JPS6117803A - 液体加熱蒸気発生器の核沸騰領域位置の制御方法およびその装置 - Google Patents
液体加熱蒸気発生器の核沸騰領域位置の制御方法およびその装置Info
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- JPS6117803A JPS6117803A JP60115200A JP11520085A JPS6117803A JP S6117803 A JPS6117803 A JP S6117803A JP 60115200 A JP60115200 A JP 60115200A JP 11520085 A JP11520085 A JP 11520085A JP S6117803 A JPS6117803 A JP S6117803A
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- F22—STEAM GENERATION
- F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
- F22B35/00—Control systems for steam boilers
- F22B35/004—Control systems for steam generators of nuclear power plants
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Combustion & Propulsion (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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。
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、−回通し型若しくは低再循環率型の流体加熱
蒸気発生器に用いるポリ御装置に関するものである。本
発明は、例えば液体金属を”加熱流体とした原子炉の熱
出力によって加熱される蒸気発生器に特に有用である。
蒸気発生器に用いるポリ御装置に関するものである。本
発明は、例えば液体金属を”加熱流体とした原子炉の熱
出力によって加熱される蒸気発生器に特に有用である。
蒸気発生器内に存在する種々の熱伝達領域は一般に、「
ザブクール（ｓｕｂ−ｃｏｏｌｅｄ） Ｊ、［核沸騰（
ｎｕｃｌｅａｔｅ ｂｏｉｌｉｎ（］） Ｊ、［膜沸１
１ｉ（ｆｉｌｍｂｏｉｌｉｎｇ） Ｊそして「過熱（ｓ
ｕｐｅｒｈｅａｔ ） Ｊなる用詔で表現されている。
ザブクール（ｓｕｂ−ｃｏｏｌｅｄ） Ｊ、［核沸騰（
ｎｕｃｌｅａｔｅ ｂｏｉｌｉｎ（］） Ｊ、［膜沸１
１ｉ（ｆｉｌｍｂｏｉｌｉｎｇ） Ｊそして「過熱（ｓ
ｕｐｅｒｈｅａｔ ） Ｊなる用詔で表現されている。
このうち、「１ノブクール」領域は、管内の圧力範囲に
おいて水が飽和温度以下であって、熱伝達率が後述の「
核沸騰」領域内よりも幾分低い領域である。「核沸騰」
領域とは、固体−液体の界面にて沸騰か生じ、管内面の
温度が水飽和温度に達する領域である。「膜沸騰」領域
は、過熱された蒸気の膜が加熱面の大部分又は全部を構
成し、熱伝達率か前記「核沸騰」領−内よりも大幅に減
少する領域である。「過熱」領域は蒸気品質（ｓｔｅａ
ｍｑｕａｌｉｔｙ ）か１００％で、バルク蒸気温度か
飽和温度を超えている領域である。核沸騰領域の位置が
制御されない場合５．その位置は蒸気発生器の長手方向
に沿って前後に移動する。このことは、発生器の管が繰
り返し熱ザイクルを受けるために、クリープ疲労損傷の
原因となって極めて好ましくないものである。
おいて水が飽和温度以下であって、熱伝達率が後述の「
核沸騰」領域内よりも幾分低い領域である。「核沸騰」
領域とは、固体−液体の界面にて沸騰か生じ、管内面の
温度が水飽和温度に達する領域である。「膜沸騰」領域
は、過熱された蒸気の膜が加熱面の大部分又は全部を構
成し、熱伝達率か前記「核沸騰」領−内よりも大幅に減
少する領域である。「過熱」領域は蒸気品質（ｓｔｅａ
ｍｑｕａｌｉｔｙ ）か１００％で、バルク蒸気温度か
飽和温度を超えている領域である。核沸騰領域の位置が
制御されない場合５．その位置は蒸気発生器の長手方向
に沿って前後に移動する。このことは、発生器の管が繰
り返し熱ザイクルを受けるために、クリープ疲労損傷の
原因となって極めて好ましくないものである。
一回通しくｏｎｃｅ−ｔｈｒｏｕｇｈ）若しくは低再循
環率（ｌｏｗ−ｒｅｃｉｒｃｕｌａｔｉｏｎ−ｒａｔｅ
）型の液体金属加熱の蒸気発生器の制御は、多くの熱収
支計算の他に、例”えば蒸気フロー、蒸気温度、給水フ
ロー、給水温度のような水側のパラメータの計測を利用
する方法によって成されている。この種の制御システム
は、適切な範囲内に出力蒸気圧及び温度を維持しておけ
ると共に、蒸気発生器内の核沸騰領域の著しい不安定性
を防止することも出来る。しかしながら、これらの制御
システムは、蒸気発生器内の核沸騰領域の位置に関する
制御という点では殆んど効力を有しなかった。更に、こ
れらのシステムは、加熱流体又は水系の負荷又はアプセ
ッ１〜の変動中に核沸騰領域の位置を制御するには能力
に限界がある。商業的なユニツ１〜において管壁温度を
直接測定することは実用的でない。その理由は、管の特
定の位置（ｅｌｅｖａｔｉｏｎ ）における平均温度を
得るに必要な極めて多くの測定値を得ること、及び温度
センシ一群を維持することが困難だからである。−回通
し型の液体金属加熱蒸気発生器における核沸騰領域の位
置の制御可能性と安定性に対する懸念によって、プラン
１一般訓者は、自然循環蒸発器、蒸気ドラムおよび別個
の過熱器を含む比較的効率の悪いシステムを選択させら
れる結果になっていた。
環率（ｌｏｗ−ｒｅｃｉｒｃｕｌａｔｉｏｎ−ｒａｔｅ
）型の液体金属加熱の蒸気発生器の制御は、多くの熱収
支計算の他に、例”えば蒸気フロー、蒸気温度、給水フ
ロー、給水温度のような水側のパラメータの計測を利用
する方法によって成されている。この種の制御システム
は、適切な範囲内に出力蒸気圧及び温度を維持しておけ
ると共に、蒸気発生器内の核沸騰領域の著しい不安定性
を防止することも出来る。しかしながら、これらの制御
システムは、蒸気発生器内の核沸騰領域の位置に関する
制御という点では殆んど効力を有しなかった。更に、こ
れらのシステムは、加熱流体又は水系の負荷又はアプセ
ッ１〜の変動中に核沸騰領域の位置を制御するには能力
に限界がある。商業的なユニツ１〜において管壁温度を
直接測定することは実用的でない。その理由は、管の特
定の位置（ｅｌｅｖａｔｉｏｎ ）における平均温度を
得るに必要な極めて多くの測定値を得ること、及び温度
センシ一群を維持することが困難だからである。−回通
し型の液体金属加熱蒸気発生器における核沸騰領域の位
置の制御可能性と安定性に対する懸念によって、プラン
１一般訓者は、自然循環蒸発器、蒸気ドラムおよび別個
の過熱器を含む比較的効率の悪いシステムを選択させら
れる結果になっていた。
そこで、本発明の目的は流体加熱蒸気発生器の新規な制
御システムを提供することである。
御システムを提供することである。
本発明の別の目的は、流体加熱蒸気発生器内において核
沸騰領域の位置を制御する方法を提供することである。
沸騰領域の位置を制御する方法を提供することである。
本発明は、加熱流体が流れる蒸気発生器の殻（シェル）
内にある連続管内に、核沸騰領域及びサブクール又は膜
沸騰領域を有するように設計された流体加熱蒸気発生器
における核沸騰領域の位置を制御する装置と方法を提供
するものである。更に、本発明は、制御装置に入力を与
え且つもしこれが無ければ制御装置が機能しないような
蒸気発生器内の核沸騰の位置を測定する方法を提供する
。
内にある連続管内に、核沸騰領域及びサブクール又は膜
沸騰領域を有するように設計された流体加熱蒸気発生器
における核沸騰領域の位置を制御する装置と方法を提供
するものである。更に、本発明は、制御装置に入力を与
え且つもしこれが無ければ制御装置が機能しないような
蒸気発生器内の核沸騰の位置を測定する方法を提供する
。
核沸騰領域の位置は、管内の熱伝達が核沸騰プロセスか
ら膜沸騰プロセスへと変わるときに生じる加熱流体温度
の変化の割合における相異を、熱交換器の長さの関数と
して計測することによって決定される。給水流量を調節
してこの変化を管の長手方向に沿った所望の領域に生じ
させることによって制御が達成される。管に対してのク
リープ疲労損傷を制限するためには、通常の負荷範囲内
での全ての運転条件に対して管の長さに沿う所定位置で
管温度を正しく一定に維持する必要があり、この維持の
ために給水流量が調節される。本発明の基本的な特徴は
、給水流量を調節して管壁温度の急激な変化を管の長さ
の同じ領域にわたって発生させるために、加熱流体温炭
分イ「の傾きにおける観察された変化を利用することで
ある。
ら膜沸騰プロセスへと変わるときに生じる加熱流体温度
の変化の割合における相異を、熱交換器の長さの関数と
して計測することによって決定される。給水流量を調節
してこの変化を管の長手方向に沿った所望の領域に生じ
させることによって制御が達成される。管に対してのク
リープ疲労損傷を制限するためには、通常の負荷範囲内
での全ての運転条件に対して管の長さに沿う所定位置で
管温度を正しく一定に維持する必要があり、この維持の
ために給水流量が調節される。本発明の基本的な特徴は
、給水流量を調節して管壁温度の急激な変化を管の長さ
の同じ領域にわたって発生させるために、加熱流体温炭
分イ「の傾きにおける観察された変化を利用することで
ある。
上記に従って、流体加熱上記発生器における核沸騰領域
の位置を制御する装置は、次のよう１構成されている。
の位置を制御する装置は、次のよう１構成されている。
即ち、蒸気発生器に沿った複数の位置において加熱流体
の温度勾配（単位長さ当りの温度変化）を測定する手段
と、測定された温度勾配の関数で必る予め決められた関
係に従って制御変数０７を決定し、さらにそれに応答し
て制御信号を発生する手段と、この制御信号に従って蒸
気発生器への給水流量ＱＦ峻調節する手段とを有してい
る。本発明の実施例として液体プ１〜リウムー水の熱交
換器について説明するか、本発明は、熱伝達率が熱交換
器の水側の膜係数によって主として制限されるようなそ
の他の流体−水の熱交換器にも適用し得るものである。
の温度勾配（単位長さ当りの温度変化）を測定する手段
と、測定された温度勾配の関数で必る予め決められた関
係に従って制御変数０７を決定し、さらにそれに応答し
て制御信号を発生する手段と、この制御信号に従って蒸
気発生器への給水流量ＱＦ峻調節する手段とを有してい
る。本発明の実施例として液体プ１〜リウムー水の熱交
換器について説明するか、本発明は、熱伝達率が熱交換
器の水側の膜係数によって主として制限されるようなそ
の他の流体−水の熱交換器にも適用し得るものである。
以下、本発明による好適な実施例について図面を参照し
て説明す柩。蒸気出口温度と圧力、並びに熱交換器間の
すｌヘリウム湿度変化が２つの負荷条件、即ち定格出力
の４０％と１００％のもとて一定を保つものと仮定して
、第１図のような温度分布（熱交換器の管の長さの関数
として示される温度）を算出した。この温度分布から、
管長の約４５％の位置において管壁温度が急激に上昇し
ていることがわかり、この位置は核沸騰領域と膜沸騰領
域の間の界面の位置に対応するものである（第１図■参
照）。図示の如く、ナトリウム曲線■が双方の負荷条件
のもとてほぼ同一の位置にて変化していること、しかし
水の温度■はこの個所では一定のままになっていること
は注目に値する。核沸騰と膜沸騰領域間の界面では常に
す１〜リウム温度分布の急激な変化が生じていることか
、多くの運転条件の計算か示している（第１図では図示
せず）。
て説明す柩。蒸気出口温度と圧力、並びに熱交換器間の
すｌヘリウム湿度変化が２つの負荷条件、即ち定格出力
の４０％と１００％のもとて一定を保つものと仮定して
、第１図のような温度分布（熱交換器の管の長さの関数
として示される温度）を算出した。この温度分布から、
管長の約４５％の位置において管壁温度が急激に上昇し
ていることがわかり、この位置は核沸騰領域と膜沸騰領
域の間の界面の位置に対応するものである（第１図■参
照）。図示の如く、ナトリウム曲線■が双方の負荷条件
のもとてほぼ同一の位置にて変化していること、しかし
水の温度■はこの個所では一定のままになっていること
は注目に値する。核沸騰と膜沸騰領域間の界面では常に
す１〜リウム温度分布の急激な変化が生じていることか
、多くの運転条件の計算か示している（第１図では図示
せず）。
第２図は本発明の制御装置を用いた蒸気発生器を示して
おり、流体加熱装置２１は観入口の制御された流量と温
度で液体ナトリウムを蒸気発生器２の加熱側に供給し、
ここで熱が抽出され、冷却されたブトリウムがこの加熱
装置２１に戻される。蒸気発生器２２の水側からの過熱
蒸気が圧力制御弁２３を経てエネルギー抽出及び復水装
置２４に供給される。復水２４からの凝縮液５が給水加
熱及びポンプ装置２６に送られ、次いで給水フロー制御
装置２７に送られる。
おり、流体加熱装置２１は観入口の制御された流量と温
度で液体ナトリウムを蒸気発生器２の加熱側に供給し、
ここで熱が抽出され、冷却されたブトリウムがこの加熱
装置２１に戻される。蒸気発生器２２の水側からの過熱
蒸気が圧力制御弁２３を経てエネルギー抽出及び復水装
置２４に供給される。復水２４からの凝縮液５が給水加
熱及びポンプ装置２６に送られ、次いで給水フロー制御
装置２７に送られる。
蒸気発生器２２は、熱伝達領域としてザブクール領域９
、核沸騰領域１０、膜沸騰領域１１及び過熱領域１２を
有している。温度セン４ノー（熱電対）が液体すトリウ
ム側の殻に取付けられているか、或いは浸漬浴に配置さ
れている。
、核沸騰領域１０、膜沸騰領域１１及び過熱領域１２を
有している。温度セン４ノー（熱電対）が液体すトリウ
ム側の殻に取付けられているか、或いは浸漬浴に配置さ
れている。
熱電対１３，１４．１５．１６は、１ノブクール領域（
熱電対１３）と膜沸騰領域（熱電対１６）、更にザブク
ール領域と核沸騰領域との界面近傍（熱電対１４）、そ
して核沸騰領域と膜沸騰領域との界面近傍（熱電対１５
）に配置されている。熱電対１３と１４の距離は、熱電
対１５と１６との距離に等しく取ってあり、温度勾配の
比か下記の式（１）と（２）で示されるように温度を差
引くことによって得ることが出来るようになっている。
熱電対１３）と膜沸騰領域（熱電対１６）、更にザブク
ール領域と核沸騰領域との界面近傍（熱電対１４）、そ
して核沸騰領域と膜沸騰領域との界面近傍（熱電対１５
）に配置されている。熱電対１３と１４の距離は、熱電
対１５と１６との距離に等しく取ってあり、温度勾配の
比か下記の式（１）と（２）で示されるように温度を差
引くことによって得ることが出来るようになっている。
これらの距離が仮に等しくないとすると、式（１）及び
（２）において適切な変更が必要となるのであろう。図
中７＋ ＠ ２８は計算装置であって、測定された温度
と測定された蒸気流量Ｑ８を用いて制御変数を決定し、
制御信号ＱＷを発生する。符号２７で示す給水フロー制
御装置は、上記制御信号Ｑｗに従って蒸気発生器への給
水流ｆｆ１ＱＦ、ｌを制御する。
（２）において適切な変更が必要となるのであろう。図
中７＋ ＠ ２８は計算装置であって、測定された温度
と測定された蒸気流量Ｑ８を用いて制御変数を決定し、
制御信号ＱＷを発生する。符号２７で示す給水フロー制
御装置は、上記制御信号Ｑｗに従って蒸気発生器への給
水流ｆｆ１ＱＦ、ｌを制御する。
旧線装置２８は、プトリウム温度勾配の関数である予め
決められた関係から制御信号を決定する。蒸気発生器制
御装置に好適な一般的関係は次の式（１）によって得ら
れる。
決められた関係から制御信号を決定する。蒸気発生器制
御装置に好適な一般的関係は次の式（１）によって得ら
れる。
発生器の測定された又は予知された特性に依存する変数
又は定数であり、△、Ｂ、Ｃ及びＤは、異なる熱伝達特
性を有する蒸気発生器の２つの領域で測定された加熱流
体温度勾配の関数を含む項であり、Ｑｗは給水フロー、
即ち給水フローに変化を起こさせることのできる関数で
必り、Ｑ８は測定された出口蒸気フローである。 −
更に有用で好適な関係が、式（２）で得られる。
又は定数であり、△、Ｂ、Ｃ及びＤは、異なる熱伝達特
性を有する蒸気発生器の２つの領域で測定された加熱流
体温度勾配の関数を含む項であり、Ｑｗは給水フロー、
即ち給水フローに変化を起こさせることのできる関数で
必り、Ｑ８は測定された出口蒸気フローである。 −
更に有用で好適な関係が、式（２）で得られる。
ＱＨ＝ＯＳ （Ｋ１ ＋に２ Ｃ（丁４−丁、）／（
Ｔ２−Ｔ１）−に３））・・・（２）ここで、０１は給
水フロー需要、Ｑｗは測定された蒸気フロー、Ｋ１とに
２は定数、Ｋ３は比（Ｔ４． Ｔ３ ）／ （Ｔ２
Ｔ１ ）の好ましい値に等しい定数、更にＴ１．Ｔ２
．Ｔ３及びＴ４は第２図の位置において測定された温度
である。
Ｔ２−Ｔ１）−に３））・・・（２）ここで、０１は給
水フロー需要、Ｑｗは測定された蒸気フロー、Ｋ１とに
２は定数、Ｋ３は比（Ｔ４． Ｔ３ ）／ （Ｔ２
Ｔ１ ）の好ましい値に等しい定数、更にＴ１．Ｔ２
．Ｔ３及びＴ４は第２図の位置において測定された温度
である。
式（２）を用いて制御変数を決定して、第２図に示した
装置と表１からの設計パラメータに基づいて蒸気発生器
内の核沸騰領域の位置を制御する制御装置のコンピュー
タシミュレーションを実行した。表２は得られたシミュ
レーションデータである。このコンピュータシミュレー
ションは、ＡＮＬ−０丁−′７７−２０、アルゴンナシ
ョナル ラボラトリ−（Δｒｇｏｎｎｅ Ｎ ａ−ｔ
ｉｏｎａｌ ＩＬ ａｂｏｒａｔｏｒｙ ） （１
９７８年）に記載されている原子炉用ダイナミックシミ
ュレータ（ＤＳＮＰ＞を用いてモデル化した。上記シミ
ュレーション用のＤＳＮＰに用いられた蒸気発生器モデ
ルは、アメリカン ソサイティ オブメカニカル エン
ジニアズ（干１）ｅ ＡｎｌｅｒｉＣａｎ３ｏｃｉｅ
ｔｙ ｏｆ Ｍｅｃｈａｎｉｃａｌ Ｅｎｇｉｎｅｅｒ
ｓ）の１９８３年冬期ミーティングにおいて発表された
アルゴン ナショナル ラボラ１〜リーのシイ、へり−
（Ｇ、 Ｂｅｒｒｙ）氏による和文８３− ＷＡ／ｌ−
＋Ｔ−１９に記載されている。
装置と表１からの設計パラメータに基づいて蒸気発生器
内の核沸騰領域の位置を制御する制御装置のコンピュー
タシミュレーションを実行した。表２は得られたシミュ
レーションデータである。このコンピュータシミュレー
ションは、ＡＮＬ−０丁−′７７−２０、アルゴンナシ
ョナル ラボラトリ−（Δｒｇｏｎｎｅ Ｎ ａ−ｔ
ｉｏｎａｌ ＩＬ ａｂｏｒａｔｏｒｙ ） （１
９７８年）に記載されている原子炉用ダイナミックシミ
ュレータ（ＤＳＮＰ＞を用いてモデル化した。上記シミ
ュレーション用のＤＳＮＰに用いられた蒸気発生器モデ
ルは、アメリカン ソサイティ オブメカニカル エン
ジニアズ（干１）ｅ ＡｎｌｅｒｉＣａｎ３ｏｃｉｅ
ｔｙ ｏｆ Ｍｅｃｈａｎｉｃａｌ Ｅｎｇｉｎｅｅｒ
ｓ）の１９８３年冬期ミーティングにおいて発表された
アルゴン ナショナル ラボラ１〜リーのシイ、へり−
（Ｇ、 Ｂｅｒｒｙ）氏による和文８３− ＷＡ／ｌ−
＋Ｔ−１９に記載されている。
表１ 設計パラメータ
蒸気発生器出力 ８７５問運転圧力
１７２ ＭＰａ管路長
２３．５ｍ蒸気出口温度
４９０ ’Ｃ給水温度
１９６°Ｃす１〜リウム入口温度 ５
０７°Ｃナトリウム出口温度 ３３４°Ｃ
負荷範囲 ４０−１００％１０
％変化に対する変化の負荷割合 １．０％／Ｓ ４０％〜１００％負荷に対する変化の負荷割合０．１％
／Ｓ リーブクール長さ ４，８ｍ核沸騰
長さ ０．９５ｍ膜沸騰長さ
８．８１１表２ シミュレーシ
ョンデータ ニニムｊ二ニムー ＬＬと１乞２λ矢シ輩蒸気発生器
出力 （％） １００ ８３
８３ ４５蒸気、温度 （’Ｃ） ４８９
４９４ ４９３ ５０４給水フロー （％＞、
１００ ８３ ８４ ４５給水渇度 （’Ｃ）
１９６ １９６ ’ １９６ １９６ナトリウム
入口温度（’Ｃ） ５０７ ５０７
５０７ ５０７ナトリウム出口温度（℃’）
３３４ ’３２７ ３２６ ３
１１ナトリウムフロー（％） １０（１８０８
０４０ナトリウムフローの変化率ｆＸ／ｓ）
１．ＯＬｏ １．０Ｋｌ（７）値
１．０ ０．９５ １，０
５ １．０Ｋ２１７）値
０．５０ ０，５０ ０，５０ ０．５
０に３（７）値 ０．５５
０．５５ ０，５５ ０．５５安定状態にお
ける核沸騰 領域出口の位置（＋ｎｌ ５，８１ ５．７
５ ５．８８ ５．６８過渡期間中の核沸騰領
域 出口の最大位置（ｍ） ５．８３
５．９３ ５．８７過渡期間中の核沸騰領域 出口の最小位置（ｍ） ５．７２
５．８７ ５．３４蒸気フロー測定か一５％誤差
、１％／Ｓの変化率で２０％のす１−リウムフローの減
少に対して示された表２のケース１のシミュレーション
かられかるように、本発明を実施することにより核沸騰
領域の位置に関して優れた制御結果をもたらす。ケース
２のシミュレーションは、蒸気フロー測定が＋５％誤差
の条件に対して同様の実例を示しでいる。正又は負の５
％の誤差は、例示装置の蒸気フロー又は給水フローにつ
いての設則上の誤差の限界を示している。例示した蒸気
発生器の設ｈ１仕様は、１％／Ｓの割合で１０％の負荷
の変化に適応するようになっており、ケース１とケース
２のシミュレーションによれば、本発明の実施により、
小負荷変化仕様を超えたす１〜リウムシステムと給水に
おける組合された過渡状態下にて満足できる制御を捉供
する。
１７２ ＭＰａ管路長
２３．５ｍ蒸気出口温度
４９０ ’Ｃ給水温度
１９６°Ｃす１〜リウム入口温度 ５
０７°Ｃナトリウム出口温度 ３３４°Ｃ
負荷範囲 ４０−１００％１０
％変化に対する変化の負荷割合 １．０％／Ｓ ４０％〜１００％負荷に対する変化の負荷割合０．１％
／Ｓ リーブクール長さ ４，８ｍ核沸騰
長さ ０．９５ｍ膜沸騰長さ
８．８１１表２ シミュレーシ
ョンデータ ニニムｊ二ニムー ＬＬと１乞２λ矢シ輩蒸気発生器
出力 （％） １００ ８３
８３ ４５蒸気、温度 （’Ｃ） ４８９
４９４ ４９３ ５０４給水フロー （％＞、
１００ ８３ ８４ ４５給水渇度 （’Ｃ）
１９６ １９６ ’ １９６ １９６ナトリウム
入口温度（’Ｃ） ５０７ ５０７
５０７ ５０７ナトリウム出口温度（℃’）
３３４ ’３２７ ３２６ ３
１１ナトリウムフロー（％） １０（１８０８
０４０ナトリウムフローの変化率ｆＸ／ｓ）
１．ＯＬｏ １．０Ｋｌ（７）値
１．０ ０．９５ １，０
５ １．０Ｋ２１７）値
０．５０ ０，５０ ０，５０ ０．５
０に３（７）値 ０．５５
０．５５ ０，５５ ０．５５安定状態にお
ける核沸騰 領域出口の位置（＋ｎｌ ５，８１ ５．７
５ ５．８８ ５．６８過渡期間中の核沸騰領
域 出口の最大位置（ｍ） ５．８３
５．９３ ５．８７過渡期間中の核沸騰領域 出口の最小位置（ｍ） ５．７２
５．８７ ５．３４蒸気フロー測定か一５％誤差
、１％／Ｓの変化率で２０％のす１−リウムフローの減
少に対して示された表２のケース１のシミュレーション
かられかるように、本発明を実施することにより核沸騰
領域の位置に関して優れた制御結果をもたらす。ケース
２のシミュレーションは、蒸気フロー測定が＋５％誤差
の条件に対して同様の実例を示しでいる。正又は負の５
％の誤差は、例示装置の蒸気フロー又は給水フローにつ
いての設則上の誤差の限界を示している。例示した蒸気
発生器の設ｈ１仕様は、１％／Ｓの割合で１０％の負荷
の変化に適応するようになっており、ケース１とケース
２のシミュレーションによれば、本発明の実施により、
小負荷変化仕様を超えたす１〜リウムシステムと給水に
おける組合された過渡状態下にて満足できる制御を捉供
する。
表２のデータから理解できるように、ケース３のシミュ
レーションは、本発明を実施することにより、例示装置
の仕様の１０倍の割合で人きな負荷変化がある蒸気発生
器内での核沸騰領−域の位置を充分に制御することを示
している。
レーションは、本発明を実施することにより、例示装置
の仕様の１０倍の割合で人きな負荷変化がある蒸気発生
器内での核沸騰領−域の位置を充分に制御することを示
している。
この実施例は全ての設計の、或いは全ての設則負荷範囲
の蒸気発生器に対して必ずしも好ま。
の蒸気発生器に対して必ずしも好ま。
しいというものではないが、この実施例に使用した蒸気
発生器設計は比較的長い１ノブクール領域と膜沸騰領域
の間の核沸騰領域か非常に短い。
発生器設計は比較的長い１ノブクール領域と膜沸騰領域
の間の核沸騰領域か非常に短い。
従って、かような蒸気発生器設計は簡単な実例を示すた
めの実施例に役立つに過ぎない。
めの実施例に役立つに過ぎない。
前記式■のアルゴリズムは、変数におりる誤差が平衡状
態にて存在する「比例型」制御を与える。この実施例で
は、核沸騰領域の下流への僅かな移動が温度Ｔ２を増大
させ、他方、温度下、と丁４間の温度勾配は略一定のま
まであり、更に温度Ｔ１も略一定のままとなる。かくし
て、比率（Ｔ’−Ｔ ）／（Ｔ２−Ｔ１）は、基準条
件にて得られる値以下に減少する。この実施例では、核
沸１２領域の上流への僅かな移動が温一定のままとなる
。かくして、比率（Ｔ４−Ｔ 〉／（丁 −丁、）は基
準糸イ牛にてｊｑられる値以上に増加する。過渡期経過
後のケース１の条件においては、核沸騰領域出口のレベ
ル変化は１００％出力条件のときより−０，０７ｍであ
った。過渡期経過後のケース２の条件においては、核沸
騰領域出口のレベル変化はｉｏｏ ’％出力条件のとき
から＋０．０６１＋であった。安定状態のレベル誤差の
人ぎざはに２の値を変えることによって調整できるが、
この値が余り高いと装置を不安定にしてしまう。正常な
制御装置を実施することは、装置の運転後にに２の値を
調整して容認できる装置安定性をもつ最小レベルの誤差
を得ることである。
態にて存在する「比例型」制御を与える。この実施例で
は、核沸騰領域の下流への僅かな移動が温度Ｔ２を増大
させ、他方、温度下、と丁４間の温度勾配は略一定のま
まであり、更に温度Ｔ１も略一定のままとなる。かくし
て、比率（Ｔ’−Ｔ ）／（Ｔ２−Ｔ１）は、基準条
件にて得られる値以下に減少する。この実施例では、核
沸１２領域の上流への僅かな移動が温一定のままとなる
。かくして、比率（Ｔ４−Ｔ 〉／（丁 −丁、）は基
準糸イ牛にてｊｑられる値以上に増加する。過渡期経過
後のケース１の条件においては、核沸騰領域出口のレベ
ル変化は１００％出力条件のときより−０，０７ｍであ
った。過渡期経過後のケース２の条件においては、核沸
騰領域出口のレベル変化はｉｏｏ ’％出力条件のとき
から＋０．０６１＋であった。安定状態のレベル誤差の
人ぎざはに２の値を変えることによって調整できるが、
この値が余り高いと装置を不安定にしてしまう。正常な
制御装置を実施することは、装置の運転後にに２の値を
調整して容認できる装置安定性をもつ最小レベルの誤差
を得ることである。
以上、本発明の好ましい実施例について説明したが、本
発明はこれに限定されるものではなく特許請求の範囲の
欄に記載の範囲内で種々変更が可能である。
発明はこれに限定されるものではなく特許請求の範囲の
欄に記載の範囲内で種々変更が可能である。
第１図は、定格出力の４０％及び１００％の負荷にて運
転する蒸気発生器におけるノ゛１〜す１クム水、及び内
管の温度分布く温度封管の長さ〉を示すグラフである。 第２図は本発明の制御装置を用いた蒸気発生器の説明図
である。 ９・・・サブクール領域、１０・・・核沸ｉ領域、１１
・・・膜沸騰領域、１２・・・過熱領域、１３゜１４．
１５．１６・・・温度センサー、２１・・・流体加熱装
置、２２・・・蒸気発生器、２３・・・制御弁、２４・
・・エネルギー抽出及び復水装置、２６・・・給水加熱
及びポンプ装置、２７・・・給水フロー制御装置、２８
・・・計算装置。
転する蒸気発生器におけるノ゛１〜す１クム水、及び内
管の温度分布く温度封管の長さ〉を示すグラフである。 第２図は本発明の制御装置を用いた蒸気発生器の説明図
である。 ９・・・サブクール領域、１０・・・核沸ｉ領域、１１
・・・膜沸騰領域、１２・・・過熱領域、１３゜１４．
１５．１６・・・温度センサー、２１・・・流体加熱装
置、２２・・・蒸気発生器、２３・・・制御弁、２４・
・・エネルギー抽出及び復水装置、２６・・・給水加熱
及びポンプ装置、２７・・・給水フロー制御装置、２８
・・・計算装置。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、流体加熱蒸気発生器に沿った複数位置にて加熱流体
の温度勾配を測定する工程、測定された蒸気温度勾配の
関数である予め決められた関係に従って制御変数Ｑ＿ｗ
を決定し、この変数に応答して制御信号を発生させる工
程、および上記制御信号に従って蒸気発生器への給水流
量を調整する工程からなることを特徴とする流体加熱蒸
気発生器の核沸騰領域の位置を制御する方法。 ２、流体加熱蒸気発生器（２２）に沿った複数の位置に
おいて加熱流体の温度勾配を測定する温度センサー（１
３、１４、１５、１６）と測定された上記温度勾配の関
数である予め決められた関係に従って制御変数Ｑ＿ｗを
決定し、この変数に応答して制御信号を発生する計算装
置（２８）と、上記制御信号に従って蒸気発生器（２２
）への給水流量を調整するフロー制御装置（２７）とか
らなることを特徴とする流体加熱蒸気発生器の核沸騰領
域の位置を制御する装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US06/614,507 US4526136A (en) | 1984-05-29 | 1984-05-29 | Control system for fluid heated steam generator |
| US614507 | 1984-05-29 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6117803A true JPS6117803A (ja) | 1986-01-25 |
Family
ID=24461541
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60115200A Pending JPS6117803A (ja) | 1984-05-29 | 1985-05-28 | 液体加熱蒸気発生器の核沸騰領域位置の制御方法およびその装置 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4526136A (ja) |
| JP (1) | JPS6117803A (ja) |
| DE (1) | DE3519248A1 (ja) |
| FR (1) | FR2565324B1 (ja) |
| GB (1) | GB2159641B (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8173568B2 (en) | 2003-10-08 | 2012-05-08 | Kao Corporation | Process for producing tertiary amine |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3806871A1 (de) * | 1988-03-03 | 1989-09-14 | Berchem & Schaberg Gmbh | Stellkugelhahn mit gehaeuse, stroemungskanal, hahnkugel und stellspindel |
| US6886502B1 (en) * | 2004-06-23 | 2005-05-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Method for controlling steam generators |
| KR100763386B1 (ko) * | 2005-02-25 | 2007-10-05 | 엘지전자 주식회사 | 세탁기의 제어방법 |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2800887A (en) * | 1953-02-18 | 1957-07-30 | Sulzer Ag | Control system for forced flow vapor generators |
| BE555535A (ja) * | 1956-03-06 | |||
| US3029197A (en) * | 1956-09-11 | 1962-04-10 | Untermyer Samuel | Boiling reactors |
| NL129713C (ja) * | 1959-02-02 | 1900-01-01 | ||
| GB1037634A (en) * | 1962-08-03 | 1966-08-03 | Babcock & Wilcox Ltd | Improvements in steam generating plant |
| GB964760A (en) * | 1963-01-08 | 1964-07-22 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactor |
| FR1396030A (fr) * | 1964-04-24 | 1965-04-16 | Sulzer Ag | Procédé et dispositif pour la régulation d'une installation de réacteur |
| US3296083A (en) * | 1964-09-14 | 1967-01-03 | Gen Dynamics Corp | Forced circulation boiling nuclear power reactor |
| BE725147A (ja) * | 1967-12-12 | 1969-06-09 | ||
| JPS5321302A (en) * | 1976-08-11 | 1978-02-27 | Hitachi Ltd | Steam generator |
-
1984
- 1984-05-29 US US06/614,507 patent/US4526136A/en not_active Expired - Fee Related
-
1985
- 1985-05-22 GB GB08512904A patent/GB2159641B/en not_active Expired
- 1985-05-28 JP JP60115200A patent/JPS6117803A/ja active Pending
- 1985-05-29 DE DE19853519248 patent/DE3519248A1/de not_active Withdrawn
- 1985-05-29 FR FR8508045A patent/FR2565324B1/fr not_active Expired
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8173568B2 (en) | 2003-10-08 | 2012-05-08 | Kao Corporation | Process for producing tertiary amine |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2565324A1 (fr) | 1985-12-06 |
| FR2565324B1 (fr) | 1987-12-11 |
| GB8512904D0 (en) | 1985-06-26 |
| GB2159641B (en) | 1987-07-15 |
| US4526136A (en) | 1985-07-02 |
| DE3519248A1 (de) | 1985-12-05 |
| GB2159641A (en) | 1985-12-04 |
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