JPH03504413A - 低出力時の自動蒸気発生器制御 - Google Patents
低出力時の自動蒸気発生器制御Info
- Publication number
- JPH03504413A JPH03504413A JP1504680A JP50468089A JPH03504413A JP H03504413 A JPH03504413 A JP H03504413A JP 1504680 A JP1504680 A JP 1504680A JP 50468089 A JP50468089 A JP 50468089A JP H03504413 A JPH03504413 A JP H03504413A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- signal
- level
- flow rate
- water supply
- output
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F22—STEAM GENERATION
- F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
- F22B35/00—Control systems for steam boilers
- F22B35/004—Control systems for steam generators of nuclear power plants
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
- G21D3/10—Regulation of any parameters in the plant by a combination of a variable derived from neutron flux with other controlling variables, e.g. derived from temperature, cooling flow, pressure
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Combustion & Propulsion (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Control Of Non-Electrical Variables (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるため要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
低出力時の自動蒸気発生器制御
発明の背景
本発明は原子力、特に加圧水型原子炉蒸気供給系における再循環蒸気発生器の制
御に関する。より詳しくは、本発明はそのような蒸気発生器のための自動低出力
水位制御に向けられる。
原子カプラントが無効になる主要な要因は、低出力運転時における蒸気発生の高
及び低レベルトリップである。この問題は、運転員が蒸気発生器レベルM#の経
験が比較的少ないとき、特にプラント起動時に激しい。トリップの頻度は運転員
が経験及び信用を得たとき減少する。しかし、プラントはしばしばベース負荷さ
れるため、運転員は低出力時における色々な運転経験によって技術を維持する機
会がほとんどない。むしろ、低出力運転用の練習はしばしばプラントシミュレー
タによっている。あいにく、蒸気発生器のレベル動力学を正確に予測するために
は今日の多くの運転員練習シミュレータの能力はやや制限されている。最上位の
シミュレータを除くほとんどのシミュレータの詳細なプロセスの不足がこの現象
の正確な再現を妨げてきた。
結果として、同じように経験を積んだ加圧水型原子炉プロセスの運転員は低出力
運転時の原子炉トリップを避ける困難さに遭遇している。この困難さは、運転員
によってとられた制御作用に応答してプラントが反直感的振舞いをすることから
生じている。特に、蒸気発生器の水位はしばしば、運転員が蒸気発生器への給水
流量を増やす時、最初に減少する。
1986年6月30日に出願され、本特許出願人に譲渡された米国特許出願第8
79.893号において、全出力運転範囲用の自動蒸気発生器給水制御装置が記
載されている。その特許出願に開示されたものは、ここに、参照によって組み込
まれている。このような装置は、効果的ではあるが、3つの出力運転期間、すな
わち、代表的には0〜15%出力の範囲の低出力期間、15〜50%出力の範囲
の中間期間及び50〜100%出力の範囲の高出力期間の間での移行が敏感であ
るので、現存する原子力発電プラントへの経済的改装にはうまく適用されない。
上記特許出願の装置では、蒸気発生器の水位は流量要求信号の関数として制御さ
れており、ここで、ポンプ速度要求は低出力で一定、中間及び高出力で流量要求
信号により変調され、バイパス弁の位置は低出力で流量要求信号により変調、中
間出力で閉、そして高出力で開にされ、主弁の位置は低出力で閉、中間及び高出
力で流量要求信号により変調される。測定された流量要求信号は、まず制御係数
が原子炉出力の関数である適応ネットワークによって処理される。
発明の要約
本発明の目的は、1又はそれ以上の再循環蒸気発生器を有する代表的な加圧水型
原子力発電プラントへ容易かつ経済的に改装することができる低出力自動蒸気発
生器制御装置を提供することである。
更なる目的は、出力レベルが所定の移行範囲を通る時、低出力制御装置がプラン
トの現存の全出力制御装置との間を容易に切換えできることである。
本発明は、低出力時の蒸気発生器レベルスクラムを本質的に除去するとともに低
出力時の連続手動制御を除去しながらそれらの目的を達成している。本発明は、
信頼性が証明されており、かつ適度な返済、容易な設置及び維持、及び改良プラ
ントの利用に関する有用性に対してコスト効果のあるハードウェア及びディジタ
ル技術を使用している。
本発明の方法によれば、蒸気発生器水位、給水温度及び原子炉出力が連続的に測
定され、これら測定に相応したレベル信号、温度信号及び出力信号がそれぞれ発
生される。レベル信号はレベル信号設定点と比較され、その結果、レベル誤差信
号が発生される。レベル誤差信号は温度信号に基づいた利得率によって調整され
、調整レベル誤差信号を発生する。好ましくは、出力信号及び温度の定常状態に
おける蒸気発生器の安定水位にほぼ等しい給水流量に相当する目標流量信号を作
るため、出力信号は温度信号によって変形される。
次いで、バイパス弁を通る給水流量はその目標流量信号及び調整レベル誤差信号
に応答して制御される。
本発明の好適な実施例において、バイパス弁を使用した低出力制御と主給水弁を
使用した高出力制御との間の移行は、主弁位置信号を発生し、かつ出力信号が所
望の移行出力範囲内にある時の有効信号を発生することによって達成される。出
力が移行範囲にある時、バイパス弁を通る流量は、主給水流量の増減のとおりに
、目標流量信号、調整レベル誤差信号及び主弁位置信号に応答して増減する。
図面の簡単な説明
第1図は2つの蒸気発生器を使用した原子炉蒸気供給系の基本給水路を部分的に
略示したものである。
第2図は再循環原子炉蒸気発生器の概要図である。
第3図は給水及び蒸気発生器水位制御ループの一般的なブロック図である。
第4図は本発明による低出力自動給水制御装置を示す機能図である。
第5図は代表的蒸気発生器に対して低出力時の給水流量ステップ変化の蒸気発生
器水位に関する効果を示すグラフである。
第6図は第5図に表された蒸気発生器のための給水流量の低速正弦変化に対する
蒸気発生器応答を示すグラフである。
第7図は第5図に表された蒸気発生器の蒸気発生器性能についての給水温度の効
果を示すグラフである。
第8図は第5図に表わされた蒸気発生器の給水流量の正弦変動に対する代表的レ
ベル応答を示すグラフである。
第9図は燃料補給停止後のプラント始動時における本発明の実際の動作を示して
いる。
好適な実施例の説明
第1図及び第2図は代表的な再循環蒸気発生器10の概略図である。給水は、通
常の運転条件下では、降水管ノズル12を介して発生器へ投入され、降水管14
へ流入して、ここで再循環飽和流体と混合する。降水管弁、又はバイパス弁15
はノズル12の上流側に位置されている。バイパス流及び再循環流は降水管を通
り、発生器の底部にて管束領域16に入る。流体は管束18を通って上昇するの
で、−次ループから熱を吸収し、管束領域を二相流体で出る。次いで、昇水管領
域20を通って分離器22まで上昇する。分離器は蒸気から液体を除去し、飽和
液体を降水管14に戻し、そして蒸気を乾燥機まで上昇させる。次いで、蒸気は
蒸気発生器10を出て主蒸気ライン26に入る。
原子力の分野では周知のとおり、原子炉(図示しない)及び蒸気発生器との関連
配管は通常、−次系として参照される。原子炉容器及び配管は一次冷却材を含む
。原子炉の高温脚部は原子炉によって加熱された水及び入口ノズル30を介して
蒸気発生器に入った水を含んでいる。蒸気発生器出口ノズル32は低温脚部配管
を介して蒸気発生器からの水を原子炉容器へ戻す。
蒸気発生器10中の再循環プロセスは、降水管14、管束18及び昇水管領域2
0内の流体の水頭圧の不均衡によって維持されている。高出力運転のとき、これ
らの駆動水頭圧の差は著しく、比較的安定した運転になる。
しかし、出力が低下されると、沸騰量は管束18内で減少され、流体の品質が低
下し、その密度が高くなる。
これにより駆動水頭圧の量が減少され、再循環量が減少される。これが生じると
、発生器10は圧力計の様子を接近させ、降水管14の水頭圧及び昇水管20及
び管束18の水頭圧は互いに接近する。これらの状態では、降圧管の水位は制御
を非常に困難にしている。
蒸気発生器中の通常の水位は符号36で示しである。
水位測定用の計器は従来のもので、第1図に符号40で示しである。蒸気流量は
たとえば符号42にて測定される。給水温度は符号75にて測定され、全給水流
量は符号77にて測定される。
ノズル12を通る降水管バイパス流量に加え、蒸気発生器10へは主給水弁52
を介しても給水が供給される。
主給水弁52はノズル12の上流側へ位置されており、バイパス弁15よりも高
容量、代表的には定格出力の100%の容量を有している。給水ポンプ55は全
流量発信器77を通り、主及びバイパス給水弁52.15でそれぞれ分離される
全給水流量を与える。
蒸気発生器水位制御装置の主目的は、水が主蒸気ノズル26を介して運ばれる場
合に水位があまり高く上昇しないように、又は降水管と管束との間の圧力バラン
スが不安定になったり、最悪の状況にて蒸気発生器が乾燥してしまう場合のよう
に水位があまりにも低下しすぎないようにすることである。水位は、弁15及び
52の設定値を調節して、またポンプ55の速度を変えて、ノズル12を介する
給水流量を調節することによって一次的に制御される。
第3図は蒸気発生器の水位を制御するために給水流量を調節する一般化した方法
を示している。所望の水位を表す符号52で示した設定点は比較器56への第1
人力である。水位計40によって与えられるような、設定点54と実際の蒸気発
生器の水位との差は比較器54がら出力され、制御器60へ供給される。制御器
6oは電子制御信号を発生して、その後、電気がら空気作動に変換する適当な処
理をして、1又はそれ以上の弁作動器64へ与えられる。各作動器は符号66で
示したような特性を有する弁などを作動する。この装置に対する応答は符号68
で示した流量関係及び符号7oで示した供給列特性によって影響される。弁特性
によって影響される個々の流量関係68及び供給列特性7oは符号72で示した
蒸気発生器性能を決める。蒸気発生器性能は又、−次系74の動作パラメータ及
び設計によっても影響される。
弁の作動の結果としての蒸気発生器性能72の変化は水位計40によって測定さ
れ、その信号は比較器56へ戻されて、閉ループ制御を完成させている。
第4図は本発明の低出力蒸気発生器自動給水制御装置の機能ブロック図である。
以下の説明において本発明は新規制御技術を達成する装置及び方法を含むと理解
すべきである。これらの技術を実施するのに特に必要な構成要素は制御エンジニ
アリングの一般技術において周知であるが、制御係数の中で使用される特定の変
数及びこれら変数が使用される方法は新規である。
したがって、方法のステップしか記載していなくても、関連するハードウェアは
原子力発電プラントにおいて通常見られるものであるか、又はその選択はそれを
実施する機能から自明なものである。
本発明による3要素制御装置は入力として、計器40によって測定されるような
蒸気発生器降水管レベル3Gと、計器75によって測定されるような給水温度と
、原子炉容器(図示しない)の周囲に設置された炉心外中性子検出器によって代
表的に検出されるような原子炉出力とを使用する。
出力信号80から、機能ブロック82にて目標流量信号84が発生される。この
目標流量信号84は出力のみに依存されるものであるが、好ましくは温度信号7
8にも依存させることができる。目標信号84は、蒸気発生器が出力信号80に
よって表わされる出力レベルにおいて定常状態にあった場合に安定した蒸気発生
器水位を生ぜしめる給水流量であって、好ましくは温度信号78によって表され
た給水温度を有する給水流量に相当する。
後述するように、目標流量信号84は、好ましくは更なる処理の後、加算器92
に伝えられて、バイパス又は降水管給水制御弁15を作動したり、その行程を制
御する。
本発明の好適な実施例において、機能ブロック82中の流量判断は簡単な観測か
ら与えられる。理想的には、原子炉中性子束Fのような原子炉出力は流体から蒸
気状態への水のエンタルピ変化によって乗ぜられた、給水流体の質量流量W、に
等しいことの観測から与えられる。記号で表すと、これは、w+(hg hl
)=Fとなる。
特定の圧力においてh8の値は本質的に一定であり、一方、htの値は温度の関
数である。このように、目標流量
wt=K −F/ (K* hl(T+))は出力信号80に比例的に依存
され、水用の標準的な熱力字表から容易に得られるhl(T+)の関係に従って
温度信号78に関数的に依存される。この関係又はより簡単な式を、目標流量を
定めるのに使用することができる。
代表的実施例において、低出力運転期間は、本発明にとって正確な範囲を要しな
いが、蒸気発生器の定格出力のゼロから15%までの範囲である。しかし、低出
力期間がゼロから15%までの範囲であって、高出力期間が15゜〜100%の
範囲とすると、好ましくは、目標流量信号84は機能ブロック94にて、ゼロか
ら約20%までの出力範囲に相当する値まで制限され、この制限は低出力期間の
上端よりわずかに大きく、低出力期間の範囲の2倍を越えることは予期していな
い。制限された目標流量信号84は次いで、高周波フィルタ96及び進み遅れ回
路98を通り、設定後の装置の微調整時に決定されたバイアス信号100を受け
、利得回路102を通って、加算器92へ信号84′ として与えられる。以後
は第1適応ネツトワークとして参照されるフィルタ96及び進み遅れ回路98は
好ましくは、ラプラス変換が出力信号80の関数である係数を有するような関数
式を有するのがよい。これら係数は第4図において、TAUPl、 TAUP2
゜及びTAUP3で示しである。
好ましくは、レベル信号76は比較器56に与えられる前に進み遅れ回路104
を通り、比較器56を出たレベル誤差信号86は比例積分ネットワーク106を
通り、次いで、レベル誤差信号リミッタ108を通る。進み遅れ回路104は以
後第2適応ネツトワークと参照され、P/1回路106は第3適応ネツトワーク
と参照される。第2及び第3適応ネツトワークは好ましくはレベル信号76に依
存したTAULl、 TAUL2及びTAULPIのような係数を有している。
リミッタ108はレベル誤差信号値86を低出力運転の許容レベル範囲内になる
よう制限する。制限された誤差レベル信号86′は次いで、乗算器110にて簡
単な乗算係数による利得信号88によって調整され、調整誤差レベル信号90と
して加算器92へ与えられる。
利得信号88は、変数としての温度信号78により関数発生器114に従って発
生される。関数依存の正確な式は、いくらか変えることができるが、一般には、
信号88によって表された利得係数は給水温度の上昇に対応して上昇すべきもの
である。機能ブロック114に示したように、最低及び最高の温度における関数
式は実質的に一定値であるが、一般的には、給水温度についての利得係数の全体
の依存関係は同量増大とすべきである。利得信号88の大きさは、機能ブロック
116によって表された通常の回路によって微調整時に調節することができる。
概念的に、本発明の制御装置は長期間給水流量必要条件を原子炉出力に釣り合わ
せている。これは、原子炉出力が調整された時蒸気発生器給水流量必要条件の予
測を可能にしている。補償ネットワークは出力が増加された時調整され、給水流
量は最初、蒸気流量よりも少ない。下込めは、高出力時に必要な換算質量インベ
ントリ−に合わせるよう蒸気発生器内の質量インベントリ−を減少させる。原子
炉出力が低下した時、質量インベントリ−は下込めを介して増加される。
上述の記載は本発明の低出力給水制御向けのものである。代表的には、低出力時
の自動制御の必要性はプラントが停止していて再起動した後に生じる。ゼロ出力
からの初期増加は手動制御であり、低出力自動制御装置は非常に低い出力レベル
、代表的には1又は2%で切換えられる。
本発明の更なる実施例においては、低出力制御装置と、給水流量が主給水弁52
の制御によって一次的に調整される従来設計の高出力制御装置との間で制御を移
行する自動機構が与えられている。
本発明によれば、主給水弁からの位置信号(又は要求信号)118はフィルタ1
20及び利得回路122に与えられ、加算器126にて目標流量信号84′と加
減算される。概念的には、加算器126は、主給水弁の位置信号118が増加し
て、バイパス弁の行程が減少し、ついには閉じてしまうときに、減少信号84′
を発生するよう動作するのである。加算器126に与えられるような主給水弁位
置信号118′は出力信号80が低出力から高出力までの運転期間で両方向の移
行を表す範囲内にある時だけ使用される。図示の実施例において、0〜15%の
低出力期間については、出力信号80は、これが約10〜25%の範囲にある時
だけ使用可能ゲート124を通過する。出力レベルが20%を越える時、目標流
量信号84はリミッタ94を全く通らないと判断すべきである。このように、2
0〜25%の出力範囲では、信号118′による(信号84′はない)負の信号
84′がバイパス弁を略閉止位置まで駆動する。この地点で、高出力制御装置が
正しく動作したことを運転員に指示して、運転員に低出力制御装置の切り離しを
喚起し、バイパス給水弁を自動全閉する。
低出力と高出力との間の自動移行、又は主給水制御装置に関し、自動移行は、蒸
気発生器レベルが安定していて原子炉出力が1又は2%付近の所定の範囲内にあ
る場合に許される。移行のとき、本発明の低出力給水制御装置は主又はバイパス
給水弁のいずれかを次第に開閉する一方、蒸気発生器レベルは他の弁によって制
御される。
起動から低出力自動制御までの手動移行は次の3つの条件が成立した時始めてい
た。すなわち、バイパス給水調節弁が手動操作していて蒸気発生器1ノベルを維
持するのに使用されており、主給水弁が主給水制御弁への漏洩を防ぐよう閉止さ
れており、そして蒸気発生器レベルがレベル設定点にある時である。一度低出ノ
コ給水制御装置が自動運転に入ると、主給水阻止弁は閉止されたままとなる。
低及び高出力給水制御装置間で自動移行するためには、まず、次の条件が満たさ
れていなければならない。
すなわち、原子炉出力及び蒸気発生器レベルが上述した制限値の間にあり、運転
員が移行を開始させるスイッチ(図示しない)を切換え、主給水弁が遠隔手動信
号とする低出力給水制御装置からの信号によって自動的に徐々に開られることで
ある。主給水弁が徐々に開けられると、低出力制御装置はバイパス弁を自動的に
閉止する。バイパス給水弁要求信号が所定値に達した時、運転員は給水弁が移行
されたことを知らされる。
次いで、運転員は給水ステーションを自動に切換え、これによって移行が完了す
る。
高出力から低出力自動制御への移行は本質的に上記工程と逆である。注意すべき
は、少なくとも1つの給水弁は移行の間、常に直接自動制御にあることである。
これにより、移行時のあらゆるプラント変動の修正を可能とする。
所望ならば、低出力装置は高出力期間での運転中にその場で運転を維持するよう
に容易に適用することができ、ここに、バイパス弁は全開位置にしておくか、信
号118′及び90の相対長さによって命令された中間位置をとるようにされる
。
第5〜8図は第3図にブロック70及び72で略示し、かつ利用又は補償のため
の第4図の第1、第2及び第3ネツトワークにおける給水列及び蒸気発生器性能
特性を定性的に示している。特に重要な特性は、第5図に示したように、曲線の
下方部分130における蒸気発生器レベルの明らかに不規則な振舞いである。第
5図は低出力時の給水ステップ変化の効果を示しており、ここに、遅延時間とし
て示した期間12gの後のレベルは、ステップ変化が開始されたレベルまでほぼ
戻り、以後は作動良好な実質的に線形の曲線が続く、第7図に示したように、こ
の遅延時間は給水温度に依存さへ第4図の流量評価機能ブロック82及び利得機
能ブdツク114の両方において温度信号78の利用を原則とする給水温度に基
づいた依存関係である。
第5〜8図に示したタイプの特性は再循環蒸気発生器を利用した全ての加圧水型
原子炉蒸気供給系について定性的に似ているが、特定の定量特性はプラントごと
に異なっている。このような特性は運転装置に関するテストを実施することによ
って定量化されるが、これは代表的には全くコスト的に、関連する動力停止時間
や、プラント作業員及び制御装置の開発者の調整不足による。好ましくは、プラ
ントの定量特性は、Com−bustion Engineering、 In
c、から市販されているC E P ACプラント分析コンピュータプログラム
の強化バージョンのような全プラント最適評価コンピュータプログラムから得ら
れる。このプログラムは原子炉蒸気供給系及び全体的な二次供給列の一次及び二
次構成要素をモデルにしている。−次側のモデルはポイント力イネティクスを有
する炉心、全ての冷却材ループ、加圧機、及び制御装置を包含する。二次側モデ
ルは詳述した蒸気発生器熱水力学、蒸気ライン、及び蒸気バイパス制御装置を包
含する。供給列モデルはコンデンサから蒸気発生器への流量を表しており、全て
のプラント特殊ポンプ、弁、制御器及び給水加熱用のタービン抽気部を有してい
る。このモデルは蒸気流れ、給水流れ及び炉心出力に変動があるあらゆる発電所
にて経験される収縮及び膨張現象を表している。好ましくは、蒸気発生器モデル
は降水管、管束、サブクール及び沸騰領域昇水管、及び蒸気ドームから成ってい
る。蒸気発生器工程の詳細は又、管束/昇水管領域の相分離、シニラウドを介し
て管束から降水管への熱伝達、及び降水管レベルが供給リングより下の時の給水
による蒸気の凝縮も含むべきである。
強化されたCEPACプログラムは制御装置ネットワーク中の係数を決定するの
に発明者によって利用されているが、同様のコンピュータプログラムが原子炉蒸
気供給系の他のペングーから、及び原子力発電プラントの所有者に対し助言及び
技術サービスを与える者から利用することができる。
第9図はここに詳述した低出力給水制御装置を使用した原子炉蒸気供給系の実際
の起動結果を示している。
この起動は燃料補給時停止の後に実施され、このため、炉心は反応度の正の減速
材温度係数を有していた。起動工程の間、装置は低出力から2つの出力上昇及び
低出力への出力低下を通じてうまく動作した。
第9図はプラントが手動運転していた時から初期のプラント起動の間の共通原子
炉に接続された2つの蒸気発生器についての蒸気発生器レレベル応答を示してい
る。手動運転の間、蒸気発生器レベルはまだ振動していた。午後4時の時、スト
リップチャートに示されているように、自動低出力給水制御装置は動作に入った
。
第9図に示された重要な事象の簡単な概要は以下のとおりである。
事象1.自動低出力給水制御装置の計画されたテストとして、蒸気発生器Aのレ
ベル設定点は蒸気発生器レベルの応答及びプログラムされた設定点の変更を決定
するため65から69%へ増加された。原子炉出力は約4%出力に維持された。
図から見られるように、蒸気発生器A内のレベルは新しい設定点に正確かつ迅速
に達した。自動低出力給水制御装置はこのテストの間、蒸気発生器Bのレベルを
その不変の65%設定点に維持し lこ 。
事象2.テストを続けると、蒸気発生器Aのレベル設定点は69から65%へ戻
された。蒸気発生器へのレベル応答はすべて予測された基準に合い、これによっ
て自動低出力給水制御装置の更なる調整の必要性をなくしている。
事象2−3.事象2と事象3との間において、原子炉出力は約10%まで上昇さ
れた。大気放出弁の急速開閉を含む二次側変動は何らレベルの変動を生じさせな
かった。
事象3 主蒸気タービンは500rpmまで回り、トリップされた。安全装置の
タービントリップオーバーライド機能が給水バイパス弁を閉じ始めた。オーバー
ライドをリセットすると、自動低出力給水制御装置は制御に入り、蒸気発生器レ
ベルを公称値にした。これは、小さなレベルが図の点3にて減少した時観察され
る。
事象4−5 図の点4及び5の夫々にてタービンを直結にする2つの試みがなさ
れた。タービンが約15及び25MWE負荷を得た後、障害タービン計器はター
ビントリップを生じた。自動低出力給水制御装置はレベルを通常の設定点まで回
復させた。
事象6゛タ一ビン発電機は電気格子に同期された。
原子炉出力は10%であり、タービンは最初0%である。
次いで、10%を越える大負荷がタービンによって検出され、蒸気バイパス弁を
約7分間の間に全閉した。−次温度は原子炉出力が4分間の間に約5.3%上昇
される前に約8度低下した。自動低出力給水制御装置はこの容赦のない移行の間
、動作範囲内で蒸気発生器レベルをうまく保つことができた。両蒸気発生器のた
めの蒸気発生器レベルは移行後急速に正常に回復された。
この移行は、自動低出力給水制御装置が無効になった場合には原子炉をトリップ
してしまうことになるものである。この結果、約5〜8時間は限界経路のため時
間をむだにすることになる。
事象7.主給水阻止弁は開である。主給水弁の漏洩のため、過剰の給水が蒸気発
生器に供給された。自動低出力給水制御装置はこれに対して補償し、レベルを正
常まで回復′した。
事象8:自動低出力給水制御装置は大きな変動なくして低出力から高出力給水制
御装置へ移行された。
この経験の全観察は一次及び二次プラント制御パラメータの安全性に大きな改善
が見られた。通常、出力上昇時、原子炉運転員は変動している蒸気発生器のレベ
ルに応答して給水流量を連続的に手動調整することが要求される。自動モードの
自動低出力給水制御装置によれば、運転員は完全にこの作業から解放された。
加えて、全ての運転員にて、原子炉パネル運転員と給水パネル運転員との間の活
動範囲を調整する難しい作業が除去された。原子炉パネル運転員は実際に、自動
制御前後で原子炉制御機能及び二次プラントパラメータを使ってプラント全体を
制御することができた。
上述のように、本発明は前述の目的を達成するのに十分に適されたものであり、
かつ本発明の範囲を逸脱することなく好適な実施例に各種変形をなすことができ
ることを、認識すべきである。
FIG、 [
FIG、 2
FIG、 3
、¥!、気発舐レヘしし 2%
国際調査報告
+lIIysaaam+ AeekN酬11sPCT/υS 8910097
0国際調査報告
US 8900970
SA 28062
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 給水ポンプと、主給水弁と、この主給水弁より小容量のバイバイ給水弁とを 包含する循環蒸気発生器を備えた加圧水型原子炉蒸気供給系において、蒸気発生 器内の水位に相応するレベル信号を発生し、給水温度に相応する温度信号を発生 し、原子炉出力に相応する出力信号を発生し、出力信号及び温度信号から、その 出力信号及び温度信号の定常状態の間安定した蒸気発生器水位を生ぜしめる給水 流量に相当した目標流量信号を形成し、レベル信号をレベル信号設定点と比較し てレベル誤差信号を発生し、 レベル誤差信号を温度信号に依存した利得率によって調整して、調整レベル誤差 信号を生ぜしめ、目標流量信号及び調整レベル誤差信号に応答してバイパス弁を 通る給水流量を制御する ステップを包含する、所定の低出力期間内の運転時に蒸気発生器内の水位を制御 する方法。 2 目標流量信号を、低出力運転期間の範囲の2倍以内の原子炉出力運転に相当 する値に制限するステップを更に包含する請求項1記載の方法。 3 レベル誤差信号を調整するステップはレベル誤差信号を低出力運転期間内の 許容運転に相当する値に制限するステップの後にした請求項1記載の方法。 4 原子炉出力を測定するステップは原子炉中性子束を測定するステップを包含 する請求項1記載の方法。 5 レベル誤差信号を調整するステップは給水温度が上昇するにつれて利得率を 上昇させるようにした請求項1記載の方法。 6 主給水弁の位置を表す主弁位置信号を発生し、出力信号が低出力期間の部分 及び高出力期間の部分を含む移行範囲内にある時使用可能信号を発生し、使用可 能信号が発生された時、目標流量信号、調整レベル誤差信号及び主弁位置信号に 応答してバイパス弁を通る給水流量を制御する ステップを更に包含する請求項1記載の方法。 7 目標流量信号を制限するステップはその信号を原子炉出力の約0〜20%の 範囲内の値に制限する請求項2記載の方法。 8 目標流量信号を制限するステップの後に、ラプラス変換係数が出力信号の関 数である第1の適応ネットワークを介して目標流量信号を通過させるステップを 更に包含する請求項2記載の方法。 9 レベル誤差信号を調整するステップの前に、第2の適応ネットワークを介し てレベル信号を通過させかつ第3の適応ネットワークを介してレベル誤差信号を 通過させるステップを更に包含し、第2及び第3の適応ネットワークにおけるラ プラス変換係数はレベル信号の関数である請求項3記載の方法。 10 目標流量信号を、低出力運転期間の範囲の2倍以内の原子炉出力運転に相 当する値に制限するステップを更に包含する請求項3記載の方法。 11 低出力期間の上の所定出力レベルにおいて、給水流量を制御するステップ はバイパス弁の閉止を包含する請求項6記載の方法。 12 目標流量信号を制限するステップの後に、ラプラス変換係数が出力信号の 関数である第1の適応ネットワークを介して目標流量信号を通過させるステップ を更に包含する請求項10記載の方法。 13 レベル誤差信号を調整するステップの前に、第2の適応ネットワークを介 してレベル信号を通過させかつ第3の適応ネットワークを介してレベル誤差信号 を通過させるステップを更に包含し、第2及び第3の適応ネットワークにおける ラプラス変換係数はレベル信号の関数である請求項12記載の方法。 14 レベル誤差信号を調整するステップは給水温度が上昇するにつれて利得率 を上昇させるようにした請求項10記載の方法。 15 目標流量信号を制限するステップはその信号を原子炉出力の約0〜20% の範囲内の値に制限する請求項14記載の方法。 16 主給水弁の位置を表す主弁位置信号を発生し、出力信号が低出力期間の部 分及び高出力期間の部分を含む移行範囲内にある時使用可能信号を発生し、使用 可能信号が発生された時、目標流量信号、調整レベル誤差信号及び主弁位置信号 に応答してバイパス弁を通る給水流量を制御する ステップを更に包含する請求項10記載の方法。 17 低出力期間の上の所定出力レベルにおいて、給水流量を制御するステップ はバイパス弁の閉止を包含する請求項16記載の方法。 18 給水ポンプと、主給水弁と、この主給水弁より小容量のバイパイ給水弁と を包含する循環蒸気発生器を備えた加圧水型原子炉蒸気供給系において、蒸気発 生器内の水位に相応するレベル信号を発生し、給水温度に相応する温度信号を発 生し、原子炉出力に相応する出力信号を発生し、レベル信号をレベル信号設定点 と比較してレベル誤差信号を発生し、 レベル誤差信号を温度信号に依存した利得率によって調整して、調整レベル誤差 信号を生ぜしめ、出力信号及び調整レベル誤差信号に応答してバイパス弁を通る 給水流量を制御する ステップを包含する、所定の低出力期間内の運転時に蒸気発生器内の水位を制御 する方法。 19 出力信号を、低出力運転期間の範囲の2倍以内の原子炉出力運転に相当す る値に制限するステップを更に包含する請求項18記載の方法。 20 出力信号を制限するステップはその信号を原子力出力の約0〜20%の範 囲内の値に制限する請求項19記載の方法。 21 出力信号から目標流量信号を形成するステップを更に包含し、その目標流 量信号は測定された原子炉出力の定常状態条件に相当する長期間給水流量の必要 条件に相応するものであり、かつ給水流量を制御するステップは目標信号及び調 整レベル信号に応答して流量を制御するようにした請求項18記載の方法。 22 レベル誤差信号を調整するステップはレベル誤差信号を低出力運転期間内 の許容運転に相当する値に制限するステップの後にした請求項21記載の方法。 23 レベル誤差信号を調整するステップの前に、第2の適応ネットワークを介 してレベル信号を通過させかつ第3の適応ネットワークを介してレベル誤差信号 を通過させるステップを更に包含し、第2及び第3の適応ネットワークにおける ラプラス変換係数はレベル信号の関数である請求項22記載の方法。 24 目標流量信号を、低出力運転期間の範囲の2倍以内の原子炉出力運転に相 当する値に制限するステップを更に包含する請求項22記載の方法。 25 目標流量信号を制限するステップの後に、ラプラス変換係数が出力信号の 関数である第1の適応ネットワークを介して目標流量信号を通過させるステップ を更に包含する請求項24記載の方法。 26 レベル誤差信号を調整するステップの前に、第2の適応ネットワークを介 してレベル信号を通過させかつ第3の適応ネットワークを介してレベル誤差信号 を通過させるステップを更に包含し、第2及び第3の適応ネットワークにおける ラプラス変換係数はレベル信号の関数である請求項25記載の方法。 27 レベル誤差信号を調整するステップは給水温度が上昇するにつれて利得率 を上昇させるようにした請求項24記載の方法。 28 目標流量信号を制限するステップはその信号を原子炉出力の約0〜20% の範囲内の値に制限する請求項27記載の方法。 29 主給水弁の位置を表す主弁位置信号を発生し、出力信号が低出力期間の部 分及び高出力期間の部分を含む移行範囲内にある時使用可能信号を発生し、使用 可能信号が発生された時、目標流量信号、調整レベル誤差信号及び主弁位置信号 に応答してバイパス弁を通る給水流量を制御する ステップを更に包含する請求項21記載の方法。 30 低出力期間の上の所定出力レベルにおいて、給水流量を制御するステップ はバイパス弁の閉止を包含する請求項29記載の方法。 31 レベル誤差信号を調整するステップは給水温度が上昇するにつれて利得率 を上昇させるようにした請求項21記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US07/181,513 US4912732A (en) | 1988-04-14 | 1988-04-14 | Automatic steam generator control at low power |
US181,513 | 1988-04-14 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH03504413A true JPH03504413A (ja) | 1991-09-26 |
Family
ID=22664589
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP1504680A Pending JPH03504413A (ja) | 1988-04-14 | 1989-03-13 | 低出力時の自動蒸気発生器制御 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4912732A (ja) |
EP (1) | EP0411013A1 (ja) |
JP (1) | JPH03504413A (ja) |
KR (1) | KR920007744B1 (ja) |
ES (1) | ES2013439A6 (ja) |
WO (1) | WO1989009996A1 (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2012026328A1 (ja) * | 2010-08-24 | 2012-03-01 | 三菱重工業株式会社 | 給水装置 |
WO2015186274A1 (ja) * | 2014-06-04 | 2015-12-10 | 三菱重工業株式会社 | 給水制御装置および給水装置 |
Families Citing this family (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5045272A (en) * | 1990-02-16 | 1991-09-03 | Westinghouse Electric Corp. | Fluid temperature balancing system |
US5249551A (en) * | 1991-04-09 | 1993-10-05 | Kirkpatrick William J | Steam generation system mass and feedwater control system |
US5268939A (en) * | 1992-10-19 | 1993-12-07 | General Electric Company | Control system and method for a nuclear reactor |
US5524128A (en) * | 1993-11-17 | 1996-06-04 | Entergy Operations, Inc. | Boiling water reactor stability control |
US6055945A (en) * | 1998-12-14 | 2000-05-02 | Combustion Engineering, Inc. | Full range feedwater control system for pressurized water reactor steam generators |
US6353804B1 (en) * | 1999-04-09 | 2002-03-05 | General Electric Company | Method for statistically predicting equipment performance |
US6886502B1 (en) | 2004-06-23 | 2005-05-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Method for controlling steam generators |
US8781057B2 (en) * | 2010-12-16 | 2014-07-15 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Control system and method for pressurized water reactor (PWR) and PWR systems including same |
US9620252B2 (en) * | 2012-04-17 | 2017-04-11 | Bwxt Mpower, Inc. | Island mode for nuclear power plant |
FR3005142B1 (fr) * | 2013-04-24 | 2015-05-22 | Dalkia France | Systeme et procede de controle d'une installation sous pression, et installation equipee d'un tel systeme |
US9310070B2 (en) | 2013-09-18 | 2016-04-12 | Skavis Corporation | Steam generation apparatus and associated control system and methods for providing venting |
US9383095B2 (en) | 2013-09-18 | 2016-07-05 | Skavis Corporation | Steam generation apparatus and associated control system and methods for providing desired steam quality |
US9303865B2 (en) | 2013-09-18 | 2016-04-05 | Skavis Corporation | Steam generation apparatus and associated control system and methods for startup |
US9303866B2 (en) | 2013-09-18 | 2016-04-05 | Skavis Corporation | Steam generation apparatus and associated control system and methods for providing a desired injection pressure |
CN110111920B (zh) * | 2019-05-29 | 2024-04-02 | 阳江核电有限公司 | 一种用于确保核电站下泄温度保持稳定的智能调节装置 |
CN112366012B (zh) * | 2020-10-23 | 2022-05-03 | 岭东核电有限公司 | 蒸汽发生器的水位预警方法、装置、终端设备及存储介质 |
CN112682770B (zh) * | 2020-12-25 | 2022-12-27 | 中广核研究院有限公司 | 直流式蒸汽发生器压力控制方法及系统 |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS53102495A (en) * | 1977-02-07 | 1978-09-06 | Westinghouse Electric Corp | Feed water controller for nuclear power plant |
JPS5517091A (en) * | 1978-05-25 | 1980-02-06 | Framatome Sa | Water level controlling method within boiler or steam generator |
Family Cites Families (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CH405517A (de) * | 1963-05-17 | 1966-01-15 | Sulzer Ag | Verfahren und Vorrichtung zur Regelung einer Reaktoranlage |
US4042813A (en) * | 1973-02-23 | 1977-08-16 | Westinghouse Electric Corporation | Secondary system modeling and method for a nuclear power plant training simulator |
US4330367A (en) * | 1973-05-22 | 1982-05-18 | Combustion Engineering, Inc. | System and process for the control of a nuclear power system |
US4080251A (en) * | 1973-05-22 | 1978-03-21 | Combustion Engineering, Inc. | Apparatus and method for controlling a nuclear reactor |
BE829567A (fr) * | 1975-05-28 | 1975-11-28 | Acec | Installation de reglage d'admission d'eau alimentaire secondaire au bas d'un generateur de vapeur |
US4075059A (en) * | 1976-04-28 | 1978-02-21 | Combustion Engineering, Inc. | Reactor power reduction system and method |
US4064698A (en) * | 1976-09-03 | 1977-12-27 | Westinghouse Electric Corporation | Boiler control having a heating value computer and providing improved operation with fuels having variable heating values |
US4064699A (en) * | 1976-09-03 | 1977-12-27 | Westinghouse Electric Corporation | Boiler control providing improved operation with fuels having variable heating values |
US4187144A (en) * | 1977-05-23 | 1980-02-05 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor power supply |
US4424186A (en) * | 1981-03-02 | 1984-01-03 | Westinghouse Electric Corp. | Power generation |
US4551796A (en) * | 1983-06-03 | 1985-11-05 | Combustion Engineering, Inc. | Liquid level control system for vapor generator |
US4777009A (en) * | 1986-06-30 | 1988-10-11 | Combustion Engineering, Inc. | Automatic steam generator feedwater control over full power range |
-
1988
- 1988-04-14 US US07/181,513 patent/US4912732A/en not_active Expired - Fee Related
-
1989
- 1989-03-13 KR KR1019890702346A patent/KR920007744B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1989-03-13 WO PCT/US1989/000970 patent/WO1989009996A1/en not_active Application Discontinuation
- 1989-03-13 EP EP89904911A patent/EP0411013A1/en not_active Withdrawn
- 1989-03-13 JP JP1504680A patent/JPH03504413A/ja active Pending
- 1989-04-14 ES ES898901318A patent/ES2013439A6/es not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS53102495A (en) * | 1977-02-07 | 1978-09-06 | Westinghouse Electric Corp | Feed water controller for nuclear power plant |
JPS5517091A (en) * | 1978-05-25 | 1980-02-06 | Framatome Sa | Water level controlling method within boiler or steam generator |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2012026328A1 (ja) * | 2010-08-24 | 2012-03-01 | 三菱重工業株式会社 | 給水装置 |
JP2012047501A (ja) * | 2010-08-24 | 2012-03-08 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 給水装置 |
WO2015186274A1 (ja) * | 2014-06-04 | 2015-12-10 | 三菱重工業株式会社 | 給水制御装置および給水装置 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ES2013439A6 (es) | 1990-05-01 |
KR920007744B1 (ko) | 1992-09-16 |
US4912732A (en) | 1990-03-27 |
WO1989009996A1 (en) | 1989-10-19 |
EP0411013A1 (en) | 1991-02-06 |
KR900701013A (ko) | 1990-08-17 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JPH03504413A (ja) | 低出力時の自動蒸気発生器制御 | |
US4437313A (en) | HRSG Damper control | |
US4104117A (en) | Nuclear reactor power generation | |
EP0067497B1 (en) | Feedwater control system | |
JPH11352284A (ja) | 炉心出力調整による原子炉システム圧力制御の方法 | |
JP7556153B2 (ja) | 蒸気発生器システム、蒸気発生器の圧力制御システム及びその制御方法 | |
Menon et al. | Gain-scheduled nonlinear control of U-tube steam generator water level | |
US4549503A (en) | Maximum efficiency steam temperature control system | |
JPH0566601B2 (ja) | ||
JPS63148007A (ja) | 蒸気発生器の給水レベル制御方法及び装置 | |
JPS6239919B2 (ja) | ||
KR100584835B1 (ko) | 원자력발전소 증기발생기의 급수제어시스템 및 그 제어방법 | |
JPH0221558B2 (ja) | ||
CN117396986A (zh) | 核电站的控制方法及控制系统 | |
Kothare et al. | Level control in the steam generator of a nuclear power plant | |
JP4038142B2 (ja) | 原子炉出力制御装置 | |
Weng et al. | Robust wide-range control of nuclear reactors by using the feedforward-feedback concept | |
JPS6390605A (ja) | 蒸気発生プラントの制御装置 | |
JPH0843589A (ja) | 主蒸気加減弁の試験装置と試験方法 | |
Khatib-Rahbar | Modeling of plant protection and control systems for SSC | |
JPS61205306A (ja) | タ−ビン制御装置 | |
Choi et al. | CATHENA code validation with Wolsong 4 plant commissioning test data | |
JP2001004790A (ja) | 蒸気発生プラントの水位制御装置 | |
JP2003294884A (ja) | 給水制御装置 | |
Wang et al. | Simulation of the pressure set-point change transient with the Kuosheng plant analyzer |