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JPS59107293A - Reactor isolation cooling system - Google Patents

Reactor isolation cooling system

Info

Publication number
JPS59107293A
JPS59107293A JP57218060A JP21806082A JPS59107293A JP S59107293 A JPS59107293 A JP S59107293A JP 57218060 A JP57218060 A JP 57218060A JP 21806082 A JP21806082 A JP 21806082A JP S59107293 A JPS59107293 A JP S59107293A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
flow rate
turbine
test
test signal
reactor
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
Application number
JP57218060A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
柳井 哲夫
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP57218060A priority Critical patent/JPS59107293A/en
Publication of JPS59107293A publication Critical patent/JPS59107293A/en
Pending legal-status Critical Current

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Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (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〕 本発明は沸騰水形原子炉(以後BVI/Rと称す)に係
り特に原子炉隔離時冷却系に関する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a boiling water nuclear reactor (hereinafter referred to as BVI/R), and particularly to a reactor isolation cooling system.

〔発明の技術的背景〕[Technical background of the invention]

一般にBWRにおいて原子炉圧力容器内に冷却水を供給
する給水系が設けられている。そして例えばこの給水系
からの給水が停止した場合には原子炉を隔離する。そし
てこのような原子炉隔離時に炉心を冷却し炉水位を維持
する為に原子炉隔離時冷却系(以後RCIC系と称す)
が設置されている。すなわち原子炉の崩壊熱によって発
生する蒸気を動力としてタービンを駆動しこのタービン
に直結されたタービン駆動ポンプを駆動させて冷却水を
原子炉圧力容器内に供給する構成である。
Generally, a BWR is provided with a water supply system that supplies cooling water into the reactor pressure vessel. For example, if water supply from this water supply system is stopped, the reactor is isolated. In order to cool the reactor core and maintain the reactor water level during such reactor isolation, a reactor isolation cooling system (hereinafter referred to as the RCIC system) is installed.
is installed. That is, the structure is such that steam generated by the decay heat of the nuclear reactor is used as power to drive a turbine, and a turbine-driven pump directly connected to the turbine is driven to supply cooling water into the reactor pressure vessel.

上記RCIC系の制御装置は第1図に示すように構成さ
れている。図中1は流量制御器を示す。
The RCIC system control device is constructed as shown in FIG. In the figure, 1 indicates a flow rate controller.

この流量制御器1には手動設定ダイアル2が設けられて
おシ、との′手動設定ダイアル2によシ目標流量を設定
する構成である。そして流量制御器1はタービン駆動ポ
ンプ3の吐出配管4に設けられた流量検出器5からの実
流量信号と上記手動調節ダイアル2によシ設定した目標
値との偏差を算出し信号ISを出力する。この信号IS
は切換回路6を介してガバナー回路7に入力する。そし
てこれによってタービン加減弁8の開度を調節しタービ
ン9の回転数を制御する構成である。また制御装置には
試験用信号発生器10が設けられている。これは上記流
量制御器1の手動設定ダイアル2を適宜調節することK
よシ試験を行なうことはできるわけであるが、万一試験
終了後定格位置に戻さずに、例えば定格以上の設定で通
常運転を開始したような場合にはプラントに悪影響を及
はす恐れがある。このような事故を防止する為に試験専
用の試験用信号発生器10を設けた構成となっているの
である。そしてこの試験用信号発生器1oにょシ試験用
の信号を前記ガバナー回路7に出力し、それによってタ
ービン加減弁8の開度を適宜変化させることによりター
ビン9の起動から定格運転さらには停止までの一連の試
験を行なう構成である。なおこの試験用信号発生器1o
にょシ試験を行なう場合には前記切換回路6を切換えて
から行なう為に流量制御器1側は切シ離されている。
The flow rate controller 1 is provided with a manual setting dial 2 and is configured to set a target flow rate using the manual setting dial 2. The flow rate controller 1 then calculates the deviation between the actual flow rate signal from the flow rate detector 5 provided in the discharge pipe 4 of the turbine-driven pump 3 and the target value set by the manual adjustment dial 2, and outputs a signal IS. do. This signal IS
is input to the governor circuit 7 via the switching circuit 6. With this, the opening degree of the turbine control valve 8 is adjusted and the rotational speed of the turbine 9 is controlled. The control device is also provided with a test signal generator 10. This can be done by adjusting the manual setting dial 2 of the flow rate controller 1 as appropriate.
Although it is possible to perform a good test, if the test is not returned to the rated position after the test and normal operation is started at a setting higher than the rated position, there is a risk of adverse effects on the plant. be. In order to prevent such accidents, the configuration is such that a test signal generator 10 exclusively used for testing is provided. Then, the test signal generator 1o outputs a test signal to the governor circuit 7, which changes the opening degree of the turbine control valve 8 appropriately, thereby controlling the turbine 9 from startup to rated operation to stop. It is configured to perform a series of tests. Furthermore, this test signal generator 1o
In order to conduct the flow rate test after switching the switching circuit 6, the flow rate controller 1 side is disconnected.

〔背景技術の問題点〕[Problems with background technology]

上記構成によると、試験時には流量制御器1は切り離さ
れておシ必要な流量制御および起動時の動的応答等を確
認することはできず信頼性の高い試験を行なうことがで
きない恐れがあった。
According to the above configuration, the flow rate controller 1 is separated during the test, making it impossible to check the necessary flow rate control and dynamic response at startup, and there is a risk that a highly reliable test cannot be performed. .

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明の目的とするところは試験を行なう際にも必要な
流量制御および起動時の動的応答等を確認することがで
きタービンおよびタービン駆動ポンプの起動から停止に
到るまでの試験を信頼性の高いものとすることができる
原子炉隔離時冷却系を提供することにある。
The purpose of the present invention is to be able to confirm the necessary flow rate control and dynamic response at start-up even when conducting tests, and to improve the reliability of tests from start-up to stoppage of turbines and turbine-driven pumps. The object of the present invention is to provide a cooling system for nuclear reactor isolation that can achieve a high level of performance.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明による原子炉隔離時冷却系は原子炉隔離時に原子
炉の余剰蒸気によってタービンおよびこのタービンに連
結されたタービン駆動ポンプを駆動させて冷却水を原子
炉圧力容器内に注入する原子炉隔離時冷却系において、
上記タービン駆動ボンでの吐出配管に設けられた流量検
出器と、この流量検出器の検出信号を入力して流量制御
信号を出力する流量制御器と、試験用信号を出力する試
験用信号発生器と、この試験用信号発生器からの試験用
信号と上記流量制御器からの流量制御信号とを入力し高
い値の信号を選択して出力する商値優先回路とを具備し
た構成である。
The reactor isolation cooling system according to the present invention uses surplus steam from the reactor to drive a turbine and a turbine-driven pump connected to the turbine to inject cooling water into the reactor pressure vessel. In the cooling system,
A flow rate detector installed in the discharge piping of the turbine-driven bong, a flow rate controller that inputs the detection signal of this flow rate detector and outputs a flow rate control signal, and a test signal generator that outputs a test signal. and a quotient value priority circuit which inputs the test signal from the test signal generator and the flow rate control signal from the flow rate controller and selects and outputs a signal with a high value.

すなわち試験時には、試験用信号発生器および流量制御
器の両方からの信号が高値優先回路に入力される。そし
て例えば起動時から定格までは、試験用信号発生器から
の信号をtlは0とし、流量制御器からの信号によシ試
験を行なう。
That is, during a test, signals from both the test signal generator and the flow rate controller are input to the high value priority circuit. For example, from the time of startup to the rated value, the signal tl from the test signal generator is set to 0, and the test is performed using the signal from the flow rate controller.

そして定格以上の試験を行なう場合には、試験用信号発
生器から定格以上の試験用信号を出方する。これによっ
て高値優先回路は試験用信号の方を選択する。これによ
って定格以上の試験を行なう構成である。
When performing a test that exceeds the rated value, a test signal that exceeds the rated value is output from the test signal generator. As a result, the high value priority circuit selects the test signal. This allows the configuration to perform tests that exceed the rating.

したがって試験を行なうときにも流舗制両器側を切り離
すことなく行なうことができ心太な流量制御および起動
時の動的応答等を確認することができ信頼性の高い試験
を行なうことが可能となシブラントの安全性を著しく向
上させることができる。
Therefore, when conducting tests, it is possible to perform tests without disconnecting the flow control device side, and it is possible to check reliable flow control and dynamic response at startup, making it possible to perform highly reliable tests. This can significantly improve the safety of Sibrant.

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

第2図および第3図を参照して本発明の一実施例を説明
する。図中101は原子炉圧力容器を示す。この原子炉
圧力容器101内には冷却水102が収容されている。
An embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 2 and 3. In the figure, 101 indicates a reactor pressure vessel. Cooling water 102 is contained within this reactor pressure vessel 101 .

また上記原子炉圧力容器101内には複数の燃料集合体
および制御棒等から構成された炉心103が収容されて
いる。そして上記冷却水102は炉心103を下方から
上方に向けて上昇しその際昇温し水と蒸気の2相流とな
る。2相流となった冷却水102は気水分離器゛(図示
せず)によシ水と蒸気に気水分離される。そして分離さ
れた蒸気は蒸気乾燥器(図示せず)によシ乾燥されて乾
燥蒸気となり図示せぬ主蒸気管を介してタービン系に送
られる構成である。−力水は原子炉圧力容器10ノ内を
下降して前述した動作を繰シ返す構成である。
Further, a reactor core 103 composed of a plurality of fuel assemblies, control rods, etc. is accommodated within the reactor pressure vessel 101. The cooling water 102 rises from the bottom to the top of the reactor core 103, at which time its temperature increases and becomes a two-phase flow of water and steam. The two-phase cooling water 102 is separated into water and steam by a steam separator (not shown). The separated steam is then dried in a steam dryer (not shown) to become dry steam and sent to the turbine system via a main steam pipe (not shown). - The power water is configured to descend inside the reactor pressure vessel 10 and repeat the above-described operation.

上記原子炉圧力容器101には原子炉隔離時冷却系(以
後RCIC系と称す)104が接続されている。すなわ
ち例えば給水系から原子炉圧力容器10ノ内への給水が
停止したような場合には原子炉は隔離される。このとき
上記RCIC系lθ4によ多原子炉圧力容器101内へ
冷却水102を供給し炉水位の維持および炉心103の
冷却を行なう構成である。上記RCIC系104は原子
炉隔離時の崩壊熱によシ発生する余剰蒸気105を導入
する蒸気供給配管106と、この蒸気供給配管106に
接続されたタービン107と、このタービン107に連
結されたタービン駆動Δ?ンプ108と、このタービン
駆動ポンプ108を介して復水貯蔵タンク109と前記
原子炉圧力容器10′ノとの間に配設された給水配管1
10とから構成されている。前記蒸気供給配管106に
は原子炉圧力容器10ノ側からタービン人口弁11ノ、
タービン加減弁112が介挿されている。そして給水配
管110にはタービン駆動ポンプ108側から流量検出
器113、開閉弁114,115が介挿されている。ま
た前記復水貯蔵タンク109と流量検出器113および
開閉弁114との間には試験用配管116が配設されて
いる。そしてこの試験用配管116には流量検出器11
3側より試験用流量調節弁117.118が介挿されて
いる。
A reactor isolation cooling system (hereinafter referred to as RCIC system) 104 is connected to the reactor pressure vessel 101 . That is, for example, when the water supply from the water supply system to the inside of the reactor pressure vessel 10 is stopped, the reactor is isolated. At this time, the RCIC system lθ4 is configured to supply cooling water 102 into the multi-reactor pressure vessel 101 to maintain the reactor water level and cool the reactor core 103. The RCIC system 104 includes a steam supply pipe 106 that introduces surplus steam 105 generated by decay heat during reactor isolation, a turbine 107 connected to this steam supply pipe 106, and a turbine connected to this turbine 107. Drive Δ? a water supply pipe 1 disposed between the condensate storage tank 109 and the reactor pressure vessel 10' via the turbine-driven pump 108;
It consists of 10. The steam supply pipe 106 is connected from the reactor pressure vessel 10 side to the turbine population valve 11,
A turbine control valve 112 is inserted. A flow rate detector 113 and on-off valves 114 and 115 are inserted into the water supply pipe 110 from the turbine-driven pump 108 side. Further, a test pipe 116 is provided between the condensate storage tank 109, the flow rate detector 113, and the on-off valve 114. A flow rate detector 11 is installed in this test pipe 116.
Test flow control valves 117 and 118 are inserted from the 3rd side.

また図中符号119Vi流量制御器を示す。この流量制
御器119には流量設定用のダイアル120が設けられ
ておシこのダイアル120を操作することによシ流l:
を設定することができる構成となっている。また上記流
量制御器119は前記流量検出器113の検出信号11
3Sを入力し制御信号11−98を出力する構成となっ
ている。また図中121は試験用信号発生器を示す。こ
の試験用信号発生器121には電源投入スイッチ122
を介して電源123が接続されている。そして上記試験
用信号発生器12ノからは試験用信号121Sが出力さ
れる構成である。そしてこの試験用信・号121Sと前
記制御信号119Sは高値優先回路124に入力される
構成である。そしてこの高値優先回路124は入力した
上記2つの信号の内出力の高い方の信号を選択し接点1
25を介してタービンガバナー126に出力する構成で
ある。この接点125けRCIC系104の起動指令が
出力されたとき閉成する構成となっている。そして上記
タービンガバナー126は前記タービン加減弁112に
信号出力し、これによってタービン加減弁112はその
開度を調節される。そしてタービンノ07に供給される
蒸気量それKよる回転数が調節され流量調節が行なわれ
る。まだ前記高値優先回路124にはパ1パス回路12
7が設けられており、接点128が介挿されている。こ
の接点128は前記電源投入スイッチ122の閉成によ
り開成し、開成により閉成する構成となっている。
In addition, a flow rate controller 119Vi is shown in the figure. This flow rate controller 119 is provided with a dial 120 for setting the flow rate, and by operating the dial 120 on the toilet, the flow rate l:
It has a configuration that allows you to set. The flow rate controller 119 also outputs the detection signal 11 of the flow rate detector 113.
3S is input and control signals 11-98 are output. Further, 121 in the figure indicates a test signal generator. This test signal generator 121 has a power on switch 122.
A power source 123 is connected via the power source 123. The test signal generator 12 outputs a test signal 121S. The test signal 121S and the control signal 119S are input to a high value priority circuit 124. Then, this high value priority circuit 124 selects the signal with the higher output of the above two input signals and contacts 1.
The configuration is such that the output is output to the turbine governor 126 via 25. The 125 contacts are configured to close when a start command for the RCIC system 104 is output. The turbine governor 126 then outputs a signal to the turbine regulator valve 112, whereby the opening degree of the turbine regulator valve 112 is adjusted. Then, the rotational speed is adjusted according to the amount of steam supplied to the turbine 07, and the flow rate is adjusted. There is still a pass circuit 12 in the high value priority circuit 124.
7 is provided, and a contact 128 is inserted. This contact 128 is configured to open when the power supply switch 122 is closed and closed when the power supply switch 122 is opened.

以上の構成をもとにその作用を説明する。まず通常運転
時には、電源投入スイッチ122は開成しており、接点
128が閉成している。そして流量制御器119からダ
イアル120によシあら力・じめ設定された流量信号1
19Sがバイパス回路127を介してタービンガバナー
126に出力される。そしてタービンガバナー126か
らタービン加減弁112に信号126Sが出力されター
ビン加減弁112の開度が調整される。これによってタ
ービン107に供給される蒸気量が調整されタービン1
07の回転数が決定され通常運転時の流量が決定される
。そして流量制御器119には流量検出器113からの
流量検出信号113Bが入力される。そして流量制御器
119ではこの流量検出信号113Sとダイアル120
で設定した設定値との偏差を算出する等の制御が行なわ
れる。
The operation will be explained based on the above configuration. First, during normal operation, the power-on switch 122 is open and the contact 128 is closed. Then, a flow rate signal 1 is set from the flow rate controller 119 to the dial 120.
19S is output to the turbine governor 126 via the bypass circuit 127. Then, a signal 126S is output from the turbine governor 126 to the turbine control valve 112, and the opening degree of the turbine control valve 112 is adjusted. As a result, the amount of steam supplied to the turbine 107 is adjusted, and the amount of steam supplied to the turbine 107 is adjusted.
07 is determined, and the flow rate during normal operation is determined. A flow rate detection signal 113B from the flow rate detector 113 is input to the flow rate controller 119. Then, in the flow rate controller 119, this flow rate detection signal 113S and the dial 120
Controls such as calculating the deviation from the set value set in are performed.

次に試験時について説明する。このときには試験用信号
発生器121の電源投入スイッチ122を閉成する。こ
の電源投入スイッチ122の閉成によシ接点128が開
成する。これによってバイノソス回路127は遮断され
る。そして高値優先回路124には流量制御器119の
出力信号119Sと試験用信号発生器121の試験用信
号121Sとが入力される。このとき試験用信号121
Sf:はぼ0とし、流量制御器119からの出力信号1
19Sをタービン駆動ポンプ10Bの定格流量に設定し
ておくと、上記高値優先回路124は出力信号119S
を選択する。そして例えば操作員が試験開始としてRC
IC系104の起動要求信号を出力すると接点125が
閉成し、タービンガバナー126には流量制御器119
からの流量信号119Sが入力される。これによって起
動から定格流量にいたるまでの試験を行なうことができ
る。そしてタービン駆動ポアf10gの定格流量迄の試
験が終了したら試験用信号発生器12ノの試験用信号1
21Sを定格流量以上に設定する。これによって前記高
値優先回路124は高値優先回路124の出力信号の時
間変化をみると第3図に示すようになる。すなわち試験
開始時(図中10時)には出力信号はタービン107の
定格回転数(図中S、)K対応したものである。そして
徐々に回転数が上がるにしたがって出力信号社小さくな
り定格回転数に達し、4たところ(図中11時)で0と
なる。次に試験用信号発生器121によシ定格以上の試
験用信号121Sを出力すると(図中T!時)図に示す
ように定格以上の設定信号(図中81 )が出力される
のである。°−゛     そして タービンガバナー126には試験用信号121Sが入力
されタービン107は定格以上の回転数となる。そして
例えば所定の回転数に達した時に健全性維持の為にター
ビン107が停止するかどうか等の試験を行なう。以上
で起動から定格運転さらに社定格以上の運転までの試験
を流量制御器119側を切り離すことなく行なうことが
できる。そしてこの一連の試験において以上の構成によ
ると、試験を行なう際にも流量制御器119を切り離す
ことなく行なうことができ必要な流量制御および起動時
の動的応答等を確聞することができ信頼性の高い試験を
行なうことができる。
Next, the test will be explained. At this time, the power supply switch 122 of the test signal generator 121 is closed. Closing of the power supply switch 122 opens the contact 128. This shuts off the Binosos circuit 127. The output signal 119S of the flow rate controller 119 and the test signal 121S of the test signal generator 121 are input to the high value priority circuit 124. At this time, the test signal 121
Sf: 0, output signal from flow rate controller 119 1
19S is set to the rated flow rate of the turbine-driven pump 10B, the high value priority circuit 124 outputs the output signal 119S.
Select. Then, for example, the operator selects RC to start the test.
When the activation request signal of the IC system 104 is output, the contact 125 closes, and the turbine governor 126 is connected to the flow rate controller 119.
A flow rate signal 119S from is input. This allows testing from startup to rated flow rate. When the test up to the rated flow rate of the turbine drive pore f10g is completed, the test signal 1 of the test signal generator 12 is
Set 21S above the rated flow rate. As a result, the high value priority circuit 124 changes over time in the output signal of the high value priority circuit 124 as shown in FIG. That is, at the start of the test (10 o'clock in the figure), the output signal corresponds to the rated rotation speed (S, in the figure) K of the turbine 107. Then, as the rotational speed gradually increases, the output signal becomes smaller and reaches the rated rotational speed, and becomes 0 at 4 (at 11 o'clock in the figure). Next, when the test signal generator 121 outputs a test signal 121S that is higher than the rated value (time T! in the figure), a set signal (81 in the figure) that is higher than the rated value is output as shown in the figure. °-゛ Then, the test signal 121S is input to the turbine governor 126, and the turbine 107 has a rotation speed higher than the rated speed. Then, for example, a test is performed to determine whether the turbine 107 stops in order to maintain its health when a predetermined rotational speed is reached. As described above, tests from startup to rated operation to operation at or above the company's rating can be performed without disconnecting the flow rate controller 119 side. According to the above configuration in this series of tests, the test can be performed without disconnecting the flow rate controller 119, and the required flow rate control and dynamic response at startup can be confirmed and reliable. It is possible to perform highly accurate tests.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

本発明による原子炉隔離時冷却系は原子炉隔離時に原子
炉の余剰蒸気によってタービ/およびこのタービンに連
結されたタービン駆動ポンプを駆動させて冷却水を原子
炉圧力容器内に注入する原子炉隔離時冷却系において、
上記タービン駆動ポンプの吐出配管に設けられた流量検
出器と、この流量検出器の検出信号を入力して流量制御
信号を出力する流量制御器と、試験用信号を出力する試
験用信号発生器と、この試験用信号発生器からの試験用
信号と上記流量制御器からの流量制御信号とを入力し高
い値の信号を選択して出力する高値優先回路とを具備し
た構成である。
The reactor isolation cooling system according to the present invention uses surplus steam from the reactor to drive a turbine and a turbine-driven pump connected to the turbine to inject cooling water into the reactor pressure vessel. In the cooling system,
a flow rate detector installed in the discharge pipe of the turbine-driven pump; a flow rate controller that inputs the detection signal of the flow rate detector and outputs a flow rate control signal; and a test signal generator that outputs a test signal. The configuration includes a high value priority circuit which inputs the test signal from the test signal generator and the flow rate control signal from the flow rate controller, selects and outputs a signal with a high value.

すなわち試験時には、試験用信号発生器および流量制御
器の両方からの信号が高値優先回路に入力される。そし
て例えは起動時から定格までは、試験用信号発生器から
の信号を#1は0とし、流量制御器からの信号によシ試
験を行なう。
That is, during a test, signals from both the test signal generator and the flow rate controller are input to the high value priority circuit. For example, from the time of startup to the rating, the signal #1 from the test signal generator is set to 0, and the test is performed using the signal from the flow rate controller.

そして定格以上の試験を行なう場合には、試験用信号発
生器から定格以上の試験用信号を出力すふ。これ°によ
って高値優先回路は試験用信号の方を選択する。これK
よって定格以上の試験を行なう構成である。
When performing a test that exceeds the rating, the test signal generator outputs a test signal that exceeds the rating. This causes the high value priority circuit to select the test signal. This is K
Therefore, it is configured to perform tests exceeding the rating.

したがって試験を行なうときにも流量制御器側を切シ離
すことなく行なうことができ必要な流量制御および起動
時の動的応答等を確認することができ信頼性の高い試験
を行なう仁とが可能となりプラントの安全性を著しく向
上させることができる等その効果は大である。
Therefore, the test can be performed without disconnecting the flow controller side, and the necessary flow control and dynamic response at startup can be confirmed, making it possible to perform highly reliable tests. This has great effects, such as significantly improving the safety of the plant.

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

第1図は従来例を示す図で原子炉隔離時冷却系の構成の
一部を示す系統図、第2図および第3図は本発明の一実
施例を示す図で第2図は原子炉隔離時冷却系の系統図、
第3図は高値優先回路からの出力信号の時間変化を示す
図である。 10ノ・・・原子炉圧力容器、102・・・冷却水、1
04・・・原子炉隔離時冷却系、105・・・余剰蒸気
、108・・・タービン駆動ポンプ、113・・・流量
検l器、119・・・流量制御器、121・・・試験用
信号発生器、124・・・高値優先回路。
Figure 1 is a diagram showing a conventional example and is a system diagram showing part of the configuration of the reactor isolation cooling system, and Figures 2 and 3 are diagrams showing an embodiment of the present invention. System diagram of isolation cooling system,
FIG. 3 is a diagram showing temporal changes in the output signal from the high value priority circuit. 10... Reactor pressure vessel, 102... Cooling water, 1
04...Reactor isolation cooling system, 105...Excess steam, 108...Turbine drive pump, 113...Flow rate detector, 119...Flow rate controller, 121...Test signal Generator, 124...High value priority circuit.

Claims (2)

【特許請求の範囲】[Claims] (1)原子炉隔離時に原子炉の余剰蒸気によってタービ
ンおよびタービンに連結されたタービン駆動ポンプを駆
動させて冷却水を原子炉圧力容器内に注入する原子炉隔
離時冷却系において、上記タービン駆動ポンプの吐出配
管に設けられた流量検出器と、この流量検出器の検出信
号を入力して流量制御信号を出力する流量制御器と、試
験用信号を出力する試験用信号発生器と、この試験用信
号発生器からの試験用信号と上記流量制御器からの流量
制御信号とを入力し高い値の信号を選択して出力する高
値優先回路とを具備したことを特徴とする原子炉隔離時
冷却系。
(1) In a reactor isolation cooling system in which cooling water is injected into the reactor pressure vessel by driving a turbine and a turbine-driven pump connected to the turbine using surplus steam of the reactor during reactor isolation, the turbine-driven pump is a flow rate detector installed in the discharge piping of the test system, a flow rate controller that inputs the detection signal of this flow rate detector and outputs a flow rate control signal, a test signal generator that outputs a test signal, and a test signal generator that outputs a test signal. A reactor isolation cooling system characterized by comprising a high value priority circuit which inputs a test signal from a signal generator and a flow control signal from the flow rate controller and selects and outputs a signal with a high value. .
(2)上記高値優先回路にはバイパス回路が設けられて
おシ試験時以外のときにはこの24791回路を介して
流量制御器からの流量制御信号が出力されることを特徴
とする特許請求の範囲第1項記載の原子炉隔離時冷却系
(2) The high value priority circuit is provided with a bypass circuit, and the flow rate control signal from the flow rate controller is outputted through this 24791 circuit at times other than when testing. The reactor isolation cooling system described in item 1.
JP57218060A 1982-12-13 1982-12-13 Reactor isolation cooling system Pending JPS59107293A (en)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104806532A (en) * 2015-05-05 2015-07-29 上海阿波罗机械股份有限公司 Test loop of main water feed pump of nuclear power station

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CN104806532A (en) * 2015-05-05 2015-07-29 上海阿波罗机械股份有限公司 Test loop of main water feed pump of nuclear power station

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