JPS6239919B2 - - Google Patents
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- JPS6239919B2 JPS6239919B2 JP55101286A JP10128680A JPS6239919B2 JP S6239919 B2 JPS6239919 B2 JP S6239919B2 JP 55101286 A JP55101286 A JP 55101286A JP 10128680 A JP10128680 A JP 10128680A JP S6239919 B2 JPS6239919 B2 JP S6239919B2
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- 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
- G21D3/14—Varying flow of coolant
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、沸騰水型の原子力発電所の負荷制御
方式に関するものである。
方式に関するものである。
従来、沸騰水型原子力発電所においては、基底
負荷による一定出力運転がなされていたが、近年
原子力発電所の電力系統に占める割合が年々増加
し、これに伴い火力発電所のような負荷追従運転
の要求が高まつている。
負荷による一定出力運転がなされていたが、近年
原子力発電所の電力系統に占める割合が年々増加
し、これに伴い火力発電所のような負荷追従運転
の要求が高まつている。
従来技術による沸騰水型原子力発電所の負荷制
御方法は、負荷設定値と実負荷値との偏差信号に
より再循環流量を調整する。そうすると、原子炉
出力は再循環流量の変更に応じて変化するから、
原子炉出力すなわちタービン側へ送られる蒸気圧
力が変わる。タービン入口の加減弁は一定の圧力
設定値からの増減に応じて開閉するようになつて
いるので、蒸気圧力の増減の結果としてタービン
発電機出力が制御される。すなわち、さきに原子
炉出力を制御しこれにタービン側を従属応答させ
る方法がとられている。
御方法は、負荷設定値と実負荷値との偏差信号に
より再循環流量を調整する。そうすると、原子炉
出力は再循環流量の変更に応じて変化するから、
原子炉出力すなわちタービン側へ送られる蒸気圧
力が変わる。タービン入口の加減弁は一定の圧力
設定値からの増減に応じて開閉するようになつて
いるので、蒸気圧力の増減の結果としてタービン
発電機出力が制御される。すなわち、さきに原子
炉出力を制御しこれにタービン側を従属応答させ
る方法がとられている。
この従来制御方式の応答を簡潔に述べると、負
荷変動に対する発電機出力の追従応答の時間遅れ
が数秒程度あるということである。これは、制御
系出力から炉心部の流量変化にいたるまでの時間
遅れと、原子炉燃料内の熱出力変化から冷却材に
その熱が伝わるまでのいわゆる熱伝達遅れの総和
を近似的に１次遅れの時定数に置き換えて表現し
たものである。
荷変動に対する発電機出力の追従応答の時間遅れ
が数秒程度あるということである。これは、制御
系出力から炉心部の流量変化にいたるまでの時間
遅れと、原子炉燃料内の熱出力変化から冷却材に
その熱が伝わるまでのいわゆる熱伝達遅れの総和
を近似的に１次遅れの時定数に置き換えて表現し
たものである。
このような、追従応答の時間遅れは、電力系統
異常時に系統停止をまねくことがあり、従来方式
の重要な欠点である。
異常時に系統停止をまねくことがあり、従来方式
の重要な欠点である。
本発明の目的は、上記した従来方式の欠点をな
くして、沸騰水型の原子力発電所の負荷追従応答
性を大きく改善する原子力発電所の負荷制御方式
を提供するにある。
くして、沸騰水型の原子力発電所の負荷追従応答
性を大きく改善する原子力発電所の負荷制御方式
を提供するにある。
本発明は、発電機出力制御と原子炉圧力制御と
を協調して行うようにしたことを特徴としてい
る。
を協調して行うようにしたことを特徴としてい
る。
以下、本発明を従来技術とともに詳細に説明す
る。第１図は従来の沸騰水型原子力発電所の全体
構成を示す図である。原子炉１で発生した蒸気を
タービン加減弁４を経てタービン５に導き、復水
器７で復水にして給水系１６により再び原子炉１
に送る。タービン制御装置１０は、タービン入口
圧力Ｐとタービン速度Ｎをとり込み、加減弁駆動
機構１４を介してタービン加減弁４を、バイパス
弁駆動機構１５を介してバイパス弁６の開度を調
整して原子炉圧力とタービン速度すなわち発電機
８の出力を制御する。また、タービン制御装置１
０から出力されたタービン負荷設定値と実負荷値
との偏差信号ΔRECはマスタコントローラ１１
で比例積分演算されマスタコントローラ切換器１
７（自動／手動）、再循環ポンプスピードコント
ローラ１２，１３を経て再循環ポンプ９の速度を
変え、再循環流量を変化させることによつて原子
炉出力を調整する。
る。第１図は従来の沸騰水型原子力発電所の全体
構成を示す図である。原子炉１で発生した蒸気を
タービン加減弁４を経てタービン５に導き、復水
器７で復水にして給水系１６により再び原子炉１
に送る。タービン制御装置１０は、タービン入口
圧力Ｐとタービン速度Ｎをとり込み、加減弁駆動
機構１４を介してタービン加減弁４を、バイパス
弁駆動機構１５を介してバイパス弁６の開度を調
整して原子炉圧力とタービン速度すなわち発電機
８の出力を制御する。また、タービン制御装置１
０から出力されたタービン負荷設定値と実負荷値
との偏差信号ΔRECはマスタコントローラ１１
で比例積分演算されマスタコントローラ切換器１
７（自動／手動）、再循環ポンプスピードコント
ローラ１２，１３を経て再循環ポンプ９の速度を
変え、再循環流量を変化させることによつて原子
炉出力を調整する。
第２図に、従来技術によるタービン制御装置１
０のブロツク図を示す。図からわかるように、タ
ービン制御装置１０は原子炉圧力制御部３１とタ
ービン速度制御部３２の結合で構成されている。
原子炉圧力制御部３１は、圧力Ｐとその設定値P0
の偏差信号に進み／遅れ演算を行つて出力する圧
力調整器２２を有し、タービン速度制御部３２
は、タービン速度Ｎとその設定値N0の偏差信号
に調定率演算を行つて出力するタービン速度制御
器２１と、この出力に負荷設定信号を加算する負
荷設定器２６を有する。
０のブロツク図を示す。図からわかるように、タ
ービン制御装置１０は原子炉圧力制御部３１とタ
ービン速度制御部３２の結合で構成されている。
原子炉圧力制御部３１は、圧力Ｐとその設定値P0
の偏差信号に進み／遅れ演算を行つて出力する圧
力調整器２２を有し、タービン速度制御部３２
は、タービン速度Ｎとその設定値N0の偏差信号
に調定率演算を行つて出力するタービン速度制御
器２１と、この出力に負荷設定信号を加算する負
荷設定器２６を有する。
負荷設定器２６による負荷設定信号には、ター
ビン７が常にとろうとするタービン負荷ｈにバイ
アスΔｈを加えた値が設定されるので、定常運転
状態では原子炉圧力制御部３１の出力よりもター
ビン速度制御部３２の出力がバイアスΔｈだけ大
きく、低値信号選択器２５により原子炉圧力制御
部３１の出力信号が選択されて加減弁開度要求信
号ａが出力されている。このバイアスΔｈは原子
炉圧力制御をタービン速度制御に優先させるもの
で、通常10％前後の値がとられる。
ビン７が常にとろうとするタービン負荷ｈにバイ
アスΔｈを加えた値が設定されるので、定常運転
状態では原子炉圧力制御部３１の出力よりもター
ビン速度制御部３２の出力がバイアスΔｈだけ大
きく、低値信号選択器２５により原子炉圧力制御
部３１の出力信号が選択されて加減弁開度要求信
号ａが出力されている。このバイアスΔｈは原子
炉圧力制御をタービン速度制御に優先させるもの
で、通常10％前後の値がとられる。
バイパス弁開度要求信号ｂは、原子炉圧力制御
部３１の出力信号と加減弁開度要求信号ａの差か
ら、さらにバイパス弁開度バイアスΔＢを差引い
て得た信号であり、通常運転状態ではバイパス弁
開度バイアスΔＢによつて全閉が保持されるが、
タービン速度急上昇が発生し、通常運転状態では
零にほぼ等しいタービン速度制御器２１の出力が
急減してバイアスΔｈ分よりも低下するような場
合には、加減弁開度要求信号ａとしてタービン速
度制御部３２の出力が選択され、かつバイパス弁
開度要求信号ｂが正となつてバイパス弁６が作動
する。
部３１の出力信号と加減弁開度要求信号ａの差か
ら、さらにバイパス弁開度バイアスΔＢを差引い
て得た信号であり、通常運転状態ではバイパス弁
開度バイアスΔＢによつて全閉が保持されるが、
タービン速度急上昇が発生し、通常運転状態では
零にほぼ等しいタービン速度制御器２１の出力が
急減してバイアスΔｈ分よりも低下するような場
合には、加減弁開度要求信号ａとしてタービン速
度制御部３２の出力が選択され、かつバイパス弁
開度要求信号ｂが正となつてバイパス弁６が作動
する。
原子炉出力変更要求となる偏差信号ΔREC
は、タービン速度制御部３２の出力からバイアス
Δｈを差し引いた信号（すなわち、定常運転中で
はタービン負荷設定値ｈに等しい）と全蒸気流量
要求信号というべき原子炉圧力制御部３１の出力
との偏差である。圧力設定点変更回路スイツチ３
０は、これをオンにすると、通常は１次遅れ特性
である圧力設定点変更ゲイン２９を介して偏差信
号ΔRECにより圧力設定点を変更するものであ
る。
は、タービン速度制御部３２の出力からバイアス
Δｈを差し引いた信号（すなわち、定常運転中で
はタービン負荷設定値ｈに等しい）と全蒸気流量
要求信号というべき原子炉圧力制御部３１の出力
との偏差である。圧力設定点変更回路スイツチ３
０は、これをオンにすると、通常は１次遅れ特性
である圧力設定点変更ゲイン２９を介して偏差信
号ΔRECにより圧力設定点を変更するものであ
る。
以上に述べた従来技術の沸騰水型原子力発電所
の負荷制御方式による負荷設定点変更時の応答
を、計算機シユミレーシヨンの結果である第３図
を使つて説明する。まず、圧力設定点変更回路な
し（スイツチ30オフ）の場合であるが、この時の
発電機出力Ｑおよび原子炉圧力Ｐの変化を破線で
示している。負荷設定点のステツプ状増加に対
し、タービン速度制御部３２の出力もステツプ状
に増加して偏差信号ΔRECが増加する。これ対
し、マスタコントローラ１１の出力は比例分でス
テツプ状に増加しその後積分効果でランプ状に増
大していくが、これを受けて再循環ポンプ速度が
増大し、やがて原子炉出力の増加となる。原子炉
出力の増加は燃料熱伝達の時間遅れのあと発生蒸
気流量の増加となり、原子炉圧力Ｐの増加をもた
らすが、原子炉圧力制御部３１によりタービンへ
の蒸気流入量が増加し、最終的に発電機出力Ｑの
上昇に至る。ただし、この従来制御方式では負荷
設定値を目標値として制御しているために、発電
機出力Ｑはタービン加減弁開度と蒸気流量、およ
び蒸気流量とタービン出力の関係から決まること
に注意する必要がある。
の負荷制御方式による負荷設定点変更時の応答
を、計算機シユミレーシヨンの結果である第３図
を使つて説明する。まず、圧力設定点変更回路な
し（スイツチ30オフ）の場合であるが、この時の
発電機出力Ｑおよび原子炉圧力Ｐの変化を破線で
示している。負荷設定点のステツプ状増加に対
し、タービン速度制御部３２の出力もステツプ状
に増加して偏差信号ΔRECが増加する。これ対
し、マスタコントローラ１１の出力は比例分でス
テツプ状に増加しその後積分効果でランプ状に増
大していくが、これを受けて再循環ポンプ速度が
増大し、やがて原子炉出力の増加となる。原子炉
出力の増加は燃料熱伝達の時間遅れのあと発生蒸
気流量の増加となり、原子炉圧力Ｐの増加をもた
らすが、原子炉圧力制御部３１によりタービンへ
の蒸気流入量が増加し、最終的に発電機出力Ｑの
上昇に至る。ただし、この従来制御方式では負荷
設定値を目標値として制御しているために、発電
機出力Ｑはタービン加減弁開度と蒸気流量、およ
び蒸気流量とタービン出力の関係から決まること
に注意する必要がある。
以上に述べたように、負荷設定点変更から発電
機出力変化に至るまでの主要な遅れとしては、再
循環系の応答遅れと燃料熱伝達の応答遅れがある
ために近似的には２次遅れとみなすことが可能
で、第３図に破線で示すような発電機出力Ｑの応
答となる。また原子炉圧力Ｐは調定率を持つた制
御がなされているために、蒸気流量増加に伴つて
破線で示すように上昇する。
機出力変化に至るまでの主要な遅れとしては、再
循環系の応答遅れと燃料熱伝達の応答遅れがある
ために近似的には２次遅れとみなすことが可能
で、第３図に破線で示すような発電機出力Ｑの応
答となる。また原子炉圧力Ｐは調定率を持つた制
御がなされているために、蒸気流量増加に伴つて
破線で示すように上昇する。
次に、圧力設定点変更回路スイツチ３０をオン
にした場合の応答を第３図の実線で示している。
この場合は、負荷設定点上昇に伴う偏差信号Δ
RECの増大分が圧力設定点を下降させるため
に、圧力調整器２２の出力、すなわち原子炉圧力
制御部３１より出力される加減弁開度要求信号ａ
はすぐに上昇し、発電機出力Ｑの上昇の初期応答
性はかなり改善されるが、原子炉出力がまだ上昇
していないために原子炉圧力は設定点下降に応答
してすぐに低下する。このため、原子炉圧力制御
部３１の出力は一旦上昇しても頭打ちのようにな
り、その後は原子炉出力が上昇するにつれて増大
していく。したがつて発電機出力Ｑの上昇の応答
は第３図の実線に示すように、初期出力上昇に頭
打ちを伴つたようになる。また、圧力調整器２２
の出力が増加すると偏差信号ΔRECは減少する
ために、この場合の発電機出力Ｑの上昇の初期応
答性改善は、逆に原子炉出力上昇に関しては負側
に働いていることになる。よつて第３図に破線で
示す圧力設定点変更なしの場合よりも、目標値へ
の到達時間は遅くなつていることがわかる。
にした場合の応答を第３図の実線で示している。
この場合は、負荷設定点上昇に伴う偏差信号Δ
RECの増大分が圧力設定点を下降させるため
に、圧力調整器２２の出力、すなわち原子炉圧力
制御部３１より出力される加減弁開度要求信号ａ
はすぐに上昇し、発電機出力Ｑの上昇の初期応答
性はかなり改善されるが、原子炉出力がまだ上昇
していないために原子炉圧力は設定点下降に応答
してすぐに低下する。このため、原子炉圧力制御
部３１の出力は一旦上昇しても頭打ちのようにな
り、その後は原子炉出力が上昇するにつれて増大
していく。したがつて発電機出力Ｑの上昇の応答
は第３図の実線に示すように、初期出力上昇に頭
打ちを伴つたようになる。また、圧力調整器２２
の出力が増加すると偏差信号ΔRECは減少する
ために、この場合の発電機出力Ｑの上昇の初期応
答性改善は、逆に原子炉出力上昇に関しては負側
に働いていることになる。よつて第３図に破線で
示す圧力設定点変更なしの場合よりも、目標値へ
の到達時間は遅くなつていることがわかる。
以上述べた従来制御方式による負荷設定点変更
時の発電機出力応答の検討結果を整理すると、(1)
圧力設定点変更回路なしの場合は初期応答の遅れ
が存在すること、(2)圧力設定点変更回路有の場合
には、初期の立上りは良いが段付き特性となり、
かつ目標値への到達時間が遅くなる。
時の発電機出力応答の検討結果を整理すると、(1)
圧力設定点変更回路なしの場合は初期応答の遅れ
が存在すること、(2)圧力設定点変更回路有の場合
には、初期の立上りは良いが段付き特性となり、
かつ目標値への到達時間が遅くなる。
本発明は、上記したような従来技術による制御
方式での応答遅れを短縮するのに、発電機出力制
御と原子炉圧力制御の協調という考え方に着目し
た新たな負荷制御方式を提供するものであり、以
下実施例に基づき説明する。
方式での応答遅れを短縮するのに、発電機出力制
御と原子炉圧力制御の協調という考え方に着目し
た新たな負荷制御方式を提供するものであり、以
下実施例に基づき説明する。
本発明の制御方式を適用した沸騰水型原子力発
電所の全体構成を第４図に示す。この図に示すプ
ラント出力制御装置４０は本発明の制御方式を実
現しているもので、タービン入口圧力Ｐ、タービ
ン速度Ｎおよび発電機出力Ｑをとり込み、制御演
算を行つて加減弁開度要求信号ａ、バイパス弁開
度要求信号ｂおよび再循環ポンプ速度要求信号ｃ
を出力する。
電所の全体構成を第４図に示す。この図に示すプ
ラント出力制御装置４０は本発明の制御方式を実
現しているもので、タービン入口圧力Ｐ、タービ
ン速度Ｎおよび発電機出力Ｑをとり込み、制御演
算を行つて加減弁開度要求信号ａ、バイパス弁開
度要求信号ｂおよび再循環ポンプ速度要求信号ｃ
を出力する。
第５図はプラント出力制御装置４０の実施例を
示すブロツク図で、原子炉圧力制御部３１とター
ビン速度制御部３２と発電機出力制御部４１の３
つの大きなブロツクおよびそれらの結合から構成
されている。発電機出力制御部４１は、従来技術
によるタービン制御装置１０にはなかつたもの
で、発電機出力Ｑとその設定値Q0の差信号を
得、これに比例・積分演算を行つて信号ｅを出力
する炉出力マスタコントローラ４２を有する。
示すブロツク図で、原子炉圧力制御部３１とター
ビン速度制御部３２と発電機出力制御部４１の３
つの大きなブロツクおよびそれらの結合から構成
されている。発電機出力制御部４１は、従来技術
によるタービン制御装置１０にはなかつたもの
で、発電機出力Ｑとその設定値Q0の差信号を
得、これに比例・積分演算を行つて信号ｅを出力
する炉出力マスタコントローラ４２を有する。
本制御方式では、再循環ポンプ速度要求信号ｃ
と全蒸気流量要求信号ｄは、原子炉出力制御部出
力信号ｇと発電機出力制御部出力信号ｅを次式に
示すようにゲイン要素で結合したものである。
と全蒸気流量要求信号ｄは、原子炉出力制御部出
力信号ｇと発電機出力制御部出力信号ｅを次式に
示すようにゲイン要素で結合したものである。
ｃ＝ｅ−G2（ｓ）・ｇ ………(1)
ｄ＝G1（ｓ）・ｅ＋ｇ ………(2)
全主蒸気流量要求信号ｄは、通常運転中は加減
弁開度要求信号ａに等しいが、タービン速度急上
昇時などにタービン速度制御部出力ｆが急減して
低値信号選択器２５で選択されると、全主蒸気流
量要求信号ｄと加減弁開度要求信号ａの間に偏差
が生じて、この偏差はバイパス弁開度要求信号ｂ
となる。この場合、タービンの負荷設定器２６の
出力が発電機出力の設定値Q0に連動するように
しておけば、通常運転中はバイパス弁６は作動し
ない。
弁開度要求信号ａに等しいが、タービン速度急上
昇時などにタービン速度制御部出力ｆが急減して
低値信号選択器２５で選択されると、全主蒸気流
量要求信号ｄと加減弁開度要求信号ａの間に偏差
が生じて、この偏差はバイパス弁開度要求信号ｂ
となる。この場合、タービンの負荷設定器２６の
出力が発電機出力の設定値Q0に連動するように
しておけば、通常運転中はバイパス弁６は作動し
ない。
ゲイン要素G1（ｓ）、G2（ｓ）はそれぞれ全蒸
気流量要求補正ゲイン４３および再循環ポンプ速
度要求補正ゲイン４４を表わしたものであるが、
これらのゲイン要素を以下の式で示すように１次
遅れ要素とした場合の制御系応答を説明する。
気流量要求補正ゲイン４３および再循環ポンプ速
度要求補正ゲイン４４を表わしたものであるが、
これらのゲイン要素を以下の式で示すように１次
遅れ要素とした場合の制御系応答を説明する。
G1（ｓ）＝Ｋ１／１＋Ｔ１ｓ ………(3)
G1（ｓ）＝Ｋ２／１＋Ｔ２ｓ ………(4)
いま発電機出力設定値Q0をステツプ状に変化
させたとすると、炉出力マスタコントローラ４２
は偏差信号入力に対して比例・積分演算を行つて
出力し、発電機出力制御部４１の出力信号ｅは増
加する。この信号ｅの増加は再循環ポンプ速度要
求信号ｃの増加に直接寄与し、全蒸気流量要求信
号ｄに対しては全蒸気流量要求補正ゲイン４３を
通して１次遅れ的な増加をもたらす。全蒸気流量
要求信号ｄの増加はただちにタービン流入蒸気量
の増加をもたらし、発電機出力Ｑは上昇する。こ
の時、再循環ポンプ速度要求信号ｃの増加に対し
て原子炉出力の上昇から原子炉圧力の上昇に至る
過程には時間遅れがあるために、原子炉圧力（し
たがつてタービン入口圧力）Ｐの一時的低下が発
生して原子炉圧力制御部３１の出力信号ｇは減少
に向うが、発電機出力Ｑが設定点に達していない
間に発電機出力制御部４１の出力信号ｅは上昇し
ているので全蒸気流量要求信号ｄの減少は発生し
ない。やがて原子炉出力が上昇して原子炉圧力も
回復してくるが、原子炉圧力の整定値は、発電機
出力設定値Q0に対して一意的に決まる再循環ポ
ンプ速度要求信号ｃおよび全蒸気流量要求信号ｄ
の整定値により(1)、(2)式の関係で決まる。したが
つて(3)、(4)式で示したゲイン要素G1（ｓ）、G2
（ｓ）の定常状態におけるゲインK1とK2を適当に
設定することにより、発電機出力設定点を変化さ
せた場合でも原子炉圧力の整定値を変化前の値に
等しくすることができる。
させたとすると、炉出力マスタコントローラ４２
は偏差信号入力に対して比例・積分演算を行つて
出力し、発電機出力制御部４１の出力信号ｅは増
加する。この信号ｅの増加は再循環ポンプ速度要
求信号ｃの増加に直接寄与し、全蒸気流量要求信
号ｄに対しては全蒸気流量要求補正ゲイン４３を
通して１次遅れ的な増加をもたらす。全蒸気流量
要求信号ｄの増加はただちにタービン流入蒸気量
の増加をもたらし、発電機出力Ｑは上昇する。こ
の時、再循環ポンプ速度要求信号ｃの増加に対し
て原子炉出力の上昇から原子炉圧力の上昇に至る
過程には時間遅れがあるために、原子炉圧力（し
たがつてタービン入口圧力）Ｐの一時的低下が発
生して原子炉圧力制御部３１の出力信号ｇは減少
に向うが、発電機出力Ｑが設定点に達していない
間に発電機出力制御部４１の出力信号ｅは上昇し
ているので全蒸気流量要求信号ｄの減少は発生し
ない。やがて原子炉出力が上昇して原子炉圧力も
回復してくるが、原子炉圧力の整定値は、発電機
出力設定値Q0に対して一意的に決まる再循環ポ
ンプ速度要求信号ｃおよび全蒸気流量要求信号ｄ
の整定値により(1)、(2)式の関係で決まる。したが
つて(3)、(4)式で示したゲイン要素G1（ｓ）、G2
（ｓ）の定常状態におけるゲインK1とK2を適当に
設定することにより、発電機出力設定点を変化さ
せた場合でも原子炉圧力の整定値を変化前の値に
等しくすることができる。
一方、本発明の制御方式には次に述べる特長も
ある。すなわち、従来制御方式における圧力設定
点変更による初期応答性改善では、原子炉出力の
上昇速度が低下することを述べたが、本発明の制
御方式では、原子炉圧力制御部３１の出力信号ｇ
が従来制御方式と異なり初期時に減少するため
に、再循環ポンプ速度要求補正ゲイン４４を通し
て再循環ポンプ速度上昇を加速する効果がある。
したがつて、原子炉出力の上昇速度は圧力設定点
変更なしの従来制御方式の場合よりもより向上し
ている。
ある。すなわち、従来制御方式における圧力設定
点変更による初期応答性改善では、原子炉出力の
上昇速度が低下することを述べたが、本発明の制
御方式では、原子炉圧力制御部３１の出力信号ｇ
が従来制御方式と異なり初期時に減少するため
に、再循環ポンプ速度要求補正ゲイン４４を通し
て再循環ポンプ速度上昇を加速する効果がある。
したがつて、原子炉出力の上昇速度は圧力設定点
変更なしの従来制御方式の場合よりもより向上し
ている。
上記の本発明による制御方式の実施例を適用し
た場合の発電機出力Ｑおよび原子炉圧力Ｐの計算
機シミユレーシヨンによる応答計算結果を第６図
に示す。発電機出力設定値のステツプ上昇に対し
て、発電機出力Ｑの上昇は、第３図に示した従来
制御方式の場合に見られた初期上昇の停滞もな
く、立上り特性の良い応答を示している。原子炉
圧力Ｐは、蒸気流量増加のため初期時に一時的に
低下するが、再循環ポンプ速度の要求信号増加で
すぐに原子炉出力が上昇してもとに回復する応答
を示している。この場合は、前述したように原子
炉圧力の整定値が外乱入力以前の整定値と等しく
なるようにゲイン要素の定常状態ゲインK1、K2
を設定しているが、適当な調定率をもたせるよう
に設定することも容易である。
た場合の発電機出力Ｑおよび原子炉圧力Ｐの計算
機シミユレーシヨンによる応答計算結果を第６図
に示す。発電機出力設定値のステツプ上昇に対し
て、発電機出力Ｑの上昇は、第３図に示した従来
制御方式の場合に見られた初期上昇の停滞もな
く、立上り特性の良い応答を示している。原子炉
圧力Ｐは、蒸気流量増加のため初期時に一時的に
低下するが、再循環ポンプ速度の要求信号増加で
すぐに原子炉出力が上昇してもとに回復する応答
を示している。この場合は、前述したように原子
炉圧力の整定値が外乱入力以前の整定値と等しく
なるようにゲイン要素の定常状態ゲインK1、K2
を設定しているが、適当な調定率をもたせるよう
に設定することも容易である。
次に、ゲイン要素を以下の式で示されるように
設定した場合の応答を説明する。
設定した場合の応答を説明する。
G1（ｓ）＝Ｋ１ｓ／１＋Ｔ１ｓ ………(5)
G2（ｓ）＝Ｋ２ｓ／１＋Ｔ２ｓ ………(6)
この場合は、各ゲイン要素は不完全微分特性と
した。したがつて原子炉圧力制御部３１と発電機
出力制御部４１の結合を弱くした場合と言える。
応答計算結果を第７図に示す。発電機出力設定点
のステツプ状増加に対し、発電機出力制御部４１
の出力信号ｅはすぐに増加するが、この増加率に
比例した信号が全蒸気流量要求補正ゲイン４４に
よつて加減弁開度要求信号ａに含まれるので、発
電機出力Ｑの立上りは速い。しかし、発電機出力
Ｑが設定値に近づいてくると出力信号ｅの上昇速
度は低下し、一方原子炉圧力の低下で出力信号ｇ
も減少するので、全蒸気流量要求信号ｄの増加は
停滞して発電機出力Ｑの上昇はやや頭打ちの応答
を示している。しかし、設定点への到達時間は第
３図に示した従来制御方式の場合の1/2以下にな
つている。原子炉圧力Ｐの応答は、初期時には蒸
気流量急増で一時的に低下するが、全主蒸気流量
要求補正ゲイン４３が不完全微分特性であるた
め、全蒸気流量要求信号ｄに対する出力信号ｅの
寄与は発電機出力Ｑが設定値に近づくと減少し
て、原子炉圧力制御部３１の出力信号ｇが主に占
めるようになり、原子炉圧力Ｐは原子炉出力の上
昇に伴つて増加して圧力調整器２２の圧力調定率
で決まる整定値に至る。
した。したがつて原子炉圧力制御部３１と発電機
出力制御部４１の結合を弱くした場合と言える。
応答計算結果を第７図に示す。発電機出力設定点
のステツプ状増加に対し、発電機出力制御部４１
の出力信号ｅはすぐに増加するが、この増加率に
比例した信号が全蒸気流量要求補正ゲイン４４に
よつて加減弁開度要求信号ａに含まれるので、発
電機出力Ｑの立上りは速い。しかし、発電機出力
Ｑが設定値に近づいてくると出力信号ｅの上昇速
度は低下し、一方原子炉圧力の低下で出力信号ｇ
も減少するので、全蒸気流量要求信号ｄの増加は
停滞して発電機出力Ｑの上昇はやや頭打ちの応答
を示している。しかし、設定点への到達時間は第
３図に示した従来制御方式の場合の1/2以下にな
つている。原子炉圧力Ｐの応答は、初期時には蒸
気流量急増で一時的に低下するが、全主蒸気流量
要求補正ゲイン４３が不完全微分特性であるた
め、全蒸気流量要求信号ｄに対する出力信号ｅの
寄与は発電機出力Ｑが設定値に近づくと減少し
て、原子炉圧力制御部３１の出力信号ｇが主に占
めるようになり、原子炉圧力Ｐは原子炉出力の上
昇に伴つて増加して圧力調整器２２の圧力調定率
で決まる整定値に至る。
上述の応答計算例では、発電機出力Ｑとその設
定値Q0との偏差信号により圧力設定点変更を行
う回路は使用していないが、圧力設定点変更回路
スイツチ４７（第５図）をオンにしてこの回路を
作動させると次のような効果がある。すなわち、
発電機出力設定点を上昇させた場合の初期時に原
子炉圧力Ｐが一時的に低下するが、圧力設定点も
同時に低下しているために原子炉圧力制御部の出
力信号ｇはほとんど減少せず、全蒸気流量要求信
号ｄの上昇、したがつて加減弁開度要求信号ａの
上昇による発電機出力Ｑの上昇は抑えられること
がなく、目標値への到達が速くなる。この時原子
炉圧力Ｐの応答は初期時に一時的に低下している
時間が長くなるが、発電機出力Ｑと設定値Q0と
の偏差信号が減少して圧力設定点が再び上昇させ
られる時点では原子炉出力Ｐが増加してきている
ので、すみやかに整定値Q0に達することにな
る。圧力設定点補正ゲイン４５は通常１次遅れ特
性とするが、その定常状態ゲインと時定数の設定
値は、他のゲイン要素G1（ｓ）、G2（ｓ）の設定
値と関連させて、制御系全体として最適な値を決
める。
定値Q0との偏差信号により圧力設定点変更を行
う回路は使用していないが、圧力設定点変更回路
スイツチ４７（第５図）をオンにしてこの回路を
作動させると次のような効果がある。すなわち、
発電機出力設定点を上昇させた場合の初期時に原
子炉圧力Ｐが一時的に低下するが、圧力設定点も
同時に低下しているために原子炉圧力制御部の出
力信号ｇはほとんど減少せず、全蒸気流量要求信
号ｄの上昇、したがつて加減弁開度要求信号ａの
上昇による発電機出力Ｑの上昇は抑えられること
がなく、目標値への到達が速くなる。この時原子
炉圧力Ｐの応答は初期時に一時的に低下している
時間が長くなるが、発電機出力Ｑと設定値Q0と
の偏差信号が減少して圧力設定点が再び上昇させ
られる時点では原子炉出力Ｐが増加してきている
ので、すみやかに整定値Q0に達することにな
る。圧力設定点補正ゲイン４５は通常１次遅れ特
性とするが、その定常状態ゲインと時定数の設定
値は、他のゲイン要素G1（ｓ）、G2（ｓ）の設定
値と関連させて、制御系全体として最適な値を決
める。
以上の応答計算例では、全蒸気流量補正ゲイン
４３と再循環ポンプ速度要求補正ゲイン４４の設
定について２組の異なる例を示したが、これらを
任意に組合せた場合、あるいは更に高次遅れ特性
や非線形特性を有するゲイン要素にしても、適当
なゲイン調整を行うことで所望の応答特性を得る
ことは可能であり、本発明に含まれるものであ
る。
４３と再循環ポンプ速度要求補正ゲイン４４の設
定について２組の異なる例を示したが、これらを
任意に組合せた場合、あるいは更に高次遅れ特性
や非線形特性を有するゲイン要素にしても、適当
なゲイン調整を行うことで所望の応答特性を得る
ことは可能であり、本発明に含まれるものであ
る。
以上の説明から明らかなように、本発明によれ
ば、発電機出力制御部の出力信号が加減弁開度要
求信号に直接的に反映されるので、発電機出力の
直接的制御が可能であり、その応答も速くなる。
また、原子炉圧力制御部の出力信号は従来制御方
式と同様に加減弁開度要求信号に含まれ、かつ原
子炉出力変化要求に反映されるので原子炉圧力制
御の安定性を確保することができる。
ば、発電機出力制御部の出力信号が加減弁開度要
求信号に直接的に反映されるので、発電機出力の
直接的制御が可能であり、その応答も速くなる。
また、原子炉圧力制御部の出力信号は従来制御方
式と同様に加減弁開度要求信号に含まれ、かつ原
子炉出力変化要求に反映されるので原子炉圧力制
御の安定性を確保することができる。
第１図は沸騰水型原子力発電所の従来の制御方
式を示す全体構成図、第２図は従来技術によるタ
ービン制御装置のブロツク図、第３図は従来の負
荷制御方式によつたときの発電機出力設定点変更
時の応答計算例を示す図、第４図は本発明の負荷
制御方式を適用した沸騰水型原子力発電所の全体
構成図、第５図は本発明の特徴とするプラント出
力制御装置の実施例を示すブロツク図、第６図お
よび第７図は本発明の負荷制御方式によつたとき
の発電機出力設定変更時の応答計算例を示す図で
ある。 １……原子炉、４……タービン加減弁、５……
タービン、６……バイパス弁、７……復水器、８
……発電機、９……再循環ポンプ、３１……原子
炉圧力制御部、３２……タービン速度制御部、４
１……発電機出力制御部、４３，４４，４５……
ゲイン要素。
式を示す全体構成図、第２図は従来技術によるタ
ービン制御装置のブロツク図、第３図は従来の負
荷制御方式によつたときの発電機出力設定点変更
時の応答計算例を示す図、第４図は本発明の負荷
制御方式を適用した沸騰水型原子力発電所の全体
構成図、第５図は本発明の特徴とするプラント出
力制御装置の実施例を示すブロツク図、第６図お
よび第７図は本発明の負荷制御方式によつたとき
の発電機出力設定変更時の応答計算例を示す図で
ある。 １……原子炉、４……タービン加減弁、５……
タービン、６……バイパス弁、７……復水器、８
……発電機、９……再循環ポンプ、３１……原子
炉圧力制御部、３２……タービン速度制御部、４
１……発電機出力制御部、４３，４４，４５……
ゲイン要素。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉圧力の実測値と設定値の圧力差信号に
応じた第１の制御信号を出力する原子炉圧力制御
部と、タービン回転速度の実測値と設定値の速度
差信号に応じた第２の制御信号を出力するタービ
ン速度制御部と、発電機出力の実測値と設定値の
電力差信号に応じた第３の制御信号を出力する発
電機出力制御部とを備えるとともに、第１の結合
要素を介して上記第１および第３の制御信号を結
合して得た全蒸気流量要求信号あるいは上記第２
の制御信号のうち小さい方の値をもつ加減弁開度
要求信号によりタービンへ流入する蒸気流量の制
御を行い、かつ第２の結合要素を介して上記第１
および第３の制御信号を結合して得た再循環ポン
プ速度要求信号により原子炉の再循環流量の制御
を行うように構成したことを特徴とする原子力発
電所の負荷制御方式。 ２ 特許請求の範囲第１項記載の原子力発電所の
負荷制御方式において、前記加減弁開度要求信号
と前記全蒸気流量要求信号の差によつて原子炉か
らの蒸気の一部をタービンを経ずに復水器へ導く
ためのバイパス弁の開度制御を行うことを特徴と
する原子力発電所の負荷制御方式。 ３ 特許請求の範囲第１項記載の原子力発電所の
負荷制御方式において、前記発電機出力制御部で
得られた電力差信号を第３の結合要素を介して前
記原子炉圧力制御部内の圧力差信号に加えて新た
な圧力差信号を得、該新たな圧力差信号に応じて
前記第１の制御信号を得るようにしたことを特徴
とする原子力発電所の負荷制御方式。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10128680A JPS5726794A (en) | 1980-07-25 | 1980-07-25 | Load control system of atomic power plant |
| SE8104531A SE8104531L (sv) | 1980-07-25 | 1981-07-24 | Laddningsanordning for kernkraftverk |
| US06/286,513 US4472345A (en) | 1980-07-25 | 1981-07-24 | Load control system for nuclear power plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10128680A JPS5726794A (en) | 1980-07-25 | 1980-07-25 | Load control system of atomic power plant |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5726794A JPS5726794A (en) | 1982-02-12 |
| JPS6239919B2 true JPS6239919B2 (ja) | 1987-08-25 |
Family
ID=14296606
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP10128680A Granted JPS5726794A (en) | 1980-07-25 | 1980-07-25 | Load control system of atomic power plant |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4472345A (ja) |
| JP (1) | JPS5726794A (ja) |
| SE (1) | SE8104531L (ja) |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5977394A (ja) * | 1982-10-26 | 1984-05-02 | 株式会社日立製作所 | 湿分分離再熱器ベント蒸気量制御方法およびその装置 |
| US4650633A (en) * | 1984-07-02 | 1987-03-17 | General Electric Company | Method and apparatus for protection of pump systems |
| JPS629413A (ja) * | 1985-07-05 | 1987-01-17 | Hitachi Ltd | 発電プラントの制御装置 |
| US5268939A (en) * | 1992-10-19 | 1993-12-07 | General Electric Company | Control system and method for a nuclear reactor |
| US6198786B1 (en) * | 1998-05-22 | 2001-03-06 | General Electric Company | Methods of reactor system pressure control by reactor core power modulation |
| US9551487B2 (en) | 2012-03-06 | 2017-01-24 | Access Energy Llc | Heat recovery using radiant heat |
| US20140224469A1 (en) * | 2013-02-11 | 2014-08-14 | Access Energy Llc | Controlling heat source fluid for thermal cycles |
| DE102014102484A1 (de) * | 2014-02-26 | 2015-08-27 | Aixtron Se | Verwendung eines QCM-Sensors zur Bestimmung der Dampfkonzentration beim OVPD-Verfahren beziehungsweise in einem OVPD-Beschichtungssystem |
| US9638194B2 (en) * | 2015-01-02 | 2017-05-02 | General Electric Company | System and method for power management of pumping system |
| CN110070951B (zh) * | 2019-04-17 | 2022-05-31 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型反应堆二回路蒸汽管道压力控制方法和系统 |
Family Cites Families (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2968600A (en) * | 1955-03-11 | 1961-01-17 | Allis Chalmers Mfg Co | Control for a boiling type reactor supplying a steam turbine |
| US3102394A (en) * | 1958-01-24 | 1963-09-03 | Westinghouse Electric Corp | Controlled relief system |
| US3284312A (en) * | 1959-10-09 | 1966-11-08 | Combustion Eng | Boiling water nuclear reactor organization |
| US3167480A (en) * | 1960-08-26 | 1965-01-26 | Combustion Eng | Boiling water reactor and control thereof |
| FR1356683A (fr) * | 1962-06-07 | 1964-03-27 | Sulzer Ag | Procédé pour l'exploitation d'un réacteur nucléaire et réacteur nucléaire pour sa mise en application |
| DE2206234C3 (de) * | 1972-02-10 | 1981-09-03 | Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München | Verfahren zum Betrieb eines Druckwasserreaktors hoher Leistungen und Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens |
| SU439227A1 (ru) * | 1972-12-11 | 1974-08-25 | А. М. Каменский, С. П. Квасников , Л. Н. Гол | Регулятор мощности ядерного энергетическогореактора |
| US3931503A (en) * | 1973-11-13 | 1976-01-06 | Westinghouse Electric Corporation | System for operating a boiling water reactor steam turbine power plant utilizing dual analog throttle pressure controllers |
| JPS5239097A (en) * | 1975-09-22 | 1977-03-26 | Hitachi Ltd | Control device for a turbine bypass of a nuclear energy turbine |
| JPS5263591A (en) * | 1975-11-19 | 1977-05-26 | Hitachi Ltd | Recirculation flow quantity control device in boiling water type atomi c pile |
| US4150546A (en) * | 1976-12-03 | 1979-04-24 | General Electric Company | Method and apparatus for load following with a single-cycle boiling moderator-coolant nuclear reactor |
| US4104117A (en) * | 1977-02-07 | 1978-08-01 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor power generation |
| JPS54140696A (en) * | 1978-04-24 | 1979-11-01 | Toshiba Corp | Output-power control for boiling water type nuclear power plant |
-
1980
- 1980-07-25 JP JP10128680A patent/JPS5726794A/ja active Granted
-
1981
- 1981-07-24 SE SE8104531A patent/SE8104531L/xx unknown
- 1981-07-24 US US06/286,513 patent/US4472345A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US4472345A (en) | 1984-09-18 |
| SE8104531L (sv) | 1982-01-26 |
| JPS5726794A (en) | 1982-02-12 |
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