JPS6253797B2 - - Google Patents

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JPS6253797B2
JPS6253797B2 JP54128357A JP12835779A JPS6253797B2 JP S6253797 B2 JPS6253797 B2 JP S6253797B2 JP 54128357 A JP54128357 A JP 54128357A JP 12835779 A JP12835779 A JP 12835779A JP S6253797 B2 JPS6253797 B2 JP S6253797B2
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JP
Japan
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flow rate
pump
reactor
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feed water
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JP54128357A
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Takao Sato
Tetsuo Ito
Setsuo Arita
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Hitachi Ltd
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Hitachi Ltd
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Publication of JPS6253797B2 publication Critical patent/JPS6253797B2/ja
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
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    • YGENERAL 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
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
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  • Emergency Management (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Control Of Positive-Displacement Pumps (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子力発電プラントの給水及び再循
環流量制御方法に係り、特に給水ポンプがトリツ
プした様な場合でも、原子炉水位を安定に保持し
ながら炉出力を許容最大値に制御する制御方法に
関する。
本発明に関係する原子力発電プラントの給水及
び再循環流量制御系を第1図に示す。
第1図において原子炉1で発生した蒸気は、主
蒸気管2を通つて加減弁3を経、主タービン4に
供給される。そして復水器5で再び水に戻され、
給水ポンプ6によつて給水配管7を介して原子炉
1に戻る。
給水制御装置は、炉水位検出器9、主蒸気流量
検出器13及び給水流量検出器14の少なくとも
一個以上の信号を用い、原子炉水位が一定となる
ように給水ポンプ6の流量を制御する。
この給水ポンプは、通常は55%容量のものが2
台、27.5%容量のものが2台の計4台設置されて
おり、原子炉を定格出力近傍で運転するときは55
%容量の主給水ポンプ6a,6bの2台を使用し
て運転する。このポンプが何らかの原因で故障し
てトリツプすると、27.5%容量の補助給水ポンプ
6c,6dが直ちにバツクアツプ用として起動
し、原子炉水位を安定に保持する動作を行う。補
助給水ポンプはまた起動時にも使用される。
他方、再循環流量制御系は原子炉の再循環流量
を変えて原子炉出力を連続的に変更するため設置
されており、駆動モータ21及び25、流体継手
22、交流発電機23及びポンプ24などで構成
する。
この制御系は発電機速度設定器15の出力信号
と速度検出器26の出力信号の偏差を調節計16
により比例、積分演算(PI演算)し、その出力を
流体継手22に与えて発電機23の速度を変え、
駆動モータ25すなわちポンプ24の速度を制御
して再循環流量を制御するのである。
本発明に係る原子炉給水、再循環流量制御系は
以上の様に構成されており、通常原子炉が定格出
力で運転するときは55%容量の主給水ポンプ2台
により原子炉に給水し、再循環ポンプの流量も
100%になるよう発電機速度が制御されている。
この状態で今何らかの原因により、主給水ポン
プがトリツプすると、27.5%容量の補助給水ポン
プ2台が起動して、原子炉給水流量を確保するよ
うに動作する。
ところで、給水ポンプ6a〜6dには前述した
ように容量に差があるため、主給水ポンプ2台が
トリツプしたり、補助給水ポンプが起動失敗した
りすると、主蒸気流量と給水流量に必然的に差が
生じ、原子炉水位が低下して炉を緊急停止(スク
ラム)せねばならないレベルまで到達する可能性
がある。
そこで従来は、給水ポンプトリツプ後再循環ポ
ンプ速度を急速に最低速度(約30%)まで下げ
(ランバツク)、主蒸気流量を減少させてスクラム
を回避する方法が採用されていた。
この方法はスクラムを確実に回避する上では有
効であるが、原子炉本体が正常であるにもかかわ
らず、原子炉出力を必要以上に下げねばならない
ため稼働率が下がる。
またこの種の現象に対応する他の手段として、
ミスマツチ信号((原子炉水位設定値−炉水位)+
(給水流量−主蒸気流量))を再循環流量要求信号
に加算して制御する方法が提案されているが、原
子炉水位の変化の応答が遅いため、スクラムを回
避することができない場合のあることが実験によ
り確認された。
本発明の目的は以上の点に鑑みなされたもの
で、給水ポンプがトリツプした様な場合でも、原
子炉水位を安全な領域に保持し、かつ許容最大出
力で運転を継続できる制御方法を提供することに
ある。
以下図面を用いて本発明を詳細に説明する。
第2図は本発明の一実施例を示す図であり、第
3図及び第4図は各部の動作を説明するための、
出力波形図である。
第2図では本発明に関係する部分のみを抽出し
て示しており、第1図と番号の等しい部分は相等
部分である。
31は給水ポンプの動作状態を検出する検出器
であり、たとえば正常に動作中であるときは論理
“1”、故障などのためトリツプ状態にあるときは
論理“0”となるようなリレー回路が適用でき、
4台のポンプに各々設けられている。
32はその状態信号を取り込んで、定格に対し
て何%の容量のポンプが稼動可能かを判定する論
理回路である。また33は可変リミツタであり、
容量判定回路の信号を受けて速度設定回路15の
出力を制限する動作をする。
この関係はたとえば第3図に示すごときもので
あり、ポンプの稼働容量に応じて速度要求信号を
図のような範囲で制限する。
以上の様に構成した本発明の制御装置では、そ
の時点の給水ポンプの稼働状態に応じて再循環系
の速度要求値が定まるので、系が正常な場合で
も、再循環流量を給水ポンプの容量に対応する値
以上に増加させてしまうようなことがなくなる。
今、何らかの原因により、定格出力運転状態で
主給水ポンプ一台がトリツプしたと仮定すると、
通常2台の補助ポンプが起動し、ポンプ容量は不
変であるので定格出力運転がそのまゝ継続され
る。しかし、補助ポンプが1台起動に失敗したと
すると容量判定回路はそれらの信号を受け、稼動
中の容量が82.5%に低下したと判定し、速度設定
回路15の出力信号は直ちに77.5%に制限され
る。
このため第4図に示すように原子炉水位は一旦
低下し始めるが、速度要求信号が低下して再循環
ポンプ速度が低下し、その結果炉出力も低下して
主蒸気流量が減少し、原子炉に対する水の出入の
不平衡が解消され、水位は図の時刻t2から回復に
向う。
このとき、主蒸気流量<給水ポンプ容量となる
ように速度要求信号が制限されているので、原子
炉水位は一定時間後必ず通常運転水位に復帰する
ことになる。
またたとえば補助給水ポンプ2台が起動に失敗
すると、容量判定回路は稼動中の容量が55%とな
つたと判定し、主蒸気流量を50%まで減少させ
る。
この様にどれだけ給水できるかに応じて主蒸気
流量を決定することが本発明装置の大きな特徴で
ある。
以上が本発明の一実施例であるが、プラントに
よつては原子炉出力に対して炉の有効断面積が小
さく、さらに急速に主蒸気流量を減少しないと水
位がスクラムレベルまで低下することもあり得
る。
第5図はこの様なプラントに適用するための本
発明の他の実施例であり、以下これについて詳細
に説明する。
第5図において第1図と番号の等しい部分は相
等部分であり、41は比較回路であり、給水流量
信号と主蒸気流量信号との差が一定値以上になる
と時間遅れ補正回路43を起動する。該補正回路
43は比較回路41により起動されると、一定時
間のその出力信号を低下する。また42はバイア
ス設定回路であり、給水流量の大きさに応じて、
たとえば第3図から決定される設定信号を出力す
る。
44は低値優先回路であり、バイアス設定回路
42、時間遅れ補正回路43、及び再循環ポンプ
速度設定回路15の3つの信号の中からもつとも
小さい信号を選択して出力する回路である。
以上の様に構成した第5図の実施例装置は次の
様に動作する。
まず第4図と同様に第6図時刻t1まで定格出力
運転をしているものとすると、この場合主給水ポ
ンプ2台が動作しているため稼動容量は110%で
あり、バイアス設定回路42ならびに時間遅れ補
正回路43は、再循環流量の100%出力に相当す
る信号を出力しており、速度設定回路15の出力
が低値優先回路44を通過し、それが調節計16
を通つて再循環流量が制御されている。
この状態でたとえば主給水ポンプ6aまたは6
bの1台が第6図の時刻t1でトリツプしたとする
と、給水流量が直ちに減り始め、原子炉水位も下
降し始める。
この状態で主蒸気流量は一定であるため、給水
流量との差が増大し比較回路41がそれを検知し
て、時間遅れ補正回路43を起動する。
該回路43は直ちに高出力から低出力(たとえ
ば再循環ポンプ速度30%に相当する値)に出力を
減ずるため、低値優先回路44の出力もその値と
なつて再循環流量が減少し、前述したと同様にし
て主蒸気流量も減少する。その後補助給水ポンプ
1台が正常に動作するものとすると給水流量が増
加し始め、これに伴つて炉水位も回復し始める。
その後第6図時刻t2で時間遅れ補正回路の出力
が高出力に復帰するが、時刻t2の直前で給水ポン
プの流量が約82.5%となつているため、バイアス
設定回路42の出力は第3図から77.5%になつて
おり、これが低値優先回路の出力信号となる。
このため、主蒸気流量は77.5%に保持され、給
水ポンプ容量>主蒸気流量の条件を満たして原子
炉水位が回復するのである。
そしてたとえば主給水ポンプが2台トリツプし
た場合は、主蒸気流量が50%、あるいは補助給水
ポンプ1台のときは25%となるようにバイアス設
定回路の出力が、その時点の給水流量の大きさに
応じて自動的に設定される。このため、給水流量
が過渡変化中に変化(一度起動に失敗したポンプ
が再起動に成功する場合など)すると、自動的に
炉出力をその分だけ増加させることもできる。
以上の様にこの実施例では再循環系の応答の時
間遅れを、調節計出力の一時的急速低下で補正
し、原子炉水位の大幅低下を有効に防止し、かつ
その後給水流量に応じて主蒸気流量を定めるとこ
ろに特徴がある。
第5図の実施例では、過渡変化後の主蒸気流量
の大きさを、給水流量に応じて定める例を示した
が、第3図の実施例で示したように給水ポンプの
状態信号を取込んで決定してもよいことは云うま
でもない。
さて上述の説明はアナログ制御装置を用いる場
合の実施例であるが、制御用計算機を用いてデイ
ジタル制御を行う場合のフロー線図の一例を第7
図に示す。
第7図ではステツプ100で給水ポンプの状態を
デイジタル入力で取込み、給水系が正常であるか
否かを判定する。正常な場合はプロセス量を取込
んで通常の制御動作を行うが、異常と判定される
と稼動中のポンプ容量に応じた主蒸気流量を第3
図の関係から求め、ステツプ130でそれを再循環
系操作信号に換算する。
その結果を現在の速度要求信号から減算して、
P/I演算後操作信号として出力する。
デイジタル制御を行う場合のフローは以上の通
りであるが、これも第6図の実施例のように変更
することも可能であり、その他種々の変形が考え
られる。
以上述べたように本発明の制御方法では、給水
ポンプトリツプなどの大きな外乱が加わつた場合
でも、原子炉水位を安定に保持しつつ、原子炉出
力を許容最大限に維持することが可能であり、大
形動力炉などに適用するとその効果は非常に大で
ある。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明に関する原子力プラントの制御
系統を示す図、第2図は本発明の制御方法の一実
施例図、第3図は給水ポンプ容量と速度要求信号
の制限値を定める関係図、第4図は第2図実施例
の動作説明図、第5図及び第6図は他の実施例及
び動作説明図、第7図はデイジタル的に制御する
場合のフロー線図の一例である。 1……原子炉、2……主蒸気管、3……加減
弁、4……タービン、5……復水器、6……給水
ポンプ、7……給水配管、8……水位設定器、9
……水位検出器、10……調節計、11……調節
計、13……蒸気流量検出器、14……給水流量
検出器、15……速度設定器、16……調節計、
17……速度制御信号、21……駆動モータ、2
2……流体継手、23……発電機、24……再循
環ポンプ、25……駆動モータ、26……速度検
出器。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 複数の給水ポンプならびにその流量により炉
    出力が調整可能な再循環流量制御手段とを有する
    原子力プラントにおいて、給水ポンプの状態を判
    定する手段、該給水ポンプの状態に応じて再循環
    流量を決定する手段とを有し、稼動可能なポンプ
    の容量に応じて自動的に再循環流量を制御するご
    とくした原子炉出力制御方法。 2 特許請求範囲第1項記載の制御方法におい
    て、給水ポンプに異常が発生した場合、一時的に
    再循環流量を急速減少させ、一定時間後自動的に
    給水ポンプの状態に応じた値に再循環流量を制御
    するごとくした原子炉出力制御方法。 3 特許請求範囲第1項記載の制御方法におい
    て、給水流量から再循環流量を決定する手段を備
    えた原子炉出力制御方法。
JP12835779A 1979-10-03 1979-10-03 Nuclear reactor power control method Granted JPS5651695A (en)

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JP12835779A JPS5651695A (en) 1979-10-03 1979-10-03 Nuclear reactor power control method
US06/192,993 US4440715A (en) 1979-10-03 1980-10-02 Method of controlling nuclear power plant

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JPS5651695A JPS5651695A (en) 1981-05-09
JPS6253797B2 true JPS6253797B2 (ja) 1987-11-12

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