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JPS6021359B2 - 原子炉における炉心出力を迅速にかつ正確に発生する方法 - Google Patents

原子炉における炉心出力を迅速にかつ正確に発生する方法

Info

Publication number
JPS6021359B2
JPS6021359B2 JP54008285A JP828579A JPS6021359B2 JP S6021359 B2 JPS6021359 B2 JP S6021359B2 JP 54008285 A JP54008285 A JP 54008285A JP 828579 A JP828579 A JP 828579A JP S6021359 B2 JPS6021359 B2 JP S6021359B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
power
signal
core
time
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
Application number
JP54008285A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS54123692A (en
Inventor
ウイリアム・テイ−・ブランソン
アントニ−・エフ・レクサ
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.)
Babcock and Wilcox Co
Original Assignee
Babcock and Wilcox Co
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 Babcock and Wilcox Co filed Critical Babcock and Wilcox Co
Publication of JPS54123692A publication Critical patent/JPS54123692A/ja
Publication of JPS6021359B2 publication Critical patent/JPS6021359B2/ja
Expired legal-status Critical Current

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Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は熱バランスからの時間遅延されるが正確な信号
と炉外中性子検出器からの精度は悪いが迅速測定された
信号の併用により原子炉における炉心出力を迅速に且つ
正確に決定する為の方法に関係する。
原子炉動力の迅速にして且つ正確な測定を為すことは、
原子炉、特に発電プラントにおいて使用される原子炉に
おける制御、出力制限及び安全システムにとって非常に
重要である。
原子炉における炉発生エネルギー則ち出力の決定の為に
炉外中性子検出器を使用することは良く知られている。
これらは、炉心の外部で中性子東を例えば炉休止時の水
準から全出力の125%までにわたって測定しそして作
業者、炉保黍系統及び炉制御機器に信号を与える。代表
的システムの炉外中性子検出器は炉容器のすぐ外側で且
つ一次遮蔽体の内側の垂直壁内に位置づけられている。
炉外中性子検出器が検出する信号は、炉休止時の約1中
性子数/秒から炉過剰出力トリップ(代表的に全出力の
125%)時の1びo〜1び3中性子数/秒までの範囲
の中性子東情報である。これらの中性子東側定値信号は
ほぼ瞬時的に測定されるが、大規模な炉心においては必
ずしも炉出力に比例せず、特に負荷遷移期には炉出力に
比例しない。その結果、炉外中性子検出器の測定信号は
、以下に述べるように一次ループにおける冷却材の昇温
範囲から決定される炉出力値或いは一次側乃至二次側に
おける熱バランスからの炉出力値によって補正されねば
ならない。加圧水型原子炉において、原子炉は、炉を離
れる水の平均ェンタルピ−が飽和温度におけるェンタル
ピーより小さいよう、一次冷却材としての高圧水により
冷却される。
高圧一次冷却材は蒸気発生器に導かれそして蒸気が二次
側に発生せしめられる。一次ループにおける冷却材の昇
温範囲から決定される炉出力値の助けを借りての中性子
東側定信号の自動的補正は通常閉ループ制御システムに
よってもたらされた。
この欠点は、急速な出力変化が起った場合補正が充分迅
速に炉出力に追従しえないことである。これは結局、急
速な負荷変動が起った場合自動補正システムはそれが安
全性のある出力値をもたらさない恐れがあるから役に立
たないことを意味する。一次側或いは二次側における熱
バランスからの炉出力の決定は物理的理由の為に炉外中
性子検出器による測定よりかなり精確であるが、反面炉
外中性子検出器の迅速な指示に較べて比較的に応答が遅
く、そしてその信号出力は遷移状態の下では炉心への入
口及びそこからの出口における温度測定点間の冷却材の
移行時間の存在故に遅れる。
中性子東及び熱的パラメータに依存しての出力測定の短
所を回避しつつ各長所をうまく生かす為の様々の方策が
提唱されてきた。例えば、米国特許第3,752,73
5号は、中性子東出力信号を調節する為中性子東出力信
号と熱的出力信号との間の差を利用することを教示して
いる。米国特許第3,356,577号も同様の技術を
開示している。本発明方法に従えば、熱バランスからの
時間遅延されるが一層正確な測定値によって一つの信号
が発生せしめられる。この熱的出力信号は、炉外中性子
検出器信号間の所定の関係と相応するようそれを修正す
ることにより原子炉の炉心の出力に相当する出力信号を
迅速に且つ正確に発生するべく調整される。調整された
熱的出力信号は、熱的出力信号と2つの異った時点での
炉外中性子検出器信号の商との積の関数として形成され
る。以下、本発明について具体的に説明する。本発明に
従えば、熱的原子炉出力が、一次或いは二次側における
熱バランスの時間遅延された欄定値から測定され、そし
てこの時間遅延中生ずる炉外中性子検出器の測定値にお
ける変化が上記熱バランスから測定された熱的炉出力の
値への迅速性考慮因子成分として加味される。
この構成は、炉の制御、出力制限、或いは炉安全性に対
して有用であり、そして急速な遷移的事象の発生に対し
て信頼性を持って応用しうる迅速な且つ正確な信号をも
たらす。更に、時間遅延測定値は、冷却材ェンタルピー
差から或いは冷却材昇溢(ウオームアップ)範囲から形
成されうる。
迅速性因子成分は第一時点における炉外中性子検出器指
示と続いての時点でのそれとの商として形成される。
この場合、炉出力信号は熱的炉出力と迅速性因子成分と
の積として形成される。本発明に従う方法及びその作動
原理について実際的用途に言及して説明する。原子炉の
熱的出力信号は、例えば原子炉冷却材系統の例えば一次
冷却材側における熱的バランスから形成される。
この値の測定は、炉外中性子検出器の迅速な測定値の決
定に較べて比較的長い時間を要する。時間差は数秒であ
りそしてtoと表示される。この時間遅延中生じる迅速
指示式炉外中性子検出器の測定値における変化が、迅速
性因子成分として、一次冷却材昇温(ウオームアップ)
範囲の上記測定値に加味される。この迅速性因子は時刻
tと時刻t‐■1こおける炉外中性子検出器指示の商と
して決定される。原子炉の惨正ずみ熱的出力信号は、熱
的出力信号と迅速性因子との積の関数として形成される
。これはデジタルシステムに適合する。こうして決定さ
れた炉出力Qの値は、炉制御システムにおいて、動力制
限システムにおいてそして炉安全システムにおいて急速
な遷移的事象の発生に対して使用するに適当である。
第1図は、本発明の原理を示す説明図である。
代表的に、熱的出力信号は、原子炉の炉心に流入しそし
てそこから流出する一次冷却材のェンタルピ差から或い
は蒸気発生器に入りそしてそこから出ていく二次冷却材
のェンタルピ差から得られる。ェンタルピ値は、計器を
通して入手しうるプロセスパラメータを測定しそして周
知されるようにしてヱンタルピを計算することにより決
定される。中性子東信号が同時に代表的に炉外中性子検
出器のような中性子東信号感知器によって発生せしめら
れる。中性子出力信号は、熱的出力信号を修正する役割
をなす。割算ユニット5において中性子東信号と遅延中
性子東信号との間の商に比例するノーマラィズされた則
ち標準化された信号が発生する。標準化された信号は乗
算ユニット4において熱的出力信号と乗算されて、その
時点で熱感知器(熱的応答の時間遅れにより即座に測定
値得られない)によって感知されている瞬時的な炉心出
力に等しい値を得る。定常条件下では中性子東信号の値
に変化が存在せず従って標準化信号は零であるから熱的
出力信号の調節は為されない。標準化信号は、遅延中性
子出力信号が熱的出力信号と同じ時間応答を有するよう
時間係数Kを有する遅延ユニット6により調整される。
第2図は、ェンタルピ差から得られた熱的出力信号〔Q
th〕と炉外中性子検出器からの相当する中性子出力信
号〔Qp〕の一例を時間の関数としてグラフとして表示
するものである。
与えられた時点〔t:n〕において、熱的感知器によっ
て感知される熱的出力はシステムの出力信号が以下の関
数により定義されるようディジタル手段によつて調整さ
れる:〔出力信号〕n=Qthn〔蓑墓帯生L〕測定時
間差〔△T〕はQ比応答の時定数におおよそ等しくなる
よう選択されねばならない。
従って、第1時点n‐1における第1炉外中性子検出器
出力〔Qpn−1)と第2時点nにおける第2炉外中性
子検出器出力信号〔Qpn〕との商によって第2時点n
における熱的出力信号〔〔Qthn〕が調整される。斯
くして、本発明は、定常状態下では正確であるが遷移状
態にはゆっくりした応答しか示さない熱的出力信号を決
定し、それを応答は迅速であるが定常状態でも誤差を有
する迅速中性子東信号と新規な態様で粗合せることによ
って、原子炉の炉心出力を迅速に且つ正確に定量する方
法を意図するものである。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の原理を具現するシステムの概略論理図
であり、そして第2図は熱的出力信号と中性子出力信号
を時間の関数として示すグラフである。 4・・・・・・乗算器、5・・・・・・割算ユニット、
6・・…・遅延ユニット。 第1図 第2図

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 炉心を具備しそして熱受取流体が炉心と熱伝達関係
    において炉心を通して流れる原子炉の炉心出力に相当す
    る出力信号を正確に且つ迅速に発生する方法であつて、
    第1時点(n−1)において炉出力に相当する第1中性
    子束信号(Qpn−1)を発生すること、続いての第2
    時点(n)において炉出力に相当する第2中性子束信号
    (Qpn)を発生すること、該第2時点(n)において
    炉を冷却する前記流体の温度差から得られる熱的出力信
    号(Qthn)を発生すること、及び該第2時点(n)
    において前記第1及び第2中性子束信号の商と前記熱的
    出力信号との積に比例する出力信号を発生することを包
    含する原子炉における炉心出力を迅速にかつ正確に発生
    する方法。 2 第1中性子束信号が中性子束信号の商の除数である
    ような特許請求の範囲第1項記載の方法。
JP54008285A 1978-02-03 1979-01-29 原子炉における炉心出力を迅速にかつ正確に発生する方法 Expired JPS6021359B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19782804532 DE2804532A1 (de) 1978-02-03 1978-02-03 Verfahren zur schnellen und genauen bestimmung der reaktorleistung in kernreaktoren
DE2804532.1 1978-02-03

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS54123692A JPS54123692A (en) 1979-09-26
JPS6021359B2 true JPS6021359B2 (ja) 1985-05-27

Family

ID=6031021

Family Applications (1)

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JP54008285A Expired JPS6021359B2 (ja) 1978-02-03 1979-01-29 原子炉における炉心出力を迅速にかつ正確に発生する方法

Country Status (9)

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JP (1) JPS6021359B2 (ja)
AT (1) AT362470B (ja)
CA (1) CA1111153A (ja)
CH (1) CH636982A5 (ja)
DE (1) DE2804532A1 (ja)
ES (1) ES477170A1 (ja)
FR (1) FR2416531A1 (ja)
GB (1) GB2018010B (ja)
MX (1) MX6311E (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6382457U (ja) * 1986-11-17 1988-05-30

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2542493B1 (fr) * 1983-03-11 1985-12-27 Framatome Sa Dispositif de determination rapide et precise de la puissance d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
DE10159432A1 (de) * 2001-12-04 2003-06-26 Framatome Anp Gmbh Steuerungssystem für eine Kernkraftwerksanlage sowie Verfahren zum Betreiben einer Kernkraftwerksanlage
CN110276219B (zh) * 2019-06-24 2021-05-04 中国原子能科学研究院 核反应堆的输出功率的校准方法

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5346594A (en) * 1976-10-08 1978-04-26 Hitachi Ltd Power control device of pressure tube type nuclear reactor

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1206861A (fr) * 1958-05-20 1960-02-12 Indatom Dispositif de commande automatique du fonctionnement d'un réacteur nucléaire
FR1356683A (fr) * 1962-06-07 1964-03-27 Sulzer Ag Procédé pour l'exploitation d'un réacteur nucléaire et réacteur nucléaire pour sa mise en application
CH404818A (de) * 1963-09-19 1965-12-31 Sulzer Ag Verfahren und Vorrichtung zur Bestimmung der augenblicklichen Leistungsabgabe eines Atomkernreaktors
NL152097B (nl) * 1964-05-22 1977-01-17 Stichting Reactor Centrum Reactorinstallatie.
FR1401115A (fr) * 1964-07-20 1965-05-28 Sulzer Ag Réacteur nucléaire et procédé pour la détermination de la puissance instantanée qu'il débite
US3752735A (en) * 1970-07-16 1973-08-14 Combustion Eng Instrumentation for nuclear reactor core power measurements
US3933580A (en) * 1971-03-08 1976-01-20 Siemens Aktiengesellschaft Limit regulation system for pressurized water nuclear reactors
US4103161A (en) * 1976-07-15 1978-07-25 The Babcock & Wilcox Company Composite transducer

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5346594A (en) * 1976-10-08 1978-04-26 Hitachi Ltd Power control device of pressure tube type nuclear reactor

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6382457U (ja) * 1986-11-17 1988-05-30

Also Published As

Publication number Publication date
FR2416531B1 (ja) 1984-09-28
JPS54123692A (en) 1979-09-26
FR2416531A1 (fr) 1979-08-31
GB2018010B (en) 1982-06-23
AT362470B (de) 1981-05-25
CA1111153A (en) 1981-10-20
ATA62279A (de) 1980-10-15
MX6311E (es) 1985-04-01
GB2018010A (en) 1979-10-10
DE2804532A1 (de) 1979-08-09
CH636982A5 (de) 1983-06-30
ES477170A1 (es) 1979-12-01

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