JPS61230092A - Monitor device for operation of control rod - Google Patents

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】 〔発明の利用分野〕 本発明は、制御棒により出力を制を原子炉において、原
子炉保護の目的で制御棒操作の可否を監視する装置に係
り、特に、燃料の健全性を維持するために、誤操作によ
る制御棒の連続引抜きを阻止する制御棒操作監視装置に
関する。[Detailed Description of the Invention] [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a device for monitoring whether or not the control rods can be operated for the purpose of protecting the reactor in a nuclear reactor whose output is controlled by the control rods. The present invention relates to a control rod operation monitoring device that prevents control rods from being continuously pulled out due to erroneous operations in order to maintain their health.

〔発明の背景〕[Background of the invention]

原子炉には、出力を制を目的で、制御棒が広く使用され
ている。誤操作により、ある制御棒を連続して引抜くと
１局所的に出力が過大に上昇し、燃料の健全性が損われ
ることがある。そこで。Control rods are widely used in nuclear reactors to control output. If one control rod is pulled out in succession due to incorrect operation, the output may increase excessively in one localized area, which may impair the integrity of the fuel. Therefore.

燃料の健全性を維持するために、制御棒操作監視装置が
設置されており、誤操作による制御棒の連続引抜きを阻
止するようになっている。In order to maintain fuel integrity, a control rod operation monitoring device is installed to prevent continuous withdrawal of control rods due to incorrect operation.

たとえば、沸騰水型原子炉（Ｂｏｉｌｉｎｇ　Ｗａｔｅ
ｒＲｅａｃｔｏｒ、以下「ＢＷＲ」）においては、第２
図に示すような制御棒操作監視装置４が使用されている
。この種の装置としては、制御棒ブロックモニタ（Ｒｏ
ｄ　Ｂｌｏｃｋ　Ｍｏｎ１ｔｏｒ　、以下「ＲＢＭ」）
（米国特許登録筒３，５６５，７５０号）あるいは、制
御棒引抜きリミタ（Ｒｏｄ　１ｌｉｔｈｄｒａｖａｌ　
Ｌｉｍ１ｔｅｒ、以下ｒＲＷＬＪ）　　（特開昭５９−
１１２２８１）等があるが。For example, boiling water reactors
rReactor (hereinafter referred to as "BWR"), the second
A control rod operation monitoring device 4 as shown in the figure is used. This type of equipment includes a control rod block monitor (Ro
d Block Monitor (hereinafter referred to as “RBM”)
(U.S. Patent No. 3,565,750) or control rod withdrawal limiter (Rod 1lithdraval limiter)
Lim1ter (hereinafter referred to as rRWLJ)
112281) etc.

これら従来装置は、共通して次のような機能を持つ。These conventional devices have the following functions in common.

（１）操作する制御棒１１が選択された際に、その座標
ａに基づいて、制御棒の挿入位置す、ヒートバランスデ
ータＣ１炉心流量ｄ、および炉内中性子モニタ１２の測
定値ｅ等のデータを収集する。制御棒１１の操作中に監
視し続けるデータについて、引抜きを阻止するレベル（
以下「ブロックレベル」）を設定する。監視し続けるデ
ータとは、ＲＢＭの場合はモニタ測定値ｅ。(1) When the control rod 11 to be operated is selected, data such as the insertion position of the control rod, heat balance data C1, core flow rate d, and measurement value e of the in-core neutron monitor 12 are determined based on its coordinate a. Collect. Regarding the data that continues to be monitored during the operation of the control rod 11, the level that prevents withdrawal (
(hereinafter referred to as "block level"). In the case of RBM, the data that is continuously monitored is the monitor measurement value e.

ＲＷＬの場合は制御棒位置すである。In the case of RWL, it is the control rod position.

（２）選択された制御棒１１が引抜かれている際に。(2) When the selected control rod 11 is being withdrawn.

監視しているデータが、ブロックレベル以上に変化する
場合、引抜き阻止ｆの信号を出力する。When the monitored data changes beyond the block level, a pullout prevention signal f is output.

ＢＷＲにおいては、燃料の健全性を評価するために、最
小限界出力比（Ｍｉｎｉ＋ａｕｍ　Ｃｒ１ｔｉｃａｌ　
ＰｏｗｅｒＲａｔｉｏ　＊以下ｒＭｃＰＲＪ　）という
量が定義されている。　ＩＩＩＣＰＲとは、燃料棒が沸
騰遷移を起こさないための限界の出力と、燃料棒の実際
の出力との比の中で、最小のものである。沸騰遷移によ
り熱伝達率が低下し、燃料の健全性が損われないように
。In BWR, in order to evaluate the health of the fuel, the minimum critical output ratio (Mini+aum Cr1tical
A quantity called PowerRatio *hereinafter referred to as rMcPRJ) is defined. IIICPR is the minimum ratio between the limit output for preventing the fuel rod from undergoing boiling transition and the actual output of the fuel rod. Prevent boiling transitions from reducing heat transfer coefficients and impairing fuel integrity.

解析および実験の結果に基づいて、　ＭＣＰＨに許容さ
れる最小の制限値が定められている。したがって。Based on analytical and experimental results, minimum acceptable limits for MCPH have been established. therefore.

ＭＣＰＲを簡単に監視できるデータであるならば、制御
棒操作監視装置では、ＭＣＰＲが制限値以下になった場
合に、制御棒の引抜きを阻止すればよい。If the MCPR is data that can be easily monitored, the control rod operation monitoring device may prevent the control rod from being withdrawn when the MCPR falls below the limit value.

しかし、実際にＭＣＰＲを得るには、原子炉内の核熱水
力特性の解析計算が必要である。すなわち。However, in order to actually obtain MCPR, it is necessary to perform analytical calculations on the nuclear thermal and hydraulic characteristics within the reactor. Namely.

ＭＣＰＲは直接監視できない、そこで、従来装置では、
監視可能なデータ、たとえばＲＢＭではモニタ測定値ｅ
、ＲＷＬでは制御棒位置すの変化により、ＭＣＰＲを間
接的に監視する方式を採用している。そして、　ＭＣＰ
Ｒが制限値以下になることに対応したレベルに、監視し
ているデータのブロックレベルを設定している。MCPR cannot be directly monitored, so with conventional equipment,
Monitorable data, for example, monitor measurement values in RBM
, RWL employs a method of indirectly monitoring MCPR through changes in control rod position. And, M.C.P.
The block level of the monitored data is set to a level corresponding to R falling below the limit value.

ただし、ＭＣＰＨの変化と監視しているデータの変化と
は、１対１には対応しな１１．その時の出力分布や減速
材密度等の核熱水力特性に応じて、対応関係が変化する
。従来装置では、原子炉が熱的に最も厳しい状態にある
ことを想定し、この対応関係をあらかじめ求めておく方
法が採られてきた。However, there is no one-to-one correspondence between changes in MCPH and changes in monitored data.11. The correspondence relationship changes depending on the nuclear thermal hydraulic characteristics such as the output distribution and moderator density at that time. Conventional equipment assumes that the reactor is in the most severe thermal condition and calculates this correspondence in advance.

たとえば、ＲＢＭでは、炉心流量ｄの関数として、モニ
タ測定値ｅのブロックレベルを設定してきた（第３図（
Ａ））、また、ＲＷＬでは、引抜き開始前の制御棒位置
すあるいはヒートバランスデータＣから得られる原子炉
出力の関数として、制御棒位置すの変化（すなわち、制
御棒引抜き長さ）のブロックレベルを設定してきた（第
３図（Ｂ））。For example, in RBM, the block level of the monitor measurement value e has been set as a function of the core flow rate d (see Figure 3).
A)), and in RWL, the block level of the change in control rod position (i.e., control rod withdrawal length) as a function of the control rod position before the start of withdrawal or the reactor power obtained from heat balance data C. have been set (Figure 3 (B)).

なお、第３図（Ａ）において、モニタ測定値とは制御棒
周囲のモニタ８個の測定値を平均したものであり、第３
図（Ｂ）において、パラメータとしている原子炉出力に
代え、引抜き開始前の制御棒位置の関数で与える例もあ
る。In Fig. 3 (A), the monitor measurement value is the average of the measurement values of eight monitors around the control rod, and the third
In Figure (B), there is an example in which a function of the control rod position before the start of withdrawal is used instead of the reactor output as a parameter.

ところが、実際には、想定したほど原子炉が熱的に厳し
いことはまれである。したがって、監視しているデータ
がブロックレベル以上になっても、　　。However, in reality, nuclear reactors are rarely as thermally severe as expected. Therefore, even if the data you are monitoring goes beyond the block level.

ＭＣＰＲが制限値に対してまだ余裕を持っている場合が
ほとんどである。この事実は、安全性維持の観点からは
望ましいが、運転性の観点からは、制御棒の操作が必要
以上に制限されていることになり。In most cases, MCPR still has some margin with respect to the limit value. This fact is desirable from the perspective of maintaining safety, but from the perspective of drivability, it means that the operation of the control rods is unnecessarily restricted.

望ましくない。Undesirable.

そこで、これを改善するための工夫が提案されている（
特開昭５５−５５２８７および特許登録筒１．２１６，
２２１号）、前者の工夫では、操作する制御棒１１が選
択された際に、その時点の熱的制限値（すなわちＭＣＰ
Ｒ）を評価し、監視するデータのブロックレベル設定に
反映させる方法がとられている。これだけでは、制御棒
操作を開始する前の原子炉の状態しか反映されないとい
うことで、後者の工夫では、制御棒操作を開始した後の
原子炉の状態の変化を、実時間よりも短い時間で予測す
る原子炉予測モニタで評価し、　ＭＣＰＲが制限値以下
となる位置に、ブロックレベルを設定する方法がとられ
ている。しかし、制御棒操作のように１選択してから操
作の完了までの時間が１０〜２０秒程度と短い場合には
、詳細な原子炉予測モニタを使用できない、その結果、
運転性は、従来装置よりは改善されるが、まだ十分では
ない。Therefore, a method to improve this problem has been proposed (
JP-A-55-55287 and patent registration cylinder 1.216,
No. 221), in the former device, when the control rod 11 to be operated is selected, the thermal limit value at that time (i.e., MCP
R) is evaluated and reflected in the block level settings of the data to be monitored. This only reflects the state of the reactor before the start of control rod operation, so the latter technique allows changes in the state of the reactor after control rod operation is started in a shorter time than in real time. The method used is to set the block level at the position where the MCPR is below the limit value, as evaluated by the reactor prediction monitor. However, when the time from one selection to the completion of an operation is short, such as control rod operation, about 10 to 20 seconds, detailed reactor predictive monitoring cannot be used.
Although the drivability is improved over the conventional device, it is still not sufficient.

今後は、大幅な負荷追従実現のための高出力での制御棒
操作、および渦動時間短縮のための複数制御棒の同時操
作などの可能性が大であり、運転性向上のために制御棒
操作監視装置を改良する必要が、ますます高くなると予
想される。このことは、ＢＷＲに限らず、制御棒を使用
する原子炉一般に、共通していえる。In the future, there is a great possibility that control rods will be operated at high output to achieve significant load following, and that multiple control rods will be operated simultaneously to shorten vortex time, and control rods will be operated to improve drivability. It is expected that the need for improved monitoring equipment will become increasingly high. This is true not only for BWRs but also for all nuclear reactors that use control rods.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明の目的は、燃料健全性を維持し安全性を損うこと
なく、制御棒操作の自由度を増やし運転性を向上させる
ために、制御棒操作中の原子炉の状−に応じて、制御棒
の連続引抜きを阻止するブロックレベルをより正確に設
定する制御棒操作監視装置を提供することである。The purpose of the present invention is to increase the degree of freedom in control rod operation and improve operability without maintaining fuel integrity and compromising safety. It is an object of the present invention to provide a control rod operation monitoring device that more accurately sets a block level that prevents continuous withdrawal of control rods.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

上記の目的を達成するために、本発明の制御棒操作監視
装置は、従来装置が共通に持つ２つの機能（１）と（２
）に新たな機能（３）を加えることを特徴とする。In order to achieve the above object, the control rod operation monitoring device of the present invention has two functions (1) and (2) that conventional devices have in common.
) is characterized by adding a new function (3).

（１）制御棒が選択された際に、操作中に監視し続ける
データについて、ブロックレベルを設定する。(1) When a control rod is selected, a block level is set for data that continues to be monitored during operation.

（２）制御棒が引抜かれている際に、監視しているデー
タがブロックレベル以上に変化する場合、引抜き阻止の
信号を出力する。(2) If the monitored data changes at a block level or higher while the control rod is being withdrawn, a withdrawal prevention signal is output.

（３）制御棒が引抜かれている際に、その時点での原子
炉の状態に基づいて、設定したブロックレベルを修正す
る。(3) When the control rods are being withdrawn, the set block level is corrected based on the state of the reactor at that time.

ＢＷＲを対象とした場合、本発明の制御棒操作監視装置
４は、従来装置と同様に、第２図に示すように使用され
る。そして、装置内の基本構成は、第１図に示すように
なっている。ここで、設定部４１および監視部４２は、
従来からの装置の（１）および（２）に相当する部分で
ある。修正部４３は、本発明の制御棒操作監視装置４に
新たに付加されたもので、上記（３）の機能を果す、こ
の修正部４３は、制御棒の操作信号りのトリガにより、
制御棒の位置を始めとするプラントデータａ−ｅに基づ
いて原子炉の状態を評価し、評価結果に応じて記憶部４
０内のブロックレベルを修正する。When targeting a BWR, the control rod operation monitoring device 4 of the present invention is used as shown in FIG. 2 in the same manner as the conventional device. The basic configuration inside the device is as shown in FIG. Here, the setting section 41 and the monitoring section 42
This is the part corresponding to (1) and (2) of the conventional device. The correction unit 43 is newly added to the control rod operation monitoring device 4 of the present invention, and performs the function (3) above.
The state of the reactor is evaluated based on the plant data a-e including the position of the control rods, and the memory unit 4
Modify the block level within 0.

従来装置の改善の工夫として前に説明したものと比較す
ると、前者の工夫とは修正部４３がある点、後者の工夫
とは修正部４３の中で、予測ではなく、現時点の原子が
の状態を利用している点が、各々異なっている。その結
果１本発明の目的である正確なブロックレベルの設定が
可能となり、制御棒操作の自由度が増大する。Comparing with the devices described above as improvements to conventional devices, the former device is that there is a correction section 43, and the latter device is that the correction section 43 does not predict but the current state of the atoms. They differ in the way they are used. As a result, it becomes possible to accurately set the block level, which is an object of the present invention, and the degree of freedom in control rod operation increases.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

以下、本発明を実施例により詳細に説明する。 Hereinafter, the present invention will be explained in detail with reference to Examples.

本発明の制御棒操作監視装置４の各部の中で、従来から
の装置になかったものは、修正部４３である。したがっ
て、この機能について、実施例を用いて説明する。Among the various parts of the control rod operation monitoring device 4 of the present invention, the modification part 43 is missing from conventional devices. Therefore, this function will be explained using an example.

第４図は、修正部４３の処理の流れの一例を示したもの
である。４種の処理の中で、主なものは、次の３つであ
る。FIG. 4 shows an example of the processing flow of the modification unit 43. Among the four types of processing, the following three are the main ones.

（１）熱的余裕の評価指標作成（処理４３１）：現時点
での原子炉の熱的余゛裕を評価するための指標を作成す
る。　ＭＣＰＲは、その−例である。(1) Creation of evaluation index for thermal margin (process 431): An index for evaluating the current thermal margin of the reactor is created. MCPR is an example.

（２）指標と基準値の比較（処理４３２）：前段の処理
４３１で作成した指標を、別に与えた基準値と比較する
。(2) Comparison of index and reference value (process 432): The index created in the previous process 431 is compared with a separately given reference value.

（３）ブロックレベル修正（処理４３３）：前段の処理
４３２で修正部と判断された場合に、設定部４１で設定
したブロックレベルを修正する。(3) Block level modification (processing 433): If it is determined in the previous stage processing 432 that it is a modification part, the block level set by the setting part 41 is modified.

なお、待機という処理４３０は、修正部４３の処理の流
れを制をための補助的な処理である。Note that the standby process 430 is an auxiliary process for controlling the process flow of the modification unit 43.

制御棒の操作信号りによってトリガされた後１時間経過
に従って一定周期で、あるいは制御棒引抜きの速度に応
じて一定引抜き長さ毎に、上記３種の処理が実行される
ように制を。The above three types of processing are controlled to be executed at a constant cycle as one hour passes after being triggered by the control rod operation signal, or at every constant withdrawal length depending on the speed of control rod withdrawal.

以下、処理４３１〜４３３の各々について、さらに具体
例をあげて説明する。Each of the processes 431 to 433 will be described below with further specific examples.

（１）熱的余裕の評価指標作成（処理４３１）第５図は
、処理４３１のステップ構成の一例である。ここでは、
熱的余裕の評価指標としてＭＣＰＲを作成している。(1) Creation of evaluation index for thermal margin (process 431) FIG. 5 is an example of the step configuration of process 431. here,
MCPR has been created as an evaluation index for thermal margin.

まず、最初のステップ４３１１で、原子炉状態の変化量
を計算する。この目的は、前回、本処理４３１でＭＣＰ
Ｒを作成した時点と比較し、原子炉の状態が大きく変化
していない場合には１ＭＣＰＨの新規作成をスキップす
るためである。変化量Ｊの計算式としては、たとえば、
次式のようなものが考えられる。First, in a first step 4311, the amount of change in the reactor state is calculated. This purpose was previously performed by MCP in this process 431.
This is to skip creating a new 1MCPH if the state of the reactor has not changed significantly compared to when R was created. For example, the formula for calculating the amount of change J is:
The following formula can be considered.

ここで、Ｘ、およびＸｌ”は、今回および前回のプラン
トデータ（ｉ＝１．２．・・・、ｎ）である。Here, X and Xl'' are the current and previous plant data (i=1.2..., n).

原子炉の状態を示すプラントデータとしては、ｙＸ子炉
出力、炉心流量、制御棒位置等がある。これらはプラン
トデータ記憶部４０１から入力される。Plant data indicating the state of the reactor includes yX child reactor output, core flow rate, control rod position, and the like. These are input from the plant data storage section 401.

Ｐａは、プラントデータ毎の重み係数である。Pa is a weighting coefficient for each plant data.

ＮＣＰＨに大きな影響を与えるプラントデータ（たとえ
ば、制御棒位置）については、値を大きくしておき、Ｊ
への寄与を大きくする１式（１）で計算されたＪは変化
量記憶部４０３に出力される。For plant data that has a large impact on NCPH (for example, control rod position), set a large value and
J calculated using equation (1) that increases the contribution to is output to the change amount storage unit 403.

次のステップ４３１２では、たとえば１次式により原子
炉の状態の変化の有無を判定する。In the next step 4312, the presence or absence of a change in the state of the nuclear reactor is determined using, for example, a linear equation.

Ｊ＞Ｊ、　　→　変化量　　　　　　　　　（２）ここ
で、Ｊｏは、あらかじめ与えておく定数で、その値は解
析や実験の結果を参考にして設定する。J>J, → amount of change (2) Here, Jo is a constant given in advance, and its value is set with reference to the results of analysis and experiments.

次の２つのステップ４３１３．４３１４は、原子炉の状
態に変化があると判定された場合に、出力分布さらにＭ
ＣＰＲを計算する。出力分布の計算には、たとえば、炉
心特性解析プログラムを使用できる。The next two steps 4313, 4314 are the power distribution and M
Calculate CPR. For example, a core characteristic analysis program can be used to calculate the power distribution.

？ＩＣＰＲの計算にも、既存のプログラムが使用できる
。? Existing programs can also be used to calculate ICPR.

ただし、ここでは前回作成したＭＣＰＲが得られている
ので、それからの比較的小さな部分のみを計算すればよ
く、既存のプログラムを簡略化して使用できる。計算に
必要な定数は入力定数記憶部４０２から入力され、計算
結果は出力分布記憶部４０４およびＭＣＰＲ記憶部４０
５に出力される。However, since the previously created MCPR has been obtained here, only a relatively small portion needs to be calculated, and the existing program can be simplified and used. Constants necessary for calculation are input from input constant storage section 402, and calculation results are stored in output distribution storage section 404 and MCPR storage section 40.
5 is output.

以上説明したようなステップからなる処理４３１によれ
ば、既存のプログラムを簡略化する上に。According to the process 431 consisting of the steps described above, existing programs can be simplified.

原子炉の状態の変化が小さい場合には、このステップを
スキップするので、精度を落さずに、短時間でＭＣＰＲ
が作成できる。なお、同様な考え方により１ＭＣＰＲ以
外の評価指標（たとえば、最大線出力密度）を作成する
ことも可能である。If the change in the state of the reactor is small, this step is skipped, so MCPR can be performed in a short time without reducing accuracy.
can be created. Note that it is also possible to create evaluation indicators other than 1MCPR (for example, maximum linear power density) based on the same idea.

（２）　！標と基準値の比較（処理４３２）第６図は、
処理４３２のステップ構成の一例である。ここでは、前
の処理４３１で作成したＭＣＰＲを基準値と比較し１次
の処理４３２でのブロックレベル修正の要・不要を判定
している。(2)! Comparison of target and reference value (process 432) FIG.
This is an example of a step configuration of processing 432. Here, the MCPR created in the previous process 431 is compared with a reference value to determine whether block level correction in the primary process 432 is necessary or unnecessary.

まず、最初のステップ４３２１で、基準値を作成する。First, in the first step 4321, a reference value is created.

基準値ｍ、の計算式としては、たとえば１次式が考えら
れる。As a calculation formula for the reference value m, for example, a linear formula can be considered.

ｍ、＝ｍ息＋ｑ　　　　　　　　　　　　　　　　　　
　　　（３）ここで１ｍ、はＭＣＰＨに許容される最小
の制限値である。また、ｑは１通常運転中にｍｌに対し
て持つべき余裕であり、たとえば、炉心流量の関数とし
て与えられる。この余裕ｑは、制御棒引抜きを除いた最
大の過渡変化（たとえば、ターピント・リップ）を考慮
して定められるもので１通常運転中にｍ６以上にＭＣＰ
Ｒを維持しておけば、過渡変化があっても、制限値ｍ、
以下にならない、そして、従来からの制御棒操作監視装
置であるＲＢＭやＲＷＬでも、監視するデータのブロッ
クレベルを　　゛設定する際に、操作前のＭＣＰＲがｍ
、以上であることを前提としている０本実施例でも、こ
れを参考として、操作中の熱的余裕の基準値を、式（３
）のｍｏで与えることとした。なお１本ステップ４３２
１の入力はプラントデータ記憶部４０１から得て。m, = m breath + q
(3) Here, 1 m is the minimum limit value allowed for MCPH. Further, q is a margin that should be provided for ml during one normal operation, and is given as a function of the core flow rate, for example. This margin q is determined by considering the maximum transient change (for example, turpint lip) excluding control rod withdrawal.
If R is maintained, even if there is a transient change, the limit value m,
Also, even with conventional control rod operation monitoring devices such as RBM and RWL, when setting the block level of data to be monitored, the MCPR before operation must be m.
In this embodiment, which is based on the assumption that
). In addition, one step 432
1 is obtained from the plant data storage section 401.

結果のｍｏは基準値記憶部４０６に出力される。The resulting mo is output to the reference value storage section 406.

次のステップ４３２２では、たとえば、次式で差Δｍを
計算する。In the next step 4322, for example, the difference Δm is calculated using the following equation.

Ａｍ　＝ｍ−ｍ、　　　　　　　　　　　　　（４）こ
こで、ｍ、は基準値記憶部４０６から、また、前の処理
４３１で作成したＭＣＰＲｍはＭＣＰＲ記憶部４０５よ
り入力する。差Δｍは差記憶部４０７に出力する。Am = m−m, (4) Here, m is input from the reference value storage unit 406, and MCPRm created in the previous process 431 is input from the MCPR storage unit 405. The difference Δm is output to the difference storage section 407.

最後のステップ４３２３では、たとえば、次式でブロッ
クデータ修正の要・不要を判定する。In the final step 4323, for example, it is determined whether block data modification is necessary or not using the following equation.

Ａｍ＞Ｏ→　修正要　　　　　　　　（５）（３）ブロ
ックレベル修正（処理４３３）第７図は、処理４３３の
ステップ構成の一例である。前の処理４３２で、ブロッ
クレベルの修正が必要と判定された場合に動作する。Am>O→ Correction required (5) (3) Block level correction (processing 433) FIG. 7 is an example of the step configuration of processing 433. It operates when it is determined in the previous process 432 that block-level modification is necessary.

本実施例は、ＲＢＭあるいはＲＷＬと組合せたものであ
り、ステップ４３３１でブロックレベル記憶部４００の
内容を変更する。その変更の方法は、制御棒を選択した
際と同様な処理で、改めて現時点でブロックレベルを作
成し直すものである。This embodiment is a combination of RBM or RWL, and the contents of the block level storage section 400 are changed in step 4331. The method for changing this is to use the same process as when selecting a control rod, and re-create the block level at the current moment.

ＲＢＭの場合には、第３図（Ａ）に従゛つて、モニタ測
定値のブロックレベルを設定し、さらに、測定値のゲイ
ンを再調整する。ＲＷＬの場合には、第３図（Ｂ）に従
って、１０制御棒引抜き長さのブロックレベルを設定す
る。In the case of RBM, the block level of the monitor measurement value is set according to FIG. 3(A), and the gain of the measurement value is readjusted. In the case of RWL, a block level of 10 control rod withdrawal lengths is set according to FIG. 3(B).

なお、以上の実施例において、熱的余裕の評価指標およ
び監視するデータの数は、各々１種ずつである必要はな
い、たとえば、熱的余裕としてＭＣＰＲと最大線出力密
度を、また、監視するデータとしてモニタ測定値と制御
棒引抜き長さを同時に使用してもよい。Note that in the above embodiments, the number of thermal margin evaluation indicators and the number of data to be monitored does not need to be one each. For example, MCPR and maximum linear power density can also be monitored as thermal margins. The monitor measurement value and the control rod withdrawal length may be used simultaneously as data.

以上、従来装置に新たな機能を付加した本発明の制御棒
操作監視装置の一実施例を説明した１次に、新たな機能
の付加により、従来装置に比較し。Above, one embodiment of the control rod operation monitoring device of the present invention, which is a conventional device with new functions added to it, has been described.Firstly, by adding new functions, the control rod operation monitoring device will be compared with the conventional device.

どのような効果が得られるかを示す、なお、従来装置と
して、ここではＲＷＬを取り上げたが、ＲＢＭの場合も
同様なことがいえる。Although RWL has been taken up here as a conventional device to show what kind of effects can be obtained, the same can be said in the case of RBM.

今、ＲＷＬにおいて、第３図（Ｂ）に示すようにブロッ
クレベルが与えられているとする。原子炉出力が７０％
以上の場合、制御棒引抜き長さが１ｆｔに制限されるの
で、２ｆｔ引抜くためには、第８図（Ａ）に示すように
、以下の手順が必要となる。Now, assume that the block level is given in RWL as shown in FIG. 3(B). Reactor power is 70%
In the above case, the length of the control rod to be pulled out is limited to 1 ft, so in order to pull out 2 ft, the following procedure is required as shown in FIG. 8(A).

（１）制御棒を選択すると、設定機能■の処理が開始さ
れ、やがてｌｆｔの位置にブロックレベルｒ１が設定さ
れる。(1) When a control rod is selected, the process of the setting function (2) is started, and eventually the block level r1 is set at the lft position.

（２）制御棒の操作を開始すると、監視機能国の処理が
開始され、ブロックレベルのあるｌｆｔの位置で、引抜
きが阻止される。(2) When control rod operation is started, processing by the monitoring function is started, and withdrawal is prevented at a certain lft position at the block level.

（３）さらにｌｆｔ引抜くためには、ブロックレベルの
再設定が必要である。そこで、一度ダミーを選択して、
設定機能■により処理をリセットした後、その制御棒を
再度選択し、設定機能■の処理を開始する。すると、さ
らにｌｆｔ先の位置（最初からでは２ｆｔの位置）にブ
ロックレベルｒ３　が設定される。(3) In order to further extract lft, it is necessary to reset the block level. So, select the dummy once,
After resetting the process using the setting function (■), select the control rod again and start the process of the setting function (■). Then, block level r3 is set at a position further lft ahead (2ft position from the beginning).

（４）制御棒の操作を再開すると、監視機能園の処理が
開始され、２ｆｔの位置で引抜きが阻止される。(4) When control rod operation is resumed, monitoring facility processing begins and withdrawal is blocked at the 2ft position.

これに対して１本発明の機能を付加したＲＷＬでは、第
８図（Ｂ）に示すように、以下の手順で連続して２ｆｔ
の引抜きが可能である。On the other hand, in the RWL to which the function of the present invention has been added, as shown in Fig. 8 (B), 2ft.
can be extracted.

（１）制御棒を選択すると、設定機能■によって１ｆｔ
の位置にブロックレベルｒ１　が設定される。(1) When the control rod is selected, 1ft.
A block level r1 is set at the position.

さらに、操作を開始すると、監視機能国の処理が開始さ
れる。以上の点は、従来のＲＷＬと同様である。Furthermore, when the operation is started, the processing of the monitoring function country is started. The above points are similar to conventional RWL.

（２）これに加えて、制御棒の操作を開始すると。(2) In addition to this, when you start operating the control rods.

修正機能の処理が開始される。ここでは、第４図の待機
の処理４３０により、一定時間間隔で修正機能が動作す
るように制御した例を示す。Processing of the correction function begins. Here, an example is shown in which the correction function is controlled to operate at fixed time intervals by the standby process 430 in FIG. 4.

修正機能◇および舎の処理で、ブロックレベルがｌｆｔ
ずつ拡張されている。修正機能の処理を開始した時点で
式（５）が成立していたことが確認され、ブロックレベ
ルがｆ’、、ｔ　ｒａ　と修正されたためである。◇に
おいては、これが成立せず、ブロックレベルが変更され
なかったが、目標の２ｆｔを連続して引抜ける。With correction function ◇ and building processing, block level is lft
It has been expanded step by step. This is because it was confirmed that equation (5) was established at the time when the processing of the correction function was started, and the block level was corrected to f', tra. In ◇, this did not hold true and the block level was not changed, but the target of 2ft was continuously pulled through.

以上、第８図の例かられかるように、本発明の装置を使
用すれば、制御棒のダミーの選択および再選択が不要と
なる。その結果、運転員の負担が軽減されるばかりでな
く１時間の節約にもなる。As can be seen from the example shown in FIG. 8, if the apparatus of the present invention is used, selection and re-selection of control rod dummies becomes unnecessary. As a result, not only the burden on the operator is reduced, but also one hour is saved.

第８図の例では、約２５％節約されている。その結果、
運転性が向上することは明らかである。In the example of FIG. 8, the savings is approximately 25%. the result,
It is clear that drivability is improved.

本発明の制御棒操作監視装置は、従来からの装置である
ＲＷＬ、ＲＢＭ以外に１次のような装置に付加しても、
充分な効果が得られる。The control rod operation monitoring device of the present invention can be added to primary devices other than conventional devices such as RWL and RBM.
A sufficient effect can be obtained.

まず、前述の原子炉予測モニタと組合せ可能である。予
測時間が長いことから、制御棒を操作している際に原子
炉予測モニタを繰返し使用することは得策ではない、し
かし、操作前すなわち制御棒を選択した際に、原子炉予
測モニタを使用してブロックレベルを設定し、その後、
操作中に１本発明の新たな機能を使用し、ブロックレベ
ルを修正する方式をとれば、オンラインで原子炉予測モ
ニタ以上の効果が得られる。これは、［出炉予測モニタ
を、第１図の設定部Ａ１として使用することに相当する
。First, it can be combined with the aforementioned nuclear reactor prediction monitor. Due to the long prediction time, it is not a good idea to repeatedly use the reactor predictive monitor while operating a control rod, but it is not a good idea to use the reactor predictive monitor repeatedly before the operation, i.e. when the control rod is selected. to set the block level, and then
By using the new function of the present invention and modifying the block level during operation, an effect greater than that of an online nuclear reactor predictive monitor can be obtained. This corresponds to using the unloading prediction monitor as the setting section A1 in FIG.

この場合、制御棒の操作は、第９図に示すように実施で
きる。In this case, the control rods can be operated as shown in FIG.

（１）制御棒を選択すると、原子炉予測モニタが設定部
４１として処理を開始する。そしてＭＣＰＲが。(1) When a control rod is selected, the reactor prediction monitor starts processing as the setting unit 41. And MCPR.

制御棒引抜きにつれて、たとえば、Ｑｌのように変化す
ると予測し、制限値ｍ１と交差する点Ａから、ブロック
レベルｒ□を設定する。It is predicted that as the control rod is withdrawn, it will change like Ql, for example, and the block level r□ is set from the point A where it intersects with the limit value m1.

（２）制御棒の操作中に、修正部４３の処理がトリガさ
れる。すると、処理４３１で、現時点のＭＣＰＲｍ、が
作成される。(2) Processing of the modification unit 43 is triggered during operation of the control rod. Then, in process 431, the current MCPRm is created.

（３）次に、同じ修正部４３の処理４３２で、このｍ、
が基準値と比較される。この場合、基準値としては、原
子炉予測モニタで作成した同時点の予測値ｍ、が使用さ
れ１式（４）に代わって、次式で差Ａｍを計算する。(3) Next, in the process 432 of the same correction unit 43, this m,
is compared with the reference value. In this case, the predicted value m at the same time created by the reactor prediction monitor is used as the reference value, and the difference Am is calculated using the following equation instead of Equation 1 (4).

Δｍ＝ｍ、−ｍ、　　　　　　　　　　（６）（４）式
（５）により、ブロックレベルの修正部と判定された場
合には、処理４３３に入る。第９図の例では１ｍ、（０
）とｍ、（・）との差の分だけ、Ｑ、を平行移動させる
という修正で、Ｑ□を作成する０次に、Ｑ２とｍｌとの
交点Ｂから、新たなブロックレベルｒ３　を設定する。Δm=m, -m, (6) (4) If it is determined that it is a block-level correction unit according to equation (5), processing 433 is entered. In the example in Figure 9, 1m, (0
) and m, (・) by moving Q in parallel to create Q□.0 Next, set a new block level r3 from the intersection B of Q2 and ml. .

すなわち、第４図〜第７図に示した実施例の考え方を変
更することなく、原子炉予測モニタと組合せできる。そ
の結果、引抜き長さがｒｌからｒ２に増加する。さらに
１本発明装置の使用により、制御棒の操作中に修正がで
きることを利用して、操作前の設定に使用する原子炉予
測モニタを簡略化することも可能である。この場合には
、制御棒選択から操作開始までの時間が短縮できる。That is, it can be combined with the nuclear reactor prediction monitor without changing the concept of the embodiment shown in FIGS. 4 to 7. As a result, the pull-out length increases from rl to r2. Furthermore, by using the device of the present invention, it is also possible to simplify the reactor predictive monitor used for pre-operation settings by taking advantage of the fact that control rods can be corrected during operation. In this case, the time from selecting the control rod to starting the operation can be shortened.

いずれにしても、運転性が向上する。In either case, drivability is improved.

本発明は、燃料健全性を維持する目的で制御棒操作を監
視する場合について考慮したものである。The present invention contemplates monitoring control rod operations for the purpose of maintaining fuel integrity.

しかし、それ以外の目的であっても、制御棒操作の監視
が必要なものに適用できる。たとえば、原子炉の安定性
を維持する目的の装置（特開昭５９−５２７８６　＞や
、燃料と被覆管との相互作用による燃料破損を防止する
目的の装置（特開昭５９−５７１９３）などに適用して
も、運転性の向上が期待できる。However, it can also be applied to other purposes where monitoring of control rod operations is required. For example, it is used in devices for maintaining the stability of nuclear reactors (Japanese Patent Application Laid-Open No. 59-52786), and devices for preventing fuel damage due to interaction between fuel and cladding (Japanese Patent Laid-Open No. 59-57193). Even if applied, it is expected that the drivability will improve.

また、高速計算機を使用すると、修正部４３の処理時間
が無視可能なほど短くなる。その場合には、設定部４１
がなくても、本発明の制御棒操作監視装置を使用できる
６本発明装置の修正部４３において１式（３）の代わり
に。Furthermore, if a high-speed computer is used, the processing time of the correction unit 43 becomes negligibly short. In that case, the setting section 41
Even without the control rod operation monitoring device of the present invention, the control rod operation monitoring device of the present invention can be used in place of formula 1 (3) in the modification section 43 of the device of the present invention.

ｍ、＝ｍ区　　　　　　　　　　　　　　　（７）とし
て基準値ｍ０を与え、式（４）でＡｍを計算し。Given the reference value m0 as m, = m section (7), calculate Am using equation (4).

さらに、処理４３３で、ブロックレベルの修正に代えて ２ｍ　＞　Ｏ→　制御棒引抜き許可　　　（８）という
処理を実行すれば、式（８）を満足する限り、連続して
制御棒が引抜ける。すなわち、従来装置に比較すると、
ＭＣＰＨの制限値ｍ、直前まで制御棒が引抜ける結果、
運転性が飛躍的に向上する。Furthermore, in step 433, instead of modifying the block level, if the process 2m>O→ control rod withdrawal permission (8) is executed, the control rods will be continuously withdrawn as long as equation (8) is satisfied. In other words, compared to conventional equipment,
MCPH limit value m, as a result of the control rod being pulled out just before,
Drivability improves dramatically.

なお９本発明装置は、制御棒の引抜きばかりでなく挿入
にも、またブロックレベルを拡張する修正ばかりでなく
縮小する修正にも、そのまま適用できる。燃料の健全性
維持の他に、安定性の維持等にも適用できることは、応
用例で紹介した通りである。さらに、ＢＷＲに限らず、
制御棒を使用する原子炉一般に、適用可能である。例え
ば、ＰＷＨにおいては、アキシャルオフセット（中性子
偏差Δ１）等のプラントデータに基づいて処理を行うこ
とになる。Note that the device of the present invention can be applied as is not only to the withdrawal but also to the insertion of control rods, and not only to the modification of expanding the block level but also to the modification of its reduction. As introduced in the application example, this method can be applied not only to maintaining fuel integrity but also to maintaining stability. Furthermore, not only BWR,
It is applicable to nuclear reactors that use control rods in general. For example, in PWH, processing is performed based on plant data such as axial offset (neutron deviation Δ1).

【発明の効果〕 本発明によれば、燃料の健全性を維持したままで制御棒
操作の自由度を増大させる制御棒操作監視装置が得られ
、安全性を損うことなく運転性が向上する。[Effects of the Invention] According to the present invention, a control rod operation monitoring device that increases the degree of freedom in control rod operation while maintaining fuel integrity is obtained, and operability is improved without compromising safety. .

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第１図は本発明による制御棒操作監視装置のブロック図
、第２図は原子炉における制御棒操作監視装置の機能を
説明する図、第３図は従来装置におけるブロックレベル
設定例を示す図、第４図は本発明修正部の処理の実施例
を示す図、第５図〜第７図はその各処理のステップ構成
を示す図、第８図は従来装置と本発明装置とにおけるブ
ロックレベル設定方式を比較して示す図、第９図は原子
炉予測モニタと本発明装置とを組合せた場合の効果を示
す図である。 １・・・原子炉、２・・・制御棒駆動系、３・・・中性
子計装系、４・・・制御棒操作監視装置、４１・・・設
定部。 ′　　４２・・・監視部、４３・・・修正部、４３１・
・・熱的余裕の評価指標作成処理、４３２・・・指標と
基準値との比較処理、４３３・・・ブロックレベル修正
処理。FIG. 1 is a block diagram of a control rod operation monitoring device according to the present invention, FIG. 2 is a diagram explaining the functions of a control rod operation monitoring device in a nuclear reactor, and FIG. 3 is a diagram showing an example of block level setting in a conventional device. FIG. 4 is a diagram showing an embodiment of the processing of the correction unit of the present invention, FIGS. 5 to 7 are diagrams showing the step configuration of each process, and FIG. 8 is block level setting in the conventional device and the device of the present invention. FIG. 9 is a diagram showing a comparison of the systems, and is a diagram showing the effect when a nuclear reactor prediction monitor and the device of the present invention are combined. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1... Nuclear reactor, 2... Control rod drive system, 3... Neutron instrumentation system, 4... Control rod operation monitoring device, 41... Setting section. ' 42...Monitoring Department, 43...Correction Department, 431.
. . . Thermal margin evaluation index creation processing, 432 . . . Comparison processing between the index and reference value, 433 . . . Block level correction processing.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 １、原子炉出力を制御する制御棒が操作対象として選択
された際に、プラントデータに基づいてその制御棒の操
作を阻止すべきブロックレベルを設定する設定部と、制
御棒が操作されるときに、そのプラントデータを監視し
、それが設定ブロックレベル以上に変化する場合、制御
棒の操作を阻止する監視部とを備えた制御棒操作監視装
置において、制御棒が操作されるときに、原子炉の状態
に応じて、ブロックレベルを修正する修正部を設けたこ
とを特徴とする制御棒操作監視装置。 ２、特許請求の範囲第１項において、修正部が、原子炉
の現時点での熱的余裕を評価する指標を作成し、作成し
た指標の各々をその基準値と比較し比較結果を出力し、
その結果に基づきブロックレベルを修正する機能を有す
ることを特徴とする制御棒操作監視装置。 ３、特許請求の範囲第１項または第２項において、予測
所要時間が比較的長い原子炉予測モニタと併用し、初期
のブロックレベルが原子炉予測モニタの結果に基づき設
定された後は、その時時のプラントデータに応じ、オン
ラインでブロックレベルを修正することを特徴とする制
御棒操作監視装置。[Scope of Claims] 1. A setting unit that sets a block level at which to block operation of a control rod based on plant data when a control rod that controls reactor output is selected as an operation target; A control rod operation monitoring device is equipped with a monitoring unit that monitors plant data when a rod is operated, and prevents control rod operation if the data changes beyond a set block level. 1. A control rod operation monitoring device comprising a correction unit that corrects a block level according to the state of a nuclear reactor when the control rod operation is performed. 2. In claim 1, the modification unit creates indices for evaluating the current thermal margin of the reactor, compares each of the created indices with its reference value, and outputs the comparison result;
A control rod operation monitoring device characterized by having a function of correcting a block level based on the result. 3. In claim 1 or 2, when used in conjunction with a reactor prediction monitor whose predicted time is relatively long, and after the initial block level is set based on the result of the reactor prediction monitor, A control rod operation monitoring device that corrects block levels online according to current plant data.