JPS61280600A - 加圧水型原子炉の負荷追従運転用冷却材温度制御方法 - Google Patents
加圧水型原子炉の負荷追従運転用冷却材温度制御方法Info
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- JPS61280600A JPS61280600A JP60121514A JP12151485A JPS61280600A JP S61280600 A JPS61280600 A JP S61280600A JP 60121514 A JP60121514 A JP 60121514A JP 12151485 A JP12151485 A JP 12151485A JP S61280600 A JPS61280600 A JP S61280600A
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- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
- G21D3/12—Regulation of any parameters in the plant by adjustment of the reactor in response only to changes in engine demand
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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】
［産業上の利用分野］
本発明は加圧水型原子炉に関し、特に一次冷却材の温度
を調節して同原子炉の負荷追従運転性能の改善を計る方
法に関するものである。
を調節して同原子炉の負荷追従運転性能の改善を計る方
法に関するものである。
［従来の技術］
従来の加圧水型原子炉の原子炉制御系では、一次冷却材
基準温度の制御には、定常運転時においても負荷追従運
転時においても、タービン出力の関数として定めた基準
温度プログラムが採用されている。その−例が第６図に
示されており、この図では、一次冷却材基準温度はター
ビン出力の一意的関数として設定されている。従って、
出力変更を伴う負荷追従運転を行った場合、一次冷却材
の温度はタービン出力により定まる基準温度に制御され
る。ところが一次冷却材基準温度をこのように制御する
と、負荷追従運転時に冷却材の反応度温度係数のため反
応度の変化が大きくなるので、制御棒の位￥１調整と原
子炉冷却材中のほう酸の濃度調整の負担が大きくなる。
基準温度の制御には、定常運転時においても負荷追従運
転時においても、タービン出力の関数として定めた基準
温度プログラムが採用されている。その−例が第６図に
示されており、この図では、一次冷却材基準温度はター
ビン出力の一意的関数として設定されている。従って、
出力変更を伴う負荷追従運転を行った場合、一次冷却材
の温度はタービン出力により定まる基準温度に制御され
る。ところが一次冷却材基準温度をこのように制御する
と、負荷追従運転時に冷却材の反応度温度係数のため反
応度の変化が大きくなるので、制御棒の位￥１調整と原
子炉冷却材中のほう酸の濃度調整の負担が大きくなる。
そのため、負荷追従能力は制御棒位置調整能力及びほう
酸の濃度調整能力により制限される場合があった。特に
、原子炉の炉心末期においては、はう酸の濃度調整能力
が低下するため、負荷追従能力が制限されていた。
酸の濃度調整能力により制限される場合があった。特に
、原子炉の炉心末期においては、はう酸の濃度調整能力
が低下するため、負荷追従能力が制限されていた。
［発明が解決しようとする問題点」
従って、従来の技術には、特に炉心末期において負荷追
従能力が高くない問題点があった。本発明はかかる目的
を速やかに解決する加圧水型原子炉の冷却材温度制御方
法を提供することを目的とするものである。
従能力が高くない問題点があった。本発明はかかる目的
を速やかに解決する加圧水型原子炉の冷却材温度制御方
法を提供することを目的とするものである。
［問題点を解決するための手段及び作用］この目的から
本発明は、原子炉の負荷追従運転時の制御のために、一
次冷却材の基準温度を計算するプログラム演算回路と、
この基準温度に一次冷却材温度を制御すべく、原子炉出
力分布を制御するための制御棒を制御する制御棒制御回
路と、一次冷却材中のほう酸濃度を制御するほう酸濃度
制御回路とを備え、制御棒の位置調整及びほう酸の濃度
調整によって負荷追従制御する加圧水型原子炉の冷却材
温度制御系において、タービン出力の関数とした定常運
転時の一次冷却材基準温度と、タービン出力の関数とし
た、負荷追従運転時の一次冷却材基準温度の変化範囲を
制限する上限温度及び下限温度とを定め、負荷追従運転
時の一次冷却材基準温度をその上下限温度範囲内で、該
負荷追従運転時の一次冷却材基準温度と定常運転時の一
次冷却材基準温度との間の偏差の関数として、定常運転
時の一次冷却材基準温度に接近するよう制御することを
特徴とするものである。
本発明は、原子炉の負荷追従運転時の制御のために、一
次冷却材の基準温度を計算するプログラム演算回路と、
この基準温度に一次冷却材温度を制御すべく、原子炉出
力分布を制御するための制御棒を制御する制御棒制御回
路と、一次冷却材中のほう酸濃度を制御するほう酸濃度
制御回路とを備え、制御棒の位置調整及びほう酸の濃度
調整によって負荷追従制御する加圧水型原子炉の冷却材
温度制御系において、タービン出力の関数とした定常運
転時の一次冷却材基準温度と、タービン出力の関数とし
た、負荷追従運転時の一次冷却材基準温度の変化範囲を
制限する上限温度及び下限温度とを定め、負荷追従運転
時の一次冷却材基準温度をその上下限温度範囲内で、該
負荷追従運転時の一次冷却材基準温度と定常運転時の一
次冷却材基準温度との間の偏差の関数として、定常運転
時の一次冷却材基準温度に接近するよう制御することを
特徴とするものである。
また、本発明によれば、上述した冷却材温度制御系にお
いて、タービン出力の関数とした定常運転時の一次冷却
材基準温度と、タービン出力の関数とした、負荷追従運
転時の一次冷却材基準温度の変化範囲を制限する上限温
度及び下限温度とを定め、負荷追従運転時の一次冷却材
基準温度をその上下限温度範囲内で、上記定常運転時の
一次冷却材基準温度に遅れをもって追従する関数により
、上記定常運転時の一次冷却材基準温度に近付くように
制御すること３特徴とするものである。
いて、タービン出力の関数とした定常運転時の一次冷却
材基準温度と、タービン出力の関数とした、負荷追従運
転時の一次冷却材基準温度の変化範囲を制限する上限温
度及び下限温度とを定め、負荷追従運転時の一次冷却材
基準温度をその上下限温度範囲内で、上記定常運転時の
一次冷却材基準温度に遅れをもって追従する関数により
、上記定常運転時の一次冷却材基準温度に近付くように
制御すること３特徴とするものである。
上述したように負荷追従運転時の一次冷却材基準温度を
可変にすると、所要の反応度変化に対する制御棒位置調
整及びほう酸濃度調整の負担が軽減し、その分だけ負荷
追従性能が向上する。
可変にすると、所要の反応度変化に対する制御棒位置調
整及びほう酸濃度調整の負担が軽減し、その分だけ負荷
追従性能が向上する。
［実施例コ
次に、本発明による冷却材温度制御方法の好適な実施例
について添付図面を参照して詳細に説明する。
について添付図面を参照して詳細に説明する。
本発明によれば、一次冷却材の基準温度は第６図に示し
た従来のように一意的ではなく、第１図に例示するよう
に、斜線部の領域内において可変である。基準温度を目
標に制御される一次冷却材の温度が高くなると、炉心の
安全性の余裕が減少するため、安全性の余裕が失われな
いように可変温度の上限が設定される。また、一次冷却
材の温度が低下すると、原子炉の一次冷却系に接続され
た蒸気発生器の蒸気圧力が低下するので、必要な蒸気発
生器圧力を維持するため可変温度領域の下限が設定され
ている。
た従来のように一意的ではなく、第１図に例示するよう
に、斜線部の領域内において可変である。基準温度を目
標に制御される一次冷却材の温度が高くなると、炉心の
安全性の余裕が減少するため、安全性の余裕が失われな
いように可変温度の上限が設定される。また、一次冷却
材の温度が低下すると、原子炉の一次冷却系に接続され
た蒸気発生器の蒸気圧力が低下するので、必要な蒸気発
生器圧力を維持するため可変温度領域の下限が設定され
ている。
第２図は、第１図の基準温度の可変領域内に一次冷却材
の基準温度を設定し原子炉の反応度を制御する本発明に
係る可変温度プログラム方式を実現する制御系の一例を
示している。第２図において、原子炉１は、原子炉出力
Ｑ、原子炉の一次冷却材基度Ｔｒ、及び原子炉中性子束
分布を表す指標Δ■（原子炉炉心上半分の出力から下半
分の出力を引いたもの）で運転されているものとする。
の基準温度を設定し原子炉の反応度を制御する本発明に
係る可変温度プログラム方式を実現する制御系の一例を
示している。第２図において、原子炉１は、原子炉出力
Ｑ、原子炉の一次冷却材基度Ｔｒ、及び原子炉中性子束
分布を表す指標Δ■（原子炉炉心上半分の出力から下半
分の出力を引いたもの）で運転されているものとする。
タービン出力Ｑｔは、定常運転時の基準温度演算回路２
に入力されている。演算回路２においては、タービン出
力ＱＬに対する第６図に示ずような関数の定常暗基準と
なる一次冷却材の定常暗基準温度Ｔｒｃｒが計算されて
いる。タービン出力Ｑｔ、一次冷却材温度Ｔｒ、制御棒
位置Ｒ１原子炉出力分布信号Δ■がプログラム演算回路
３へ送られ、一次冷却材の負荷追従運転時の基準温度Ｔ
ｐｒｏｇが演算される。一次冷却材温度Ｔｒと計算され
た基準温度Ｔｐｒｏｇとは加減算回路４へ入力され、こ
の加減算回路４でこれ等の温度が比較され温度差信号Ｔ
ｅ＝Ｔｐｒｏｇ−Ｔｒが計算される。また、原子炉出力
Ｑとタービン出力ＱＬは加減算回路５で偏差が計算され
、この出力不一致信号と前記の温度差信号Ｔｅとは、制
御棒制御回路６へ送られる。制御回路６の出力は制御棒
駆動装置７へ送られ、該駆動装置７による制御棒の位置
調整により原子炉の反応度を調整する。
に入力されている。演算回路２においては、タービン出
力ＱＬに対する第６図に示ずような関数の定常暗基準と
なる一次冷却材の定常暗基準温度Ｔｒｃｒが計算されて
いる。タービン出力Ｑｔ、一次冷却材温度Ｔｒ、制御棒
位置Ｒ１原子炉出力分布信号Δ■がプログラム演算回路
３へ送られ、一次冷却材の負荷追従運転時の基準温度Ｔ
ｐｒｏｇが演算される。一次冷却材温度Ｔｒと計算され
た基準温度Ｔｐｒｏｇとは加減算回路４へ入力され、こ
の加減算回路４でこれ等の温度が比較され温度差信号Ｔ
ｅ＝Ｔｐｒｏｇ−Ｔｒが計算される。また、原子炉出力
Ｑとタービン出力ＱＬは加減算回路５で偏差が計算され
、この出力不一致信号と前記の温度差信号Ｔｅとは、制
御棒制御回路６へ送られる。制御回路６の出力は制御棒
駆動装置７へ送られ、該駆動装置７による制御棒の位置
調整により原子炉の反応度を調整する。
一方、原子炉出力Ｑは、出力分布分布基準演算回路８に
送られ、出力分布制御の目標である基準出力分布信号Δ
Ｉｒｅｆが原子炉出力Ｑの関数として演算される。加減
回路９は、出力分布信号Δｒと基準出力分布信号ΔＩｒ
ｅｒとの差を計算する。はう酸濃度制御回路１０はほう
酸濃度制御信号Ｂｅを演算し、化学体積制御設備１１の
ほう酸濃度調整部を制御することにより、原子炉のほう
酸濃度の調整を行う。
送られ、出力分布制御の目標である基準出力分布信号Δ
Ｉｒｅｆが原子炉出力Ｑの関数として演算される。加減
回路９は、出力分布信号Δｒと基準出力分布信号ΔＩｒ
ｅｒとの差を計算する。はう酸濃度制御回路１０はほう
酸濃度制御信号Ｂｅを演算し、化学体積制御設備１１の
ほう酸濃度調整部を制御することにより、原子炉のほう
酸濃度の調整を行う。
炉心反応度ρの変化分Δρ（Ｌ）は主に次の要因からな
る。
る。
Δρ（し）＝αｑ・ΔＱ（ｔ）＋αｍ・ΔＴ（ｔ）＋α
ｘ’ΔＸｅ（ｔ）＋Δｐ ｒ（ｔ）＋αｂ−ΔＢ（ｔ）
・・・・・・（１） ここで、 ｋ−反応度の出力係数（負の値） αｑ−θＱ αｍ＝粁＝反応度の冷却材温度係数（負の値）αＸ”＋
＝キセノンによる反応度係数（負の値）αｂ＝引引−は
う酸の反応度係数（負の値）Δρｒ（ｔ）−制御棒位置
調整による時間関数の反応度変化型 ΔＱ （ｔ） 一時間関数の出力変化量ΔＴ （ｔ）
一時間関数の一次冷却材の温度変化ΔＸｅ（ｔ）
＝時間関数のキセノン蓄積旦変化社ΔＢ （Ｌ）
一時間関数の炉心はう酸濃度調整部キセノンは核分裂生
成物の崩壊過程で生じるもので、その炉心内蓄積量は原
子炉出力の変動の履歴から決まる。即ち、 ΔＸｅ（Ｌ）−ｆｘ（ｑ）・・・・・・（２）ここで、 ｆｘ（Ｑ）・出力変化の履歴により決まるキセノン蓄積
量の関数 キセノンは熱中性子の吸収断面積が大きく、’ｇａする
と原子炉の反応度を低下させる。原子炉が日負荷追従運
転を行っている場合は、原子炉出力の変化は急速ではな
いので、炉心反応度は略一定とし、下記と近似している
と考えてよい。
ｘ’ΔＸｅ（ｔ）＋Δｐ ｒ（ｔ）＋αｂ−ΔＢ（ｔ）
・・・・・・（１） ここで、 ｋ−反応度の出力係数（負の値） αｑ−θＱ αｍ＝粁＝反応度の冷却材温度係数（負の値）αＸ”＋
＝キセノンによる反応度係数（負の値）αｂ＝引引−は
う酸の反応度係数（負の値）Δρｒ（ｔ）−制御棒位置
調整による時間関数の反応度変化型 ΔＱ （ｔ） 一時間関数の出力変化量ΔＴ （ｔ）
一時間関数の一次冷却材の温度変化ΔＸｅ（ｔ）
＝時間関数のキセノン蓄積旦変化社ΔＢ （Ｌ）
一時間関数の炉心はう酸濃度調整部キセノンは核分裂生
成物の崩壊過程で生じるもので、その炉心内蓄積量は原
子炉出力の変動の履歴から決まる。即ち、 ΔＸｅ（Ｌ）−ｆｘ（ｑ）・・・・・・（２）ここで、 ｆｘ（Ｑ）・出力変化の履歴により決まるキセノン蓄積
量の関数 キセノンは熱中性子の吸収断面積が大きく、’ｇａする
と原子炉の反応度を低下させる。原子炉が日負荷追従運
転を行っている場合は、原子炉出力の変化は急速ではな
いので、炉心反応度は略一定とし、下記と近似している
と考えてよい。
Δρ（Ｌ）−〇 ・・・・・・
（３）（１）、（２）及び（３）式から、 ａｑ・八〇（ｔ） ＋ ａ ｍ・ΔＴ（ｔ＞＋ ａ ｘ
−ｒｘ（Ｑ） ＋Δｐ ｒ（ｔ）→−αｂ・ΔＢ（ｔ）
＝０或は、 Δρｒ（ｔ）＋αｂ・ΔＢ（ｔ）−−［ａ ｘ−ｆｘ（
Ｑ） ＋αｑ・ΔＱ（ｔ）＋ α１ΔＴ（ｔ）］
・・・・・・（４）（４）式におい
て、ΔＴ（ｔ）は一次冷却材温度の変化であり、準定常
的な負荷追従運転では一次冷却材基準温度に略等しい、
即ち、ΔＴ（し）は、基準温度Ｔｐｒｏｇの変化量とな
る。ここで、式（４）の左辺Δρｒ（Ｌ）＋αｂ・ΔＢ
（ｔ）は制御棒の位置調整及びほう酸の濃度調整量で、
従来の制御方式における制御の操作量に該当するもので
ある。従って、式（４）の右辺において一１ΔＴ（ｔ）
、即ちＴ１＋ｒｏｉＨの変化を、左辺の変化量及び変化
の速さが小さくなるように、αｘ−ｆｘ（Ｑ）＋αｑ・
ΔＱ（ｔ）の変化を考慮して定めれば、左辺の値、即ち
制御棒とほう酸濃度制御の負担が軽減され、負荷追従性
能が向上できる。
（３）（１）、（２）及び（３）式から、 ａｑ・八〇（ｔ） ＋ ａ ｍ・ΔＴ（ｔ＞＋ ａ ｘ
−ｒｘ（Ｑ） ＋Δｐ ｒ（ｔ）→−αｂ・ΔＢ（ｔ）
＝０或は、 Δρｒ（ｔ）＋αｂ・ΔＢ（ｔ）−−［ａ ｘ−ｆｘ（
Ｑ） ＋αｑ・ΔＱ（ｔ）＋ α１ΔＴ（ｔ）］
・・・・・・（４）（４）式におい
て、ΔＴ（ｔ）は一次冷却材温度の変化であり、準定常
的な負荷追従運転では一次冷却材基準温度に略等しい、
即ち、ΔＴ（し）は、基準温度Ｔｐｒｏｇの変化量とな
る。ここで、式（４）の左辺Δρｒ（Ｌ）＋αｂ・ΔＢ
（ｔ）は制御棒の位置調整及びほう酸の濃度調整量で、
従来の制御方式における制御の操作量に該当するもので
ある。従って、式（４）の右辺において一１ΔＴ（ｔ）
、即ちＴ１＋ｒｏｉＨの変化を、左辺の変化量及び変化
の速さが小さくなるように、αｘ−ｆｘ（Ｑ）＋αｑ・
ΔＱ（ｔ）の変化を考慮して定めれば、左辺の値、即ち
制御棒とほう酸濃度制御の負担が軽減され、負荷追従性
能が向上できる。
炉心の設計によっては、炉心の出力分布を適切な値に維
持するために、出力分布に大きな影響を与える制御棒を
望ましい位置に調整する必要が生じる場合がある。炉心
の出力分布は、制御棒位置の他に、原子炉出力、キセノ
ンＭ８の炉内分布等によって変わる。従って、制御棒位
置調整による反応度変化であるΔρ「（【）は、原子炉
の特性に基づき、原子炉出力Ｑとその履歴から決まる制
約を受ける。即ち、 Δｐ ｒ（ｔ） Ｃｆｒ（Ｑ） ・・・
・・（５）ここで、 ｆｒ（Ｑ）＝原子炉出力ｑとその履歴から決まる関数で
、出力分布の観点で定まる制御棒による反応度変化許容
範囲 である、〈５）式の制約がある場合は、一次冷却材基準
温度は、（５）式を考慮し、（４）式のΔρ「〈ｔ）と
ΔＢ（ｔ）の変化中及び変化速度が小さくなるように、
定めることにより、負荷変化時の反応度調整が容易にな
り、負荷追従能力を向上することができる。
持するために、出力分布に大きな影響を与える制御棒を
望ましい位置に調整する必要が生じる場合がある。炉心
の出力分布は、制御棒位置の他に、原子炉出力、キセノ
ンＭ８の炉内分布等によって変わる。従って、制御棒位
置調整による反応度変化であるΔρ「（【）は、原子炉
の特性に基づき、原子炉出力Ｑとその履歴から決まる制
約を受ける。即ち、 Δｐ ｒ（ｔ） Ｃｆｒ（Ｑ） ・・・
・・（５）ここで、 ｆｒ（Ｑ）＝原子炉出力ｑとその履歴から決まる関数で
、出力分布の観点で定まる制御棒による反応度変化許容
範囲 である、〈５）式の制約がある場合は、一次冷却材基準
温度は、（５）式を考慮し、（４）式のΔρ「〈ｔ）と
ΔＢ（ｔ）の変化中及び変化速度が小さくなるように、
定めることにより、負荷変化時の反応度調整が容易にな
り、負荷追従能力を向上することができる。
一次冷却材基準温度Ｔｐｒｏｇは、以上の検討から分か
るように、ａｘ−ｒｘ（Ｑ）＋ａｑ−ΔＱ（Ｌ）とｆｒ
（Ｑ）とを考慮して決めることが望ましく、出力変化と
時間との関数が望ましいことを知ることができる。
るように、ａｘ−ｒｘ（Ｑ）＋ａｑ−ΔＱ（Ｌ）とｆｒ
（Ｑ）とを考慮して決めることが望ましく、出力変化と
時間との関数が望ましいことを知ることができる。
昼間は高出力運転を行い、夜間は出力を下げて運転を行
う日負荷追従運転において、第３図で示すような出力変
化を行った場きに、炉心出力分布の歪みがなく、式（５
）を完全に満足する形で制御棒を動かした場合に、はう
酸濃度調整がＯとなるような一次冷却材の温度変化を原
子炉特性に基づいて計算した例を第４図に示す、第４図
は、望ましい一次冷却材温度の変化を原子炉出力の関数
として示したものである。この図から、はう酸濃度調整
星が少なく、出力分布の歪みの小さい制御のために有利
な一次冷却材基準温度は、従来の直線的温度変化と異な
ることが分かる。即ぢ、出力下降時は従来の出力下降時
はど下降せず、また、５０％出力に達してから後、キセ
ノンの蓄積旦の過渡的増加に伴って、ゆっくり低下して
いくような形となる。５０％出力から１００％出力へ復
帰する場合も同様な傾向を示している。
う日負荷追従運転において、第３図で示すような出力変
化を行った場きに、炉心出力分布の歪みがなく、式（５
）を完全に満足する形で制御棒を動かした場合に、はう
酸濃度調整がＯとなるような一次冷却材の温度変化を原
子炉特性に基づいて計算した例を第４図に示す、第４図
は、望ましい一次冷却材温度の変化を原子炉出力の関数
として示したものである。この図から、はう酸濃度調整
星が少なく、出力分布の歪みの小さい制御のために有利
な一次冷却材基準温度は、従来の直線的温度変化と異な
ることが分かる。即ぢ、出力下降時は従来の出力下降時
はど下降せず、また、５０％出力に達してから後、キセ
ノンの蓄積旦の過渡的増加に伴って、ゆっくり低下して
いくような形となる。５０％出力から１００％出力へ復
帰する場合も同様な傾向を示している。
このことから、日負荷追従運転では、一次冷却材基準温
度は、（４）式、（５）式及び原子炉特性から許容され
る可変の範囲内で決定するか、或は第４図に示された形
に近似した形Ｇ：、一次冷却材基準温度と決定すること
が負荷追従運転上有利である。
度は、（４）式、（５）式及び原子炉特性から許容され
る可変の範囲内で決定するか、或は第４図に示された形
に近似した形Ｇ：、一次冷却材基準温度と決定すること
が負荷追従運転上有利である。
このような望ましい一次冷却材基準温度は、第２図に示
した制御系を使用し、本発明に従って次のような様々な
弓様で実現することができる。
した制御系を使用し、本発明に従って次のような様々な
弓様で実現することができる。
次に、第２図のプログラム演算回路３に於いて一次冷却
材基準温度を定める方法について述べる。
材基準温度を定める方法について述べる。
１）、原子炉の通常運転時には、設計上及び運転管理上
望ましいように、タービン出力の一意関数として、第６
図のように定常運転時基準温度を定める。しかし、原子
炉の負荷追従運転の過渡時には次のような関数で、一次
冷却材基準温度を定める。
望ましいように、タービン出力の一意関数として、第６
図のように定常運転時基準温度を定める。しかし、原子
炉の負荷追従運転の過渡時には次のような関数で、一次
冷却材基準温度を定める。
Ｔｐｒｏｇ−［Ｉ Ｆ ＋ （Ｔｒｅｆ−Ｔｐｒｏｇ）
ｄｔ］ ・・・・・（６）ここで、 Ｔｐｒｏｇ＝一次冷却材基準温度 Ｔｒｅｆ ＝一次冷却材の定常暗基準温度ｆ ＋ ＝
（Ｔｒｅｆ−Ｔｐｒｏｇ）の関数［」−基準温度の上限
、下限で制限することを示す ５ｄＬ一時間に関する積分 （６）式は、負荷変動でＴｒｅｆが変化すると、Ｔｐｒ
ｏｇがＴｐｒｏＨとＴｒｅｒの偏差の関数、例えばＴｐ
ｒｏｇＴｒｅｆに比例した速さでＴｒｅｆへ復帰するこ
とを示す。
ｄｔ］ ・・・・・（６）ここで、 Ｔｐｒｏｇ＝一次冷却材基準温度 Ｔｒｅｆ ＝一次冷却材の定常暗基準温度ｆ ＋ ＝
（Ｔｒｅｆ−Ｔｐｒｏｇ）の関数［」−基準温度の上限
、下限で制限することを示す ５ｄＬ一時間に関する積分 （６）式は、負荷変動でＴｒｅｆが変化すると、Ｔｐｒ
ｏｇがＴｐｒｏＨとＴｒｅｒの偏差の関数、例えばＴｐ
ｒｏｇＴｒｅｆに比例した速さでＴｒｅｆへ復帰するこ
とを示す。
第３図に示す１００％出力と５０％出力間の日負荷追従
運転を行った時の（６）式に基づく一次冷却材基準温度
の変１ヒは第５図に示すようになり、第４図に示す望ま
しい変化に近似したものとなる。従って、この方式にお
いては、タービン出力の関数とした定常運転時の一次冷
却材基準温度と、タービン出力の関数とした、負荷追従
運転時の一次冷却材基準温度の変化範囲を制限する上限
温度及び下限温度とを定−め、負荷追従運転時の一次冷
却材基準温度をその上下限温度範面内で、負荷追従運転
時の該一次冷却材基準温度と定常運転時の一次冷却材基
準温度との間の偏差の関数として、定常運転時の一次冷
却材基準温度に接近するよう制御することにより、負荷
追従能力が向上される。
運転を行った時の（６）式に基づく一次冷却材基準温度
の変１ヒは第５図に示すようになり、第４図に示す望ま
しい変化に近似したものとなる。従って、この方式にお
いては、タービン出力の関数とした定常運転時の一次冷
却材基準温度と、タービン出力の関数とした、負荷追従
運転時の一次冷却材基準温度の変化範囲を制限する上限
温度及び下限温度とを定−め、負荷追従運転時の一次冷
却材基準温度をその上下限温度範面内で、負荷追従運転
時の該一次冷却材基準温度と定常運転時の一次冷却材基
準温度との間の偏差の関数として、定常運転時の一次冷
却材基準温度に接近するよう制御することにより、負荷
追従能力が向上される。
２）、第５図の一次冷却材基準温度の変化は次式でも実
現することができる。
現することができる。
Ｔｐｒｏｇ＝−二Ｌ−５Ｔｒｅｆ
１＋τＳ
ここで、
Ｓ＝ニラプラス算子
τ一時定数
即ち、タービン出力の関数とした定常運転時の一次冷却
材基準温度と、タービン出力の関数とした、負荷追従運
転時の一次冷却材基準温度の変化範囲を制限する上限温
度及び下限温度とを定め、負荷追従運転時の一次冷却材
基準温度をその上下限温度範囲内で、上記定常運転時の
一次冷却材基準温度に遅れをもって追従する関数により
、上記定常運転時の一次冷却材基準温度に近付くように
制御する。ここで、時定数τの値は、第６図のような一
次冷却材基準温度の変化を与え、第４図に示す変化に近
いように定めるもので、−ｍには、キセノン蓄積量の過
渡的変化に見合ったものとして、１時間乃至数時間の値
となる。
材基準温度と、タービン出力の関数とした、負荷追従運
転時の一次冷却材基準温度の変化範囲を制限する上限温
度及び下限温度とを定め、負荷追従運転時の一次冷却材
基準温度をその上下限温度範囲内で、上記定常運転時の
一次冷却材基準温度に遅れをもって追従する関数により
、上記定常運転時の一次冷却材基準温度に近付くように
制御する。ここで、時定数τの値は、第６図のような一
次冷却材基準温度の変化を与え、第４図に示す変化に近
いように定めるもので、−ｍには、キセノン蓄積量の過
渡的変化に見合ったものとして、１時間乃至数時間の値
となる。
し発明の効果」
以上のように、加圧水型原子炉の一次冷却材基準温度の
制御方式において、一次冷却材基準温度を可変とし、本
発明にかかる方法により一次冷却材基準温度を決定する
制御方式を用いた場合、制御棒の位置調整及びほう酸濃
度調整の負担が軽減され、制置性が向上され、反応度制
御能力が増大され、原子炉の負荷追従能力の向上が実現
できる。
制御方式において、一次冷却材基準温度を可変とし、本
発明にかかる方法により一次冷却材基準温度を決定する
制御方式を用いた場合、制御棒の位置調整及びほう酸濃
度調整の負担が軽減され、制置性が向上され、反応度制
御能力が増大され、原子炉の負荷追従能力の向上が実現
できる。
更に、好適な実施例においては、制御棒の機械的寿命の
延長、はう酸濃度制御系の容量低減、はう散水処理Ｉの
低減が計られる利点がある。
延長、はう酸濃度制御系の容量低減、はう散水処理Ｉの
低減が計られる利点がある。
第１図は本発明に従って制御される一次冷却材基準温度
と出力変化との関係を示すグラフ図、第２図は本発明に
従って冷却材温度を制御するための原子炉制御系のブロ
ック図、第３図は日負荷追従における原子炉出力と時間
との関係を示すグラフ図、第４図は本発明に従ってほう
酸濃度調整が０となるように制御した場合の一次冷却材
基準温度と原子炉出力との関係を示すグラフ図、第５図
は本発明による別の方式に従って制御したときの一次冷
却材基準温度と原子炉出力との関係を示すグラフ図、第
６図は従来の一次冷却材基準温度の制御態様を示すグラ
フ図である。 １・・・原子炉 ２・・・基準温度演算回路３
・・・プログラム演算回路 ６・・・制御棒制御回路 １０・・・はう酸濃度制御回
路出願人 三菱原子カニ業株式会社 第１図 第３図 時 間 第２図 ％４図 原子炉出力（匍
と出力変化との関係を示すグラフ図、第２図は本発明に
従って冷却材温度を制御するための原子炉制御系のブロ
ック図、第３図は日負荷追従における原子炉出力と時間
との関係を示すグラフ図、第４図は本発明に従ってほう
酸濃度調整が０となるように制御した場合の一次冷却材
基準温度と原子炉出力との関係を示すグラフ図、第５図
は本発明による別の方式に従って制御したときの一次冷
却材基準温度と原子炉出力との関係を示すグラフ図、第
６図は従来の一次冷却材基準温度の制御態様を示すグラ
フ図である。 １・・・原子炉 ２・・・基準温度演算回路３
・・・プログラム演算回路 ６・・・制御棒制御回路 １０・・・はう酸濃度制御回
路出願人 三菱原子カニ業株式会社 第１図 第３図 時 間 第２図 ％４図 原子炉出力（匍
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １）原子炉の負荷追従運転時の制御のために、一次冷却
材の基準温度を計算するプログラム演算回路と、この基
準温度に一次冷却材温度を制御すべく、原子炉出力分布
を制御するための制御棒を制御する制御棒制御回路と、
一次冷却材中のほう酸濃度を制御するほう酸濃度制御回
路とを備え、制御棒の位置調整及びほう酸の濃度調整に
よって負荷追従制御する加圧水型原子炉の冷却材温度制
御系において、タービン出力の関数とした定常運転時の
一次冷却材基準温度と、タービン出力の関数とした、負
荷追従運転時の一次冷却材基準温度の変化範囲を制限す
る上限温度及び下限温度とを定め、負荷追従運転時の一
次冷却材基準温度をその上下限温度範囲内で、該負荷追
従運転時の一次冷却材基準温度と定常運転時の一次冷却
材基準温度との間の偏差の関数として、定常運転時の一
次冷却材基準温度に接近するよう制御することを特徴と
する、加圧水型原子炉の負荷追従運転用冷却材温度制御
方法。 ２）原子炉の負荷追従運転時の制御のために、一次冷却
材の基準温度を計算するプログラム演算回路と、この基
準温度に一次冷却材温度を制御すべく、原子炉出力分布
を制御するための制御棒を制御する制御棒制御回路と、
一次冷却材中のほう酸濃度を制御するほう酸濃度制御回
路とを備え、制御棒の位置調整及びほう酸の濃度調整に
よって負荷追従制御する加圧水型原子炉の冷却材温度制
御系において、タービン出力の関数とした定常運転時の
一次冷却材基準温度と、タービン出力の関数とした、負
荷追従運転時の一次冷却材基準温度の変化範囲を制限す
る上限温度及び下限温度とを定め、負荷追従運転時の一
次冷却材基準温度をその上下限温度範囲内で、上記定常
運転時の一次冷却材基準温度に遅れをもって追従する関
数により、上記定常運転時の一次冷却材基準温度に近付
くように制御することを特徴とする加圧水型原子炉の負
荷追従運転用冷却材温度制御方法。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60121514A JPS61280600A (ja) | 1985-06-06 | 1985-06-06 | 加圧水型原子炉の負荷追従運転用冷却材温度制御方法 |
| DE19863618871 DE3618871A1 (de) | 1985-06-06 | 1986-06-05 | Verfahren zur steuerung der reaktorkuehlmitteltemperatur fuer einen lastnachfuehrungsbetrieb eines kernkraftwerkes |
| FR868608134A FR2583207B1 (fr) | 1985-06-06 | 1986-06-05 | Procede pour controler la temperature du fluide de refroidissement d'un reacteur pour un fonctionnement suivant la charge d'une centrale nucleaire |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60121514A JPS61280600A (ja) | 1985-06-06 | 1985-06-06 | 加圧水型原子炉の負荷追従運転用冷却材温度制御方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61280600A true JPS61280600A (ja) | 1986-12-11 |
| JPH047960B2 JPH047960B2 (ja) | 1992-02-13 |
Family
ID=14813088
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60121514A Granted JPS61280600A (ja) | 1985-06-06 | 1985-06-06 | 加圧水型原子炉の負荷追従運転用冷却材温度制御方法 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61280600A (ja) |
| DE (1) | DE3618871A1 (ja) |
| FR (1) | FR2583207B1 (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20140106612A (ko) * | 2011-12-29 | 2014-09-03 | 아레바 엔피 | 가압수형 원자로 제어 방법 |
| WO2020050574A1 (ko) * | 2018-09-06 | 2020-03-12 | 한국수력원자력 주식회사 | 붕소농도 조절을 포함하는 부하추종운전시스템 및 이를 이용한 부하추종운전방법 |
| 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 (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN1223913C (zh) | 2001-03-29 | 2005-10-19 | 卵石层模反应堆(私人)有限公司 | 控制核反应堆出口温度的方法和控制系统 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3423285A (en) * | 1966-01-27 | 1969-01-21 | Westinghouse Electric Corp | Temperature control for a nuclear reactor |
| JPS56163497A (en) * | 1980-05-21 | 1981-12-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Method and device for operating follow-up atomic power plant |
| GB2122409B (en) * | 1982-06-17 | 1985-10-16 | Westinghouse Electric Corp | Method for controlling a nuclear fueled electric power generating unit and interfacing the same with a load dispatching system |
-
1985
- 1985-06-06 JP JP60121514A patent/JPS61280600A/ja active Granted
-
1986
- 1986-06-05 DE DE19863618871 patent/DE3618871A1/de not_active Ceased
- 1986-06-05 FR FR868608134A patent/FR2583207B1/fr not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20140106612A (ko) * | 2011-12-29 | 2014-09-03 | 아레바 엔피 | 가압수형 원자로 제어 방법 |
| CN104115232A (zh) * | 2011-12-29 | 2014-10-22 | 阿海珐核能公司 | 用于控制压水核反应堆的方法 |
| US20140314194A1 (en) * | 2011-12-29 | 2014-10-23 | Areva Np | Control method for a pressurized water nuclear reactor |
| US9947422B2 (en) * | 2011-12-29 | 2018-04-17 | Areva Np | Control method for a pressurized water nuclear reactor |
| WO2020050574A1 (ko) * | 2018-09-06 | 2020-03-12 | 한국수력원자력 주식회사 | 붕소농도 조절을 포함하는 부하추종운전시스템 및 이를 이용한 부하추종운전방법 |
| 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 |
|---|---|
| JPH047960B2 (ja) | 1992-02-13 |
| FR2583207A1 (fr) | 1986-12-12 |
| DE3618871A1 (de) | 1986-12-11 |
| FR2583207B1 (fr) | 1991-10-18 |
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Legal Events
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|---|---|---|---|
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