JP2016133390A - 原子炉出力調整装置及び方法 - Google Patents

原子炉出力調整装置及び方法 Download PDF

Info

Publication number
JP2016133390A
JP2016133390A JP2015007973A JP2015007973A JP2016133390A JP 2016133390 A JP2016133390 A JP 2016133390A JP 2015007973 A JP2015007973 A JP 2015007973A JP 2015007973 A JP2015007973 A JP 2015007973A JP 2016133390 A JP2016133390 A JP 2016133390A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
flow rate
output
recirculation flow
command signal
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.)
Granted
Application number
JP2015007973A
Other languages
English (en)
Other versions
JP6400490B2 (ja
Inventor
直之 高戸
Naoyuki Takado
直之 高戸
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 JP2015007973A priority Critical patent/JP6400490B2/ja
Priority to EP15202601.9A priority patent/EP3046111B1/en
Priority to US14/979,674 priority patent/US20160211037A1/en
Publication of JP2016133390A publication Critical patent/JP2016133390A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP6400490B2 publication Critical patent/JP6400490B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/32Control of nuclear reaction by varying flow of coolant through the core by adjusting the coolant or moderator temperature
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/08Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/12Regulation of any parameters in the plant by adjustment of the reactor in response only to changes in engine demand
    • G21D3/14Varying flow of coolant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/08Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/12Regulation of any parameters in the plant by adjustment of the reactor in response only to changes in engine demand
    • G21D3/16Varying reactivity
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Control Of Turbines (AREA)
  • Supply And Distribution Of Alternating Current (AREA)

Abstract

【課題】負荷変更時に電力系統要求の規定時間内に規定出力変化量を容易に得ることのできる原子炉出力調整装置を提供する。
【解決手段】実施形態によれば、原子炉出力調整装置は、周波数変動検出部31の周波数変動検出信号311が入力され、原子炉圧力を調整するための原子炉圧力調整指令信号312、原子炉再循環流量を調整するための原子炉再循環流量調整指令信号313を出力するように制御する制御部35と、原子炉圧力調整指令信号312が入力されて原子炉圧力調整開始時間及び圧力変動幅を調整する原子炉圧力調整部32と、原子炉再循環流量調整指令信号313が入力されて原子炉再循環流量調整開始時間及び流量変動幅を調整する原子炉再循環流量調整部33と、を備える。制御部35は、原子炉圧力調整指令信号312又は原子炉再循環流量調整指令信号313のいずか一方を出力した後に予め定められた時間をおいて他方を出力する。
【選択図】図1

Description

本発明の実施形態は、原子炉の出力を調整する原子炉出力調整装置及び方法に関する。
原子力発電所は、原子炉と、この原子炉で発生させた蒸気の熱エネルギーを電気エネルギーに変換するタービン及び発電機と、を備えている。このような原子力発電所では、電力系統の周波数の変動を抑制するため、原子炉の出力を調整する原子炉出力調整装置が開発されている。
図5は従来の原子炉出力調整装置の構成を示す系統図である。
図5に示すように、中央給電指令所1は、出力変更指令信号101を出力する。この出力変更指令信号101は、周波数変動対応部3内に設置された周波数変動検出部31に入力される。この周波数変動検出部31では、入力した出力変更指令信号101に基づいて原子炉圧力制御信号103及び原子炉再循環流量制御信号104の少なくとも一方を出力する。
なお、出力変更指令信号101の代わりに、電力系統2の電力系統周波数信号102を周波数変動検出部31に入力し、周波数変動検出部31で周波数の変動を検出することで、原子炉圧力制御信号103及び原子炉再循環流量制御信号104の少なくとも一方を出力することもできる。
原子炉圧力制御装置4は、原子炉圧力制御信号103を入力し、タービン加減弁7にタービン加減弁制御信号105を出力することで、タービン加減弁7の開度を制御し、主蒸気配管9からタービン10へ流れ込む主蒸気流量を制御している。そして、タービン10へ流れ込む主蒸気流量に応じて発電機11から電力が出力される。
原子炉再循環流量制御装置5は、原子炉再循環流量制御信号104を入力し、原子炉再循環ポンプ6に原子炉再循環ポンプ制御信号106を出力することで、原子炉再循環ポンプ6の原子炉再循環流量を制御し、原子炉出力が制御される。その結果、主蒸気配管9からタービン10へ流れ込む主蒸気流量が制御され、タービン10へ流れ込む主蒸気流量に応じて発電機11から電力が出力される。
このように従来では、特許文献1に記載された技術のように出力変更指令信号101に応じてタービン加減弁7の開度を制御するか、あるいは電力系統周波数信号102の変動幅に応じて原子炉再循環ポンプ6の原子炉再循環流量を増減することにより、短時間(〜数秒)で小規模(〜数%)の発電機出力の変更要求を満足している。したがって、従来では、短時間で小規模の発電機出力の変更要求に対応した原子炉出力調整装置が開発されていた。
特公平4−41800号公報
しかしながら、これまで開発されてきた原子炉出力調整装置の機能では、近年の再生可能エネルギーの導入拡大に伴う電力系統の周波数変動を抑制するため、中規模高速負荷変更(例えば、10秒程度の間に10%程度の発電機出力(負荷)変更)要求には、以下の課題があることから対応することが困難である。
すなわち、第1に、発電機出力の変更を目的としたタービン加減弁7の開閉に伴い、原子炉圧力及び原子炉出力が発電機出力の増減方向とは逆方向(発電機11出力を増加させるためにタービン加減弁7を開けた場合、主蒸気流量の増加に伴い原子炉圧力及び原子炉出力は低下し、タービン加減弁7を閉じた場合はその逆となる。)に変化する。
これにより、図6に示すように規定時間t1内で一時的な主蒸気流量の変動により規定出力変化量p1を満足することができない場合、つまり中規模高速負荷変動要求事項がある場合には、要求事項を満足することができない。すなわち、中規模高速負荷変更時に電力系統要求の規定時間t1内に規定出力変化量p1を得ることができない。
第2に、タービン加減弁7の開閉による原子炉出力の変動を回避するため、原子炉再循環流量のみを変化させた場合においても、原子炉再循環流量の変動から原子炉出力の変化までは、原子炉内のボイド量の変化後に中性子束が変化して原子炉出力(熱量)が変化するという時間遅れがあること、又は原子炉再循環流量変動による原子炉出力の変化率が低いことから、負荷変化率が要求未達となり、要求事項を満足することができない。
なお、タービン加減弁7の開閉及び原子炉再循環流量の変動を組み合わせた場合においても、上記と同様の理由により図6に示すように電力系統要求の規定時間t1内に規定出力変化量p1を得ることはできない。
上記要求に対応するため、再循環流量の変動速度を増加させるか、あるいは主蒸気管を太くする等の対応策が考えられるものの、コスト及びプラント安定性の観点から現状では実現性が低い。
本発明の実施形態が解決しようとする課題は、負荷変更時に電力系統要求の規定時間内に規定出力変化量を容易に得ることのできる原子炉出力調整装置及び方法を提供することにある。
上記課題を解決するために、本実施形態に係る原子炉出力調整装置は、中央給電指令所から出力された出力変更指令信号及び電力系統から出力された電力系統周波数信号の少なくとも一方から周波数の変動を検出する周波数変動検出部と、前記周波数変動検出部の周波数変動検出信号が入力され、原子炉圧力を調整するための原子炉圧力調整指令信号、及び原子炉再循環流量を調整するための原子炉再循環流量調整指令信号を出力するように制御する制御部と、前記原子炉圧力調整指令信号が入力されて原子炉圧力調整開始時間及び目標圧力値まで変動させる幅を示す圧力変動幅を調整する原子炉圧力調整部と、前記原子炉再循環流量調整指令信号が入力されて原子炉再循環流量調整開始時間及び目標流量値まで変動させる幅を示す流量変動幅を調整する原子炉再循環流量調整部と、を備え、前記制御部は、前記原子炉圧力調整指令信号又は前記原子炉再循環流量調整指令信号のいずか一方を出力した後に予め定められた時間をおいて他方を出力することを特徴とする。
本実施形態に係る原子炉出力調整方法は、中央給電指令所から出力された出力変更指令信号及び電力系統から出力された電力系統周波数信号の少なくとも一方から周波数の変動を検出する周波数変動検出工程と、前記周波数変動検出工程から得られた周波数変動検出信号が入力され、原子炉圧力を調整するための原子炉圧力調整指令信号、及び原子炉再循環流量を調整するための原子炉再循環流量調整指令信号を出力するように制御する制御工程と、前記原子炉圧力調整指令信号が入力されて原子炉圧力調整開始時間及び目標圧力値まで変動させる幅を示す圧力変動幅を調整する原子炉圧力調整工程と、前記原子炉再循環流量調整指令信号が入力されて原子炉再循環流量調整開始時間及び目標流量値まで変動させる幅を示す流量変動幅を調整する原子炉再循環流量調整工程と、を備え、前記制御工程は、前記原子炉圧力調整指令信号又は前記原子炉再循環流量調整指令信号のいずか一方を出力した後に予め定められた時間をおいて他方を出力することを特徴とする。
本発明の実施形態によれば、負荷変更時に電力系統要求の規定時間内に規定出力変化量を容易に得ることが可能になる。
第1実施形態に係る原子炉出力調整装置の構成を示す系統図である。 第1実施形態の制御部の動作を示すフローチャートである。 第1実施形態を用いた場合のプラントパラメータを示すタイミングチャートである。 第2実施形態に係る原子炉出力調整装置の構成を示す系統図である。 従来の原子炉出力調整装置の構成を示す系統図である。 従来の原子炉出力調整装置を用いた場合のプラントパラメータを示すタイミングチャートである。
以下に、本実施形態に係る原子炉出力調整装置及び方法について、図面を参照して説明する。
(第1実施形態)
図1は第1実施形態に係る原子炉出力調整装置の構成を示す系統図である。なお、従来の構成と同一又は対応する部分には、同一の符号を付して説明する。また、以下の実施形態では、原子炉として沸騰水型原子炉に適用した例について説明する。
図1に示すように、本実施形態の周波数変動対応部3は、周波数変動検出部31と、制御部35と、原子炉圧力調整部32と、原子炉再循環流量調整部33と、を備える。
周波数変動検出部31は、中央給電指令所1から出力された出力変更指令信号101、あるいは電力系統2から出力された電力系統周波数信号102を入力し、周波数の変動を検出する。ここで、電力系統2の周波数が変動する要因としては、例えば発電機の故障によるトリップ、大型補機の複数の起動、又は地絡等の系統外乱等が挙げられる。
ここで、中央給電指令所1とは、電力の使用量と一致するように各発電所の発電量を制御する機能を備えるものである。電力系統2とは、電力を供給するための発電、変電、送電、及び配電を統合したシステムのことを指し、安定して電力を供給するために各発電所に対する要求(グリッドコード)が規定されている。
制御部35には、周波数変動検出信号311が入力され、この周波数変動検出信号311に基づいて原子炉圧力調整指令信号312として出力するための原子炉圧力と、原子炉再循環流量調整指令信号313として出力するための原子炉再循環流量とを算出する。
制御部35には、周波数変動検出部31から周波数変動検出信号311が入力され、原子炉圧力調整部32に原子炉圧力を調整するための原子炉圧力調整指令信号312を出力するとともに、原子炉再循環流量調整部33に原子炉再循環流量を調整するための原子炉再循環流量調整指令信号313を出力する。
制御部35は、原子炉再循環流量調整指令信号313を出力した後に原子炉圧力調整指令信号312を出力するか、あるいは原子炉圧力調整指令信号312を出力した後に原子炉再循環流量調整指令信号313を出力するかの出力順序を制御する。本実施形態では、後述するように原子炉再循環流量調整指令信号313を出力した後に、原子炉圧力調整指令信号312を出力するようにしている。
原子炉圧力調整部32には、原子炉圧力調整指令信号312が入力され、原子炉圧力制御装置4に原子炉圧力制御信号103を出力する。具体的には、原子炉圧力調整部32は、原子炉圧力調整指令信号312に基づいて原子炉圧力調整開始時間、圧力変動幅、及び圧力変化率を調整する。ここで、圧力変動幅とは、ある圧力値から目標となる圧力値まで変動させる幅である。圧力変化率とは、時間あたりの圧力変動値である。
原子炉圧力調整部32は、算出した原子炉圧力調整開始時間の経過後に、原子炉圧力、あるいは主蒸気流量の変動幅及び変化率を示す原子炉圧力制御信号103を原子炉圧力制御装置4に出力する。
原子炉再循環流量調整部33には、原子炉再循環流量調整指令信号313が入力され、原子炉再循環流量制御装置5に原子炉再循環流量制御信号104を出力する。具体的には、原子炉再循環流量調整部33は、原子炉再循環流量調整指令信号313に基づいて原子炉再循環流量調整開始時間、流量変動幅、及び流量変化率を調整する。ここで、流量変動幅とは、ある流量から目標となる流量まで変動させる幅である。流量変化率とは、時間あたりの流量変動値である。
原子炉再循環流量調整部33は、算出した原子炉再循環流量調整開始時間の経過後に、原子炉再循環流量変動幅及び変化率を示す原子炉再循環流量制御信号104を原子炉再循環流量制御装置5に出力する。
原子炉圧力制御装置4は、タービン加減弁7にタービン加減弁制御信号105を出力することで、タービン加減弁7の開度を制御し、主蒸気配管9からタービン10へ流れ込む主蒸気流量を制御する。そして、タービン10へ流れ込む主蒸気流量に応じて発電機11から電力が出力される。
原子炉再循環流量制御装置5は、原子炉再循環ポンプ6に原子炉再循環ポンプ制御信号106を出力することで、原子炉再循環ポンプ6の原子炉再循環流量を制御し、原子炉出力が制御される。その結果、主蒸気配管9からタービン10へ流れ込む主蒸気流量が制御され、タービン10へ流れ込む主蒸気流量に応じて発電機11から電力が出力される。
次に、本実施形態の作用を説明する。
図2は第1実施形態の制御部の動作を示すフローチャートである。図3は第1実施形態を用いた場合のプラントパラメータを示すタイミングチャートである。
図2に示すように、まず、電力系統要求の負荷変化率が1%/sを超えるか否かを判断(ステップS1)し、超える場合(ステップS1:Yes)には、ステップS2で電力系統要求の負荷変化幅が5%を超えるか否かを判断(ステップS2)する。超える場合(ステップS2:Yes)には、ステップS3に進む。
ここで、電力系統から1%/sを超えない速さで、5%を超えない負荷変化幅が要求された場合(ステップS1,S2:No)には、前述した背景技術でもその要求を満たすことができるので、処理を終了する。
ステップS3では、原子炉再循環流量調整指令信号313を出力し、予め定められた時間後に原子炉圧力調整指令信号312を出力するかを判断し、その順序の場合(ステップS3:Yes)には、原子炉再循環ポンプ6の原子炉再循環流量を制御した後、タービン加減弁7の開度を制御する(ステップS4,S5)。ここで、上記予め定められた時間とは、原子炉再循環流量の変化から原子炉出力が変化するまで、原子炉内のボイド量の変化後に中性子束が変化して原子炉出力(熱量)が変化する時間等のように、原子炉の型式や電力系統側からの要求事項等によって決定される。
ステップS3で原子炉再循環流量調整指令信号313を出力した後に原子炉圧力調整指令信号312を出力しない場合には、ステップS6に進む。ステップS6では、原子炉圧力調整指令信号312を出力し、予め定められた時間後に原子炉再循環流量調整指令信号313を出力するかを判断し、その順序の場合(ステップS6:Yes)には、タービン加減弁7の開度を制御した後、原子炉再循環ポンプ6の原子炉再循環流量を制御する(ステップS7,S8)。以上の処理以外の場合(ステップS6:No)には、全体の処理を終了する。ここで、上記予め定められた時間とは、タービン加減弁7の開度を制御してから原子炉出力が変化するまで、原子炉内のボイド量の変化後に中性子束が変化して原子炉出力(熱量)が変化する時間等のように原子炉の型式等によって決定される。
なお、本実施形態では、主にステップS3〜S5の処理を実行している。具体的には、原子炉再循環流量調整指令信号313を出力した後に原子炉圧力調整指令信号312を出力するようにしている。また、ステップS6〜S8の処理のように原子炉圧力調整指令信号312を出力した後に原子炉再循環流量調整指令信号313を出力する場合もある。このステップS6〜S8の処理を実行するか否かは、原子炉8の型式等によって決定される。
したがって、本実施形態では、原子炉再循環流量調整指令信号313又は原子炉圧力調整指令信号312のいずれか一方を出力した後に予め定められた時間をおいて他方を出力するようにしている。
このように例えば電力系統から1%/sを超える速さで、5%を超える負荷変化幅が要求される場合は、本実施形態により要求事項を満足することができるようになる。
なお、本実施形態では、電力系統から1%/sを超える速さで、5%を超える負荷変化幅が要求される場合について説明したが、これ以外の速さで、かつこれ以外の負荷変化幅が要求される場合についても適用可能である。
本実施形態では、図3に示すように原子炉再循環流量制御信号104の出力時間から原子炉圧力調整部32にて算出される適切な所定時間の遅れ(時間遅れ)をもって原子炉圧力制御信号103を出力することで、原子炉再循環流量の変動から原子炉出力及び主蒸気流量変動までの時間遅れをタービン加減弁7の開閉による主蒸気流量変動により補償することができる。
また、タービン加減弁7の開閉による原子炉出力の変動は、原子炉再循環流量の変動にて補償することができることから、電力系統要求である規定時間内に規定変化量を容易に得ることができる。
このように本実施形態によれば、タービン加減弁7の開閉による原子炉出力変化の影響を受けることなく、中規模高速負荷変更(例えば、10秒程度の間に10%程度の負荷変更)時に電力系統要求の規定時間内に規定変化量を容易に得ることが可能になる。
なお、本実施形態において、原子炉圧力又は主蒸気流量、原子炉再循環流量の変動幅、変化率、及び制御開始時間は、プラント解析結果及び実プラント試験結果に基づいて電力系統要求仕様及び熱出力制限値等の原子炉側からの要求仕様を満たすように予め定めておくものとする。
(第2実施形態)
図4は第2実施形態に係る原子炉出力調整装置の構成を示す系統図である。なお、本実施形態は、前記第1実施形態の変形例であって、前記第1実施形態と同一又は対応する部分には、同一の符号を付して、重複説明を省略する。
本実施形態が前記第1実施形態と異なる構成は、出力監視部34を追加して設けた部分である。出力監視部34には、発電機出力信号107及び原子炉出力信号108が入力され、原子炉圧力調整開始時間、圧力変動幅、及び圧力変化率を補正する原子炉圧力調整補正信号342と、原子炉再循環流量調整開始時間、流量変動幅、及び流量変化率を補正する原子炉再循環流量調整補正信号343とを出力する。
ここで、原子炉出力信号108は、例えば局所出力領域モニタ(LPRM)、平均出力領域モニタ(APRM)等の出力領域モニタから得られる信号が用いられる。
したがって、本実施形態では、出力監視部34を設けたことにより、高速負荷変動開始時点の発電機出力又は原子炉出力に応じて適切に原子炉圧力調整開始時間、圧力変動幅並びに圧力変化率、及び原子炉再循環流量調整開始時間、流量変動幅並びに流量変化率を設定することができる。これにより、大規模周波数変動時には、できる限り多く発電機出力を変動させたいといった電力系統側からの要求に応えることができるようになる。
なお、本実施形態において、各発電機出力又は原子炉出力に応じた原子炉圧力調整開始時間、圧力変動幅並びに圧力変化率、及び原子炉再循環流量調整開始時間、流量変動幅並びに流量変化率は、プラント解析結果及び実プラント試験結果に基づき、電力系統要求仕様及び熱出力制限値等の原子炉側からの要求仕様を満たすように予め定めておくものとする。
また、本実施形態では、前記第1実施形態に出力監視部34を追加して設けたことにより、高速負荷変動時の発電機出力の変化幅を監視することができる。これにより、原子炉圧力又は主蒸気流量、及び原子炉再循環流量の変動幅を自動調整することができるようになる。
具体的には、例えば、予め予測した発電機出力の変動幅に対して実際の発電機出力の変動幅が小さかった場合、その発電機出力の変動幅の予測値と実測値との比をゲインとして、原子炉圧力又は主蒸気流量、及び原子炉再循環流量の変動幅に乗ずることで自動調整することが可能となる。つまり、本実施形態のように出力監視部34を追加した設けたことで、電力系統側からの要求事項をより確実に満足することができるようになる。
なお、変動幅の上限値は、プラント解析結果及び実プラント試験結果に基づき、電力系統の要求仕様及び熱出力制限値等の原子炉側からの要求仕様を満たすように予め定めておくものとする。
(その他の実施形態)
本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
なお、上記各実施形態では、周波数変動対応部3を1つ設置した場合について説明したが、システムの信頼性を向上するため多数設置してもよい。
また、上記各実施形態において、原子炉圧力調整部32は、原子炉圧力調整指令信号312に基づいて原子炉圧力調整開始時間、圧力変動幅、及び圧力変化率を調整するようにしたが、少なくとも原子炉圧力調整開始時間、圧力変動幅を調整するようにすれば、上記各実施形態とほぼ同様の効果が得られる。
同様に、上記各実施形態において、原子炉再循環流量調整部33は、原子炉再循環流量調整指令信号313に基づいて原子炉再循環流量調整開始時間、流量変動幅、及び流量変化率を調整するようにしたが、少なくとも原子炉再循環流量調整開始時間、流量変動幅を調整するようにすれば、上記各実施形態とほぼ同様の効果が得られる。
1…中央給電指令所、2…電力系統、3…周波数変動対応部、4…原子炉圧力制御装置、5…原子炉再循環流量制御装置、6…原子炉再循環ポンプ、7…タービン加減弁、8…原子炉、9…主蒸気配管、10…タービン、11…発電機、31…周波数変動検出部、32…原子炉圧力調整部、33…原子炉再循環流量調整部、34…出力監視部、35…制御部、101…出力変更指令信号、102…電力系統周波数信号、103…原子炉圧力制御信号、104…原子炉再循環流量制御信号、105…タービン加減弁制御信号、106…原子炉再循環ポンプ制御信号、107…発電機出力信号、108…原子炉出力信号、311…周波数変動検出信号、312…原子炉圧力調整指令信号、313…原子炉再循環流量調整指令信号、342…原子炉圧力調整補正信号、343…原子炉再循環流量調整補正信号
上記課題を解決するために、本実施形態に係る原子炉出力調整装置は、中央給電指令所から出力された出力変更指令信号及び電力系統から出力された電力系統周波数信号の少なくとも一方から周波数の変動を検出する周波数変動検出部と、前記周波数変動検出部の周波数変動検出信号が入力され、原子炉圧力を調整するための原子炉圧力調整指令信号、及び原子炉再循環流量を調整するための原子炉再循環流量調整指令信号を出力するように制御する制御部と、前記原子炉圧力調整指令信号が入力されて原子炉圧力調整開始時間及び目標圧力値まで変動させる幅を示す圧力変動幅を調整する原子炉圧力調整部と、前記原子炉再循環流量調整指令信号が入力されて原子炉再循環流量調整開始時間及び目標流量値まで変動させる幅を示す流量変動幅を調整する原子炉再循環流量調整部と、を備え、前記制御部は、前記原子炉再循環流量調整指令信号を出力した後に予め定められた時間をおいて前記原子炉圧力調整指令信号を出力することを特徴とする。
本実施形態に係る原子炉出力調整方法は、中央給電指令所から出力された出力変更指令信号及び電力系統から出力された電力系統周波数信号の少なくとも一方から周波数の変動を検出する周波数変動検出工程と、前記周波数変動検出工程から得られた周波数変動検出信号が入力され、原子炉圧力を調整するための原子炉圧力調整指令信号、及び原子炉再循環流量を調整するための原子炉再循環流量調整指令信号を出力するように制御する制御工程と、前記原子炉圧力調整指令信号が入力されて原子炉圧力調整開始時間及び目標圧力値まで変動させる幅を示す圧力変動幅を調整する原子炉圧力調整工程と、前記原子炉再循環流量調整指令信号が入力されて原子炉再循環流量調整開始時間及び目標流量値まで変動させる幅を示す流量変動幅を調整する原子炉再循環流量調整工程と、を備え、前記制御工程は、前記原子炉再循環流量調整指令信号を出力した後に予め定められた時間をおいて前記原子炉圧力調整指令信号を出力することを特徴とする。
制御部35は、パーソナルコンピュータ等のコンピュータ資源によって構成される。制御部35は、図示しないハードディスク装置等の記憶媒体に記憶された動作プログラム及び各種データ等をCPUが読み出してメインメモリに展開し、この展開した動作プログラムを順次CPUが実行する。制御部35には、周波数変動検出部31から周波数変動検出信号311が入力され、原子炉圧力調整部32に原子炉圧力を調整するための原子炉圧力調整指令信号312を出力するとともに、原子炉再循環流量調整部33に原子炉再循環流量を調整するための原子炉再循環流量調整指令信号313を出力する。
したがって、本実施形態では、原子炉再循環流量調整指令信号313を出力した後に予め定められた時間をおいて原子炉圧力調整指令信号312を出力するようにしている。

Claims (7)

  1. 中央給電指令所から出力された出力変更指令信号及び電力系統から出力された電力系統周波数信号の少なくとも一方から周波数の変動を検出する周波数変動検出部と、
    前記周波数変動検出部の周波数変動検出信号が入力され、原子炉圧力を調整するための原子炉圧力調整指令信号、及び原子炉再循環流量を調整するための原子炉再循環流量調整指令信号を出力するように制御する制御部と、
    前記原子炉圧力調整指令信号が入力されて原子炉圧力調整開始時間及び目標圧力値まで変動させる幅を示す圧力変動幅を調整する原子炉圧力調整部と、
    前記原子炉再循環流量調整指令信号が入力されて原子炉再循環流量調整開始時間及び目標流量値まで変動させる幅を示す流量変動幅を調整する原子炉再循環流量調整部と、を備え、
    前記制御部は、前記原子炉圧力調整指令信号又は前記原子炉再循環流量調整指令信号のいずか一方を出力した後に予め定められた時間をおいて他方を出力することを特徴とする原子炉出力調整装置。
  2. 前記原子炉圧力調整部は、前記原子炉圧力調整開始時間及び前記圧力変動幅とともに、原子炉圧力の時間あたりの変動値を示す圧力変化率を調整することを特徴とする請求項1に記載の原子炉出力調整装置。
  3. 前記原子炉再循環流量調整部は、前記原子炉再循環流量調整開始時間及び前記流量変動幅ともに、時間あたりの流量変動値を示す流量変化率を調整することを特徴とする請求項1に記載の原子炉出力調整装置。
  4. 前記原子炉圧力調整部により調整する原子炉圧力調整開始時間、圧力変動幅、並びに圧力変化率を補正するとともに、前記原子炉再循環流量調整部により調整する原子炉再循環流量調整開始時間、流量変動幅、並びに流量変化率を補正する出力監視部をさらに設けたことを特徴とする請求項1ないし3のいずれか一項に記載の原子炉出力調整装置。
  5. 前記出力監視部は、負荷変動開始時の発電機出力及び原子炉出力の少なくとも一方に基づいて補正することを特徴とする請求項4に記載の原子炉出力調整装置。
  6. 前記出力監視部は、予め予測した発電機出力変動幅と実際の発電機出力変動幅との比に基づいて補正することを特徴とする請求項4に記載の原子炉出力調整装置。
  7. 中央給電指令所から出力された出力変更指令信号及び電力系統から出力された電力系統周波数信号の少なくとも一方から周波数の変動を検出する周波数変動検出工程と、
    前記周波数変動検出工程から得られた周波数変動検出信号が入力され、原子炉圧力を調整するための原子炉圧力調整指令信号、及び原子炉再循環流量を調整するための原子炉再循環流量調整指令信号を出力するように制御する制御工程と、
    前記原子炉圧力調整指令信号が入力されて原子炉圧力調整開始時間及び目標圧力値まで変動させる幅を示す圧力変動幅を調整する原子炉圧力調整工程と、
    前記原子炉再循環流量調整指令信号が入力されて原子炉再循環流量調整開始時間及び目標流量値まで変動させる幅を示す流量変動幅を調整する原子炉再循環流量調整工程と、を備え、
    前記制御工程は、前記原子炉圧力調整指令信号又は前記原子炉再循環流量調整指令信号のいずか一方を出力した後に予め定められた時間をおいて他方を出力することを特徴とする原子炉出力調整方法。
JP2015007973A 2015-01-19 2015-01-19 原子炉出力調整装置及び方法 Active JP6400490B2 (ja)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2015007973A JP6400490B2 (ja) 2015-01-19 2015-01-19 原子炉出力調整装置及び方法
EP15202601.9A EP3046111B1 (en) 2015-01-19 2015-12-23 Nuclear reactor power regulator and method
US14/979,674 US20160211037A1 (en) 2015-01-19 2015-12-28 Nuclear reactor power regulator and method

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2015007973A JP6400490B2 (ja) 2015-01-19 2015-01-19 原子炉出力調整装置及び方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2016133390A true JP2016133390A (ja) 2016-07-25
JP6400490B2 JP6400490B2 (ja) 2018-10-03

Family

ID=54979604

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2015007973A Active JP6400490B2 (ja) 2015-01-19 2015-01-19 原子炉出力調整装置及び方法

Country Status (3)

Country Link
US (1) US20160211037A1 (ja)
EP (1) EP3046111B1 (ja)
JP (1) JP6400490B2 (ja)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110534223A (zh) * 2019-08-26 2019-12-03 中广核陆丰核电有限公司 一种核电机组反应性计划管理方法
CN110826217B (zh) * 2019-11-01 2021-08-13 西安交通大学 一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法
CN114458398B (zh) * 2022-01-27 2023-11-03 中广核工程有限公司 汽轮机阀门的控制方法、装置、控制设备、汽轮机和介质

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5395492A (en) * 1976-12-03 1978-08-21 Gen Electric Method and device for following up load on nuclear reactor
JPS5643597A (en) * 1979-09-19 1981-04-22 Hitachi Ltd Nuclear reactor power conditioning device
JPS5784395A (en) * 1980-11-14 1982-05-26 Hitachi Ltd Turbin control device for atomic power plant
JPS6029699A (ja) * 1983-07-27 1985-02-15 株式会社日立製作所 再循環流量制御装置
JPS61159198A (ja) * 1984-12-30 1986-07-18 株式会社東芝 沸騰水型原子力発電プラントの負荷追従制御装置
JPS62105092A (ja) * 1985-10-31 1987-05-15 株式会社日立製作所 原子炉制御装置
JPS63121798A (ja) * 1986-11-10 1988-05-25 株式会社東芝 原子力プラントの負荷追従制御装置
JPS6461694A (en) * 1987-09-01 1989-03-08 Toshiba Corp Output control device for boiling water reactor
JPH01114797A (ja) * 1987-10-29 1989-05-08 Toshiba Corp 蒸気タービン速度制御装置
US20140314194A1 (en) * 2011-12-29 2014-10-23 Areva Np Control method for a pressurized water nuclear reactor

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3671390A (en) * 1969-02-14 1972-06-20 Gen Electric Fast initial response nuclear reactor control system

Patent Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5395492A (en) * 1976-12-03 1978-08-21 Gen Electric Method and device for following up load on nuclear reactor
US4150546A (en) * 1976-12-03 1979-04-24 General Electric Company Method and apparatus for load following with a single-cycle boiling moderator-coolant nuclear reactor
JPS5643597A (en) * 1979-09-19 1981-04-22 Hitachi Ltd Nuclear reactor power conditioning device
JPS5784395A (en) * 1980-11-14 1982-05-26 Hitachi Ltd Turbin control device for atomic power plant
JPS6029699A (ja) * 1983-07-27 1985-02-15 株式会社日立製作所 再循環流量制御装置
JPS61159198A (ja) * 1984-12-30 1986-07-18 株式会社東芝 沸騰水型原子力発電プラントの負荷追従制御装置
JPS62105092A (ja) * 1985-10-31 1987-05-15 株式会社日立製作所 原子炉制御装置
JPS63121798A (ja) * 1986-11-10 1988-05-25 株式会社東芝 原子力プラントの負荷追従制御装置
JPS6461694A (en) * 1987-09-01 1989-03-08 Toshiba Corp Output control device for boiling water reactor
JPH01114797A (ja) * 1987-10-29 1989-05-08 Toshiba Corp 蒸気タービン速度制御装置
US20140314194A1 (en) * 2011-12-29 2014-10-23 Areva Np Control method for a pressurized water nuclear reactor

Also Published As

Publication number Publication date
EP3046111B1 (en) 2018-08-29
JP6400490B2 (ja) 2018-10-03
EP3046111A1 (en) 2016-07-20
US20160211037A1 (en) 2016-07-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5916043B2 (ja) 湿分分離再加熱器を制御する方法及び装置
Tan Water level control for a nuclear steam generator
US20170104366A1 (en) Method and control device for controlling an electrical grid
JP2005226991A (ja) ドラム型ボイラのドラム水位制御方法及び装置
JP6400490B2 (ja) 原子炉出力調整装置及び方法
EP3263985B1 (en) System and method for drum level control with transient compensation
JP5772644B2 (ja) 蒸気圧力制御方法
EP3757355A1 (en) Control device for steam governing valve of power generation plant, and method for controlling steam governing valve of power generation plant
Hu et al. An active primary frequency regulation strategy for grid integrated wind farms based on model predictive control
Sattar et al. A predictive tool for power system operators to ensure frequency stability for power grids with renewable energy integration
CN104685426B (zh) 用于热电厂中的控制和故障分析的优化的方法
Vataman et al. Analysis of models of an automatic power control system for a pressurized water reactor in dynamic mode with a change in the static control program
JP6104907B2 (ja) 原子炉出力調整装置
JP7493921B2 (ja) 運転計画作成装置、およびプログラム
Liu et al. Mechanism and measurement of ultra-low-frequency oscillations in asynchronous networks
Wang et al. Mechanism research on active power fluctuation caused by steam turbine valve test
Nasirpour et al. Closed‐loop fast primary frequency‐response of type‐3 wind power plants in low inertia grids
Ponciroli et al. Definition of a Robust Supervisory Control Scheme for Sodium-Cooled Fast Reactors
Yoshida et al. Coordinated control of gas and steam turbines for efficient fast start-up of combined cycle power plants
KR20200098538A (ko) 원자로의 적어도 하나의 동작 파라미터의 적어도 하나의 임계값을 결정하기 위한 방법, 및 연관 컴퓨터 프로그램 및 전자 시스템
CN114096741B (zh) 启动控制装置、启动控制方法及程序
CN112832873B (zh) 参与电网调频的定压机组的控制方法及控制系统
Gopi et al. A robust decentralized controller design for interconnected power system with random load perturbations using SDO software
KR101275301B1 (ko) 증기우회제어계통의 자동 제어를 위한 압력치 설정신호의 출력제어장치 및 방법과 이를 따른 증기우회제어계통의 자동 제어장치 및 방법
Al-Kalbani et al. Load frequency control of a multi-area power system with PV penetration: PI and PID approach in presence of time delay

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20170807

A711 Notification of change in applicant

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A712

Effective date: 20171201

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A711

Effective date: 20171201

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20180405

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20180417

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20180807

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20180905

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 6400490

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150