JPH05240997A - 原子炉給水制御装置 - Google Patents

原子炉給水制御装置

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JPH05240997A
JPH05240997A JP4043416A JP4341692A JPH05240997A JP H05240997 A JPH05240997 A JP H05240997A JP 4043416 A JP4043416 A JP 4043416A JP 4341692 A JP4341692 A JP 4341692A JP H05240997 A JPH05240997 A JP H05240997A
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JP
Japan
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signal
water level
reactor
flow rate
water supply
Prior art date
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Pending
Application number
JP4043416A
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English (en)
Inventor
Yuuji Koshi
裕司 古志
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
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Publication of JPH05240997A publication Critical patent/JPH05240997A/ja
Pending legal-status Critical Current

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    • 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

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】原子炉水位信号として実質的炉水位信号を採用
して原子炉内においてボイド等が変動した場合において
も、原子炉給水系における過度な応答の生じない原子炉
給水制御装置を提供する。 【構成】基準水位信号および原子炉水位信号が入力され
る比較器と、この比較器から出力される水位偏差信号と
主蒸気流量信号および給水流量信号の差からなる差信号
にミスマッチゲインを乗じたミスマッチ流量信号とを加
算して加算信号を発する加算器と、前記加算信号に積分
処理をして給水流量要求信号として出力する給水制御器
と、この給水制御器からの給水流量要求信号を入力する
所定給水系とを有する原子炉給水制御装置において、原
子炉の冷却材保有量の変化から実質的水位を算出する原
子炉水位算出手段を設けて、この出力を原子炉水位信号
としたことを特徴とする。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子力発電プラ
ントに用いられる原子炉給水制御装置に関する。
【0002】
【従来の技術】一般に、沸騰水型原子炉においては安全
な運転を継続するために、原子炉水位を所定値に保持す
る原子炉給水制御装置が設けられている。図5は従来の
原子炉水位制御装置の一例を示す系統構成図で、予め設
定された基準水位信号lsおよび原子炉圧力容器2から
の差圧検出による原子炉水位信号lは、比較器1に入力
されて両信号の水位偏差信号aが出力される。
【0003】一方、原子炉圧力容器2から主蒸気配管3
を通して流出する主蒸気流量に応じた主蒸気流量信号W
s、および所定給水系4から原子炉圧力容器2へ供給さ
れる給水流量に応じた給水流量信号Wfは共に減算器5
に入力される。この減算器5から出力された差信号bに
ミスマッチゲインKmを乗じて得られたミスマッチ流量
信号cと、前記比較器1から出力された水位偏差信号a
とは加算器6で加算されて、加算信号dとして給水制御
器(以下、PI制御器と呼ぶ)7に出力される。
【0004】このPI制御器7は前記所定給水系4に対
して前記加算信号dを積分した値を給水流量要求信号e
として出力し、原子炉の水位を一定範囲に保持するよう
にしている。ここで、原子炉水位信号lが基準水位信号
lsに等しく、かつ主蒸気流量信号Wfと給水流量信号
Wfとが等しい原子炉プラント平衡状態においては、水
位偏差信号aもミスマッチ流量信号cも零となる。
【0005】従って、加算器6の出力である加算信号d
は零であり、PI制御器7の積分器の初期値がそのまま
PI制御器7の出力、すなわち所定給水系4への給水流
量要求信号eとなって出力されている。なお、沸騰水型
原子炉の所定給水系4については、定格運転時に図示し
ないタービン駆動の2台の給水ポンプ、あるいは予備機
となるモータ駆動の2台の給水ポンプを用いて、前記給
水流量要求信号eに従い原子炉圧力容器2への給水を行
なっている。
【0006】ここで、原子炉における圧力、あるいは冷
却材流量の大幅な変動が生じる、原子炉の定格運転時に
単独でスクラム(制御棒全挿入)を行なった場合を例に
して、図3の主蒸気流量、給水流量比較特性図、および
図4の炉水位比較特性図を参照して説明する。なお、図
3および図4中で破線は従来例の特性を、実線は本発明
による特性を示している。
【0007】原子炉スクラムが行なわれると、主蒸気流
量は図3の曲線20で示すように急速に減少する。これに
対し、当初は原子炉圧力容器2内のトータルの冷却材保
有量は変化していない(実質的水位が変化していない)
にもかかわらず、原子炉内のボイドが減少し、これによ
り見かけ上の検出水位が低下するため、この原子炉水位
信号lと水位設定信号lsとの間に水位低下の水位偏差
信号aが現れ、PI制御器7から流量増の給水流量要求
信号eが所定給水系4へ出力される。
【0008】これにより給水流量が図3の曲線21で示す
ように、主蒸気流量より一時的に多くなるため給水過剰
となる。従って、原子炉水位変化は図4の曲線22のよう
に上昇して行き、その後、給水流量と主蒸気流量とミス
マッチ量の減少で徐々に低下して行く。
【0009】
【発明が解決しようとする課題】原子炉において、内部
の圧力、あるいは冷却材流量が何等かの理由で変動した
場合には、原子炉内におけるボイドが変動するため、冷
却材の総保有量は変化していないにもかかわらず、過度
的に炉水位変化は変動することになる。この現象のため
に場合によっては、給水制御系が逆応答したり、不必要
な原子炉スクラム等の外乱を印加する場合が生じるとい
う課題がある。
【0010】本発明の目的とするところは、原子炉水位
信号として実質的炉水位信号を採用して原子炉内におい
てボイド等が変動した場合においても、原子炉給水系に
おける過度な応答の生じない原子炉給水制御装置を提供
することにある。
【0011】
【課題を解決するための手段】基準水位信号および原子
炉水位信号が入力される比較器と、この比較器から出力
される水位偏差信号と主蒸気流量信号および給水流量信
号の差からなる差信号にミスマッチゲインを乗じたミス
マッチ流量信号とを加算して加算信号を発する加算器
と、前記加算信号に積分処理をして給水流量要求信号と
して出力する給水制御器と、この給水制御器からの給水
流量要求信号を入力する所定給水系とを有する原子炉給
水制御装置において、原子炉の冷却材保有量の変化から
実質的水位を算出する原子炉水位算出手段を設けて、こ
の出力を原子炉水位信号としたことを特徴とする。
【0012】
【作用】原子炉の水位を原子炉水位算出手段において、
主蒸気流量信号と給水流量信号により、原子炉の冷却材
保有量の変化から実質的原子炉水位を算出して原子炉水
位信号することから、原子炉において圧力あるいは炉心
流量等の外乱により炉内ボイドが変動した場合において
も、原子炉給水系において過度な応答が生じず、適切な
原子炉水位を保持する。
【0013】
【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分については
同一符号を付して詳細な説明を省略する。図1の系統構
成図に示すように、原子炉圧力容器2から主蒸気配管3
を通して流出する主蒸気流量に応じた主蒸気流量信号W
sと所定給水系4から原子炉圧力容器2へ供給される給
水流量に応じた給水流量信号Wfは減算器5に入力され
ると共に、原子炉水位算出手段である原子炉水位算出回
路8に入力される。
【0014】この原子炉水位算出回路8は図2のブロッ
ク構成図で示すように、比較演算器9と水位計算用積分
器10で構成されていて、入力した給水流量信号Wfと主
蒸気流量信号Wsによるミスマッチから、実質的原子炉
水位信号la(冷却材の総保有量に相当)を算出し、こ
れを前記比較器1に出力する。比較器1では予め設定さ
れた基準水位信号ls、および実質的原子炉水位信号l
aによる水位偏差信号aを出力する。
【0015】一方、前記減算器5から出力された差信号
bにミスマッチゲインKmを乗じて得られたミスマッチ
流量信号cと、前記比較器1から出力された水位偏差信
号aとは加算器6で加算されて、加算信号dとしてPI
制御器7に出力される。このPI制御器7は前記給水系
4に対して前記加算信号dを積分した値を給水流量要求
信号eとして出力し、原子炉の水位を一定範囲に保持す
るように構成されている。
【0016】次に上記構成による作用について説明す
る。図3および図4に示すように、例えば原子炉の定格
運転時に単独でスクラム(制御棒全挿入)を行なった場
合には、原子炉スクラムに伴い主蒸気流量は図3の曲線
23で示すように、従来と同様に急速に減少する。
【0017】この時に原子炉水位算出回路8において
は、主蒸気流量信号Wsおよび給水流量信号Wfのミス
マッチから求めた実質的原子炉水位信号laが出力さ
れ、この実質的原子炉水位信号laは比較器1において
基準水位信号lsと比較され、水位偏差信号aとして出
力される。この水位偏差信号aは従来の見かけ上の原子
炉水位信号lと異なり、原子炉内におけるボイドの変動
等の影響を受けず、過度な変動はしないため、PI制御
器7を含めて給水制御系として過度の給水要求を出力す
ることはない。
【0018】従って、この時の給水流量は図3の曲線24
で示すように、主蒸気流量の曲線23に沿って、遅れが少
なく減少するため、主蒸気流量とのミスマッチ量が少く
ない。また、この時の原子炉水位変化は図4の曲線25で
示すように、ミスマッチ量による水位上昇が低減され、
この結果、過度な上昇をすることなく維持される。
【0019】なお、上記一実施例では、実質的原子炉水
位信号laを原子炉水位算出回路8において、給水流量
信号Wfと主蒸気流量信号Wsとから算出することとし
て説明したが、この一実施例の外に原子炉水位算出手段
として、原子炉内のボイドを直接計測することにより、
見かけ上の水位から原子炉内の冷却材保有量を算出する
等の方法によっても同様の作用、効果が得られる。
【0020】
【発明の効果】以上本発明によれば、スクラム単独動作
時等における原子炉内のボイドの変動事象等の発生に際
しても、原子炉における過度の水位上昇が防止できるの
で、これに起因するプラント停止等を安全に回避するこ
とができ、原子力発電プラント運転の信頼性と稼働率等
が向上する効果がある。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の原子炉給水制御装置の一実施例を示す
系統構成図。
【図2】本発明の原子炉水位算出回路の一実施例を示す
ブロック構成図。
【図3】主蒸気流量、給水流量比較特性図。
【図4】炉水位変化比較特性図。
【図5】従来の原子炉給水制御装置の系統構成図。
【符号の説明】
1…比較器、2…原子炉圧力容器、3…主蒸気配管、4
…所定給水系、5…減算器、6…加算器、7…給水制御
器(PI制御器)、8…原子炉水位算出回路、9…比較
演算器、10…水位計算用積分器。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 基準水位信号および原子炉水位信号が入
    力される比較器と、この比較器から出力される水位偏差
    信号と主蒸気流量信号および給水流量信号の差からなる
    差信号にミスマッチゲインを乗じたミスマッチ流量信号
    とを加算して加算信号を発する加算器と、前記加算信号
    に積分処理をして給水流量要求信号として出力する給水
    制御器と、この給水制御器からの給水流量要求信号を入
    力する所定給水系とを有する原子炉給水制御装置におい
    て、原子炉の冷却材保有量の変化から実質的水位を算出
    する原子炉水位算出手段を設けて、この出力を原子炉水
    位信号としたことを特徴とする原子炉給水制御装置。
JP4043416A 1992-02-28 1992-02-28 原子炉給水制御装置 Pending JPH05240997A (ja)

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JP4043416A JPH05240997A (ja) 1992-02-28 1992-02-28 原子炉給水制御装置

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JP4043416A Pending JPH05240997A (ja) 1992-02-28 1992-02-28 原子炉給水制御装置

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8397679B2 (en) 2008-11-21 2013-03-19 Hitachi, Ltd. Liquid level control system

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8397679B2 (en) 2008-11-21 2013-03-19 Hitachi, Ltd. Liquid level control system

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