JP2009128289A - 原子力プラントの圧力制御方法、その圧力制御装置及び原子力プラントの運転方法 - Google Patents

Abstract

【課題】給水温度の低下時で核燃料をさらに効率良く燃焼できる原子力プラントの圧力制御方法を提供する。
【解決手段】１つの運転サイクルは炉心から全制御棒が全引き抜きされた第２期間及びそれより前の第１期間を含む。給水温度が低下される第２期間での原子炉圧力制御を説明する。給水配管の給水温度計２１から給水温度測定値Ｔ１が温度差分演算装置８に入力される。温度差分演算装置８はＴ１から第１期間の給水温度設定値Ｔ０ａを減算し温度偏差ΔＴ２を求める。温度圧力変換装置７は、第２期間で原子炉圧力を一定に保持する関数を用いて、ΔＴ２から圧力補正値ΔＰ１を生成する。加算器４は第１期間の圧力設定値Ｐ０ａにΔＰ１を加えて得られる圧力補正設定値ＡＰ０ａを出力する。減算器５は主蒸気配管の圧力計２２の圧力測定値Ｐ１からＡＰ０ａを減算する。弁開度変換装置９は減算器５の出力を基に蒸気加減弁１４の開度を制御する。
【選択図】図２

Description

本発明は、原子力プラントの圧力制御方法、その圧力制御装置及び原子力プラントの運転方法に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用するのに好適な原子力プラントの圧力制御方法、その圧力制御装置及び原子力プラントの運転方法に関する。

原子力プラント、例えば、沸騰水型原子力発電プラントにおいて、運転サイクル末期に給水温度を下げることにより炉心の反応度を増加させ、核燃料を有効に燃焼させることができる（特開平８−２３３９８９号公報及び特開２００７−２３２５００号公報参照）。

原子炉から吐出される主蒸気流量は、主に原子炉熱出力及び原子炉入口冷却材温度に依存して変化し、原子炉熱出力及び原子炉入口冷却材温度が減少した場合には減少する。原子炉熱出力の変化に対し、原子炉の圧力変動を抑制する制御方法が特開昭６１−２３９９５号公報で提案されている。

原子炉の炉心特性は給水温度または原子炉圧力に依存することが知られている。給水温度が減少した場合または原子炉圧力が増加した場合には原子炉熱出力が増加し、その逆の場合には原子炉熱出力が低下する。給水温度の減少または原子炉圧力の増加により原子炉熱出力が増加する理由は、炉心の蒸気体積率（ボイド率）が減少し、中性子を核燃料に含まれる核分裂性物質の核分裂に使用できる低速状態まで効率良く減速できることにある。このような特性を活用し、給水温度変化及び原子炉圧力変化により原子炉熱出力を変化させる運転方法が、特開昭６２−２０４１９３号公報にて提案されている。

特開平８−２３３９８９号公報 特開２００７−２３２５００号公報 特開昭６２−２０４１９３号公報 特開昭６１−２３９９５号公報

発明者らは、特開平８−２３３９８９号公報及び特開２００７−２３２５００号公報に記載されたように給水温度を低下させる制御を行う場合における原子炉の圧力制御について検討を行った。この結果、原子炉熱出力を設定出力に保持し給水温度を減少させるときに、従来の原子炉圧力制御方法を適用すると、原子炉から排出される主蒸気流量の減少により原子炉圧力が減少するという現象が生じることを新たに見出した。原子炉圧力の減少は、炉心の反応度を減少させる方向に寄与し、核燃料の効率的な燃焼を妨げることになる。

本発明の目的は、給水温度の低下時においても核燃料をさらに効率良く燃焼させることができる原子力プラントの圧力制御方法、その圧力制御装置及び原子力プラントの運転方法を提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子炉の圧力及び原子炉から排出されてタービンに供給される蒸気の圧力のいずれかの圧力を測定し、タービンに供給される蒸気の流量を調節する蒸気加減弁の開度を、原子炉に供給される給水に係る給水温度信号、及び測定により得られた圧力信号に基づいて制御することにある。

蒸気加減弁の開度を、原子炉に供給される給水に係る給水温度信号、及び測定により得られた圧力信号に基づいて制御しているので、給水温度の低下による原子炉圧力の減少を抑制することができ、炉心反応度をさらに増加させることができる。

本発明によれば、給水温度の低下時においても核燃料をさらに効率良く燃焼させることができる。

上記した発明者らの検討結果を以下に詳細に説明する。一般的に原子力発電プラントでは、起動及び停止時を除き、原子炉圧力容器に供給する給水温度は、運転サイクルを通じてほぼ一定である。運転サイクル末期では炉心の反応度が低下し、その反応度が維持できなくなると原子炉熱出力が減少する傾向がある。運転サイクルの期間のうち全制御棒が炉心から全引抜されている期間を、運転サイクル末期という。運転サイクル末期において、給水温度を低下させた場合には炉心の反応度が増加し、核燃料を効率良く燃焼できることが知られている。

従来の原子炉圧力制御方法を用いて運転サイクル末期に給水温度を低下させた場合における、原子炉熱出力、給水温度、主蒸気流量及び原子炉圧力の時系列変化が、図４に模式的に示されている。図４は、給水温度が運転サイクル末期を除き２１５℃（給水温度はプラントにより１８４〜２１５℃と異なるが、国内でプラント数の多いＢＷＲ−５型プラント及び最新の改良型沸騰水型軽水炉（ＡＢＷＲ）の給水温度は２１５℃）で、運転サイクル末期で最終的に給水温度を１９５℃まで下げると想定した場合の運転例を示している。この運転例では、原子炉熱出力は運転サイクルを通して設定出力である定格出力に保持されているが、運転サイクル末期には原子炉熱出力を減少させることもある。

給水温度は炉心の反応度が十分に高いときには実質的に一定に保持され、原子炉熱出力は制御棒操作及び炉心流量の調節により制御される。炉心の反応度が小さくなった場合には、制御棒操作及び炉心流量の調節だけでは原子炉熱出力を設定出力に保持できなくなるため、給水温度を低下させる。

給水温度を低下させた場合には、炉心内で沸騰がおきづらくなり、蒸気体積率（ボイド率）が低下する。沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）で一般的に使用されている核燃料（主にウラン２３５とウラン２３８の酸化物）では、中性子の速度がある程度遅い方が核分裂を起こしやすくなる。燃料棒の周りの冷却材は、密度の低い気相（蒸気）の状態よりも密度の高い液相（水）の状態の方が、中性子を効率良く減速できる。このため、ボイド率が小さくなる、すなわち、水が多くなると炉心の反応度が増加する。

したがって、運転サイクル末期に給水温度を低下させることによって、炉心の反応度を増加させ、核燃料を効率良く燃焼させることができる。

原子炉熱出力Ｑ（Ｗ）が設定出力に一定に保持されている場合、主蒸気流量Ｇ（ｋＧ／Ｓ）の概略値は、原子炉入口冷却材エンタルピＨｉｎ（Ｊ／ｋＧ）及び原子炉出口冷却材エンタルピＨｏｕｔ（Ｊ／ｋＧ）に基づいて式（１）で算出できる。

Ｇ＝Ｑ／（Ｈｏｕｔ−Ｈｉｎ） …（１）
冷却材エンタルピは、冷却材温度と原子炉圧力によって定まる物性値であり、その圧力が一定の条件下では冷却材の温度と共に増加する。ＢＷＲでは、原子炉出口冷却材エンタルピＨｏｕｔは飽和蒸気のエンタルピでほぼ一定であるため、給水温度が低下して原子炉入口冷却材エンタルピＨｉｎが小さくなると主蒸気流量Ｇは減少することになる。例えば、給水温度が２１５℃の原子力発電プラントで、運転サイクル末期において給水温度が１９５℃まで２０℃低下すると、主蒸気流量は約５％減少する。

給水温度低下時における原子炉圧力の減少幅は、システムの設計により異なるが、一般的には給水温度を２０℃低下させた場合で１％弱である。

図５は、従来の原子炉圧力制御方法を用いた場合での主蒸気流量と原子炉圧力の関係を示している。従来の原子炉圧力制御方法には、原子炉ド−ム圧力を制御する方法、及びタ−ビン入口圧力を制御する方法の２つがある。どちらの制御方法においても、主蒸気流量が減少すると原子炉圧力は小さくなる。この現象は、主蒸気流量の減少時に原子炉圧力を速やかに静定させるために生じる。タ−ビン入口圧力を制御する方法では、原子炉からタ−ビン入口までの圧力損失も主蒸気流量に依存するため、主蒸気流量に対する原子炉圧力の変化が増大する。

なお、原子炉ド−ム圧力を制御する方法はＡＢＷＲに適用されており、タ−ビン入口圧力を制御する方法はＡＢＷＲ以前のＢＷＲで用いられている。ＡＢＷＲは原子炉圧力がＡＢＷＲ以前のＢＷＲよりも高いので、図５に示された原子炉ド−ム圧力を制御する方法はタ−ビン入口圧力を制御する方法に比べて原子炉圧力を高くなるように表示している。

以上に述べたように、発明者らは、従来の原子炉圧力制御方法を用いた場合において、給水温度の減少が、主蒸気流量の減少をもたらし、結果的に原子炉圧力の減少につながることを新たに見出した（図４参照）。原子炉圧力の減少により炉心内のボイド率が増加し、炉心の反応度が減少する。このような原子炉圧力の減少は、給水温度の低下による核燃料の燃焼効率の増加を抑制する方向に作用するのである。

発明者らは、新たに見出した従来の問題点、すなわち、給水温度の低下時に原子炉圧力が減少し、炉心内に存在する核燃料の効率の良い燃焼が阻害されるという問題点を改善するために、種々の検討を行った。この検討により、発明者らは、原子炉からタービンに導かれる主蒸気流量を調節する蒸気加減弁の開度を、給水温度に基づいて調節するという対応策を新たに見出した。この対応策によって、運転サイクル末期の給水温度が低下するときにおいても原子炉圧力の減少を抑制することができ、その給水温度低下時において炉心内の核燃料をさらに効率良く燃焼させることができる。この対応策の代表的な２つの例を以下に説明する。

第１の例を図６に示す。この第１の例は、原子力発電プラントの運転サイクル末期において給水温度を低下させ、この給水温度低下時に蒸気加減弁の開度調節により原子炉圧力を一定に保持するように制御する運転例である。図６は、第１の例における、原子炉熱出力、給水温度、主蒸気流量及び原子炉圧力のそれぞれの時系列変化を模式的に示している。第１例は、運転サイクル末期の給水温度低下時に原子炉圧力を一定に保持しているので、その給水温度低下時における原子炉圧力の減少が抑制される。このため、炉心の反応度の低下を抑制でき、炉心内の核燃料をさらに効率良く燃焼できる。

第２の例を図７に示す。この第２の例は、第１の例とは異なり、運転サイクル末期の給水温度低下時に蒸気加減弁の開度調節により原子炉圧力を増加させる運転例である。第１の例と第２の例は、蒸気加減弁の開度の調節度合いが異なる。図７は、第２の例における、原子炉熱出力、給水温度、主蒸気流量及び原子炉圧力のそれぞれの時系列変化を模式的に示している。第２の例は、第１の例よりも核燃料の燃焼効率を増大させるために、運転サイクル末期の給水温度低下時に、原子炉圧力を上昇させている。

上記の給水温度低下時における原子力圧力の上昇幅について説明する。従来の原子炉圧力制御方法でも、原子炉熱出力が上昇したときには原子炉圧力も上昇する。原子炉熱出力がある設定値以上に上昇した場合には、原子炉の健全性を確保するためスクラム（制御棒を一斉に挿入）により原子炉熱出力を低下させる。原子炉熱出力上昇によるスクラム時の原子炉圧力の上昇幅は、発生した事象によって異なるが、一例としては０．２ＭＰａ程度である。したがって、給水温度低下時の原子炉圧力の上昇幅は０．２ＭＰａ以下にすれば良い。

本発明の好適な一実施例である実施例１の原子炉圧力制御装置を、図１〜図３を用いて以下に説明する。本実施例の原子炉圧力制御装置１は、沸騰水型原子力発電プラントに適用される。この沸騰水型原子力発電プラントの構成の概要を、まず、説明する。原子炉１０は、原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）１１、及びＲＰＶ１１内に設けられた炉心１２を有する。炉心１２内には、複数の燃料集合体（図示せず）が装荷されている。

ＲＰＶ１１内の冷却水（冷却材）は、炉心１２内で燃料集合体に含まれる核燃料物質の核分裂によって発生する熱で加熱され、一部が蒸気になる。この蒸気は、ＲＰＶ１１から排出されて主蒸気配管１３を通ってタービン１５に供給され、タービン１５を回転させる。タービン１５に連結された発電機が回転されて電力が発生する。タービン１５から排出された蒸気は、復水器１６で凝縮されて水になる。この凝縮水である給水が、給水ポンプ１９で昇圧され、給水配管１７を通ってＲＰＶ１１に供給される。給水配管１７を流れる間、給水は、低圧給水加熱器１８及び高圧給水加熱器２０によって加熱される。低圧給水加熱器１８及び高圧給水加熱器２０の加熱源は、主蒸気配管１３及びタービン１５から抽気される蒸気である。この抽気されて高圧給水加熱器に供給される蒸気の流量を調節することによって、給水配管１７内を流れてＲＰＶ１１に供給される給水の温度が制御される（図１０参照）。

蒸気にならなかった大部分の冷却水は、ＲＰＶ１１内に設置された気水分離器（図示せず）によって蒸気から分離される。分離された冷却水は、ＲＰＶ１１と炉心１２の間に形成されるダウンカマ（図示せず）内を下降して、ＲＰＶ１１に接続される再循環系配管（図示せず）内に流入する。この流入した冷却水は、再循環系配管に設けられた再循環ポンプ(図示せず)によって昇圧され、ダウンカマ内に配置されたジェットポンプ（図示せず）内に噴出される。このジェットポンプから吐出された冷却水は、炉心１２に導かれる。

給水温度計２１が高圧給水加熱器２０より下流で給水配管１７に設置される。タービン１５に供給される主蒸気流量を調節する蒸気加減弁１４が主蒸気配管１３に設けられ、圧力計２２も主蒸気配管１３に設けられる。温度計２１及び圧力計２２が原子炉圧力制御装置１の入力端子に接続される。

原子炉圧力制御装置１は、図２に示すように、圧力調整器２、給水温度設定器６、圧力補正信号生成装置２５及び弁開度変換装置９を有する。圧力調整器２は、圧力設定器３、加算器４及び減算器５を有する。圧力補正信号生成装置２５は温度圧力変換装置７及び温度差分演算装置８を有する。本実施例では、加算器４が圧力設定信号補正装置であり、減算器５及び弁開度変換装置９が開度制御信号生成装置を構成している。

温度差分演算装置８は、給水温度計２１及び給水温度設定器６に接続される。温度差分演算装置８は、さらに、温度圧力変換装置７に接続される。加算器４は、温度圧力変換装置７及び圧力設定器３に接続され、さらに、減算器５に接続される。圧力計２２は減算器５に接続される。減算器５は弁開度変換装置９に接続される。弁開度変換装置９は蒸気加減弁１４に開度制御信号を出力する。

原子炉圧力制御装置１は、従来の原子炉圧力制御装置に、加算器４及び圧力補正信号生成装置２５を追加した構成を有する。

ある１つの運転サイクルにおけるＢＷＲの運転について説明する。原子炉の運転開始後、原子炉１０は、炉心１２から制御棒（図示せず）が引き抜かれることにより、臨界状態になって昇温昇圧が行われる。制御棒の引き抜き操作は、ＲＰＶ１１の底部に設けられた制御棒駆動機構（図示せず）により行われる。原子炉１０の圧力及び原子炉１０内の冷却水の温度がそれぞれ設定値に達した後、制御棒の引き抜き操作及び炉心１２に供給される冷却水の流量（炉心流量）の制御によって、原子炉熱出力は、定格出力（１００％出力）まで、上昇される。炉心流量の制御は、前述の再循環ポンプの回転数を調節することによって行われる。炉心流量が増大すると、原子炉熱出力は上昇する。原子炉熱出力が定格出力に達した後、再循環ポンプによる炉心流量の調整（増大または減少）によって原子炉熱出力は定格出力に保持される。

炉心流量の調整により原子炉熱出力が定格出力に保持できなくなったとき（例えば、炉心流量が１００％まで増加したとき）、炉心流量がミニマムフローまで減少されて、炉心１２から制御棒を引き抜く制御棒パターンチェンジが行われる。炉心流量がミニマムフローまで減少されたとき、原子炉熱出力は、例えば６０％出力まで低下される。制御棒パターンチェンジが終了した後、炉心流量が増加され、原子炉熱出力は定格出力まで上昇される。その後、原子炉熱出力は、炉心流量が１００％に達するまで、定格出力に保持される。上記の制御棒パターンチェンジが必要回数実行され、原子炉１０は定格出力での運転を継続する。１つの運転サイクルにおいて、最後の制御棒パターンチェンジが実行されたとき、炉心１２から全制御棒が全引き抜きされた状態になる。炉心１２から全制御棒が全引き抜きされた状態になってから、原子炉１０の運転が停止されるまでの期間が、運転サイクル末期（以下、第２期間という）である（図６参照）。

原子炉熱出力が定格出力に達してから、上記の最後の制御棒パターンチェンジが実行されるまでの期間は、少なくとも１本の制御棒が炉心１２に挿入されており、運転サイクルの大部分を占めており、便宜的に第１期間という（図６参照）。この第１期間では、給水温度、原子炉圧力及び主蒸気流量がそれぞれ実質的に一定に保持される。主蒸気流量は、原子炉熱出力を定格出力に保持することによって、定格の主蒸気流量（１００％主蒸気流量）に保持される。第１期間における給水温度及び原子炉圧力の各制御について説明する。

まず、給水温度制御について説明する。本実施例の原子炉圧力制御装置１が適用される沸騰水型原子力発電プラントは、図１に記載されていないが、図１０に示すタービン１５と高圧給水加熱器２０に接続された抽気管２６、抽気管２６に設けられた抽気流量調節弁２７、給水温度制御装置２３及び抽気流量制御装置２４を備えている。第1期間において、給水温度制御装置２３は、給水温度の制御を行わない。原子炉の圧力がほぼ一定に制御されているため、抽気管２６を通る抽気蒸気の圧力も第1期間中はほぼ一定値である。このことは、抽気蒸気の飽和温度もほぼ一定であることを意味する。この抽気蒸気によって加熱される給水の温度は、抽気蒸気の飽和温度に強く依存する傾向を持つため、特別な制御無しに給水温度は実質的に２１５℃に保持される。
第１期間における原子炉圧力制御について説明する。本実施例の原子炉圧力制御は、タ−ビン入口圧力を制御する方法である。温度圧力変換装置７は、図３に示す関数ｆ１（給水温度低下時に原子炉圧力を一定に保持する関数）及び関数ｆ２（給水温度上昇時に原子炉圧力を調整しない関数）を記憶している。なお、関数ｆ１及びｆ４は、温度０℃及び圧力０ＭＰａを通る傾きが同じ関数である。図３の横軸は温度（温度差分演算装置８の出力である温度偏差ΔＴ２）を示し、その縦軸は圧力を示している。関数ｆ１は、給水温度を２１５℃から１９５℃まで２０℃低下させたときに、従来の圧力制御方法において原子炉圧力が０．０５ＭＰａ低下すると仮定し、第２期間における原子炉圧力を一定に保持するための関数である。

給水温度計２１で測定された、高圧給水加熱器２０の下流での給水温度の測定値Ｔ１、及び圧力計２２で測定された主蒸気配管１３内の主蒸気の圧力の測定値（圧力信号）Ｐ１は、それぞれ、原子炉圧力制御装置１に入力される。具体的には、給水温度の測定値Ｔ１は温度差分演算装置８に入力され、圧力測定値は減算器５に入力される。測定値Ｔ１は、給水に係る給水温度信号である。

温度差分演算装置８は、給水温度の測定値Ｔ１から、給水温度設定器６に設定されている第１給水温度設定値Ｔ０ａ（例えば２１５℃）を減算する。前述のように給水温度は実質的に２１５℃である。このため、温度差分演算装置８の出力である温度偏差ΔＴ２（＝Ｔ１−Ｔ０ａ＝０）は０℃となる。温度圧力変換装置７は、後述するように、その温度偏差ΔＴ２に基づいて圧力補正値（圧力補正情報）ΔＰ１を生成する。温度圧力変換装置７は、温度差分演算装置８から０℃を入力するので、０ＭＰａ（＝ΔＰ１）を出力する。温度圧力変換装置７からの圧力補正値ΔＰ１（＝０ＭＰａ）は加算器４に入力される。加算器４は、圧力補正値ΔＰ１と圧力設定器３の出力である圧力設定値Ｐ０ａを加算して得られる圧力補正設定値（圧力設定補正信号）ＡＰ０ａ（＝Ｐ０ａ＋ΔＰ１）を出力する。圧力設定器３は、例えば、原子炉１０の定格出力運転時、すなわち、主蒸気流量１００％運転時におけるタービン入口圧力Ｐ０ａから適切な圧力を減じた圧力Ｐ０ａ’を、圧力設定値（以下、タービン入口圧力設定値という）として設定している。タービン入口圧力Ｐ０ａは、図５に示す特性のうち一点鎖線で示される特性の主蒸気流量１００％に対する値である。温度圧力変換装置７の出力が０ＭＰａであるので、加算器４は、タービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’を圧力補正値ΔＰ１で実質的に補正せずそのまま圧力補正設定値ＡＰ０ａ（＝Ｐ０ａ’）として出力する。加算器４から出力された圧力補正設定値ＡＰ０ａ（＝Ｐ０ａ’）は加算器５に入力される。加算器５は、圧力測定値Ｐ１及び圧力補正設定値ＡＰ０ａを入力して圧力測定値Ｐ１から圧力補正設定値ＡＰ０ａを減算し、圧力偏差値ΔＰ２ａ（＝Ｐ１−ＡＰ０ａ）を出力する。弁開度変換装置９は、圧力偏差値ΔＰ２ａに基づいて蒸気加減弁１４の開度調整量（開度制御信号）を求め、この弁開度調節量に基づいて蒸気加減弁１４の開度を制御する。すなわち、圧力測定値Ｐ１が大きくΔＰ２ａが大きければ蒸気加減弁１４の開度を大きくし、圧力測定値Ｐ１が小さくΔＰ２ａが小さければ蒸気加減弁１４の開度を小さくする。このため、タービン入口の圧力（圧力計２２の圧力測定値Ｐ１）がタービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’になるように調節される。この圧力制御により、原子炉１０の圧力は図５に示された二点鎖線によって定まる主蒸気流量１００％に対する値となり、この値に第１期間の原子炉圧力が保持される。

次に、第２期間における給水温度制御及び原子炉圧力制御について説明する。第２期間の給水温度制御は、例えば、第２期間直前の２１５℃から１９５℃に向って徐々に減少するように設定された第２給水温度設定値Ｔ０ｂを用いて行われる。給水温度制御装置２３は、このように温度が徐々に低下する第２給水温度設定値Ｔ０ｂを抽気流量制御装置２４に出力する。抽気流量制御装置２４がそのような第２給水温度設定値Ｔ０ｂに基づいて抽気流量調節弁２７の開度を制御するので、第２期間における給水温度は、第２期間直前の２１５℃から徐々に低下し、原子炉１０の運転停止直前では１９５℃になる。

第２期間における原子炉圧力制御について説明する。第１期間における原子炉圧量制御と同じように、給水温度計２１で測定された給水温度測定値Ｔ１、及び圧力計２２で測定された圧力測定値Ｐ１が、それぞれ、原子炉圧力制御装置１に入力される。給水温度測定値Ｔ１は、第２期間における上記の給水温度制御により、２１５℃未満に低下する。温度差分演算装置８は、給水温度測定値Ｔ１から、給水温度設定器６に設定されている第１給水温度設定値Ｔ０ａ（例えば２１５℃）を減算する。第２期間における給水温度が２１５℃未満になっているので、温度差分演算装置８で算出される温度偏差ΔＴ２は（Ｔ１−Ｔ０ａ）＜０となる。この温度偏差ΔＴ２は、温度圧力変換装置７は、関数ｆ１を用いて、その温度偏差ΔＴ２を圧力補正値ΔＰ１（＞０）に変換する。すなわち、圧力補正値（圧力補正信号）ΔＰ１（＞０）が生成される。このようにして、圧力補正信号生成装置２５は圧力補正値ΔＰ１を生成する。加算器４は、圧力補正設定値ＡＰ０ａ（＝Ｐ０ａ＋ΔＰ１）を算出する。温度圧力変換装置７から入力する圧力補正値ΔＰ１が０より大きな正の値であるので、得られた圧力補正設定値ＡＰ０ａは、圧力設定器３に設定されたタービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’よりも大きくなる。加算器５は、算出した圧力偏差値ΔＰ２ａ（＝Ｐ１−ＡＰ０ａ）を弁開度変換装置９に出力する。弁開度変換装置９は、圧力偏差値ΔＰ２ａに基づいて生成される弁開度調節量（開度制御信号）により蒸気加減弁１４の開度を制御する。第2期間では、給水温度低下によって主蒸気流量は減少する。主蒸気加減弁１４の開度が同じであるとの条件下で主蒸気流量が少なくなると、蒸気が主蒸気加減弁１４を通過するときの抵抗が小さいため、ＲＰＶ１１内の蒸気がより多く流出する。給水温度による圧力補正値ΔＰ１の生成を行わない場合には、その理由により原子炉の圧力が低下する。給水温度による圧力補正を実施することで、圧力補正設定値ＡＰ０ａが増加するため、圧力偏差値ΔＰ２ａは減少し、主蒸気加減弁１４の開度が小さくなる。このため、原子炉の圧力低下を抑制できる。圧力補正設定値ＡＰ０ａは、給水温度測定値Ｔ１が第１給水温度設定値Ｔ０ａよりも小さくなるほど大きくなる。このため、第２期間における原子炉圧力は実質的に一定に保持される。

以上の圧力制御により、原子炉１０の圧力は図５に示された二点鎖線によって定まる主蒸気流量１００％に対する値になる。第２期間における原子炉圧力は、第１期間と同様に、この値に保持される。

上記の第２期間における原子炉圧力制御を、数値の一例を用いて、すなわち、給水温度が２０℃低下して１９５℃になった場合について述べる。原子炉圧力制御装置１の温度差分演算装置８は、温度偏差ΔＴ２として−２０℃（＝１９５℃−２１５℃）を出力する。この温度偏差ΔＴ２を入力した温度圧力変換装置７は、関数ｆ１を用いて温度偏差ΔＴ２をΔＰ１である＋０．０５ＭＰａに変換する。このため、加算器４は、（Ｐ０ａ’＋０．０５）ＭＰａ（＝ＡＰ０ａ）を出力する。さらに、減算器５から出力される圧力偏差値ΔＰ２ａは、Ｐ１−（Ｐ０ａ＋０．０５）となる。弁開度変換装置９は、圧力偏差値ΔＰ２ａであるＰ１−（Ｐ０ａ＋０．０５）を用いて蒸気加減弁１４の開度を制御する。

加算器４、給水温度設定器６、温度圧力変換装置７及び温度差分演算装置８を有していない従来の原子炉圧力制御装置を用いた原子炉圧力制御では、給水温度が２０℃低下することにより原子炉圧力が０．０５ＭＰａ低下する。しかしながら、本実施例の原子炉圧力制御は、給水温度測定値Ｔ１（＝１９５℃）に基づいて得られる温度偏差ΔＴ２を入力する温度圧力変換装置７から＋０．０５ＭＰａのΔＰ１が出力されるので、圧力補正設定値ＡＰ０ａを圧力設定値Ｐ０ａよりも＋０．０５だけ増大することができる。本実施例の原子炉圧力制御は、そのような圧力補正設定値ＡＰ０ａを用いることによって、従来の原子炉圧力制御で生じる０．０５ＭＰａの原子炉圧力の低下を相殺することができる。したがって、本実施例は、給水温度を低下させる制御を行う第２期間において、原子炉圧力を、第１期間と同じ原子炉圧力に保持することができる。
本実施例では、第２期間において給水温度を低下させる場合には関数ｆ１を用いているが、逆に、温度差分演算装置８からの温度偏差ΔＴ２が正の値になる場合、すなわち、給水温度を上昇させる場合には、温度圧力変換装置７に記憶されている関数ｆ２（図３参照）を用いる。この場合には、必ずしも、タービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’を補正する必要はない。したがって、関数ｆ２のように、温度差分演算装置８から出力される温度偏差ΔＴ２が正の値になる範囲では、温度圧力変換装置７から出力されるΔＰ１は０になる。ただし、給水温度が上がると原子炉熱出力が一定に保持されている場合でも主蒸気流量増加によって原子炉圧力が増加する。このため、給水温度が上昇する場合でも、原子炉圧力の増加を抑制する目的で、給水温度上昇時にもタービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’を補正しても良い。この場合には、温度差分演算装置８から出力される温度偏差ΔＴ２が正の値になる範囲では、図３において破線で示す関数を用いて温度圧力変換装置７から負のΔＰ１を出力する。

本実施例は、運転サイクル末期である第２期間において、給水温度を低下させているので、炉心の反応度が増加し、炉心１２内の核燃料を効率良く燃焼させることができる。

本実施例は、給水温度測定値Ｔ１に基づいてタービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’を補正し、補正された設定値に基づいて蒸気加減弁１４の開度を制御するので、第２期間、すなわち、給水温度を低下させる期間において、給水温度の低下による原子炉圧力の減少を抑制することができる。このため、本実施例は、原子炉圧力の減少抑制効果により、第２期間で単に給水温度を低下した場合よりも、炉心反応度をさらに増加させることができる。このため、単に給水温度を低下した場合に比べて、第２期間における炉心１２内の核燃料をさらに効率良く燃焼させることができる。既存の沸騰水型原子力プラントに本実施例の原子炉圧力制御装置を適用する場合であってこの原子炉圧力制御装置がプログラム化されている場合には、本実施例は、既存の圧力設定器３の定数である圧力設定値を補正する機能を付加すればよいので、既存の原子炉圧力制御装置の改造が容易である。

本実施例は、圧力補正信号生成装置２５を有するので、タービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’の補正に用いる圧力補正値ΔＰ１を簡単に生成することができる。このため、タービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’の補正が圧力補正値ΔＰ１を用いて容易に行うことができる。

以上に述べた本実施例の原子炉圧力制御装置１は、圧力測定値（圧力信号）Ｐ１に基づいて得られる、タービン１５に供給される蒸気の流量を調節する蒸気加減弁１４の開度を、給水の温度測定値Ｔ１により補正して、開度制御信号を生成し、この開度制御信号に基づいて蒸気加減弁１４の開度を制御する構成を有する。後述の実施例２及び３の原子炉圧力制御装置１Ａ及び１Ｂも、同様な開度制御の構成を有する。

沸騰水型原子力発電プラントでは、給水温度の低下を意図していない場合であっても、給水温度が完全には一定に保持されない。意図していない僅かな給水温度の変化に対しては、必ずしも給水温度を考慮して原子炉圧力を制御する必要がない。この原子力圧力制御は、給水温度を減少させる制御時においては、温度差分演算装置８の出力である温度偏差ΔＴ２が、０℃からある温度だけ低い第１温度以下になったときに、タービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’を給水温度測定値Ｔ１で補正することによって可能になる。また、給水温度を減少させる制御時においては、温度差分演算装置８の出力である温度偏差ΔＴ２が、０℃からある温度だけ高い第２温度以上になったときに、タービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’を給水温度測定値Ｔ１で補正することによって、意図しない僅かな給水温度変化に対応した原子炉圧力制御が可能になる。一般的な沸騰水型原子力発電プラントでは、最終段の高圧給水加熱器２０の出口において、給水を加熱する蒸気と、加熱される給水の温度差を５℃程度見込んでいる。

第２期間で給水温度を低下させる本実施例では、温度圧力変換装置８は、図３に示す関数ｆ１に基づいて、温度偏差ΔＴ２を圧力補正値ΔＰ１に変換する。このような本実施例は、第２期間では、温度偏差ΔＴ２が−５℃（第１温度）以下になったとき、温度圧力変換装置８が関数ｆ１に対応した正の圧力値を有する圧力補正値ΔＰ１を加算器４に出力する。温度圧力変換装置８は、−５℃＜ΔＴ２≦０℃の場合には圧力補正値ΔＰ１として０ＭＰａを出力する。本実施例は、−５℃＜ΔＴ２≦０℃の範囲において圧力が０ＭＰａとなる不感帯を形成しているので、意図しない僅かな給水温度の変化に対してタービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’の補正が行われない。

給水温度を上昇させる場合の原子炉圧力制御は、温度圧力変換装置８が、図３に示す関数ｆ４に基づいて、温度偏差ΔＴ２を圧力補正値ΔＰ１に変換することによって行われる。このような関数ｆ４を用いることによって、給水温度を上昇させる場合においては、温度偏差ΔＴ２が５℃（第２温度）以上になったとき、温度圧力変換装置８が関数ｆ４に対応した正の圧力値を有する圧力補正値ΔＰ１を加算器４に出力する。温度圧力変換装置８は、０℃≦ΔＴ２＜５℃の場合には圧力補正値ΔＰ１として０ＭＰａを出力する。この例は、０℃≦ΔＴ２＜５℃の範囲において圧力が０ＭＰａとなる不感帯を形成しているので、意図しない僅かな給水温度の変化に対してタービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’の補正が行われない。

温度圧力変換装置８が上記したように温度偏差ΔＴ２を圧力に変換する際に不感帯を形成した変換関数を用いることは、後述の実施例２〜６の各実施例に適用することが可能である。

給水配管１７に複数の給水温度計が設置されている場合には、最も下流に位置している給水温度計の測定値Ｔ１を原子炉圧力制御装置１に入力することが望ましい。

図２には原子炉圧力制御装置１をハードイメージで記載しているが、図２に示した原子炉圧力制御装置１の機能をプログラム化し、この制御プログラムをコンピュータで実行し、本実施例の原子炉圧力制御を行ってもよい。

本発明の他の実施例である実施例２の原子炉圧力制御装置を、図８を用いて以下に説明する。本実施例の原子炉圧力制御装置１Ａは、温度圧力変換装置７の出力である圧力補正値ΔＰ１を用いて圧力測定値Ｐ１を補正する構成を有している。

原子炉圧力制御装置１Ａは、加算器４が圧力計２２、温度圧力変換装置７及び減算器５に接続され、圧力設定器３が減算器５に直接接続されている部分が、原子炉圧力制御装置１と異なっている。原子炉圧力制御装置１Ａは、圧力設定器３及び減算器５を有する圧力調節器２Ａを備えている。本実施例では、加算器４は圧力信号補正装置であり、減算器５及び弁開度変換装置９が開度制御信号生成装置を構成する。原子炉圧力制御装置１Ａの他の構成は、原子炉圧力制御装置１と同じである。加算器４は、圧力測定値Ｐ１に、温度圧力変換装置７から出力された圧力補正値ΔＰ１を加算し、圧力測定値Ｐ１を補正する。得られた圧力補正値ＡＰ１が減算器５に入力される。減算器５は、圧力補正値ＡＰ１からタービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’を減算し、圧力偏差値ΔＰ２ａ（＝ＡＰ１−Ｐ０ａ’）を出力する。弁開度変換装置９は、圧力偏差値ΔＰ２ａに基づいて生成される弁開度調節量（開度制御信号）により蒸気加減弁１４の開度を制御する。

本実施例も、給水温度の低下による原子炉圧力の減少を抑制することができ、実施例１で生じる効果を得ることができる。既存の沸騰水型原子力プラントに本実施例の原子炉圧力制御装置を適用する場合であってこの原子炉圧力制御装置の圧力調整器が物理的な回路構成になっている場合には、本実施例は、圧力調整器２Ａの外で圧力測定値Ｐ１を補正しているので、既存の圧力調整器の改造が不要になり、改造範囲を限定することができる。

本発明の他の実施例である実施例３の原子炉圧力制御装置を、図９を用いて以下に説明する。本実施例の原子炉圧力制御装置１Ｂは、温度圧力変換装置７の出力である圧力ΔＰを用いて、弁開度変換装置９から出力される弁開度調節量を補正する構成を有している。

原子炉圧力制御装置１Ｂは、加算器４を温度圧力変換装置７及び弁開度変換装置９に接続しており、圧力設定器３が減算器５に直接接続されている部分が、原子炉圧力制御装置１と異なっている。本実施例では、減算器５及び弁開度変換装置９が開度調節信号生成装置を構成し、加算器４が開度制御信号生成装置である。原子炉圧力制御装置１Ｂも、圧力設定器３及び減算器５を有する圧力調節器２Ａを備えている。原子炉圧力制御装置１Ｂの他の構成は、原子炉圧力制御装置１と同じである。減算器５は、圧力測定値Ｐ１から圧力設定器３の出力であるタービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’を減算して得られた圧力偏差値ΔＰ２ａを出力する。弁開度変換装置９は、圧力偏差値ΔＰ２ａに基づいて弁開度調節量（開度調節信号）を求め、この弁開度調節量を加算器４に出力する。加算器４は、温度圧力変換装置７から出力された圧力補正値ΔＰ１にその弁開度調節量を加算して（補正して）得られた補正弁開度調節量を出力する。蒸気加減弁１４の開度は、補正弁開度調節量に基づいて制御される。本実施例では、補正弁開度調節量が開度制御信号である。

本実施例も、給水温度の低下による原子炉圧力の減少を抑制することができ、実施例１で生じる効果を得ることができる。既存の沸騰水型原子力プラントに本実施例の原子炉圧力制御装置を適用する場合であってこの原子炉圧力制御装置の圧力調整器が物理的な回路構成になっている場合には、本実施例は、圧力調整器２Ａの外で圧力測定値Ｐ１を補正しているので、既存の圧力調整器の改造が不要になり、既存の原子炉圧力制御装置において改造範囲を限定することができる。また、本実施例は、弁開度変換装置９の出力を圧力補正信号生成装置２５の出力で補正するので、既存の原子炉圧力制御装置全体が物理回路として構成されている場合には、改造範囲が実施例１及び２における改造範囲よりも狭くなる。

本発明の他の実施例である実施例４の原子炉圧力制御装置を、図１０を用いて以下に説明する。本実施例の原子炉圧力制御装置１は、実施例１の原子炉圧力制御装置１と同じ構成を有しており、温度差分演算装置８が給水温度計２１ではなく給水温度制御装置２３に接続されている。温度差分演算装置８は、給水温度制御装置２３から出力される第１給水温度設定値Ｔ０ａ及び第２給水温度設定値Ｔ０ｂを入力する。

本実施例の原子炉圧力制御装置１が適用される沸騰水型原子力発電プラントは、実施例１で述べたように、タービン１５と高圧給水加熱器２０に接続された抽気管２６、抽気管２６に設けられた抽気流量調節弁２７、給水温度制御装置２３及び抽気流量制御装置２４を備えている。第１期間及び第２期間におけるそれぞれの給水温度制御は、給水温度制御装置２３を用いて実施例１と同様に行われる。

本実施例における第１期間及び第２期間での各原子炉圧力制御を以下に説明する。第１期間では、第１給水温度設定値Ｔ０ａが給水温度制御装置２３から温度差分演算装置８に入力されるので、温度差分演算装置８から出力される温度偏差ΔＴ２は０℃になる。したがって、実施例１で述べたように、加算器４はタービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’を圧力補正設定値ＡＰ０ａとしてそのまま出力する。弁開度変換装置９は、減算器５から入力する圧力偏差値ΔＰ２ａ（＝Ｐ１−Ｐ０ａ’）に基づいて、開度制御信号である圧力偏差値ΔＰ２ａを出力する。蒸気加減弁１４の開度はこの圧力偏差値ΔＰ２ａに基づいて制御され、結果として原子炉圧力が制御される。本実施例では、第１給水温度設定値Ｔ０ａが給水に係る給水温度信号である。

第２期間の原子炉圧力制御は、給水温度制御装置２３から第２給水温度設定値Ｔ０ｂを温度差分演算装置８に入力することによって行われる。第２給水温度設定値Ｔ０ｂは、給水温度設定器６から温度差分演算装置８に入力される第１給水温度設定値Ｔ０ａよりも小さいので、温度偏差ΔＴ２は負の値になる。温度圧力変換装置７は、負の温度偏差ΔＴ２を、関数ｆ１を用いて変換し、正の圧力補正値ΔＰ１を出力する。したがって、加算器４、減算器５及び弁開度変換装置９は、実施例１の第２期間における原子炉圧力制御と同様に機能し、第２期間における原子炉圧力を、第１期間における原子炉圧力と同じ圧力で実質的に一定に保持される。

本実施例は、実施例１で生じる効果を得ることができる。本実施例は、意図しない給水温度変化により原子炉圧力制御方法が変わる可能性を排除できる。本実施例においては、第２期間において給水温度制御装置２３から出力される第２給水温度設定値Ｔ０ｂが変更されてから、実際に給水配管１７内を流れる給水の温度がその設定値Ｔ０ｂまで低下するのにある程度のタイムラグが生じる。給水温度制御装置２３から原子炉圧力制御装置１に変更された第２給水温度設定値Ｔ０ｂを送信するときには、このタイムラグを考慮すると良い。

本実施例では、本実施例は、実施例２及び３に適用することができる。すなわち、給水温度制御装置２３から出力される第２給水温度設定値Ｔ０ｂを原子炉圧力制御装置１Ａ及び１Ｂの各温度差分演算装置８に入力することによって、実施例４と同様な原子炉圧力制御を実現することができる。

本発明の他の実施例である実施例５の原子炉圧力制御装置を、図１１を用いて以下に説明する。本実施例の原子炉圧力制御装置１は、実施例１の原子炉圧力制御装置１と同じ構成を有しており、加算器５がＲＰＶ１１に設置された圧力計２２Ａに接続されている。本実施例の原子炉圧力制御装置１が適用される沸騰水型原子力発電プラントは、主蒸気配管１３に圧力計２２が設置されていなく、替りに、ＲＰＶ１１に圧力計２２Ａを設置している。このような構成は、原子炉ド−ム圧力を制御する原子炉圧力制御方法を実現する。ちなみに、実施例１から実施例４は、タ−ビン入口圧力を制御する原子炉圧力制御方法を実現する実施例である。本実施例において、圧力設定器３は、原子炉１０の定格出力運転時、すなわち、主蒸気流量１００％運転時における原子炉ドーム圧力Ｐ０ｂから適切な圧力を減じたものを圧力設定値（以下、原子炉ドーム圧力設定値という）Ｐ０ｂ’として設定している。原子炉ドーム圧力Ｐ０ｂは、図５に示す特性のうち実線で示される特性の主蒸気流量１００％に対する値である。

本実施例の原子炉圧力制御装置１が適用される沸騰水型原子力発電プラントは、ＡＢＷＲを対象にしたプラントである。このプラントは、実施例１で述べた再循環系配管及び再循環ポンプの替りにＲＰＶ１１の底部にインターナルポンプを設置している以外は図１に示す構成を有する。炉心１２への冷却水の供給は、インターナルポンプによって行われる。

本実施例の第１期間及び第２期間における各原子炉圧力制御は、実施例１においてタービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’が原子炉ドーム圧力設定値Ｐ０ｂ’に替る以外は、実施例１と同じである。特に、加算器４及び減算器５における演算について説明する。

加算器４は、原子炉ドーム圧力設定値Ｐ０ｂ’に圧力補正値ΔＰ１を加算して得られる圧力補正設定値ＡＰ０ｂ（＝Ｐ０ｂ’＋ΔＰ１）を出力する。減算器５は、圧力測定値Ｐ１から圧力補正設定値ＡＰ０ｂを減算し、圧力偏差値ΔＰ２ｂ（＝Ｐ１−ＡＰ０ｂ）を出力する。弁開度変換装置９は、圧力偏差値ΔＰ２ｂに基づいて蒸気加減弁１４の開度を制御する。本実施例の原子炉圧力制御方法は、第１期間及び第２期間における原子炉圧力を原子炉ドーム圧力設定値Ｐ０ｂ’に対応した原子炉圧力に実質的に一定に保持する。本実施例も、実施例１で生じる効果を得ることができる。

実施例２から実施例４において、圧力設定器３に原子炉ドーム圧力設定値Ｐ０ｂ’を設定し、減算器５にＲＰＶ１１に設置した圧力計２２Ａで得られた圧力測定値を入力することによって、実施例５と同様な原子炉圧力制御を実行することができる。

実施例１から実施例５は、図６に示す前述の第１の例の原子炉圧力制御方法を実現する実施例である。これに対し、図７に示す前述の第２の例の原子炉圧力制御方法を実現する実施例を、以下に説明する。

本実施例の原子炉圧力制御装置は、実施例１の原子炉圧力制御装置１において、温度圧力変換装置７に記憶する関数ｆ１を図３に示す関数ｆ３に替えた構成を有する。本実施例の原子炉圧力制御装置における他の構成は、原子炉圧力制御装置１と同じである。本実施例の原子炉圧力制御装置における圧力設定器３、加算器４、減算器５、給水温度設定器６、温度圧力変換装置７、温度差分演算装置８及び弁開度変換装置９の各機能は、実施例１の原子炉圧力制御装置１のそれらと同じである。圧力設定器３は、タービン入口圧力設定値Ｐ０ａ’を設定している。本実施例は、温度圧力変換装置７に記憶されている関数ｆ３の傾きが原子炉圧力制御装置１の温度圧力変換装置７に記憶されている関数ｆ１の傾きよりも大きいので、同じ値の温度偏差ΔＴ２に対して温度圧力変換装置７から出力される圧力補正値ΔＰ１は、ΔＴ２＜０の範囲で、本実施例のほうが大きくなる。このため、本実施例の第２期間における圧力制御において、加算器４から出力される圧力補正設定値ＡＰ０ａは、実施例１の第２期間で加算器４から出力される圧力補正設定値ＡＰ０ａよりも大きくなる。本実施例は、図７に示すように、第２期間における原子炉圧力を第１期間における原子炉圧力よりも大きくすることができ、さらに、第２期間の終了時に向って増大させることができる。このような本実施例は、実施例１よりも、炉心１２内の核燃料の燃焼効率を増大させることができる。

本実施例で実施される、図７に示す前述の第２の例の原子炉圧力制御方法は、前述の実施例２から実施例５においも、温度圧力変換装置７に関数ｆ１の替りに関数ｆ３を記憶させることによって同様に実現できる。

本実施例において、圧力設定器３に原子炉ドーム圧力設定値Ｐ０ｂ’を設定し、減算器５にＲＰＶ１１に設置した圧力計２２Ａで得られた圧力測定値を入力することによって、実施例５と同様な原子炉圧力制御を実行することができる。

第２期間における原子炉圧力は、図４に示す従来例よりも大きければ図６に示す実施例１における原子炉圧力よりも低くなるように制御してもよい。このような原子炉圧力制御によって第２期間における核燃料の燃焼効率を従来例よりも大きくすることができる。その原子炉圧力制御は、例えば、原子炉圧力制御装置１において、温度圧力変換装置７に記憶する、温度を圧力に変換する関数を、関数ｆ１の傾きをさらに小さくしかつ傾きが０より大きな関数にすればよい。

本発明の好適な一実施例である原子炉圧力制御装置を適用した沸騰水型原子力発電プラントの構成図である。 図１に示す原子炉圧力制御装置の詳細構成図である。 図２に示す温度圧力変換装置で用いられる温度−圧力変換関数の一例を示す説明図である。 従来の原子炉圧力制御方法を実行した場合における沸騰水型原子力プラントの運転例を示す説明図である。 従来の原子炉圧力制御方法を実行した場合におけるを用いた場合の主蒸気流量とタービン入口圧力及び原子炉圧力の関係を示す特性図である。 本発明の原子炉圧力制御方法の一例を実行した場合における沸騰水型原子力プラントの運転例を示す説明図である。 本発明の原子炉圧力制御方法の他の例を実行した場合における沸騰水型原子力プラントの運転例を示す説明図である。 本発明の他の実施例である実施例２の原子炉圧力制御装置の詳細構成図である。 本発明の他の実施例である実施例３の原子炉圧力制御装置の詳細構成図である。 本発明の他の実施例である実施例４の原子炉圧力制御装置の詳細構成図である。 本発明の他の実施例である実施例５の原子炉圧力制御装置の詳細構成図である。

符号の説明

１，１Ａ，１Ｂ…原子炉圧力制御装置、２…圧力調整器、３…圧力設定器、４…加算器、５…減算器、６…給水温度設定器、７…温度圧力変換装置、８…温度差分演算装置、９…弁開度変換装置、１０…原子炉、１３…主蒸気配管、１４…蒸気加減弁、１５…タ−ビン、１６…復水器、１７…給水配管、２０…高圧給水加熱器、２１…給水温度計、２２，２２Ａ…圧力計、２３…給水温度制御装置、２４…抽気流量制御装置、２５…圧力補正信号生成装置、２６…抽気管、２７…抽気流量調節弁。

Claims (25)

1. 原子炉の圧力及び前記原子炉から排出されてタービンに供給される蒸気の圧力のいずれかの圧力を測定し、前記タービンに供給される前記蒸気の流量を調節する蒸気加減弁の開度を、前記原子炉に供給される給水に係る給水温度信号、及び測定により得られた圧力信号に基づいて制御することを特徴とする原子力プラントの圧力制御方法。
2. 原子力プラントの一つの運転サイクルが前記給水の温度を減少させる第２期間及びこの第２期間より前の第１期間を含んでおり、前記給水温度信号及び前記圧力信号に基づいた前記蒸気加減弁の開度制御を、前記第２期間において実施する請求項１に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
3. 原子炉の圧力及び前記原子炉から排出されてタービンに供給される蒸気の圧力のいずれかの圧力を測定し、
   測定により得られた圧力信号に基づいて得られる、前記タービンに供給される前記蒸気の流量を調節する蒸気加減弁の開度を、前記原子炉に供給される給水に係る給水温度信号により補正して、開度制御信号を生成し、
   前記開度制御信号に基づいて前記蒸気加減弁の開度を制御することを特徴とする原子力プラントの圧力制御方法。
4. 原子力プラントの一つの運転サイクルが前記給水の温度を減少させる第２期間及びこの第２期間より前の第１期間を含んでおり、前記補正された開度に基づいた前記蒸気加減弁の開度制御を、前記第２期間において実施する請求項３に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
5. 前記第１期間は前記原子炉の炉心に制御棒が挿入されている期間であり、前記第２期間は前記炉心から全制御棒が全引抜されている期間である請求項２または請求項４に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
6. 前記給水温度信号は、前記給水の温度を測定して得られる給水温度信号、及び前記給水温度の制御に用いられる、給水温度制御装置から出力される給水温度設定信号のいずれかである請求項１または請求項３に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
7. 前記給水温度信号は、前記第２期間において前記給水の温度を測定して得られる給水温度信号、及び前記第２期間における前記給水温度の制御に用いられる、給水温度制御装置から出力される給水温度設定信号のいずれかである請求項２または請求項４に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
8. 前記開度制御信号の生成は、前記給水温度信号に基づいて前記第１期間における原子炉圧力制御に用いられる圧力設定信号を補正し、補正された圧力設定信号、及び測定により得られた前記圧力信号に基づいて行われる請求項４に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
9. 前記圧力設定信号の補正は、前記給水温度信号及び前記第１期間における給水温度設定信号に基づいて圧力補正信号を生成し、前記圧力補正信号に基づいて前記圧力設定信号を補正することによって行われる請求項８に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
10. 前記開度制御信号の生成は、前記給水温度信号に基づいて測定により得られた前記圧力信号を補正し、補正された前記圧力信号、及び前記第１期間における原子炉圧力制御に用いられる圧力設定信号に基づいて行われる請求項４に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
11. 前記圧力信号の補正は、前記給水温度信号及び前記第１期間における給水温度設定信号に基づいて圧力補正信号を生成し、前記圧力補正信号に基づいて前記圧力信号を補正することによって行われる請求項１０に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
12. 前記開度制御信号の生成は、測定された前記圧力信号及び前記第１期間における原子炉圧力制御に用いられる圧力設定信号に基づいて前記蒸気加減弁の弁開度調節信号を生成し、前記給水温度信号に基づいて前記弁開度調節信号を補正することによって行われる請求項４に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
13. 前記圧力設定信号の補正は、前記給水温度信号及び前記第１期間における給水温度設定信号に基づいて圧力補正信号を生成し、前記圧力補正信号に基づいて前記弁開度調節信号を補正することによって行われる請求項１２に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
14. 前記第２期間における原子炉圧力が実質的に一定になるように、前記蒸気加減弁の開度制御が行われる請求項２または請求項４に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
15. 前記第２期間における原子炉圧力が前記第２期間の終了時点に向かって増加するように、前記蒸気加減弁の開度制御が行われる請求項２または請求項４に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
16. 前記圧力補正信号の生成は、温度と圧力の関数情報、前記給水温度信号及び前記給水温度設定信号を用いて行われる請求項９、請求項１１及び請求項１３のいずれか１項に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
17. 前記関数情報は、前記給水温度信号と前記給水温度設定信号の差の絶対値が０℃以上５℃未満であるとき、前記圧力補正信号を０にする関数情報である請求項１６に記載の原子力プラントの圧力制御方法。
18. 原子炉の圧力及び前記原子炉から排出されてタービンに供給される蒸気の圧力のいずれかを測定することによって得られる圧力信号、及び前記原子炉に供給される給水に係る給水温度信号をそれぞれ入力し、前記タービンに供給される前記蒸気の流量を調節する蒸気加減弁の開度を制御する開度制御信号を、入力する前記給水温度信号及び前記圧力信号に基づいて生成することを特徴とする原子力プラントの圧力制御装置。
19. 原子炉の圧力及び前記原子炉から排出されてタービンに供給される蒸気の圧力のいずれかを測定することによって得られる圧力信号、及び前記原子炉に供給される給水に係る給水温度信号をそれぞれ入力し、入力する前記圧力信号に基づいて得られる、前記タービンに供給される前記蒸気の流量を調節する蒸気加減弁の開度を、入力する前記給水温度信号に基づいて補正することによって、前記蒸気加減弁の開度を制御する開度制御信号を生成することを特徴とする原子力プラントの圧力制御装置。
20. 前記蒸気加減弁の開度の補正による前記開度制御信号の生成を行う、圧力補正信号生成装置、圧力設定信号補正装置及び開度制御信号生成装置を備え、
    前記圧力補正信号生成装置が、前記給水の温度を減少させる第２期間及びこの第２期間より前の第１期間を含む原子力プラントの一つの運転サイクルにおける前記第２期間での前記給水温度の制御に用いられる給水温度設定信号、及び前記給水温度信号に基づいて、圧力補正信号を生成し、
    前記圧力設定信号補正装置が、前記第１期間における原子炉圧力制御に用いられる圧力設定信号を前記圧力補正信号に基づいて補正することにより圧力設定補正信号を生成し、
    前記開度制御信号生成装置が、前記圧力設定補正信号及び入力する前記圧力信号に基づいて前記開度制御信号を生成する請求項１９に記載の原子力プラントの圧力制御装置。
21. 前記蒸気加減弁の開度の補正による前記開度制御信号の生成を行う、圧力補正信号生成装置、圧力信号補正装置及び開度制御信号生成装置を備え、
    前記圧力補正信号生成装置が、前記給水の温度を減少させる第２期間及びこの第２期間より前の第１期間を含む原子力プラントの一つの運転サイクルにおける前記第２期間での前記給水温度の制御に用いられる給水温度設定信号、及び前記給水温度信号に基づいて、圧力補正信号を生成し、
    前記圧力信号補正装置が、入力する前記圧力信号を前記圧力補正信号に基づいて補正することにより補正された圧力信号を生成し、
    前記開度制御信号生成装置が、前記補正された圧力信号及び前記第１期間における原子炉圧力制御に用いられる圧力設定信号に基づいて前記開度制御信号を生成する請求項１９に記載の原子力プラントの圧力制御装置。
22. 前記蒸気加減弁の開度の補正による前記開度制御信号の生成を行う、圧力補正信号生成装置、開度調節信号生成装置及び開度制御信号生成装置を備え、
    前記圧力補正信号生成装置が、前記給水の温度を減少させる第２期間及びこの第２期間より前の第１期間を含む原子力プラントの一つの運転サイクルにおける前記第２期間での前記給水温度の制御に用いられる給水温度設定信号、及び前記給水温度信号に基づいて、圧力補正信号を生成し、
    前記開度調節信号生成装置が、入力する前記圧力信号及び前記第１期間における原子炉圧力制御に用いられる圧力設定信号に基づいて前記蒸気加減弁の開度調節信号を生成し、
    前記開度制御信号生成装置が、前記開度調節信号を前記圧力補正信号に基づいて補正することによって前記開度制御信号を生成する請求項１９に記載の原子力プラントの圧力制御装置。
23. 前記給水温度信号は、前記第２期間において前記給水の温度を測定して得られる給水温度信号、及び前記第２期間における前記給水温度の制御に用いられる、給水温度制御装置から出力される給水温度設定信号のいずれかである請求項２０ないし請求項２２のいずれか１項に記載の原子力プラントの圧力制御装置。
24. 原子炉に供給する給水の温度を減少させる第２期間及びこの第２期間より前の第１期間を含む原子力プラントの一つの運転サイクルにおける前記第１期間では、前記給水の温度及び前記原子炉の圧力が実質的に一定に保持され、
    前記第２期間では、前記原子炉からタービンに供給される蒸気の流量を調節する蒸気加減弁の開度を、前記原子炉の圧力及び前記原子炉から排出されてタービンに供給される蒸気の圧力のいずれかを測定することによって得られる圧力信号、及び前記給水に係る給水温度信号に基づいて制御することを特徴とする原子力プラントの運転方法。
25. 原子炉に供給する給水の温度を減少させる第２期間及びこの第２期間より前の第１期間を含む原子力プラントの一つの運転サイクルにおける前記第１期間では、前記給水の温度及び前記原子炉の圧力が実質的に一定に保持され、
    前記第２期間では、前記原子炉の圧力及び前記原子炉から排出されてタービンに供給される蒸気の圧力のいずれかの測定によって得られた圧力信号に基づいて得られる、前記蒸気の流量を調節する蒸気加減弁の開度を、前記原子炉に供給される給水に係る給水温度信号により補正して、開度制御信号を生成し、
    前記開度制御信号に基づいて前記蒸気加減弁の開度を制御することを特徴とする原子力プラントの運転方法。

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