていないサプレッションプール26
内の復水注入による原子炉圧力容器9の汚染を未然に防
止することができる。
内の復水注入による原子炉圧力容器9の汚染を未然に防
止することができる。
以上説明した本発明の1番目の発明によれば、復水給水
系統のポンプのトリップ時、該トリップを検出し、かつ
復水給水系統の稼動しているポンプ運転台数と、プラン
トの負荷とを比較し、前記運転台数が不足した時に原子
炉再循環ポンプをランバックさせ、炉心流量を低下させ
、原子炉出力を低下させるようにしているので、復水給
水系統のポンプのトリップによる原子炉スクラムを防止
し得る効果がある。
系統のポンプのトリップ時、該トリップを検出し、かつ
復水給水系統の稼動しているポンプ運転台数と、プラン
トの負荷とを比較し、前記運転台数が不足した時に原子
炉再循環ポンプをランバックさせ、炉心流量を低下させ
、原子炉出力を低下させるようにしているので、復水給
水系統のポンプのトリップによる原子炉スクラムを防止
し得る効果がある。
また、本発明の2番目の発明によれば、プラント起動停
止時、電動機駆動給水ポンプが運転中にトリップした時
に、該トリップを検出し、かつ冷却水ポンプを起動させ
、原子炉圧力容器内に復水貯蔵タンク内の復水を注入し
、原子炉圧力容器内の水位低下量を抑えるようにしてい
るので、原子炉スクラム時に、浄化されていないサプレ
ッションプール水の注入による原子炉圧力容器の汚染を
未然に防止し得る効果がある。
止時、電動機駆動給水ポンプが運転中にトリップした時
に、該トリップを検出し、かつ冷却水ポンプを起動させ
、原子炉圧力容器内に復水貯蔵タンク内の復水を注入し
、原子炉圧力容器内の水位低下量を抑えるようにしてい
るので、原子炉スクラム時に、浄化されていないサプレ
ッションプール水の注入による原子炉圧力容器の汚染を
未然に防止し得る効果がある。
さらに、本発明の3番目の発明によれば、復に給水系統
のポンプのトリップ時に、該トリップを検出し、かつ復
水給水系統の稼動しているポンプ運転台数と、プラント
の負荷とを比較し、前記ポンプ運転台数が不足した時に
原子炉再循環ポンプをランバックさせるランバック判定
器を設けているので、前記1番目の発明を確実に実施し
得る効果を有する他、復水給水系統のポンプの予備機を
省略できるので、設備費を節減し得る効果がある。
のポンプのトリップ時に、該トリップを検出し、かつ復
水給水系統の稼動しているポンプ運転台数と、プラント
の負荷とを比較し、前記ポンプ運転台数が不足した時に
原子炉再循環ポンプをランバックさせるランバック判定
器を設けているので、前記1番目の発明を確実に実施し
得る効果を有する他、復水給水系統のポンプの予備機を
省略できるので、設備費を節減し得る効果がある。
さらにまた、本発明の4番目の発明によれば、プラント
起動停止時、電動機駆動給水ポンプの運転中にトリップ
した時に、該トリップを検出し、かつ冷却水ポンプを起
動させるジンバック判定器を設けているので、前記2番
目の発明を確実に実施し得る効果を有する他、電動機駆
動給水ポンプの予備機を省略でき、したがって設備費を
節減し得る効果がある。
起動停止時、電動機駆動給水ポンプの運転中にトリップ
した時に、該トリップを検出し、かつ冷却水ポンプを起
動させるジンバック判定器を設けているので、前記2番
目の発明を確実に実施し得る効果を有する他、電動機駆
動給水ポンプの予備機を省略でき、したがって設備費を
節減し得る効果がある。
第1図は従来の原子炉水位制御方法を説明するための原
子力発電プラントの各系統を示す図、第2因は同じく原
子炉スプレー系統を示す図、第3図は本発明の1番目の
発明を実施するための原子炉水位制御装置の一実施例を
示すものであって、原子p水位制御装置を構成している
ランバック判定器と原子力発達プラントの各系統との接
続関係を示す図、第4図は第3図に示すランバック判定
器の判定ロジックを示す図、第5図は従来技術と第3図
に示す原子炉水位制御装置の水位制御特性を比較して示
した図、第6図は本発明の2番目の発明を実施するため
の原子炉水位制御装置の一実施例を示すものであって、
原子炉水位制御装置を構成しているフンパンク判定器と
原子炉スプレー系統との接続関係を示す図、第7図は第
6図に示すランバック判定器の判定ロジックを示す図、
第8図は従来技術と第6図に示す原子炉水位制御装置の
水位制御特性を比較して示した図である。 l・・・復水器、2・・・復水給水系統を構成している
低圧復水ポンプ、4・・・同高圧復水ポンプ、6・・・
同電動機駆動給水ポンプ、7・・・同タービン駆動給水
ポンプ、9・・・原子炉圧力容器、10・・・原子炉再
循環系統を構成している原子炉再循環ポンプ、11・・
・蒸気タービン、14・・・給水流量検出器、15・・
・原子炉の水位検出器、16・・・蒸気流量検出器、2
1・・・原子炉スプレー系統を構成している復水貯蔵タ
ンク、22・・・同冷却水ポンプ、23・・・同高圧炉
心スプレーポンプ、24・・・同低圧炉心スプレーポン
プ、25・・・原子炉格納容器、26・・・サブ°レツ
ションプール、31・・・原子炉水位制御装置を構成し
ているランバック判定器。
子力発電プラントの各系統を示す図、第2因は同じく原
子炉スプレー系統を示す図、第3図は本発明の1番目の
発明を実施するための原子炉水位制御装置の一実施例を
示すものであって、原子p水位制御装置を構成している
ランバック判定器と原子力発達プラントの各系統との接
続関係を示す図、第4図は第3図に示すランバック判定
器の判定ロジックを示す図、第5図は従来技術と第3図
に示す原子炉水位制御装置の水位制御特性を比較して示
した図、第6図は本発明の2番目の発明を実施するため
の原子炉水位制御装置の一実施例を示すものであって、
原子炉水位制御装置を構成しているフンパンク判定器と
原子炉スプレー系統との接続関係を示す図、第7図は第
6図に示すランバック判定器の判定ロジックを示す図、
第8図は従来技術と第6図に示す原子炉水位制御装置の
水位制御特性を比較して示した図である。 l・・・復水器、2・・・復水給水系統を構成している
低圧復水ポンプ、4・・・同高圧復水ポンプ、6・・・
同電動機駆動給水ポンプ、7・・・同タービン駆動給水
ポンプ、9・・・原子炉圧力容器、10・・・原子炉再
循環系統を構成している原子炉再循環ポンプ、11・・
・蒸気タービン、14・・・給水流量検出器、15・・
・原子炉の水位検出器、16・・・蒸気流量検出器、2
1・・・原子炉スプレー系統を構成している復水貯蔵タ
ンク、22・・・同冷却水ポンプ、23・・・同高圧炉
心スプレーポンプ、24・・・同低圧炉心スプレーポン
プ、25・・・原子炉格納容器、26・・・サブ°レツ
ションプール、31・・・原子炉水位制御装置を構成し
ているランバック判定器。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、複数台のポンプを有する復水給水系統を通じて、復
水器内の復水を原子炉へ給水するとともに、原子炉再循
環ポンプにより炉心流量を制御する原子炉水位制御方法
において、前記復水給水系統のポンプの故障時、該故障
を検出し、かつ復水給水系統の稼動しているポンプ運転
台数と、プラントの負荷とを比較し、前記ポンプ運転台
数が不足した時に前記原子炉再循環ポンプをランバック
させ、炉心流量を低下させ、原子炉出力を低下させるこ
とを特徴とする原子炉水位制御方法。 2、複数台の復水ポンプとこれの下流側に設置された電
動機駆動給水ポンプとこれに並列に設置されたタービン
駆動給水ポンプとを有する復水給水系統を通じて、復水
器内の復水を原子炉へ給水し、原子炉再循環ポンプによ
り炉心流量を制御し、冷却水ポンプにより復水貯蔵タン
ク内の復水を原子炉圧力容器内に注入する原子炉水位制
御方法において、プラント起動停止時、前記電動機駆動
給水ポンプが運転中に故障した時に、該故障を検出し、
かつ前記冷却水ポンプを起動させ、原子炉圧力容器内に
復水貯蔵タンク内の復水を注入し、前記原子炉圧力容器
内の水位低下量を抑えることを特徴とする原子炉水位制
御方法。 3、複数台のポンプを有しかつ復水器内の復水を原子炉
へ給水する復水給水系統と、炉心流量を制御する原子炉
再循環ポンプとを備えた原子炉水位制御装置において、
前記復水給水系統のポンプの故障時に、該故障を検出し
、かつ復水給水系統の稼動しているポンプ運転台数と、
プラントの負荷とを比較し、前記ポンプ運転台数が不足
した時に前記原子炉再循環ポンプをランバックさせるラ
ンバック判定器を設けたことを特徴とする原子炉水位制
御装置。 4、複数台の復水ポンプとこれの下流側に設置された電
動機駆動給水ポンプとこれに並列に設置されたタービン
駆動給水ポンプとを有しかつ復水器内の復水を原子炉へ
給水する復水給水系統と、炉心流量を制御する原子炉再
循環ポンプと、復水貯蔵タンク内の復水を原子炉圧力容
器内に注入する冷却水ポンプとを備えた原子炉水位制御
装置において、プラント起動停止時、前記電動機駆動給
水ポンプが運転中に故障した時に、該故障を検出し、か
つ前記冷却水ポンプを起動させるランバック判定器を設
けたことを特徴とする原子炉水位制御装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59230335A JPS61110096A (ja) | 1984-11-02 | 1984-11-02 | 原子炉水位制御方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP59230335A JPS61110096A (ja) | 1984-11-02 | 1984-11-02 | 原子炉水位制御方法 |
Related Child Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP4003800A Division JP2546568B2 (ja) | 1992-01-13 | 1992-01-13 | 原子炉水位制御方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS61110096A true JPS61110096A (ja) | 1986-05-28 |
JPH0535838B2 JPH0535838B2 (ja) | 1993-05-27 |
Family
ID=16906224
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59230335A Granted JPS61110096A (ja) | 1984-11-02 | 1984-11-02 | 原子炉水位制御方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS61110096A (ja) |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5651695A (en) * | 1979-10-03 | 1981-05-09 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor power control method |
JPS56143998A (en) * | 1980-04-10 | 1981-11-10 | Tokyo Shibaura Electric Co | Feedwater control device of nuclear reactor |
JPS5749893A (en) * | 1980-09-10 | 1982-03-24 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor feedwater control device |
JPS57168197A (en) * | 1981-04-10 | 1982-10-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Atomic power control device |
JPS57203998A (en) * | 1981-06-10 | 1982-12-14 | Tokyo Shibaura Electric Co | Automatic control device for decreasing reactor power |
-
1984
- 1984-11-02 JP JP59230335A patent/JPS61110096A/ja active Granted
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5651695A (en) * | 1979-10-03 | 1981-05-09 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor power control method |
JPS56143998A (en) * | 1980-04-10 | 1981-11-10 | Tokyo Shibaura Electric Co | Feedwater control device of nuclear reactor |
JPS5749893A (en) * | 1980-09-10 | 1982-03-24 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor feedwater control device |
JPS57168197A (en) * | 1981-04-10 | 1982-10-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Atomic power control device |
JPS57203998A (en) * | 1981-06-10 | 1982-12-14 | Tokyo Shibaura Electric Co | Automatic control device for decreasing reactor power |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH0535838B2 (ja) | 1993-05-27 |
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Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
EXPY | Cancellation because of completion of term |