JPS61117486A - Nuclear-reactor nuclear thermal hydrualic power stability controller - Google Patents
Nuclear-reactor nuclear thermal hydrualic power stability controllerInfo
- Publication number
- JPS61117486A JPS61117486A JP59237639A JP23763984A JPS61117486A JP S61117486 A JPS61117486 A JP S61117486A JP 59237639 A JP59237639 A JP 59237639A JP 23763984 A JP23763984 A JP 23763984A JP S61117486 A JPS61117486 A JP S61117486A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- stability
- control rod
- core
- reactor
- control
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- 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。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は沸騰水型原子炉等の原子炉核熱水力安定性制御
２Ｉｌ装置に係り、特に再循環ポンプトリップ時に選択
制御棒の挿入を行なう原子炉核熱水力安定性制御装置に
関する。[Detailed Description of the Invention] [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a reactor nuclear thermal hydraulic stability control 2Il device for a boiling water reactor, etc., and particularly to inserting a selective control rod at the time of a recirculation pump trip. Concerning nuclear reactor nuclear thermal hydraulic stability control equipment.
一般に沸騰水型原子炉においては、原子炉格納容器内に
原子炉圧力容器が収納されでおり、この原子炉圧力容器
内に多数の核燃料を収容した燃料集合体が装架されて炉
心部が構成される。しかして、原子炉は炉心部へ挿入さ
れる制御棒割合と炉心部を流れる炉心流はとを制御する
ことにより、炉運転が調節される。通常の原子炉運転は
、流ｍ制御による流量制御［Ｉ（強制循環）曲線と自然
循環曲線と安定性ラインとにより得られる安定領域内で
行なわれ、この安定領域において原子炉の安定性は充分
に確保される。Generally, in a boiling water reactor, a reactor pressure vessel is housed within the reactor containment vessel, and a fuel assembly containing a large number of nuclear fuels is mounted inside this reactor pressure vessel to form the reactor core. be done. Thus, reactor operation is adjusted by controlling the proportion of control rods inserted into the reactor core and the core flow flowing through the reactor core. Normal reactor operation is carried out within the stability region obtained by flow rate control by flow m control [I (forced circulation) curve, natural circulation curve, and stability line, and the reactor is sufficiently stable in this stability region. will be secured.
しかし、炉心流量を低レベルに維持した状態で原子炉出
力を徐々に上げていくと、沸騰水型原子炉固有の核熱水
力安定性が悪化して中性子束やチャンネル流量等が撮動
し、減速材への熱移動が妨げられ、核燃料からの熱除去
が不充分になる不安定領域における運転となる。However, if the reactor power is gradually increased while the core flow rate is maintained at a low level, the nuclear thermal-hydraulic stability inherent in boiling water reactors deteriorates, and the neutron flux, channel flow rate, etc. , resulting in operation in an unstable region where heat transfer to the moderator is impeded and heat removal from the nuclear fuel is insufficient.
ところで、沸騰水型原子炉の安定性には、局所的なチャ
ンネル安定性と全体的な炉心安定性とがある。チャンネ
ル安定性は、燃料チャンネルボックス内を流れるチャン
ネル流量の振動により減速材への熱の移動が妨げられ、
局所的炉出力が振動する燃料チャンネルボックス内の熱
水力学的安定性を意味し、チャンネル入口流量、チャン
ネル内圧力損失による輸送遅れおよび反応度帰還効果に
より定まるチャンネルボックス内の気液二相流の安定性
である。これに対し、炉心安定性は、炉心平均の中性子
束の安定性を意味し、炉心全体の中性子束、炉心内のボ
イド量による輸送遅れおよび原子炉全体の反応度帰還効
果により定まる炉心の全体的安定性である。沸騰水型原
子炉は例えば不安定領域で運転されると、チャンネル安
定性や炉心安定性が悪化することが知られている。By the way, the stability of boiling water reactors includes local channel stability and overall core stability. Channel stability is determined by the oscillation of the channel flow rate inside the fuel channel box, which impedes heat transfer to the moderator.
It refers to the thermo-hydraulic stability in the fuel channel box where the local reactor power oscillates, and the gas-liquid two-phase flow in the channel box is determined by the channel inlet flow rate, transport delay due to pressure loss in the channel, and reactivity feedback effect. Stability. On the other hand, core stability refers to the stability of the core average neutron flux, which is determined by the neutron flux of the entire core, the transport delay due to the amount of voids in the core, and the reactivity feedback effect of the entire reactor. Stability. It is known that, for example, when a boiling water reactor is operated in an unstable region, channel stability and core stability deteriorate.
チャンネル安定性が悪化した燃料集合体では、チャンネ
ル流量が振動し、熱除去が不充分となったり、炉心安定
性が悪化すると炉心平均の中性子束が振動覆るため、核
燃料からの熱除去が不充分となる恐れが生ずる。チャン
ネル安定性や炉心安定性の悪化は、炉心流量を増加づる
ことにより回復づることかできるが、炉心流量の増加が
困難な場合には、チャンネル安定性はその安定性が悪化
した燃料集合体の近くに制御棒を挿入し、局所的出力を
下げることにより回復することができる。In a fuel assembly with deteriorated channel stability, the channel flow rate oscillates, resulting in insufficient heat removal.If core stability deteriorates, the average neutron flux in the core oscillates, resulting in insufficient heat removal from the nuclear fuel. There is a fear that this will happen. Deterioration of channel stability and core stability can be recovered by increasing the core flow rate, but if it is difficult to increase the core flow rate, the channel stability will decrease due to the deterioration of the stability of the fuel assembly. Recovery can be achieved by inserting control rods nearby and lowering the local power.
炉心安定性は炉心部に制御棒を挿入して原子炉出力を下
げることにより回復させることができる。Core stability can be restored by inserting control rods into the core and lowering the reactor power.
炉心安定性やチャンネル安定性を示す指標として、第２
図に示す安定性減幅比ｘ２／Ｘｏが用いられる。安定性
減幅比は、ステップ状外乱に対する応答量関係を示すも
ので、オーバシュート吊の比で表わされる。安定性減幅
比が１．０より大きければ応答は発散退勤となり不安定
になる。The second index is used as an indicator of core stability and channel stability.
The stability reduction ratio x2/Xo shown in the figure is used. The stability reduction ratio indicates the relationship between the amount of response to a step-like disturbance and is expressed as the ratio of overshoot suspension. If the stability reduction ratio is greater than 1.0, the response becomes divergent and unstable.
しかして、沸騰水型原子炉の運転状態が再循環ポンプト
リップにより低流量高出力運転状態どなった場合、従来
は中性子計装系により安定性が悪化しているか否か、メ
ータの読みから振動状態を監視し、万一安定性悪化によ
る大きな振動が観測された場合、炉心流量を増加させる
か、あるいは１１Ｊ ＩＩ棒を挿入して安定性を回復さ
せている。炉心安定性の悪化は平均出力領域モニタ系（
以下ＡＰＲＭという。）からのＡＰＲＭ信号を監視する
ことにより比較的容易に観測することができる。しかし
、チャンネル安定性はこの安定性が悪化した燃料集合体
近くの局所出力領域モニタ系（以下しＰＲＭという〉か
らのＬＰＲＭ信号を個別に監視しなければならず、チャ
ンネル安定性の悪化を観測するのに長時間を要する。However, when the operating state of a boiling water reactor changes to a low-flow, high-output operating state due to a recirculation pump trip, conventional methods have used the neutron instrumentation system to determine whether stability has deteriorated or not based on meter readings. The status is monitored, and if large vibrations due to deterioration of stability are observed, the core flow rate is increased or an 11J II rod is inserted to restore stability. Deterioration of core stability is caused by the average power range monitoring system (
Hereinafter referred to as APRM. ) can be observed relatively easily by monitoring the APRM signal from However, channel stability requires individual monitoring of the LPRM signal from a local power range monitor system (hereinafter referred to as PRM) near the fuel assembly where the stability has deteriorated, and it is necessary to monitor the deterioration of channel stability. It takes a long time.
特に、再循環ポンプトリップにより炉心流量が減少して
安定性が悪化した場合、炉心流量を増加させることがで
きず、炉心流量増大による安定性＠投手段がとれないこ
とがあり、この場合には、制御棒の挿入により安定性の
回復を図ることになる。In particular, if the core flow rate decreases due to a recirculation pump trip and stability deteriorates, it may not be possible to increase the core flow rate, and it may not be possible to stabilize the core flow rate by increasing the core flow rate. , the stability will be restored by inserting control rods.
制御棒の挿入手順は、一般的には制御棒引抜シーケンス
を逆にたどって挿入していく方法が採用される。しかし
、この制御棒挿入方法は効率的な方法ではなく、不必要
に多くのｔｌＪ ｌＩｌ捧を挿入し、炉出力を低下させ
すぎる恐れがあった。The control rod insertion procedure is generally performed by following the control rod withdrawal sequence in reverse. However, this method of inserting control rods was not an efficient method, and there was a risk that an unnecessarily large number of control rods would be inserted and the reactor output would be reduced too much.
（発明の目的〕。(Object of the invention).
本発明は上述した事情を考慮してなされたもので、再循
環ポンプトリップにより炉心流借が減少し、炉心安定性
やチャンネル安定性が損われる恐れがあるとき、挿入に
必要な制御棒座標を計算して挿入制御棒を選択し、炉出
力レベルを必要以上に減少させずに安定性を効率よく自
助的に確保することができるようにした原子炉核熱水力
安定性制御装置を提供することを目的とする。The present invention was made in consideration of the above-mentioned circumstances, and when there is a risk that core drift is reduced due to recirculation pump trip and core stability and channel stability are impaired, the control rod coordinates necessary for insertion are To provide a reactor nuclear thermal hydraulic stability control device that calculates and selects insertion control rods and efficiently secures stability without reducing the reactor output level more than necessary. The purpose is to
上述した目的を達成するために、本発明に係る原子炉核
熱水力安定性制御装置は、炉心性能計算プログラムに基
づいて再循環ポンプトリップ時の炉心状態を計算する炉
心性能計算装置と、この計算装置の炉心状態データから
原子炉核熱水力安定性解析プログラムに基づいて原子炉
核熱水力安定性減幅比を計算し、計算した安定性減幅比
が予め定められた制限値を超えるとき、挿入υＪｔｌｌ
棒座標選択信号を出力する安定性解析装置と、上記挿入
制御棒座標選択信号を入力する制御棒駆動系と、原子炉
再循環系の再循環ポンプトリップを検出する再循環ポン
プトリップ検出装置とを有し、上記再循環ポンプトリッ
プ検出装置は、再循環ポンプトリップを検出して制御棒
駆動系に選択制御棒挿入掃引信号を出力し、制御棒駆動
系を作動制御７るようにしたことを特徴とするものであ
る。In order to achieve the above-mentioned object, a nuclear reactor nuclear thermal hydraulic stability control device according to the present invention includes a core performance calculation device that calculates the core state at the time of a recirculation pump trip based on a core performance calculation program, The reactor nuclear thermal-hydraulic stability reduction ratio is calculated based on the reactor nuclear thermal-hydraulic stability analysis program from the core state data of the calculation device, and the calculated stability reduction ratio exceeds the predetermined limit value. When exceeding, insert υJtll
A stability analysis device that outputs a rod coordinate selection signal, a control rod drive system that inputs the insertion control rod coordinate selection signal, and a recirculation pump trip detection device that detects a recirculation pump trip in a reactor recirculation system. The recirculation pump trip detection device detects a recirculation pump trip and outputs a selected control rod insertion sweep signal to the control rod drive system to control the operation of the control rod drive system. That is.
〔発明の実施例）
以下、本発明の好ましい実施例について添付図面を参照
して説明する。[Embodiments of the Invention] Preferred embodiments of the present invention will be described below with reference to the accompanying drawings.
第１図は本発明に係る異常時の原子炉核熱水力安定性制
御装置を示すもので、図中符号１０ば沸騰水型原子力発
電プラントに組み込まれる原子炉圧力容器である。原子
炉圧力容器１０内には多数の燃料集合体が装架された炉
心部１１が形成され、この炉心部１１は冷却材（減速材
）で浸漬される。FIG. 1 shows a nuclear reactor nuclear thermal-hydraulic stability control system in the event of an abnormality according to the present invention, and reference numeral 10 in the figure indicates a reactor pressure vessel installed in a boiling water nuclear power plant. A reactor core 11 in which a large number of fuel assemblies are installed is formed within the reactor pressure vessel 10, and the reactor core 11 is immersed in a coolant (moderator).
炉心部１１からのプロセス信号ａがシュミレータとして
の炉心性能計算表〃１２に入力される。炉心性能計算装
置１２はプロセス信号ａを入力して炉心出力分布などの
炉心状態を炉心核熱水力モデルに基づく炉心性能計算プ
ログラムにより一定時間例えば１時間間隔で計算し、再
循環ポンプトリップ時の炉心状態を計算している。A process signal a from the core section 11 is input into a core performance calculation table 12 serving as a simulator. The core performance calculation device 12 inputs the process signal a and calculates the core state such as the core power distribution at fixed time intervals, for example, one hour, using a core performance calculation program based on the core nuclear thermal-hydraulic model. Calculating core status.
計算された炉心状態データｂは、安定性解析装置１３に
入力される。安定性解析装置１３は、計算された炉心状
態データｂを入力して、炉心核熱水力モデルに塁づく安
定性解析プログラムにより、再循環ポンプトリップ時の
炉心安定性およびチャンネル安定性の核熱水力安定性減
幅比を計算し、計算した安定性減幅比が予め定められた
制限値を超えるとき、安定性減幅比を制限値以下にする
ために必要な挿入制御棒座標を演弾している。この挿入
制御棒座標選択信号Ｃはシリ御棒駆動系１４に出力され
るとともに、炉心性能計算装置１２にフィードバックさ
れる。The calculated core state data b is input to the stability analysis device 13. The stability analysis device 13 inputs the calculated core state data b and uses a stability analysis program based on a core nuclear thermal hydraulic model to calculate the nuclear thermal stability of the core stability and channel stability at the time of a recirculation pump trip. Calculate the hydraulic stability reduction ratio, and when the calculated stability reduction ratio exceeds a predetermined limit value, calculate the insertion control rod coordinates required to bring the stability reduction ratio below the limit value. It's hitting. This insertion control rod coordinate selection signal C is output to the cylinder control rod drive system 14 and is also fed back to the core performance calculation device 12.
一方、沸騰水型原子炉の原子炉再循環系１５には再循環
ポンプ１６のポンプトリップを検出する再循環ポンプト
リップ検出装置１７が接続されており、この検出装置１
７は再循環ポンプトリップ信号ｄを検出して制御棒駆動
系１４の作動信号（選択制御棒挿入掃引信号）ｅを出力
し、制御棒駆動系１４の作動を制御している。制御棒駆
動系１４の作動により、安定性解析装置１３で選択され
た制御棒１８が原子炉圧力容器１０の炉心部１１に挿入
され、炉出力運転を局所的に制御するようになっている
。On the other hand, a recirculation pump trip detection device 17 for detecting a pump trip of the recirculation pump 16 is connected to the reactor recirculation system 15 of the boiling water reactor.
7 detects the recirculation pump trip signal d and outputs an operation signal (selected control rod insertion sweep signal) e for the control rod drive system 14, thereby controlling the operation of the control rod drive system 14. By the operation of the control rod drive system 14, the control rods 18 selected by the stability analysis device 13 are inserted into the reactor core 11 of the reactor pressure vessel 10 to locally control the reactor power operation.
次に、本発明の作用について説明する。Next, the operation of the present invention will be explained.
沸騰水型原子炉の通常運転時には、一定時間間隔で再循
環ポンプ１６のポンプトリップによる炉心状態を炉心性
能計算装置１２により計算づる。During normal operation of a boiling water reactor, the core performance calculation device 12 calculates the core state due to pump trips of the recirculation pump 16 at regular time intervals.
計算された炉心状態データｂは安定性解析装置１３に送
られ、ここで炉心安定性およびチャンネル安定性の核熱
水力安定性減幅比の計算が行なわれ、かつ割算された安
定性減幅比は、予め定められた制限値と比較される。炉
心安定性およびチャンネル安定性の安定性減幅比が共に
制限（直以下である場合には、挿入制御棒座標選択信号
Ｃは出力されない。The calculated core state data b is sent to the stability analyzer 13, where the nuclear thermal-hydraulic stability reduction ratio of core stability and channel stability is calculated, and the divided stability reduction ratio is calculated. The width ratio is compared to a predetermined limit value. If both the stability reduction ratios of core stability and channel stability are below the limit (Normal), the insertion control rod coordinate selection signal C is not output.
炉心安定性およびチャンネル安定性の安定性減幅比の少
なくとも一方が制限値を超える場合には、チャンネル安
定性減幅比が最大値をとる燃料集合体に近接する制御棒
１８が挿入すべき制御棒１８として安定性解析装置１３
により第１に選択される。原子炉の炉心が対称性をもっ
て運転されている場合には、対称位置に存在する燃料集
合体の安定性減幅比も最大値に近い値をとるため、第１
選択挿入制御棒と対称位置にある制御棒も挿入すべき制
御棒１８として選択される。炉心の対称性は、燃料棒装
架パターンと制御棒挿入パターンとにより定められる。If at least one of the stability reduction ratios of core stability and channel stability exceeds the limit value, the control rod 18 adjacent to the fuel assembly in which the channel stability reduction ratio takes the maximum value should be inserted. Stability analyzer 13 as bar 18
is selected first. When the reactor core is operated symmetrically, the stability reduction ratio of the fuel assemblies existing in symmetrical positions also takes a value close to the maximum value, so the first
A control rod located symmetrically to the selected insertion control rod is also selected as the control rod 18 to be inserted. Core symmetry is determined by the fuel rod mounting pattern and control rod insertion pattern.
次に、選択された制御棒を挿入した場合の挿入制御棒選
択信号Ｃが炉心性能計算装置１２にフィードバックされ
、この炉心性能計算装Ｍ１２で選択制御棒挿入時の炉心
状態が再び予測計算される。Next, the insertion control rod selection signal C when the selected control rod is inserted is fed back to the core performance calculation device 12, and the core performance calculation device M12 predicts and calculates the core state at the time of the selected control rod insertion again. .
予測された炉心状態データｂは再び安定性解析装置１３
の入力となり、炉心安定性およびチャンネル安定性の安
定性減幅比が計算される。計算された安定性減幅比は再
び制限値と比較され、制限値を超えている場合は、チャ
ンネル安定性の安定性減幅比が最大値の燃料集合体に近
接する制御棒を挿入すべき制御棒として選択する。この
制御棒選択操作は、炉心安定性およびチャンネル安定性
の安定性減幅比が制限値以下になるまで行なわれ、同様
な計算を繰り返し、選択挿入制御棒座標を計算していく
。The predicted core state data b is sent to the stability analyzer 13 again.
is input, and the stability reduction ratios of core stability and channel stability are calculated. The calculated stability reduction ratio is again compared with the limit value, and if it exceeds the limit value, the control rod should be inserted closer to the fuel assembly with the maximum stability reduction ratio of the channel stability. Select as control rod. This control rod selection operation is performed until the stability attenuation ratio of core stability and channel stability becomes less than the limit value, and similar calculations are repeated to calculate the selected insertion control rod coordinates.
計憚結果例を、水平方向で切断した炉心状態を示す炉心
マツプ図を用いて説明する。第２図は１／４対称性をも
って運転される原子炉に再循環ポンプトリップが発生し
、炉心流量が定ｒ＆流階の３０％まで減少した時の炉心
状態の計算結果による安定性解析結果を表わしている。An example of the results of the planning will be explained using a core map diagram showing the state of the core cut in the horizontal direction. Figure 2 shows the stability analysis results based on the calculation results of the core state when a recirculation pump trip occurs in a reactor operated with 1/4 symmetry and the core flow rate decreases to 30% of the constant r & flow stage. It represents.
炉心マツプ図中の数字は制御棒１８の挿入状態を表示し
たもので、Ｏで全挿入状態を、２８で全引友ぎ状態を表
わす。The numbers in the core map represent the insertion states of the control rods 18, with 0 representing the fully inserted state and 28 representing the fully withdrawn state.
数字が記入されていない部分は制御棒の全引抜状態を表
わしている。The parts without numbers indicate the fully withdrawn state of the control rod.
第２図において、符号Ａはチャンネル安定性減幅比が最
大値（約０．７５）の座標にある燃料集合体を示す。符
号Ｂはチャンネル安定性減幅比が予め定めた制限値（例
えば０．７）を超えている燃料集合体座標を示している
。このような場合には、チャンネル安定性減幅比が最大
の燃料集合体Ａに近接する制御棒１８ａとその対称位置
にある制御棒１８ｂ、１８ｃ、１８ｄを全挿入したとき
の炉心状態を炉心性能計算装置１２で予測計算し、予測
計算された炉心状態データｂを用いて炉心安定性および
チャンネル安定性の安定性解析を行なう。In FIG. 2, the symbol A indicates the fuel assembly at the coordinate where the channel stability attenuation ratio is at its maximum value (approximately 0.75). The symbol B indicates a fuel assembly coordinate in which the channel stability reduction ratio exceeds a predetermined limit value (for example, 0.7). In such a case, the core state when the control rod 18a, which is close to the fuel assembly A with the maximum channel stability reduction ratio, and the control rods 18b, 18c, and 18d located symmetrically thereto, are fully inserted is determined as the core performance. The calculation device 12 performs predictive calculations, and stability analysis of core stability and channel stability is performed using the predictively calculated core state data b.
この安定性解析結果を第３図に示す、第３図によれば、
４本の制御棒１８ａ〜１８ｄの挿入によりチャンネル安
定性および炉心安定性が共に制限値以下になることが予
測される。The stability analysis results are shown in Figure 3. According to Figure 3,
It is predicted that by inserting the four control rods 18a to 18d, both the channel stability and the core stability will be below the limit value.
また、安定性減幅比Ｆ］１３から出力される挿入制御棒
座標選択信号Ｃは制御棒駆動系１４に入力される。一方
、再循環ポンプトリップ検出装Ｍ１７は再循環ポンプ１
６の運転状態を監視し、再循環ポンプトリップが発生し
た場合に、選択制御棒挿入掃引信号（再循環ポンプトリ
ップ検出信号）ｅを制御棒駆動系１４に出力し、この制
御棒駆動系１４を作Ｖ」させる。この制御棒駆動系１４
の作動により、安定性解析装置１３からの挿入制御棒座
標選択信号に対応する座標の制御棒が挿入され、炉出力
運転が制御される。この炉出力運転制御により、原子炉
は炉心安定性やチャンネル安定性が制限値以下に保たれ
て運転され、安定性を効率よく自動的に確保することが
できる。Further, the insertion control rod coordinate selection signal C output from the stability reduction ratio F] 13 is input to the control rod drive system 14. On the other hand, the recirculation pump trip detection device M17
6, and when a recirculation pump trip occurs, a selected control rod insertion sweep signal (recirculation pump trip detection signal) e is output to the control rod drive system 14, and this control rod drive system 14 is Make "Saku V". This control rod drive system 14
As a result of the operation, a control rod whose coordinates correspond to the insertion control rod coordinate selection signal from the stability analysis device 13 is inserted, and the reactor output operation is controlled. Through this reactor power operation control, the reactor is operated with core stability and channel stability kept below the limit values, and stability can be efficiently and automatically ensured.
なお、原子力発電プラントに再循環ポンプが複数台存在
する場合、全台の再循環ポンプトリップだけでなく、各
再循環ポンプ個別およびそれらの組み合せによるポンプ
トリップの場合にも、挿入制御棒座標を個々に選択して
おくことができる。In addition, if there are multiple recirculation pumps in a nuclear power plant, the insertion control rod coordinates must be set individually not only for recirculation pump trips for all units, but also for pump trips for each recirculation pump individually and in combination. can be selected.
以上に述べたように本発明に係る原子炉核熱水力安定性
制御装置においては、炉心性能計算プログラムに基づい
て再循環ポンプトリップ時の炉心状態を計算する炉心性
能計算装置と、この計算装置の炉心状態データから原子
炉核熱水力安定性解析プログラムに基づいて原子炉核熱
水力安定性減幅比を計口し、計算した安定性減幅比が予
め定められた制限値を超えるとき、挿入制御棒座標選択
信号を出力する安定性解析装置と、上記挿入制御棒座標
選択信号を人力する制御棒駆動系と、原子炉再循環系の
再循環ポンプトリップを検出する再循環ポンプトリップ
検出装置とを有し、上記再循環ポンプトリップ検出１＆
置は、再循環ポンプトリップを検出して制御棒駆動系に
選択制御棒挿入掃引信号を出力し、制御棒駆動系を作動
制御するようにしたので、再循環ポンプトリップにより
炉心流量が減少し、炉心安定性やチＶンネル安定性が損
われる恐れがある場合でも、安定性を確保するための挿
入すべきａ１１！御棒座標が自動的に定められて必要な
選択１１１ｒＲ棒が挿入される。このため、原子炉の安
定性を確保する制御棒の挿入が、炉出力を必要以上に減
少させることなく自動的に行なうことができ、効率的な
原子炉運転が可能になる。As described above, the reactor nuclear thermal-hydraulic stability control device according to the present invention includes a core performance calculation device that calculates the core state at the time of recirculation pump trip based on a core performance calculation program, and this calculation device. The reactor nuclear thermal-hydraulic stability reduction ratio is calculated from the reactor core state data based on the reactor nuclear thermal-hydraulic stability analysis program, and the calculated stability reduction ratio exceeds a predetermined limit value. a stability analysis device that outputs an insertion control rod coordinate selection signal, a control rod drive system that manually outputs the insertion control rod coordinate selection signal, and a recirculation pump trip that detects a recirculation pump trip in the reactor recirculation system. and a detection device, the recirculation pump trip detection 1 &
The system detects a recirculation pump trip and outputs a selection control rod insertion sweep signal to the control rod drive system to control the operation of the control rod drive system, so the core flow rate decreases due to the recirculation pump trip. A11 that should be inserted to ensure stability even if there is a risk that core stability or V channel stability may be impaired! The rod coordinates are automatically determined and the necessary selection 111rR rod is inserted. Therefore, the control rods that ensure the stability of the reactor can be automatically inserted without reducing the reactor output more than necessary, making it possible to operate the reactor efficiently.
第１図は本発明に係る原子炉核熱水力安定性制御Ｉ波装
置一実施例を示す系統図、第２図および第３図は１／４
対称性を有する原子炉炉心部の安定性解析結果の一例を
それぞれ示す炉心マツプ図、第４図は原−子炉の熱水力
安定性減幅比を説明するためのグラフである。
１０・・・原子炉圧力容器、１１・・・炉心部、１２・
・・炉心性能計算装置、１３・・・安定性解析装置、１
４・・・制御棒駆動系、１５・・・原子炉再循環系、１
６・・・再循環ポンプ、１７・・・再循環ポンプトリッ
プ検出装置、１８．１８ａ〜１８ｄ・・・制御棒。
出願人代理人 波 多 野 久茶 ｆ 副
羊 ２ ＠
茶 ３ ＠
羊 ４ 図
ＯＴＲ間Fig. 1 is a system diagram showing an embodiment of the reactor nuclear thermal hydraulic stability control I-wave device according to the present invention, and Figs. 2 and 3 are 1/4
FIG. 4 is a core map diagram showing an example of the stability analysis results of a nuclear reactor core having symmetry, and FIG. 4 is a graph for explaining the thermal-hydraulic stability reduction ratio of a nuclear reactor. 10... Reactor pressure vessel, 11... Reactor core, 12.
...Core performance calculation device, 13...Stability analysis device, 1
4... Control rod drive system, 15... Reactor recirculation system, 1
6... Recirculation pump, 17... Recirculation pump trip detection device, 18.18a-18d... Control rod. Applicant's agent Hisashi Hatano f Deputy sheep 2 @ Tea 3 @ Sheep 4 Figure between OTR
Claims (1)
リップ時の炉心状態を計算する炉心性能計算装置と、こ
の計算装置の炉心状態データから原子炉核熱水力安定性
解析プログラムに基づいて原子炉核熱水力安定性減幅比
を計算し、計算した安定性減幅比が予め定められた制限
値を超えるとき、挿入制御棒座標選択信号を出力する安
定性解析装置と、上記挿入制御棒座標選択信号を入力す
る制御棒駆動系と、原子炉再循環系の再循環ポンプトリ
ップを検出する再循環ポンプトリップ検出装置とを有し
、上記再循環ポンプトリップ検出装置は、再循環ポンプ
トリップを検出して制御棒駆動系に選択制棒挿入掃引信
号を出力し、制御棒駆動系を作動制御するようにしたこ
とを特徴とする原子炉核熱水力安定性制御装置。 ２、安定性解析装置は、原子炉核熱水力安定性減幅比が
予め定められた制限値を超えるとき、チャンネル安定性
減幅比が最大値をとる燃料集合体に近接する制御棒およ
びこの制御棒と対称位置にある制御棒が挿入すべき制御
棒として選択される特許請求の範囲第１項に記載の原子
炉核熱水力安定性制御装置。 ３、安定性解析装置は、原子炉核熱水力安定性減幅比が
予め定められた制限値を超えるとき、挿入制御棒座標選
択信号が炉心性能計算装置にフィードバックされるよう
に設定され、炉心性能計算装置は上記フィードバック信
号を入力して選択制御棒挿入時の炉心状態を予測計算す
るようにされた特許請求の範囲第１項に記載の原子炉核
熱水力安定性制御装置。[Claims] 1. A core performance calculation device that calculates the core state at the time of a recirculation pump trip based on a core performance calculation program, and a reactor nuclear thermal hydraulic stability analysis program from the core state data of this calculation device. a stability analysis device that calculates a reactor nuclear thermal-hydraulic stability reduction ratio based on the above, and outputs an insertion control rod coordinate selection signal when the calculated stability reduction ratio exceeds a predetermined limit value; , a control rod drive system that inputs the insertion control rod coordinate selection signal, and a recirculation pump trip detection device that detects a recirculation pump trip of a reactor recirculation system, the recirculation pump trip detection device comprising: A reactor nuclear thermal-hydraulic stability control device characterized by detecting a recirculation pump trip and outputting a selective control rod insertion sweep signal to a control rod drive system to control the operation of the control rod drive system. 2. The stability analyzer detects control rods and control rods near the fuel assembly where the channel stability reduction ratio takes the maximum value when the reactor nuclear thermal-hydraulic stability reduction ratio exceeds a predetermined limit value. The reactor nuclear thermal hydraulic stability control system according to claim 1, wherein a control rod located symmetrically to this control rod is selected as the control rod to be inserted. 3. The stability analysis device is configured to feed back the insertion control rod coordinate selection signal to the core performance calculation device when the reactor nuclear thermal-hydraulic stability reduction ratio exceeds a predetermined limit value; 2. The reactor nuclear thermal-hydraulic stability control device according to claim 1, wherein the reactor core performance calculation device inputs the feedback signal and predicts and calculates the state of the reactor core at the time of insertion of the selected control rod.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59237639A JPS61117486A (en) | 1984-11-13 | 1984-11-13 | Nuclear-reactor nuclear thermal hydrualic power stability controller |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59237639A JPS61117486A (en) | 1984-11-13 | 1984-11-13 | Nuclear-reactor nuclear thermal hydrualic power stability controller |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61117486A true JPS61117486A (en) | 1986-06-04 |
Family
ID=17018303
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59237639A Pending JPS61117486A (en) | 1984-11-13 | 1984-11-13 | Nuclear-reactor nuclear thermal hydrualic power stability controller |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61117486A (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01242994A (en) * | 1988-03-24 | 1989-09-27 | Toshiba Corp | Core part stabilizer for boiling water reactor |
| KR101158459B1 (en) | 2004-04-09 | 2012-06-21 | 아레바 엔피 | Method and installation for monitoring the core of a nuclear reactor |
-
1984
- 1984-11-13 JP JP59237639A patent/JPS61117486A/en active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01242994A (en) * | 1988-03-24 | 1989-09-27 | Toshiba Corp | Core part stabilizer for boiling water reactor |
| KR101158459B1 (en) | 2004-04-09 | 2012-06-21 | 아레바 엔피 | Method and installation for monitoring the core of a nuclear reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPH0365693A (en) | Method of obstructing real time output increase | |
| Prasser et al. | Coolant mixing in a PWR-deboration transients, steam line breaks and emergency core cooling injection-experiments and analyses | |
| JPS61117486A (en) | Nuclear-reactor nuclear thermal hydrualic power stability controller | |
| US5379328A (en) | Nuclear core trip setpoints | |
| JPS63290994A (en) | Device for calculating performance of reactor core | |
| Yeh et al. | An improved model for assessing the effectiveness of hydrogen water chemistry in boiling water reactors | |
| JP4707826B2 (en) | Boiling water reactor monitoring and control system | |
| Planchon et al. | The Experimental Breeder Reactor II Inherent Shutdown and Heat Removal Tests–Results and Analysis | |
| JPS61117485A (en) | Nuclear-reactor nuclear thermal hydrualic power stability controller | |
| JP3871733B2 (en) | Reactor core monitoring device | |
| JPS6140591A (en) | Controller for recirculation flow rate of nuclear reactor | |
| JPH01244393A (en) | Control rod driving/controlling device | |
| Pollmann et al. | Stability measurements in the German nuclear power plant Wuergassen during cycle 14 | |
| JP3917957B2 (en) | Small LOCA safety assessment method | |
| JPH05249271A (en) | Reactor core monitor | |
| JPH04258791A (en) | Nuclear reactor output control method and device thereof | |
| JPS5951391A (en) | Reactor core state monitoring device | |
| JPS5924399B2 (en) | Reactor power distribution prediction device | |
| Lanning et al. | Natural Circulation Response of Pressurized Water Reactors | |
| JPS5896283A (en) | Reactor stability control device | |
| JPS63241498A (en) | Nuclear-reactor feedwater controller | |
| JPS6176993A (en) | Method and device for controlling feed water to nuclear reactor | |
| Attard | Boron dilution reactivity transients, an overview of efforts | |
| Peeler et al. | RELAP/MOD1. 5 analysis of steam line break transients for a 3-loop and a 4-loop Westinghouse nuclear steam supply system | |
| Fuentes | Laguna Verde nuclear power plant: an experience to consider in advanced BWR design |