JPS5999008A - 蒸気発生プラントの制御方法 - Google Patents

蒸気発生プラントの制御方法

Info

Publication number
JPS5999008A
JPS5999008A JP20796882A JP20796882A JPS5999008A JP S5999008 A JPS5999008 A JP S5999008A JP 20796882 A JP20796882 A JP 20796882A JP 20796882 A JP20796882 A JP 20796882A JP S5999008 A JPS5999008 A JP S5999008A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
pump
steam
water
hot well
water supply
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
Application number
JP20796882A
Other languages
English (en)
Inventor
Toyohiko Masuda
豊彦 増田
Hirotsugu Nagai
永井 洋次
Hitoshi Ishimaru
等 石丸
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.)
Hitachi Engineering Co Ltd
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Engineering Co Ltd
Hitachi 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 Hitachi Engineering Co Ltd, Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Engineering Co Ltd
Priority to JP20796882A priority Critical patent/JPS5999008A/ja
Publication of JPS5999008A publication Critical patent/JPS5999008A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01KSTEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K9/00Plants characterised by condensers arranged or modified to co-operate with the engines
    • F01K9/02Arrangements or modifications of condensate or air pumps
    • F01K9/023Control thereof

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Combustion & Propulsion (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Control Of Steam Boilers And Waste-Gas Boilers (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】 本発明は、蒸気発生プラントの制御方法に係り、特に、
サイドストリーム式復水器の第2ホツトウエルの水位を
低下させる弁または復水浄化系ポンプが故障した場合の
復本給水系ポンプ及び蒸気発生プラントの制御方法に関
するものである。
沸騰水型原子炉等に設けられるサイドストIJ −ム式
復水器の水位制御としては、第1及び第2ホットウェル
の水位制御方式(特願昭54−39805号)ヤ、第2
ホツトウエルのオーバーフロ一方式(特願昭54−10
55131  などがある。これらのホットウェルの水
位制御方式では、サイトスドリー統)のポンプ2台(運
転中)の一方のトリップにより、またはサイトス) I
J−ム系の弁類の故障により、サイドストリーム系の凝
縮水(以下給水という)流量が蒸気発生器である沸騰水
型原子炉の必要流緻以下となった場合は、第2ホツトウ
エルの水位が低下し、給水喪失によるプラント停止につ
ながるという欠点があった。
本発明の目的は、上記した従来技術の欠ガをなくし、プ
ラントの稼動率を高める蒸気発生プラントの制御方法を
提供することにある。
本発明の特徴は、サイトス) I)−ム式復水器の第2
ホツトウエル内の凝縮水の水位を低下させる弁または復
水浄化系ポンプが故障した場合、その凝縮水が供給され
る給水系統の流量を抑制または蒸気発生器の蒸気発生量
を抑制することにある。
沸騰水型原子力発電所に適用した本発明の好適な一実施
例を第1図に基づいて説明する。原子炉圧力容器1内の
冷却水は、再循環ポンプ18の駆動によって再循環系配
管31を通り原子炉圧力容器1内に存在する炉心(図示
せず)に導入される。
図示されていないが、核分裂性物質であるウラン−23
5が内部に充填された複数の燃料棒からなる多数あ燃料
素合体が、炉心に装荷されている。
冷却水は、炉心を上昇する間にウラン−235の核分裂
によっ゛て発生する熱によって加熱され、蒸気となる。
この蒸気は、弁21を有する主蒸気管32を通って発電
機3が連結されるタービン2に導かれる。タービン2か
ら排気された蒸気は、復水器4内で凝縮される。この蒸
気の凝縮水は、復水器4内の第1ホツトウエル5に溜ま
る。第1ホツトウエル5内の凝縮水は、サイドストリー
ムポンプ6の駆動によりサイドストリーム配管33を通
って復水器4内の第2ホツトウエル8内に導かれる。サ
イドストリーム配管33を流れる凝縮水は、復水浄化装
置7で浄化される。第1ホツトウエル5と第2ホツトウ
エル8は、隔壁34によって仕切られている。第2ホツ
トウエル8内の凝縮水は、隔壁34を越えて第1ホツト
ウエル5に流入できるようになっている。第2ホツトウ
エル8内の凝縮水は給水として、給水配管35を通って
原子炉圧力容器1内に供給される。すなわち復水ポンプ
9およびタービン駆動の給水ポンプ11が駆動され、第
2ホツトウエル8内の給水は、低圧給水加熱器10およ
び高圧給水加熱器13によって加熱され、原子炉圧力容
器1内に供給される。
沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器1は、1種の蒸気発生
器である。給水ポンプ11は、主蒸気管32に接続され
る抽気管36によって抽気される蒸気によって駆動され
る。
原子炉圧力容器1への給水流量制御は、三要素制御によ
り制御される。すなわち、原子−圧力容器1に設けられ
る水位計14、主蒸気管32に設けられる蒸気流量計1
5および給水配管35に設けられる給水流量計16のそ
れぞれの測定値を給水制御装置17に入力し、その制御
装置17の出力信号で給水ポンプ11の駆動蒸気の供給
量を調節するバルブ29の開度を調節する。給水ポンプ
11の予備機であるモータ駆動の給水ポンプ12が駆動
されている時には、給水制御装置17の出力信号を給水
ポンプ12の吐出側に設けられるバルブ28の開度を調
節することにより給水流量が制御される。
復水器4の第1ホツトウエル5内の給水の液面は、復水
器4に設けられた水位計22により測定される。第1゛
ホツトウエル5内の給水液面が所定値のL5よりも低下
した場合は、水位計22の出力信号が伝えられる制御器
26および27の作用により、スピールオーバ弁24が
閉じ、補給水弁25が開く。したがって、サイドストリ
ーム配管33内の給水の復水貯蔵タンク23への供給が
停止され、復水貯蔵タンク23内の水が第1ホツトウエ
ル5内に導かれる。このようにして、第1ホツトウエル
5内の給水液面が所定値L5に保持される。
(ユズ丁イ?≧i:117) 本実施例は、第2ホツトウエル8内の液面が所定値以下
に低下したことによる稼動率低下を防止する給水流量抑
制制御装置を有している。この制御装置は、サイドスト
リームポンプ6に設けられるポンプ) IJツブ検出器
71およびポンプ1台トリップ予備機起動阻止装置70
からなっている。
ここで蒸気発生量抑制装置は従来の制御装置で、原子炉
圧力容器1内の水位が規定値以下に達した時、制御装置
19は再循環ポンプ18の回転数を低下させ原子炉圧力
容器1からの蒸気発生量を抑制するものである。
サイトス) IJ−ム系のポンプ、弁または機器等の不
具合により給水配管35内の給水流量が所定量確保する
ことができない場合、または、給水配管35と復水器4
を接続している給水戻り管の弁の不具合により給水配管
35の給水流量が過大になる場合は、第2ホツトウエル
8内の給水の喪失により第2ホツトウエル8内の給水液
面が低下する。
運転中の2台のサイドストリームポンプ6の1台がトリ
ップし、予備機の1台のサイドストリームポンプ6が起
動しない場合を例に取って本実施例の第2ホツトウエル
8内の給水喪失時の制御について説明する。その前に予
備機のサイドストリームホンプロが起動される過渡状態
の現象について説明する。第3図が、その過渡状態を示
している。運転中の2台のサイドストリームポンプ6の
内の1台がトリップすると、そのポンプによる給水の吐
出量は特性51のように低下する。これに伴って他の運
転中のサイトスl−’J−ムボンプ6からの給水の吐出
量は特性52のように変化し、サイドストリーム配管3
3より第2ホツトウエル8内に供給される給水流量も特
性54Aのように低下する。その後、待機状態にあった
予備の1台のサイドストリームポンプ6が駆動されると
、そのポンプから吐出される給水流量は特性53のよう
に増大し、第2ホツトウエル8内に供給される給水流量
も特性54Bのように増大する。しかし、必要な給水流
量を示す特性56と特性54Aおよび54Bによって囲
まれる斜線で示した領域55に相当する給水流量が−、
ミスマツチ量となる。このため、第2ホツトウエル8内
の水位が、隔壁34の上端の位置で決定される第1位L
1よりも低下する。しかし、このミスマツチ量は、第2
ホツトウエル8内の第1水位Llと第2水位L2との間
に存在する容積■1の給水によって補充される。容積v
1の給水によって復水ポンプ9の押込圧力を十分確保す
ることができる。
サイドストリームポンプ6が1台トリップし、予備のサ
イドストリームポンプ6が起動しない場合は、第3図の
特性53のような給水流量の増加はなく、第2ホツトウ
エル8内の給水液面が第2水位L2よりも低下し、復水
ポンプ9の全台トリップになる第4水位L4まで低下す
ると給水喪失により原子炉スクラムとなる。そこで本発
明ではサイドストリームポンプトリップ検出器71によ
り、通渚2台運転中のボン戸?リップ予備機不起動の信
号を発する。この時、制御装置70は通常2台運転中の
タービン駆動給水ポンプ11のうち1台をトリップさせ
、予備機12の起動を■止する。この操作により原子炉
圧力容器1への給水流量が不足し、原子炉圧力容器1内
の水位が規定水位に低下した時、制御装置19は一再循
環ボンプ18゛の回転数を低下させ、原子炉圧力容器1
内の炉心部を流れる冷却水流量を減少させる。この冷却
水流量の減少によって、原子炉の出力が低下し、核加熱
による冷却水の加熱か抑えられ、蒸気発生量が抑制され
る。
給水ポンプ11の1台トリップ及び蒸気発生量の減少は
、原子炉圧力容器1内に供給する給水流量の必要量を減
少させることにつながる。このため、第2ホツトウエル
8内の給水喪失を回避することができる。蒸気発生量は
、当然のことながら1台のサイドストリームポンプ6で
供給可能な給水流量によってまかなえる程度に抑制され
る。すなわち、第4図の特性57のように発生する蒸気
流量(主蒸気流量)が減少し、やがて、蒸気流量は特性
59で一定に保持される。領域58が・蒸気流量の減少
分である。したがって、第2ホツトウエル8の給水液面
が所定値(例えば、第2水位L2)以下に低下した場合
でも、原子炉をスクラムさせる必要はな(、沸騰水型原
子力発電所の稼動率が向上する。本実施例では、制御装
置19の出力信号で再循環ポンプ18の回転数を調節し
たが、原子炉圧力容器1に設けられている制御棒を操作
する制御棒駆動装置(図示せず)を制御装置19の出力
信号で制御して炉心部内に制御棒を挿入し蒸気発生量を
抑制してもよい。
また本実施例では、サイトスl−IJ−ムポンプ6の1
台トリップ予備機の1台起動失敗の場合を例にとって説
明したが、この他第2ホットウェル8の水位低下の原因
となる、水位調節弁25の故障、復水浄化装置7の流量
調節弁(図示せず)の故障、給水ポンプ11のミニマム
フロー調節弁(図示せず)の故障等の信号によって給水
ポンプ1台トリップし、予備機起動阻止を行うことによ
り、原子炉の給水喪失を回避することが可能である。
なお、第2図中、L3は原子炉出力降下時の最低水位、
L4’は復水ポンプ9が第2ホツトウエル8から給水を
抽出可能にする最低水位、L5はサイドストリームポン
プ6が第1ホツトウエル5から給水を抽出可能にする最
低水位である。
ウェル8内の液面を低下させる弁またはポンプの故障に
よる稼動率低下を防止する蒸気発生量抑制制御装置を有
している。この制御装置はサイドストリームポンプ6に
設けられるトリップ検出装置71および制御装置73か
らなる。
第1の実施例と同じ(、運転中の2台のサイトス) I
J−ムポンプ6の1台がトリップし予備機が起動しない
場合を例にとって制御法につき説明する。
サイトストリームポンプ6が起動しない場合は、トリッ
プ検出器71の信号が制御装置73に人力される。この
時、制御装置73は、再循環ポンプ18の回転数を低下
させ、原子炉圧力容器1内の炉心部を流れる冷却水流量
を減少させる。この冷却水流量の減少によって、原子炉
の出力が低下し、核加熱による冷却水の加熱が抑えられ
、蒸気発生量が抑制される。蒸気発生量の減少は、原子
炉圧力容器1内に供給する給水流量の必要量を減少させ
ることにつながる。このため、第2ホツトウエル8内の
給水喪失を回避することができる。蒸気発生量は、当然
のことながら1台のサイドストリームポンプ6で供給可
能な給水流量によってまかなえる程度に抑制される。す
なわち、第4図の特性57のように発生する蒸気流量(
主蒸気流量)が減少し、やがて、蒸気流量は特性59で
一定に1呆持される。領域58が、蒸気流量の減少分で
ある。したがって、第2ホツトウエル8の給水液面が所
定値(例えば1第2水位L21以下に低下した場合でも
、原子炉をスクラムさせる必要はな(、沸騰水型原子力
発電所の稼動率が向上する。
第1図の他の応用例を第3図に示す。
第1図と異なる点は、第2ホツトウエル8の水位を低下
させる弁またはポンプの故障時に、復水ポンプ9を制御
装置70によって、1台トリップし予備機の起動を阻止
することである。復水ポンプ9の2台運転中1台トリッ
プにより自動的に給水ポンプ11が1台トリップし、結
果として、第1図の実施例と同じく、原子炉への給水喪
失を回避可能である。
と」ノT公h) 本発明は、加圧水型原子炉および高速増殖炉に設けられ
る蒸気発生器の給水配管にサイトストリーム式復水器を
設けた場合にも適用できる。また蒸気発生器としてボイ
ラを用いた蒸気発電プラントに適用することができる。
この場合は、制御装置73の出力信号でボイラに供給す
る燃料流量を調節すればよい。
本発明によれば、プラントを停止させる必要がないので
プラントの稼動率を著しく向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は沸騰水型原子力発電所に適用した本発明の好適
な一実施例の系統図、第2図は第1図に示すサイトスト
リ−ム式復水器の局部拡大図、第3図はサイドストリー
ムポンプ1台トリップ時の過渡状態における給水流量の
変化を示す特性図、第4図は第1図の実施例を適用した
場合の蒸気流量の変化を示す特性図である。第5図及び
第6図は他の実施例°の説明図である。 l・・・原子炉圧力容器、2・・・タービン、4・・・
復水器、5・・・第1ホツトウエル、6・・・サイドス
トリームポンプ、8・・・第2ホットウェル、9・・・
復水ポンプ、18・・・再循環ポンプ、19・・・制御
装置、30・・・水位計、33・・・サイドストリーム
配管、35・・・給水配管。 茅2 目 ヲ                        
      ど革3 目 端間 $4 固 絣百 手続補正書 特許庁長官若杉和夫 殿 事件の表示 昭和57年特許願第2079(iB  号発明の名称 蒸気発生プラントのfu制御方法 補正をする者 I+4!Iとの関係  特許出願人 イ)  所 東京都千代田区丸の内−丁目5番1号名 
 称(sho)株式会社 日 立 製 イ乍 所代表者
 三 1)勝 茂 住 所 茨城県日立市幸町3丁目2番1号名 称 日立
エンジニアリング株式会社代表者 山崎珀二 代   理   人 居  所 東京都千代田区丸の内−丁目5番1号以上

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置で発生した蒸気
    が導かれるタービンと、タービンから排気後に導かれる
    第2ホットウェルを有するサイドストリーム式復水器と
    、前記第2ホツトウエル内の前記凝縮水を前記蒸気発生
    装置に導(手段とからなる蒸気発生プラントの制御方法
    において、前記第2ホツトウエル内の前記凝縮水の水位
    を低下させる系統の故障信号によって前記蒸気発生器の
    蒸気発生量を抑制することを特徴とする蒸気発生プラン
    トの制御方法。 2 蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置で発生した蒸気
    が導かれるタービンと、タービンから排気された蒸気の
    凝縮水を溜める第1ホツトウエルおよび前記第1ホツト
    ウエル内の前記凝縮水が復水浄化系及びポンプを譬義導
    かれる第2ホツトウエルを有するサイドストリーム式復
    水器と、前記第2ホツトウエル内の前記凝縮水を前記蒸
    気発生装置に導く復水給水系及びポンプからなる蒸気発
    生プラントの制御方法において、前記第2ホツトウエル
    内の前記凝縮水の水位を低下させる系統の故障が発生し
    た時、前記復水給水系のポンプを停止
JP20796882A 1982-11-27 1982-11-27 蒸気発生プラントの制御方法 Pending JPS5999008A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP20796882A JPS5999008A (ja) 1982-11-27 1982-11-27 蒸気発生プラントの制御方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP20796882A JPS5999008A (ja) 1982-11-27 1982-11-27 蒸気発生プラントの制御方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS5999008A true JPS5999008A (ja) 1984-06-07

Family

ID=16548494

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP20796882A Pending JPS5999008A (ja) 1982-11-27 1982-11-27 蒸気発生プラントの制御方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS5999008A (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6314001A (ja) * 1986-07-02 1988-01-21 株式会社日立製作所 蒸気発生器出力制御装置
CN101995012A (zh) * 2009-08-14 2011-03-30 华东电力试验研究院有限公司 火电机组协调变负荷的控制方法

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6314001A (ja) * 1986-07-02 1988-01-21 株式会社日立製作所 蒸気発生器出力制御装置
CN101995012A (zh) * 2009-08-14 2011-03-30 华东电力试验研究院有限公司 火电机组协调变负荷的控制方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4818475A (en) Turbine-generator shaft-coupled auxiliary generators supplying short-duration electrical loads for an emergency coolant injection system
JPH0666985A (ja) 加圧水型原子炉及び蒸気発生器の伝熱管の漏れの軽減方法
JPH06201891A (ja) 原子炉の制御装置及び方法
JP5642091B2 (ja) 原子炉の過渡緩和システム
JP2016513802A (ja) 調整された受動的緊急炉心冷却(ecc)フローを有する燃料交換用水タンク(rwst)
JPH056081B2 (ja)
US5428652A (en) Secondary-side residual-heat removal system for pressurized-water nuclear reactors
US4832898A (en) Variable delay reactor protection system
Burchill Physical Phenomena of a Small-Break
JPS5999008A (ja) 蒸気発生プラントの制御方法
EP0155706B1 (en) Method and apparatus for controlling an operation of plant
JPS62325B2 (ja)
US5120493A (en) Forced-circulation reactor with enhanced natural circulation
EP0125924B1 (en) Start-up systems and start-up vessels for such systems
JPH0225160B2 (ja)
JPS5999009A (ja) 蒸気発生プラントの制御方法
JP2521256B2 (ja) 自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法
Iwamura et al. A concept and safety characteristics of JAERI passive safety reactor (JPSR)
JP2685204B2 (ja) 給水ポンプ制御方法および装置
JP2546568B2 (ja) 原子炉水位制御方法
JP2523511B2 (ja) 蒸気発生器出力制御装置
Chaplin Nuclear Plant Operation
JPS588905A (ja) 蒸気発生装置の給水制御方法
JPH0331962B2 (ja)
Papez et al. LOFTRAN/RETRAN Comparison Calculations for a Postulated Loss-of-Feedwater ATWS in the Sizewell ‘B’PWR