JPH0121322B2 - - Google Patents

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JPH0121322B2
JPH0121322B2 JP3462387A JP3462387A JPH0121322B2 JP H0121322 B2 JPH0121322 B2 JP H0121322B2 JP 3462387 A JP3462387 A JP 3462387A JP 3462387 A JP3462387 A JP 3462387A JP H0121322 B2 JPH0121322 B2 JP H0121322B2
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JP
Japan
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steam
pressure
temperature
turbine
stress
Prior art date
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Application number
JP3462387A
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Japanese (ja)
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JPS62189302A (en
Inventor
Akira Arikawa
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Hitachi Ltd
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Hitachi Ltd
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Publication date
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Publication of JPS62189302A publication Critical patent/JPS62189302A/en
Publication of JPH0121322B2 publication Critical patent/JPH0121322B2/ja
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  • Measuring Temperature Or Quantity Of Heat (AREA)
  • Control Of Turbines (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 [産業上の利用分野] 本発明は、湿り域で運転される場合の有る蒸気
タービンの応力管理によるタービン保護方法に関
するものであつて、特に原子力用蒸気タービンの
ロータに発生する応力を制御、管理して該蒸気タ
ービンを保護するのに好適なタービン保護方法に
関するものである。
Detailed Description of the Invention [Field of Industrial Application] The present invention relates to a method for protecting a steam turbine by stress management, which may be operated in a humid region, and is particularly applicable to the rotor of a nuclear steam turbine. The present invention relates to a turbine protection method suitable for controlling and managing generated stress to protect the steam turbine.

[従来技術] 従来一般に、原子力タービンの負荷変化に伴う
ロータの応力管理は、応力を直接的に計測せずに
第1図に示すような管理図表によつて行つてい
る。同図において横軸は負荷率の変化量、縦軸は
負荷変化に要する最少時間を表わしており、示さ
れた4本の曲線イ,ロ,ハ,ニは、それぞれ負荷
変化の前後における小さい方の負荷率が、0%、
10%、20%、30%である場合のカーブである。例
えば20%のカーブハは、負荷率が20%からそれ以
上に増加する場合と、負荷率が減少して20%にな
る場合との両方に用いられる。
[Prior Art] Conventionally, rotor stress management due to changes in the load of a nuclear power turbine has generally been performed using a control chart as shown in FIG. 1, without directly measuring the stress. In the figure, the horizontal axis represents the amount of change in the load factor, and the vertical axis represents the minimum time required for the load change, and the four curves A, B, C, and D are the smaller ones before and after the load change, respectively. The load factor of is 0%,
The curves are for 10%, 20%, and 30%. For example, a 20% curve is used both when the load factor increases from 20% and above, and when the load factor decreases to 20%.

ところが近年、原子力タービンによる発電プラ
ントにおいて、外線系統の故障時に一時的に所内
単独運転を行なうことが要望されるようになつ
た。所内単独運転は外線系統の負荷を切り離して
プラント内の消費電力のみをまかなうもので、定
格運転に比して著しく軽負荷運転である。
However, in recent years, in power plants using nuclear power turbines, there has been a demand for temporary isolated operation within the plant in the event of a failure in the outside line system. In-plant isolated operation cuts off the load from the outside line system and covers only the power consumption within the plant, and is a significantly lighter load operation than rated operation.

この所内単独運転に入る際および正常運転に復
元する際、急激な負荷変化のためタービンロータ
に大きい熱応力がかかり、ロータ寿命を消耗させ
る。また、原子力発電プラントにおける正常の起
動、停止、並びに計画外停止、起動の頻度が増加
する傾向にあり、これらによつてもロータに熱応
力を生じてロータ寿命を消耗する。更に、将来、
原子力発電プラントの中間負荷運転の要求が生じ
るものと予測され、これによつてもロータの熱応
力を生じてロータ寿命が消耗する。こうした事情
のもとに、原子力タービンロータの応力管理の必
要性が大きくなつている。
When the plant enters isolated operation and when normal operation is restored, a large thermal stress is applied to the turbine rotor due to the sudden load change, which shortens the life of the rotor. Furthermore, the frequency of normal startups and shutdowns as well as unplanned shutdowns and startups in nuclear power plants tends to increase, and these also generate thermal stress in the rotor and shorten its lifespan. Furthermore, in the future,
It is expected that nuclear power plants will require intermediate load operation, which will also create thermal stress on the rotor and reduce rotor life. Under these circumstances, there is an increasing need for stress management of nuclear turbine rotors.

第2図は、蒸気タービンの負荷が変化する場合
のタービンロータの温度変化と応力変化の一例を
示す図表である。本図表の上半は温度を表わし、
1は高圧第1段蒸気温度、2はロータ表面温度、
3はロータ中心孔温度である。本図表の下半は応
力を表わし、4はロータ中心孔応力、5はロータ
表面応力、6はロータ残留応力、7は圧縮降伏点
である。今、冷機起動の場合、すなわちロータ温
度はほぼ室温に等しく、高温の蒸気が流入する場
合について説明する。まず、蒸気流入に伴い、破
線で示したロータ表面温度2は上昇し、同じく破
線で示したロータ表面応力5は圧縮応力を生ず
る。ここで一番熱応力が高くなるのは、デイスク
つけ根など応力集中のある部分で、その応力はマ
イナス降伏点7を越えて圧縮方向の塑性変形を生
じさせる。この結果、定常状態に移行した際、引
張りの残留応力6を生ずる。一方、この過程で一
点鎖線で示したロータ中心孔温度3の変化によつ
て、実線で示した如く、ロータ表面と逆向きの引
張方向に、ロータ中心孔応力4を生じる。タービ
ンを停止する際はロータ温度よりも蒸気温度1の
方が急速に下降する。このときロータ表面応力5
(破線)は点ホのごとく引張り応力を生じ、ロー
タ中心孔圧力4(実線)は点ヘのごとく圧縮応力
を生じる。
FIG. 2 is a chart showing an example of temperature changes and stress changes in the turbine rotor when the load on the steam turbine changes. The upper half of this chart represents temperature;
1 is the high pressure first stage steam temperature, 2 is the rotor surface temperature,
3 is the rotor center hole temperature. The lower half of this diagram represents stress; 4 is the rotor center hole stress, 5 is the rotor surface stress, 6 is the rotor residual stress, and 7 is the compressive yield point. Now, we will explain the case of cold start, that is, the case where the rotor temperature is approximately equal to room temperature and high temperature steam flows in. First, with the inflow of steam, the rotor surface temperature 2 shown by the broken line increases, and the rotor surface stress 5 also shown by the broken line produces compressive stress. Here, the thermal stress is highest at a portion where stress is concentrated, such as the base of the disk, and the stress exceeds the minus yield point 7 and causes plastic deformation in the compression direction. As a result, a tensile residual stress 6 is generated when the steady state is reached. On the other hand, in this process, due to the change in the rotor center hole temperature 3 shown by the dashed line, a rotor center hole stress 4 is generated in the tensile direction opposite to the rotor surface, as shown by the solid line. When the turbine is stopped, the steam temperature 1 falls more rapidly than the rotor temperature. At this time, the rotor surface stress 5
The rotor center hole pressure 4 (solid line) produces a compressive stress as shown in point E, and the rotor center hole pressure 4 produces compressive stress as shown in point E.

このような熱応力の発生に対して、従来原子力
タービンでは、前記第1図の曲線により負荷変化
の許容変化幅及び時間を確保することでロータ応
力を監視する方法をとつていた。
To deal with the occurrence of such thermal stress, conventional nuclear power turbines have adopted a method of monitoring rotor stress by ensuring an allowable load change range and time using the curve shown in FIG.

従来の火力タービンでは、第3図に示すような
応力管理システムを構成し、タービン第1段後の
蒸気圧力検出器8の検出信号を熱応力演算器10
に入力させると共に、蒸気温度検出器26の検出
信号をΔT演算器9を介して上記の熱応力演算器
10に入力させ、上記と並行してロータ回転数測
定器11の検出信号を遠心応力演算器12に入力
させる。上記の熱応力演算器10の演算結果と、
遠心応力演算器12の演算結果とを合成応力演算
器13に入力させて合成応力を求め、その結果に
基づいてクリープ損耗演算器15、およびロータ
応力判定器16によつて状況判定を行ない、継続
運転17、又は弁調整18のいずれかを決める。
弁調整をする場合は調整指令信号18aによつて
弁開閉器19を介して加減弁25が開閉制御され
る。
In a conventional thermal power turbine, a stress management system as shown in FIG.
At the same time, the detection signal of the steam temperature detector 26 is input to the thermal stress calculator 10 via the ΔT calculator 9, and in parallel with the above, the detection signal of the rotor rotation speed measuring device 11 is input to the centrifugal stress calculator. input into the device 12. The calculation result of the above thermal stress calculator 10,
The calculation results of the centrifugal stress calculator 12 are input to the composite stress calculator 13 to obtain the composite stress, and based on the results, the creep wear calculator 15 and the rotor stress determiner 16 make a situation determination and continue. Decide either operation 17 or valve adjustment 18.
When adjusting the valve, the adjustment valve 25 is controlled to open or close via the valve opening/closing device 19 in response to the adjustment command signal 18a.

[発明が解決しようとする問題点] 前述のようなロータ応力の監視方法によつて原
子力タービンを管理すると次記の如き欠点があ
る。
[Problems to be Solved by the Invention] If a nuclear power turbine is managed by the rotor stress monitoring method as described above, there are the following drawbacks.

欠点の一つは、第3図の監視システムによつて
第1図に示した図表に基づく制御を行なうと、第
1図に示された負荷変化幅及び負荷変動幅では、
実際運転の多岐にわたる運転変化モード、特に事
故時の負荷遮断又は前記所内単独運転などの急激
な負荷変化及び回転数変化に対する応力管理が出
来なかつた。また、このような事故後の再起動及
び負荷上昇に対して、並びに所内単独運転後の負
荷上昇に対し、ロータの温度管理の精度が良くな
いため必要以上時間を要したり、または通常の負
荷変化曲線に基づいて制御を行なうことにより応
力過大となる危険性があつた。
One of the drawbacks is that when the monitoring system shown in FIG. 3 performs control based on the chart shown in FIG.
It has not been possible to manage stress in response to various operational change modes in actual operation, particularly rapid load changes and rotational speed changes such as load shedding in the event of an accident or the above-mentioned isolated operation within the plant. In addition, due to the poor accuracy of rotor temperature control, it may take longer than necessary to respond to restarts and load increases after such accidents, or to load increases after isolated operation within the plant, or if the load increases under normal load. There was a risk of excessive stress due to control based on the change curve.

従来のロータ応力の監視方法のもうひとつの欠
点は、原子力タービンは湿り蒸気中で運転される
ことが多いので、蒸気温度計も湿り蒸気域にあ
り、熱応力が問題となる急激な負荷変化並びに蒸
気温度変化に対し、温度計指示値が追従しきれず
精度の高い応力管理を行なえないという不具合で
ある。
Another shortcoming of traditional rotor stress monitoring methods is that nuclear turbines are often operated in wet steam, so the steam thermometer is also in the wet steam range, making it difficult to handle sudden load changes and thermal stress problems. This is a problem in that the thermometer reading cannot fully follow changes in steam temperature, making it impossible to perform highly accurate stress management.

[発明の目的] 本発明の目的は、原子力タービンの如く主とし
て湿り蒸気で運転される機会の有る蒸気タービン
のロータの熱応力を、蒸気の湿り状態の如何に拘
らず、かつ時間的な遅れを伴わずに高精度で求め
て、精度の高い応力管理を行ない得る。原子力タ
ービンの保護方法を提供するにある。
[Object of the Invention] An object of the present invention is to reduce the thermal stress of the rotor of a steam turbine, which is operated mainly with wet steam, such as a nuclear turbine, regardless of the wet state of the steam, and to reduce the time delay. It is possible to perform highly accurate stress management by determining the stress with high accuracy without any stress. To provide a method of protecting nuclear power turbines.

[問題点を解決するための手段] 上記の目的を達成するため、本発明は原子力タ
ービン等の湿り域にて運転される機会の多い蒸気
タービンにおいて、湿り域の圧力を検出してこの
圧力から蒸気表にて一義的に決まる飽和温度を求
め、蒸気タービンロータの熱応力を算出すると共
に、蒸気が湿り蒸気であるか否かを判定し、湿り
蒸気であると判定されたとき、前記の算出された
飽和温度に基づいてロータの応力管理を行なうも
のである。
[Means for Solving the Problems] In order to achieve the above object, the present invention detects the pressure in the humid area and calculates the pressure from this pressure in a steam turbine that is often operated in a humid area such as a nuclear turbine. The saturation temperature uniquely determined by the steam table is determined, the thermal stress of the steam turbine rotor is calculated, and it is determined whether or not the steam is wet steam. When it is determined that the steam is wet steam, the above calculation is performed. The stress of the rotor is managed based on the saturation temperature.

[作 用] 上述の方法によれば、蒸気の湿り状態の如何に
拘らず、ロータに発生する熱応力を、時間的な遅
れ無く、精度よく求めることが出来るので、応力
を常に規定値内に入れるよう正確な制御を行うこ
とが出来、以つてタービンを安全に運転させるこ
とが出来る。
[Operation] According to the method described above, the thermal stress generated in the rotor can be determined with high accuracy without any time delay, regardless of the wet state of the steam, so that the stress can always be kept within the specified value. It is possible to perform precise control so that the turbine can be operated safely.

[実施例] 次に、本発明の一実施例を第4図乃至第6図に
ついて説明する。
[Example] Next, an example of the present invention will be described with reference to FIGS. 4 to 6.

第4図は原子力タービンのi―s線図である。
原子炉発生蒸気はA点に位置し、定格負荷では高
圧タービン入口はB点にある。高圧タービン内で
仕事をすることにより、高圧タービン出口はC点
となる。C点の蒸気は湿分分離器によつてエンタ
ルピ(縦軸)が上昇し、低圧タービン入口におい
てD点になる。そして低圧タービン内で仕事をし
て、同低圧タービン出口では排気圧力線e上の点
Eとなる。
FIG. 4 is an i-s diagram of a nuclear power turbine.
The reactor generated steam is located at point A, and the high pressure turbine inlet is at point B at rated load. By performing work within the high pressure turbine, the high pressure turbine outlet becomes point C. The enthalpy (vertical axis) of the steam at point C increases by the moisture separator and reaches point D at the inlet of the low pressure turbine. Then, it performs work in the low-pressure turbine, and reaches a point E on the exhaust pressure line e at the outlet of the low-pressure turbine.

部分負荷の場合は蒸気タービン入口蒸気量の減
少により、各段の圧力が低下し、前記B,C,
D,E点は各々B1,C1,D1,E1点に移行
する。
In the case of partial load, the pressure at each stage decreases due to the decrease in the amount of steam at the steam turbine inlet, and the
Points D and E move to points B1, C1, D1, and E1, respectively.

通常、原子力タービンの最低負荷は定格の25%
である。また蒸気タービンの各段落圧力が急激に
低下する所内単独運転時には所内負荷は3%程度
と小さいが、原子炉側にて給水流量40%程度要求
するため高圧タービン抽気量が多く、従つて所内
単独運転時には高圧タービン入口流量が所内負荷
に比べて比較的多く、高圧第1段後は湿り域の状
態にある。すなわち回転数上昇または降下時以外
は高圧第1段後よりも低圧側の段落は湿り域にあ
る。
Typically, the minimum load for nuclear turbines is 25% of the rating
It is. In addition, during station isolated operation where the pressure of each stage of the steam turbine decreases rapidly, the station load is small at about 3%, but the reactor side requires about 40% of the water supply flow rate, so the high pressure turbine extraction amount is large; During operation, the high-pressure turbine inlet flow rate is relatively large compared to the station load, and the area after the high-pressure first stage is in a wet region. That is, except when the rotational speed increases or decreases, the stage on the lower pressure side than after the high pressure first stage is in the wet region.

第5図に湿り蒸気における圧力と飽和温度の関
係を示す。この図から明らかなように、段落が湿
り蒸気域にある場合は、段落圧力が検出されれば
段落の蒸気温度は蒸気表より一義的に決定される
特性がある。
Figure 5 shows the relationship between pressure and saturation temperature in wet steam. As is clear from this figure, when the stage is in the wet steam region, the steam temperature of the stage is uniquely determined from the steam table if the stage pressure is detected.

以上述べたごとく、原子力タービンにおいては
このほとんどの負荷変化において高圧第1段後以
降の段落は湿り蒸気域で運転されることから、湿
り蒸気での運転変化特有の応力制御をする必要が
ある。つまり、湿り蒸気における温度計の温度変
化は、湿りのために追随性が悪いので、乾き蒸気
の場合のように急激な変化に追従しきれない。こ
の問題を解決するために本発明方法は、(イ)蒸気が
湿り蒸気である場合に限り、段落の圧力を検出す
ることにより、第5図で述べた如く圧力から飽和
温度への換算を一義的に変換して、高精度でかつ
追従性よく蒸気温度を算出する。
As stated above, in most load changes in nuclear power turbines, the stages after the high-pressure first stage are operated in the wet steam region, so it is necessary to perform stress control specific to operational changes in wet steam. In other words, the thermometer has a poor ability to follow temperature changes in wet steam due to the humidity, and cannot follow sudden changes like in the case of dry steam. In order to solve this problem, the method of the present invention has the following features: (a) Only when the steam is wet steam, by detecting the pressure in the paragraph, it is possible to unambiguously convert the pressure to the saturation temperature as described in FIG. to calculate the steam temperature with high accuracy and good followability.

そして、(ロ)蒸気が過熱域にある場合は蒸気表に
よる圧力→温度換算ができないので、蒸気が過熱
域にある場合(例えば起動における回転数上昇
中)においては、温度計にて蒸気温度を監視す
る。湿り域へ移行時には、湿り度計で該蒸気が湿
り域にあることを確認した後、検出圧力から温度
換算する方法(前記(イ)の方法)に移行することに
より、蒸気温度を監視して応力管理を行う。
(b) If the steam is in the superheated range, it is not possible to convert pressure to temperature using the steam table, so if the steam is in the superheated range (for example, when the rotation speed is increasing during startup), use a thermometer to measure the steam temperature. Monitor. When moving to the humid area, after confirming that the steam is in the humid area with a hygrometer, the steam temperature is monitored by converting the detected pressure to temperature (method (a) above). Perform stress management.

そこで、上述のような条件下で本発明の方法を
適用してロータの応力管理を行うのであるが段落
圧力検出位置として、高圧第1段入口部、高圧第
1段後、高圧排気部、低圧第1段入口部、低圧第
1段後、低圧最終段前後等が考えられる。
Therefore, the stress management of the rotor is carried out by applying the method of the present invention under the above-mentioned conditions.The stage pressure detection positions are the high-pressure first stage inlet, after the high-pressure first stage, the high-pressure exhaust part, and the low-pressure Possible locations include the first stage inlet, after the low pressure first stage, before and after the low pressure final stage, etc.

上記基本的考え方をもとに本発明の方法を実施
するために構成した応力管理システムのブロツク
図を第6図に示す。この実施例は高圧第1段後を
対象としたものである。
FIG. 6 shows a block diagram of a stress management system constructed to implement the method of the present invention based on the above basic idea. This embodiment is intended for use after the high pressure first stage.

従来技術によるタービン監視のために構成した
応力管理システムを示した第3図と同一の図面参
照番号を付した高圧第1段後圧力検出器8、ΔT
演算器9、ロータ熱応力演算器10、回転数測定
器11、ロータ遠心応力演算器12、合成応力演
算器13、運転時間計測器14、クリープ損耗演
算器15、ロータ応力判定器16、継続運転1
7、弁調整器18、弁開閉器19、加減弁25、
及び高圧第1段後温度検出器26は従来技術にお
ける応力管理システム(第3図)と同様乃至類似
の構成部分である。
High-pressure first stage post-pressure detector 8, ΔT, with the same drawing reference number as in FIG. 3 showing a stress management system configured for turbine monitoring according to the prior art.
Computing unit 9, rotor thermal stress computing unit 10, rotation speed measuring unit 11, rotor centrifugal stress computing unit 12, composite stress computing unit 13, operating time measuring unit 14, creep wear computing unit 15, rotor stress determining unit 16, continuous operation 1
7, valve regulator 18, valve switch 19, control valve 25,
and high pressure first stage temperature detector 26 are similar components to the prior art stress management system (FIG. 3).

本発明方法を実施するために構成した応力管理
システムの一例(第6図)におけるシステム構成
上の特徴は、仮想線で示したQ部分を付設したと
ころにある。即ち、高圧第1段後圧力検出器8に
よつて検出された信号出力を温度変換器20を介
して蒸気温度選定器22に入力せしめる。上記の
温度変換器20は第5図に示した飽和蒸気圧力―
温度カーブを記憶させてあつて、入力された蒸気
圧力を温度に換算する機能を有している。上記の
換算は蒸気表によつて行つてもよい。本発明にお
いて蒸気表とは蒸気圧力―温度カーブを含む意で
ある。
A feature of the system configuration of an example of a stress management system (FIG. 6) configured to carry out the method of the present invention is the addition of a Q portion shown by a phantom line. That is, the signal output detected by the high-pressure first-stage post-pressure detector 8 is input to the steam temperature selector 22 via the temperature converter 20. The temperature converter 20 mentioned above has a saturated steam pressure as shown in FIG.
It has a function of storing temperature curves and converting input steam pressure into temperature. The above conversion may be performed using a steam table. In the present invention, the steam table includes a steam pressure-temperature curve.

高圧第1段後の蒸気温度を検出する温度検出器
26の信号出力も前記の蒸気温度選定器22に入
力せしめる。
The signal output of the temperature detector 26 which detects the steam temperature after the high pressure first stage is also input to the steam temperature selector 22.

更に、高圧第1段後の蒸気の湿り度を検出する
湿り度検出器21を設け、その信号出力を前記の
蒸気温度選定器22に入力せしめる。
Furthermore, a humidity detector 21 is provided to detect the humidity of the steam after the high-pressure first stage, and its signal output is input to the steam temperature selector 22.

上記の蒸気温度選定器22は湿り度検出器21
の信号出力を受け、これに基づいて次のように作
動するように構成してある。即ち、湿り度>0の
ときは温度変換器20によつて換算された蒸気温
度を表わす信号をΔT演算器9に与える。また、
湿り度=0のときは温度検出器26で検出された
蒸気温度を表わ信号をΔT演算器9に与える。
The steam temperature selector 22 is the humidity detector 21.
The device is configured to receive the signal output from the device and operate as follows based on the signal output. That is, when the humidity is >0, a signal representing the steam temperature converted by the temperature converter 20 is given to the ΔT calculator 9. Also,
When the humidity level is 0, a signal indicating the steam temperature detected by the temperature detector 26 is given to the ΔT calculator 9.

上記の蒸気温度選定器22は比較演算機能も有
する構造とし、上に述べた温度変換器20による
換算蒸気温度と、温度検出器26による実測蒸気
温度とを比較して、比較結果を記録器24に記録
させる。さらに、同蒸気温度選定器22は、湿り
度検出器21が湿り蒸気状態であることを検出し
ている場合において、温度変換器20による算出
温度と温度検出器26による実測温度との偏差が
予め与えられた基準値を越えると警報器23を作
動せしめるように構成してある。
The steam temperature selector 22 described above has a structure that also has a comparison calculation function, and compares the converted steam temperature obtained by the temperature converter 20 described above with the actual steam temperature measured by the temperature detector 26, and records the comparison result on the recorder 24. record it. Furthermore, when the humidity detector 21 detects a humid steam state, the steam temperature selector 22 determines that the deviation between the temperature calculated by the temperature converter 20 and the actual temperature measured by the temperature detector 26 is determined in advance. It is configured so that an alarm 23 is activated when a given reference value is exceeded.

次に、上述した第6図の管理システムを用いて
本発明のタービン保護方法を実施した一例を説明
する。
Next, an example in which the turbine protection method of the present invention is implemented using the above-mentioned management system shown in FIG. 6 will be described.

高圧初段に設置された圧力検出器8、温度検出
器26及び湿り度検出器21にて検出された高圧
初段後の圧力P1、温度T1、及び湿り度M1は、蒸
気温度選定器22にて判定され選定される。すな
わち湿り度M1>0のときは圧力検出器にて検出
された圧力P1を蒸気表にて換算した温度T10を高
圧初段後の温度とし、湿り度M1=0のとは温度
検出器にて検出された温度T1を高圧初段後の温
度として選定する。
The pressure P 1 , temperature T 1 , and humidity M 1 after the high-pressure first stage detected by the pressure detector 8, temperature detector 26, and humidity detector 21 installed in the high-pressure first stage are determined by the steam temperature selector 22. will be judged and selected. In other words, when the humidity level M 1 > 0, the temperature T 10 obtained by converting the pressure P 1 detected by the pressure detector using the steam table is the temperature after the high pressure first stage, and when the humidity level M 1 = 0, the temperature is detected. The temperature T 1 detected by the device is selected as the temperature after the high pressure first stage.

このようにして選定された初段後温度T10また
はT1と、初段後圧力P1よりロータ表面の熱伝達
率を計算し、演算器9で算出された温度変化ΔT
により熱応力演算器10にて熱応力σTを計算す
る。このようにして熱応力σTを算出すると、これ
に基づいてロータの応力管理を行うことができ
る。即ち、各時点におけるロータの応力が許容応
力を越えないように管理すること、並びに、長期
間の使用におけるロータの熱疲労の進行度を算定
して点検整備を行うことができる。
The heat transfer coefficient of the rotor surface is calculated from the thus selected post-first stage temperature T 10 or T 1 and the post-first stage pressure P 1 , and the temperature change ΔT is calculated by the calculator 9.
The thermal stress σ T is calculated by the thermal stress calculator 10. If the thermal stress σ T is calculated in this way, stress management of the rotor can be performed based on the thermal stress σ T . That is, it is possible to manage the stress of the rotor at each point in time so that it does not exceed the allowable stress, and to perform inspection and maintenance by calculating the degree of thermal fatigue of the rotor during long-term use.

上述の実施例においては、蒸気表によつて換算
した蒸気温度に基づいてロータ温度を算出してロ
ータの応力管理を行つたが、同様にして蒸気表で
換算した蒸気温度に基づいてタービンケーシング
温度を算出し、上記の算出ロータ温度と算出ケー
シング温度とのいずれか一方、若しくは両方の変
化からロータ応力管理を行うこともできる。
In the above embodiment, rotor stress management was performed by calculating the rotor temperature based on the steam temperature converted from the steam table. Similarly, the turbine casing temperature was calculated based on the steam temperature converted from the steam table. It is also possible to calculate rotor stress management from changes in either or both of the calculated rotor temperature and the calculated casing temperature.

前述の実施例について、更に詳細な応力管理方
法を次に述べる。
Regarding the above-mentioned embodiment, a more detailed stress management method will be described below.

回転数測定器11より求められた回転数からロ
ータ遠心応力演算器12にて遠心応力σFを計算し
先に計算した熱応力σTとの合成応力σF+σTを、運
転時間計測器14にて記憶した運転時間よりクリ
ープ損耗演算器15で計算したクリープ損耗を考
慮した一回あたりのあらかじめ予定される応力を
許容値として、ロータ応力判定器16で比較判定
し、合成応力が許容値以下ならば継続運転指示1
7を行ない、また合成応力が許容値以上であれば
弁調節器18を通じ弁開閉器19にてタービンの
回転数上昇または降下並びに負荷上昇または降下
に応じて加減弁25を調節することにより、遠心
応力及び熱応力の調節を計ると共に、運転時間計
測器14にて計測された運転時間によりロータ寿
命損耗量を積算し記憶する。このようにしてロー
タの寿命損耗量を算出すると残存耐用時間が高精
度で推定できるので、適正な時期に点検整備を行
ない、無駄なくしかも完全に蒸気タービンの保護
をすることができる。
The centrifugal stress σ F is calculated by the rotor centrifugal stress calculator 12 from the rotation speed determined by the rotation speed measuring device 11, and the combined stress σ FT with the previously calculated thermal stress σ T is calculated by the operating time measuring device 14. The rotor stress determiner 16 compares and determines the stress calculated in advance by the creep wear calculator 15 based on the operating time stored in the rotor stress judger 16, taking into account creep wear as the allowable value, and determines whether the resultant stress is below the allowable value If so, continue operation instruction 1
7, and if the combined stress exceeds the allowable value, the centrifugal In addition to adjusting the stress and thermal stress, the amount of wear and tear over the life of the rotor is accumulated and stored based on the operating time measured by the operating time measuring device 14. By calculating the lifetime wear and tear of the rotor in this manner, the remaining service life can be estimated with high accuracy, so that inspection and maintenance can be performed at an appropriate time and the steam turbine can be completely protected without waste.

上記実施例のごとく、本発明を適用して算出し
た熱応力と、回転数から算出した遠心応力との合
力を求めて応力管理を行なうと、実際条件と精密
にシユミレートした応力管理が可能となる。
As in the above example, if stress management is performed by finding the resultant force of the thermal stress calculated by applying the present invention and the centrifugal stress calculated from the rotation speed, stress management that accurately simulates the actual conditions becomes possible. .

さらに、前記の算出熱応力を稼動時間について
積算すると、ロータのクリープ寿命を勘案した適
正かつ精密な応力管理をすることができる。
Further, by integrating the above-mentioned calculated thermal stress with respect to the operating time, it is possible to perform appropriate and precise stress management that takes the creep life of the rotor into consideration.

上記のごとく、長期的な寿命損耗を監視する
他、稼動中の各時点においてロータ応力が許容応
力に対して如何なる比率であるかを算定し、この
比率が100%を越えないように制御することも有
効な保護手段であり、これを自動的に制御すると
無人的に応力管理ができる。
As mentioned above, in addition to monitoring long-term wear and tear, calculate the ratio of rotor stress to allowable stress at each point in operation, and control so that this ratio does not exceed 100%. is also an effective protection measure, and if it is automatically controlled, stress management can be done unmanned.

また、第6図に示した管理システムのように、
湿り度検出器21を設け、蒸気が湿り蒸気である
場合には換算蒸気温度を用い、蒸気が乾き蒸気で
ある場合には実測蒸気温度を用いて応力を算出し
て応力管理を行なうと、例えば原子力蒸気タービ
ンの起動における回転数上昇中などのごとく蒸気
条件が乾き状態になつた場合にも適正な管理をす
ることができる。
Also, like the management system shown in Figure 6,
If the humidity detector 21 is provided and the stress is managed by calculating the stress using the converted steam temperature when the steam is wet steam and using the measured steam temperature when the steam is dry steam, for example, Appropriate management can be carried out even when the steam conditions become dry, such as when the rotational speed is increasing during startup of a nuclear steam turbine.

第6図の管理システム図について説明したよう
に、蒸気圧力から換算した飽和蒸気温度と温度検
出器によつて直接的に検出した蒸気温度とが、当
該蒸気タービンの蒸気が湿り蒸気である場合にお
いて一定値以上の偏差を生じたとき自動的にこれ
を記録し、又は警報する装置を設け、上記の偏差
が一定値以上になつたときは何らかの異常を発生
したものと判断すると、圧力や温度の検出器又は
演算器の異常を早期に発見することができる。
As explained in the management system diagram of Fig. 6, when the saturated steam temperature converted from the steam pressure and the steam temperature directly detected by the temperature detector are A device is installed that automatically records or alarms when a deviation above a certain value occurs, and when the above deviation exceeds a certain value, it is determined that some abnormality has occurred, and the pressure and temperature are controlled. Abnormalities in the detector or computing unit can be detected early.

また、前述の実施例について説明したように、
蒸気圧力の検出及び蒸気温度の検出、並びに蒸気
が湿り蒸気であるか乾き蒸気であるかの検出は、
それぞれ、蒸気タービンの高圧初段入口、高圧初
段後、高圧排気部、低圧1段入口、低圧第1段
後、低圧最終段前、低圧最終段後、及び中間段の
内の少なくとも1個所において行なうと、ロータ
温度及び応力の算出を適正に演算することができ
る。
Also, as described in the previous embodiment,
Detection of steam pressure, detection of steam temperature, and detection of whether steam is wet steam or dry steam are as follows:
Respectively, at least one of the high-pressure first stage inlet, after the high-pressure first stage, high-pressure exhaust section, low-pressure first stage inlet, after the low-pressure first stage, before the low-pressure final stage, after the low-pressure final stage, and at the intermediate stage. , rotor temperature and stress can be calculated appropriately.

また、第6図に示した管理システムにおいて、
湿り度検出器21の設置を省略し、予め設定した
タービン計画値と実際運転出力との比較によつて
蒸気の湿り度を判定することもできる。
Furthermore, in the management system shown in Figure 6,
It is also possible to omit the installation of the humidity detector 21 and determine the humidity of the steam by comparing a preset turbine plan value with the actual operating output.

この方法で湿り度を判定するには、当該蒸気タ
ービンの設計段階において、各段落における蒸気
の湿り度がタービン負荷率の変化に伴つて何のよ
うに変化するかを計画値として設定しておく。
To determine humidity using this method, at the design stage of the relevant steam turbine, set as a planned value how the humidity of steam in each stage will change as the turbine load factor changes. .

即ち、負荷率に対する計画湿り度を設計的に設
定しておく。
That is, the planned humidity level for the load factor is set in advance.

そうすると、当該蒸気タービンの稼働中におけ
る出力実測値に対応する計画湿り度を算出して、
作動蒸気の湿り度を推定することができる。
Then, the planned humidity corresponding to the actual measured output value during operation of the steam turbine is calculated,
The wetness of the working steam can be estimated.

推定の結果、湿り度>0の場合は、蒸気温度と
して前述の換算温度T10を選定し、湿り度=0の
場合は実測温度T1を選定する。
As a result of the estimation, if the humidity level is >0, the above-mentioned converted temperature T10 is selected as the steam temperature, and if the humidity level is 0, the actually measured temperature T1 is selected as the steam temperature.

このようにして湿り度を推定すると、湿り度計
を用いて湿り度を実測する場合に比して精度が落
ちることは避け難いが、この方法(湿り度推定)
を用いると湿り度検出器21が不要になり、ター
ビン保護システムの構成が簡単で安価となる。
Estimating humidity in this way inevitably lowers the accuracy compared to actually measuring humidity using a hygrometer, but this method (humidity estimation)
By using the humidity sensor 21, the humidity detector 21 becomes unnecessary, and the configuration of the turbine protection system becomes simple and inexpensive.

[発明の効果] 以上説明したように、本発明の原子力タービン
保護方法は、蒸気タービンの蒸気圧力を検出し、
上記の圧力を蒸気表によつて飽和蒸気温度に換算
し、蒸気が湿り蒸気である場合は上記の換算温度
に基づいて当該蒸気タービンのロータ等の、蒸気
に接触する主要構成部材の温度を算定し、乾き蒸
気の場合は温度計で検出した温度に基づいて、タ
ービンロータの応力管理を行なうことにより、湿
り蒸気で運転される機会の有る蒸気タービンのロ
ータの熱応力を、蒸気の湿り度の如何に拘らず、
高精度で求めて精度の高い応力管理を行ない、蒸
気タービンの保護を図ることができるので、特に
原子力タービンの保護に好適である。
[Effects of the Invention] As explained above, the nuclear turbine protection method of the present invention detects the steam pressure of the steam turbine,
Convert the above pressure to saturated steam temperature using the steam table, and if the steam is wet steam, calculate the temperature of the main components that come into contact with the steam, such as the rotor of the steam turbine, based on the above converted temperature. However, in the case of dry steam, by controlling the stress of the turbine rotor based on the temperature detected by a thermometer, the thermal stress of the rotor of a steam turbine that has the opportunity to be operated with wet steam can be reduced depending on the humidity of the steam. Regardless of how
It is particularly suitable for protecting nuclear power turbines because it is possible to obtain stress with high accuracy and perform highly accurate stress management to protect steam turbines.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第1図は従来の原子力タービンの応力管理に用
いられている管理図表、第2図は蒸気温度変化に
伴うロータ応力の発生状態を示す図表、第3図は
従来の火力タービンに用いられている管理システ
ム図、第4図は原子力タービンのi―s線図、第
5図は湿り蒸気の圧力と飽和温度との関係を示す
蒸気線図、第6図は本発明の原子力タービンの保
護方法を実施するために構成した蒸気タービン管
理システム図の一例である。 1…高圧第1段後温度、2…ロータ表面温度、
3…ロータ中心孔温度、4…ロータ中心孔応力、
5…ロータ表面応力、6…残留応力、7…マイナ
ス降伏点、8…高圧第1段後圧力検出器、9…
ΔT演算器、10…ロータ熱応力演算器、11…
回転数測定器、12…ロータ遠心応力演算器、1
3…合成応力演算器、14…運転時間測定器、1
5…クリープ損耗演算器、16…ロータ応力判定
器、17…継続運転、18…弁調整器、19…弁
開閉器、20…圧力を飽和温度に変換する変換
器、21…湿り度検出器、22…蒸気温度選定
器、23…警報器、24…記録器、25…加減
弁、26…高圧第1段後温度検出器。
Figure 1 is a control chart used for stress management in conventional nuclear power turbines, Figure 2 is a diagram showing the state of rotor stress generation due to changes in steam temperature, and Figure 3 is a diagram used in conventional thermal turbines. A management system diagram, Fig. 4 is an I-S diagram of a nuclear turbine, Fig. 5 is a steam diagram showing the relationship between wet steam pressure and saturation temperature, and Fig. 6 is a nuclear turbine protection method of the present invention. 1 is an example of a diagram of a steam turbine management system configured for implementation. 1...Temperature after high pressure first stage, 2...Rotor surface temperature,
3... Rotor center hole temperature, 4... Rotor center hole stress,
5...Rotor surface stress, 6...Residual stress, 7...Minus yield point, 8...High pressure first stage post-pressure detector, 9...
ΔT calculator, 10... Rotor thermal stress calculator, 11...
Rotation speed measuring device, 12... Rotor centrifugal stress calculator, 1
3...Synthetic stress calculator, 14...Operation time measuring device, 1
5... Creep wear and tear calculator, 16... Rotor stress determiner, 17... Continuous operation, 18... Valve adjuster, 19... Valve opener, 20... Converter that converts pressure to saturation temperature, 21... Humidity detector, 22...Steam temperature selector, 23...Alarm, 24...Recorder, 25...Adjustment valve, 26...High pressure first stage post-temperature detector.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1 (a) 蒸気タービンの蒸気圧力を検出して、上
記圧力を蒸気表によつて飽和温度に換算すると
共に、 (b) 上記蒸気タービンの蒸気が湿り蒸気であるか
乾き蒸気であるかを判定し、 (c) 上記の蒸気が湿り蒸気である場合には蒸気圧
力から換算した飽和蒸気温度に基づいてロータ
の応力算出を行ない、 (d) 上記の蒸気が乾き蒸気である場合には温度検
出器によつて直接的に検出した蒸気温度に基づ
いてロータの応力算出を行なうことを特徴とす
る原子力タービン保護方法。 2 前記の蒸気圧力から換算した飽和蒸気温度と
温度検出器によつて直接的に検出した蒸気温度と
が、当該蒸気タービンの蒸気が湿り蒸気である場
合において一定値以上の偏差を生じたとき、異常
が発生したものと判断することを特徴とする特許
請求の範囲第1項に記載の原子力タービン保護方
法。 3 前記の蒸気圧力の検出及び蒸気温度の検出、
並びに蒸気が湿り蒸気であるか乾き蒸気であるか
の判定は、それぞれ、蒸気タービンの高圧初段入
口、高圧初段後、高圧排気部、低圧第1段入口、
低圧第1段後、低圧最終段前、低圧最終段後、及
び中間段の内の少なくとも1個所の蒸気について
行なうことを特徴とする特許請求の範囲第1項又
は同第2項に記載の原子力タービン保護方法。 4 前記の、蒸気が湿り蒸気であるか乾き蒸気で
あるかの判定は、当該蒸気タービンの設計段階に
おいて、タービンの負荷率と蒸気湿り度との関係
を設定しておき、該タービンの稼働中における負
荷率を実測し、前記の関係と対照して推定するこ
とを特徴とする、特許請求の範囲第1項又は同第
2項に記載の原子力タービン保護方法。
[Claims] 1. (a) Detects the steam pressure of the steam turbine and converts the pressure to a saturation temperature using a steam table; (b) Detects whether the steam of the steam turbine is wet steam or dry steam. (c) If the above steam is wet steam, calculate the rotor stress based on the saturated steam temperature converted from the steam pressure; (d) If the above steam is dry steam, calculate the stress on the rotor based on the saturated steam temperature converted from the steam pressure. 1. A nuclear turbine protection method, characterized in that rotor stress is calculated on the basis of steam temperature, which in some cases is directly detected by a temperature detector. 2. When the saturated steam temperature calculated from the steam pressure and the steam temperature directly detected by the temperature detector differ by a certain value or more when the steam of the steam turbine is wet steam, The nuclear turbine protection method according to claim 1, characterized in that it is determined that an abnormality has occurred. 3. Detection of the steam pressure and steam temperature as described above;
In addition, whether steam is wet steam or dry steam is determined at the high-pressure first stage inlet of the steam turbine, after the high-pressure first stage, high-pressure exhaust section, low-pressure first stage inlet,
The nuclear power plant according to claim 1 or 2, characterized in that the process is carried out for steam at at least one of the following: after the first low-pressure stage, before the final low-pressure stage, after the final low-pressure stage, and at an intermediate stage. Turbine protection methods. 4 The above-mentioned determination of whether steam is wet steam or dry steam is made by setting the relationship between the turbine load factor and steam humidity at the design stage of the steam turbine, and then determining whether the steam is wet steam or dry steam while the turbine is in operation. 3. The nuclear turbine protection method according to claim 1 or 2, wherein the load factor is actually measured and estimated by comparing it with the above relationship.
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