JP2009250923A - プラントの給水温度制御方法、発電プラント及び給水温度制御装置 - Google Patents
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Abstract
【課題】給水温度制御の不安定性を改善できる原子力プラントの給水温度制御方法を提供する。
【解決手段】低圧給水加熱器11、高圧給水加熱器12及び電気ヒータ13が、RPV2に接続される給水配管10に設置される。温度計30が高圧給水加熱器12と電気ヒータ13の間で、温度計38が電気ヒータ13とRPV2の間で給水配管10に設置される。給水温度制御装置29は、高圧給水加熱器12に供給する抽気蒸気の流量を調節する抽気弁15の開度、及び電気ヒータ13に供給する電流をそれぞれ制御し、RPV2に供給する給水の温度を制御する。この給水温度制御には、温度計30で計測された、高圧給水加熱器12から排出された給水の温度TA及び温度計38で計測された、電気ヒータ13で加熱された後の給水の温度TBも用いられる。電気ヒータ13の利用により給水温度制御の不安定性を改善できる。
【選択図】図1
【解決手段】低圧給水加熱器11、高圧給水加熱器12及び電気ヒータ13が、RPV2に接続される給水配管10に設置される。温度計30が高圧給水加熱器12と電気ヒータ13の間で、温度計38が電気ヒータ13とRPV2の間で給水配管10に設置される。給水温度制御装置29は、高圧給水加熱器12に供給する抽気蒸気の流量を調節する抽気弁15の開度、及び電気ヒータ13に供給する電流をそれぞれ制御し、RPV2に供給する給水の温度を制御する。この給水温度制御には、温度計30で計測された、高圧給水加熱器12から排出された給水の温度TA及び温度計38で計測された、電気ヒータ13で加熱された後の給水の温度TBも用いられる。電気ヒータ13の利用により給水温度制御の不安定性を改善できる。
【選択図】図1
Description
本発明は、プラントの給水温度制御方法、発電プラント及び給水温度制御装置に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラント(以下、BWRプラントという)に適用するのに好適なプラントの給水温度制御方法、発電プラント及び給水温度制御装置に関する。
BWRプラントの原子炉は、炉心を内蔵した原子炉圧力容器(以下、RPVという)を有する。核燃料物質を有している複数の燃料集合体が炉心に装荷されている。このようなBWRプラントは、制御棒操作及び炉心流量制御によって原子炉出力を制御している。制御棒は、中性子吸収材(例えば、炭化ホウ素またはハフニウム)を有しており、原子炉出力を上昇させる場合には炉心から引き抜かれる。原子炉出力を低下させる場合には、制御棒は炉心に挿入される。炉心流量制御は、再循環ポンプ(またはインターナルポンプ)によって炉心に供給する冷却水の流量を制御し、炉心内のボイド率を増減させることにより原子炉出力を制御する。原子炉出力は、炉心流量の増加によって上昇し、炉心流量の減少によって低下する。
制御棒で制御できる炉心の反応度は、炉心流量で制御できるその反応度よりも大きい。しかし、制御棒操作は炉心の反応度を局所的に変化させる。これに対し、炉心流量制御ではボイドによる反応度変化が炉心全体に及ぶので炉心内の原子炉出力分布の変化が小さい。沸騰水型原子炉は、これらの制御特性を利用して、約70%以下の原子炉出力領域では制御棒を、それより大きい原子炉出力領域では炉心流量制御を用いることによって、原子炉出力を制御している。
一方、再循環ポンプを設置していない沸騰水型自然循環炉では、炉心とダウンカマの冷却水の密度差によって生じる自然循環流を利用して冷却水を循環させており、炉心流量制御による出力制御はできない。したがって、高い原子炉出力領域でも、制御棒を用いた原子炉出力の制御が必要となる。しかし、原子炉出力が高い領域での制御棒操作は、炉心内の原子炉出力分布の歪が大きくなり、熱的制限により制御棒操作ができない可能性がある。この場合、キセノン及びサマリウムの蓄積により出力ピーキングが低下するのを待つ必要等があり、沸騰水型原子炉の起動時間が長くなる。
また、定格出力で制御棒が炉心から引き抜かれた状態で何らかの方法で原子炉出力制御を行うことができれば、制御棒の劣化を防ぐことができ、燃料経済性を向上させることができる。このため、制御棒操作に代わる原子炉出力制御があることが望ましい。
制御棒操作に代わる出力制御方法として、RPV内に供給する給水の温度を制御する方法が特開平8−233989号公報及び特開2007−225461号公報に記載されている。例えば、給水温度を上昇させた場合、炉心に流入する冷却材の温度が上昇して冷却材反応度が低下する。また、ボイドが増加してボイド反応度が低下する。これらの反応度低下により原子炉出力が減少する。給水温度による原子炉出力制御は、炉心流量制御が実施できない沸騰水型自然循環炉では特に有効な原子炉出力制御方法である。
給水温度を制御するために、特開平8−233989号公報及び特開2007−225461号公報では、給水加熱器による給水の加熱量を調節している。給水加熱器は主蒸気配管等から抽気された蒸気によって給水を加熱するので、RPVに供給される給水の温度は抽気蒸気及び給水の流量及び温度に依存する。
発明者らは、給水温度制御について検討を行った。この結果、給水加熱器に供給する抽気蒸気の流量調整はプラント全体の熱バランスを変化させることになり、給水の温度制御が不安定になる可能性があることが分かった。例えば、給水加熱器への抽気蒸気の流量を増やすことによって給水の加熱量を大きくできるが、タービンに流入する蒸気は減少するので、給水加熱器に流入する給水の温度が低下する。タービンに供給された蒸気が復水器で凝縮されて生成された水が、給水として給水加熱器に供給される。給水加熱器に供給されるその給水の温度は抽気蒸気の流量の変化に一定時間遅れて変化するため、抽気蒸気で加熱された給水の温度が不安定になる可能性がある。
特開平8−233989号公報及び特開2007−225461号公報は、抽気蒸気流量の変化時に給水温度が不安定になること、及びこの不安定を改善する対策について、一切言及していない。
本発明の目的は、給水温度制御の不安定性を改善することができる原子力プラントの給水温度制御方法、発電プラント及び給水温度制御装置を提供することである。
上記した目的を達成する本発明の特徴は、蒸気発生装置から排出された蒸気を凝縮して生成された給水を前記蒸気発生装置に供給するプラントの給水温度制御方法において、
その蒸気の一部を用いて給水を加熱する給水加熱器、及び電気ヒータを用いて給水を加熱し、給水の温度を制御することにある。
その蒸気の一部を用いて給水を加熱する給水加熱器、及び電気ヒータを用いて給水を加熱し、給水の温度を制御することにある。
給水加熱器以外に電気ヒータを用いて給水を加熱するので、給水温度を変更する際における抽気蒸気量の変化に伴うプラントの熱バランスの変化に起因した給水温度制御の不安定化を改善することができる。すなわち、プラントの熱バランスが変化しても給水温度制御をより安定化することができる。
本発明によれば、給水温度制御の不安定性を改善することができ、給水温度制御性能を向上させることができる。
発明者らは、原子力プラントの給水温度制御について検討した。この検討結果を以下に詳細に説明する。復水器からRPVに供給される給水は、低圧給水加熱器及び高圧給水加熱器によって加熱される。低圧給水加熱器から排出されて高圧給水加熱器に導かれる給水の温度は、タービンに供給される主蒸気の流量に依存する。主蒸気流量及び給水温度は図7に示すような関係にある。給水温度は主蒸気流量の増加に伴って上昇する。高圧給水加熱器に供給される抽気蒸気の流量と高圧給水加熱器で給水が加熱される温度(高圧給水加熱器から排出される給水の温度と高圧給水加熱器に供給される給水の温度との差)との関係は、図8に示す関係にある。給水の加熱温度は抽気蒸気流量に比例して増加する。
発明者らは、図7及び図8の特性を利用して、高圧給水加熱器を用いた給水の温度制御を検討した。主蒸気配管から抽気された蒸気は、抽気配管を通って、給水配管に設置された高圧給水加熱器に供給される。給水配管を通ってRPVに供給される給水は、高圧給水加熱器に供給される抽気蒸気によって加熱される。その給水の温度は、抽気配管に設けられた抽気弁の開度を調節して抽気蒸気流量を制御することによって制御される。例えば、図9に示すように、時刻t0に給水温度制御装置から給水温度を上昇させる温度制御指令が出力されると、この温度制御指令に基づいて抽気弁の開度が増大される。給水温度制御装置は、給水温度を現在の給水温度T0(例えば200℃)から目標給水温度TS(例えば210℃)まで上昇させる温度制御指令を出力する。抽気弁は温度制御指令に基づいて開度を増大させ、高圧給水加熱器に供給される抽気蒸気の流量が増加する。この抽気蒸気流量の増加によって給水の温度が目標給水温度TSまで上昇される。
高圧給水加熱器がRPVから離れた位置に設置され、さらに、抽気弁の開度が増大し始めて所定流量の抽気蒸気が高圧給水加熱器までに時間遅れが生じるので、給水温度制御装置から温度制御指令が出力された時刻t0から、給水温度T0よりも温度が上昇した給水がRPVに到達するまでに時間を要する。給水温度T0よりも温度が上昇した給水がRPVに到達するのは、時刻t1である(図9参照)。その後、RPVに流入する給水の温度は、図9に示す給水温度Tfのように、目標給水温度TSに向って上昇する。目標給水温度TSに到達した給水がRPVに到達するのは、時刻t1よりも後である。抽気蒸気流量の増大は、タービンに供給される蒸気の流量を減少させるので、プラントの熱バランスが変化する。抽気蒸気流量の増加、すなわち、タービンに供給される蒸気の流量の減少により、高圧給水加熱器に流入する給水の温度が影響を受ける。このため、抽気蒸気によって加熱されて、一旦、目標給水温度TSまで上昇した給水温度Tfは、ある時間遅れを伴って、抽気蒸気流量の増加の影響により時刻t2から減少し始める。この給水温度Tfの減少が、図7の関係に基づいて行われる。この結果、抽気蒸気の流量が再度調整されるため、給水温度Tfが不安定になる可能性がある。
発明者らは、この課題を改善する案を種々検討し、電気ヒータを併用して給水を加熱することによってその課題を改善できることを見出した。
上記の検討結果を反映した、本発明の実施例を以下に説明する。
本発明の好適な一実施例である実施例1における原子力プラントの給水温度制御方法、具体的には、沸騰水型原子力発電プラント(BWRプラント)の給水温度制御方法を、図1〜図6を用いて以下に説明する。まず、BWRプラントの概要を説明する。
BWRプラントは、原子炉1、主蒸気配管5、タービン6,7、復水器9、給水配管10、低圧給水加熱器11、高圧給水加熱器12、電気ヒータ13、出力制御装置21及び給水温度制御装置29を備えている。原子炉1は蒸気発生装置である。原子炉格納容器4内に設置された原子炉1は、原子炉圧力容器(RPV)2及びRPV2内に配置された炉心3を有する。核燃料物質を有する複数の燃料集合体(図示せず)が炉心3内に装荷されている。RPV2に接続される主蒸気配管5は、高圧タービン6及び低圧タービン7を接続する。タービン蒸気調整弁17が主蒸気配管5に設けられる。給水配管10が復水器9とRPV2を接続する。低圧給水加熱器11、高圧給水加熱器12及び電気ヒータ13が上流よりこの順で給水配管10に設置されている。図示されていないが、給水ポンプが給水配管10に設けられる。主蒸気配管5及び給水配管10が原子炉格納容器4を貫通している。復水器9に接続されるタービンバイパス配管18が、タービン蒸気調整弁17の上流で主蒸気配管5に接続される。バイパス弁19がタービンバイパス配管18に設置される。タービン蒸気調整弁17の上流で主蒸気配管5に接続される抽気配管14が、高圧給水加熱器12に接続される。高圧給水加熱器12に接続されるドレン配管20は、低圧給水加熱器11を経て復水器9に接続される。抽気弁15が抽気配管14に設けられる。抽気配管16は、高圧タービン6と低圧給水加熱器11を接続する。
電気ヒータ13は、原子炉格納容器4内でRPV2にできるだけ近い位置に配置される。温度計30,38が給水配管10に設置される。温度計30は、高圧給水加熱器12と電気ヒータ13の間に配置される。温度計38は、電気ヒータ13とRPV2の間で給水配管10に設置される。温度計30,38は、給水配管10内を流れる給水の温度をそれぞれ計測する。
再循環ポンプ(図示せず)により炉心3内に供給された冷却水は、燃料集合体内の核燃料物質の核分裂によって加熱され、一部が蒸気になる。この蒸気は、RPV2内に設置された気水分離器(図示せず)及び蒸気乾燥器(図示せず)によって湿分が除去された後、RPV2から主蒸気配管5に吐出される。この蒸気は、高圧タービン6及び低圧タービン7に導かれ、これらのタービンを回転させる。低圧タービン7に連結された発電機8も回転され、電力を発生する。低圧タービン7から排出された蒸気は、復水器9に排出されて凝縮される。復水器9で生じた凝縮水は、給水として、給水ポンプで昇圧され、給水配管10を通ってRPV2に供給される。給水は、抽気配管16によって高圧タービン6から抽気された蒸気が供給される低圧給水加熱器11、及び抽気配管14によって主蒸気配管5から抽気された蒸気が供給される高圧給水加熱器12によって、それぞれ加熱される。
タービン蒸気調整弁17及びバイパス弁19は、出力制御装置21によって開度を制御され、タービン6,7へ導く蒸気の流量を調整する。抽気弁12は、給水温度制御装置29によって開度を制御され、抽気配管14を通して高圧給水加熱器12に導かれる抽気蒸気の流量を調整する。
出力制御装置21は、発電機8の出力を目標発電機出力に制御するために、発電機8の出力値を参照して目標給水温度TSを算出し、この目標給水温度TSを給水温度制御装置16へ出力する。出力制御装置21は、目標発電機出力を入力するインターフェース、及び計測された発電機出力値を表示するインターフェースを備える。また、出力制御装置21は、制御棒駆動装置(図示せず)による制御棒の引き抜き量を調節し、原子炉出力を制御する。出力制御装置21は、上記の再循環ポンプの回転数を制御して炉心流量を調節し、原子炉出力を制御する。このような原子炉出力の制御により、発電機出力が制御される。
出力制御装置21が備えている目標給水温度設定のロジックを、図2を用いて詳細に説明する。出力制御装置21は、発電機出力設定器22、加算器24、比例器25、積分器26、変換係数算出器27及び給水温度算出器28を備えている。発電機出力設定器22は目標発電機出力を記憶する。この目標発電機出力は、運転員がインターフェースを介して発電機出力設定器22に入力する。目標発電機出力は、運転員または自動制御によって設定される。発電機出力計測装置23が、発電機8が出力している現在の発電機出力を計測する。発電機出力計測装置23から出力された発電機出力計測値が加算器24に入力される。加算器24は、発電機出力設定器22から出力された目標発電機出力と発電機出力計測値の偏差ΔPを計算する。算出された偏差ΔPは、比例器25及び積分器26に入力される。比例器25は、偏差ΔPに基づいて比例利得Kp1を算出する。積分器26は、その偏差に基づいて積分利得Ki1を算出する。変換係数算出器27は、あらかじめ設定された変換係数K1を参照し、給水温度算出器28は比例利得Kp1と積分利得Ki1の和に変換係数K1を掛けて目標給水温度TSを算出する。求められた目標給水温度TSは、上記したように、給水温度制御装置29に出力される。
図2に示すロジック、すなわち、加算器24、比例器25、積分器26、変換係数算出器27及び給水温度算出器28のそれぞれの機能は、プログラムによっても実現することができる。この場合、発電機出力設定器22はメモリとなる。
給水温度制御装置29は、入力した目標給水温度TSに基づいて、最も下流に位置する給水加熱器である高圧給水加熱器12に供給する抽気蒸気の流量を調節する抽気弁15の開度、及び電気ヒータ13に供給する電流をそれぞれ制御し、RPV2に供給する給水の温度を制御する。この給水温度制御を行うため、給水温度制御装置29は、温度計30で計測された、高圧給水加熱器12から排出された給水の温度(以下、給水温度TAという)及び温度計38で計測された、電気ヒータ13で加熱された後の給水の温度(以下、給水温度TBという)を入力する。給水温度TBは実質的にRPV2に流入する時点での給水の温度である。給水温度制御装置29は、給水温度制御に関する第1制御ロジック及び第2制御ロジックを備えている。この第1制御ロジックは、抽気弁15の開度を調整して高圧給水加熱器12に供給する抽気蒸気の流量を制御して給水温度TAを制御する。その第2制御ロジックは、電気ヒータ13を制御して給水温度TBを制御する。この電気ヒータ13の制御は、実質的に、電気ヒータ13に供給する電流を調節することである。
給水温度制御装置29は、第1制御ロジックを実行する第1給水温度制御器31(図3参照)及び第2制御ロジックを実行する第2給水温度制御器39(図4参照)を有する。第1給水温度制御器31及び第2給水温度制御器39を、図3及び図4を用いて詳細に説明する。まず、第1給水温度制御器31について説明する。第1給水温度制御器31は、第1給水温度設定器32、加算器33、比例器34、積分器35、変換係数算出器36及び弁開度算出器37を備えている(図3参照)。
出力制御装置21から出力された目標給水温度TSは、第1給水温度設定器32に記憶される。温度計30で計測された給水温度TAが加算器33に入力される。加算器33は、給水温度TAと目標給水温度TSの偏差ΔT1を計算する。算出された偏差ΔT1は、比例器34及び積分器35に入力される。比例器34は、偏差ΔT1に基づいて比例利得Kp2を算出する。積分器35は、その偏差ΔT1に基づいて積分利得Ki2を算出する。変換係数算出器36は、あらかじめ設定された変換係数K2を参照し、弁開度算出器37は比例利得Kp2と積分利得Ki2の和に変換係数K2を掛けて目標弁開度DSを算出する。第1給水温度制御器31の機能は、プログラムによっても実現することができる。この場合、第1給水温度設定器32はメモリとなる。
給水温度制御装置29は、算出された目標弁開度DSに基づいて抽気弁15の開度を調節し、高圧給水加熱器12に供給する抽気蒸気の流量を制御する。高圧給水加熱器12から排出される給水は抽気蒸気によって加熱され、給水温度TAが目標給水温度TSになるように制御される。
第2給水温度制御器39は、第2給水温度設定器40、加算器41、比例器42、積分器43、変換係数算出器44及び電気ヒータ出力算出器45を備えている(図4参照)。出力制御装置21から出力された目標給水温度TSは、第2給水温度設定器40に記憶される。温度計38で計測された給水温度TBが加算器41に入力される。加算器41は、給水温度TBと目標給水温度TSの偏差ΔT2を計算する。算出された偏差ΔT2は、比例器42及び積分器43に入力される。比例器42は、偏差ΔT2に基づいて比例利得Kp3を算出する。積分器43は、その偏差ΔT2に基づいて積分利得Ki3を算出する。変換係数算出器44は、あらかじめ設定された変換係数K3を参照し、電気ヒータ出力算出器45は比例利得Kp3と積分利得Ki3の和に変換係数K3を掛けて目標電気ヒータ出力HSを算出する。第2給水温度制御器39の機能は、プログラムによっても実現することができる。この場合、第2給水温度設定器40はメモリとなる。
給水温度制御装置29は、算出された目標電気ヒータ出力HSに基づいて電気ヒータ13を調節し、温度計で計測された給水温度TBが目標給水温度TSになるように制御される。
電気ヒータ13は高圧給水加熱器12の下流に設置されており、温度計38も温度計30よりも下流に配置されているので、給水温度制御装置29は、目標給水温度TSと給水温度TAの差分を補償するように電気ヒータ13を制御して給水を加熱する。したがって、高圧給水加熱器12を用いた給水温度制御では、電気ヒータ13を用いた給水温度制御の影響を考慮しなくてもよい。
電気ヒータ13は、高圧給水加熱器12から排出された給水の温度TAと目標給水温度TSとの偏差が0になるように、高圧給水加熱器12よりも下流で給水配管10内を流れる給水を加熱する。高圧給水加熱器12、電気ヒータ13及び給水温度制御装置29を備えた原子力プラント、すなわち、BWRプラントの給水温度制御を、図5を用いて具体的に説明する。200℃の給水がRPV2内に供給されている状態で、時刻t0において給水温度制御装置29が、その給水の温度を10℃高い目標給水温度TS(210℃)に上昇させる給水温度制御を実行する。電気ヒータ13は、10℃の給水温度変化幅に対して給水温度を1℃だけ変化させる加熱容量を有している。
時刻t0で、出力制御装置21は算出した目標給水温度TS(210℃)を給水温度制御装置29に入力する。給水温度制御装置29の第1給水温度制御器31及び第2給水温度制御器39は、目標給水温度TSである210℃に対応した目標弁開度DS及び目標電気ヒータ出力HSを算出する。給水温度制御装置29は、目標弁開度DSに基づいて抽気弁15の開度を増大させ、高圧給水加熱器12に供給する抽気蒸気の流量を増加する。このようにして、高圧給水加熱器12による給水温度の上昇制御が開始される。給水温度制御装置29は、目標弁開度DSの出力と同時に、目標電気ヒータ出力HSを出力し、電気ヒータ13による給水の加熱制御を開始する。
電気ヒータ13は高圧給水加熱器12よりもRPV2の近くに位置し、電気ヒータ13による制御の応答性が高圧給水加熱器12のそれよりも早いので、電気ヒータ13は、高圧給水加熱器12よりも早く給水温度の上昇に貢献する。高圧給水加熱器12による給水の加熱に起因した給水温度TAの上昇は時刻t1から開始される。しかしながら、電気ヒータ13加熱による給水温度TC(図5参照)の上昇は、時刻t1よりも前、すなわち、時刻t0のほぼ直後から始まる。温度計38で計測される給水温度TBは、給水温度TAと給水温度TCの合計値である。給水温度TBが目標給水温度TSに近づくと、偏差ΔT2が減少するので、給水温度制御装置29の制御により電気ヒータ13の出力は低下する。給水温度TBが目標給水温度TSに到達したとき、電気ヒータ13による給水の加熱は停止される。
給水温度制御装置29が、前述したように、目標弁開度DSに基づいて抽気蒸気流量を増大させて給水温度TAを上昇させるため、タービン6,7に供給される蒸気の流量が減少する。この蒸気流量の減少によりプラントの熱バランスが変化し、前述したように、給水温度TBが目標給水温度TSに到達した後の時刻t2以降で、給水温度TA、すなわち、給水温度TBが低下する。このため、偏差ΔT2が再び増加するので、電気ヒータ13による給水の加熱が開始され、給水温度TBが上昇する。電気ヒータ13は、目標給水温度TSと給水温度TAの差分を補償するように給水を加熱する。偏差ΔT1も増加するので、給水温度制御装置29は抽気弁15の開度を増大させ、高圧給水加熱器12に供給する抽気蒸気の流量を再調整する。これによって、給水温度TAが再び目標給水温度TSに達したとき、電気ヒータ13による給水の加熱が停止される。本実施例は、電気ヒータ13及び高圧給水加熱器12を併用した給水の加熱を行うので、給水温度を変更させる場合における抽気蒸気流量の増加に伴うプラントの熱バランスの変化に起因した給水温度の制御が不安定になることを抑制することができる。すなわち、本実施例は、給水温度の制御性をより安定化させることができる。
本実施例は、電気ヒータ13を原子炉格納容器4内に設置しているので、加熱された給水をより早くRPV2内に供給することができる。すなわち、電気ヒータ13は、原子炉格納容器4の外側に配置された高圧給水加熱器12よりも、RPV2に近い位置にある。このため、電気ヒータ13で加熱された給水は、高圧給水加熱器12で加熱された給水よりも、電気ヒータ13がRPV2に近い分、より早くRPV2に供給することができる。特に、給水温度の変化幅が、電気ヒータ13の加熱容量で実現可能な程度に小さい場合には、電気ヒータ13で一時的に給水を加熱することにより、温度変化の応答を速くすることができる(図6参照)。高圧給水加熱器12によって加熱された給水がRPV2に到達するまでに数分程度の時間遅れが生じる。本実施例は、原子炉格納容器4内に電気ヒータ13を設置しているので、その時間遅れを短縮することができる。
高圧給水加熱器12への抽気蒸気の供給が不可能になった場合等の給水加熱喪失の際には、高圧給水加熱器12から排出される給水温度が低下する。しかしながら、本実施例は、電気ヒータ13を備えているので、給水がRPV2に到達する前に電気ヒータ13で給水を加熱することができる。したがって、本実施例は、電気ヒータ13の設置により、給水加熱喪失の影響を緩和することができる。
本実施例は、給水加熱器による給水温度制御と電気ヒータによる給水温度制御を併用しているので、給水温度を変更する場合における抽気蒸気量の変化に伴うプラントの熱バランスの変化に起因した給水温度制御の不安定化を改善することができる。このため、本実施例は、プラントの熱バランスが変化しても給水温度制御をより安定化することができる。本実施例は、さらに、給水の加熱の時間遅れを短縮することができる。これらにより、本実施例は、給水温度制御性能を向上させることができる。
本発明の他の実施例である実施例2における原子力プラントの給水温度制御方法を以下に説明する。本実施例の給水温度制御方法もBWRプラントに適用されている。本実施例で用いられるBWRプラントは、実施例1で用いられるBWRプラントと実質的に同じ構成を有するが、電気ヒータ13及び温度計38の設置位置が異なっている。本実施例で用いられるBWRプラントでは、電気ヒータ13は、高圧給水加熱器12の上流、例えば、図1において低圧給水加熱器11と高圧給水加熱器12の間で給水配管10に設置される。このとき、温度計38は、電気ヒータ13の下流に位置して電気ヒータ13に最も近い高圧給水加熱器12と電気ヒータ13の間で給水配管10に設置される。
本実施例では、第1給水温度制御器31は実施例1と同様な制御を行う。第2給水温度制御器39は、低圧給水加熱器11から排出される給水温度TDを、低圧給水加熱器11の目標給水温度TLに追従させるような制御を行う。この第2給水温度制御器39による制御を、図4を用いて詳細に説明する。目標給水温度TLは、時刻t0における低圧給水加熱器11から排出される給水温度(190℃)に設定され、第2給水温度設定器40に記憶される。温度計38で計測された給水温度TBが加算器41に入力される。加算器41は、給水温度TBと目標給水温度TLの偏差ΔT2を計算する。算出された偏差ΔT2は、比例器42及び積分器43に入力される。比例器42は、偏差ΔT2に基づいて比例利得Kp3を算出する。積分器43は、その偏差ΔT2に基づいて積分利得Ki3を算出する。変換係数算出器44は、予め設定された変換係数K3を参照し、電気ヒータ出力算出器45は比例利得Kp3と積分利得Ki3の和に変換係数K3を掛けて目標電気ヒータ出力HSを算出する。第2給水温度制御器39の機能は、プログラムによっても実現することができる。この場合、第2給水温度設定器40はメモリとなる。
高圧給水加熱器12から排出される給水の温度TAは、RPV2に流入する時点における給水の温度と等しい。給水温度を200℃から目標給水温度TSである210℃に上昇させる場合、前述したプラント熱バランスの変化により、低圧給水加熱器11から排出される給水温度TDは時刻t2に低下し始める(図10参照)。
しかしながら、給水温度制御装置29は、算出された目標電気ヒータ出力HSに基づいて電気ヒータ13を調節し、温度計で計測された給水温度TBを目標給水温度TLになるように制御する。この制御によって、電気ヒータ13によって加熱されて上昇する給水温度は図10に示すように変化する(給水温度TC参照)。このように、高圧給水加熱器12の上流に配置された電気ヒータ13によって、プラントの熱バランスの変化に起因した給水温度TDの低下を補償するので、高圧給水加熱器12に供給される給水温度TBは安定する。この結果、高圧給水加熱器12から排出される給水の温度TAは、時刻t2以降においても目標給水温度TSに保持される。すなわち、RPV2に到達する給水の温度は、プラント熱バランスの変化の影響を受けず、目標給水温度TSに保持される。
なお、高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器は複数設置される場合もある。この場合、電気ヒータ13及び温度計38の設置位置は、給水の下流側にある方が給水温度の安定制御の効果が高いが、任意の給水加熱器の下流側あるいは復水器の下流側に設置してもよい。
高圧給水加熱器12から排出される給水の温度TAは、RPV2に流入する時点における給水の温度と等しい。給水温度を200℃から目標給水温度TSである210℃に上昇させる場合、前述したプラント熱バランスの変化により、低圧給水加熱器11から排出される給水温度TDは時刻t2に低下し始める(図10参照)。
しかしながら、給水温度制御装置29は、算出された目標電気ヒータ出力HSに基づいて電気ヒータ13を調節し、温度計で計測された給水温度TBを目標給水温度TLになるように制御する。この制御によって、電気ヒータ13によって加熱されて上昇する給水温度は図10に示すように変化する(給水温度TC参照)。このように、高圧給水加熱器12の上流に配置された電気ヒータ13によって、プラントの熱バランスの変化に起因した給水温度TDの低下を補償するので、高圧給水加熱器12に供給される給水温度TBは安定する。この結果、高圧給水加熱器12から排出される給水の温度TAは、時刻t2以降においても目標給水温度TSに保持される。すなわち、RPV2に到達する給水の温度は、プラント熱バランスの変化の影響を受けず、目標給水温度TSに保持される。
なお、高圧給水加熱器及び低圧給水加熱器は複数設置される場合もある。この場合、電気ヒータ13及び温度計38の設置位置は、給水の下流側にある方が給水温度の安定制御の効果が高いが、任意の給水加熱器の下流側あるいは復水器の下流側に設置してもよい。
本実施例は、実施例1と同様に、給水温度を変更する場合における抽気蒸気量の変化に伴うプラントの熱バランスの変化に起因した給水温度制御の不安定化を改善することができる。このため、本実施例は、プラントの熱バランスが変化しても給水温度制御をより安定化することができる。このような本実施例は、給水温度制御性能を向上させることができる。ただし、本実施例は、電気ヒータ13の設置位置が高圧給水加熱器12よりも上流であるので、実施例1のように、給水の加熱の時間遅れを短縮することができない。
実施例1及び2の給水温度制御方法は、強制循環型のBWRプラントだけでなく、沸騰水型自然循環型原子力発電プラントにも適用することができる。さらに、実施例1及び2の給水温度制御方法は、加圧水型原子力発電プラントの蒸気発生器への給水温度制御及び火力発電プラントのボイラへの給水温度制御にも適用することができる。
1…原子炉、2…原子炉圧力容器、3…炉心、5…主蒸気配管、6…高圧タービン、7…低圧タービン、9…復水器、10…給水配管、11…低圧給水加熱器、12…高圧給水加熱器、13…電気ヒータ、14,16…抽気配管、15…抽気弁、21…出力温度制御装置、29…給水温度制御装置、30,38…温度計、31…第1給水温度制御器、39…第2給水温度制御器。
Claims (20)
- 蒸気発生装置から排出された蒸気を凝縮して生成された給水を前記蒸気発生装置に供給するプラントの給水温度制御方法において、
前記蒸気の一部を用いて前記給水を加熱する給水加熱器、及び電気ヒータを用いて前記給水を加熱し、前記給水の温度を制御することを特徴とするプラントの給水温度制御方法。 - 最も下流に位置する前記給水加熱器による前記給水の温度制御は、この給水加熱器に供給する前記蒸気の流量を調節することによって行われる請求項1に記載のプラントの給水温度制御方法。
- 前記蒸気の流量調節は、前記給水加熱器から排出された前記給水の温度に基づいて行われる請求項2に記載のプラントの給水温度制御方法。
- 前記電気ヒータは、目標給水温度と最も下流に位置する前記給水加熱器から排出された前記給水の温度の差分を補償する請求項2または3に記載のプラントの給水温度制御方法。
- 前記電気ヒータによる前記給水の温度制御は、最も下流に位置する前記給水加熱器から排出された前記給水を前記電気ヒータで加熱することによって行われる請求項2または3に記載のプラントの給水温度制御方法。
- 前記電気ヒータによる前記給水の温度制御は、前記給水加熱器に供給される前記給水を前記電気ヒータで加熱することによって行われる請求項2または3に記載のプラントの給水温度制御方法。
- 前記蒸気発生装置を取り囲む原子炉格納容器内に配置された前記電気ヒータによって前記給水加熱器から排出された前記給水を加熱する請求項2または5に記載のプラントの給水温度制御方法。
- 前記電気ヒータによる前記給水の加熱量の調節は、前記電気ヒータで加熱された前記給水の温度に基づいて行われる請求項5ないし7のいずれか1項に記載のプラントの給水温度制御方法。
- 蒸気発生装置で発生した蒸気が供給されるタービンと、前記タービンから排出された前記蒸気を凝縮する復水器と、前記復水器から排出される給水を前記蒸気発生装置に導く給水配管と、前記給水配管に設けられ、前記蒸気の一部を用いて前記給水を加熱する給水加熱器と、前記給水配管に設けられ、前記給水を加熱する電気ヒータと、前記給水加熱器に供給する前記蒸気の流量を制御し、前記電気ヒータによる前記給水の加熱量を制御する給水温度制御装置とを備えたことを特徴とする発電プラント。
- 前記電気ヒータが、最も下流に位置する前記給水加熱器よりも下流に配置されている請求項9に記載の発電プラント。
- 前記電気ヒータが、前記蒸気発生装置を取り囲む原子炉格納容器内に配置されている請求項10に記載の発電プラント。
- 前記蒸気発生装置が原子炉である請求項9ないし11のいずれか1項に記載の発電プラント。
- 前記電気ヒータが、前記給水加熱器よりも上流に配置されている請求項9に記載の発電プラント。
- 前記給水温度制御装置が、前記蒸気の流量調節を、最も下流に位置する前記給水加熱器から排出された前記給水の温度に基づいて行う請求項9ないし13のいずれか1項に記載の発電プラント。
- 前記給水温度制御装置は、前記電気ヒータの加熱量を制御し、前記電気ヒータによって目標給水温度と前記給水加熱器から排出された前記給水の温度の差分を補償する請求項9ないし14のいずれか1項に記載の発電プラント。
- 前記給水温度制御装置は、前記電気ヒータによる前記給水の加熱量の調節を、前記電気ヒータで加熱された前記給水の温度に基づいて行う請求項9ないし14のいずれか1項に記載の発電プラント。
- 蒸気発生装置から排出された蒸気を凝縮して生成された給水であって前記蒸気発生装置に供給される前記給水の温度を制御する給水温度制御装置において、
前記給水を加熱する給水加熱器に供給される前記蒸気の流量を制御し、電気ヒータによる前記給水の加熱量を制御することを特徴とする給水温度制御装置。 - 前記蒸気の流量調節を、最も下流に位置する前記給水加熱器から排出された前記給水の温度に基づいて行う請求項17に記載の給水温度制御装置。
- 前記電気ヒータによって目標給水温度と最も下流に位置する前記給水加熱器から排出された前記給水の温度の差分を補償する請求項17または18に記載の給水温度制御装置。
- 前記電気ヒータによる前記給水の加熱量の調節を、前記電気ヒータで加熱された前記給水の温度に基づいて行う請求項17または18に記載の給水温度制御装置。
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JP2008102393A JP2009250923A (ja) | 2008-04-10 | 2008-04-10 | プラントの給水温度制御方法、発電プラント及び給水温度制御装置 |
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CN103871531B (zh) * | 2012-12-11 | 2016-08-31 | 中国核动力研究设计院 | 一种事故工况下延长蒸汽发生器满溢时间的方法 |
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