JPS6217121B2 - - Google Patents
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- JPS6217121B2 JPS6217121B2 JP55047193A JP4719380A JPS6217121B2 JP S6217121 B2 JPS6217121 B2 JP S6217121B2 JP 55047193 A JP55047193 A JP 55047193A JP 4719380 A JP4719380 A JP 4719380A JP S6217121 B2 JPS6217121 B2 JP S6217121B2
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- flow rate
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- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 86
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 6
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 5
- 239000005029 tin-free steel Substances 0.000 description 4
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 4
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 230000007257 malfunction Effects 0.000 description 3
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 230000035882 stress Effects 0.000 description 1
- 239000008400 supply water Substances 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉給水制御装置に係り、特に沸騰
水形原子力プラントにおいて原子炉を水位低下に
よるスクラムから救済するのに好適な原子炉給水
制御装置に関する。
水形原子力プラントにおいて原子炉を水位低下に
よるスクラムから救済するのに好適な原子炉給水
制御装置に関する。
従来の、沸騰水形（BWR）原子力プラントに
おける給水および復水系（以下給復水系と称す）
は、主タービンの復水器を水源として低圧復水ポ
ンプ（以下LPCPと称す）および高圧復水ポンプ
（以下HPCPと称す）で段階的に昇圧し、最終的
に給水ポンプ（以下RFPと称す）を通して給水
流量制御装置によつて流量が制御されて原子炉に
給水されるようになつている。給水流量制御装置
には原子炉の水位、給水流量および主蒸気流量が
プロセス検出信号として入力され、ここで演算さ
れてRFPに対して給水流量要求信号を与えるよ
うになつており、RFPの流量制御範囲は、復水
ポンプの設計最大流量以内に納まるように設計さ
れている。
おける給水および復水系（以下給復水系と称す）
は、主タービンの復水器を水源として低圧復水ポ
ンプ（以下LPCPと称す）および高圧復水ポンプ
（以下HPCPと称す）で段階的に昇圧し、最終的
に給水ポンプ（以下RFPと称す）を通して給水
流量制御装置によつて流量が制御されて原子炉に
給水されるようになつている。給水流量制御装置
には原子炉の水位、給水流量および主蒸気流量が
プロセス検出信号として入力され、ここで演算さ
れてRFPに対して給水流量要求信号を与えるよ
うになつており、RFPの流量制御範囲は、復水
ポンプの設計最大流量以内に納まるように設計さ
れている。
ところが、プラントの過渡変化でRFPに復水
ポンプの設計容量を上廻る給水要求が出た場合、
あるいは給復水系のバイパスライン（給復水系の
途中から復水器に戻るラインで通常運転時には閉
止されている）が誤動作または誤操作により流路
が形成された場合には、LPCP吐出流量、すなわ
ち復水流量がLPCPの設計容量を上廻り、給復水
系の系統圧は急激に低下するため、HPCP，RFP
のポンプ保護機能が働いてHPCP，RFPが全台ト
リツプする。
ポンプの設計容量を上廻る給水要求が出た場合、
あるいは給復水系のバイパスライン（給復水系の
途中から復水器に戻るラインで通常運転時には閉
止されている）が誤動作または誤操作により流路
が形成された場合には、LPCP吐出流量、すなわ
ち復水流量がLPCPの設計容量を上廻り、給復水
系の系統圧は急激に低下するため、HPCP，RFP
のポンプ保護機能が働いてHPCP，RFPが全台ト
リツプする。
また、LPCP，HPCP等のうちの１台が運転支
障によりトリツプした場合には予備機が自動起動
するが、この間原子炉水位の過渡変化で給水要求
が過大となり、給復水系の系統圧力がポンプ保護
のトリツプ点に接近することになる。給復水系の
系統圧力がトリツプ点以下に下がつた場合には、
HPCP、RFPは全台トリツプとなり、いわゆる給
水喪失に到るので原子炉水位の低下は大巾とな
り、非常用炉心冷却系（以下ECCSと称す）が作
動して原子炉圧力容器に不必要な熱応力が加わる
ことになる。これを防止することは原子炉の安全
性向上の上でも重要なことである。
障によりトリツプした場合には予備機が自動起動
するが、この間原子炉水位の過渡変化で給水要求
が過大となり、給復水系の系統圧力がポンプ保護
のトリツプ点に接近することになる。給復水系の
系統圧力がトリツプ点以下に下がつた場合には、
HPCP、RFPは全台トリツプとなり、いわゆる給
水喪失に到るので原子炉水位の低下は大巾とな
り、非常用炉心冷却系（以下ECCSと称す）が作
動して原子炉圧力容器に不必要な熱応力が加わる
ことになる。これを防止することは原子炉の安全
性向上の上でも重要なことである。
本発明はかかる現況に鑑みなされたもので、そ
の目的とするところは、給復水ポンプトリツプに
よる原子炉スクラムを回避することができるとと
もに、全給水喪失に伴なう炉水位の大巾低下によ
るECCSの不必要な作動を防止することができ
る。原子炉給水制御装置を提供するにある。
の目的とするところは、給復水ポンプトリツプに
よる原子炉スクラムを回避することができるとと
もに、全給水喪失に伴なう炉水位の大巾低下によ
るECCSの不必要な作動を防止することができ
る。原子炉給水制御装置を提供するにある。
本発明は、給水流量を制御する給水要求信号の
最大値を給水系および復水系の状態に合わせてそ
の許容値内に制限する最大給水流量制限手段と、
この制限値が原子炉出力を下廻つた場合に制限値
に対応させて原子炉出力を減少させる原子炉出力
追従手段とを備え、給復水ポンプの吸込圧力がト
リツプ点以下になることを防止するとともに、原
子炉水位制御が円滑に行なわれるようにしたもの
である。
最大値を給水系および復水系の状態に合わせてそ
の許容値内に制限する最大給水流量制限手段と、
この制限値が原子炉出力を下廻つた場合に制限値
に対応させて原子炉出力を減少させる原子炉出力
追従手段とを備え、給復水ポンプの吸込圧力がト
リツプ点以下になることを防止するとともに、原
子炉水位制御が円滑に行なわれるようにしたもの
である。
以下本発明を図示する一実施例に基づいて説明
する。
する。
第１図において１は原子炉であり、この原子炉
１からの蒸気は、主蒸気管２を介して主タービン
３に供給され、ここで仕事をした後、復水器４で
冷却されて復水となるようになつている。
１からの蒸気は、主蒸気管２を介して主タービン
３に供給され、ここで仕事をした後、復水器４で
冷却されて復水となるようになつている。
復水器４からの復水は、LPCP５およびHPCP
６をそれぞれ介して段階的に昇圧され、本発明に
係る給水制御装置７で制御されたRFP８を最終
的に通つて前記原子炉１に供給されるようになつ
ている。LPCP５とHPCP６との間には、第１図
に示すように補機復水器９および脱塩器１０が、
またHPCP６とRFP８との間には給水ヒータ１１
がそれぞれ設けられている。前記給水制御装置７
には、第１図に示すように主蒸気管２に設けられ
た主蒸気流量検出器１２からの主蒸気流量信号１
３、原子炉１に設けられた炉水位検出器１４から
の炉水位信号１５、給水系に設けられた給水流量
検出器１６からの給水流量信号１７、給復水系の
系統圧力としてのHPCP吸込圧力検出信号１８お
よび原子炉１内に設けられた原子炉出力検出器１
９からの原子炉出力信号２０がそれぞれ入力され
るようになつており、また給水制御装置７から
は、RFP８を制御する給水要求信号２１および
原子炉再循環流量制御装置（以下PLRと称す）に
対するPLRランバツク信号２２がそれぞれ出力さ
れるようになつている。
６をそれぞれ介して段階的に昇圧され、本発明に
係る給水制御装置７で制御されたRFP８を最終
的に通つて前記原子炉１に供給されるようになつ
ている。LPCP５とHPCP６との間には、第１図
に示すように補機復水器９および脱塩器１０が、
またHPCP６とRFP８との間には給水ヒータ１１
がそれぞれ設けられている。前記給水制御装置７
には、第１図に示すように主蒸気管２に設けられ
た主蒸気流量検出器１２からの主蒸気流量信号１
３、原子炉１に設けられた炉水位検出器１４から
の炉水位信号１５、給水系に設けられた給水流量
検出器１６からの給水流量信号１７、給復水系の
系統圧力としてのHPCP吸込圧力検出信号１８お
よび原子炉１内に設けられた原子炉出力検出器１
９からの原子炉出力信号２０がそれぞれ入力され
るようになつており、また給水制御装置７から
は、RFP８を制御する給水要求信号２１および
原子炉再循環流量制御装置（以下PLRと称す）に
対するPLRランバツク信号２２がそれぞれ出力さ
れるようになつている。
給水制御装置７は、第２図に示すように原子炉
水位制御回路（以下FWCと称す）２３、最大給
水流量制限回路（以下MFWLと称す）２４、低
値優先器（以下LVGと称す）２５および原子炉
出力追従回路（以下LFCと称す）２６から構成
されており、FWC２３には主蒸気流量信号１
３、炉水位信号１５および給水流量信号１７がプ
ロセス検出信号としてそれぞれ入力され、また
MFWL２４にはHPCP吸込圧力検出信号１８が入
力され、、さらにLFC２６には原子炉出力信号２
０が入力されるようになつている。そして、
FWC２３からの出力信号２７とMFWL２４から
の出力信号２８とはLVG２５に入力され、ここ
で両信号２７，２８が比較され、そのうちの低値
信号２７または２８が給水要求信号２１として
LVG２５から出力されるうになつている。
MFWL２４の出力信号２８はまた、第１図に示
すように原子炉出力信号２０とともにLFC２６
に入力されて原子炉出力信号２０と比較され、前
記出力信号２８が原子炉出力信号２０の値を下廻
つた場合にはLFC２６からPLRランバツク信号
２２が出力され、原子炉１の出力が減少するよう
になつている。
水位制御回路（以下FWCと称す）２３、最大給
水流量制限回路（以下MFWLと称す）２４、低
値優先器（以下LVGと称す）２５および原子炉
出力追従回路（以下LFCと称す）２６から構成
されており、FWC２３には主蒸気流量信号１
３、炉水位信号１５および給水流量信号１７がプ
ロセス検出信号としてそれぞれ入力され、また
MFWL２４にはHPCP吸込圧力検出信号１８が入
力され、、さらにLFC２６には原子炉出力信号２
０が入力されるようになつている。そして、
FWC２３からの出力信号２７とMFWL２４から
の出力信号２８とはLVG２５に入力され、ここ
で両信号２７，２８が比較され、そのうちの低値
信号２７または２８が給水要求信号２１として
LVG２５から出力されるうになつている。
MFWL２４の出力信号２８はまた、第１図に示
すように原子炉出力信号２０とともにLFC２６
に入力されて原子炉出力信号２０と比較され、前
記出力信号２８が原子炉出力信号２０の値を下廻
つた場合にはLFC２６からPLRランバツク信号
２２が出力され、原子炉１の出力が減少するよう
になつている。
前記MFWL２４は、第３図に示すように関数
発生器（以下Ｆ／Ｇと称す）２９が内蔵され、こ
のＦ／Ｇ２９には、HPCP吸込圧力検出信号１８
と設定圧力信号３０とが比較された後の偏差信号
３１が入力され、Ｆ／Ｇ２９からはMFWL２４
の出力信号２８が出力されるようになつている。
発生器（以下Ｆ／Ｇと称す）２９が内蔵され、こ
のＦ／Ｇ２９には、HPCP吸込圧力検出信号１８
と設定圧力信号３０とが比較された後の偏差信号
３１が入力され、Ｆ／Ｇ２９からはMFWL２４
の出力信号２８が出力されるようになつている。
次に本発明の作用について説明する。
MFWL２４のＦ／Ｇ２９は、系統圧力が設定
圧力を上廻つている場合、すなわち正の入力偏差
信号に対してはLPCP５、HPCP６の設計流量相
当の一定信号を出力し、また系統圧力が設定圧力
以下の場合、すなわち負の入力偏差信号に対して
は、偏差信号に応じて給復水系の系統最大流量を
第４図に示す特性を補償する値に制限する。これ
により、系統流量がLPCP５、HPCP６の設計流
量以内であれば、MFWL２４の出力は一定で
FWC２３の出力の方が小さいので、LVG２５か
らの給水要求信号２１はFWC２３の出力信号２
７により規定され、給水流量は従来と同様に制御
される。
圧力を上廻つている場合、すなわち正の入力偏差
信号に対してはLPCP５、HPCP６の設計流量相
当の一定信号を出力し、また系統圧力が設定圧力
以下の場合、すなわち負の入力偏差信号に対して
は、偏差信号に応じて給復水系の系統最大流量を
第４図に示す特性を補償する値に制限する。これ
により、系統流量がLPCP５、HPCP６の設計流
量以内であれば、MFWL２４の出力は一定で
FWC２３の出力の方が小さいので、LVG２５か
らの給水要求信号２１はFWC２３の出力信号２
７により規定され、給水流量は従来と同様に制御
される。
プラントの過渡状態で給水要求がLPCP５、
HPCP６の設計流量を上廻つた場合、あるいは給
復水系のバイパスラインが誤動作、誤操作によつ
て流路が形成された場合には、復水流量がLPCP
５、HPCP６の設計流量を上廻ることがあり得
る。この場合には、MFWL２４のHPCP吸込圧力
検出信号１８は設定圧力信号３０を下廻り、その
偏差に応じてＦ／Ｇ２９の特性によりMFWL２
４の出力は絞られる。
HPCP６の設計流量を上廻つた場合、あるいは給
復水系のバイパスラインが誤動作、誤操作によつ
て流路が形成された場合には、復水流量がLPCP
５、HPCP６の設計流量を上廻ることがあり得
る。この場合には、MFWL２４のHPCP吸込圧力
検出信号１８は設定圧力信号３０を下廻り、その
偏差に応じてＦ／Ｇ２９の特性によりMFWL２
４の出力は絞られる。
MFWL２４の出力信号２８がFWC２３からの
出力信号２７の値を下廻ると、LVG２５からの
給水要求信号２１は出力信号２８に規制されて絞
られ、復水流量を減少させるようにRFP８に作
用する。
出力信号２７の値を下廻ると、LVG２５からの
給水要求信号２１は出力信号２８に規制されて絞
られ、復水流量を減少させるようにRFP８に作
用する。
一方、給水要求信号２１に応答して給水流量が
原子炉出力を下廻ると、原子炉１の水位が低下し
て原子炉水位制御が不能となる。これを解決する
ため、MFWL２４の出力信号２８が原子炉出力
信号２０の値を下廻つた場合には、LFC２６が
これを検知し、PLRに対してPLRランバツク信号
２２を出力して原子炉出力を減少させる。
原子炉出力を下廻ると、原子炉１の水位が低下し
て原子炉水位制御が不能となる。これを解決する
ため、MFWL２４の出力信号２８が原子炉出力
信号２０の値を下廻つた場合には、LFC２６が
これを検知し、PLRに対してPLRランバツク信号
２２を出力して原子炉出力を減少させる。
給水流量が絞られるとHPCP吸込圧力は回復
し、MFWL２４の出力は増加する。そして、
PLRがランバツクすると、原子炉水位は上昇して
FWC２３の出力が減少するので、再びFWC２３
の出力が原子炉給水流量を制御することになる。
し、MFWL２４の出力は増加する。そして、
PLRがランバツクすると、原子炉水位は上昇して
FWC２３の出力が減少するので、再びFWC２３
の出力が原子炉給水流量を制御することになる。
しかして、何らかの原因で復水流量がLPCP
５、HPCP６の設計流量を上廻ることが起きて
も、これをMFWL２４が検知して給水流量を絞
り、復水流量をLPCP５、HPCP６の設計流量以
下に抑え、HPCP６、RFP８の吸込圧力がトリツ
プ点に到るのを防止する。また、MFWL２４は
給水流量を絞ると同時にPLRをランバツクして原
子炉１の出力を減少させ、その後の原子炉水位制
御が円滑に行なわれるように機能する。
５、HPCP６の設計流量を上廻ることが起きて
も、これをMFWL２４が検知して給水流量を絞
り、復水流量をLPCP５、HPCP６の設計流量以
下に抑え、HPCP６、RFP８の吸込圧力がトリツ
プ点に到るのを防止する。また、MFWL２４は
給水流量を絞ると同時にPLRをランバツクして原
子炉１の出力を減少させ、その後の原子炉水位制
御が円滑に行なわれるように機能する。
以上説明したように本実施例によれば、復水流
量を自動的に制御してプラントの過渡状態あるい
は給復水系の誤動作等により、給復水ポンプの吸
込圧力がトリツプ点以下に低下して給復水ポンプ
が全台トリツプすることが防止できる。そしてこ
れにより、プラントの稼動率を向上させることが
できるとともに、原子炉水位が大巾に低下して
ECCS系が作動し原作炉圧力容器に不必要な熱応
力が加わることを防止することができる。
量を自動的に制御してプラントの過渡状態あるい
は給復水系の誤動作等により、給復水ポンプの吸
込圧力がトリツプ点以下に低下して給復水ポンプ
が全台トリツプすることが防止できる。そしてこ
れにより、プラントの稼動率を向上させることが
できるとともに、原子炉水位が大巾に低下して
ECCS系が作動し原作炉圧力容器に不必要な熱応
力が加わることを防止することができる。
以上本発明を好適な実施例に基づいて説明した
が、本発明によれば、給復水ポンプトリツプによ
る原子炉スクラムを回避することができるととも
に、全給水喪失に伴なう炉水位の大巾低下による
ECCSの不必要な作動を防止することができる。
が、本発明によれば、給復水ポンプトリツプによ
る原子炉スクラムを回避することができるととも
に、全給水喪失に伴なう炉水位の大巾低下による
ECCSの不必要な作動を防止することができる。
第１図は本発明の一実施例を示す系統図、第２
図は本発明の係る給水制御装置の構成を示すブロ
ツク線図、第３図はMFWLの構成を示すブロツ
ク線図、第４図は給復水系の系統圧力特性図であ
る。 １…原子炉、４…復水器、７…給水制御装置、
８…RFP、１３…主蒸気流量信号、１５…炉水
位信号、１７…給水流量信号、１８…HPCP吸込
圧力検出信号、２０…原子炉出力信号、２１…給
水要求信号、２２…PLRランバツク信号、２３…
FWC、２４…MFWL、２５…LVG、２６…
LFC、２９…Ｆ／Ｇ、３０…設定圧力信号、３
１…偏差信号。
図は本発明の係る給水制御装置の構成を示すブロ
ツク線図、第３図はMFWLの構成を示すブロツ
ク線図、第４図は給復水系の系統圧力特性図であ
る。 １…原子炉、４…復水器、７…給水制御装置、
８…RFP、１３…主蒸気流量信号、１５…炉水
位信号、１７…給水流量信号、１８…HPCP吸込
圧力検出信号、２０…原子炉出力信号、２１…給
水要求信号、２２…PLRランバツク信号、２３…
FWC、２４…MFWL、２５…LVG、２６…
LFC、２９…Ｆ／Ｇ、３０…設定圧力信号、３
１…偏差信号。
Claims (1)
- １ 復水器から給水ポンプを介して原子炉に供給
される給水を制御する原子炉給水制御装置におい
て、給水流量を制御する給水要求信号の最大値を
給水系および復水系の状態に合わせてその許容値
内に制限する最大給水流量制限手段と、この制限
値が原子炉出力を下廻つた場合に制限値に対応さ
せて原子炉出力を減少させる原子炉出力追従手段
とを備えたことを特徴とする原子炉給水制御装
置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4719380A JPS56143998A (en) | 1980-04-10 | 1980-04-10 | Feedwater control device of nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4719380A JPS56143998A (en) | 1980-04-10 | 1980-04-10 | Feedwater control device of nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS56143998A JPS56143998A (en) | 1981-11-10 |
| JPS6217121B2 true JPS6217121B2 (ja) | 1987-04-16 |
Family
ID=12768269
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4719380A Granted JPS56143998A (en) | 1980-04-10 | 1980-04-10 | Feedwater control device of nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS56143998A (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5899603A (ja) * | 1981-12-09 | 1983-06-14 | 株式会社日立製作所 | ボイラ給水ポンプ装置 |
| JPS61110096A (ja) * | 1984-11-02 | 1986-05-28 | 株式会社日立製作所 | 原子炉水位制御方法 |
| JP2726697B2 (ja) * | 1989-04-12 | 1998-03-11 | 株式会社日立製作所 | 給水設備およびその給水制御方法 |
-
1980
- 1980-04-10 JP JP4719380A patent/JPS56143998A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS56143998A (en) | 1981-11-10 |
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