JPH052277B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH052277B2
JPH052277B2 JP61115556A JP11555686A JPH052277B2 JP H052277 B2 JPH052277 B2 JP H052277B2 JP 61115556 A JP61115556 A JP 61115556A JP 11555686 A JP11555686 A JP 11555686A JP H052277 B2 JPH052277 B2 JP H052277B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
output
boiling water
load
deviation
pressure
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.)
Expired - Lifetime
Application number
JP61115556A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPS62272193A (en
Inventor
Hiroyuki Nishama
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Tokyo Shibaura Electric Co Ltd filed Critical Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority to JP61115556A priority Critical patent/JPS62272193A/en
Publication of JPS62272193A publication Critical patent/JPS62272193A/en
Publication of JPH052277B2 publication Critical patent/JPH052277B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Exhaust-Gas Circulating Devices (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明は原子力発電などに利用される沸騰水型
原子力プラントの原子炉再循環流量制御装置に関
する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Object of the Invention] (Industrial Application Field) The present invention relates to a reactor recirculation flow rate control device for a boiling water nuclear power plant used in nuclear power generation and the like.

(従来の技術) 第3図は、沸騰水型原子力発電プラントにおけ
る従来の原子炉再循環流量制御系統のブロツク図
を示す。沸騰水型原子炉1が発生する蒸気は主蒸
気管23を通り加減弁4を介してタービン2に流
入し、タービン2を駆動する。タービン2は発電
機3を駆動する。加減弁4の上流側の主蒸気管2
3に、沸騰水型原子炉1が発生する蒸気の圧力を
検出する圧力検出器24が設置されている。圧力
比較器27は圧力検出器24の出力である蒸気圧
力信号25と予め設定されたタービン入口圧力設
定値26とを比較し、その偏差である圧力偏差2
8を出力する。この圧力偏差28に基づいて、圧
力制御器12は、沸騰水型原子炉の出力を表わす
原子炉出力信号13および圧力偏差28が零とな
るように加減弁4の弁開度を指示する弁開度指示
信号16を出力する。負荷比較器14は、原子炉
出力信号13とタービンの負荷を表わすタービン
負荷信号11とを比較し、その偏差である負荷偏
差15を出力する。この負荷偏差15と、沸騰水
型原子炉1の出力を調整する冷却材の再循環流量
を吐出する再循環ポンプ5の速度を検出する速度
検出器30の出力35とに基づいて、従来の原子
炉再循環流量制御装置40は、再循環ポンプ5の
速度を制御して負荷偏差15が零となるようにす
る。
(Prior Art) FIG. 3 shows a block diagram of a conventional reactor recirculation flow control system in a boiling water nuclear power plant. Steam generated by the boiling water reactor 1 passes through the main steam pipe 23 and flows into the turbine 2 via the control valve 4 to drive the turbine 2. Turbine 2 drives generator 3 . Main steam pipe 2 upstream of control valve 4
3, a pressure detector 24 is installed to detect the pressure of steam generated by the boiling water reactor 1. The pressure comparator 27 compares the steam pressure signal 25, which is the output of the pressure detector 24, with a preset turbine inlet pressure setting value 26, and calculates a pressure deviation 2, which is the deviation thereof.
Outputs 8. Based on this pressure deviation 28, the pressure controller 12 controls a reactor output signal 13 representing the output of the boiling water reactor and a valve opening that instructs the valve opening of the control valve 4 so that the pressure deviation 28 becomes zero. outputs a degree instruction signal 16. The load comparator 14 compares the reactor output signal 13 and the turbine load signal 11 representing the load on the turbine, and outputs a load deviation 15 that is the deviation thereof. Based on this load deviation 15 and the output 35 of the speed detector 30 that detects the speed of the recirculation pump 5 that discharges the recirculation flow rate of the coolant that adjusts the output of the boiling water reactor 1, Furnace recirculation flow control device 40 controls the speed of recirculation pump 5 so that load deviation 15 becomes zero.

この従来の原子炉再循環流量制御装置40は、
負荷偏差15と所定の出力変更幅とを比較し、負
荷偏差15の大きさが前記所定の出力変更幅より
も大きいときに前記所定の出力変更幅を出力し、
小さいときに負荷偏差15を出力する負荷偏差制
限器31と、この負荷偏差制限器31の出力に基
づいて、負荷偏差15が零となるような再循環ポ
ンプ5の速度変化量を出力する再循環流量主制御
器21と、この再循環流量主制御器21の出力で
ある速度変化量と再循環ポンプ5の所定の速度変
化幅を比較し、前記速度変化量の大きさが前記所
定の速度変化幅の大きさよりも大きいときは前記
所定の速度変化幅を出力し、小さいときは前記速
度変化量を出力する再循環ポンプ速度変化制限器
32と、この再循環ポンプ速度変化制限器32の
出力および速度検出器30の出力である再循環ポ
ンプ5の現在速度35に基づいて、再循環ポンプ
の速度を制御する速度制御器22とを備えてい
る。
This conventional reactor recirculation flow rate control device 40 includes:
Comparing the load deviation 15 and a predetermined output change width, and outputting the predetermined output change width when the magnitude of the load deviation 15 is larger than the predetermined output change width;
A load deviation limiter 31 that outputs the load deviation 15 when it is small, and a recirculation system that outputs the speed change amount of the recirculation pump 5 such that the load deviation 15 becomes zero based on the output of the load deviation limiter 31. The flow rate main controller 21 compares the speed change amount which is the output of this recirculation flow rate main controller 21 with a predetermined speed change width of the recirculation pump 5, and the magnitude of the speed change amount is determined as the predetermined speed change. a recirculation pump speed change limiter 32 that outputs the predetermined speed change width when it is larger than the width, and outputs the speed change amount when it is smaller; The speed controller 22 controls the speed of the recirculation pump based on the current speed 35 of the recirculation pump 5 which is the output of the speed detector 30.

したがつて、従来の原子炉再循環流量制御装置
40は、定格運転点付近での出力変更、特に出力
上昇を行つても中性子束高によるスクラムを防止
するため負荷偏差制限器31や再循環ポンプ速度
変化制限器32の所定の値を低くおさえ、再循環
流量を急激に、あるいは大幅に変化させることを
防いでいる。一方、部分出力運転時などは、これ
らの制限を更に緩和し、高速応答が可能であるに
もかかわらず、定格付近での運転を前提とした制
限値のため応答性が抑制されている。
Therefore, the conventional reactor recirculation flow rate control device 40 uses the load deviation limiter 31 and the recirculation pump to prevent scrams due to high neutron flux even when the output is changed near the rated operating point, especially when the output is increased. The predetermined value of the speed change limiter 32 is kept low to prevent sudden or large changes in the recirculation flow rate. On the other hand, during partial output operation, etc., although these restrictions are further relaxed and high-speed response is possible, the response is suppressed because the limit values are based on the premise of operation near the rated value.

(発明が解決しようする問題点) 本発明は、沸騰水型原子炉の運転点および負荷
偏差とにより前記負荷偏差制限器や前記再循環ポ
ンプ速度制限器の制限値を可変とし、中性子束高
となる事象を防止しつつ可能な限り速い、あるい
は大幅な沸騰水型原子炉の出力変更を実現する原
子炉再循環流量制御装置を提供することを目的と
する。
(Problems to be Solved by the Invention) The present invention makes the limit values of the load deviation limiter and the recirculation pump speed limiter variable depending on the operating point and load deviation of the boiling water reactor. It is an object of the present invention to provide a reactor recirculation flow rate control device that achieves the fastest or drastic output change of a boiling water reactor while preventing such events.

〔発明の構成〕[Structure of the invention]

(問題点を解決するための手段) 本発明は、沸騰水型原子炉と、この沸騰水型原
子炉が発生する蒸気によつて駆動されるタービン
と、前記沸騰水型原子炉に接続され、前記タービ
ンを駆動する蒸気を通す主蒸気管と、この主蒸気
管に設置され、前記タービンを駆動する蒸気の量
を調整する加減弁と、この加減弁の上流側の前記
主蒸気管に設置され、前記沸騰水型原子炉が発生
する蒸気の圧力を検出する圧力検出器と、この圧
力検出器によつて検出された前記沸騰水型原子炉
が発生する蒸気の圧力および予め設定されたター
ビン入口圧力設定値に基づいて、これらの偏差で
ある圧力偏差を出力する圧力比較器と、この圧力
比較器の出力である圧力偏差に基づいて、前記沸
騰水型原子炉の出力を表わす原子炉出力信号、お
よび前記圧力偏差が零となるように前記加減弁の
弁開度を指示する弁開度指示信号を出力する圧力
制御器と、この圧力制御器によつて出力される前
記原子炉出力信号および前記タービンの負荷を表
わすタービン負荷信号に基づいて、これらの偏差
である負荷偏差を出力する負荷比較器と、前記沸
騰水型原子炉の出力を調整する冷却材の再循環流
量を吐出する再循環ポンプと、この再循環ポンプ
の速度を検出する速度検出器とを備えている原子
力プラントにおいて、前記沸騰水型原子炉の炉心
の中性子束に基づく前記沸騰水型原子炉の出力を
表わすAPRM信号および前記沸騰水型原子炉の
冷却材の炉心流量を表わす炉心流量信号に基づい
て、前記沸騰水型原子炉の運転点を求め、この運
転点および前記負荷比較器の出力である負荷偏差
に基づいて、前記沸騰水型原子炉として中性子束
高の事象を起すことなく許容できる出力の許容出
力変更幅および前記再循環ポンプの許容速度変更
幅を出力する演算器と、この演算器の出力である
許容出力変更幅と前記負荷比較器の出力である負
荷偏差を比較し、この負荷偏差の大きさが前記許
容出力変更幅よりも大きいときは前記許容出力変
更幅を出力し、小さいときは前記負荷偏差を出力
する負荷偏差制限器と、この負荷偏差制限器の出
力に基づいて、前記負荷偏差が零となるような前
記再循環ポンプの速度変化量を出力する再循環流
量主制御器と、この再循環流量主制御器の出力で
ある速度変化量と前記演算器の出力である許容速
度変更幅を比較し、前記速度変化量の大きさが前
記許容速度変更幅の大きさよりも大きいときは前
記許容速度変更幅を出力し、小さいときは前記速
度変化量を出力する再循環ポンプ速度変化制限器
と、この再循環ポンプ速度変化制限器の出力およ
び前記速度検出器の出力である前記再循環ポンプ
の現在速度に基づいて、前記再循環ポンプの速度
を制御する速度制御器とを具備したことを特徴と
するものである。
(Means for Solving the Problems) The present invention provides a boiling water nuclear reactor, a turbine driven by steam generated by the boiling water reactor, and a turbine connected to the boiling water reactor, A main steam pipe through which steam that drives the turbine passes; a control valve installed in the main steam pipe to adjust the amount of steam that drives the turbine; and a control valve installed in the main steam pipe upstream of the control valve. , a pressure detector for detecting the pressure of steam generated by the boiling water reactor; and a preset turbine inlet and the pressure of the steam generated by the boiling water reactor detected by the pressure detector. a pressure comparator that outputs a pressure deviation based on the pressure set value; and a reactor output signal that represents the output of the boiling water reactor based on the pressure deviation that is the output of the pressure comparator. , a pressure controller that outputs a valve opening instruction signal that instructs the valve opening of the control valve so that the pressure deviation becomes zero; and the reactor output signal output by the pressure controller; a load comparator that outputs a load deviation based on a turbine load signal representing the load of the turbine; and a recirculation unit that outputs a recirculation flow rate of coolant that adjusts the output of the boiling water reactor. a nuclear power plant comprising a pump and a speed detector for detecting the speed of the recirculation pump; An operating point of the boiling water reactor is determined based on a core flow rate signal representing a core flow rate of coolant of the boiling water reactor, and an operating point of the boiling water reactor is determined based on the operating point and a load deviation that is the output of the load comparator. , an arithmetic unit that outputs an allowable output change width and an allowable speed change range of the recirculation pump that can be allowed as the boiling water reactor without causing a high neutron flux event, and an allowable output that is the output of the arithmetic unit. The output change width is compared with the load deviation which is the output of the load comparator, and when the magnitude of this load deviation is larger than the allowable output change width, the allowable output change width is output, and when it is smaller, the load deviation is output. a recirculation flow rate main controller that outputs a speed change amount of the recirculation pump such that the load deviation becomes zero based on the output of the load deviation limiter; Compare the speed change amount that is the output of the circulation flow rate main controller with the allowable speed change width that is the output of the arithmetic unit, and if the size of the speed change amount is larger than the size of the allowable speed change width, the above-mentioned allowable speed change amount is a recirculation pump speed change limiter that outputs a speed change width and outputs the speed change amount when it is small; and an output of the recirculation pump speed change limiter and the output of the speed detector of the recirculation pump and a speed controller that controls the speed of the recirculation pump based on the current speed.

(作用) 本発明による原子炉再循環流量制御装置は、
APRM信号と炉心流量信号に基づいて沸騰水型
原子炉(以降原子炉と称す)の現在の運転点を求
め、この運転と負荷偏差信号に基づいて、その時
の原子炉が中性子速高の事象を起すことがなく許
容可能な原子炉の出力変更幅および再循環ポンプ
の速度変更幅を出力する演算器を備えることによ
り、できるだけ高速な出力変化を行うことが可能
となる。
(Function) The reactor recirculation flow rate control device according to the present invention has the following features:
The current operating point of the boiling water reactor (hereinafter referred to as the reactor) is determined based on the APRM signal and the core flow rate signal, and based on this operating point and the load deviation signal, the reactor at that time is determined to be By providing an arithmetic unit that outputs the reactor output change range and the recirculation pump speed change range that are allowable without causing any problems, it becomes possible to change the output as quickly as possible.

(実施例) 第1図は本発明による原子炉再循環流量制御装
置の一実施例を示すブロツク図である。本発明に
よる原子炉再循環流量制御装置以外の制御系は従
来の技術の項で説明した第3図と同じであるため
省略してある。
(Embodiment) FIG. 1 is a block diagram showing an embodiment of a nuclear reactor recirculation flow rate control device according to the present invention. The control system other than the reactor recirculation flow rate control device according to the present invention is the same as that shown in FIG. 3 described in the prior art section, and is therefore omitted.

第2図はAPRM信号と炉心流量に基づく原子
炉の運転領域を示したグラフである。
FIG. 2 is a graph showing the operating range of the reactor based on the APRM signal and core flow rate.

第1図に示された本発明の一実施例である原子
炉再循環流量制御装置50は、APRM信号51
および炉心流量信号52に基づいて、第2図に示
す原子炉の運転領域から運転点を求め、かつ、こ
の運転点と負荷比較器14から出力される負荷偏
差15(原子炉出力信号13と負荷要求信号11
との偏差)に基づいて原子炉として中性子束高の
事象を起すことなく許容可能な原子炉出力の許容
出力変更幅54および再循環ポンプ5の許容速度
変更幅56を出力する演算器53と、この演算器
53の出力である許容出力変更幅54と負荷比較
器14の出力である負荷偏差15とを比較し、負
荷偏差15の大ききさが許容出力変更幅54より
も大きいときは許容出力変更幅54を出力し、小
さいときは負荷偏差15を出力する負荷偏差制限
器55と、この負荷偏差制限器55の出力に基づ
いて負荷偏差15が零となるような再循環ポンプ
5の速度変化量を出力する再循環流量主制御器2
1と、この再循環流量主制御器21の出力である
速度変化量と演算器53の出力である許容速度変
更幅56とを比較し、前記速度変化量の大きさが
許容速度変更幅56の大きさよりも大きいときは
許容速度変更幅56を出力し、小さいときは前記
速度変化量を出力する再循環ポンプ速度変化制限
器57と、この再循環ポンプ速度変化制限器57
の出力および速度検出器30の出力35に基づい
て再循環ポンプ5の速度を制御する速度制御器2
2とを備えている。
A nuclear reactor recirculation flow rate control device 50, which is an embodiment of the present invention shown in FIG.
Based on the core flow rate signal 52, an operating point is determined from the operating region of the reactor shown in FIG. request signal 11
an arithmetic unit 53 that outputs an allowable output change width 54 of the reactor output and an allowable speed change width 56 of the recirculation pump 5 that are allowable as a nuclear reactor without causing an event of high neutron flux, based on the deviation from The allowable output change range 54, which is the output of this calculator 53, is compared with the load deviation 15, which is the output of the load comparator 14, and if the magnitude of the load deviation 15 is larger than the allowable output change range 54, the allowable output A load deviation limiter 55 that outputs a change width 54 and outputs a load deviation 15 when it is small, and a speed change of the recirculation pump 5 such that the load deviation 15 becomes zero based on the output of the load deviation limiter 55. Recirculation flow main controller 2 that outputs the amount
1, the speed change amount which is the output of this recirculation flow rate main controller 21 and the allowable speed change width 56 which is the output of the calculator 53, and the magnitude of the speed change amount is compared with the allowable speed change width 56. a recirculation pump speed change limiter 57 that outputs the allowable speed change width 56 when the size is larger than the size, and outputs the speed change amount when it is smaller than the recirculation pump speed change limiter 57;
speed controller 2 for controlling the speed of recirculation pump 5 based on the output of
2.

演算器53は、その時の原子炉運転点である運
転領域の位置および負荷偏差15とから原子力プ
ラントが出力変化しても中性子束高に至らない原
子炉の許容出力変更幅54と再循環ポンプ5の許
容速度変更幅56とを演算出力する。即ち、出力
の低い場合は急速な出力上昇を行つても中性子束
高に余裕があるので、これらの許容幅54,56
を大きくし、出力応答性を高める。一方、出力の
高い場合は、あまりに急速な出力上昇、あるいは
大幅な出力上昇は中性子束高を招き、原子炉の安
全な運転を阻害するので、これらの許容幅54,
56を小さくし、安定な原子炉への運転が確保さ
れる範囲で出力の変化を許容する。また、出力の
高い場合は、負荷偏差信号15が大きければ再循
環ポンプ5の許容速度変更幅56をさらに小さく
し、逆に負荷偏差15が小さければ再循環ポンプ
の許容速度変更幅56を少し大き目に許容するな
どし、原子炉運転点および負荷偏差15に基づい
て原子力プラントの運転状態に応じた許容幅5
4,56を演算器53は得ることができる。
The computing unit 53 determines, based on the position of the operating region which is the reactor operating point at that time and the load deviation 15, the reactor's allowable output change range 54 and the recirculation pump 5, which will not reach the neutron flux height even if the output of the nuclear power plant changes. The allowable speed change width 56 is calculated and output. In other words, when the output is low, there is a margin in the neutron flux height even if the output is rapidly increased, so these allowable widths 54 and 56 are
Increase the output response. On the other hand, in the case of high output, an excessively rapid increase in output or a large increase in output will lead to high neutron flux and impede safe operation of the reactor, so these allowable ranges 54,
56 is made small, and variations in output are allowed within a range that ensures stable nuclear reactor operation. In addition, when the output is high, if the load deviation signal 15 is large, the allowable speed change width 56 of the recirculation pump 5 is made smaller, and conversely, if the load deviation signal 15 is small, the allowable speed change width 56 of the recirculation pump is made slightly larger. Based on the reactor operating point and load deviation 15, the allowable range 5 is set according to the operating state of the nuclear power plant.
The computing unit 53 can obtain 4.56.

なお、演算器53の演算式等の設定は予めシミ
ユレーシヨンして求めておくこととするが、オン
ラインで原子力プラントの状態を高速シミユレー
シヨンして許容幅54,56を求めることもでき
る。
Although the settings of the calculation formula of the calculator 53 are determined in advance through simulation, the allowable ranges 54 and 56 can also be determined by performing a high-speed online simulation of the state of the nuclear power plant.

したがつて本実施例によれば、原子力プラント
の運転制限値に至ることなく、原子力プラントの
状態に応じた最も速い応答性でもつて出力変更を
行うことが可能となり、電力系統の要求にあつた
原子力プラントの運転を自動的に行うことができ
る。
Therefore, according to this embodiment, it is possible to change the output with the fastest response according to the state of the nuclear power plant without reaching the operating limit value of the nuclear power plant, and to meet the demands of the power system. Nuclear power plants can be operated automatically.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

本発明による原子炉再循環流量制御装置は、原
子炉の運転点と負荷偏差(要求負荷と原子炉出力
との差)とにより中性子束高の事象を防止しつ
つ、可能な限り速い、あるいは、大幅な原子炉の
出力変更を実現させることができる。
The reactor recirculation flow control device according to the present invention is designed to operate as quickly as possible while preventing high neutron flux events depending on the reactor operating point and load deviation (difference between required load and reactor power). It is possible to realize a significant change in the output of a nuclear reactor.

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

第1図は、本発明による原子炉再循環流量制御
装置の一実施例を示すブロツク図、第2図は、
APRM信号と炉心流量信号とに基づく原子炉の
運転領域を示したグラフ、第3図は、原子力発電
プラントにおける従来の原子炉再循環流量制御系
統のブロツク図である。 21…再循環流量主制御器、22…速度制御
器、31,55…負荷偏差制御器、32,57…
再循環ポンプ速度変化制限器、40…従来の原子
炉再循環流量制御装置、50…本発明による原子
炉再循環流量制御装置、51…APRM信号、5
2…炉心流量信号、53…演算器、54…許容出
力変更幅、56…許容速度変更幅。
FIG. 1 is a block diagram showing an embodiment of the reactor recirculation flow rate control device according to the present invention, and FIG.
FIG. 3, a graph showing the operating range of the nuclear reactor based on the APRM signal and the core flow signal, is a block diagram of a conventional reactor recirculation flow control system in a nuclear power plant. 21... Recirculation flow rate main controller, 22... Speed controller, 31, 55... Load deviation controller, 32, 57...
Recirculation pump speed change limiter, 40...Conventional reactor recirculation flow control device, 50...Reactor recirculation flow control device according to the present invention, 51...APRM signal, 5
2... Core flow rate signal, 53... Arithmetic unit, 54... Allowable output change range, 56... Allowable speed change range.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1 沸騰水型原子炉と、この沸騰水型原子炉が発
生する蒸気によつて駆動されるタービンと、前記
沸騰水型原子炉に接続され、前記タービンを駆動
する蒸気を通す主蒸気管と、この主蒸気管に設置
され、前記タービンを駆動する蒸気の量を調整す
る加減弁と、この加減弁の上流側の前記主蒸気管
に設置され、前記沸騰水型原子炉が発生する蒸気
の圧力を検出する圧力検出器と、この圧力検出器
によつて検出された前記沸騰水型原子炉が発生す
る蒸気の圧力および予め設定されたタービン入口
圧力設定値に基づいて、これらの偏差である圧力
偏差を出力する圧力比較器と、この圧力比較器の
出力である圧力偏差に基づいて、前記沸騰水型原
子炉の出力を表す原子炉出力信号、および前記圧
力偏差が零となるように前記加減弁の弁開度を指
示する弁開度指示信号を出力する圧力制御器と、
この圧力制御器によつて出力される前記原子炉出
力信号および前記タービンの負荷を表わすタービ
ン負荷信号に基づいて、これらの偏差である負荷
偏差を出力する負荷比較器と、前記沸騰水型原子
炉の出力を調整する冷却材の再循環流量を吐出す
る再循環ポンプと、この再循環ポンプの速度を検
出する速度検出器とを備えている原子力プラント
において、前記沸騰水型原子炉の炉心の中性子束
に基づく前記沸騰水型原子炉の出力を表わす
APRM信号および前記沸騰水型原子炉の冷却材
の炉心流量を表わす炉心流量信号に基づいて、前
記沸騰水型原子炉の運転点を求め、この運転点お
よび前記負荷比較器の出力である負荷偏差に基づ
いて、前記沸騰水型原子炉として中性子束高の事
象を起すことなく許容できる出力の許容出力変更
幅および前記再循環ポンプの許容速度変更幅を出
力する演算器と、この演算器の出力である許容出
力変更幅と前記負荷比較器の出力である負荷偏差
を比較し、この負荷偏差の大きさが前記許容出力
変更幅よりも大きいときは前記許容出力変更幅を
出力し、小さいときは前記負荷偏差を出力する負
荷偏差制限器と、この負荷偏差制限器の出力に基
づいて、前記負荷偏差が零となるような前記再循
環ポンプの速度変化量を出力する再循環流量主制
御器と、この再循環流量主制御器の出力である速
度変化量と前記演算器の出力である許容速度変更
幅を比較し、前記速度変化量の大きさが前記許容
速度変更幅の大きさよりも大きいときは前記許容
速度変更幅を出力し、小さいときは前記速度変化
量を出力する再循環ポンプ速度変化制限器と、こ
の再循環ポンプ速度変化制限器の出力および前記
速度検出器の出力である前記再循環ポンプの現在
速度に基づいて、前記再循環ポンプの速度を制御
する速度制御器とを具備したことを特徴とする原
子炉再循環流量制御装置。
1. A boiling water reactor, a turbine driven by steam generated by the boiling water reactor, and a main steam pipe connected to the boiling water reactor and passing the steam that drives the turbine; A control valve installed in the main steam pipe to adjust the amount of steam that drives the turbine; and a control valve installed in the main steam pipe upstream of the control valve to pressure the steam generated by the boiling water reactor. a pressure detector that detects the pressure of steam generated by the boiling water reactor detected by the pressure detector and a preset turbine inlet pressure setting value, and a pressure that is the deviation between these pressures. A pressure comparator that outputs a deviation, a reactor output signal representing the output of the boiling water reactor based on the pressure deviation output from this pressure comparator, and the adjustment so that the pressure deviation becomes zero. a pressure controller that outputs a valve opening instruction signal that instructs the valve opening of the valve;
a load comparator that outputs a load deviation that is a deviation between the reactor output signal and the turbine load signal that represents the load on the turbine, which are output by the pressure controller; and the boiling water reactor. In a nuclear power plant equipped with a recirculation pump that discharges a recirculation flow rate of coolant that adjusts the output of the reactor, and a speed detector that detects the speed of the recirculation pump, the neutrons in the core of the boiling water reactor are represents the power output of the boiling water reactor based on the
The operating point of the boiling water reactor is determined based on the APRM signal and the core flow rate signal representing the core flow rate of the coolant of the boiling water reactor, and the load deviation is the output of the operating point and the load comparator. an arithmetic unit that outputs an allowable output change range and an allowable speed change range of the recirculation pump that can be allowed as the boiling water reactor without causing a neutron flux high event, based on the above, and an output of this arithmetic unit; The allowable output change width is compared with the load deviation which is the output of the load comparator, and when the magnitude of the load deviation is larger than the allowable output change width, the allowable output change width is output, and when it is smaller, the load deviation is output. a load deviation limiter that outputs the load deviation; and a recirculation flow rate main controller that outputs a speed change amount of the recirculation pump such that the load deviation becomes zero based on the output of the load deviation limiter. , Compare the speed change amount that is the output of this recirculation flow rate main controller with the allowable speed change width that is the output of the arithmetic unit, and when the size of the speed change amount is larger than the size of the allowable speed change width. is a recirculation pump speed change limiter that outputs the permissible speed change width, and outputs the speed change amount when it is small; A nuclear reactor recirculation flow rate control device comprising: a speed controller that controls the speed of the recirculation pump based on the current speed of the circulation pump.
JP61115556A 1986-05-20 1986-05-20 Controller for quantity of recirculation of nuclear reactor Granted JPS62272193A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP61115556A JPS62272193A (en) 1986-05-20 1986-05-20 Controller for quantity of recirculation of nuclear reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP61115556A JPS62272193A (en) 1986-05-20 1986-05-20 Controller for quantity of recirculation of nuclear reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS62272193A JPS62272193A (en) 1987-11-26
JPH052277B2 true JPH052277B2 (en) 1993-01-12

Family

ID=14665462

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61115556A Granted JPS62272193A (en) 1986-05-20 1986-05-20 Controller for quantity of recirculation of nuclear reactor

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS62272193A (en)

Also Published As

Publication number Publication date
JPS62272193A (en) 1987-11-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5268939A (en) Control system and method for a nuclear reactor
JPH11352284A (en) Reactor system pressure control method through core power control
JPH0566601B2 (en)
JPH052277B2 (en)
JPS5946373A (en) Controller for speed of water wheel
JPH02240599A (en) Pressure controller for nuclear reactor
JP2004279221A (en) Nuclear reactor output control system
JPS6153559B2 (en)
JP2668143B2 (en) Steam turbine control device and control method therefor
JPS629106A (en) Controller for steam generating plant
JPS633277B2 (en)
JPH0432799A (en) Nuclear reactor operation area limiting device
JPH02201613A (en) Turbine guide vane controller
JP2004184302A (en) Nuclear reactor recirculation flow control device
JPH02159607A (en) Electric speed governor for water-wheel generator
JPH03241206A (en) Water supplying control device
JPH0241720B2 (en)
JPS6029916B2 (en) Boiling water reactor water supply control device
JPS6269090A (en) Method of controlling operation of movable vane pump
JPH0490401A (en) Feed-pump recirculating flow controller
JPS60209670A (en) Control device for variable head hydraulic electric power plant
JPS591905A (en) Feedwater controller
JPH01269093A (en) Feed water controller for nuclear reactor
JPS636837B2 (en)
JPH01318705A (en) Control device for mixed pressure turbine