JPS5927293A - 原子炉の出力制御装置 - Google Patents
原子炉の出力制御装置Info
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- JPS5927293A JPS5927293A JP57137216A JP13721682A JPS5927293A JP S5927293 A JPS5927293 A JP S5927293A JP 57137216 A JP57137216 A JP 57137216A JP 13721682 A JP13721682 A JP 13721682A JP S5927293 A JPS5927293 A JP S5927293A
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- Japan
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- control
- signal
- reactor
- load
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- 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
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- Control Of Linear Motors (AREA)
- Control Of Motors That Do Not Use Commutators (AREA)
- Control Of Turbines (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉の出力制御装置に係シ、特に沸騰水形原
子炉における大幅な負荷変動やタービン制御系の故障等
に対応できる急速な出力制御に好適な協調制御装置を具
備した出力制御装置に関するものである。
子炉における大幅な負荷変動やタービン制御系の故障等
に対応できる急速な出力制御に好適な協調制御装置を具
備した出力制御装置に関するものである。
従来の沸騰水形原子炉の出力制御装置においては、通常
、原子炉の出方制御手段としての再循環流量制御装置、
原子炉圧力制御および負荷制御手段としてのタービン制
御装置および水位制御手段としての給水制御装置とがそ
れぞれ独立に機能を果すようになっており、タービン制
御装置の外乱に対しては出力制御がなされず、耐力が充
分でないという欠点を有していた。なお、再循環流量制
御装置を自動流蓋制御モードとした場合には、タービン
制御系からの出力変化要求信号に基づいて出力制御がな
されるが、応答速度は制御系のゲインの制約を受けて、
急速な負荷変動に対しては、はとんど効果を有していな
いという欠点もあった。
、原子炉の出方制御手段としての再循環流量制御装置、
原子炉圧力制御および負荷制御手段としてのタービン制
御装置および水位制御手段としての給水制御装置とがそ
れぞれ独立に機能を果すようになっており、タービン制
御装置の外乱に対しては出力制御がなされず、耐力が充
分でないという欠点を有していた。なお、再循環流量制
御装置を自動流蓋制御モードとした場合には、タービン
制御系からの出力変化要求信号に基づいて出力制御がな
されるが、応答速度は制御系のゲインの制約を受けて、
急速な負荷変動に対しては、はとんど効果を有していな
いという欠点もあった。
本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目的とする
ところは、再循環流量制御装置、タービン制御装置およ
び給水制御装置間の協調制御を行うことができ、連応性
の高い原子炉出力制御を可能とし、また、タービン制御
系の故障時に速やかに原子炉の保護動作が可能な原子炉
の出力制御装置を提供することにある。
ところは、再循環流量制御装置、タービン制御装置およ
び給水制御装置間の協調制御を行うことができ、連応性
の高い原子炉出力制御を可能とし、また、タービン制御
系の故障時に速やかに原子炉の保護動作が可能な原子炉
の出力制御装置を提供することにある。
本発明は、大幅な負荷変動やタービン制御装置の故障か
ら加減弁が閉じだ場合は、出力制御が行われないか、行
われても極めて不充分であることに着目してなされたも
ので、タービン制御装置の圧力制御信号と負荷制御信号
との偏差が許容値を超えたことがら外乱を検出し、外乱
を検出したときは再循環流量制御装置および給水制御装
置に速やかに協調的な補正信号を出力する協調制御装置
を具備した構成とし、迅速な出力制御を可能としたこと
を特徴としている。
ら加減弁が閉じだ場合は、出力制御が行われないか、行
われても極めて不充分であることに着目してなされたも
ので、タービン制御装置の圧力制御信号と負荷制御信号
との偏差が許容値を超えたことがら外乱を検出し、外乱
を検出したときは再循環流量制御装置および給水制御装
置に速やかに協調的な補正信号を出力する協調制御装置
を具備した構成とし、迅速な出力制御を可能としたこと
を特徴としている。
以下本発明を第１図、第２図に示した実施例および第３
図、第４図を用いて詳細に説明する。
図、第４図を用いて詳細に説明する。
第１図は本発明に係る出力制御装置を備えだ原子炉制御
系の一実施例を示す概略構成図である。
系の一実施例を示す概略構成図である。
第１図において、原子炉１の出力は通常、再循環ＭＧ上
セツト動用電動機２．流体継手３、再循環ＭＯ上セツト
電機４よシなる再循環％Ｉ Ｇセットを利用し、再循環
ポンプ５の回転数を変化させ、炉心流量を変えることに
よって制御するようにしである。この流量制御は、主制
御器６からの自動または手動信号により、速度検出器７
よりの再循環ＭＧ上セツト電機回転数信号をフィードバ
ック信号とし、速度制御器８を介して行う。
セツト動用電動機２．流体継手３、再循環ＭＯ上セツト
電機４よシなる再循環％Ｉ Ｇセットを利用し、再循環
ポンプ５の回転数を変化させ、炉心流量を変えることに
よって制御するようにしである。この流量制御は、主制
御器６からの自動または手動信号により、速度検出器７
よりの再循環ＭＧ上セツト電機回転数信号をフィードバ
ック信号とし、速度制御器８を介して行う。
一方、原子炉１で発生した蒸気は、加減弁９またはバイ
パス弁１ｏを通り、タービン１１または硬水器に流入す
る。
パス弁１ｏを通り、タービン１１または硬水器に流入す
る。
蒸気流量の制御は、通常、タービン入ロ圧カ信号１２を
用い、タービン人口圧力が一定になるように圧力制御装
置１３からの全蒸気流量制御信号１４によって加減弁９
またはバイパス弁１ｏの開度を制御することによって行
う。負荷制御装置ｆ１５は、タービン速度および負荷を
一定に制御するため、速度負荷１Ｉｉ１１１哩信号１６
を出力するが、この信号１６には、通常、バイアスを加
えてあシ、低値優先回路１７からの出力信号は、圧力制
御装置１３からの全蒸気流は制御１δ号１４となり、蒸
気流量制御はこの信号によって行われることになる。そ
して、系統負荷の外乱等によシ速度負荷制御信号１６が
減少する場合には、上記１６号１４がこの信号１６に置
き換わり、加減弁９による蒸気流量制御は速度負荷制御
信号１６によって行われ、全蒸気流量制御信号１４と速
度負荷制御信号１６との偏差信号に応じてバイパス弁１
０が開く。このとき、バイパス弁１０の容量に制限があ
るため、系統周波数が大きく変動する場合には、蒸気を
充分にバイパスできず、中性子束が大幅に上昇し、スク
ラムに至る。
用い、タービン人口圧力が一定になるように圧力制御装
置１３からの全蒸気流量制御信号１４によって加減弁９
またはバイパス弁１ｏの開度を制御することによって行
う。負荷制御装置ｆ１５は、タービン速度および負荷を
一定に制御するため、速度負荷１Ｉｉ１１１哩信号１６
を出力するが、この信号１６には、通常、バイアスを加
えてあシ、低値優先回路１７からの出力信号は、圧力制
御装置１３からの全蒸気流は制御１δ号１４となり、蒸
気流量制御はこの信号によって行われることになる。そ
して、系統負荷の外乱等によシ速度負荷制御信号１６が
減少する場合には、上記１６号１４がこの信号１６に置
き換わり、加減弁９による蒸気流量制御は速度負荷制御
信号１６によって行われ、全蒸気流量制御信号１４と速
度負荷制御信号１６との偏差信号に応じてバイパス弁１
０が開く。このとき、バイパス弁１０の容量に制限があ
るため、系統周波数が大きく変動する場合には、蒸気を
充分にバイパスできず、中性子束が大幅に上昇し、スク
ラムに至る。
一方、原子炉の水位制御は、蒸気流通信号１８、給水流
隈信号１９および水位信号２０を用いて、主側ｒＭｌ器
２１を介した三要素制御によりタービン、駆動給水ポン
プ２２の回転数を制御し、給水流量を適切に維持するこ
とによって行う。
隈信号１９および水位信号２０を用いて、主側ｒＭｌ器
２１を介した三要素制御によりタービン、駆動給水ポン
プ２２の回転数を制御し、給水流量を適切に維持するこ
とによって行う。
しかし、従来は、再循環流敏制御系の主制御器６を自動
流量制御モードとし、全蒸気流量制御信号１４と速度負
荷制御信号１６との偏差信号を主制御器６の入力信号と
して出力制御していたが、主制御器６および速度制御器
８の制御ゲインが通常の小規模負荷変動（±５％程度）
に対して安定に応答するように設定しであるため、大き
い負荷変動に対応できる出力制御ができないという欠点
があった。
流量制御モードとし、全蒸気流量制御信号１４と速度負
荷制御信号１６との偏差信号を主制御器６の入力信号と
して出力制御していたが、主制御器６および速度制御器
８の制御ゲインが通常の小規模負荷変動（±５％程度）
に対して安定に応答するように設定しであるため、大き
い負荷変動に対応できる出力制御ができないという欠点
があった。
本発明に係る原子炉出力協調制御装置２３は、それを改
良するため、全蒸気流Ｍ：制御信号１４と速度負荷制御
信号１６との偏差信号を常時監視し、その偏差信号が通
常の負荷変動範囲を超えた場合は、再循環流緻制御系の
主制御器６の出力側および速度制御器８の出力側に急速
な再循壌流量降下安求補正信号２４を与え、出力を急速
に降下させ得るようにしである。一方、再循環流計が急
速に降下するだめ、比例、積分回路を利用した給水側ｒ
１１４１方式では、積分ゲインの影響で給水流量が速や
かに降下せず、水位の大幅上昇が生じる。この水位上昇
を抑制するだめ、原子炉出力協調制御装置２３より給水
制御装置の主制御器２１の入力側および出力側に給水流
量補正信号２５を入力し、速やかに給水流量降下をはか
るようにしである。
良するため、全蒸気流Ｍ：制御信号１４と速度負荷制御
信号１６との偏差信号を常時監視し、その偏差信号が通
常の負荷変動範囲を超えた場合は、再循環流緻制御系の
主制御器６の出力側および速度制御器８の出力側に急速
な再循壌流量降下安求補正信号２４を与え、出力を急速
に降下させ得るようにしである。一方、再循環流計が急
速に降下するだめ、比例、積分回路を利用した給水側ｒ
１１４１方式では、積分ゲインの影響で給水流量が速や
かに降下せず、水位の大幅上昇が生じる。この水位上昇
を抑制するだめ、原子炉出力協調制御装置２３より給水
制御装置の主制御器２１の入力側および出力側に給水流
量補正信号２５を入力し、速やかに給水流量降下をはか
るようにしである。
第２図は第１図の原子炉出力協調制御装置２３の一実施
例を示すブロック図である。第２図においては、全蒸気
流量制御信号１４と速度負荷制御信号１６との偏差信号
にさらに負のバイアス２６を加え、それを正値通過ゲー
ト２７を通すようにしである。これにより、通常の小負
荷変動および負荷要求信号が増大した場合に原子炉出力
協調制御装置２３が作動するのを防止し、不要な出力鎧
変を生じないようにできる。関数発生器２８は、負荷変
化が速いほど偏差信号が太きくなることを考慮して重み
をかけるために設けである。変化率制限器２９は、補正
信号の増加率制限の機能をもち、系統周波数回復時の出
力および給水流量が急上昇するのを防止する。そして、
再循環流量制御系補正信号ゲイン３０および給水制御系
ゲイン３１よりそれぞれの制御系に見合った補正信号２
４．２５を出力する。このように同時に補正信号２４．
２５を出力することにより、出力変化幅に応じた給水流
量の急速変更が可能となり、水位の上昇を効果的に抑制
できる。
例を示すブロック図である。第２図においては、全蒸気
流量制御信号１４と速度負荷制御信号１６との偏差信号
にさらに負のバイアス２６を加え、それを正値通過ゲー
ト２７を通すようにしである。これにより、通常の小負
荷変動および負荷要求信号が増大した場合に原子炉出力
協調制御装置２３が作動するのを防止し、不要な出力鎧
変を生じないようにできる。関数発生器２８は、負荷変
化が速いほど偏差信号が太きくなることを考慮して重み
をかけるために設けである。変化率制限器２９は、補正
信号の増加率制限の機能をもち、系統周波数回復時の出
力および給水流量が急上昇するのを防止する。そして、
再循環流量制御系補正信号ゲイン３０および給水制御系
ゲイン３１よりそれぞれの制御系に見合った補正信号２
４．２５を出力する。このように同時に補正信号２４．
２５を出力することにより、出力変化幅に応じた給水流
量の急速変更が可能となり、水位の上昇を効果的に抑制
できる。
第３図、第４１図は、プラントの負荷大幅変動時の過渡
応答線図で、３２は系統周波数、３３は加減弁流量、３
４はバイパス弁流敗、３５は中性子束の変化を示す曲線
である。第３図は従来のプラントの場合で、従来の制御
方式では迅速な出力制御がなされないため、このように
系統周波数の上昇からバイパス弁１０の容量を超える負
荷減少が生じると、原子炉圧力上昇を生じ、中性子束が
上昇して中性子束間スク２ムに至る。第４図は本発明の
出力側イ卸装置を備えたフリントの場合で、これよりわ
かるように、系統周波数の上昇が一定値に達すると、急
速に再循環流量が減少するので、中性子束が師下し、原
子炉スクラムの回僻が可能になる。
応答線図で、３２は系統周波数、３３は加減弁流量、３
４はバイパス弁流敗、３５は中性子束の変化を示す曲線
である。第３図は従来のプラントの場合で、従来の制御
方式では迅速な出力制御がなされないため、このように
系統周波数の上昇からバイパス弁１０の容量を超える負
荷減少が生じると、原子炉圧力上昇を生じ、中性子束が
上昇して中性子束間スク２ムに至る。第４図は本発明の
出力側イ卸装置を備えたフリントの場合で、これよりわ
かるように、系統周波数の上昇が一定値に達すると、急
速に再循環流量が減少するので、中性子束が師下し、原
子炉スクラムの回僻が可能になる。
なお、第１図に示す実施例においては、再循環ＭＯ上セ
ツト採用したプラントの例を示しであるが、応答性がよ
い再循ｋＭ、流量弁流量制御プラントまたはナイリスタ
による速度制御装置ｔを有するプラントでｅよさらに効
果が大きくなる。
ツト採用したプラントの例を示しであるが、応答性がよ
い再循ｋＭ、流量弁流量制御プラントまたはナイリスタ
による速度制御装置ｔを有するプラントでｅよさらに効
果が大きくなる。
まだ、上記の説明では、負荷装動時の出力制御の場合の
効果のみについて示しであるが、負荷制御装置の故障に
より速度負荷制御偏置１６が減少した場合にも急速に出
力降下をはかるので、熱的故しさを大幅に緩和すること
ができる。まだ、圧力制御装置の故障から全蒸気流微制
御信号１４が急増した場合には再循環ポンプ５の速度の
急速降下をはかるので、炉圧異常減圧事象時のキャビテ
ーション抑制をはかることができる。
効果のみについて示しであるが、負荷制御装置の故障に
より速度負荷制御偏置１６が減少した場合にも急速に出
力降下をはかるので、熱的故しさを大幅に緩和すること
ができる。まだ、圧力制御装置の故障から全蒸気流微制
御信号１４が急増した場合には再循環ポンプ５の速度の
急速降下をはかるので、炉圧異常減圧事象時のキャビテ
ーション抑制をはかることができる。
以上説明したように、本発明によれば、系統外乱発生時
の迅速な出力制御が可能となり、外乱に対する原子炉の
耐力を向上させ、フリントＨ動率の大幅向上が可能とな
るとともに、タービン制御系の故障時に速やかに原子炉
の保膿動作が可能となり、プラントの安全性が大幅に向
上するという効果があるう
の迅速な出力制御が可能となり、外乱に対する原子炉の
耐力を向上させ、フリントＨ動率の大幅向上が可能とな
るとともに、タービン制御系の故障時に速やかに原子炉
の保膿動作が可能となり、プラントの安全性が大幅に向
上するという効果があるう
第１図は本発明に係る出力側斜装置を備えた原子炉制御
系の−゛実施例を示す概略構成図、第２図は第１図の原
子炉出力協調制御装置の一実施例を示すブロック図、第
３図、第４図はプラントの負荷大幅変動時の過渡応答線
図である。 １・・・原子炉、５・・・再循環ポンプ、６・・・主制
御器、７・・・速度検出器、８・・・速度制御器、９・
・・加減弁、１０・・・バイパス弁、１１・・・タービ
ン、１３・・・圧力制御装置、１７・・・低値優先回路
、２１・・・主制御器、２２・・・給水ポンプ、２３・
・・原子炉出力ＷｊＪ調制御装置、２４・・・再循環流
量補正信号、２５・・・給水流量浦正１ｇ号、２６・・
・バイアス、２７・・・正値通過ゲート、２８・・・関
数発生器、２９・・・変化率制限器。 第 ２ 図 第 、３ 図 時１％”１
系の−゛実施例を示す概略構成図、第２図は第１図の原
子炉出力協調制御装置の一実施例を示すブロック図、第
３図、第４図はプラントの負荷大幅変動時の過渡応答線
図である。 １・・・原子炉、５・・・再循環ポンプ、６・・・主制
御器、７・・・速度検出器、８・・・速度制御器、９・
・・加減弁、１０・・・バイパス弁、１１・・・タービ
ン、１３・・・圧力制御装置、１７・・・低値優先回路
、２１・・・主制御器、２２・・・給水ポンプ、２３・
・・原子炉出力ＷｊＪ調制御装置、２４・・・再循環流
量補正信号、２５・・・給水流量浦正１ｇ号、２６・・
・バイアス、２７・・・正値通過ゲート、２８・・・関
数発生器、２９・・・変化率制限器。 第 ２ 図 第 、３ 図 時１％”１
Claims (1)
- １、原子炉の出力制御手段としての再循環流量制御装置
と、原子炉圧力制御および負荷制御手段としてのタービ
ン制御装置と、水位制御手段としての給水制御装置とを
備えた沸騰水形原子炉の出力制御装置において、前記タ
ービン制御装置の圧力制御信号と負荷制御信号との偏差
信号を監視し、該偏差信号に応じて前記再循環流量制御
装置および前記給水制御装置に協調的な補正信号を出力
する協調制御装置を具備することを特徴とする原子炉の
出力制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57137216A JPS5927293A (ja) | 1982-08-09 | 1982-08-09 | 原子炉の出力制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57137216A JPS5927293A (ja) | 1982-08-09 | 1982-08-09 | 原子炉の出力制御装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5927293A true JPS5927293A (ja) | 1984-02-13 |
| JPH0410040B2 JPH0410040B2 (ja) | 1992-02-24 |
Family
ID=15193497
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57137216A Granted JPS5927293A (ja) | 1982-08-09 | 1982-08-09 | 原子炉の出力制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5927293A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS629413A (ja) * | 1985-07-05 | 1987-01-17 | Hitachi Ltd | 発電プラントの制御装置 |
| ES2154229A1 (es) * | 1999-07-13 | 2001-03-16 | Gen Electric | Procedimientos de control de la presion de sistema de reactor, por modulacion de potencia de nucleo del reactor. |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS51111595A (en) * | 1975-03-26 | 1976-10-01 | Hitachi Ltd | Water supply system of boiling-water type reactor |
-
1982
- 1982-08-09 JP JP57137216A patent/JPS5927293A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS51111595A (en) * | 1975-03-26 | 1976-10-01 | Hitachi Ltd | Water supply system of boiling-water type reactor |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS629413A (ja) * | 1985-07-05 | 1987-01-17 | Hitachi Ltd | 発電プラントの制御装置 |
| JPH0566601B2 (ja) * | 1985-07-05 | 1993-09-22 | Hitachi Ltd | |
| ES2154229A1 (es) * | 1999-07-13 | 2001-03-16 | Gen Electric | Procedimientos de control de la presion de sistema de reactor, por modulacion de potencia de nucleo del reactor. |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0410040B2 (ja) | 1992-02-24 |
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