JPH11326570A - Pressurizer pressure controller of nuclear fusion reactor plant cooling equipment - Google Patents
Pressurizer pressure controller of nuclear fusion reactor plant cooling equipmentInfo
- Publication number
- JPH11326570A JPH11326570A JP10133890A JP13389098A JPH11326570A JP H11326570 A JPH11326570 A JP H11326570A JP 10133890 A JP10133890 A JP 10133890A JP 13389098 A JP13389098 A JP 13389098A JP H11326570 A JPH11326570 A JP H11326570A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pressurizer
- plasma
- heater
- pressure
- outlet temperature
- 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.)
- Withdrawn
Links
Classifications
-
- 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
- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
Landscapes
- Plasma Technology (AREA)
Abstract
Description
【0001】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、核融合炉プラント
冷却設備の加圧器圧力制御装置に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a pressurizer pressure control device for a cooling system of a fusion reactor plant.
【0002】[0002]
【従来の技術】一般的な核融合プラント冷却設備を図1
に示す。ダイバータカセット1は、核融合炉内において
発生したプラズマ入熱2を1次冷却材3との熱交換によ
り冷却する。1次冷却材3は、冷却材循環ポンプ4によ
り循環させられ、1次熱交換器5により、2次冷却材6
と熱交換をして冷却される。1次熱交換器5と冷却材ポ
ンプ4との間には、熱交換器出口弁7が設置されてい
る。また、1次冷却材を1次熱交換器5から迂回させる
ためのバイパス弁8も設置されている。これらの熱交換
器出口弁7及びバイパス弁8は、プラズマ入熱1の変動
に対してダイバータカセット1のダイバータ入口温度T
iを一定に制御するために、1次熱交換器5へ流入する
1次冷却材3の流量を調節する。なお、ダイバータカセ
ット1の入口及び出口には、各々ダイバータ入口温度T
i及び出口温度Tdを測定するために、ダイバータ入口
温度センサ及び出口温度センサ9及び10が設けられて
いる。2. Description of the Related Art A typical fusion plant cooling system is shown in FIG.
Shown in The diverter cassette 1 cools the plasma heat 2 generated in the fusion reactor by heat exchange with the primary coolant 3. The primary coolant 3 is circulated by the coolant circulating pump 4, and the secondary coolant 6 is circulated by the primary heat exchanger 5.
It is cooled by heat exchange. A heat exchanger outlet valve 7 is provided between the primary heat exchanger 5 and the coolant pump 4. Further, a bypass valve 8 for bypassing the primary coolant from the primary heat exchanger 5 is also provided. The heat exchanger outlet valve 7 and the bypass valve 8 are connected to the diverter inlet temperature T of the diverter cassette 1 with respect to the fluctuation of the plasma heat input 1.
In order to keep i constant, the flow rate of the primary coolant 3 flowing into the primary heat exchanger 5 is adjusted. The inlet and outlet of the diverter cassette 1 have a diverter inlet temperature T, respectively.
Divertor inlet and outlet temperature sensors 9 and 10 are provided to measure i and outlet temperature Td.
【0003】ダイバータカセット1と1次熱交換器5と
の間には、加圧器11が設置されており、この加圧器1
1により、1次冷却材3の圧力を、所定の圧力に制御す
るようになっている。加圧器11は、加圧器11の内部
圧力P11を検出する加圧器圧力センサ12と、冷却材ポ
ンプ4の出口の比較的冷たい水を加圧器11内の気相部
11aに噴霧するスプレー弁13と、加圧器11内の液
相部11bを加熱するバックアップヒータ14及び比例
ヒータ15とを備えている。[0003] A pressurizer 11 is provided between the diverter cassette 1 and the primary heat exchanger 5.
1, the pressure of the primary coolant 3 is controlled to a predetermined pressure. Pressurizer 11 includes a pressurizer pressure sensor 12 for detecting the internal pressure P 11 in the pressurizer 11, the spray valve to spray relatively cold water at the outlet of the coolant pump 4 in the gas phase portion 11a of the pressurizer 11 13 And a backup heater 14 and a proportional heater 15 for heating the liquid phase portion 11 b in the pressurizer 11.
【0004】上記のような核融合プラント冷却設備にお
ける制御系としては、ダイバータ入口温度Tiを熱交換
器出口弁7及びバイパス弁8により制御する温度制御系
と、加圧器11のスプレー弁13、比例ヒータ15及び
バックアップヒータ14を操作することにより加圧器1
1の内部圧力P11を圧力設定値に制御する圧力制御系と
の二つの制御系があり、本発明は、後者の圧力制御系に
関する。[0004] As a control system in the cooling plant for a fusion plant as described above, a temperature control system for controlling the diverter inlet temperature Ti by a heat exchanger outlet valve 7 and a bypass valve 8, a spray valve 13 of a pressurizer 11, The pressurizer 1 is operated by operating the heater 15 and the backup heater 14.
There are two control systems with pressure control system that controls one of the internal pressure P 11 in the pressure set value, the present invention relates to the latter of the pressure control system.
【0005】従来の加圧水型原子炉(PWR)ベースの
加圧器圧力制御系の構成を図4に示す。図4に示すよう
に、従来の制御では、加圧器圧力センサ12により検出
された加圧器圧力P11と予め設定された加圧器圧力設定
値Prefとの偏差が、PID制御装置30に入力され、
この偏差が次の式(1)により比例微分積分演算処理さ
れる。FIG. 4 shows a configuration of a conventional pressurizer pressure control system based on a pressurized water reactor (PWR). As shown in FIG. 4, in the conventional control, the deviation between the preset pressurizer pressure setpoint Pref and pressurizer pressure P 11 which is detected by the pressurizer pressure sensor 12 is input to the PID controller 30,
This deviation is subjected to a proportional differential integration operation by the following equation (1).
【数1】 ここで、Kp:比例ゲイン、Kd:微分ゲイン、Ti:
積分時間、Td:微分時間、s:ラプラス演算子であ
る。(Equation 1) Here, Kp: proportional gain, Kd: differential gain, Ti:
Integration time, Td: derivative time, s: Laplace operator.
【0006】PID制御装置30による演算処理後の出
力は、バックアップヒータテーブル31、比例ヒータテ
ーブル32及びスプレー弁テーブル33へ送られる。バ
ックアップヒータテーブル31において、PID制御装
置30からの出力が所定の設定値以下になると、バック
アップヒータ14へヒータON信号が出力され、それに
応答して、バックアップヒータ14が作動する。比例ヒ
ータ15は、PID制御装置からの比例ヒータON信号
に応答して作動し、比例ヒータテーブル32におけるP
ID制御装置30の出力の低下に伴い、比例的に出力を
増加させる。また、スプレー弁は、PID制御装置30
からの出力の増加に伴い、スプレー弁13から噴霧され
る水の量を比例的に増加させる。The output after the arithmetic processing by the PID controller 30 is sent to a backup heater table 31, a proportional heater table 32 and a spray valve table 33. In the backup heater table 31, when the output from the PID control device 30 falls below a predetermined set value, a heater ON signal is output to the backup heater 14, and the backup heater 14 operates in response thereto. The proportional heater 15 operates in response to a proportional heater ON signal from the PID control device,
As the output of the ID control device 30 decreases, the output increases proportionally. Also, the spray valve is a PID control device 30.
As the output from the spray valve increases, the amount of water sprayed from the spray valve 13 is proportionally increased.
【0007】このように、バックアップヒータ14、比
例ヒータ15及びスプレー弁13は、PID制御装置3
0からの出力の大きさに依存して作動する。2つのヒー
タ14及び15が作動すると、加圧器11の液相部11
bを加熱し、加圧器11の内部の温度を上昇させること
により、加圧器圧力P11を増加させる。一方、スプレー
弁13が作動すると、加圧器11の気相部11aへ冷却
水を噴霧することにより、加圧器11の内部温度を低下
させ、加圧器圧力P11を低下させる。As described above, the backup heater 14, the proportional heater 15, and the spray valve 13 are provided by the PID control device 3.
It operates depending on the magnitude of the output from zero. When the two heaters 14 and 15 operate, the liquid phase 11 of the pressurizer 11
heating the b, by raising the temperature inside the pressurizer 11, increase the pressurizer pressure P 11. On the other hand, when the spray valve 13 operates, the cooling water is sprayed onto the gas phase portion 11a of the pressurizer 11, thereby lowering the internal temperature of the pressurizer 11 and lowering the pressurizer pressure P11.
【0008】上述した従来の加圧水型原子炉ベースの加
圧器圧力制御系において、プラズマ入熱2を図5(e)
に示すように変化させた場合のシュミレーション結果を
図5に示す。加圧器11の加圧器圧力設定値Prefに対
する加圧器圧力P11の変動幅は、図5(c)に示すよう
に、プラズマ起動後の圧力低下と、これに続くディスラ
プションによる圧力低下時が最も大きく、5.7kg/
cm2aとなる。この理由は、プラズマ起動時には、1
次冷却材の温度上昇に伴う膨張により、加圧器11への
1次冷却材3の流入により液相部11bにおける保有水
分量が増加するするため、加圧器11の内部の加圧器圧
力P11が一旦上昇するが、加圧器11内の液相部11b
よりも低温の1次冷却材2の流入により、液相部11b
の温度が低下し、それに伴い加圧器圧力P11も低下する
ためである。このように加圧器圧力が低下すると、1次
冷却材2の圧力が一定に保てず、ダイバータカセット1
におけるプラズマ入熱2の冷却効率が低くなるため、加
圧器11の内部の加圧器圧力P11をなるべく一定に維持
する必要がある。In the above-described conventional pressurizer pressure control system based on a pressurized water reactor, the plasma heat input 2 is shown in FIG.
FIG. 5 shows a simulation result in the case of changing as shown in FIG. As shown in FIG. 5C, the fluctuation range of the pressurizer pressure P11 with respect to the pressurizer pressure set value Pref of the pressurizer 11 is, as shown in FIG. Largest, 5.7kg /
cm 2 a. The reason is that when the plasma is started, 1
Since the primary coolant 3 flows into the pressurizer 11 due to expansion due to the temperature rise of the secondary coolant, the amount of water retained in the liquid phase portion 11b increases, so that the pressurizer pressure P11 inside the pressurizer 11 increases. The liquid phase portion 11b in the pressurizer 11
Due to the inflow of the primary coolant 2 at a lower temperature, the liquid phase portion 11b
Temperature is lowered, the pressurizer pressure P 11 with it is also to decrease. When the pressure of the pressurizer decreases in this manner, the pressure of the primary coolant 2 cannot be kept constant, and the diverter cassette 1
Since the cooling efficiency of the plasma heat input 2 becomes low, the pressurizer pressure P11 inside the pressurizer 11 needs to be maintained as constant as possible.
【0009】[0009]
【発明が解決しようとする課題】しかし、従来の加圧水
型原子炉ベースの圧力制御系では、加圧器圧力P11が加
圧器圧力設定値Prefより低下し、PID制御装置30
からの出力が減少方向に変化しない限り、比例ヒータ1
5及びバックアップヒータ14の出力が増加せず、加圧
器圧力P11が一旦上昇するプラズマ起動時には、図5
(a)に示すように、両ヒータの投入の遅れによる加圧
器11内の加圧器圧力P11の低下幅が大きくなるという
問題点があった。[SUMMARY OF THE INVENTION However, in the conventional pressurized water reactor based pressure control systems, pressurizer pressure P 11 is lower than the pressurizer pressure setpoint Pref, PID controller 30
As long as the output from the heater does not change in the decreasing direction, the proportional heater 1
5 and does not increase the output of the backup heater 14, the plasma startup of pressurizer pressure P 11 is temporarily raised, FIG. 5
(A), the range of decrease of the pressurizer pressure P 11 in the pressurizer 11 due to a delay of both the heaters turned is disadvantageously increased.
【0010】従って、本発明は、このような問題点を解
決するためになされたもので、プラズマ起動後の加圧器
11への1次冷却水の流入による液相部11bの液相温
度低下をできるだけ早い時点で回復させ、加圧器圧力P
11の加圧器圧力設定値Prefに対する変動幅が小さくな
るような加圧器圧力制御装置を提供することを目的とす
る。Accordingly, the present invention has been made in order to solve such a problem, and it is intended to reduce the liquidus temperature of the liquidus part 11b due to the inflow of the primary cooling water into the pressurizer 11 after the plasma is started. Recover at the earliest possible point and pressurizer pressure P
It is an object of the present invention to provide a pressurizer pressure control device in which the fluctuation range with respect to the pressurizer pressure set value Pref of 11 is reduced.
【0011】[0011]
【課題を解決するための手段】上述の目的を達成するた
め、請求項1に記載の本発明による核融合炉プラント冷
却設備の加圧器圧力制御装置は、加圧器からの加圧器圧
力を演算処理し、その出力に応じてスプレー弁及びヒー
タを作動させて加圧器の圧力を制御する加圧器圧力制御
装置に、さらに、核融合炉内において発生したプラズマ
入熱を冷却材との熱交換により冷却するダイバータカセ
ットの出口温度を検出し、検出された該出口温度を不完
全微分演算して出口温度時間変化率を算出し、該出口温
度時間変化率をプラズマ起動用モニタ及びプラズマ停止
用モニタで監視し、(1)該プラズマ起動用モニタが該
プラズマ起動を検知した場合に、前記加圧器の液相部を
加熱する前記ヒータを所定時間100%全投入し、
(2)該プラズマ停止用モニタが該プラズマ停止を検知
した場合に、前記ヒータの前記100%全投入をリセッ
トする機能を付加したことを特徴としている。According to a first aspect of the present invention, there is provided a pressurizer pressure control apparatus for a cooling system of a fusion reactor plant according to the present invention, which calculates a pressurizer pressure from a pressurizer. The pressurizer pressure control device controls the pressure of the pressurizer by operating the spray valve and heater according to the output, and further cools the plasma heat generated in the fusion reactor by heat exchange with coolant. The outlet temperature of the diverter cassette to be detected is detected, the detected outlet temperature is subjected to an incomplete differential operation to calculate the outlet temperature temporal change rate, and the outlet temperature temporal change rate is monitored by a plasma start monitor and a plasma stop monitor. (1) when the plasma start monitor detects the plasma start, the heater for heating the liquid phase portion of the pressurizer is fully turned on for 100% for a predetermined time;
(2) When the plasma stop monitor detects the plasma stop, a function of resetting the 100% full turn-on of the heater is added.
【0012】[0012]
【発明の実施の形態】以下、本発明に係る加圧器圧力制
御装置を説明する。図2は、本発明による加圧器圧力制
御装置の一実施形態における圧力制御系の構成を示す図
である。本発明においては、プラズマの起動及び停止の
検知は、ダイバータカセット1の出口に設けられたダイ
バータ出口温度センサ10によるダイバータ出口温度T
dの検出値に基づいて行われる。即ち、図2において、
検出されたダイバータ出口温度Tdは、PID制御装置
20へ入力され、そこで次の式(2)により不完全微分
演算される。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS Hereinafter, a pressurizer pressure control device according to the present invention will be described. FIG. 2 is a diagram showing a configuration of a pressure control system in one embodiment of the pressurizer pressure control device according to the present invention. In the present invention, the detection of the start and stop of the plasma is performed by the diverter exit temperature T by the diverter exit temperature sensor 10 provided at the exit of the diverter cassette 1.
This is performed based on the detected value of d. That is, in FIG.
The detected diverter outlet temperature Td is input to the PID control device 20, where it is subjected to an incomplete differential operation by the following equation (2).
【数2】 ここで、K:微分ゲイン、τ:微分時間、s:ラプラス
演算子である。(Equation 2) Here, K: differential gain, τ: differential time, s: Laplace operator.
【0013】PID制御装置20からの出力は、プラズ
マ起動用モニタであるハイモニタ21及びプラズマ停止
用モニタであるローモニタ22へ送られ、出力である温
度時間変化率を監視することにより、プラズマ起動及び
停止が各々検知される。なお、誤動作防止のために、ハ
イモニタ21及びローモニタ22の出口には、各々オン
ディレータイマ23及び24が設置されている。The output from the PID controller 20 is sent to a high monitor 21 as a plasma start monitor and a low monitor 22 as a plasma stop monitor, and by monitoring the rate of temperature change over time, the plasma is started and stopped. Are respectively detected. In order to prevent malfunction, on-delay timers 23 and 24 are provided at the exits of the high monitor 21 and the low monitor 22, respectively.
【0014】プラズマ起動時には、ダイバータ出口温度
Tdが上昇し、ハイモニタ22からの出力はONとな
る。ON状態がタイマ設定時間だけ持続すると、オンデ
ィレータイマ23がONとなり、その出力を受けて、フ
リップフロップ25のSETがONになる。フリップフ
ロップ25のSETがONになると、比例ヒータ15及
びバックアップヒータ14が100%出力で投入され
る。両ヒータ14及び15の投入時間は、プラズマ起動
時における1次冷却水2の加圧器11への流入による加
圧器11内の液相部11bの保有水増加分を飽和温度ま
で上昇させるために必要な熱量と、両ヒータ容量とから
算出される。このヒータ投入時間は、オンディレータイ
マ26に設定され、オンディレータイマ26からの出力
は、OR素子27を介して、フリップフロップ25のR
ESETに入力される。When the plasma is started, the divertor outlet temperature Td rises, and the output from the high monitor 22 turns on. When the ON state continues for the timer set time, the on-delay timer 23 is turned on, and upon receiving the output, the SET of the flip-flop 25 is turned on. When the SET of the flip-flop 25 is turned on, the proportional heater 15 and the backup heater 14 are turned on with 100% output. The input time of both heaters 14 and 15 is necessary to raise the increase in water retained in the liquid phase portion 11b in the pressurizer 11 due to the flow of the primary cooling water 2 into the pressurizer 11 at the time of plasma activation to the saturation temperature. It is calculated from the heat quantity and both heater capacities. This heater turn-on time is set in the on-delay timer 26, and the output from the on-delay timer 26 is supplied to the R
Input to ESET.
【0015】一方、プラズマ停止時にはダイバータ出力
温度Tdが低下し、ローモニタ22からの出力がONと
なり、ON状態が設定時間だけ継続すると、オンディレ
ータイマ24がONとなる。オンディレータイマ24か
らの出力は、OR素子27を介してフリップフロップ2
5のRESETへ入力され、ヒータ全投入中(100%
投入中)においても、プラズマ停止が起これば、ヒータ
全投入を中止するようになっている。On the other hand, when the plasma is stopped, the diverter output temperature Td decreases, the output from the low monitor 22 turns ON, and when the ON state continues for a set time, the ON delay timer 24 turns ON. The output from the on-delay timer 24 is supplied to the flip-flop 2 via the OR element 27.
5 is input to RESET, and all heaters are turned on (100%
Also, during plasma input, if the plasma stops, the entire heater is turned off.
【0016】ここで、従来の加圧水型原子炉ベースの圧
力制御系に、本発明による圧力制御系を付加した場合で
のシュミレーション結果を図3に示す。図3において、
プラズマ入熱の変化パターンは、従来例の図5のシュミ
レーションの場合と同じである。FIG. 3 shows a simulation result when the pressure control system according to the present invention is added to the conventional pressure control system based on a pressurized water reactor. In FIG.
The change pattern of the plasma heat input is the same as that of the simulation in FIG. 5 of the conventional example.
【0017】図3(a)に示すように、プラズマ起動が
起こると、上述した制御系によりダイバータ出口温度P
11の温度上昇から素早くプラズマ起動を検知し、比例ヒ
ータ15及びバックアップヒータ14が100%出力で
先行的に投入される。この両ヒータの先行投入により、
図3(d)に示すように、加圧器11内の液相部11b
の温度は、図5(d)の場合と比較して、速やかに加圧
器内の飽和温度にまで上昇し、その結果、図3(c)に
示すように、加圧器圧力P11の加圧器圧力設定値Pref
に対する変動幅は、2.7kg/cm2aまで低減され
る。As shown in FIG. 3A, when the plasma is started, the diverter outlet temperature P is controlled by the control system described above.
The plasma activation is quickly detected from the temperature rise of 11 , and the proportional heater 15 and the backup heater 14 are turned on in advance with a 100% output. Due to the prior injection of both heaters,
As shown in FIG. 3D, the liquid phase portion 11b in the pressurizer 11
The temperature, as compared with the case of FIG. 5 (d), the rapidly increased to the saturation temperature of the pressurizer, the result, as shown in FIG. 3 (c), pressurizer pressurizer pressure P 11 Pressure set value Pref
Is reduced to 2.7 kg / cm 2 a.
【0018】[0018]
【発明の効果】本発明による核原子炉プラント冷却設備
の加圧器圧力制御装置は、加圧器からの加圧器圧力を演
算処理し、その出力に応じてスプレー弁及びヒータを作
動させて加圧器の圧力を制御する加圧器圧力制御装置
に、さらに、核融合炉内において発生したプラズマ入熱
を冷却材との熱交換により冷却するダイバータカセット
の出口温度を検出し、検出された該出口温度を不完全微
分演算して出口温度時間変化率を算出し、該出口温度時
間変化率をプラズマ起動用モニタ及びプラズマ停止用モ
ニタで監視し、(1)該プラズマ起動用モニタが該プラ
ズマ起動を検知した場合に、前記加圧器の液相部を加熱
する前記ヒータを所定時間100%全投入し、(2)該
プラズマ停止用モニタが該プラズマ停止を検知した場合
に、前記ヒータの前記100%全投入をリセットする機
能を付加しているので、ダイバータカセットの出口温度
上昇から素早くプラズマ起動を検知して、ヒータを先行
的に所定時間100%出力で投入することができ、プラ
ズマ起動後、並びに起動後短時間でプラズマ停止が生じ
た場合の圧力低下を抑制することができる。The pressurizer pressure control device for a nuclear reactor plant cooling system according to the present invention calculates the pressurizer pressure from the pressurizer, and operates the spray valve and the heater according to the output to operate the pressurizer. The pressurizer pressure controller for controlling the pressure further detects the outlet temperature of the diverter cassette that cools the plasma heat generated in the fusion reactor by heat exchange with a coolant, and detects the detected outlet temperature as an error. The outlet temperature time change rate is calculated by performing a full differentiation operation, and the outlet temperature time change rate is monitored by a plasma start monitor and a plasma stop monitor. (1) When the plasma start monitor detects the plasma start The heater for heating the liquid phase portion of the pressurizer is fully supplied for 100% for a predetermined time. (2) When the plasma stop monitor detects the stop of the plasma, A function of resetting 100% full injection is added, so that the plasma start can be detected quickly from the rise in the outlet temperature of the diverter cassette, and the heater can be turned on in advance with a 100% output for a predetermined time. In addition, it is possible to suppress the pressure drop when the plasma is stopped in a short time after the start.
【図面の簡単な説明】[Brief description of the drawings]
【図1】 一般的な核融合プラント冷却設備を示す図で
ある。FIG. 1 is a diagram showing a typical fusion plant cooling facility.
【図2】 本発明による加圧器圧力制御装置の一実施形
態における圧力制御系の構成を示す図である。FIG. 2 is a diagram showing a configuration of a pressure control system in an embodiment of a pressurizer pressure control device according to the present invention.
【図3】 本発明による加圧器圧力制御装置の一実施形
態における圧力制御系によるシュミレーション結果を示
すグラフである。FIG. 3 is a graph showing a simulation result by a pressure control system in an embodiment of a pressure control device for a pressurizer according to the present invention.
【図4】 従来の加圧水型原子炉ベースの加圧器圧力制
御系の構成を示す図である。FIG. 4 is a diagram showing a configuration of a conventional pressurizer pressure control system based on a pressurized water reactor.
【図5】 従来の圧力水型原子炉ベースの圧力制御系に
よるシュミレーション結果を示すグラフである。FIG. 5 is a graph showing a simulation result by a conventional pressure control system based on a pressure water reactor.
1…ダイバータカセット、2…プラズマ入熱、3…1次
冷却材、4…冷却材循環ポンプ、5…1次熱交換器、6
…2次冷却材、7…熱交換器出口弁、8…バイパス弁、
9…ダイバータ入口温度センサ、10…ダイバータ出口
温度センサ、11…加圧器、11a…気相部、11b…
液相部、12…加圧器圧力センサ、13…スプレー弁、
14…バックアップヒータ、15…比例ヒータ、20,
30…PID制御装置、21…ハイモニタ、22…ロー
モニタ、23,24,26…オンディレータイマ、25
…フリップフロップ、27…OR素子、31…バックア
ップヒータテーブル、32…比例ヒータテーブル、33
…スプレー弁テーブル、P11…加圧器圧力、Pref…加
圧器圧力設定値、Ti…ダイバータ入口温度、Td…ダ
イバータ出口温度。DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Diver cassette, 2 ... Plasma heat input, 3 ... Primary coolant, 4 ... Coolant circulation pump, 5 ... Primary heat exchanger, 6
... secondary coolant, 7 ... heat exchanger outlet valve, 8 ... bypass valve,
9: Divertor inlet temperature sensor, 10: Divertor outlet temperature sensor, 11: Pressurizer, 11a: Gas phase, 11b ...
Liquid phase part, 12 ... Pressurizer pressure sensor, 13 ... Spray valve,
14: backup heater, 15: proportional heater, 20,
30: PID control device, 21: high monitor, 22: low monitor, 23, 24, 26: on-delay timer, 25
... Flip-flop, 27 ... OR element, 31 ... Backup heater table, 32 ... Proportional heater table, 33
... spray valve table, P 11 ... pressurizer pressure, Pref ... pressurizer pressure setpoint, Ti ... diverter inlet temperature, Td ... diverter outlet temperature.
Claims (1)
その出力に応じてスプレー弁及びヒータを作動させて加
圧器の圧力を制御する核融合炉プラント冷却設備の加圧
器圧力制御装置において、さらに、核融合炉内において
発生したプラズマ入熱を冷却材との熱交換により冷却す
るダイバータカセットの出口温度を検出し、検出された
該出口温度を不完全微分演算して出口温度時間変化率を
算出し、該出口温度時間変化率をプラズマ起動用モニタ
及びプラズマ停止用モニタで監視し、(1)該プラズマ
起動用モニタが該プラズマ起動を検知した場合に、前記
加圧器の液相部を加熱する前記ヒータを所定時間100
%全投入し、(2)該プラズマ停止用モニタが該プラズ
マ停止を検知した場合に、前記ヒータの前記100%全
投入をリセットする機能を備えることを特徴とする核融
合炉プラント冷却設備の加圧器圧力制御装置。1. A pressurizer pressure from a pressurizer is arithmetically processed,
In the pressurizer pressure control device of the fusion reactor plant cooling system that controls the pressure of the pressurizer by operating the spray valve and the heater according to the output, the plasma heat generated in the fusion reactor is further used as a coolant. The outlet temperature of the divertor cassette to be cooled by heat exchange is detected, the detected outlet temperature is incompletely differentiated, the outlet temperature time change rate is calculated, and the outlet temperature time change rate is measured by a plasma start monitor and a plasma. (1) When the plasma activation monitor detects the plasma activation, the heater for heating the liquid phase part of the pressurizer is activated for a predetermined time.
(2) a function of resetting the 100% full injection of the heater when the plasma shutdown monitor detects the plasma shutdown, Pressure control device.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP10133890A JPH11326570A (en) | 1998-05-15 | 1998-05-15 | Pressurizer pressure controller of nuclear fusion reactor plant cooling equipment |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP10133890A JPH11326570A (en) | 1998-05-15 | 1998-05-15 | Pressurizer pressure controller of nuclear fusion reactor plant cooling equipment |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH11326570A true JPH11326570A (en) | 1999-11-26 |
Family
ID=15115502
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP10133890A Withdrawn JPH11326570A (en) | 1998-05-15 | 1998-05-15 | Pressurizer pressure controller of nuclear fusion reactor plant cooling equipment |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH11326570A (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2013127387A (en) * | 2011-12-19 | 2013-06-27 | Mitsubishi Electric Corp | Heater control system for nuclear reactor pressurizer |
-
1998
- 1998-05-15 JP JP10133890A patent/JPH11326570A/en not_active Withdrawn
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2013127387A (en) * | 2011-12-19 | 2013-06-27 | Mitsubishi Electric Corp | Heater control system for nuclear reactor pressurizer |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP2937406B2 (en) | Cooling system | |
JP2006317148A (en) | Control system for water cooler system | |
CN107620948B (en) | Safety monitoring system for heat supply network head station | |
JPH0629035A (en) | Co-operative control device of fuel cell power-generation plant and waste heat collection system | |
JPH11326570A (en) | Pressurizer pressure controller of nuclear fusion reactor plant cooling equipment | |
JP3073090B2 (en) | Mixing ratio control method just before re-watering in instantaneous water heater | |
JPH0616382Y2 (en) | Temperature rise control device for coolant in pressurizer | |
JP2558700B2 (en) | Plant warming controller | |
JPS6216256B2 (en) | ||
JPS5847955A (en) | Preventing device of boiling up of heat medium in solar collecting apparatus | |
JPS63176605A (en) | Warming controller | |
JPH09126409A (en) | Method and device for temperature control of feed-water heater | |
JP2884747B2 (en) | Heating system | |
JPS6132403Y2 (en) | ||
JP2001342805A (en) | Operation control method for water supply booster pump of steam power plant | |
JPH029260B2 (en) | ||
JP2670064B2 (en) | Steam temperature controller | |
JP2557196Y2 (en) | Temperature control device for heat medium in heat medium boiler | |
JPS6212203Y2 (en) | ||
JPH0223928Y2 (en) | ||
JPS5885050A (en) | Control system for hot-water supplying machine | |
JPH05116695A (en) | Two-phase fluid loop-type heat discharger | |
JP2928584B2 (en) | Power supply cooling device for internal pump | |
JPH0460339A (en) | Bath device | |
JPH052895B2 (en) |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 20050802 |