JP4521367B2 - Reactor power control method and reactor plant - Google Patents
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Description
本発明は、原子炉の出力制御方法及び原子炉プラントに係り、特に自然循環型沸騰水型原子炉に適用するのに好適な原子炉の出力制御方法及び原子炉プラントに関する。 The present invention relates to a reactor power control method and a reactor plant, and more particularly to a reactor power control method and a reactor plant suitable for application to a natural circulation boiling water reactor.
従来の沸騰水型の原子力プラントは、原子炉出力を制御棒及び炉心流量によって制御している。制御棒は、ほう素などの中性子吸収能力の高い物質を含んでいる。ウランなど核分裂性物質を含む複数の燃料集合体が装荷された炉心内に制御棒を挿入し、また、そこから制御棒を引き抜くことによって、燃料棒に吸収される中性子数を変化させ、原子炉出力が制御される。炉心流量制御は、原子炉圧力容器に設置されたインターナルポンプまたは再循環系配管に設置された再循環ポンプを制御することによって、炉心に流入する冷却材流量（炉心流量）を制御する。炉心流量制御により、炉心内の蒸気と水の体積割合（ボイド率）が変化して原子炉出力が制御される。炉心内の蒸気量が増え水の割合が減る（ボイド率が増える）と、核分裂で発生した高エネルギーの高速中性子が水分子(主に水素原子)と衝突して減速する反応が減り、熱中性子数が減る。ウランと核分裂反応を起こす確率は、通常の軽水炉（例えば、沸騰水型原子炉）では高速中性子より熱中性子のほうが高い。このため、炉心のボイド率が増えると、原子炉出力は低下する。炉心流量を減らすとボイド率が増え、逆に炉心流量を増やすとボイド率が減るので、炉心流量を制御することによって原子炉出力を制御できる。 In a conventional boiling water nuclear power plant, the reactor power is controlled by a control rod and a core flow rate. The control rod contains a material having a high neutron absorption capability such as boron. A control rod is inserted into a core loaded with a plurality of fuel assemblies containing fissile material such as uranium, and the control rod is pulled out of the core to change the number of neutrons absorbed by the fuel rod. The output is controlled. The core flow rate control controls the coolant flow rate (core flow rate) flowing into the core by controlling the internal pump installed in the reactor pressure vessel or the recirculation pump installed in the recirculation system piping. By the core flow rate control, the volume ratio (void ratio) of steam and water in the core changes, and the reactor power is controlled. When the amount of steam in the core increases and the proportion of water decreases (the void ratio increases), the reaction of the high energy fast neutrons generated by fission colliding with water molecules (mainly hydrogen atoms) and slowing down decreases, and thermal neutrons The number decreases. The probability of a fission reaction with uranium is higher for thermal neutrons than for fast neutrons in ordinary light water reactors (eg, boiling water reactors). For this reason, when the void ratio of the core increases, the reactor power decreases. If the core flow rate is decreased, the void ratio increases. Conversely, if the core flow rate is increased, the void ratio decreases. Therefore, the reactor power can be controlled by controlling the core flow rate.
制御棒で制御できる中性子反応率（以後反応度とよぶ）は、炉心流量制御で制御できる反応度より大きい。しかしながら、制御棒制御は、制御棒を動かした炉心の局所的な位置の反応度を変化させるので、制御棒操作前後で炉心径方向や軸方向の出力分布が比較的大きく変化する。それに対して炉心流量制御はボイド率の変化が炉心全体に及ぶので、炉心の半径方向及び軸方向における出力分布の変化は比較的少ない。この特性を利用して、沸騰水型原子炉の起動時には、原子炉熱出力が定格出力の約７０％に達するまでは制御棒で原子炉出力を制御し、それ以上の出力領域では、炉心流量制御で原子炉出力を制御する。具体的には、炉心流量を増やして炉心ボイド率を減少させて原子炉出力を増加させる。原子炉出力が高い領域では、限界出力や最大線出力密度等の熱的制約条件に対する余裕が減少してくるので、出力分布形状の変化が少ない炉心流量制御を利用することによって、安全かつ高速で原子炉出力を定格出力（１００％原子力出力）まで上昇できる利点がある。 The neutron reaction rate (hereinafter referred to as reactivity) that can be controlled by the control rod is greater than the reactivity that can be controlled by core flow rate control. However, since the control rod control changes the reactivity of the local position of the core where the control rod is moved, the power distribution in the core radial direction and the axial direction changes relatively greatly before and after the control rod operation. On the other hand, in the core flow rate control, since the change in the void ratio reaches the entire core, the change in the power distribution in the radial direction and the axial direction of the core is relatively small. Using this characteristic, at the start of the boiling water reactor, the reactor power is controlled by the control rod until the reactor thermal power reaches approximately 70% of the rated power. Reactor power is controlled by control. Specifically, the reactor power is increased by increasing the core flow rate and decreasing the core void ratio. In the region where the reactor power is high, margins for thermal constraints such as the limit power and maximum linear power density are reduced, so by using the core flow control with little change in the power distribution shape, it is safe and fast. There is an advantage that the reactor power can be increased to the rated power (100% nuclear power).
原子炉出力を制御する他の手法としては、特許文献１に記載された、原子炉に供給する冷却材の温度（給水温度）を制御する方法がある。具体的には、給水温度制御装置によって給水温度を調節し、原子炉出力を制御する。 As another method for controlling the reactor power, there is a method described in Patent Document 1 for controlling the temperature of the coolant supplied to the reactor (feed water temperature). Specifically, the feed water temperature is adjusted by the feed water temperature control device to control the reactor output.
経済性の高い原子炉として、自然循環の冷却材で炉心を冷却する自然循環型沸騰水型原子炉が開発されている。再循環ポンプ及びインターナルポンプといった設備、更にはそれを制御する制御装置が不要であり、コンパクトな原子炉を実現できる。ところで、自然循環型沸騰水炉の起動操作を考えると、従来の強制循環型沸騰水炉で実施していた炉心流量制御ができないため、定格出力までの原子炉出力の上昇は、制御棒制御で行うことになる。制御棒操作では炉心半径方向及び軸方向の出力分布変化が比較的大きく、また起動途中では高出力領域の出力を抑えるキセノン及びサマリウムの蓄積が少ないので、起動途中で炉心径方向及び軸方向における出力ピーキングが定格出力時より大きくなる場合がある。その結果、限界出力及び最大線出力密度等の熱的制約により、起動途中で制御棒操作ができなくなる可能性がある。このような場合には、キセノン及びサマリウムが蓄積して出力ピーキングが低下するまで制御棒操作を停止して待つか、制御棒引き抜き手順を変更して出力ピーキングが過大とならない引き抜き手順に変更する必要がある。いずれにしても一旦起動操作を停止するので、原子炉起動時間が増加し、原子炉の稼働率が低下する課題があった。 As a highly economical nuclear reactor, a natural circulation boiling water reactor has been developed that cools the core with a natural circulation coolant. Equipment such as a recirculation pump and an internal pump, and a control device for controlling the equipment are unnecessary, and a compact nuclear reactor can be realized. By the way, considering the start-up operation of a natural circulation boiling water reactor, the core flow rate control that was performed in the conventional forced circulation boiling water reactor cannot be performed. Will do. In control rod operation, the power distribution changes in the core radial direction and axial direction are relatively large, and the accumulation of xenon and samarium, which suppresses the output in the high output region during startup, is small, so the power in the core radial direction and axial direction during startup Peaking may be larger than at rated output. As a result, there is a possibility that the control rod cannot be operated during the start-up due to thermal constraints such as limit output and maximum line output density. In such a case, it is necessary to stop and wait for the control rod operation until xenon and samarium accumulate and the output peaking decreases, or change the extraction procedure so that the output peaking does not become excessive by changing the control rod extraction procedure. There is. In any case, since the start-up operation is once stopped, there is a problem that the reactor start-up time increases and the operation rate of the reactor decreases.
本発明の目的は、原子炉出力を設定出力まで上昇させる期間を短縮できる原子炉の出力制御方法及び原子炉プラントを提供することにある。 An object of the present invention is to provide a reactor power control method and a reactor plant capable of shortening a period during which the reactor power is increased to a set power.
上記目的を達成するため本発明の特徴は、原子炉出力を設定出力まで上昇させる原子炉起動時の一部の期間において、原子炉に供給する給水の第１温度を、前記設定出力時で前記原子炉に供給する前記給水の第２温度よりも高くなるように制御することにある。このような制御により、原子炉出力を設定出力（例えば、定格出力）まで上昇させる原子炉起動時の期間を短縮することができる。 In order to achieve the above object, a feature of the present invention is that the first temperature of the feed water supplied to the reactor is set at the set output at a part of the period when the reactor is started to increase the reactor output to the set output. The purpose is to control the feed water supplied to the nuclear reactor to be higher than the second temperature. By such control, it is possible to shorten the period at the time of starting the reactor in which the reactor power is increased to the set power (for example, the rated power).
好ましくは、給水の第１温度は、設定出力に近づくにつれて第２温度まで低下させる。また、上記した特徴的な給水温度制御を自然循環型原子炉に適用することによって、自然循環型原子炉の起動時の期間を短縮できる。 Preferably, the first temperature of the water supply is lowered to the second temperature as it approaches the set output. In addition, by applying the above-described characteristic feed water temperature control to a natural circulation reactor, the period of startup of the natural circulation reactor can be shortened.
本発明によれば、原子炉出力を設定出力まで上昇させる起動時の期間を短縮できる。 ADVANTAGE OF THE INVENTION According to this invention, the period at the time of starting to raise a reactor output to setting power can be shortened.
本発明の実施例を以下に説明する。
（実施例１）
本発明の好適な一実施例である原子炉出力制御装置を備えた自然循環型沸騰水型原子炉発電システムを、図１を用いて説明する。
Examples of the present invention will be described below.
Example 1
A natural circulation boiling water reactor power generation system equipped with a reactor power control apparatus according to a preferred embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
自然循環型沸騰水型原子炉発電システムは、原子炉１，高圧タービン１４，低圧タービン１５，復水器１７及び発電機１６を備える。多数の燃料集合体が装荷された炉心２が、原子炉１内に設けられる。原子炉出力は、中性子吸収材を含んだ制御棒４を炉心２に挿入し、あるいは制御棒４を炉心２から引き抜くことによって制御される。制御棒４は、電動モータ（あるいは水圧駆動機構）を有する制御棒駆動装置５によって炉心２の高さ方向に移動される。
The natural circulation boiling water reactor power generation system includes a nuclear reactor 1, a
原子炉１の上部に接続された主蒸気配管１０が、高圧タービン１４及び低圧タービン
１５に接続されている。炉心２で発生した蒸気は、主蒸気配管１０を経て高圧タービン
１４及び低圧タービン１５に導かれてこれらのタービンを回転させる。これらのタービンの回転によって発電機が回転され、発電が行われる。低圧タービン１５から排出された蒸気は、復水器１７において伝熱管内を流れる海水によって水に凝縮される。復水器１７から排出される凝縮水は、低圧給水加熱器１８で加熱され、給水ポンプ１９で昇圧されて、高圧給水加熱器２０で加熱された後、給水配管２３を通して原子炉１内に戻される。電動弁であるタービン蒸気流量調整弁１２が主蒸気配管１０に設置され、電動弁のタービンバイパス弁２７が主蒸気配管１０に接続された抽気管２５に設置されている。これらの弁の開度を調節することで、タービン１４，１５に供給される蒸気流量を制御できる。タービンバイパス弁２７を通過した蒸気は抽気管２５を、高圧タービン１４で抽気された蒸気は、抽気管２６を通って低圧給水加熱器１８に導かれ、給水を加熱する。給水を加熱したそれらの蒸気は、復水器１７で水に凝縮される。また、主蒸気配管１０には、原子炉圧力及び発電機出力の制御に用いられる蒸気圧力及び蒸気流量を検出する圧力検出器２１及び蒸気流量検出器１３が設置されている。さらに、本実施例では、給水温度を制御する手段としての抽気流量調整弁（電動弁）１１が、主蒸気配管１０に接続された抽気管２４に設置されている。主蒸気配管１０から抽気されて抽気流量調整弁１１を通過した蒸気は、高圧給水加熱器２０に導かれ、給水を加熱する。また、給水配管２３には温度計測器２２が設置されている。
A
本実施例の原子炉出力制御装置は、出力制御装置４０，給水温度制御装置３１，タービン制御装置３０及び制御棒駆動制御装置６を備えている。出力制御装置４０は、スイッチ及びキーボード，タッチパネルなどを含み、運転員が指示情報を入力できる入力部４１と、運転員に対して情報を表示するメーター及びディスプレイ装置を含む出力部４４を有する。出力部４４は、更にハードディスク等の電子記録媒体に情報を出力するインターフェースを有する。出力制御装置４０は、制御棒駆動制御装置６，タービン制御装置３０及び給水温度制御装置３１に接続されている。
The reactor power control device of this embodiment includes a
出力制御装置４０から制御棒駆動制御装置６へは、操作する制御棒の炉心の半径方向における位置情報、及び制御棒の挿入情報（または制御棒の引き抜き情報）を含む制御棒操作開始指令４５が伝えられる。制御棒操作開始指令４５を入力した制御棒駆動制御装置６は、予め入力されている制御棒操作手順に従って複数の制御棒駆動装置５のうち指定された位置にある該当する制御駆動装置５を駆動させ、これにより制御棒４を操作する。制御棒の挿入位置情報４７が、当該制御棒駆動装置５から制御棒駆動制御装置６に入力される。制御棒駆動制御装置６は、指示された制御棒の操作が完了したことを示す操作完了信号４８を出力制御装置４０に伝える。また、制御棒駆動制御装置６は、何らかの理由で指示された制御棒駆動装置５の操作ができない場合には、その旨を示す信号を出力制御装置
４０に伝える。
From the
出力制御装置４０は、タービン制御装置３０に対して負荷設定値６０を入力する。負荷設定値６０を入力したタービン制御装置３０は、計測された発電機出力計測値６３，圧力検出器２１で計測された圧力信号６２，タービン蒸気流量調整弁１２及びタービンバイパス弁２７の各開度情報６１に基づいて、タービン蒸気流量調整弁１２及びタービンバイパス弁２７の各開度を制御する。
The
出力制御装置４０は、給水温度目標値（あるいは給水温度設定値）５０を給水温度制御装置３１に出力する。給水温度制御装置３１は、温度計測器２２で計測された給水温度計測値５２を入力し、この給水温度計測値５２及び給水温度目標値５０に基づいて得られる抽気流量弁開度信号５１により抽気流量調整弁１１の開度を調整する。この開度調節により給水温度が制御される。給水温度制御装置３１は、出力制御装置４０に給水温度情報
５３を伝える。
The
出力制御装置４０，給水温度制御装置３１，タービン制御装置３０及び制御棒駆動制御装置６のそれぞれの具体的な構成を、図２を用いて説明する。出力制御装置４０は、運転員の操作により原子炉を操作する手動制御モードと、運転状態目標値を設定すると制御機器を制御して自動的に原子炉出力を制御する自動制御モードを設定できる。出力制御装置４０は、負荷設定に応じてタービン流量調整弁開度及びタービンバイパス弁開度を調節するタービン制御装置３０，制御棒の引き抜き／挿入を実施する制御棒駆動制御装置６、及び給水温度を制御する給水温度制御装置３１を各々独立に制御指令及び制御情報を出力することができる。
Specific configurations of the
タービン制御装置３０は、負荷設定に応じてタービン流量調整弁１２の弁開度及びタービンバイパス弁２７の弁開度を調節する。タービン１４，１５が作動せず発電機１６が電気出力を出していない領域では、タービン制御装置３０は機能しない。発電機１６が電気出力を出している領域では、手動モードを選択した場合、出力制御装置４０は、タービン制御装置３０に発電機負荷を入力する。タービン制御装置３０は、発電機出力が負荷設定値に対応するように、タービン流量調整弁１２の開度及びタービンバイパス弁２７の開度を調節する。負荷設定値６０及び原子炉圧力に応じてタービン流量調整弁１２の開度やタービンバイパス弁２７の開度を調節する制御機器およびロジックは、タービン制御装置
３０に組み込まれている。自動モードでは、一定値だけでなく時間的に変化する発電機負荷設定値を入力でき、負荷追従運転などの時間的に変化する負荷設定値に追従した制御が可能になる。
The
制御棒駆動制御装置６は、手動，半自動，自動の３モードの制御モードに対応が可能である。これらの制御モードは出力制御装置４０から設定できる。手動制御モードでは、運転員が入力部４１にて操作制御棒を選択し、入力部４１に設けられた制御棒引き抜き（あるいは挿入）のスイッチを押す。この操作に基づいて出力制御装置４０で発生した制御棒操作指令は、制御棒駆動制御装置６及び制御棒操作監視系３３に入力される。制御棒操作監視系３３は、選択した制御棒が予め入力した制御棒操作シーケンスと合致しているか、制御棒操作後に熱的制限値を超える可能性がないか、中性子束や原子炉ペリオドが制限値を越えていないか等の判定を行う。制御棒操作監視系３３は、それらの判定結果のいずれかが「規準を満足しない」との判定である場合には、制御棒駆動制御装置６にその判定結果を示す情報を出力する。この場合には、制御棒駆動制御装置６は、出力制御装置４０から出力された制御棒操作指令に基づく制御棒操作を行わない。
The control rod
半自動制御モードは、制御棒駆動制御装置６が、操作する制御棒の選定を制御棒操作シーケンスに基づいて自動的に行うこと以外は、前述の手動制御モードと同じである。自動制御モードでは、制御棒駆動制御装置６は、出力制御装置４０に組みこまれた制御棒自動制御ロジックに基づいて、目標に到達するように、操作制御棒と制御棒操作タイミングを自動的に判定して制御棒を操作する。このときも、手動制御及び半自動制御時と同様に、制御棒操作監視系３３が制御棒操作を監視している。制御棒操作監視系３３は、「規準を満足しない」と判定した場合には、制御棒駆動制御装置６に制御棒操作停止信号を出力する。また、中性子束検出器及びプロセス計算機を含む原子炉状態監視系３４が出力制御装置４０に接続されている。原子炉状態監視系３４は、制御棒駆動制御装置６の自動モードの制御が不適切と判断した場合には、制御棒駆動制御装置６を自動制御モードから手動制御モードに切り替える機能を有する。
The semi-automatic control mode is the same as the above-described manual control mode except that the control rod
給水温度制御装置３１及びタービン制御装置３０は、図２に示すように、手動制御モード及び自動制御モードの各制御モードを有し、これらの制御モードをＯＦＦにする機能も有する。
As shown in FIG. 2, the feed water
従来技術では原子炉起動時に給水温度を制御していないが、それは本実施例における給水温度制御装置３１の機能をＯＦＦにした場合と同じことになる。給水温度制御装置３１の機能をＯＦＦにすると、原子炉１に供給される給水は、タービン制御装置３０で制御されたタービン流量及びタービンバイパス流量に基づいて給水加熱器で加熱され、熱バランスから求まる温度となる。
In the prior art, the feed water temperature is not controlled when the reactor is started, but this is the same as when the function of the feed water
図３は、給水温度制御装置３１の制御ロジックの一例を示したものである。給水温度制御装置３１は、進み補償回路９２，加算器９３，上下限リミッタ９４，進み遅れ補償回路９５，変換器９６及び上下限リミッタ９４を有する。給水温度設定値（目標値）が入力部４１から出力制御装置４０に入力される。出力制御装置４０は給水温度目標値５０を給水温度制御装置３１に出力する。給水温度制御装置３１は、温度計測器２２で計測された給水温度計測値５２を入力する。給水温度制御装置３１は、進み補償回路９２で給水温度計測値５２に計測遅れ時間の補償を行って得られた信号と、給水温度目標値５０との偏差信号を加算器９３にて得る。この偏差信号は、上下限リミッタ９４を通過し、進み遅れ補償回路９５で補償されて変換器９６で抽気流量制御弁開度信号９８に変換される。抽気流量制御弁開度信号９８に基づいて、抽気流量調整弁１１の開度が制御される。手動制御の場合には、給水温度目標値５０は、運転員によって入力部４１から入力されて出力制御装置４０に設定される。自動制御の場合には、出力制御装置４０が、組み込まれた給水温度制御ロジックにより、目標発電機出力に対応した給水温度目標値５０を計算して求め、この給水温度目標値５０を給水温度制御装置３１に出力する。自動制御の場合には、出力制御装置４０は、出力部４３に計算で得られた給水温度目標値５０を出力する。この給水温度目標値５０は出力部４３の表示装置に表示される。手動制御時において、運転員は、自動制御時の給水温度目標値５０を参考として給水温度目標値を入力することが可能である。本実施例は、そのような給水温度制御を実施する場合において、出力制御装置４０が、給水温度を指標とし、さらに手動制御及び自動制御で同じ指標（給水温度目標値）で原子炉出力を制御するので、運転員にとって、例えば、抽気流量調整弁開度を指標とするよりも、自然循環炉の運転を容易に行える利点を有する。
FIG. 3 shows an example of the control logic of the feed water
本実施例における原子炉起動時での給水温度制御を、図４を用いて説明する。図４において、横軸は原子炉１において発生する主蒸気流量（％）でほぼ原子炉出力（％）に対応し、縦軸は定格出力時の給水温度を規準とした規格された給水温度である。沸騰水型原子炉の定格圧力（約７ＭＰａ）の飽和温度は約２８７℃であり、定格出力時の給水温度はプラント毎に異なるが１８０℃から２２０℃程度である。原子炉起動時とは、原子炉出力を０％から１００％（定格出力）まで上昇させる原子炉の運転である。 The feed water temperature control at the time of reactor activation in the present embodiment will be described with reference to FIG. In FIG. 4, the horizontal axis is the main steam flow rate (%) generated in the reactor 1 and substantially corresponds to the reactor power (%), and the vertical axis is the standard feed water temperature based on the feed water temperature at the rated output. is there. The saturation temperature of the rated pressure (about 7 MPa) of the boiling water reactor is about 287 ° C., and the feed water temperature at the rated output varies from plant to plant, but is about 180 to 220 ° C. Reactor start-up is the operation of the reactor that raises the reactor power from 0% to 100% (rated power).
点ａ，ｂ，ｃ，ｄを通る点線８０は、熱バランスから決まる給水温度制御を実施しない従来の起動時での主蒸気流量と給水温度の概略特性を示している。発電機で電気出力を発生する発電機出力制御領域では、給水温度は主蒸気流量の増加、すなわち原子炉出力増加に伴って増加する。したがって起動時に原子炉出力を増加させていくと、給水温度は点ａ→点ｂ→点ｃ→点ｄのように変化し、定格出力で最高温度に達する。一方、本実施例では、原子炉起動時における給水温度を点ａ，ｅ，ｆ，ｇ，ｄを通る実線８１のように制御し、制御棒で出力を制御する発電機出力領域（出力約８５％以下）では、給水温度を定格出力時の給水温度より高くかつ飽和温度以下に制御する。点ｇ以降は制御棒の操作を停止し、給水温度を低下させ炉心のボイド率を減少させることによって原子炉出力を増加させることができる。原子炉の起動時に給水温度制御を実施すると、炉心流量制御と同様に炉心全体のボイド率が変化するので、制御棒制御と異なり出力を増加させた時に局所的な径方向出力分布や軸方向出力分布の変化が少ない。この結果、制御棒操作時に懸念される限界出力や最大線出力密度等の制約によって起動途中で制御棒操作ができなくなることがなくなり、原子炉起動時間の短縮，稼働率の向上が図れる。 A dotted line 80 passing through the points a, b, c, and d shows the general characteristics of the main steam flow rate and the feed water temperature at the time of conventional startup where the feed water temperature control determined from the heat balance is not performed. In the generator output control region in which the generator generates electrical output, the feed water temperature increases as the main steam flow rate increases, that is, the reactor output increases. Therefore, if the reactor power is increased at the time of start-up, the feed water temperature changes from point a → point b → point c → point d and reaches the maximum temperature at the rated output. On the other hand, in this embodiment, the temperature of the feed water at the time of starting up the reactor is controlled as indicated by the solid line 81 passing through points a, e, f, g, and d, and the generator output region (output of about 85) is controlled by the control rod. %), The feed water temperature is controlled to be higher than the feed water temperature at the rated output and below the saturation temperature. After the point g, the operation of the control rod is stopped, and the reactor power can be increased by lowering the feed water temperature and decreasing the void ratio of the core. When the feedwater temperature control is performed at the time of reactor startup, the void ratio of the entire core changes as in the core flow rate control.Therefore, when the output is increased unlike the control rod control, the local radial output distribution and axial output Little change in distribution. As a result, control rod operation can no longer be disabled during start-up due to limitations such as limit power and maximum linear power density that are a concern during control rod operation, and the reactor start-up time can be shortened and the operating rate can be improved.
従来の強制循環型沸騰水炉では、給水温度を高くすると再循環ポンプ及びインターナルポンプの回転翼部分でキャビテーションが発生しやすくなり、ポンプ効率が低下したり、回転翼の健全性を損なうおそれがあった。自然循環型沸騰水炉には再循環ポンプ及びインターナルポンプ等の強制循環機器がないので上記キャビテーションの制約に縛られることなく給水温度を高く制御できる。 In conventional forced circulation boiling water reactors, if the feed water temperature is raised, cavitation tends to occur in the recirculation pump and internal pump rotor blades, which may reduce pump efficiency and impair the health of the rotor blades. there were. Since the natural circulation boiling water reactor does not have forced circulation equipment such as a recirculation pump and an internal pump, the feed water temperature can be controlled to be high without being restricted by the cavitation restrictions.
本実施例の上記した例では発電機出力制御領域初期（点ａ：原子炉出力約１０％）から給水温度を制御したが、本実施例において点ａ，ｂ，ｃ，ｆ，ｇ，ｄで示した線８２のような給水温度制御も可能である。この給水温度制御では発電機出力制御における制御棒操作の途中（点ｃ）までは給水温度制御をＯＦＦにし、点ｃで一旦制御棒操作を停止して給水温度制御を実施して給水温度を高くし（点ｆ）、再び制御棒操作を開始して点ｇに至る。点ｇからは制御棒操作を停止し、給水温度を低下させて定格出力（点ｄ）に到達させる。このように、本実施例では、制御棒制御と独立して給水温度制御を行い、原子炉出力を制御することができる。 In the above-described example of this embodiment, the feed water temperature is controlled from the initial stage of the generator output control region (point a: reactor output of about 10%). In this embodiment, at the points a, b, c, f, g, and d. A feed water temperature control such as the line 82 shown is also possible. In this feed water temperature control, the feed water temperature control is turned off until the middle of the control rod operation (point c) in the generator output control, the control rod operation is temporarily stopped at the point c, and the feed water temperature control is performed to increase the feed water temperature. (Point f), the control rod operation is started again to reach point g. From point g, the control rod operation is stopped and the feed water temperature is lowered to reach the rated output (point d). Thus, in this embodiment, the feed water temperature control can be performed independently of the control rod control, and the reactor power can be controlled.
出力制御装置４０は、自動制御モードが設定されたとき、点ａ，ｅ，ｆ，ｇ，ｄを通る実線８１で示された給水温度目標値５０を給水温度制御装置３１に出力する。給水温度制御装置３１は、原子炉の起動時において、図４に示すその給水温度目標値５０と給水温度計測値５２とに基づいて作成した抽気流量制御弁開度信号９８により、抽気流量調整弁
１１の開度を制御する。これにより、原子炉起動時における給水温度は、点ａ→点ｅ→点ｆ→点ｇ→点ｄのように変化する。また、出力制御装置４０は、入力部４１からの入力情報に基づいて手動制御モードが設定されたとき、運転員が入力部４１から入力した点ａ，ｂ，ｃ，ｆ，ｇ，ｄ（実線８２）の情報に基づいて給水温度目標値５０を給水温度制御装置３１に出力する。これにより、線８２で示す給水温度制御を実現できる。出力制御装置４０は、出力制御装置４０のメモリ（図示せず）に実線８１の各点ａ，ｅ，ｆ，ｇ，ｄで示される給水温度目標値（または実線８２の各点ａ，ｂ，ｃ，ｆ，ｇ，ｄで示される給水温度目標値）５０を記憶しており、自動制御モードが設定されたときにそれらの給水温度目標値５０をメモリから読み出して給水温度制御装置３１に出力するようにしてもよい。
When the automatic control mode is set, the
出力制御装置４０に組み込まれた原子炉出力制御の手動制御モード及び自動制御モードの構成の一例を、図５を用いて説明する。発電機出力はタービン制御装置によって制御されるが、原子炉出力制御は制御棒及び給水温度の制御によって行われる。手動制御モードには、制御棒制御モードと給水温度制御モードがあり、運転員は入力部４１からそれらの制御モードを選択できる。手動制御モードにおいて、制御棒制御モードが選択された場合には運転員が入力部４１より出力制御装置４０に操作制御棒位置及び操作タイミングの各情報を入力する。制御棒駆動制御装置６は、出力制御装置４０からそれらの情報に基づいて該当する制御棒の操作を行う。手動制御モードにおいて、給水温度制御モードが選択された場合には運転員が入力部４１より出力制御装置４０に給水温度目標値を入力する。給水温度制御装置３１は、出力制御装置４０からその目標値に基づいて給水温度制御を行う。
An example of the configuration of the manual control mode and the automatic control mode of the reactor power control incorporated in the
出力制御装置４０での原子炉出力制御の自動制御モードは、図５に示した、機能の異なる６モードを含んでいる。臨界制御モードは、出力制御装置４０からの指令に基づいて制御棒駆動制御装置６が、制御棒全挿入状態から臨界までの制御棒引き抜き操作を自動的に実施するモードである。原子炉ペリオドが許容値以下になるように制御棒が操作される。このモードでの原子炉出力は非常に低レベルである。昇温昇圧制御モードは、出力制御装置４０からの指令に基づいて制御棒駆動制御装置６が、臨界から定格圧力到達までの制御棒引き抜き操作を自動的に実施するモードである。炉水温度変化率が目標変化率に一致するように制御棒の引き抜き操作が行われる。そのモードにおける原子炉出力は、通常、定格出力の３％以下である。原子炉出力制御モードは、出力制御装置４０からの指令に基づいて制御棒駆動制御装置６が、制御棒４を引き抜いて定格圧力到達後に発電機を併入するまで原子炉出力を増加させるモードである。原子炉熱出力変化率が目標値に一致するように制御棒４の引き抜き操作を行う。このモードにおける原子炉出力は定格出力の約１０％以下である。発電機出力制御棒制御モードは、発電機併入後、発電機出力変化率が目標値に一致するように制御棒駆動制御装置６により制御棒４の引き抜き操作を行うモードである。未臨界制御モードは、制御棒駆動制御装置６によって出力運転状態から制御棒４を挿入し、原子炉を未臨界にするモードである。以上のモードは、全て、制御棒操作で原子炉出力を制御する。
The automatic control mode of reactor power control in the
発電機出力給水温度制御モードは、発電機出力計測値６３に基づいた給水温度制御によって原子炉出力を自動的に制御するモードである。出力制御装置４０が発電機出力給水温度制御モードを有していることが本実施例の特徴の一つである。給水温度制御装置３１及び制御棒駆動制御装置６はそれぞれ独立に機能するので、例えば、制御棒操作を自動制御モードで実施しているときに給水温度制御を手動モードで行うことも可能である。
The generator output feed water temperature control mode is a mode in which the reactor output is automatically controlled by feed water temperature control based on the generator
上記した発電機出力給水温度制御モードにおいて給水温度制御装置３１で用いられる給水温度目標値５０を発電機出力目標値１００及び発電機出力計測値６３に基づいて作成するロジックの一例を、図６を用いて説明する。このロジックは、出力制御装置４０に組み込まれている。出力制御装置４０は、発電機出力給水温度制御モードでの給水温度目標値５０を作成する構成として、図６に示すように、加算器１０２，上下限リミッタ１０３，比例回路１０４，積分回路１０５，変換器１０６及び上下限リミッタ１０７を有する。出力制御装置４０は、発電機出力目標値１００と発電機出力計測値１０１との偏差信号を加算器１０２で得る。この偏差信号は、上下限リミッタ１０３を通過し、比例回路１０４及び積分回路１０５にそれぞれ入力される。比例回路１０４及び積分回路１０５の各出力信号に基づいて変換器１０６により給水温度目標値５０が作成される。給水温度制御装置
３１は、この給水温度目標値５０を用いて発電機出力給水温度制御モードでの給水温度制御を行う。図６の制御ロジックを出力制御装置４０に組み込むことによって、手動制御モードでも自動制御モードでも、同じ給水温度制御装置３１で給水温度制御を行うことができる。また、制御棒制御モードと給水温度制御モードのいずれでも、原子炉出力を手動で制御する場合と自動で制御する場合の制御指標が同じであるため、運転員が原子炉を運転しやすい利点を有する。
FIG. 6 shows an example of logic for creating the feed water
本実施例によれば、原子炉出力を定格出力（設定出力）まで上昇させる原子炉起動時の一部の期間において、原子炉１に供給する給水の第１温度（例えば、点ｅ，ｆ，ｇでの給水温度）を、定格出力時で原子炉１に供給する給水の第２温度（例えば、点ｄでの給水温度）よりも高くなるように制御しているので、原子炉出力を定格出力まで上昇させる原子炉起動時の期間を短縮することができる。特に、自然循環型沸騰水型原子炉では、炉心２に冷却材を供給するポンプが設けられていないため、給水温度を高く制御できる。 According to the present embodiment, the first temperature of the feed water supplied to the reactor 1 (for example, points e, f, and so on) during a part of the period when the reactor is started to increase the reactor power to the rated power (set power). The feed water temperature at g) is controlled to be higher than the second temperature of the feed water supplied to the reactor 1 at the rated output (for example, the feed water temperature at the point d). The period at which the reactor is started up to increase the output can be shortened. In particular, in the natural circulation boiling water reactor, the pump for supplying the coolant to the core 2 is not provided, so that the feed water temperature can be controlled high.
また、本実施例では、原子炉起動時において制御棒操作を停止した後に、給水の第１温度を第２温度まで減少させるため、原子炉１に供給される給水の温度低下により炉心２内のボイドがつぶれ、原子炉出力を増加させることができる。 Further, in this embodiment, after the control rod operation is stopped at the time of starting up the reactor, the first temperature of the feed water is decreased to the second temperature, so that the temperature in the core 2 is reduced due to the temperature drop of the feed water supplied to the reactor 1. The void collapses and the reactor power can be increased.
本発明によれば、原子力発電プラントの出力制御装置の一機能として、給水温度目標値を入力して給水温度を制御する手段を設けることで、自然循環型沸騰水炉を短時間で起動することができ、経済性を向上できる。出力制御装置から給水温度目標値を入力する本発明の方法は、原子炉出力を手動で制御する場合と自動で制御する場合の制御指標が同じであるため、運転員が原子炉を運転しやすい利点をもつ。
（実施例２）
以上の実施例は、自然循環型沸騰水炉を対象としたが、本発明は強制循環型沸騰水型原子炉に適用することも可能である。
According to the present invention, as a function of an output control device of a nuclear power plant, by providing a means for controlling a feed water temperature by inputting a feed water temperature target value, a natural circulation boiling water reactor can be started in a short time. Can improve economy. In the method of the present invention in which the feed water temperature target value is input from the output control device, the control index is the same when manually controlling the reactor output and when controlling the reactor automatically, so that the operator can easily operate the reactor. Has advantages.
(Example 2)
Although the above embodiment is directed to a natural circulation boiling water reactor, the present invention can also be applied to a forced circulation boiling water reactor.
本発明の他の実施例である原子炉出力制御装置を備えた強制循環型沸騰水型原子炉発電システムを、図７を用いて説明する。本実施例において、図１に示す実施例と同じ構成には同じ符号を付している。強制循環型沸騰水炉発電システムは、原子炉１に冷却材を強制循環させるインターナルポンプ７０が設けられている点で、図１に示す自然循環型沸騰水炉発電システムと異なっている。本実施例の原子炉出力制御装置は、インターナルポンプ７０の回転数を制御する炉心流量制御装置７１を図１に示す原子炉出力制御装置に付加した構成を有する。インターナルポンプ７０の回転数を制御することによって、炉心２に供給する炉心流量を制御できる。この原子炉出力制御装置は、出力制御装置４０，制御棒駆動制御装置６，タービン制御装置３０及び給水温度制御装置３１も含んでいる。炉心流量制御装置７１は出力制御装置４０に接続される。
A forced circulation boiling water reactor power generation system equipped with a reactor power control apparatus according to another embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In this embodiment, the same components as those in the embodiment shown in FIG. The forced circulation boiling water reactor power generation system is different from the natural circulation boiling water reactor power generation system shown in FIG. 1 in that an
出力制御装置４０は、入力部４１から手動制御モード及び自動制御モードの区分情報、及び炉心流量設定値７２を入力される。出力制御装置４０は、炉心流量制御装置７１に炉心流量設定値７２を出力する。炉心流量制御装置７１は、炉心流量設定値７２に基づいてインターナルポンプ７０の回転数を制御する。
The
本実施例においては、原子炉起動時の原子炉出力制御には制御棒制御及び再循環流量制御を使用する。原子炉起動時には給水温度制御装置３１はＯＦＦになっている。給水温度制御装置３１は、燃焼反応度の補償に利用される。原子炉は燃料集合体内の核分裂性物質の燃焼がすすむと反応度が低下し、制御棒４を引き抜くか、炉心ボイド率を低下させて減少した反応度を補償する必要がある。本実施例では、燃焼反応度の補償を炉心流量制御装置７１及び給水温度制御装置３１の制御により実施する。具体的には、炉心流量制御装置７１によって炉心流量を増加させるとともに、給水温度制御装置３１によって給水温度を通常運転時より低下させる。このとき、給水温度制御装置３１は、出力制御装置４０から給水温度目標値を入力し、この給水温度目標値を実現するように抽気流量制御弁１１の開度を制御する。この制御によって、原子炉出力を制御する。
In the present embodiment, control rod control and recirculation flow rate control are used for reactor power control when the reactor is started. At the time of starting the reactor, the feed water
本実施例に設けられた出力制御装置４０に組み込まれた原子炉出力制御の手動制御モード及び自動制御モードの一例を、図８を用いて説明する。これらの制御モードは、図１の実施例における図５に示す制御モードに、手動制御モードとして炉心流量制御モードを、自動出力制御モードとして発電機出力流量制御モードを、それぞれ付加したものである。制御棒，給水温度及び炉心流量は、それぞれ独立した制御装置で制御しているため、各々独立に制御できる。
An example of the manual control mode and the automatic control mode of the reactor power control incorporated in the
本実施例では、起動操作時以降の運転期間中における反応度制御を、炉心流量制御及び給水温度制御によって行うので、制御棒操作が減少もしくは不要となり燃料経済性を向上できる。また、制御棒操作を実施する場合でも、炉心流量制御及び給水温度制御を組み合わせることで制御できる反応度が増加し、燃料の取り出し燃焼度を増加させたり、原子炉出力を増加させたりして燃料経済性を向上させることができる。この出力制御装置においても、原子炉出力を手動で制御する場合と自動で制御する場合の制御指標が同じであるため、運転員が原子炉を運転しやすい利点を有する。 In this embodiment, since the reactivity control during the operation period after the start operation is performed by the core flow rate control and the feed water temperature control, the control rod operation is reduced or unnecessary, and the fuel economy can be improved. Even when control rod operation is performed, the reactivity that can be controlled by combining the core flow rate control and the feed water temperature control is increased, fuel removal is increased, and the reactor power is increased to increase the fuel output. Economic efficiency can be improved. This power control device also has the advantage that it is easy for the operator to operate the reactor because the control indices for controlling the reactor power manually and automatically are the same.
本実施例は、前述した実施例と同様に、原子炉出力を定格出力まで上昇させる原子炉起動時の期間を短縮することができる。また、本実施例は、強制循環型沸騰水炉に対して、原子炉出力を定格出力まで上昇させる原子炉起動時の一部の期間において、給水の第１温度を、給水の第２温度よりも高くなるように制御しているので、運転期間中の制御棒制御を低減あるいは不要として、燃料経済性を向上できる。 In the present embodiment, similar to the above-described embodiment, it is possible to shorten the period at the time of starting the reactor in which the reactor power is increased to the rated power. Further, in the present embodiment, the first temperature of the feed water is set to be higher than the second temperature of the feed water in a part of the period when the reactor is started to raise the reactor power to the rated power with respect to the forced circulation boiling water reactor. Therefore, the fuel economy can be improved by reducing or eliminating control rod control during the operation period.
１…原子炉、２…炉心、３…中性子束検出器、４…制御棒、５…制御棒駆動装置、６…制御棒駆動制御装置、１０…主蒸気配管、１１…抽気流量調整弁、１２…タービン蒸気流量調整弁、１３…蒸気流量検出器、１４…高圧タービン、１５…低圧タービン、１６…発電機、１７…復水器、１８…低圧給水加熱器、２０…高圧給水加熱器、２１…圧力検出器、２２…温度計測器、２３…給水配管、２４〜２６…抽気管、２７…タービンバイパス弁、３０…タービン制御装置、３１…給水温度制御装置、４０…出力制御装置、４１…入力部、４３…出力部、４５…制御棒操作開始指令、４８…操作完了信号、５０…給水温度制御目標値、５１…抽気流量弁開度信号、５２…給水温度計測値、５３…給水温度情報、
６０…負荷設定値、６１…開度情報，主蒸気流量調整弁開度信号および流量信号、６２…圧力信号、６３…発電機出力計測値、７０…インターナルポンプ、７１…炉心流量制御装置、７２…炉心流量設定値。
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Reactor, 2 ... Core, 3 ... Neutron flux detector, 4 ... Control rod, 5 ... Control rod drive device, 6 ... Control rod drive control device, 10 ... Main steam piping, 11 ... Extraction flow adjustment valve, 12 DESCRIPTION OF SYMBOLS ... Turbine steam flow control valve, 13 ... Steam flow detector, 14 ... High pressure turbine, 15 ... Low pressure turbine, 16 ... Generator, 17 ... Condenser, 18 ... Low pressure feed water heater, 20 ... High pressure feed water heater, 21 DESCRIPTION OF SYMBOLS ... Pressure detector, 22 ... Temperature measuring device, 23 ... Feed water piping, 24-26 ... Extraction pipe, 27 ... Turbine bypass valve, 30 ... Turbine control device, 31 ... Feed water temperature control device, 40 ... Output control device, 41 ...
60 ... Load set value, 61 ... Opening information, main steam flow control valve opening signal and flow signal, 62 ... pressure signal, 63 ... generator output measurement value, 70 ... internal pump, 71 ... core flow control device, 72: Core flow rate set value.
Claims (16)
前記給水温度制御装置が、原子炉出力を設定出力まで上昇させる原子炉起動時の一部の期間において、前記給水の第１温度を、前記設定出力時で前記原子炉に供給する前記給水の第２温度よりも高くなるように、前記給水加熱手段による前記給水の加熱量を制御することを特徴とする原子炉プラント。 A feed water temperature detecting means for detecting the temperature of the feed water supplied to the nuclear reactor, a heating means for heating the feed water, and a feed water temperature control device for controlling the temperature of the feed water heated by the feed water heating means,
The feed water temperature control device supplies a first temperature of the feed water to the reactor at the set output in a part of the period when the reactor is started to increase the reactor output to the set output. A reactor plant, wherein the heating amount of the feed water by the feed water heating means is controlled to be higher than two temperatures.
前記給水温度制御装置が、原子炉出力を設定出力まで上昇させる原子炉起動時の、発電機で電気出力を発生する発電機出力制御期間の一部の期間において、前記給水の第１温度を、前記設定出力時で前記原子炉に供給する前記給水の第２温度よりも高くなるように、前記給水加熱手段による前記給水の加熱量を制御することを特徴とする原子炉プラント。 Feed water temperature detecting means for detecting the temperature of feed water supplied to the nuclear reactor, heating means for heating the feed water, feed water temperature control device for controlling the temperature of the feed water heated by the feed water heating means, and output control With the device,
In a part of the generator output control period in which the feedwater temperature control device starts up the reactor output to raise the reactor output to the set output and generates an electrical output in the generator, the first temperature of the feedwater is A reactor plant, wherein a heating amount of the feed water by the feed water heating means is controlled so as to be higher than a second temperature of the feed water supplied to the reactor at the set output.
前記給水温度制御装置が、前記出力制御装置から入力される、前記原子炉起動時における前記制御棒引き抜き操作の完了信号に基づいて、前記第１温度を前記第２温度まで減少させる請求項８または請求項９に記載の原子炉プラント。 A control rod control device that controls the operation of the control rod provided in the nuclear reactor, and an output control device that outputs a control command of the control rod to the control rod control device,
The said feed water temperature control apparatus reduces the said 1st temperature to the said 2nd temperature based on the completion signal of the said control rod extraction operation at the time of the said reactor start input from the said output control apparatus, or The nuclear reactor plant according to claim 9.
前記給水温度制御装置が、前記第１温度が前記設定値になるように調節する請求項８または請求項９に記載の原子炉プラント。 An output control device configured to set the set temperature of the first temperature based on an electric output measurement value of a generator connected to a turbine rotated by steam generated in the reactor;
The nuclear power plant according to claim 8 or 9, wherein the feed water temperature control device adjusts the first temperature to be the set value.
前記給水温度制御装置が、前記第１温度を決定された前記設定温度になるように調節する請求項１０に記載の原子炉プラント。 The output control device determines a set temperature of the first temperature based on an electrical output measurement value of a generator connected to a turbine rotated by steam generated in the reactor;
The nuclear power plant according to claim 10, wherein the feed water temperature control device adjusts the first temperature to be the determined set temperature.
前記給水温度制御装置が、前記第１温度の制御を、前記蒸気流量調節手段を制御することによって行う請求項８ないし請求項１３のいずれか１項に記載の原子炉プラント。 A feed water heater that heats feed water, which is the feed water heating means, and an extraction pipe that is connected to a main steam pipe connected to the nuclear reactor and extracts steam extracted from the main steam pipe to the feed water heater, Steam flow rate adjusting means provided in the extraction pipe,
The nuclear power plant according to any one of claims 8 to 13, wherein the feed water temperature control device controls the first temperature by controlling the steam flow rate adjusting means.
前記給水温度制御装置が、前記第１温度を決定された前記設定温度になるように調節する請求項９に記載の原子炉プラント。 The output control device determines a set temperature of the first temperature based on a generator output target value;
The nuclear power plant according to claim 9, wherein the feed water temperature control device adjusts the first temperature to be the determined set temperature.
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