JPS622279B2 - - Google Patents
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明は沸騰水型原子力プラント（以下BWR
と記す）の出力制御装置に係り、特に前記原子力
プラントに負荷変動外乱が入つたときの負荷追従
性能を改善するための出力制御装置に関するもの
である。[Detailed Description of the Invention] The present invention relates to a boiling water nuclear power plant (hereinafter referred to as BWR).
The present invention relates to an output control device (denoted as ), and particularly relates to an output control device for improving load following performance when a load fluctuation disturbance occurs in the nuclear power plant.
従来の原子炉出力制御装置を第１図に示す。プ
ラント負荷上昇を行う場合は、発電機出力制御装
置１０に入力している負荷設定信号１１を変え速
度リレー１１４を通し、再循環流量制御装置１３
により原子炉出力を増加していた。（又手動負荷
設定の代りに系統中給から負荷設定がなされるこ
ともある。）次に原子炉出力の増加により原子炉
圧力ならびにタービン入口圧力ＰTは増加し、出
力制御装置１４で加減弁１５を開きタービン発電
機１６の出力を増加させていた。 A conventional reactor power control system is shown in Figure 1. When increasing the plant load, the load setting signal 11 input to the generator output control device 10 is changed, and the signal is sent to the recirculation flow rate control device 13 through the speed relay 114.
This increased the reactor output. (Also, instead of manual load setting, load setting may be done from the system intermediate supply.) Next, as the reactor output increases, the reactor pressure and turbine inlet pressure P T increase, and the output control device 14 15 was opened to increase the output of the turbine generator 16.
この際再循環流量制御装置１３より圧出力制御
装置１４に圧力設定点変更信号１３Ｂを送るが、
これは加減弁１５を一時的に開き、保有蒸気量に
より、発電機出力を一時的に上げるためのもので
あつた。 At this time, the pressure set point change signal 13B is sent from the recirculation flow rate control device 13 to the pressure output control device 14.
This was to temporarily open the control valve 15 and temporarily increase the generator output depending on the amount of steam retained.
又第１図で速度リレー１１４から加減弁１５の
直接制御を行つているが、これは通常の運転では
作動させず、タービン発電機１６の急速なオーバ
ースピードがあつた場合や、急速に負荷設定を下
げた場合に加減弁１５を急速に絞り込み、タービ
ン蒸気流量を急減させ発電機出力を急速に下げる
ためのものである。更に速度リレー１１４からバ
イパス弁１７に接続している信号も同様のもので
ある。 Also, in Fig. 1, the speed relay 114 directly controls the regulator valve 15, but this is not operated during normal operation, and is not activated when the turbine generator 16 rapidly overspeeds or when the load is suddenly set. This is to rapidly narrow down the regulator valve 15 when the power is lowered, thereby rapidly reducing the turbine steam flow rate and the generator output. Further, the signal connected from the speed relay 114 to the bypass valve 17 is also similar.
なお第１図で１１１は同期装置、１１２は調速
機、１１３は比較器である。同期装置１１１には
負荷設定信号１１が入力され、この信号に比例し
た信号を同期装置１１１は出力する。この同期装
置１１１から出力される信号とタービン回転数に
比例して調速機１１２から出力される信号とは比
較器１１３に入力される。 In FIG. 1, 111 is a synchronizer, 112 is a speed governor, and 113 is a comparator. A load setting signal 11 is input to the synchronizer 111, and the synchronizer 111 outputs a signal proportional to this signal. The signal output from the synchronizer 111 and the signal output from the governor 112 in proportion to the turbine rotation speed are input to a comparator 113.
以上述べたように従来の原子炉出力制御装置は
タービン出力が原子炉出力に追従する方式を中心
にしており事故のときのみ速度リレー信号により
加減弁１５を絞り込み、又バイパス弁１７の開動
作を行つている。 As described above, the conventional reactor power control system is mainly based on a method in which the turbine output follows the reactor output, and only in the event of an accident, the speed relay signal is used to throttle the control valve 15 and to open the bypass valve 17. I'm going.
定常運転時、原子炉出力とタービン入口圧力Ｐ
Tおよび原子炉ドーム圧力ＰDの関係を第２図に示
す。この図から分るようにタービン入口圧力ＰT
が基準値（70Kg／cm2ｇ）から2.1Kg／cm2の変化で
加減弁１５が０％〜100％流量まで変るという３
％調定率で制御している。この３％調定率は、タ
ービン入口圧力ＰTに大きな雑音成分が含まれて
いることを考えるとゲインが大きすぎ、加減弁１
５、バイパス弁１７のハンチング故障の原因とも
なつている。 During steady operation, reactor output and turbine inlet pressure P
The relationship between T and reactor dome pressure P D is shown in Figure 2. As can be seen from this figure, the turbine inlet pressure P T
3 that the control valve 15 changes from 0% to 100% flow rate with a change of 2.1Kg/cm 2 from the standard value (70Kg/cm 2 g).
Controlled by percentage adjustment rate. Considering that the turbine inlet pressure P T contains a large noise component, this 3% adjustment rate results in too large a gain,
5. It is also a cause of hunting failure of the bypass valve 17.
また、負荷変化入力を入れた場合、従来の制御
方式において、再循環流量制御装置１３からの圧
力設定点変更信号１３Ｂでは、速度リレー１２で
直接加減弁１５を制御するのに比べその応等性が
悪かつた。 In addition, when inputting a load change input, in the conventional control method, the pressure set point change signal 13B from the recirculation flow rate controller 13 has a higher degree of responsiveness than when the speed relay 12 directly controls the regulating valve 15. It was my fault.
また圧力設定点のゲインを増すと再循環流量変
化への入力が減りかえつて負荷追従特性が悪くな
る現象もあらわれていた。 In addition, when the gain of the pressure set point was increased, the input to change in the recirculation flow rate was reduced, and the load following characteristics deteriorated.
本発明は以上の事情に鑑みなされたものでその
目的は沸騰型軽水炉（以下BWRと記す）におい
て、タービン加減弁は負荷設定信号で直接制御
し、又原子炉圧力は再循環流量を調整することに
より負荷設定に対応した所定の圧力を維持するよ
うプログラム制御し、前記BWRに小幅な又は大
幅な負荷変動外乱が入つたとき、良好な負荷追従
能力を持たせることのできる出力制御装置を提供
することである。 The present invention was made in view of the above circumstances, and its purpose is to directly control the turbine control valve with a load setting signal and to adjust the reactor pressure and recirculation flow rate in a boiling light water reactor (hereinafter referred to as BWR). To provide an output control device that performs program control to maintain a predetermined pressure corresponding to the load setting and has good load following ability when a small or large load fluctuation disturbance occurs to the BWR. That's true.
なお起動時や原子炉を手動モード運転の場合
（中給の指令に関係なく、発電所で所定の値を出
す場合）は従来方式を採用するものとし、本発明
は原子炉を自動モード運転にした場合に適用する
ものである。 Note that the conventional method shall be adopted at startup or when the reactor is operated in manual mode (when the power plant produces a predetermined value regardless of instructions from the intermediate supply), but the present invention allows the reactor to operate in automatic mode. This applies when
以下図面を参照して本発明の一実施例を説明す
る。第３図に本発明の出力制御装置のブロツク図
を示す。 An embodiment of the present invention will be described below with reference to the drawings. FIG. 3 shows a block diagram of the output control device of the present invention.
原子炉２１で発生した蒸気は主蒸気管２２、加
減弁１５を介してタービン発電機１６に導かれて
いる。また前記蒸気はバイパス弁１７を介して復
水器に導かれている。復水器で水になつた蒸気は
給水管２３を経て前記原子炉２１に供給されてい
る。原子炉２１には圧力検出器２４が設けられて
いる。発電機出力制御装置３１は負荷設定信号１
１を受け前記加減弁１５、バイパス弁１７を制御
すると共にその出力信号３１Ａは原子炉圧力制御
装置３２に接続されている。またこの原子炉出力
制御装置３２には原子炉圧力設定値３２Ａと圧力
検出器２４の出力信号２４Ａが夫々別々に接続さ
れている。原子炉出力制御装置３２は前記信号３
１Ａ，３２Ａ，２４Ａを受け出力信号３２Ｂを再
循環流量制御装置１３に入力する。再循環流量制
御装置１３は前記信号３２Ｂを受けて再循環流量
を制御する信号１３Ａを出力し原子炉２１の出力
換言すれば圧力を調整している。 Steam generated in the nuclear reactor 21 is led to a turbine generator 16 via a main steam pipe 22 and a control valve 15. Further, the steam is guided to a condenser via a bypass valve 17. Steam converted to water in the condenser is supplied to the nuclear reactor 21 through a water supply pipe 23. The nuclear reactor 21 is provided with a pressure detector 24 . The generator output control device 31 outputs the load setting signal 1
1 to control the control valve 15 and bypass valve 17, and its output signal 31A is connected to the reactor pressure control device 32. Further, a reactor pressure set value 32A and an output signal 24A of the pressure detector 24 are respectively connected to the reactor power control device 32. The reactor power control device 32 receives the signal 3
1A, 32A, and 24A and inputs an output signal 32B to the recirculation flow rate control device 13. The recirculation flow rate control device 13 receives the signal 32B and outputs a signal 13A for controlling the recirculation flow rate, thereby adjusting the output of the nuclear reactor 21, in other words, the pressure.
原子炉圧力制御装置３２は第５図に示すように
補正回路３１１、プログラム制御部３１２、主制
御器３１３からなりたつている。発電機出力制御
装置３１の出力信号３１Ａは補正回路３１１を介
してプログラム制御部３１２に接続され、プログ
ラム制御信号３１２Ａは主制御器３１３に接続さ
れている。主制御器３１３には圧力検出器２４か
らの出力信号２４Ａがフイルタ回路３１４を介し
て入力している。主制御器３１３の出力信号１３
Ａは前記説明のように各再循環制御ループの流量
を制御している。 As shown in FIG. 5, the reactor pressure control device 32 consists of a correction circuit 311, a program control section 312, and a main controller 313. An output signal 31A of the generator output control device 31 is connected to a program control section 312 via a correction circuit 311, and a program control signal 312A is connected to a main controller 313. An output signal 24A from the pressure detector 24 is input to the main controller 313 via a filter circuit 314. Output signal 13 of main controller 313
A controls the flow rate of each recirculation control loop as described above.
補正回路３１１は信号３１Ａの高周波成分カツ
ト及び発電機出力制御装置３２の出力変動のうち
特定の範囲の周波数帯について応答性能を上げる
ために設けてある。プログラム制御部３１２は補
正回路３１１の出力信号３１１Ａに対して予め定
められた関数Ｙ＝ｆ（ｘ）に従がつて出力信号を
出すものである。 The correction circuit 311 is provided to cut high frequency components of the signal 31A and to improve response performance in a specific range of frequency bands among output fluctuations of the generator output control device 32. The program control section 312 outputs an output signal according to a predetermined function Y=f(x) for the output signal 311A of the correction circuit 311.
ここでＸはプログラム制御部３１２の入力量、
Ｙは出力量である。第５図にはこの関数の例を示
してある。このプログラムに従がつて原子炉２１
のドーム圧ＰD及びタービン入口圧力ＰTは第４図
に示すように制御される。 Here, X is the input amount of the program control unit 312,
Y is the output amount. An example of this function is shown in FIG. Following this program, reactor 21
The dome pressure P D and the turbine inlet pressure P T are controlled as shown in FIG.
主制御器３１３は原子炉圧力信号２４Ａをフイ
ルター回路３１４を介してフイードバツクしてこ
の原子炉圧力信号２４Ａがプログラム制御信号３
１２Ａと同じになるようにＰ１Ｄ制御している。
主制御器３１３には原子炉圧力設定値３２Ａも入
力している。 The main controller 313 feeds back the reactor pressure signal 24A via the filter circuit 314, and the reactor pressure signal 24A is used as the program control signal 3.
P1D control is performed so that it is the same as 12A.
A reactor pressure set value 32A is also input to the main controller 313.
発電機出力制御装置３１は第１図に示すものと
同様であるが、本発明では負荷設定信号１１は同
期装置１１１を介して調速機１１２の信号と比較
器１１３で比較され速度リレー１１４を介して加
減弁１５およびバイパス弁１７を通常運転時にも
制御すると共に速度リレー１１４の出力信号３１
Ａは原子炉圧力制御装置３２に入力されている。 The generator output control device 31 is similar to that shown in FIG. control valve 15 and bypass valve 17 during normal operation, and output signal 31 of speed relay 114.
A is input to the reactor pressure control device 32.
次に本発明の作用について説明する。 Next, the operation of the present invention will be explained.
プラントの出力を上昇させるために、負荷設定
信号１１を増加させると、発電機出力制御装置３
１の作用により加減弁１５が開いてタービン発電
機１６に流入する蒸気量を増し、タービン発電機
１６の出力は増加し始める。一方原子炉圧力制御
装置３２は前記発電機制御装置３１の出力信号３
１Ａを受けて再循環流量を調整しプログラム制御
部３１２の出力に対応する原子炉圧力に整定す
る。 In order to increase the output of the plant, when the load setting signal 11 is increased, the generator output control device 3
1 opens the control valve 15 to increase the amount of steam flowing into the turbine generator 16, and the output of the turbine generator 16 begins to increase. On the other hand, the reactor pressure control device 32 outputs the output signal 3 of the generator control device 31.
1A, the recirculation flow rate is adjusted and the reactor pressure is set to correspond to the output of the program control unit 312.
第６図ａ乃至ｄにこの場合の各状態量の時間的
変化を示す。なお、本発明によるものを実線、従
来例を破線で示してある。 Figures 6a to 6d show temporal changes in each state quantity in this case. Note that the device according to the present invention is shown by a solid line, and the conventional example is shown by a broken line.
同図ａに示すように負荷設定点を90％から100
％へステツプ状に変化させると同図ｂに示すよう
に原子炉２１の炉心流量は従来のものと比して約
５〜10秒程度応答が早くなりこのため同図ｃ及び
ｄに示すように原子炉中性子束及び発電機出力は
変化し、発電機出力は従来のものと比して応答特
性が約４秒程改善されていることがわかる。なお
同図ｃで中性子束が初期の数秒間減少しているの
は、発電機制御装置３１の作用により加減弁１５
が開くが原子炉圧力がまだ増加していないので一
時的に減圧するためである。 As shown in figure a, the load set point is changed from 90% to 100%.
%, the core flow rate of the reactor 21 responds about 5 to 10 seconds faster than the conventional one, as shown in figure b, and therefore, as shown in figure c and d. It can be seen that the reactor neutron flux and generator output change, and the response characteristic of the generator output is improved by about 4 seconds compared to the conventional one. It should be noted that the reason why the neutron flux decreases for several seconds in the initial stage in c of the same figure is due to the action of the generator control device 31 and the control valve 15.
opens, but the reactor pressure has not yet increased, so the pressure is temporarily reduced.
本発明の長所を生かすためには再循環系の応答
性が良い事が望ましい。そこで流量調整弁による
方式や内蔵形ポンプ等を使用したBWRプラント
に設置することが好ましい。また静止形可変周波
数電源装置を使用して再循環流量の制御を行うプ
ラントにも適用できる。従来の流体継手を使用し
たBWRプラントについても従来の再循環ポンプ
速度制御器を利用することも可能である。 In order to take advantage of the advantages of the present invention, it is desirable that the recirculation system has good responsiveness. Therefore, it is preferable to install it in a BWR plant that uses a flow rate regulating valve or a built-in pump. It can also be applied to plants that use static variable frequency power supplies to control the recirculation flow rate. Conventional recirculation pump speed controllers can also be utilized for BWR plants using conventional fluid couplings.
以上説明のように本発明は構成されているので
下記の効果を奏することができる。 Since the present invention is configured as described above, it can achieve the following effects.
１ タービン入口圧力は流体により引起されるノ
イズが非常に大きい。このノイズの大きいター
ビン入口圧力でタービン加減弁を３％調定率と
いう高いゲインで調整しなければならず従来方
式では調整がしにくくハンチング等の問題が従
来あつた。しかし本発明によれば在来火力で用
いられている調速機による加減弁制御方式が採
用できる。1 Turbine inlet pressure has very high fluid-induced noise. Due to this noisy turbine inlet pressure, the turbine regulating valve must be adjusted with a high gain of 3% adjustment rate, and conventional methods have been difficult to adjust and have caused problems such as hunting. However, according to the present invention, it is possible to adopt a control valve control system using a speed governor, which is used in conventional thermal power plants.
２ 原子炉圧を力制御するのに再循環流量で行う
が、ドーム圧力を従来の原子炉出力と圧力の関
係とほぼ同じになるようにプログラム制御を行
い、従来の設計とほぼ同じ状態に落着かせるこ
とができる。又、負荷偏差信号に比例した量で
直接再循環流量を制御でき高速負荷追従能力を
持たすことができる。2 Recirculating flow rate is used to control the reactor pressure, but program control is performed so that the dome pressure is almost the same as the conventional relationship between reactor output and pressure, and the situation is almost the same as in the conventional design. You can do it. Further, the recirculation flow rate can be directly controlled by an amount proportional to the load deviation signal, and high-speed load following ability can be provided.
３ ドーム圧力はタービン入口圧力に比べノイズ
成分が少ないので制御信号として使い易く制御
の質が向上する。3. Dome pressure has fewer noise components than turbine inlet pressure, so it is easier to use as a control signal and improves control quality.
第１図はBWRプラントの従来の出力制御方式
のブロツク図、第２図は従来制御方式の原子炉圧
力と各部圧力の変化を示すグラフ、第３図は本発
明の出力制御装置の一実施例を示すブロツク図、
第４図は本発明の原子炉出力と各部圧力の変化を
示す図、第５図は本発明による原子炉圧力制御装
置を示すブロツク図、第６図は従来制御方式と本
方式との負荷設定点変更外乱に対する応答の比較
を示す図である。
１３……再循環流量制御装置、３１……発電機
出力制御装置、３２……原子炉圧力制御装置、３
１２……プログラム制御部。
Fig. 1 is a block diagram of a conventional power control system for a BWR plant, Fig. 2 is a graph showing reactor pressure and changes in pressure at various parts in the conventional control system, and Fig. 3 is an embodiment of the power control system of the present invention. A block diagram showing
Fig. 4 is a diagram showing changes in reactor output and pressure at various parts according to the present invention, Fig. 5 is a block diagram showing a reactor pressure control device according to the present invention, and Fig. 6 is a diagram showing load settings for the conventional control method and the present method. FIG. 6 is a diagram showing a comparison of responses to point change disturbances. 13... Recirculation flow rate control device, 31... Generator output control device, 32... Reactor pressure control device, 3
12...Program control section.
Claims (1)
電機出力制御装置と、前記発電機出力制御装置の
出力を受け原子炉圧力を所定の値にプログラム制
御する原子炉圧力制御装置と、この原子炉圧力制
御装置の出力を受け再循環流量を調整して原子炉
圧力を制御する再循環流量制御装置とから構成さ
れる沸騰水型原子力プラントの出力制御装置。1. A generator output control device that controls a turbine control valve and a bypass valve, a reactor pressure control device that receives the output of the generator output control device and programmatically controls the reactor pressure to a predetermined value, and this reactor pressure control device. An output control device for a boiling water nuclear power plant consisting of a recirculation flow rate control device that receives the output of the device and adjusts the recirculation flow rate to control reactor pressure.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4766978A JPS54140696A (en) | 1978-04-24 | 1978-04-24 | Output-power control for boiling water type nuclear power plant |
Applications Claiming Priority (1)
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| JP4766978A JPS54140696A (en) | 1978-04-24 | 1978-04-24 | Output-power control for boiling water type nuclear power plant |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS54140696A JPS54140696A (en) | 1979-11-01 |
| JPS622279B2 true JPS622279B2 (en) | 1987-01-19 |
Family
ID=12781660
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4766978A Granted JPS54140696A (en) | 1978-04-24 | 1978-04-24 | Output-power control for boiling water type nuclear power plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS54140696A (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63167787U (en) * | 1987-04-21 | 1988-11-01 | ||
| JPS6461090A (en) * | 1987-09-01 | 1989-03-08 | Nec Corp | Circuit pattern for soldering flat pack lsi |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4290850A (en) * | 1978-09-01 | 1981-09-22 | Hitachi, Ltd. | Method and apparatus for controlling feedwater flow to steam generating device |
| JPS5726794A (en) * | 1980-07-25 | 1982-02-12 | Hitachi Ltd | Load control system of atomic power plant |
-
1978
- 1978-04-24 JP JP4766978A patent/JPS54140696A/en active Granted
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63167787U (en) * | 1987-04-21 | 1988-11-01 | ||
| JPS6461090A (en) * | 1987-09-01 | 1989-03-08 | Nec Corp | Circuit pattern for soldering flat pack lsi |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS54140696A (en) | 1979-11-01 |
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