JPS6123995A - 原子炉の給水・圧力協調制御装置 - Google Patents
原子炉の給水・圧力協調制御装置Info
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- JPS6123995A JPS6123995A JP14476284A JP14476284A JPS6123995A JP S6123995 A JPS6123995 A JP S6123995A JP 14476284 A JP14476284 A JP 14476284A JP 14476284 A JP14476284 A JP 14476284A JP S6123995 A JPS6123995 A JP S6123995A
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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
Landscapes
- Apparatus For Radiation Diagnosis (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子炉の給水流量及び原子炉圧力を制御する
制御系に係り、特に沸騰水型原子炉の低出力時の給水流
量変動による中性子束変動を安定に制御するのに好適な
給水・圧力協調制御装置に関す５゜ 〔発明の背景〕 沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという）の主要制御系の動
作の概要を第４図（より説明する。
制御系に係り、特に沸騰水型原子炉の低出力時の給水流
量変動による中性子束変動を安定に制御するのに好適な
給水・圧力協調制御装置に関す５゜ 〔発明の背景〕 沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという）の主要制御系の動
作の概要を第４図（より説明する。
原子炉１００で発生した蒸気を蒸気加減弁１０７を経て
タービン１１１に導き、発電機１１２を駆動させる。タ
ービンで仕事をした蒸気は復水器１１４で復水され、給
水ポンプ１１５により原子炉１００に再び送られる。
タービン１１１に導き、発電機１１２を駆動させる。タ
ービンで仕事をした蒸気は復水器１１４で復水され、給
水ポンプ１１５により原子炉１００に再び送られる。
このよりなりＷＲにおいて、蒸気圧力制御系１０９は、
圧力計１０８からタービン入口圧力を取込み、設定され
る負荷要求値やタービン速度にも対応して、蒸気加減弁
１０７とバイパス弁１１３との開度を変化させ、主蒸気
流量を調整シ、原子炉１００の圧力とタービン１１１の
速度すなわち発電機１１２の出力を制御する。
圧力計１０８からタービン入口圧力を取込み、設定され
る負荷要求値やタービン速度にも対応して、蒸気加減弁
１０７とバイパス弁１１３との開度を変化させ、主蒸気
流量を調整シ、原子炉１００の圧力とタービン１１１の
速度すなわち発電機１１２の出力を制御する。
また、給水流量制御系１１６は、主蒸気量と給水流量と
水位計１０４で検出した原子炉水位とを取込み、原子炉
水位が設定値になるように、給水ポンプ駆動系１１７を
介して給水ポンプ１１５を作動させ、給水流量を制御す
る。
水位計１０４で検出した原子炉水位とを取込み、原子炉
水位が設定値になるように、給水ポンプ駆動系１１７を
介して給水ポンプ１１５を作動させ、給水流量を制御す
る。
更に、再循環流量制御系１１９は、蒸気圧力制御系１０
９からプラント出力制御系１１０を介して出力される再
循環流量自動設定値または手動で入力される設定値に応
じてモータ１２０を作動させ、再循環ポンプ１２１によ
シ、ジェットポンプ１０２を駆動して、炉内を再循環す
る流量を制御する。なお、１１８は手動／自動切替スイ
ッチである。
９からプラント出力制御系１１０を介して出力される再
循環流量自動設定値または手動で入力される設定値に応
じてモータ１２０を作動させ、再循環ポンプ１２１によ
シ、ジェットポンプ１０２を駆動して、炉内を再循環す
る流量を制御する。なお、１１８は手動／自動切替スイ
ッチである。
その他に、炉心１０１に挿入されている制御棒１０３は
制御棒駆動系１２２により制御される。
制御棒駆動系１２２により制御される。
本発明は、蒸気圧力制御系１０９と給水流量制御系１１
６との協調制御装置に関するものである。
６との協調制御装置に関するものである。
第５図は給水流量制御系１１６内の給水制御装置のブロ
ック図である。原子炉水位１は水位設定値２と比較され
、水位偏差信号３が得られる。水位偏差信号３は、給水
流量４と主蒸気流量５の差をミスマツチグン６に通して
得られる信号と加算され、補正水位偏差信号７となる。
ック図である。原子炉水位１は水位設定値２と比較され
、水位偏差信号３が得られる。水位偏差信号３は、給水
流量４と主蒸気流量５の差をミスマツチグン６に通して
得られる信号と加算され、補正水位偏差信号７となる。
補正水位偏差信号７は給水主制御器８に入力され、比例
・積分等の制御演算後、自動給水要求信号９となる。給
水要求信号１２は、手動／自動切替器１１により、自動
給水要求信号９または手動給水要求信号１０のどちらか
をとる。なお、現行のＢＷＲでは、炉出力１０チ迄は手
動とし、それ以上の出力では自動制御している。本図で
は、給水要求信号１２は給水調整弁１３の開度要求とな
ることのみを示しているが、これは本発明が発電機併入
前の原子炉・低出力の領域を対象としており、−簡単化
して図示したためでちり、高出力領域ではタービン駆動
給水ポンプ１１５（第４図）が使用される。
・積分等の制御演算後、自動給水要求信号９となる。給
水要求信号１２は、手動／自動切替器１１により、自動
給水要求信号９または手動給水要求信号１０のどちらか
をとる。なお、現行のＢＷＲでは、炉出力１０チ迄は手
動とし、それ以上の出力では自動制御している。本図で
は、給水要求信号１２は給水調整弁１３の開度要求とな
ることのみを示しているが、これは本発明が発電機併入
前の原子炉・低出力の領域を対象としており、−簡単化
して図示したためでちり、高出力領域ではタービン駆動
給水ポンプ１１５（第４図）が使用される。
第６図は蒸気圧力制御系内の圧力制御装置のブロック図
である。原子炉圧力またはタービン入口圧力２０は、圧
力設定値２１と比較され、圧力偏差信号２２となる。圧
力制御器２３は圧力偏差信号２２をと９こみ、比例およ
び進み遅れ補償の演算を演算器′２３で行い、全主蒸気
流量要求信号２４を発生する。信号２４は、低値信号選
択器２６により負荷制限設定信号２５と比較される。
である。原子炉圧力またはタービン入口圧力２０は、圧
力設定値２１と比較され、圧力偏差信号２２となる。圧
力制御器２３は圧力偏差信号２２をと９こみ、比例およ
び進み遅れ補償の演算を演算器′２３で行い、全主蒸気
流量要求信号２４を発生する。信号２４は、低値信号選
択器２６により負荷制限設定信号２５と比較される。
その結果は加減弁開度要求信号２７となる。要求信号２
４はまた、バイアス信号２８及び信号２７と突き合わさ
れて、その偏差信号からタービンバイパス弁開度要求信
号２９が得られる。発電機併入以前の原子炉低出力時に
は、負荷制限設定信号２５は零に設定されて加減弁１０
７は全閉で１、したがって、タービンバイパス弁１１３
の動作により主蒸気流量が調整されて圧力が一定に保持
されている。
４はまた、バイアス信号２８及び信号２７と突き合わさ
れて、その偏差信号からタービンバイパス弁開度要求信
号２９が得られる。発電機併入以前の原子炉低出力時に
は、負荷制限設定信号２５は零に設定されて加減弁１０
７は全閉で１、したがって、タービンバイパス弁１１３
の動作により主蒸気流量が調整されて圧力が一定に保持
されている。
ところで、ＢＷＲでは炉心入口のサブクール温度が変化
すると炉心ボイド率が変化し、中性子束が変化する。す
なわち、いま給水流量が定常状態から増加したとすると
、給水と再循環流の混合遅れ、及び再循環流路の移動遅
れの時間経過後に炉心入口の冷却材温度が低下し、炉心
ボイド率が減少して中性子束が増加する。このような現
象゛は、原子炉低出力時に顕著である。現行のＢＷＲで
は、炉出力１０チ以下では給水制御系を手動とし、運転
員が炉水位を常時監視して、給水流量を調節しており、
中性子束が低出力時の高中性子束スクラムの設定点に達
しないように慎重に操作している。
すると炉心ボイド率が変化し、中性子束が変化する。す
なわち、いま給水流量が定常状態から増加したとすると
、給水と再循環流の混合遅れ、及び再循環流路の移動遅
れの時間経過後に炉心入口の冷却材温度が低下し、炉心
ボイド率が減少して中性子束が増加する。このような現
象゛は、原子炉低出力時に顕著である。現行のＢＷＲで
は、炉出力１０チ以下では給水制御系を手動とし、運転
員が炉水位を常時監視して、給水流量を調節しており、
中性子束が低出力時の高中性子束スクラムの設定点に達
しないように慎重に操作している。
また、将来において運転自動化が推進された場合には、
炉出力１０チ以下でも給水制御系が自動炉水位制御にな
ると考えられる。この場合にも、低出力時に特に考慮す
べき問題として、前記の給水流量増加に伴なう中性子束
上昇の現象がある。
炉出力１０チ以下でも給水制御系が自動炉水位制御にな
ると考えられる。この場合にも、低出力時に特に考慮す
べき問題として、前記の給水流量増加に伴なう中性子束
上昇の現象がある。
すなわち、通常の水位変動外乱に対しては炉スクラムに
至るような中性子束上昇は発生しないが、水位制御動作
不調、又は給水ポンプ） ＩＪツブ異常が発生したよう
な場合には炉水位変動も大きくなり、中性子束の過上昇
による炉スクラムが発生する場合も予想される。原子炉
のスクラムは炉の安全を守る点からは安全側の動作であ
るが、上記現象による炉スクラムは制御系に適切な協調
動作を行わせて防止し、炉の安全とともに運転稼動率を
向上させることが好ましい。
至るような中性子束上昇は発生しないが、水位制御動作
不調、又は給水ポンプ） ＩＪツブ異常が発生したよう
な場合には炉水位変動も大きくなり、中性子束の過上昇
による炉スクラムが発生する場合も予想される。原子炉
のスクラムは炉の安全を守る点からは安全側の動作であ
るが、上記現象による炉スクラムは制御系に適切な協調
動作を行わせて防止し、炉の安全とともに運転稼動率を
向上させることが好ましい。
原子炉の給水・圧力協調制御装置として、例えば特開昭
５８−１８１９９号公報に示されるように、ＢＷＲの再
循環ポンプトリップ等の炉心流量急変発生時において、
炉水位の変動を抑制するものが知られているーしかし、
原子炉低出力時（臨界から発電機併入）において、給水
流量変動により原子炉中性子束が変動する問題について
は、特に配慮していなかった。
５８−１８１９９号公報に示されるように、ＢＷＲの再
循環ポンプトリップ等の炉心流量急変発生時において、
炉水位の変動を抑制するものが知られているーしかし、
原子炉低出力時（臨界から発電機併入）において、給水
流量変動により原子炉中性子束が変動する問題について
は、特に配慮していなかった。
本発明の目的は、給水流量制御系が手動または自動のい
ずれのモードで作動しているかに拘らず、原子炉低出力
時の給水流量急変に対しても、原子炉出力（中性子束）
を安定に保持可能な原子炉の給水・圧力協調制御装置を
提供することである。
ずれのモードで作動しているかに拘らず、原子炉低出力
時の給水流量急変に対しても、原子炉出力（中性子束）
を安定に保持可能な原子炉の給水・圧力協調制御装置を
提供することである。
本発明の制御装置は、基本的には、既に説明した従来の
給水制御装置（第５図）と圧力制御装置（第６図）を協
調結合器で結合した構成である。
給水制御装置（第５図）と圧力制御装置（第６図）を協
調結合器で結合した構成である。
その原理は、炉心ボイド率が炉心入口サブクール温度の
他に、原子炉圧力によっても変化することに着目し、給
水流量増加の結果として起る炉心ボイド率の減少に時期
を合わせて原子炉圧力を一時的に低下させ、炉心ボイド
率を一定に保持することである。炉心入口サブクール温
度は、給水流量と再循環流量が混合して決まる混合水の
温度に再循環流路の流れ時間遅れを持たせたものにほぼ
等しい。中性子束の変動、すなわち炉心ボイド率の変動
は、定常状態からの過渡的なあるいはパルス的な変化分
が問題となるので、給水流量の変化率をもって給水ψ再
循環の混合水温度の変化分を評価するようにしである。
他に、原子炉圧力によっても変化することに着目し、給
水流量増加の結果として起る炉心ボイド率の減少に時期
を合わせて原子炉圧力を一時的に低下させ、炉心ボイド
率を一定に保持することである。炉心入口サブクール温
度は、給水流量と再循環流量が混合して決まる混合水の
温度に再循環流路の流れ時間遅れを持たせたものにほぼ
等しい。中性子束の変動、すなわち炉心ボイド率の変動
は、定常状態からの過渡的なあるいはパルス的な変化分
が問題となるので、給水流量の変化率をもって給水ψ再
循環の混合水温度の変化分を評価するようにしである。
次に第１図を参照して本発明の一実施例を説明する。図
上、上側の給水制御装置と下側の圧力制御装置とは、協
調結合器４０により結ばれる。協調結合器４０は、関数
発生器４１とむだ時間＋微分器４２とリミッタ４３とを
含む。４４は協調制御を行わせるか否かを決めるスイッ
チ、４５は圧力調整点設定信号である。
上、上側の給水制御装置と下側の圧力制御装置とは、協
調結合器４０により結ばれる。協調結合器４０は、関数
発生器４１とむだ時間＋微分器４２とリミッタ４３とを
含む。４４は協調制御を行わせるか否かを決めるスイッ
チ、４５は圧力調整点設定信号である。
このように構成した本発明装置において協調結合器４０
は次の作用を行う。すなわち、給水流量の変化率に相当
する信号を推定し。、圧力設定点調整に適合させたゲイ
ン変換を行ったあと、再循環流路の流れ時間遅れに相当
する時間遅れを持たせて圧力制御装置の圧力設定点に入
力する。ここで、給水流量の替シに、給水要求信号１２
を取込んで関数発生器４１を通して得る推定信号を使用
しているのは、給水流量検出器の使用範囲が限定されて
いる（定格流量の約１０チ以上）ことによる。
は次の作用を行う。すなわち、給水流量の変化率に相当
する信号を推定し。、圧力設定点調整に適合させたゲイ
ン変換を行ったあと、再循環流路の流れ時間遅れに相当
する時間遅れを持たせて圧力制御装置の圧力設定点に入
力する。ここで、給水流量の替シに、給水要求信号１２
を取込んで関数発生器４１を通して得る推定信号を使用
しているのは、給水流量検出器の使用範囲が限定されて
いる（定格流量の約１０チ以上）ことによる。
関数発生器４１は給水調整弁１３の弁開度流量特性に合
わせて関数形を決める。なお、給水流量相当信号を得る
手段は炉水位信号やポンプ回転数などによるものも他に
考えられる。本発明はその手段を特定のものに限定する
ものではない。
わせて関数形を決める。なお、給水流量相当信号を得る
手段は炉水位信号やポンプ回転数などによるものも他に
考えられる。本発明はその手段を特定のものに限定する
ものではない。
協調結合器４０において給水流量相当信号を取り込んで
変化率計算とむだ時間処理を行うむだ時間＋微分演算器
４２の伝達関数を表示すると、−ｒｓ Ｔ２Ｂ Ｇｌ （ｓ）＝ ｅ ・１＋Ｔ＋８ ・・・（
１）ここで、Ｓニラグラス演算子 ｒ：むだ時間Ｔ＋
、Ｔｇ ：時定数 式（１）のむだ時間Ｔは、再循環流路の流れ時間遅れに
相当するもので、動特性解析または実測値から決定され
る。その値は、再循環流量によって変化するが、原子炉
低出力時には再循環ポンプ速度一定（３０チ速度）で運
転するのでほぼ一定とみなしてよい。時定数Ｔ＋、Ｔｚ
は不完全微分の時定数及びゲインを決定する。設定の方
法は、給水要求信号１２の微少変動をノイズ成分として
取込まない最少の時定数をＴ１とし、給水流量変化率に
対する圧力設定点の調整値からゲインＴ ２ ／ Ｔ
ｔを決定する。給水流量変化率に対する圧力設定点の最
適な調整値は、動特性解析コードを用いたパラメータサ
ーベイで得る。 −リミッタ４３は、圧力設定
点の調整幅を制限するものであり、ノイズ等の入力によ
る過大な圧力変動を防ぐ。下゛限値は、圧力投宮点増側
をカットするために零とし、上限値は圧力急減による炉
心ボイド率の過増大が炉水位の高水位タービントリップ
をもたらさない値とすると、３〜４Ｋｇ／ｃｒＡが適当
である。
変化率計算とむだ時間処理を行うむだ時間＋微分演算器
４２の伝達関数を表示すると、−ｒｓ Ｔ２Ｂ Ｇｌ （ｓ）＝ ｅ ・１＋Ｔ＋８ ・・・（
１）ここで、Ｓニラグラス演算子 ｒ：むだ時間Ｔ＋
、Ｔｇ ：時定数 式（１）のむだ時間Ｔは、再循環流路の流れ時間遅れに
相当するもので、動特性解析または実測値から決定され
る。その値は、再循環流量によって変化するが、原子炉
低出力時には再循環ポンプ速度一定（３０チ速度）で運
転するのでほぼ一定とみなしてよい。時定数Ｔ＋、Ｔｚ
は不完全微分の時定数及びゲインを決定する。設定の方
法は、給水要求信号１２の微少変動をノイズ成分として
取込まない最少の時定数をＴ１とし、給水流量変化率に
対する圧力設定点の調整値からゲインＴ ２ ／ Ｔ
ｔを決定する。給水流量変化率に対する圧力設定点の最
適な調整値は、動特性解析コードを用いたパラメータサ
ーベイで得る。 −リミッタ４３は、圧力設定
点の調整幅を制限するものであり、ノイズ等の入力によ
る過大な圧力変動を防ぐ。下゛限値は、圧力投宮点増側
をカットするために零とし、上限値は圧力急減による炉
心ボイド率の過増大が炉水位の高水位タービントリップ
をもたらさない値とすると、３〜４Ｋｇ／ｃｒＡが適当
である。
スイッチ４５は、本発明制御装置の協調動作を行わせる
運転領遥掘、かどぅかにょっ、オアーオフされる。その
接点間の運転領域は、原子炉の加熱から主発電機の併入
迄とする。主発電機併入迄としたのは、併入後はタービ
ン入口圧力を安定に制御したいことと、併入時炉出力（
〜１５％）よりも高い炉出力では給水流量変動による中
性子束変動が無視可能であることによる。
運転領遥掘、かどぅかにょっ、オアーオフされる。その
接点間の運転領域は、原子炉の加熱から主発電機の併入
迄とする。主発電機併入迄としたのは、併入後はタービ
ン入口圧力を安定に制御したいことと、併入時炉出力（
〜１５％）よりも高い炉出力では給水流量変動による中
性子束変動が無視可能であることによる。
第２図は、原子炉水位にステップ状外乱が入り゛だ場合
の原子炉主要変数の時間的変動を示すものであり、点線
は従来の独立した給水制御装置と圧力制御装置によった
場合の変動、実線は本発明の給水・圧力協調制御装置に
よった場合の変動をそれぞれ示している。この図の場合
には、協調結合器のむだ時間τを１５秒に設定しており
、中性子束の上昇開始時期と原子炉圧力の低下開始時期
が一致し、従来制御装置による破線の場合に比べ、本発
明装置の実線の中性子束変動が低く抑えられている。炉
水位の変動は本発明装置の方が回復が早くなっているが
、これは原子炉圧力低下による炉心ボイド回復の効果で
ある。したがって、本発明の協調制御装置では、原子炉
水位の制御特性も向上する副次的な効果も得られる。原
子炉水位の回復が早くなったので給水流量の整定値への
到達時間も短くなっている。
の原子炉主要変数の時間的変動を示すものであり、点線
は従来の独立した給水制御装置と圧力制御装置によった
場合の変動、実線は本発明の給水・圧力協調制御装置に
よった場合の変動をそれぞれ示している。この図の場合
には、協調結合器のむだ時間τを１５秒に設定しており
、中性子束の上昇開始時期と原子炉圧力の低下開始時期
が一致し、従来制御装置による破線の場合に比べ、本発
明装置の実線の中性子束変動が低く抑えられている。炉
水位の変動は本発明装置の方が回復が早くなっているが
、これは原子炉圧力低下による炉心ボイド回復の効果で
ある。したがって、本発明の協調制御装置では、原子炉
水位の制御特性も向上する副次的な効果も得られる。原
子炉水位の回復が早くなったので給水流量の整定値への
到達時間も短くなっている。
第３図は本発明の応用例である給水・圧力協調制御装置
のブロック図を示す。この応用例も、基本的には第１図
の実施例と同様に給水制御装置と圧力制御装置を協調゛
結合器５０で結合した構成としている。しかし、協調結
合器５０に取込んでいる信号が給水要求信号から補正水
位偏差信号７に変っている。この応用例は協調結合器５
０に手動給水要求信号１０を取込まないので、給水制御
自動の場合のみを対象としており、先に述べた実施例が
自動又は手動のいずれにも適用可能であるのとは異る。
のブロック図を示す。この応用例も、基本的には第１図
の実施例と同様に給水制御装置と圧力制御装置を協調゛
結合器５０で結合した構成としている。しかし、協調結
合器５０に取込んでいる信号が給水要求信号から補正水
位偏差信号７に変っている。この応用例は協調結合器５
０に手動給水要求信号１０を取込まないので、給水制御
自動の場合のみを対象としており、先に述べた実施例が
自動又は手動のいずれにも適用可能であるのとは異る。
なお、この図では通常運転時の給水制御モードである３
要素制御で表わしているが、原子炉低出力時に用いられ
る単要素制御であっても特に問題ない。
要素制御で表わしているが、原子炉低出力時に用いられ
る単要素制御であっても特に問題ない。
制御原理は前述の実施例と同様に、炉心ボイド率の減少
に時期を合わせて原子炉圧力を一時的に低下させ炉心ボ
イド率を一定に保持することである。給水流量の変化率
に相当する信号として給水主制御器８の入力信号である
補正水位偏差信号７を用いている点が第１図実施例と異
っている。すなわち、給水主制御器８は補正水位偏差信
号７に比例・積分演算を行って自動給水要求信号９を出
力するので、給水制御自動の場合には給水要求信号の変
化率の大きさはほぼ補正水位偏差信号７に比例する。そ
して、偏差信号７を関数発生器５１に通した信号によっ
て給水流量の変化率に比例する圧力設定点の調整信号を
得ている。次に、この信号に対し式（１）に示すむだ時
間処理をして、−リミッタ５３、スイッチ５４を通して
圧力設定点に入力する。むだ時間及びリミッタの設定値
は、先に述べた実施例の場合と同一の設定値となる。こ
のように、本発明のこの応用例は、先に述ぺ九実施例と
本質的に同一の考え方に立っており、したがって得られ
る効果も同等であると考えられるので、第２図のような
制御状態図は省略する。
に時期を合わせて原子炉圧力を一時的に低下させ炉心ボ
イド率を一定に保持することである。給水流量の変化率
に相当する信号として給水主制御器８の入力信号である
補正水位偏差信号７を用いている点が第１図実施例と異
っている。すなわち、給水主制御器８は補正水位偏差信
号７に比例・積分演算を行って自動給水要求信号９を出
力するので、給水制御自動の場合には給水要求信号の変
化率の大きさはほぼ補正水位偏差信号７に比例する。そ
して、偏差信号７を関数発生器５１に通した信号によっ
て給水流量の変化率に比例する圧力設定点の調整信号を
得ている。次に、この信号に対し式（１）に示すむだ時
間処理をして、−リミッタ５３、スイッチ５４を通して
圧力設定点に入力する。むだ時間及びリミッタの設定値
は、先に述べた実施例の場合と同一の設定値となる。こ
のように、本発明のこの応用例は、先に述ぺ九実施例と
本質的に同一の考え方に立っており、したがって得られ
る効果も同等であると考えられるので、第２図のような
制御状態図は省略する。
この応用例は、将来において炉出力１０チ以下も給水流
量制御系が自動化された場合有用である。
量制御系が自動化された場合有用である。
本発明によれば、例えば原子炉水位低下をもたらす外乱
が発生した時、給水流量の急増により、特に原子炉低出
力時に大きな変動をみせる中性子束の過渡的な上昇は、
一時的に原子炉圧力を下げる方向の制御を行い炉心ボイ
ド率を回復させ十分抑制できる。換言すれば、本発明に
おいては、従来独立に作動していた給水制御系と圧力制
御系とを組合わせて協調作動させ、中性子束の上昇を抑
制し、原子炉ｐより安定な制御を行うものである。
が発生した時、給水流量の急増により、特に原子炉低出
力時に大きな変動をみせる中性子束の過渡的な上昇は、
一時的に原子炉圧力を下げる方向の制御を行い炉心ボイ
ド率を回復させ十分抑制できる。換言すれば、本発明に
おいては、従来独立に作動していた給水制御系と圧力制
御系とを組合わせて協調作動させ、中性子束の上昇を抑
制し、原子炉ｐより安定な制御を行うものである。
第１図は本発明による原子炉の給水・圧力協調制御装置
の構成を示すブロック図、第２図は第１図装置による原
子炉主要変数の制御状態を従来装置によるそれらと比較
して示す線図、第３図は本発明の応用例の装置構成を示
すブロック図、第４図は原子炉とその主要制御系の概略
を示すブロック図、第５図は原子炉の給水制御装置のブ
ロック図、第６図は原子炉の圧力制御装置のブロック図
である。 １・・・原子炉水位、２・・・水位設定値、３・・・水
位偏差信号、４・・・給水流量、５・・・主蒸気流量、
６・・・ミスマツチゲイン、７・・・補正水位偏差信号
、８・・・給水主制御器、９・・・自動給水要求信号、
１ｏ・・・手動給水要求信号、１１・・・手動／自動切
替器、１２・・・給水調整弁 ２０・・・タービン入口圧力、２１・・・圧力設定値、
２２・・・圧力偏差信号、２３・・・圧力制御器、２４
・・・全主蒸気流量要求信号、２５・・・負荷制限設定
信号、２６・・・低値信号選択器、２７・・・加減弁開
度要求信号、２８ 、、、バイアス信号、２９・・・タ
ービンバイパス弁開度要求信号、３０・・・バイパス弁
、４０・・・協調結合器、４１・・・関数発生器、４２
・・・むだ時間＋微分演算器、４３・・・リミッタ、４
４・・・スイッチ、４５・・・圧力設定点調整信号、５
０・・・協調結合器、５１・・・関数発生器、５２・・
・むだ時間演算器、５３・・・リミッタ、５４・・・ス
イッチ、５５・・・圧力設定点調整信号、 １００・・・原子炉、１０１・・・炉心、１０２・・・
ジェットポンプ、１０３・・・制御棒、１０４・・・水
位計、１０７・・・蒸気加減弁、１０８・・・圧力計、
１０９・・・蒸気圧力制御系、１１０・・・プラント出
力制御系、１１１・・・タービン、１１２・・・発電機
、１１３・・・バイパス弁、１１４・・・復水器、１１
５・・・給水ポンプ、１１６・・・給水流量制御系、１
１７・・・給水ポンプ、１１８・・・手動／自動切替ス
イッチ、１１９・・・再循環流量制御系、１２１・・・
再循環ポンプ、１２２・・・制御棒駆動系。
の構成を示すブロック図、第２図は第１図装置による原
子炉主要変数の制御状態を従来装置によるそれらと比較
して示す線図、第３図は本発明の応用例の装置構成を示
すブロック図、第４図は原子炉とその主要制御系の概略
を示すブロック図、第５図は原子炉の給水制御装置のブ
ロック図、第６図は原子炉の圧力制御装置のブロック図
である。 １・・・原子炉水位、２・・・水位設定値、３・・・水
位偏差信号、４・・・給水流量、５・・・主蒸気流量、
６・・・ミスマツチゲイン、７・・・補正水位偏差信号
、８・・・給水主制御器、９・・・自動給水要求信号、
１ｏ・・・手動給水要求信号、１１・・・手動／自動切
替器、１２・・・給水調整弁 ２０・・・タービン入口圧力、２１・・・圧力設定値、
２２・・・圧力偏差信号、２３・・・圧力制御器、２４
・・・全主蒸気流量要求信号、２５・・・負荷制限設定
信号、２６・・・低値信号選択器、２７・・・加減弁開
度要求信号、２８ 、、、バイアス信号、２９・・・タ
ービンバイパス弁開度要求信号、３０・・・バイパス弁
、４０・・・協調結合器、４１・・・関数発生器、４２
・・・むだ時間＋微分演算器、４３・・・リミッタ、４
４・・・スイッチ、４５・・・圧力設定点調整信号、５
０・・・協調結合器、５１・・・関数発生器、５２・・
・むだ時間演算器、５３・・・リミッタ、５４・・・ス
イッチ、５５・・・圧力設定点調整信号、 １００・・・原子炉、１０１・・・炉心、１０２・・・
ジェットポンプ、１０３・・・制御棒、１０４・・・水
位計、１０７・・・蒸気加減弁、１０８・・・圧力計、
１０９・・・蒸気圧力制御系、１１０・・・プラント出
力制御系、１１１・・・タービン、１１２・・・発電機
、１１３・・・バイパス弁、１１４・・・復水器、１１
５・・・給水ポンプ、１１６・・・給水流量制御系、１
１７・・・給水ポンプ、１１８・・・手動／自動切替ス
イッチ、１１９・・・再循環流量制御系、１２１・・・
再循環ポンプ、１２２・・・制御棒駆動系。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉の水位を検出し水位設定値との偏差またはそ
れと主蒸気流量と給水流量の偏差とにより給水流量を制
御する給水流量制御系と、主蒸気流量の増減により原子
炉圧力を制御する原子炉圧力制御系とを有する原子炉に
おいて、給水流量制御系の給水主制御器の出力または手
動で与えられる給水流量要求信号の変化率から原子炉の
中性子束の増加を予測し原子炉圧力制御系に圧力設定点
を補正する信号を与える協調結合器を設けたことを特徴
とする原子炉の給水・圧力協調制御装置。 ２、原子炉の水位を検出し水位設定値との偏差またはそ
れと主蒸気流量と給水流量の偏差とにより給水流量を制
御する給水流量制御系と、主蒸気流量の増減により原子
炉圧力を制御する原子炉圧力制御系とを有する原子炉に
おいて、検出した原子炉水位と水位設定値との偏差信号
から原子炉の中性子束の増加を予測し原子炉圧力制御系
に圧力設定点を補正する信号を与える協調結合器を設け
たことを特徴とする原子炉の給水・圧力協調制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP14476284A JPS6123995A (ja) | 1984-07-12 | 1984-07-12 | 原子炉の給水・圧力協調制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP14476284A JPS6123995A (ja) | 1984-07-12 | 1984-07-12 | 原子炉の給水・圧力協調制御装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6123995A true JPS6123995A (ja) | 1986-02-01 |
Family
ID=15369809
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP14476284A Pending JPS6123995A (ja) | 1984-07-12 | 1984-07-12 | 原子炉の給水・圧力協調制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6123995A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5768788A (en) * | 1980-10-17 | 1982-04-27 | Toyobo Co Ltd | Stablized glycerophosphate oxidase composition |
Citations (2)
| 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 |
| JPS55104796A (en) * | 1979-02-06 | 1980-08-11 | Nippon Atomic Ind Group Co | Atomic power plant power control device |
-
1984
- 1984-07-12 JP JP14476284A patent/JPS6123995A/ja active Pending
Patent Citations (2)
| 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 |
| JPS55104796A (en) * | 1979-02-06 | 1980-08-11 | Nippon Atomic Ind Group Co | Atomic power plant power control device |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5768788A (en) * | 1980-10-17 | 1982-04-27 | Toyobo Co Ltd | Stablized glycerophosphate oxidase composition |
| JPS6123995B2 (ja) * | 1980-10-17 | 1986-06-09 | Toyo Boseki |
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