JPH0528800B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0528800B2 JPH0528800B2 JP60255295A JP25529585A JPH0528800B2 JP H0528800 B2 JPH0528800 B2 JP H0528800B2 JP 60255295 A JP60255295 A JP 60255295A JP 25529585 A JP25529585 A JP 25529585A JP H0528800 B2 JPH0528800 B2 JP H0528800B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- flow rate
- signal
- core
- rate
- 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.)
- Expired - Lifetime
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-
- 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
-
- 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)
Description
【発明の詳細な説明】
［産業上の利用分野］
本発明は新型沸騰水型原子炉（以下Ａ−BWR
という）において、例えば冷却材を炉心に強制循
環させる冷却材循環ポンプが停止して炉心流量が
急激に低下するような場合にも原子炉を保護する
機能を有する原子炉保護装置に関する。
という）において、例えば冷却材を炉心に強制循
環させる冷却材循環ポンプが停止して炉心流量が
急激に低下するような場合にも原子炉を保護する
機能を有する原子炉保護装置に関する。
［従来の技術］
第３図を参照して従来例を説明する。第３図は
Ａ−BWRの概略構成を示す断面図であり、図中
符号１は原子炉圧力容器である。この原子炉圧力
容器１内には冷却材２および炉心３が収容されて
いる。この炉心３は図示しない複数の燃料集合体
および制御棒４（図では１体のみを示してある）
等から構成されている。上記冷却材２は炉心３を
上方に流通し、その際炉心３の核反応熱により昇
温する。昇温した冷却材２は水と蒸気との二相流
状態となる。この二相流状態となつた冷却材２は
炉心３の上方に設置された気水分離器５内に導入
されて気水分離される。分離された内蒸気は気水
分離器５の上方に設置された蒸気乾燥器６内に導
入されて乾燥され乾燥蒸気となる。この乾燥蒸気
は原子炉圧力容器１に接続された主蒸気配管１２
を介して図示しないタービン系に移送され発電に
供される。一方分離された内水は原子炉圧力容器
１とシユラウド７との間のダウンカマ部８を流下
し、給水配管１３および給水スパーシヤ９を介し
て流入する給水と合流して、再循環ポンプ（以下
インターナルポンプという）１１に吸引される。
このインターナルポンプ１１により加圧されて再
度炉心３の下方に供給される。尚上記インターナ
ルポンプ１１は周方向に複数台設置され、夫々モ
ータにより駆動される。
Ａ−BWRの概略構成を示す断面図であり、図中
符号１は原子炉圧力容器である。この原子炉圧力
容器１内には冷却材２および炉心３が収容されて
いる。この炉心３は図示しない複数の燃料集合体
および制御棒４（図では１体のみを示してある）
等から構成されている。上記冷却材２は炉心３を
上方に流通し、その際炉心３の核反応熱により昇
温する。昇温した冷却材２は水と蒸気との二相流
状態となる。この二相流状態となつた冷却材２は
炉心３の上方に設置された気水分離器５内に導入
されて気水分離される。分離された内蒸気は気水
分離器５の上方に設置された蒸気乾燥器６内に導
入されて乾燥され乾燥蒸気となる。この乾燥蒸気
は原子炉圧力容器１に接続された主蒸気配管１２
を介して図示しないタービン系に移送され発電に
供される。一方分離された内水は原子炉圧力容器
１とシユラウド７との間のダウンカマ部８を流下
し、給水配管１３および給水スパーシヤ９を介し
て流入する給水と合流して、再循環ポンプ（以下
インターナルポンプという）１１に吸引される。
このインターナルポンプ１１により加圧されて再
度炉心３の下方に供給される。尚上記インターナ
ルポンプ１１は周方向に複数台設置され、夫々モ
ータにより駆動される。
かかる構成をなすＡ−BWRには安全保護装置
２１が設置されている。例えば原子炉圧力容器１
内の圧力上昇、あるいは水位の低下等の異常が発
生した場合に、該異常事態の発生を検知して異常
発生信号Ｓ２２が上記安全保護装置２１に出力さ
れる。これよつて安全保護装置２１は、制御棒駆
動機構２３に制御信号Ｓ２４を出力し、制御棒４
を炉心３内に緊急挿入させ、原子炉出力を急速に
低下させる。これがいわゆるスクラム動作であ
る。
２１が設置されている。例えば原子炉圧力容器１
内の圧力上昇、あるいは水位の低下等の異常が発
生した場合に、該異常事態の発生を検知して異常
発生信号Ｓ２２が上記安全保護装置２１に出力さ
れる。これよつて安全保護装置２１は、制御棒駆
動機構２３に制御信号Ｓ２４を出力し、制御棒４
を炉心３内に緊急挿入させ、原子炉出力を急速に
低下させる。これがいわゆるスクラム動作であ
る。
［背景技術の問題点］
上記構成においてインターナルポンプ１１は、
原子炉圧力容器１の外に再循環ポンプを２台設置
する場合（BWR型）のその再循環ポンプに比べ
て小型であり、ポンプ動力を喪失した場合には小
型故ポンプの慣性が小さいために流量が急速に低
下して炉心流量が急速に減少することが予想され
る。このような場合には炉心３内における発生熱
の除去が十分に行なわれないおそれがある。これ
はプラントの小型化に伴ないインターナルポンプ
１１をさらに小型にした場合にもいえることであ
る。そこで従来のこのような事態を未然に防止す
るべく、インターナルポンプ１１のモータ電源を
十分信頼性の高いものとしており、またその電源
系統を複数に区分けして、全てのインターナルポ
ンプ１１のモータ電源が同時に喪失することのな
いようにしている。
原子炉圧力容器１の外に再循環ポンプを２台設置
する場合（BWR型）のその再循環ポンプに比べ
て小型であり、ポンプ動力を喪失した場合には小
型故ポンプの慣性が小さいために流量が急速に低
下して炉心流量が急速に減少することが予想され
る。このような場合には炉心３内における発生熱
の除去が十分に行なわれないおそれがある。これ
はプラントの小型化に伴ないインターナルポンプ
１１をさらに小型にした場合にもいえることであ
る。そこで従来のこのような事態を未然に防止す
るべく、インターナルポンプ１１のモータ電源を
十分信頼性の高いものとしており、またその電源
系統を複数に区分けして、全てのインターナルポ
ンプ１１のモータ電源が同時に喪失することのな
いようにしている。
しかしながらさらに安全性を向上させるために
は、万一全てのインターナルポンプ１１のモータ
電源を喪失したような場合にあつても、炉心３の
健全性維持を図ることが必要でありその実現が要
求されていた。
は、万一全てのインターナルポンプ１１のモータ
電源を喪失したような場合にあつても、炉心３の
健全性維持を図ることが必要でありその実現が要
求されていた。
［発明の目的］
本発明は以上の点に基づいてなされたものでそ
の目的とするところは、万一全てのインターナル
ポンプのモータ電源を喪失するような場合があつ
て炉心流量が急激に低下する事態が発生しても、
燃料の健全性ひいては炉心の健全性の維持を図る
ことが可能な原子炉保護装置を提供することにあ
る。
の目的とするところは、万一全てのインターナル
ポンプのモータ電源を喪失するような場合があつ
て炉心流量が急激に低下する事態が発生しても、
燃料の健全性ひいては炉心の健全性の維持を図る
ことが可能な原子炉保護装置を提供することにあ
る。
［発明の概要］
すなわち、本発明による原子炉保護装置は、原
子炉圧力容器内に冷却材再循環ポンプを配設して
なる原子炉の原子炉保護装置において、前記原子
炉の炉心内を流通する冷却材の流量信号から原子
炉通常運転時の微少変動及び信号ノイズを除去す
るフイルタ手段と、このフイルタ手段により微少
変動及びノイズを除去された流量信号から流量減
少率を算出する減少率算出手段と、この減少率算
出手段で算出された流量減少率を設定値と比較し
前記流量変化率が設定値を上回つたときに原子炉
を緊急停止させるスクラム信号を出力する比較手
段とを具備してなることを特徴とするものであ
る。
子炉圧力容器内に冷却材再循環ポンプを配設して
なる原子炉の原子炉保護装置において、前記原子
炉の炉心内を流通する冷却材の流量信号から原子
炉通常運転時の微少変動及び信号ノイズを除去す
るフイルタ手段と、このフイルタ手段により微少
変動及びノイズを除去された流量信号から流量減
少率を算出する減少率算出手段と、この減少率算
出手段で算出された流量減少率を設定値と比較し
前記流量変化率が設定値を上回つたときに原子炉
を緊急停止させるスクラム信号を出力する比較手
段とを具備してなることを特徴とするものであ
る。
［発明の実施例］
以下第１図および第２図の参照して本発明の一
実施例を説明する。尚従来と同一部分については
同一符号を付して説明する。第１図は本実施例に
よる原子炉保護装置１２１の構成を示す図であ
り、図中符号１３１はフイルタ回路である。この
フイルタ回路１３１には炉心流量信号Ｓ１３２が
入力される。上記フイルタ回路１３１により炉心
流量信号Ｓ１３２から通常運転時の微少変動およ
び信号ノイズを除去する。一般に通常運転時の微
少変動および信号ノイズの周期は比較的短く、例
えば0.1〜0.5秒程度であり、よつて本実施例でも
その程度の時定数を有するフイルタ回路１３１を
使用する。そしてこのフイルタ回路１３１にて通
常運転時の微少変動および信号ノイズを除去され
た流量信号Ｓ１３２は微分回路１３３に入力され
る。この微分回路１３３により流量の減少率が算
出される。そして炉心流量信号Ｓ１３４は比較回
路１３５入力される。一方この比較回路１３５に
は予め設定された炉心流量減少率設定信号Ｓ１３
６が入力される。その際燃料の健全性が問題とさ
れる炉心流量の減少率は、（30％／秒）以上であ
り、よつて上記炉心流量設定信号Ｓ１３６として
はこの値を使用するものとする。そして上記比較
回路１３５炉心流量減少率信号Ｓ１３４が炉心流
量減少率設定信号Ｓ１３６を上回る場合にスクラ
ム系１３７にスクラム信号Ｓ１３８を出力する。
これによつて上記スクラム系１３７が作動して制
御棒４が炉心３内に緊急挿入され、炉心出力の急
速な低下がなされる。
実施例を説明する。尚従来と同一部分については
同一符号を付して説明する。第１図は本実施例に
よる原子炉保護装置１２１の構成を示す図であ
り、図中符号１３１はフイルタ回路である。この
フイルタ回路１３１には炉心流量信号Ｓ１３２が
入力される。上記フイルタ回路１３１により炉心
流量信号Ｓ１３２から通常運転時の微少変動およ
び信号ノイズを除去する。一般に通常運転時の微
少変動および信号ノイズの周期は比較的短く、例
えば0.1〜0.5秒程度であり、よつて本実施例でも
その程度の時定数を有するフイルタ回路１３１を
使用する。そしてこのフイルタ回路１３１にて通
常運転時の微少変動および信号ノイズを除去され
た流量信号Ｓ１３２は微分回路１３３に入力され
る。この微分回路１３３により流量の減少率が算
出される。そして炉心流量信号Ｓ１３４は比較回
路１３５入力される。一方この比較回路１３５に
は予め設定された炉心流量減少率設定信号Ｓ１３
６が入力される。その際燃料の健全性が問題とさ
れる炉心流量の減少率は、（30％／秒）以上であ
り、よつて上記炉心流量設定信号Ｓ１３６として
はこの値を使用するものとする。そして上記比較
回路１３５炉心流量減少率信号Ｓ１３４が炉心流
量減少率設定信号Ｓ１３６を上回る場合にスクラ
ム系１３７にスクラム信号Ｓ１３８を出力する。
これによつて上記スクラム系１３７が作動して制
御棒４が炉心３内に緊急挿入され、炉心出力の急
速な低下がなされる。
以上本実施例によれば、例えば全てのインター
ナルポンプ１１のモータ電源を喪失して炉心流量
が急激に減少する事態が発生したとしても、これ
を検知して原子炉をスクラムさせ、炉心出力を急
激に低下させることができるので、燃料および炉
心の健全性はもとより原子炉全体の健全性維持を
確実に図ることができ、安定性を大幅に向上させ
ることが可能となる。これを従来との比較で示
す。第２図は横軸に時間をとり、縦軸に燃料棒の
被覆管温度をとり、該被覆管温度の時間変化を示
す図で、図中破線は従来の場合をまた実線は本実
施例の場合を示す。この第２図から明らかなよう
に本実施例の場合には燃料棒の被覆管の温度上昇
が効果的に抑制されていることがわかる。
ナルポンプ１１のモータ電源を喪失して炉心流量
が急激に減少する事態が発生したとしても、これ
を検知して原子炉をスクラムさせ、炉心出力を急
激に低下させることができるので、燃料および炉
心の健全性はもとより原子炉全体の健全性維持を
確実に図ることができ、安定性を大幅に向上させ
ることが可能となる。これを従来との比較で示
す。第２図は横軸に時間をとり、縦軸に燃料棒の
被覆管温度をとり、該被覆管温度の時間変化を示
す図で、図中破線は従来の場合をまた実線は本実
施例の場合を示す。この第２図から明らかなよう
に本実施例の場合には燃料棒の被覆管の温度上昇
が効果的に抑制されていることがわかる。
尚本発明は前記実施例に限定されるものもでは
なく、種々のものが考えられる。例えば前記実施
例では炉心流量減少率を算出するために微分回路
を使用したがこれに限定されるものではなく、炉
心流量減少率を検出することができるものであれ
ば他の回路でもよい。さらに前記実施例では炉心
流量の減少率を問題としていたが、炉心流量信号
と炉心出力信号を取出して両者の差をとり、該差
が設定値を上回るような場合（炉心出力に対して
炉心流量が小さすぎる）にスクラム信号を出力す
るような構成でもよい。これ以外にも炉心流量信
号を取出してそれが定格時の何％程度かを算出し
て設定値以下の場合にはスクラム信号を出力する
ような構成でもよい。
なく、種々のものが考えられる。例えば前記実施
例では炉心流量減少率を算出するために微分回路
を使用したがこれに限定されるものではなく、炉
心流量減少率を検出することができるものであれ
ば他の回路でもよい。さらに前記実施例では炉心
流量の減少率を問題としていたが、炉心流量信号
と炉心出力信号を取出して両者の差をとり、該差
が設定値を上回るような場合（炉心出力に対して
炉心流量が小さすぎる）にスクラム信号を出力す
るような構成でもよい。これ以外にも炉心流量信
号を取出してそれが定格時の何％程度かを算出し
て設定値以下の場合にはスクラム信号を出力する
ような構成でもよい。
［発明の効果］
以上詳述したように本発明による原子炉保護装
置によれば、インターナルポンプのモータ電源が
喪失して炉心内の冷却材流量が急激に低下しても
原子炉を緊急停止させることができ、炉心に装荷
された燃料棒の健全性を確保することができる。
置によれば、インターナルポンプのモータ電源が
喪失して炉心内の冷却材流量が急激に低下しても
原子炉を緊急停止させることができ、炉心に装荷
された燃料棒の健全性を確保することができる。
また、本発明は、原子炉の炉心内を流通する冷
却材の流量減少率を求め、この流量減少率が予め
設定された設定値を上回つたときにスクラム信号
を出力するので、例えば原子炉の炉心内を流通す
る冷却材の流量が所定流量以下になつたときにス
クラム信号を出力するものに比べて原子炉を迅速
に緊急停止させることができる。
却材の流量減少率を求め、この流量減少率が予め
設定された設定値を上回つたときにスクラム信号
を出力するので、例えば原子炉の炉心内を流通す
る冷却材の流量が所定流量以下になつたときにス
クラム信号を出力するものに比べて原子炉を迅速
に緊急停止させることができる。
さらに本発明の原子炉保護装置には、通常運転
時の微少変動および信号ノイズを除去するフイル
タ手段を設けたので、流量減少率のみでスクラム
判定を行つて不要なスクラム信号を発することな
く、迅速かつ確実に原子炉を緊急停止させること
ができる。
時の微少変動および信号ノイズを除去するフイル
タ手段を設けたので、流量減少率のみでスクラム
判定を行つて不要なスクラム信号を発することな
く、迅速かつ確実に原子炉を緊急停止させること
ができる。
第１図および第２図は本発明の一実施例を示す
図で、第１図は原子炉保護装置の構成を示す図、
第２図は燃料棒被覆管の温度の時間変化を従来と
の比較で示す図、第３図は従来の沸騰水型原子炉
の構成を示す図である。 １……原子炉圧力容器、２……冷却材、３……
炉心、４……制御棒、１２１……原子炉保護装
置。
図で、第１図は原子炉保護装置の構成を示す図、
第２図は燃料棒被覆管の温度の時間変化を従来と
の比較で示す図、第３図は従来の沸騰水型原子炉
の構成を示す図である。 １……原子炉圧力容器、２……冷却材、３……
炉心、４……制御棒、１２１……原子炉保護装
置。
Claims (1)
- １ 原子炉圧力容器内に冷却材再循環ポンプを配
設してなる原子炉の原子炉保護装置において、前
記原子炉の炉心内を流通する冷却材の流量信号か
ら原子炉通常運転時の微少変動及び信号ノイズを
除去するフイルタ手段と、このフイルタ手段によ
り微少変動及びノイズを除去された流量信号から
流量減少率を算出する減少率算出手段と、この減
少率算出手段で算出された流量減少率を設定値と
比較し前記流量変化率が設定値を上回つたときに
原子炉を緊急停止させるスクラム信号を出力する
比較手段とを具備してなることを特徴とする原子
炉保護装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60255295A JPS62115396A (ja) | 1985-11-14 | 1985-11-14 | 原子炉保護装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60255295A JPS62115396A (ja) | 1985-11-14 | 1985-11-14 | 原子炉保護装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62115396A JPS62115396A (ja) | 1987-05-27 |
| JPH0528800B2 true JPH0528800B2 (ja) | 1993-04-27 |
Family
ID=17276780
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60255295A Granted JPS62115396A (ja) | 1985-11-14 | 1985-11-14 | 原子炉保護装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62115396A (ja) |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS519114A (ja) * | 1974-07-12 | 1976-01-24 | Chichibu Cement Kk | Komitsusoshikikonkuriitotaino seizohoho |
-
1985
- 1985-11-14 JP JP60255295A patent/JPS62115396A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62115396A (ja) | 1987-05-27 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |