JPS62157598A - Controller for water level of nuclear reactor - Google Patents
Controller for water level of nuclear reactorInfo
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- JPS62157598A JPS62157598A JP60297759A JP29775985A JPS62157598A JP S62157598 A JPS62157598 A JP S62157598A JP 60297759 A JP60297759 A JP 60297759A JP 29775985 A JP29775985 A JP 29775985A JP S62157598 A JPS62157598 A JP S62157598A
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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。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
(発明の技術分野)
この発明は、原子炉水位制御装置に係り、特に沸騰水型
原子炉に適用されて好適な原子炉水位制御装置に関する
。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION (Technical Field of the Invention) The present invention relates to a nuclear reactor water level control device, and particularly to a reactor water level control device suitable for application to a boiling water reactor.
(発明の技術的背景とその問題点)
沸騰水型原子炉における原子炉水位の制御は、原子炉水
位信号、給水流R信号および主蒸気流量信号を用いて給
水8!昂を調整し、実際の原子炉水位と原子炉水位設定
値との偏差を零にすることにより行なわれる。(Technical background of the invention and its problems) The reactor water level in a boiling water reactor is controlled using the reactor water level signal, the feed water flow R signal, and the main steam flow rate signal. This is done by adjusting the water level and zeroing out the deviation between the actual reactor water level and the set reactor water level.
第5図は、従来の原子炉水位制御装置を示すブロック線
図である。FIG. 5 is a block diagram showing a conventional reactor water level control device.
原子炉水位検出器1で検出された原子炉水位信号が、原
子炉水位設定器3に記憶された原子炉水位設定値を下回
っている場合は、その偏差が加減演tH!J5によって
算出される。この場合には、その偏差がPID制1il
I器7に入力され、このPrD制御I器7が原子炉への
給水流量を増加させる信号を発して、原子炉水位を回復
させる。また、実際の原子炉水位が原子炉水位設定値を
上回っている場合には、profiIrnn器7が給水
流量を減少させる信号を出力して、原子炉水位を回復す
る。If the reactor water level signal detected by the reactor water level detector 1 is lower than the reactor water level set value stored in the reactor water level setting device 3, the deviation is adjusted by the adjustment tH! Calculated by J5. In this case, the deviation is PID system 1il
The PrD controller 7 issues a signal to increase the water flow rate to the reactor, thereby restoring the reactor water level. Further, if the actual reactor water level exceeds the reactor water level set value, the profiIrnn device 7 outputs a signal to reduce the water supply flow rate to restore the reactor water level.
さらに、原子炉出力の変動等によって主蒸気流量が変化
した場合、例えば主蒸気流量が低下して整定する場合に
ついて説明する。この場合には、まず主蒸気差圧検出′
jS9および開平演算器11で検出された主蒸気流量と
、給水差圧検出器13および開平演n器15で検出され
た給水流量との偏差を、加減演算2S17によって求め
る。次に、この偏差と原子炉水位検出器1からの原子炉
水位とに基づいて、加減演t37919にて原子炉水位
の上昇を予測する。その後、加減演算器5にて原子炉予
想水位と原子炉水位設定値とを比較し、PID制u’a
l器7から給水流量を減少させる信号を出力して、原子
炉水位を低下させる。また、主蒸気流量が増加して原子
炉水位が低下した場合には、上述と逆の応答を行ない、
給水流量を増加させて原子炉水位を制御する。Furthermore, a case will be described in which the main steam flow rate changes due to fluctuations in reactor output, for example, when the main steam flow rate decreases and settles. In this case, first, detect the main steam differential pressure.
The deviation between the main steam flow rate detected by jS9 and square root calculator 11 and the feed water flow rate detected by feed water differential pressure detector 13 and square root calculator 15 is determined by addition/subtraction calculation 2S17. Next, based on this deviation and the reactor water level from the reactor water level detector 1, a rise in the reactor water level is predicted in addition/subtraction operation t37919. After that, the predicted reactor water level and the reactor water level set value are compared in the addition/subtraction calculator 5, and the PID control u'a
The reactor water level is lowered by outputting a signal to reduce the water supply flow rate from the reactor 7. In addition, if the main steam flow rate increases and the reactor water level decreases, the opposite response to the above will be performed.
Control the reactor water level by increasing the water supply flow rate.
ここで、原子炉出力が急激に低下する事象、例えば再循
環ポンプが一台トリップした事象について従来の原子炉
水位制御装置の作用を説明する。Here, the operation of the conventional reactor water level control system will be described in the event that the reactor output suddenly decreases, for example, one recirculation pump trips.
この場合、原子炉水位は、第2図および第3図の破線a
に示すように、原子炉圧力低下および炉心流量低下に基
づくスウェリングによって初期上昇し、原子炉水位が原
子炉水位設定値りより高くなる。そのため、PID制御
器7が給水流通を減少させる信号を出力する。また、こ
の場合、主蒸気流aが減少して給水流量を下回り、主蒸
気流量と給水流量とに偏差(給水流量〉主蒸気流量)が
生ずるため、加減演算器17がこの偏差を算出する。こ
の偏差に基づき、PIDiilltlll器7が給水流
量を減少させる信号を出力させる。このようにして、給
水流量が第2図および第3図の破線Cで示すように減少
1′ると、原子炉水位は、これらの図中破線aのように
抑制され、やがて原子炉水位設定値り近くに落ち付く。In this case, the reactor water level is indicated by the dashed line a in Figures 2 and 3.
As shown in Figure 2, there is an initial rise due to swelling due to the decrease in reactor pressure and core flow rate, and the reactor water level becomes higher than the reactor water level set value. Therefore, the PID controller 7 outputs a signal to reduce the water supply flow. Further, in this case, the main steam flow a decreases and becomes lower than the feed water flow rate, and a deviation occurs between the main steam flow rate and the feed water flow rate (feed water flow rate>main steam flow rate), so the adjustment calculator 17 calculates this deviation. Based on this deviation, the PIDiilltllll device 7 outputs a signal to reduce the water supply flow rate. In this way, when the feed water flow rate decreases 1' as shown by the broken line C in Figures 2 and 3, the reactor water level is suppressed as shown by the broken line a in these figures, and the reactor water level is eventually set. It settles close to the price.
したがって、この再循環ポンブ一台トリップ事象の場合
には、従来の原子炉水位制御装置により、原子炉水位の
変動が抑制され、原子炉水位の過渡的変動が水位高トリ
ップレベルEへ至ることがない。ところが、原子炉出力
が急激に変動し、原子炉水位が大幅に変動して原子炉が
スクラムする事象では、原子炉水位の過渡的変動を水位
高トリップレベル以下に抑制できない場合がある。Therefore, in the case of this single recirculation pump trip event, the conventional reactor water level control device suppresses the fluctuations in the reactor water level and prevents the transient fluctuations in the reactor water level from reaching the water level high trip level E. do not have. However, in an event where the reactor power fluctuates rapidly and the reactor water level fluctuates significantly, causing the reactor to scram, it may not be possible to suppress transient fluctuations in the reactor water level below the high water level trip level.
このような場合として、例えばタービン系故障から原子
炉がスクラムする事象を考察する。このとぎ、原子炉水
位は、過渡的な原子炉圧力の上昇や原子炉スクラムによ
り、初期急激に低下する。As such a case, consider, for example, an event in which a nuclear reactor scrams due to a turbine system failure. At this point, the reactor water level initially drops rapidly due to a transient increase in reactor pressure and a reactor scram.
したがって、P [1)制御器7は、この原子炉水位の
低下を回復させるため、給水流量を増加させさる信号を
出力する。一方、原子炉スクラムにより主蒸気流ωが急
速に減少するため、給水流量との偏差が大きくなる(給
水流分〉主蒸気流量)。したがって、PID制御器7は
、給水流量を低減させる信号を出力する。そのため、本
来ならば、給水流量は主蒸気流量と同様に速やかに零近
くまで減少すれば充分であるが、原子炉水位が過渡的に
下がってしまうため、原子炉への給水をしばらく続ける
。そのうち、原子炉水位が回復するに従って給水流量を
急激に減少させるよう制御する。しかし、この急激な給
水流量の減少にも拘らず、減少水位が水位高トリップレ
ベル(第2、第3図中符号E)まで到達してしまうこと
がある。その主要な原因は、原子炉出力が低下づ゛れば
給水流量を少なくしてよいという原子炉出力と必要給水
流間とのバランスを考慮した先行制御がなされていない
ことにある。Therefore, P[1] The controller 7 outputs a signal to increase the water supply flow rate in order to recover from this drop in the reactor water level. On the other hand, since the main steam flow ω rapidly decreases due to reactor scram, the deviation from the feed water flow rate increases (feed water flow > main steam flow rate). Therefore, the PID controller 7 outputs a signal that reduces the water supply flow rate. Therefore, normally it would be sufficient if the feed water flow rate was reduced to near zero as quickly as the main steam flow rate, but since the reactor water level drops transiently, water continues to be supplied to the reactor for a while. Eventually, as the reactor water level recovers, the water supply flow rate will be controlled to decrease rapidly. However, despite this sudden decrease in the water supply flow rate, the decreased water level may reach the water level high trip level (symbol E in FIGS. 2 and 3). The main reason for this is that advance control is not performed that takes into account the balance between reactor output and required water flow, which allows the feed water flow rate to be reduced as the reactor power decreases.
この発明は、上記事実を考慮してなされたものであり、
原子炉出力変動が大きく原子炉水位が大幅に変動するプ
ラント異常事象において:b、原子炉水位の過渡的変動
を水位高トリップレベル以下に抑制して原子炉水位の制
御能力を向上させることができる原子炉水位制御装置を
提供することを目的とする。This invention was made in consideration of the above facts,
In abnormal plant events where the reactor output fluctuates significantly and the reactor water level fluctuates significantly: (b) Transient fluctuations in the reactor water level can be suppressed to below the water level high trip level, improving the ability to control the reactor water level. The purpose is to provide a nuclear reactor water level control device.
この発明に係る原子炉水位制御装置は、原子炉水位、給
水流間および主蒸気流量の信号から原子炉水位を予想し
、この原子炉予想水位と原子炉水位設定値とを比較づる
ことにより必要給水流はを決定して、原子炉水位を先行
的に制御するものにおいて、原子炉出力信号を入力し、
上記原子炉水位、給水流R1主蒸気流量および原子炉出
力の信号から必要給水原石を決定するよう構成されたも
のである。The reactor water level control device according to the present invention predicts the reactor water level from signals of the reactor water level, feed water flow and main steam flow rate, and compares the predicted reactor water level with the reactor water level set value. In a system that determines the feed water flow and proactively controls the reactor water level, inputs the reactor output signal,
The system is configured to determine the required raw water supply water from the reactor water level, the main steam flow rate of the feed water flow R1, and the reactor output signals.
以下、この発明の実施例を図面に基づいて説明する。 Embodiments of the present invention will be described below based on the drawings.
第1図は、この発明に係る原子炉水位制御装置の第1実
施例を示すブロック線図である。FIG. 1 is a block diagram showing a first embodiment of a nuclear reactor water level control device according to the present invention.
原子炉水位検出器21にて実測された原子炉水位は、第
1加減演算器23へ出力される。一方、給水差圧検出器
25にて給水差圧が検出され、この給水差圧は、開平演
算器27にて給水流量に換算され、第2加減aO算器2
9へ出力される。また、主蒸気差圧は主蒸気差圧検出器
31にて検出され、開平演算器33にて主蒸気流量に換
算され、第2加減演t1器29へ出力される。第2加減
演算器29は、給水流量と主蒸気流量との偏差(ミスマ
ツチ)を計算し、この偏差を水位相当信号に換算して第
1加減演tG!!’i23へ出力する。The reactor water level actually measured by the reactor water level detector 21 is output to the first addition/subtraction calculator 23 . On the other hand, the feed water differential pressure is detected by the feed water differential pressure detector 25, and this feed water differential pressure is converted into the feed water flow rate by the square root calculator 27.
9. Further, the main steam differential pressure is detected by the main steam differential pressure detector 31, converted into a main steam flow rate by the square root calculator 33, and outputted to the second addition/subtractor t1 unit 29. The second addition/subtraction calculator 29 calculates the deviation (mismatch) between the feed water flow rate and the main steam flow rate, converts this deviation into a water level equivalent signal, and performs the first addition/subtraction calculation tG! ! 'Output to i23.
第1加減演篩器23は、給水流量および主蒸気流量の偏
差と、原子炉水位検出器21からの原子 −炉水位と
に基づいて原子炉予想水位を計算し、第3加減演算N3
5へ出力する。この第3加減演算器35は、原子炉水位
設定器37に記憶された原子炉水位設定値と、第1加減
演算器23から出力された原子炉予想水位とを比較し、
その偏差を計算してP r D ail制御器39へ出
力する。PID制御器39は、第3加減演算器35から
出力された偏差信号に慕づいて必要給水流量を決定し、
その必要給水流量を満たすべく給水指令信号を第4加減
演算器41へ出力する。The first addition/subtraction sieve 23 calculates the predicted reactor water level based on the deviation of the feed water flow rate and the main steam flow rate and the nuclear reactor water level from the reactor water level detector 21, and performs a third addition/subtraction calculation N3.
Output to 5. The third addition/subtraction calculator 35 compares the reactor water level set value stored in the reactor water level setter 37 with the predicted reactor water level output from the first addition/subtraction calculator 23,
The deviation is calculated and output to the P r Dail controller 39 . The PID controller 39 determines the required water supply flow rate based on the deviation signal output from the third addition/subtraction calculator 35,
A water supply command signal is output to the fourth addition/subtraction calculator 41 in order to satisfy the required water supply flow rate.
この第4加減演算器41には、原子炉水位検出器21か
ら、原子炉水位信号が流量相当信号に換算されて入力さ
れる。さらに、この第4加減演算器41には、原子炉出
力検出器43から原子炉出力信号(APRM信号)がフ
ィルタ回路45を経て入力される。フィルタ回路45は
、原子炉出力信号の定常的な振幅成分を除去して安定な
信号とするとともに、原子炉熱出力相当の信号に変換す
るものである。そして、この原子炉熱出力相当信号が、
流量相当信号に変換されて第4加減演算器41に入力さ
れる。A reactor water level signal is converted into a flow rate equivalent signal and inputted to the fourth addition/subtraction calculator 41 from the reactor water level detector 21 . Further, a reactor output signal (APRM signal) is inputted to the fourth addition/subtraction calculator 41 from the reactor output detector 43 via a filter circuit 45 . The filter circuit 45 removes the steady amplitude component of the reactor output signal to make it a stable signal, and converts it into a signal equivalent to the reactor heat output. Then, this reactor heat output equivalent signal is
The signal is converted into a flow rate equivalent signal and input to the fourth addition/subtraction calculator 41 .
したがって、第4加減演算器41では、急激な原子炉水
位の過度的変動に迅速に対応するため、PID制御器3
9から入力された給水指令信号に原子炉水位検出器21
からの原子炉水位信号を加減して、給水指令信号を補正
する。と同時に、原子炉出力の増減に給水流間の増減を
対応させるべく、フィルタ回路45からの原子炉出力信
号によっても給水指令信号を補正する。Therefore, in the fourth addition/subtraction calculator 41, the PID controller 3
The reactor water level detector 21 receives the water supply command signal input from 9.
The water supply command signal is corrected by adjusting the reactor water level signal from the reactor water level signal. At the same time, the water supply command signal is also corrected by the reactor output signal from the filter circuit 45 in order to correspond to the increase/decrease in the water supply flow to the increase/decrease in the reactor output.
第4加減演算!41にて補正された給水指令信号は関数
発生器47.49へ入力され、タービン駆動用原子炉給
水ポンプあるいはモータ駆動用原子炉給水ポンプへの要
求信号に変換される。4th addition/subtraction operation! The water supply command signal corrected in step 41 is input to a function generator 47, 49, and is converted into a request signal to the reactor water pump for driving the turbine or the reactor water pump for driving the motor.
次に、作用を説明する。Next, the effect will be explained.
まず、原子炉出力が急激に低下する事象、例えば再循環
ポンプが一台トリップした事象における作用を説明する
。First, the operation in an event where the reactor output suddenly decreases, for example, when one recirculation pump trips, will be explained.
原子炉再循環ボンブ一台が停止して、第2図実線Bに示
すように、原子炉出力が急激に低下すると、原子炉圧力
の低下および炉心流量の低下に基づくスウェリングによ
って、同図実線Aに示すように、原子炉水位は初期急激
に上昇し、原子炉水位設定値りより高くなる。一方、原
子炉再循環ボンブ一台が停止すると、主蒸気流量が減少
し、給水流量を下回るため、主蒸気流量と給水流量との
間に偏差が生ずる(給水流間〉主蒸気流量)。この偏差
が第2加減演算器29にて計算され、第1加減演算器2
3へ原子炉水位の上昇を予想する信号として出力される
。When one reactor recirculation bomb stops and the reactor output suddenly decreases as shown by solid line B in Figure 2, swelling due to the decrease in reactor pressure and core flow rate causes the solid line in Figure 2 to drop. As shown in A, the reactor water level initially rises rapidly and becomes higher than the reactor water level set value. On the other hand, when one nuclear reactor recirculation bomb stops, the main steam flow rate decreases and becomes lower than the feed water flow rate, resulting in a deviation between the main steam flow rate and the feed water flow rate (between feed water flows>main steam flow rate). This deviation is calculated by the second addition/subtraction calculator 29, and the first addition/subtraction calculator 2
3 as a signal predicting a rise in the reactor water level.
したがって、第1加減演算器23では、実際の原子炉水
位の急激な上昇量に予想される水位の上昇饋が加算され
、大幅な原子炉水位上界の予想信号(原子炉予想水位信
号)となって第3加減演粋器35へ出力される。すると
、この第3加減演算器35において、原子炉水位設定値
と原子炉予想水位との偏差が計nされ、この偏差に基づ
き、P■D制御茶39が給水流間を減少させるべく第4
加減演算各41へ給水指令信号を出力する。Therefore, in the first addition/subtraction calculator 23, the expected rise in water level is added to the amount of sudden rise in actual reactor water level, and a predicted signal of a large upper limit of reactor water level (predicted reactor water level signal) is obtained. The result is output to the third adder/subtractor 35. Then, the third addition/subtraction calculator 35 calculates the deviation between the reactor water level set value and the predicted reactor water level, and based on this deviation, the P/D control unit 39 adjusts the fourth
A water supply command signal is output to each addition/subtraction operation 41.
第4加減演算器41には、原子炉水位検出器21から過
渡的な原子炉水位信号が流罪相当信号として入力される
とともに、原子炉出力検出器43およびフィルタ回路4
5から原子炉出力信号が流量相当信号として入力される
。原子炉出力信号は第2図実線Bの如く低下しているた
め、この原子炉出力信号の入力により原子炉出力と必要
給水流間とのバランス(原子炉出力が低下すれば給水流
間は少なくてよいというバランス)が確保されることに
なる。したがって、PrD制御器39から入力された給
水指令信号は、第4加減演算器41にて給水流量の減少
方向に補正され、関数発生器47.49へ出力されるこ
とになる。The fourth addition/subtraction calculator 41 receives a transient reactor water level signal from the reactor water level detector 21 as a signal equivalent to a misdemeanor, as well as the reactor output detector 43 and the filter circuit 4.
5, the reactor output signal is input as a flow rate equivalent signal. Since the reactor output signal is decreasing as shown by the solid line B in Figure 2, the input of this reactor output signal balances the reactor output and the required feed water flow (as the reactor output decreases, the feed water flow decreases). This will ensure a balance between the two. Therefore, the water supply command signal input from the PrD controller 39 is corrected by the fourth addition/subtraction calculator 41 in the direction of decreasing the water supply flow rate, and is output to the function generator 47.49.
関数発生器47.49から給水ポンプへ要求信号が出力
されると、給水は第2図実線Cのように大幅に減少され
、それに伴い、原子炉水位も第2図実線Aに示すJ:う
に大幅に低下し、その後原子炉水位設定値りに近付く。When a request signal is output from the function generator 47.49 to the water supply pump, the water supply is significantly reduced as shown by the solid line C in Figure 2, and the reactor water level also decreases as shown by the solid line A in Figure 2. The water level drops significantly and then approaches the reactor water level set point.
この結果、原子炉水位の過度的変動を充分小さく抑制す
ることが(”き、原子炉水位の制御能力を向上させるこ
とができる。As a result, transient fluctuations in the reactor water level can be suppressed to a sufficiently small level, and the ability to control the reactor water level can be improved.
次に、原子炉出力が急激に変動して原子炉水位が大幅に
変動する事象、例えばタービン系故障から原子炉がスク
ラム1°る事象につき、作用を説明する。Next, an explanation will be given of the effects of an event in which the reactor power suddenly fluctuates and the reactor water level fluctuates significantly, for example, an event in which the reactor scrams by 1° due to a turbine system failure.
過渡的な原子炉圧力の上昇や原子炉スクラムにより、原
子炉水位は初期急激に低下し、その水位信号が第1加減
演算P!i23へ出力される。一方、原子炉スクラムに
より主蒸気流量が急激に減少するため、給水流間との偏
差(給水流量〉主流量)が大きくなり、その偏差が、原
子炉水位の上背を予想する信号として第1加減演算器2
3へ出力される。Due to the transient rise in reactor pressure and reactor scram, the reactor water level initially drops rapidly, and the water level signal is used as the first addition/subtraction operation P! Output to i23. On the other hand, as the main steam flow rate rapidly decreases due to the reactor scram, the deviation between the feedwater flow rate (feedwater flow rate > main flow rate) becomes large, and this deviation becomes the first signal that predicts the reactor water level. Addition/subtraction calculator 2
Output to 3.
第1加減′a算器23では、第2加減演算器29からの
原子炉水位の上昇を予想する信号が、原子炉水位検出器
21からの原子炉水位低下信号により全であるいは若干
相殺される。その相殺された原子炉水位信号と原子炉水
位設定信号との比較が第3加減演算器35にてなされる
。その結果、PID制御器39からは、給水流量をあま
り変動させない給水指令信号が第4加減演算器41側へ
出ノ〕されることになる。ところが、この第4加減演0
器41には、原子炉出力検出器43からフィルタ回路4
5を経て原子炉出力信号が入力される。In the first adder/subtracter 23, the signal predicting a rise in the reactor water level from the second adder/subtracter 29 is canceled out completely or slightly by the reactor water level drop signal from the reactor water level detector 21. . A third addition/subtraction calculator 35 compares the canceled reactor water level signal and the reactor water level setting signal. As a result, the PID controller 39 outputs a water supply command signal that does not significantly change the water supply flow rate to the fourth addition/subtraction calculator 41 side. However, this fourth addition/subtraction performance is 0.
The filter circuit 4 is connected to the reactor output detector 43 to the reactor power detector 41.
A reactor output signal is inputted via step 5.
この場合、原子炉出力信号は、原子炉出力が急激に低下
したことを示すため、第4加減演算器41は、PID制
御器39から入力された給水指令信号を捕正し、必要給
水流間を大幅に減少させる信号を関数発生器47.49
へ出力する。In this case, since the reactor output signal indicates that the reactor output has suddenly decreased, the fourth addition/subtraction calculator 41 captures the water supply command signal input from the PID controller 39 and The function generator 47.49 significantly reduces the signal
Output to.
したがって、タービン系故障から原子炉がスクラムする
事象の場合にも、給水流量が減少され、原子炉水位の過
度的変動を充分小さく抑2−1することができ、原子炉
水位を水位高トリップレベル(第2図符号E)以下に制
御することができる。Therefore, even in the event of a reactor scram due to a turbine system failure, the feed water flow rate is reduced, transient fluctuations in the reactor water level can be suppressed to a sufficiently small level, and the reactor water level can be lowered to the water level high trip level. (Symbol E in FIG. 2) The following control can be performed.
その結果、原子炉自動運転においても原子炉水位を水位
高トリップレベルに対し余裕を持たせることができ、原
子炉の安全性を向上させることができる。As a result, even in automatic reactor operation, the reactor water level can be made to have a margin with respect to the high water level trip level, and the safety of the reactor can be improved.
第3図はこの発明に係る原子炉水位制御装置の第2実施
例を示すブロック線図である。この第2実施例において
第1実施例と同様な部分は、同一の符号を付すことによ
り説明を省略する。FIG. 3 is a block diagram showing a second embodiment of the reactor water level control system according to the present invention. In this second embodiment, parts similar to those in the first embodiment are designated by the same reference numerals, and a description thereof will be omitted.
第2実施例が第1実施例と異なるのは、原子炉出力検出
器43に接続されたフィルタ回路45を第1加減演tj
混23に連結した点にある。この場合には、原子炉出力
検出器43からの原子炉出力信号を流量相当信号に換算
して第1加減演n器23へ出力する。つまり、第1加減
演峰器23においては、第2加減演専器29からの給水
流間J3よび主蒸気流量の偏差信号と、原子炉出力検出
器43からの原子炉出力信号とを、原子炉水位検出器2
1からの原子炉水位信号に加減する。そして、原子炉出
力を考慮した原子炉予想水位を第1演惇器23にて計暮
し、第3加減演綽器35へ出力する。第3加減演算器3
5では、原子炉予想水位と原子炉水位設定値とを比較し
た後、rlD制御器39から給水指令信号を出力させる
ことになる。The second embodiment differs from the first embodiment in that the filter circuit 45 connected to the reactor power detector 43 is
It is located at the point connected to Mix 23. In this case, the reactor output signal from the reactor output detector 43 is converted into a flow rate equivalent signal and outputted to the first adder/subtractor 23. In other words, the first adjuster 23 converts the feedwater flow J3 and main steam flow rate deviation signals from the second adjuster 29 into the reactor output signal from the reactor power detector 43. Reactor water level detector 2
Addition/subtraction to the reactor water level signal from 1. Then, the predicted water level of the reactor considering the reactor output is calculated by the first regulator 23 and output to the third regulator 35. Third addition/subtraction calculator 3
In step 5, after comparing the predicted reactor water level and the reactor water level set value, the rld controller 39 outputs a water supply command signal.
但し、この場合、定常状態での信号レベルのバランスを
とるために、原子炉出力信号を、主蒸気流量信号との偏
差信号として第1加減演算器23へ入力し、定常状態で
の偏差を零とする必要がある。このため、主蒸気流量信
号のゲインを変更する。However, in this case, in order to balance the signal levels in the steady state, the reactor output signal is input to the first addition/subtraction calculator 23 as a deviation signal from the main steam flow rate signal, and the deviation in the steady state is reduced to zero. It is necessary to do so. Therefore, the gain of the main steam flow rate signal is changed.
したがって、この第2実施例においても、原子炉再循環
ポンブ一台トリップ事象においては、第4図の実線B示
すように原子炉出力が急激に低下した際に、この出力低
下に応じて給水流量を同図実線Gで示すように急激に低
下させることができる。その結果、原子炉水位を第4図
実線Fのように急激に低下させて、原子炉水位設定値り
に落ち付かせることができ、第1実施例と同様に原子炉
水位の制御能力を向上させることができる。Therefore, in this second embodiment as well, in a single reactor recirculation pump trip event, when the reactor output suddenly decreases as shown by the solid line B in FIG. can be rapidly decreased as shown by the solid line G in the figure. As a result, the reactor water level can be rapidly lowered as shown by the solid line F in Figure 4, and then stabilized at the reactor water level set value, improving the ability to control the reactor water level as in the first embodiment. can be done.
また、タービン故障後原子炉がスクラムする事象を第2
実施例で制御する場合には、原子炉出力の低下に応じて
第1加減演算器23にて原子炉予想水位信号を上昇させ
、その結果、P I D 1llll I)Oi梠39
から、給水流量を減少させる信号が出力される。故に、
この事象においても、原子炉水位を充分抑i+17する
ことができ、原子炉水位の過度的変動を水位高トリップ
レベル(第4回付号E)以下に制御することができる。In addition, the second event in which the reactor scrams after a turbine failure is
In the case of control according to the embodiment, the predicted reactor water level signal is increased by the first addition/subtraction calculator 23 in accordance with the decrease in the reactor output, and as a result, P
A signal is output from the pump to reduce the water supply flow rate. Therefore,
Even in this event, the reactor water level can be sufficiently suppressed i+17, and transient fluctuations in the reactor water level can be controlled to below the water level high trip level (4th issue E).
以上のようにこの発明に係る原子炉水位i1++I f
11装置によれば、原子炉水位を検出し、主蒸気流けと
給水流量とのバセランスを考慮し、さらに原子炉出力信
号を入力して必要給水流量を演算し、原子炉水位を先行
的にflJJ IlIするようにしたことから、原子炉
出力が低下した時には、給水流量を低減させることがで
き、原子炉出力の変動が大きく、原子炉水位の大幅な変
動を伴うプラント異常事象の場合においても、原子炉水
位の過度的変動を水位高トリップレベル以下に抑制する
ことができ、原子炉水位のi、IJ all能力を向上
させることができるという効果を奏する。As described above, the reactor water level i1++I f according to the present invention
According to the 11 device, the reactor water level is detected, the balance between the main steam flow and the feed water flow rate is considered, and the reactor output signal is input to calculate the required feed water flow rate, and the reactor water level is adjusted in advance. flJJ IlI, it is possible to reduce the feed water flow rate when the reactor power decreases, and even in the case of a plant abnormal event that involves large fluctuations in the reactor power and large fluctuations in the reactor water level. This has the effect that transient fluctuations in the reactor water level can be suppressed to below the high water level trip level, and the i, IJ all capacity of the reactor water level can be improved.
第1図はこの発明に係る原子炉水位制御装置の第1実施
例を示すブロック線図、第2図は原子炉再循環ポンブ一
台トリップ事象において第1実施例で制御された原子−
炉水位、原子炉出力および給水流量を示すグラフ、第3
図はこの発明に係る原子炉水位制御装置の第2実施例を
示すブロック線図、第4図は原子炉再循環ポンブ一台ト
リップ事象において第2実施例で制御された原子炉水位
、原子炉出力および給水流量を示すグラフ、第5図は従
来の原子炉水位制御装置を示すブロック線図である。
21・・・原子炉出力検出器、23・・・第1加減演算
器、25・・・給水差圧検出器、31・・・主蒸気差圧
検出器、35・・・第3加減演算器、37・・・原子炉
水位設定器、3つ・・・P1D制御冴、41・・・第4
加減演算器、43・・・原子炉出力検出器、45・・・
フィルタ回路。FIG. 1 is a block diagram showing a first embodiment of the reactor water level control system according to the present invention, and FIG. 2 is a block diagram showing the nuclear reactor water level control device according to the present invention.
Graph showing reactor water level, reactor power and water supply flow rate, 3rd
The figure is a block diagram showing a second embodiment of the reactor water level control system according to the present invention, and FIG. 4 shows the reactor water level controlled by the second embodiment in a single reactor recirculation pump trip event, and A graph showing output and water supply flow rate, and FIG. 5 is a block diagram showing a conventional reactor water level control device. 21... Reactor output detector, 23... First addition/subtraction calculator, 25... Feed water differential pressure detector, 31... Main steam differential pressure detector, 35... Third addition/subtraction calculator , 37... Reactor water level setter, 3... P1D control, 41... 4th
Addition/subtraction calculator, 43...Reactor output detector, 45...
filter circuit.
Claims (1)
原子炉水位を予想し、この原子炉予想水位と原子炉水位
設定値とを比較することにより必要給水流量を決定して
、原子炉水位を先行的に制御する原子炉水位制御装置に
おいて、原子炉出力信号を入力し、上記原子炉水位、給
水流量、主蒸気流量および原子炉出力の信号から必要給
水流量を決定するよう構成されたことを特徴とする原子
炉水位制御装置。 2、原子炉出力信号は、原子炉予想水位と原子炉水位設
定値とを比較して必要給水流量を決定した後、この必要
給水流量を補正するよう入力される特許請求の範囲第1
項記載の原子炉水位制御装置。 3、原子炉出力信号は原子炉水位、給水流量および主蒸
気流量の信号とともに、原子炉予想水位を算出するファ
クタとして入力される特許請求の範囲第1項記載の原子
炉水位制御装置。[Claims] 1. Predict the reactor water level from signals of the reactor water level, feed water flow rate, and main steam flow rate, and determine the required feed water flow rate by comparing the predicted reactor water level with the reactor water level set value. Then, the reactor output signal is input to the reactor water level control device that proactively controls the reactor water level, and the required feed water flow rate is determined from the reactor water level, feed water flow rate, main steam flow rate, and reactor output signals. A nuclear reactor water level control device characterized in that it is configured to. 2. The reactor output signal is input to correct the required water supply flow rate after determining the required water supply flow rate by comparing the reactor predicted water level and the reactor water level set value.
Nuclear reactor water level control device described in Section 1. 3. The reactor water level control system according to claim 1, wherein the reactor output signal is input as a factor for calculating the expected reactor water level, together with the signals of the reactor water level, feed water flow rate, and main steam flow rate.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP60297759A JPS62157598A (en) | 1985-12-30 | 1985-12-30 | Controller for water level of nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP60297759A JPS62157598A (en) | 1985-12-30 | 1985-12-30 | Controller for water level of nuclear reactor |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS62157598A true JPS62157598A (en) | 1987-07-13 |
Family
ID=17850803
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP60297759A Pending JPS62157598A (en) | 1985-12-30 | 1985-12-30 | Controller for water level of nuclear reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS62157598A (en) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US7118443B2 (en) | 2002-09-27 | 2006-10-10 | Mattel, Inc. | Animated multi-persona toy |
JP2012026944A (en) * | 2010-07-27 | 2012-02-09 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Nuclear reactor water supply control apparatus |
-
1985
- 1985-12-30 JP JP60297759A patent/JPS62157598A/en active Pending
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US7118443B2 (en) | 2002-09-27 | 2006-10-10 | Mattel, Inc. | Animated multi-persona toy |
JP2012026944A (en) * | 2010-07-27 | 2012-02-09 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Nuclear reactor water supply control apparatus |
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