JPS61161496A - 加圧水形原子炉の運転制御装置 - Google Patents

加圧水形原子炉の運転制御装置

Info

Publication number
JPS61161496A
JPS61161496A JP60299769A JP29976985A JPS61161496A JP S61161496 A JPS61161496 A JP S61161496A JP 60299769 A JP60299769 A JP 60299769A JP 29976985 A JP29976985 A JP 29976985A JP S61161496 A JPS61161496 A JP S61161496A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
signal
control
load
pressurized water
reactor
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.)
Granted
Application number
JP60299769A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0577040B2 (ja
Inventor
ゲイリー・デイル・ストーリツク
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.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPS61161496A publication Critical patent/JPS61161496A/ja
Publication of JPH0577040B2 publication Critical patent/JPH0577040B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/36Control circuits
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/08Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/12Regulation of any parameters in the plant by adjustment of the reactor in response only to changes in engine demand
    • 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
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Feedback Control In General (AREA)
  • Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (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】 産業上の利用分野 本発明は、原子力発電プラントにおける加圧水形原子炉
の運転方法および装置に関するものである。
〔従来の技術〕
原子力発電プラントは、一般に、低燃料費および高い資
本投下から、一定の高い出力レベルで運転されている。
しかしながら、全原子力発電容量が、電力会社の最小負
荷需要を越えた場合には、原子力発電ユニットの幾つか
のもの又は全てを「負荷追従」モードで運転する必要が
ある。言い換えるならば、これら原子力発電ユニットの
出力レベルを、全発電量が全需要量と平衡になるように
調節しなければならない。一般に電力会社は、総合発電
費用を最小にするという経済的な観点に基づいて、どの
プラントを負荷追従運転すべきかを決定したいと考えて
いる。この決定は、多くの場合、電力格子網に給電を行
う種々の発電ユニット間における電力発生の配分を最適
化する経済的なディスパッチャ・コンピュータ(Dis
patcher C!omputer)によって行われ
ている。この場合、各プラントが発生すべき電力に関す
る情報を表わす指令信号が各プラントの制御系に送られ
る。この信号は、一般に、通常の格子網日負荷変動を表
わす緩慢な変化成分と、個々の利用者により引き起こさ
れる負荷変動を表わす小さいが急速な変化成分とから成
る。あるいは、格子網負荷が変動する際に、格子網周波
数をその基準値に維持するように動作する(遠隔または
局地)系統によりプラント負荷の小さく急速な変化が誘
起されることがある。
〔発明が解決しようとする問題点〕
緩慢に変化する信号成分は、通常の制御系統により吸収
される。高速で変化する成分も、通常の制御系統により
吸収することができるが。
その結果として、原子炉の制御棒駆動機構に過度の摩耗
が生ずるばかりか、炉心出力分布の変動に起因して操作
の困難性が増し、この種の制御系統の利用性が悪くなる
。これは配電技術レベルに順応する上で困難があること
、および引外しくトリップ)余裕が小さく原子炉のトリ
ップ確率が増加することに起因すると考えられる。
また、負荷の急速変動成分は、加圧器の圧力を制御する
のに用いられているスプレー装置および加熱装置、加圧
水レベル制御系統およびホウ素制御系統のような他の系
統の過度の運転をも引き起こす。
最近開発した本出願人の集積制御システム(工nteg
ratea Control system )の設計
によれば、制御棒制御系統の不感帯(aead ban
d )が手動操作で広げられ、それにより、原子炉蒸気
供給系統における大きな温度変化を許容することにより
制御棒の移動を最小にすることができる。このようにし
て、制御棒の摩耗という問題は回避された。と言うのは
、出力変化に関連する反応度変化は、減速材の温度係数
のフィードバックにより達成されるからである。また、
制御棒移動と関連する出力分布の変化も回避された。し
かしながら、残念なことに、この制御は、出力の約85
チ以下でしか可能でない。と言うのは、それより高い出
力レベルでは、不感帯を広くすると、原子炉の冷却材系
統の温度が全出力(許容)値を越えてしまうからである
従って、本発明は上記の問題点を解消するためになされ
たもので、その目的は、原子力発電プラントにおける加
圧水形原子炉の負荷の急激な変動に対する応答を制御す
るための方法及び装置を提供することに在る。
〔問題点を解決するための手段〕
本発明においては、従来設備にはなかった負荷急変制御
系と保護系とを用いることにより、例えばタービン負荷
を検出し、制御装置の設定点の変化が制御パラメータに
おける予想される変化に見合うようにタービン負荷にお
ける小さいが急速な変化にダイナミックに対応できるよ
うにして制御性(運転余裕)を高めるとともに負荷の急
変度合に応じて制御棒制御に対する不感帯の幅を調整し
て制御棒の不要な引抜/挿入を防止するものである。
〔作 用〕
本発明においては、加圧水形原子炉における制御装置の
設定点が、原子炉に課せられる負荷における急速な変動
から生ずる制御パラメータの値の予測される変化に対応
する量だけ調節される。このようにして、上記制御装置
は、パラメータをプログラムされた設定点の値に維持す
るように、種々の制御作用を行うのではなく。
該パラメータの値を、小さく急速な負荷変動に伴って変
えることにより、この種の負荷変動に対処するのである
。これは、負荷信号から高周波成分を抽出し、抽出され
た高周波成分に対し。
設定点の値とシステム応答時間を考慮したパラメータの
対応値との間の関係を表わす伝達関数による処理を加え
、それにより、調節信号を発生してこれを設定点信号に
加算することにより達成される。調節信号は、制御装置
が、通常の制御作用で負荷における大きな変動に応答す
るように制限され、そして必要に応じ、パラメータが予
め設定された値よりも小さい場合にのみ設定点信号に対
し補正を行い、さもなければ原子炉のトリップを生ぜし
めるような大きな変動もしくはイクスカーションを阻止
する。
また本発明においては、加圧水形原子炉の制御棒制御装
置の不感帯は、上述の小さくて急速な負荷変動を吸収す
るために自動的に広げられる。この不感帯が広げられる
量もしくは大きさは、所定周波数を越える負荷信号の変
動の大きさの関数である。本発明の好ましい実施例にお
いては、不感帯の幅は、このような変動の大きさの自乗
平均値(分散)の関数として変えられる。
加圧水形原子炉においては、温度は、通常、出力レベル
の関数として制御されている。従って、負荷信号は基準
温度信号に変換され、この温度基準信号は、帰環制御ル
ープにおいて制御棒を位置決めし、測定された原子炉温
度を上記温度基準信号により指令される値に向けて変更
するのに用いられる。本発明の別の特徴として、制御棒
制御系のための基準温度信号は必要に応じ(通常は高い
出力レベルでのみ)変更されて。
制御棒制御装置の不感帯の高温縁が、原子炉のトリップ
に対して十分な余裕(マージン)を与える最大値を越え
ず、さらには、許容最大温度限界を越えないように修正
される。
〔実施例〕
以下、本発明を添附図面に示した実施例に沿って説明す
る。
第1図に示しである加圧水形原子炉(PWR)発電装置
は、原子炉容器3内に格納されている炉心1を備えてい
る。通常、水の状態にある原子炉冷却材が、炉心1を循
環して、制御下にある核分裂反応により発生される熱を
吸収する。
加熱された原子炉冷却材は、再循環ポンプ11により、
ホットレッグ部5を介して蒸気発生器7へとポンプ送り
され、そしてそこからコールドレッグ部9を介して原子
炉へと戻される。蒸気発生器7は、冷却材の熱エネルギ
を利用して蒸気を発生し、この蒸気は、蒸気ヘラ・ダ1
3および絞り弁15を介してタービン17に供給され、
一方、このタービン17は発電機19を不動する。ター
ビン17からの消耗された蒸気は。
復水器21内で凝縮されて、復水は、ポンプ25により
導管23を介して蒸気発生器7へと戻されて再生される
。通常のPWRプラントは、別々のループを介してター
ビンに蒸気を供給する2基ないし4基の蒸気発生器7を
備えている。
タービン17に設けられている絞り弁15は、電力格子
網内の個々のプラントに負荷を割当てる中央負荷ディス
パッチャおよび(または)オペレータが与える負荷指令
または制限のような局部的指令から受けるディスパッチ
ャ信号に応答して夕!ビンコントローラ27によりその
開度位置が決められる。原子炉の冷却材の温度は、制御
棒制御装置31により炉心1内に挿入されたり、炉心1
から引出される制御棒29によって制御される。これら
制御棒29は、連鎖核分裂反応に利用可能な炉心内の熱
中性子の密度に影響を与える中性子吸収物質を含有して
いる。
制御棒制御装置31は、原子炉温度設定点が維持される
ように制御棒を位置決めする。実際の原子炉冷却材温度
は5導体33を介して制御棒制御装置61に帰還される
原子炉の冷却材の圧力は加圧器35によって調整される
。PWR(加圧水形原子炉)における典型的な加圧器3
5は、該加圧器内に維持される蒸気ヘッドの圧力を上昇
することにより冷却材の圧力を増加する加熱装置と、適
当な部分の蒸気ヘッドの凝縮により冷却材圧力を減少さ
せるスプレー装置を備えている。加圧器35の圧力は、
加圧器制御装置67により設定点の値に制御される。
保護装置69は、線路41.43および45によって表
される種々の入力信号として、種々の温度、圧力、流量
、中性子束密度および成る種の状態表示データを収集す
ることにより、炉心1、蒸気発生器7および加圧器35
のような関連要素ならびに接続要素を含む原子炉蒸気供
給系統の運転状況を監視する。この保護装置69は、上
記のようなデータを分析して、選択された運転限界を越
えた場合に、制御棒29を炉心1内に十分に深く挿入す
ることにより、原子炉の運転を停止するトリップ信号を
導体47に発生する。
タービン17の衝動室内の蒸気圧力から派生されてター
ビン発電機により原子炉に課せられる負荷を表わす負荷
信号は、導体51を介して急速出力変化コントローラ(
もしくは制御装置)49に印加される。本発明の核心を
なすこの制御装置49は、温度基準設定点信号を発生し
この信号は導体53を介して制御棒制御装置31に供給
される。追って詳述するように1本発明で用いられる成
る運転限界を表わす信号は、保護装置39により、導体
55で示すように急速出力変化制御装置49に送られる
。加圧器制御装置37も、導体57で表わしであるよう
に、急速出力変化制御装置49に設定点信号を送出した
り、該制御装置49から調整された設定点信号を受取る
原子炉の温度は、制御棒29の位置制御に加え、原子炉
冷却材中の中性子吸収物質、典型的にはホウ素の制御量
を分析することによって調整される。原子炉冷却材の量
が多く、該冷却材が循環されるループが長く、然も冷却
材からホウ素を除去する場合の物理的な制限があること
に因り、ホウ素制御が原子炉出力の長期にわたる比較的
緩慢な変化に対して用いられている。
他方、制御棒は、原子炉の出力したがって温度に直接的
な影響を与えるので、負荷の急速な変動に応答するには
理想的である。しかしながら。
制御棒を連続的に運動もしくは変位させると。
該制御棒が炉心内部で案内管に対して相対的に移動する
際に制御棒駆動機構ならびに制御棒自体に過度の摩耗が
生じる。
制御棒の位置決めで制御棒ならびに他の系統要素に過度
の摩耗を生ずることなく急速な負荷変化に追従するよう
にPWRを制御するという問題の解決策は、一定の制御
棒位置及びホウ素濃度を維持している間原子炉の温度の
減少で反応度が上がるという事実に基づく。これは2つ
の現象の結果である。第1に、 PWRは負のドプラー
係数を有しており、この負のドプラー係数は。
燃料の温度が減少すれば燃料内の核分裂反応速度が上昇
することを意味する。第2に、原子炉の冷却材は、熱伝
達媒体としての働きを為すのに加えて1分裂反応により
放出される中性子を、連鎖反応に必要な熱中性子速度に
減速するための減速材としての働きを為す。減速材の負
の温度係数では、冷却材の温度の減少によりその密度、
従ってその減速材としての作用が大きくなり、与えられ
た中性子の発生におけるより多くの中性子がさらに他の
核分裂反応を起こさせることになる。このようにして、
原子炉蒸気供給系統に付加的な負荷が加えられると、原
子炉冷却材からより多くの熱エネルギが取出され、該冷
却材の温度ならびに燃料温度が降下する。その結果1反
応度は、新しい需要を満足するレベルまで増加する。他
方、負荷が減少すると、原子炉の温度が増加し、その結
果反応度が減少する。しかしながら、このような温度に
おける増加は種々の温度に関連した運転限界に接近し、
その結果、保護装置によって原子炉がトリップされてし
まうことが起り得る。
本発明は、燃料棒制御装置31に対する温度基準設定点
信号を、負荷における急速な変動の関数として調節して
、該設定点信号を、急速な出力変化から生ずる実際の温
度の変化に整合させることによって上述の問題を克服し
ようとするものである。即ち、制御棒29は、急速な出
力変化に応答して移動されず、必要な反応度の変化は温
度における変化として吸収される。この温度変化は、加
圧器等の他の系統にも影響を与える。加圧器65内のス
プレー装置および加熱装置(図示せず)に対する過度の
摩耗を排除するために、加圧器圧力制御のための設定点
信号も、急速な出力変動から生ずる圧力の予測変化に設
定点を合わせるように急速な出力変化の関数として調整
することができる。同様にして。
加圧器65の水位、ホウ素濃度および(最近の幾つかの
PWRで用いられている)グレイ棒(灰色棒)の挿入度
のような他のシステムパラメータに対する急速電力変動
制御装置49の設定点信号をも個別に又は他のパラメー
タと組合せて調節して急速な出力変動に対応し制御作用
を最小限度に留めることが可能である。
本発明はまた、原子炉の全出力範囲に亘り急速もしくは
急激な負荷変動に対する制御棒制御系の応答に広い不感
帯(dead band)を使用することも提案するも
のである。これは、予め定められた周波数を越えて生ず
る負荷の変動の大きさの関数として不感帯の幅を変化さ
せ且つ制御棒制御ループに対する設定点を、不感帯の温
度上縁が全ての温度限界内に留るように低減することに
より達成される。また、広い不感帯を、それ自身または
関連した制御装置49の設定点の調節と組合せて他の制
御パラメータを制御するのにも用いることができる。線
路51上の負荷信号は第2図に示す如く、従来から行わ
れているように、急速な負荷(出力)変動を除去するた
めに低減フィルタ59を通り、関数発生器61において
負荷から導出される温度基準信号に変換される。典型的
な従来の制御棒制御装置においては、この基準信号が慣
用の制御棒制御ループ66における設定点として用いら
れる。
本発明においては、線路51上のタービン負荷信号の急
速に変化する成分は、単純なレート/遅れ伝達関数また
は必要によりさらに複雑な関数を用いることができる慣
用の高域フィルタ65により抽出される。高域フィルタ
65の特定の帯域周波数は、特定の設備ならびに、プラ
ントが受ける負荷パターンの特性に依存するが、通常は
1時間当り1または2サイクルよりも大きい周波数を有
する変動が負荷信号から取出される。必ずしもそうでは
ないが一般に、高域フィルタ65の伝達関数がH2(S
)であるとすると、低域フィルタ59の伝達関数H1(
S)は1−H2(Slである。負荷信号の高周波成分は
、次式で表わされる伝達関数を有するフィルタ67に印
加される。
上式中s  T(S)は原子炉冷却材の温度のラプラス
変換であり% Qturb(81はタービンからの負荷
信号のラプラス変換を表わしている。フィルタ67の出
力はタービン負荷の急速な変動から生ずる温度の予測さ
れる変動である。この信号は、制限器69を通り、加算
器71で、関数発生器61から発生される温度基準信号
と加算され、その結果、調整された温度基準信号が発生
される。
この調整された温度基準信号は、低オークジョン(低レ
ベル選択)モジュール(AuctioneerLow 
moaule ) 73に印加され、該モジュールは、
追って説明するように許容温度限界を越えない限り上記
基準信号をTref  (温度基準信号)として制御棒
制御ループ66へと通す。
理論的には、調整された温度基準信号は急速な温度変化
により誘起される原子炉冷却材の温度変動に合わすべき
であるが、実際には負荷における小さな急変で制御作用
が誘発されないようにするために、制御棒ループ制御系
63の応答には不感帯を設けるのが望ましい。本発明に
よれば、急速負荷変動の関数として変化する不感帯が設
けられる。これを達成するために、フィルタ65からの
負荷信号の高周波成分は、自乗関数モジュール(Squ
are Low module) 75にも供給され、
さらに単位利得低域フィルタ77を通る。このフィルタ
77は、単純な1次遅れデバイスとしても良いしまた必
要ならば複雑な設計のものを用いてもよい。その結果得
られる出力信号σ2は、負荷の急速変化成分の大きさの
自乗平均値(即ち分散)を表わす。
負荷信号における急速な変動の大きさの自乗平均値を表
わす信号σ2は、分散の大きさの関数として温度関連の
不感帯信号を発生する利得モジュール79に印加される
。与えられた分散に対する不感帯出力は、良好な制御応
答を可能にしながら、制御棒29の引抜き/挿入頻度を
許容限界に制限するように選択される。安定化のために
不感帯には下限が必要であり、そして部品の疲労の様な
理由による温度変化を制限するために上限が必要となる
。中間部分は線形であっても良いしあるいは必要に応じ
て非線形であっても良い。
プラントは、経済的な負荷制御を行う結果として1通常
生ずるような過渡状態に加えて、負荷しゃ断のような他
の大きな過渡状態を受は得るので、高レベル双安定回路
81は、負荷変動が、負荷調整から予測される負荷変動
を越えたことを判定し、制御棒29が広い不感帯で制御
できるよりもさらに正確な制御を必要とする他の大きな
過渡状態下にあることを指示する。このような能動高レ
ベル双安定回路81による出力は、ラッチ83により記
憶される。該ラッチ86の能動(論理「1」)出力はス
イッチ85を作動して、線路87に固定不感帯信号を出
力させる。またラッチ86からの論理「0」出力はスイ
ッチ85を作動して利得モジュール79の出力を線路8
7に出力させる。ラッチ83は、オペレータの手動制御
によりリセットすることができる。この場合に、線路8
7に現われるスイッチ85の出力は、制御棒制御ループ
63に加えられる可変不感帯信号である。負荷変動の大
きさを表わす信号として信号σ2を双安定回路81に印
加することができるが、別法として、第2図に破線で示
すように、自乗関数モジュール75の出力を用いること
もでき、大きな過渡状態を検出するには後者のものが優
れていると考えられる。
原子炉の温度が許容限界を越えるのを阻止してトリップ
限界に適当な余裕(マージン)を維持するために、上記
の可変不感帯信号は、加算器89において、低オークジ
ョンモジュール93から線路91に出力される最大許容
温度から減算される。この低オークジョンモジュール9
6は、線路55(第1図)を介して保護装置69から受
ける幾つかの温度制限信号のうちの最も低い信号を選択
する。保護装置69において既に利用可能であるこれら
の信号には、(A)不必要な原子炉トリップを阻止する
ために、適当な余裕を有するDNBR(核沸騰比からの
偏差)限界。
(B)原子炉から流出する原子炉冷却材における蒸気の
不在の尺度であるやはり適当なマージンを有する出口品
質限界、(C)原子炉の最大許容運転温度である許容限
界ならびに他のマージンを有する(あるいは有しない)
所望の温度依存パラメータ(D)が含まれ得る。
加算器89において不感帯に対し調整された最大許容温
度は、関数発生器61における負荷信号から導引き出さ
れた調整された温度基準信号と共に低オークジョンモジ
ュール73に印加される。これら2つの信号の内レベル
の低い方の信号がモジュール73により、基準温度信号
TREFとして選択され、この信号THEIPが制御棒
制御ループ63に対する設定点信号となる。原子炉に対
する熱負荷が中程度のものである場合には、負荷信号か
ら導引き出される基準温度信号の大きさは小さくなり、
温度基準として用いられる。全出力の近傍では不感帯に
対して調整された温度制限信号(加算器71の出力)が
基準温度信号Tuxpとして選択される可能性のあるよ
うな状態が起り得ることが予測される。しかしながら1
本発明では、原子炉の制御は、全出力まで制御棒29を
過度に移動することなく達成できるのである。
本発明は、制御棒制御ループ63に加えまたはその代り
に、加圧水形原子炉における他の制御ループにも適用可
能である。例えば1本発明は、加圧器65のスプレー装
置および加熱装置(図示せず)の動作を最小にするよう
に加圧器35の圧力制御ループに適用することができる
第2図に示すように、高域フィルタ65から取出された
負荷信号の高周波成分、は、次の伝達特性を有するフィ
ルタ95に印加される。
上式中* PPZR(S)は、加圧器35の圧力のラプ
ラス変換であり・QTURB(”’lは式(りに関連し
て説明した量である。フイ、ルタ95の出力は、負荷の
急速な変動から生ずる加圧、器圧力の予想される変化に
見合った加圧器圧力設定点の変化を表わす。この出力信
号はモンユール97で大きさを制限されケート99を介
して、加算器101で加圧器制御装置37(第1図)に
より供給される標準(固定の)公称基準圧力設定点に加
えられる。調整された加圧器圧力設定点はそこで、加圧
器制御装置37に帰還されて加圧器圧力を制御するのに
用いられる。加圧器35の出力によって作動する安全弁
の開放を招来し得るような大きな圧力偏差は回避するの
が非常に望ましいので、ゲート99およびヒステリシス
を有する能動低レベル双安定回路103を含むインター
ロック回路が設けられ、加圧器35の圧力が固定の設定
点より下がった時にのみ基準圧力の変更を許容するよう
になっている。
第6図には、第2図に示した低オークジョンモジュール
73からの基準温度信号T■Fが印加される制御棒制御
ループ63が略示しである。
線路33上の測定原子炉温度信号は、加算器105にお
いて基準信号TRKIFから減算されて。
誤差信号が発生される。この誤差信号に対しては、補償
回路107において動的(ダイナミック)補償が行なわ
れる。補償された誤差信号は、例えば、出力不整合信号
のような他の制御信号109と加算器111で加算され
、その結果発生される信号は公知の制御回路113に印
加され。
この印加された信号の関数として制御棒駆動部115に
対する駆動信号を発生する。この制御回路113は、出
力応答に不感帯りを発生する手段を備えている。言い換
えるならば、印加された信号が不感帯りの大きさを越え
るまでは駆動信号は出力されない。不感帯の幅は、線路
87を介して制御回路113に印加される不感帯制御信
号の大きさにより制御される。必要ならばロックアツプ
成分りを不感帯の関数として調整することができる。制
御棒駆動部115が付勢されると、原子炉、温度センサ
およびプラント117の他のシステム部分と共に集約的
に示されている制御棒29の位置変更が行なわれる。
不感帯の類似の制御を加圧水形原子炉の他の制御系に対
して行なうことができる。
以上述べた説明から明らかなように1本発明は、タービ
ン負荷の急速な変動に応答して加圧水形原子炉の制御系
における基準設定点を自動的に調整する装置を提供して
いる。この装置は。
100%の出力まで含み、全自動原子炉制御範囲に亘り
働く。モジュール67および95は1、炉心の寿命での
プラント応答の通常の変化を考いることができる。適当
な伝達関数は、1980年に初版されて1981年6月
に第2刷目が発行されたアデイソンーウエズリイ(Ad
dison−Vealθy)出版社発行のフランクリン
(Franklin )およびパラエル(Powell
)著の「ダイナミックシステムのテイジタル制御(Di
gital Control ofDynamic S
ystems )J第8章に記述されているような、周
知のシステム識別技術により得ることができよう。この
システムは、慣用のアナログ回路あるいはディジタル技
術を用いて実現することができる。
また、本発明は、加圧水形原子炉における負荷の急速な
変動に対する制御棒制御系の応答に可変の不感帯を設け
、該不感帯の幅を、予め定められた周波数を越える変動
の大きさの分散の関数として変えることを提案した。さ
らに1本発明は、不感帯応答の高温度縁が全ての原子炉
温度限界内に収まるように、制御棒制御ループにおける
温度基準信号を制限することによって、可変不感帯制御
棒制御を全出力まで使用可能にするものであることが理
解されるであろう。その結果、燃料棒制御系の構成要素
の摩耗は減少され、充分な菟荷追従能が維持される。本
発明の別の実施例においては、フィルタ67または制限
器69の出力を、高域フィルタ65の出力の代りに、自
乗関数モジュール75に対する入力として使用し、それ
により、可変不感帯幅を、温度の予測される変化に依拠
させることができる。モジュール77.79.81およ
び83に対する設定点は、相応に変える必要があろう。
゛〔発明の効果〕 本発明の効果をまとめると次のようになる。
■ 負荷急変動に対し、最適制御(制御パラメータのダ
イナミック変化)が可能。
■ 負荷急変動に対し、制御棒の動作を少なくして機器
の消耗を防ぐことが可能。
■ 負荷追従運転に対応でき運転余裕が増大する。
゛以上本発明の特定の実施例について詳細に説明したが
、当業者には、上の開示内容に照らして細部に関する種
々な変更や交換が容易に想到し得よう。例えば1本発明
は、ハードウェアとしての回路により実現されるものと
して説明したか、機能の多くは、プログラミングされた
テイジタルコンピュータで適当なソフトウェアにより実
行できるものでもある。したがって、ここに開示した特
定の構成は単に例示的なものに過ぎず1本発明の範囲を
制限するものではない。
【図面の簡単な説明】
第1図は1本発明を具現した加圧水形原子炉(PWR)
の発電系統の回路略図、第2図は、第1図に示したPW
R発電系統で用いられる本発明による制御装置の回路略
図、そして第3図は、第2図に示した制御棒制御系の一
部を形成する制御棒制御ループの回路略図、である。 1・・炉心、6・・原子炉容器、17・・タービン、1
911−発電機、27・・タービンコントローラ、29
・・制御棒、61・−制御棒限器、71,89・−加算
器、75.93・・低オークジョンモジュール、75・
・自乗関数モジュール、77・1単位利得低域フィルタ
、79・Φ利得モジュール、81−一部レベル双安定回
路、83・−ラッチ、85−・スイッチ、97・・モジ
ュール、99−−ゲート、1m1e@加算器、106Φ
−双安定回路、105,111・・加算器、107・・
補償回路、113−・制御回路、1156・制御棒駆動
部、117・卿プラント。 なお、各図中、同一符号は同−又は相轟部分を示す。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 (1)複数の制御プロセス変数を有する加圧水形原子炉
    の負荷信号に対する応答を制御する加圧水形原子炉の運
    転制御装置において、 選択されたプロセス変数を、基準設定点信 号により要求される値に調整するための制御装置と、 前記負荷信号の所定周波数を越える急速な 変動に応答して、前記基準設定点信号の値を、前記負荷
    信号における前記急速な変動の結果として前記選択され
    たプロセス変数の値の予測される変化に対応する量だけ
    調節し、以て前記制御装置の調整値を実質的に低減する
    手段と、 を含む加圧水形原子炉の運転制御装置。 (2)前記基準設定点信号調節手段が、該基準設定点信
    号が調節される量を所定値に制限するための手段を含み
    、以て前記制御装置は前記負荷信号における大きな振幅
    の急速な変動に応答する特許請求の範囲第1項記載の加
    圧水形原子炉の運転制御装置。 (6)前記加圧水形原子炉が、衝動室を備えたタービン
    発電機に蒸気を供給するものであり、更に前記衝動室内
    の蒸気圧力の関数として 負荷信号を発生するための手段を備え、前記基準設定点
    信号調節手段は、前記基準設定点信号が調節される量を
    、前記衝動室の蒸気圧力における変化に対し選択された
    変数の応答時間遅れを考慮して時間の関数として調節す
    る特許請求の範囲第2項記載の加圧水形原子炉の運転制
    御装置。 (4)前記加圧水形原子炉が制御棒を備え、前記制御装
    置は、基準温度設定信号に応答して原子炉出力レベルを
    制御するように制御棒の位置決めを行い、 更に、前記負荷信号の関数として前記基準 温度設定点信号を発生するための手段を備え、前記基準
    設定点信号調節手段は、前記基準温度設定点信号を、前
    記制御棒の位置変更によらず原子炉温度における変化に
    より原子炉出力レベルに変化を生ぜしめる量だけ調節す
    る特許請求の範囲第1項記載の加圧水形原子炉の運転制
    御装置。 (5)前記制御棒の制御装置が、前記基準温度設定点信
    号に対する前記制御棒の応答に不感帯を発生し、所定値
    より小さい基準温度設定点信号の変化に応答した前記制
    御棒の位置変更を禁止する特許請求の範囲第4項記載の
    加圧水形原子炉の運転制御装置。 (6)前記加圧水形原子炉が1次冷却材ループと、該1
    次冷却材ループにプログラムされた圧力を維持するため
    の加圧器とを備え、前記制御装置が、圧力基準設定点信
    号に応答して前記加圧器の圧力を調整する手段を備え、
    前記調節手段は前記所定周波数を越える前記負荷信号の
    変動に応答して、前記圧力基準設定点信号を、前記負荷
    信号における急速変動の結果として前記加圧器圧力にお
    ける予測変化に対応する量だけ調節する特許請求の範囲
    第1項記載の加圧水形原子炉の運転制御装置。 (7)複数のプロセス変数を制御する複数の制御装置を
    有する加圧水形原子炉を運転制御する方法において、 前記制御装置に対する設定点信号を発生するステップ、 関連した設定点信号により要求される値に、関連したプ
    ロセス変数を調整するように前記制御装置を動作させる
    ステップ、 原子炉に課せられる負荷を表す負荷信号を発生するステ
    ップ、 前記負荷信号から、所定周波数を越える該負荷信号にお
    ける変動の大きさを表わす急速変動信号を発生するステ
    ップ、及び 前記急速変動信号に応答し、前記設定点信号のうちの少
    なくとも1つの信号の大きさを、前記負荷信号における
    前記急速変動の結果として関連したプロセス変数の値の
    予測される変化に対応する量だけ調節し、以て関連した
    制御装置により要求される調整作用を低減するステップ
    、 を含む加圧水形原子炉の運転制御方法。 (8)前記調節ステップが、 前記所定周波数を越える負荷の変動から生ずるプロセス
    変数における予測される変化に対応して関連したプロセ
    ス変数の値を変化させるために少なくとも1つの前記設
    定点信号に要求される変化を表す伝達関数を発生するス
    テップと、 該伝達関数に従い前記急速変動信号を処理して調節信号
    を発生するステップと、 該調節信号と前記少なくとも1つの前記設定点信号とを
    加算するステップと、 を含んでいる特許請求の範囲第7項記載の加圧水形原子
    炉の運転制御方法。 (9)原子炉に課せられた負荷を表す負荷信号における
    急速な変動に対する原子炉出力レベル制御用制御棒を備
    えた加圧水形原子炉の応答を制御するための加圧水形原
    子炉の運転制御装置において、 前記負荷信号に応答して、該負荷信号により要求される
    出力レベルに原子炉の出力レベルを調整するべく前記制
    御棒を位置決めするための制御棒制御手段であって、前
    記負荷制御信号の大きさにおける変化に対する前記制御
    棒の応答に不感帯を発生して前記負荷信号の大きさにお
    ける変化が選択された大きさの変化よりも小さい場合に
    前記制御棒の位置変更を禁止し、前記原子炉に課せられ
    た負荷の前記小さい変化を運転温度の変化により調節す
    る手段を備えている制御棒制御手段と、 所定周波数を越える負荷信号の変動の大きさの関数とし
    て、前記不感帯を定める負荷信号の大きさにおける前記
    選択された変化の値を変え、以て、前記制御棒制御手段
    における不感帯の幅を急速出力変化の大きさで変化させ
    るようにした不感帯調節手段と、 を備えている加圧水形原子炉の運転制御装置。 (10)前記不感帯調節手段が、所定周波数を越える負
    荷信号の変動の大きさが増すにつれ前記選択された変化
    の値を増大させるための手段を備えている特許請求の範
    囲第9項記載の加圧水形原子炉の運転制御装置。 (11)前記負荷信号から基準温度信号(T_R_E_
    F)を発生するための手段を更に備え、前記制御棒制御
    手段は、該基準温度信号に応答して前記制御棒の位置決
    めを行うものであり、 更に、原子炉の運転に対し温度限界を発生するための保
    護手段と、前記不感帯調節手段および前記保護手段に応
    答して前記基準温度信号を、前記不感帯の幅における変
    化に関係なく、原子炉運転温度が前記温度限界を越える
    のを阻止する値に維持する制限手段と、 を備えている特許請求の範囲第10項記載の加圧水形原
    子炉の運転制御装置。 (12)加圧水形原子炉の出力レベルを調整するために
    制御棒を有する該加圧水形原子炉の負荷信号に対する応
    答を制御するための加圧水形原子炉の運転制御装置にお
    いて、 前記負荷信号に応答して所定周波数を越える前記負荷信
    号の変動の大きさの関数として不感帯制御信号を発生す
    るための不感帯信号発生手段と、 前記負荷信号から基準温度信号を発生する基準手段と、 前記基準温度信号の大きさに応答して前記制御棒を位置
    決めする制御棒制御手段であって、前記不感帯制御信号
    に応答し、実際の温度と前記基準温度信号により要求さ
    れる温度との間の差が前記不感帯制御信号よりも小さい
    場合に前記温度基準信号に対する前記制御棒の応答を禁
    止するための不感帯制御手段を備えている制御棒制御手
    段と、 を有し、前記負荷信号の変化に対する制御棒の応答の不
    感帯が、急速な負荷変化の大きさの関数として変化する
    ようにした加圧水形原子炉の運転制御装置。 (13)原子炉の運転状態に応答して、現在の状態に対
    する原子炉の最大運転温度を表わす温度限界信号を発生
    するための保護手段と、前記温度限界信号から前記不感
    帯制御信号を減算することにより最大温度基準信号を発
    生するための制限手段と、を更に備え、前記基準手段は
    、前記負荷信号に応答して負荷温度基準信号を発生する
    ための手段と、前記負荷温度基準信号および最大温度基
    準信号のうち小さい方の温度基準信号を前記温度基準信
    号として選択するための手段と、を備えている特許請求
    の範囲第12項記載の加圧水形原子炉の運転制御装置。 (14)前記不感帯信号発生手段が、前記負荷信号から
    、所定周波数を越える負荷信号の変動の大きさを表わす
    信号を抽出するための高域フィルタと、前記抽出された
    信号の自乗平均値を表わす信号を発生するための手段と
    、該自乗平均値を表わす信号から、前記負荷信号におけ
    る前記変動の大きさの関数として、前記運転温度の度数
    を表わす大きさが変化する温度関連の不感帯制御信号を
    発生するための手段と、を備えている特許請求の範囲第
    13項記載の加圧水形原子炉の運転制御装置。 (15)加圧水形原子炉に課せられた負荷を表わす負荷
    信号に応答し原子炉の出力を調整するための制御棒を有
    する加圧水形原子炉の運転制御方法において、 前記負荷信号の大きさにおける変化の関数として、該変
    化の大きさが選択された値を越えた時に前記制御棒の位
    置決めを行い、前記負荷信号の大きさの変化に対する前
    記制御棒の応答に不感帯を設けて、原子炉の運転温度に
    おける変化による前記選択された値よりも小さい前記負
    荷信号の変化に対しては原子炉を応答せしめるステップ
    と、 所定周波数を越える負荷信号の大きさにおける変動の大
    きさの関数として前記選択された値を変更するステップ
    と、 を含む加圧水形原子炉の運転制御方法。
JP60299769A 1984-12-27 1985-12-27 加圧水形原子炉の運転制御装置 Granted JPS61161496A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/686,768 US4707324A (en) 1984-12-27 1984-12-27 Controlling the response of a pressurized water reactor to rapid fluctuations in load
US686768 1984-12-27

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS61161496A true JPS61161496A (ja) 1986-07-22
JPH0577040B2 JPH0577040B2 (ja) 1993-10-25

Family

ID=24757666

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP60299769A Granted JPS61161496A (ja) 1984-12-27 1985-12-27 加圧水形原子炉の運転制御装置

Country Status (5)

Country Link
US (1) US4707324A (ja)
EP (1) EP0188918B1 (ja)
JP (1) JPS61161496A (ja)
DE (1) DE3578761D1 (ja)
ES (1) ES8705682A1 (ja)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2017194312A (ja) * 2016-04-19 2017-10-26 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラントの出力制御装置及び方法
JP2020085659A (ja) * 2018-11-26 2020-06-04 三菱重工業株式会社 原子炉出力制御装置、原子力プラント及び原子炉出力制御方法
JP2020190423A (ja) * 2019-05-20 2020-11-26 三菱重工業株式会社 原子炉制御装置、原子力発電プラント及び原子炉の制御方法

Families Citing this family (25)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2610446B1 (fr) * 1987-01-30 1991-11-29 Framatome Sa Procede de determination du seuil d'alarme du rapport d'echauffement critique, dispositif de mise en oeuvre, et procede de pilotage d'un reacteur nucleaire
US5064607A (en) * 1989-07-10 1991-11-12 Westinghouse Electric Corp. Hybrid nuclear reactor grey rod to obtain required reactivity worth
US5066451A (en) * 1990-08-14 1991-11-19 Westinghouse Electric Corp. Single-step multiple repositionings of control rod cluster assembly during each nuclear reactor fuel cycle
TW219998B (ja) * 1991-10-04 1994-02-01 Gen Electric
US5528639A (en) 1994-08-01 1996-06-18 General Electric Company Enhanced transient overpower protection system
US5631937A (en) * 1995-11-15 1997-05-20 Westinghouse Electric Corporation Method and apparatus for protecting a PWR from departure from nucleate boiling and hot leg boiling
US5953238A (en) * 1996-03-12 1999-09-14 General Electric Company Method for generating control system setpoints with implicit dependencies
US6091790A (en) * 1998-05-08 2000-07-18 Combustion Engineering, Inc. Control element assembly position system
JP3924932B2 (ja) * 1998-07-02 2007-06-06 株式会社日立製作所 原子力プラントの制御システム
US6766646B1 (en) * 2003-11-19 2004-07-27 General Electric Company Rapid power producing system and method for steam turbine
US6886502B1 (en) 2004-06-23 2005-05-03 Westinghouse Electric Company Llc Method for controlling steam generators
US7668623B2 (en) * 2006-08-01 2010-02-23 Emerson Process Management Power & Water Solutions, Inc. Steam temperature control using integrated function block
US7742555B1 (en) 2007-07-13 2010-06-22 Westinghouse Electric Company Llc Enhanced steam dump (bypass) control system
DE102008006254A1 (de) * 2008-01-25 2009-07-30 Areva Np Gmbh Verfahren zur Steuerung eines Leichtwasserreaktors sowie derartiger Leichtwasserreaktor
US20110058637A1 (en) 2009-09-09 2011-03-10 International Business Machines Corporation Pressure control unit and method facilitating single-phase heat transfer in a cooling system
US20110056675A1 (en) 2009-09-09 2011-03-10 International Business Machines Corporation Apparatus and method for adjusting coolant flow resistance through liquid-cooled electronics rack(s)
JP5606216B2 (ja) * 2010-08-20 2014-10-15 三菱重工業株式会社 ミキシング装置
US8781057B2 (en) * 2010-12-16 2014-07-15 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Control system and method for pressurized water reactor (PWR) and PWR systems including same
US10767886B2 (en) * 2018-02-20 2020-09-08 Johnson Controls Technology Company Building management system with saturation detection and removal for system identification
CN109461510B (zh) * 2018-10-23 2023-08-01 国网福建省电力有限公司 核电机组一次调频控制r棒的动作死区整定方法
CN110110967B (zh) * 2019-04-09 2022-12-20 华能山东石岛湾核电有限公司 一种适用于核电站许可证基准变更的风险评价方法
US11454940B2 (en) 2019-05-21 2022-09-27 Johnson Controls Tyco IP Holdings LLP Building control system with heat load estimation using deterministic and stochastic models
US11215375B2 (en) 2019-05-21 2022-01-04 Johnson Controls Tyco IP Holdings LLP Building control system with heat disturbance estimation and prediction
US11085663B2 (en) 2019-07-19 2021-08-10 Johnson Controls Tyco IP Holdings LLP Building management system with triggered feedback set-point signal for persistent excitation
CN116598033A (zh) * 2023-07-04 2023-08-15 华能山东石岛湾核电有限公司 用于减小高温气冷堆核功率调节死区的方法、装置、计算机设备

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5669596A (en) * 1979-10-30 1981-06-10 Mitsubishi Atomic Power Ind Reactor control device for controlling load in atomic power plant
JPS5669597A (en) * 1979-10-30 1981-06-10 Mitsubishi Atomic Power Ind Control device for atomic power plant
JPS5930097A (ja) * 1982-08-13 1984-02-17 三菱原子力工業株式会社 加圧水型原子炉の冷却材温度制御方式

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE703560A (ja) * 1967-09-07 1968-02-01
US3998693A (en) * 1970-11-23 1976-12-21 Combustion Engineering, Inc. Thermal margin control
US3933580A (en) * 1971-03-08 1976-01-20 Siemens Aktiengesellschaft Limit regulation system for pressurized water nuclear reactors
US3997767A (en) * 1973-07-31 1976-12-14 Combustion Engineering, Inc. Reactor trip on turbine trip inhibit control system for nuclear power generating system
US4016034A (en) * 1974-07-19 1977-04-05 Combustion Engineering, Inc. Nuclear reactor control override system and method
US4046625A (en) * 1975-08-18 1977-09-06 Combustion Engineering, Inc. Automatic motion inhibit system for a nuclear power generating system
US4055463A (en) * 1975-08-18 1977-10-25 Combustion Engineering, Inc. Automatic motion inhibit system for a nuclear power generating system
US4222822A (en) * 1977-01-19 1980-09-16 Westinghouse Electric Corp. Method for operating a nuclear reactor to accommodate load follow while maintaining a substantially constant axial power distribution
US4187144A (en) * 1977-05-23 1980-02-05 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor power supply
US4399095A (en) * 1977-12-16 1983-08-16 Westinghouse Electric Corp. Protection and control system for a nuclear reactor
FR2438320A1 (fr) * 1978-10-05 1980-04-30 Framatome Sa Procede de conduite d'un reacteur nucleaire refroidi a l'eau legere
US4326917A (en) * 1979-10-02 1982-04-27 The Babcock & Wilcox Company Method of nuclear reactor control using a variable temperature load dependent set point
US4432930A (en) * 1980-12-16 1984-02-21 Westinghouse Electric Corp. Spectral shift reactor control method

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5669596A (en) * 1979-10-30 1981-06-10 Mitsubishi Atomic Power Ind Reactor control device for controlling load in atomic power plant
JPS5669597A (en) * 1979-10-30 1981-06-10 Mitsubishi Atomic Power Ind Control device for atomic power plant
JPS5930097A (ja) * 1982-08-13 1984-02-17 三菱原子力工業株式会社 加圧水型原子炉の冷却材温度制御方式

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2017194312A (ja) * 2016-04-19 2017-10-26 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラントの出力制御装置及び方法
JP2020085659A (ja) * 2018-11-26 2020-06-04 三菱重工業株式会社 原子炉出力制御装置、原子力プラント及び原子炉出力制御方法
JP2020190423A (ja) * 2019-05-20 2020-11-26 三菱重工業株式会社 原子炉制御装置、原子力発電プラント及び原子炉の制御方法

Also Published As

Publication number Publication date
ES8705682A1 (es) 1987-05-01
DE3578761D1 (de) 1990-08-23
EP0188918B1 (en) 1990-07-18
JPH0577040B2 (ja) 1993-10-25
US4707324A (en) 1987-11-17
EP0188918A1 (en) 1986-07-30
ES550272A0 (es) 1987-05-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS61161496A (ja) 加圧水形原子炉の運転制御装置
US4222822A (en) Method for operating a nuclear reactor to accommodate load follow while maintaining a substantially constant axial power distribution
KR910002987B1 (ko) 전동력 범위용 증기발생기 자동 급수 제어방법
Jiang et al. Dynamic matrix control for thermal power of multi-modular high temperature gas-cooled reactor plants
JP3875021B2 (ja) 沸騰水型原子炉のための最大拡張負荷線限界解析
JPS5852196B2 (ja) 原子炉制御装置
EP0097488B1 (en) Method for controlling a nuclear fueled electric power generating unit and interfacing the same with a load dispatching system
US5528639A (en) Enhanced transient overpower protection system
US4055463A (en) Automatic motion inhibit system for a nuclear power generating system
US7860206B2 (en) Reactor power control apparatus of a natural circulation boiling water reactor and a feed water control apparatus and nuclear power generation plant
JPS6146799B2 (ja)
US5631937A (en) Method and apparatus for protecting a PWR from departure from nucleate boiling and hot leg boiling
US4046625A (en) Automatic motion inhibit system for a nuclear power generating system
US3930937A (en) Steam relief valve control system for a nuclear reactor
US5379328A (en) Nuclear core trip setpoints
US3997767A (en) Reactor trip on turbine trip inhibit control system for nuclear power generating system
JPH0213892A (ja) 加圧水型原子炉の緊急停止余裕の決定及び算定方法
JPS6140591A (ja) 原子炉再循環流量制御装置
JPS6390605A (ja) 蒸気発生プラントの制御装置
Weaver Reactor control
Meyer et al. Reduced temperature return-to-power demonstration
EP1395996A1 (en) Method for increasing power output of boiling water reactors
US3985613A (en) Reactor trip on turbine trip inhibit control system for nuclear power generating system
KR810001338B1 (ko) 로오드 폴로우를 조절하기 위한 원자로 운전방법
JPS63241498A (ja) 原子炉給水制御装置