JPS6262312B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS6262312B2 JPS6262312B2 JP54023203A JP2320379A JPS6262312B2 JP S6262312 B2 JPS6262312 B2 JP S6262312B2 JP 54023203 A JP54023203 A JP 54023203A JP 2320379 A JP2320379 A JP 2320379A JP S6262312 B2 JPS6262312 B2 JP S6262312B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- control rod
- control
- signal
- output
- pattern
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
Links
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 23
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 18
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 claims description 6
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 4
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 1
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子力発電所の原子炉出力を制御棒
(ここでは制御棒本体とその下部に設けられてい
る制御棒駆動機構部と制御棒位置検出部をも含め
て制御棒と総称し、以下においても同様の意味で
ある)の操作により制御する原子炉出力制御装置
に関する。
従来、原子力発電所において、原子炉出力を制
御棒の操作により制御する原子炉出力制御装置
は、第1図に示すように操作スイツチ、制御棒選
択スイツチ、制御棒位置表示部を備えた制御棒操
作パネル1、制御棒駆動制御装置2、制御棒駆動
装置3、制御棒位置監視装置4、および制御棒8
から構成されている。このような出力制御装置に
おいて、制御棒を操作する場合は、運転員が操作
しようとする制御棒を制御棒操作パネル1(以後
操作パネルと呼ぶ)上のスイツチで選択して、そ
の後、操作パネル1上の操作スイツチを操作する
ことにより、運転員の前記操作による運転員制御
棒操作要求信号aを制御棒駆動制御装置2に送信
し、この信号を制御棒駆動制御装置2により制御
棒駆動信号cに変換する。制御棒駆動装置3では
この制御棒駆動信号を制御棒駆動水圧信号dに変
換して制御棒8の駆動機構部に与えることにより
制御棒本体を水圧駆動で操作する。この時制御棒
8の位置信号eが制御棒位置監視装置4に入力さ
れ、ここでこの位置信号をコード化して、操作パ
ネル1上の表示部に表示する。この場合、運転員
は操作パネル1上に表示されている制御棒の位置
表示を常に注視しその位置が所定の位置になる時
点で操作スイツチをはなして制御棒の動作を停止
させる。
しかし乍らかかる従来の原子炉出力制御装置に
おいては、前述の如く手動で制御棒の操作、停止
を行なうようにしているため制御棒操作時は制御
棒表示器を常に注視している必要があり、操作誤
りをおこさない為の運転員の負担は非常に大きな
ものとなる。又、原子炉の運転においては原子炉
の出力レベルによつて操作する制御棒の順番と操
作量が異なるため、25%出力に対する制御棒のパ
ターン、50%出力に対する制御棒のパターン、75
%、100%出力に対する制御棒のパターンという
ように固有のパターンがある。従つて、原子炉の
出力レベルの変化に対応する制御棒パターンの変
更に際しては、その都度運転員がパターン変更表
を作成し、その表に従つて制御棒の操作を行なう
為に、パターン変更に要する時間及びその労力は
非常に大きい。更に負荷変動要求、つまり原子炉
の出力変動に対しては、一般に制御棒の引抜きに
より原子炉出力を上昇させたり、制御棒の挿入に
より原子炉出力を下降させたりする制御棒の操作
があるが、現在の装置ではこの制御棒の操作を手
動で行なう操作機構のみを有するだけなので負荷
変動要求に対する対応が困難である。
本発明は上記のような事情に鑑みなされたもの
で、前記運転員の負担を軽減すると共に運転員が
設定した出力値に従つた制御棒の自動操作による
出力制御が可能であり、又運転員が指定した位置
に制御棒を停止させることができる原子力発電所
の原子炉出力制御装置を提供することを目的とす
る。
以下本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。第2図において、11は手動又は自動操作の
選択信号h、手動操作選択時運転員の操作指示に
よる運転員制御棒操作要求信号(即ち、運転員に
より選択された制御棒操作信号)a、自動操作選
択時に設定される原子炉出力を変化させる方式を
示す出力モード信号iを送出する制御棒操作パネ
ルである。この場合、出力モードとしては大きく
分けてシングル操作モード、負荷設定モード、負
荷追従モードの3つが挙げられる。12は制御棒
操作パネル11からの信号が手動又は自動の何れ
であるかを判断する手動又は自動切替回路で、制
御棒操作信号bとして制御棒操作パネル11から
の運転員制御棒操作要求信号aと後述する制御棒
パターン制御装置からの制御棒自動操作信号jの
いずれかへ選択切替を行なうものである。13は
制御棒操作信号bを受けて、制御棒操作信号bに
従つた制御棒操作を実施する為の電気信号として
制御棒駆動信号cを発信する制御棒駆動制御装置
である。14はこの電気信号(制御棒駆動信号)
cを受け、実際に制御棒を動作させる水圧信号、
制御棒駆動水圧信号dに変換する制御棒駆動装置
である。15は制御棒駆動水圧信号dに従つて原
子炉150の炉心内を上,下移動すると共に位置
信号eを発する制御棒である。16は位置信号e
を受けてこれをコード化し、そのコード化された
制御棒位置信号fの発信と、制御棒位置の記憶を
行なう制御棒位置監視装置である。17は制御棒
パターン制御装置で、その内部構成は次のように
なつている。すなわち、17―1は自動操作選択
信号hと出力モード信号iとを受けて制御棒のパ
ターンと操作量の演算方式を判断し、その結果演
算モード信号K1を発信するモード判別回路であ
る。この場合、モード判定回路17―1には出力
モード信号iが負荷追従モード信号の時、負荷変
動量g、例えば系統からの出力変動要求に対応
し、現在の出力に対して例えば50%出力下降又は
出力上昇等の出力変化要求量が入力される。17
―2は演算モード信号K1を受け、制御棒のパタ
ーンと操作量を算出し、制御棒操作目標信号K2
を発信すると共に制御操作完了信号K3を受けて
全制御棒の操作が完了したか否かの判断を行なう
制御棒パターン演算回路である。この場合制御棒
操作目標信号K2は操作を行なうべき制御棒番号
と現在の制御棒位置と目標制御棒位置の関係から
定まるものである。17―3は制御棒操作目標信
号K2を受けて実際の制御棒操作要求信号に変換
し、制御棒自動操作要求信号jを発信すると共に
コード化された制御棒位置信号fを受けて目標制
御棒位置と比較し、操作の続行、停止の判断を行
なつて対応する制御棒自動操作要求信号jを発信
すると共に目標位置に達したとき制御棒操作完了
信号K3を発信する制御棒位置制御回路である。
次に本装置の作用について述べる。操作パネル
11で制御棒操作として手動又は自動の選定を行
なうと、手動又は自動操作選択信号hが手動の場
合h=0、自動の場合h=1として、手動又は自
動切替回路12及び制御棒パターン制御装置17
のモード判別回路17―1に加えられる。ここで
自動操作の場合には操作パネル11でモードの設
定が行なわれ、出力モード信号iとして前述のモ
ード判別回路17―1に出力される。ところで出
力モード信号iはモードを3種に設定して考える
と下記となる。
【表】
ここで、シングル操作モードとは運転員が操作
すべき制御棒とその目標位置をインプツトし、制
御棒を1本1本操作するモードである。又負荷設
定モードとは原子力出力レベルを設定し、その出
力レベルまで予め決められている手順で制御棒を
操作するモードである。更に負荷追従モードとは
負荷追従要求(例えば原子炉出力を100%−60%
に変動しなさい)に対し、自動的に操作すべき制
御棒と操作量を算出し、一般的には操作すべき制
御棒は複数になるので、それらの制御棒操作手順
を定め、その手順に従つて制御棒を自動的に操作
し、所定の原子炉出力とするモードである。
【表】
ここで、シングル操作モードは1回の制御棒操
作量に対応した出力変化を行ない、その操作を繰
返して行なうことにより所定の出力を得る方式
で、運転員が操作制御棒選択操作を繰返し行なう
やり方で、現在の原子力発電所にて行なわれてい
る方式である。
負荷設定モードは所定の原子炉出力を指示し、
指示された出力に対応する制御棒の操作過程を算
出し、その過程に従つて自動的に制御棒を操作
し、所定の出力を得る方式である。
負荷追従モードは原子力発電所が所属している
電力系統からの原子力発電所に対する出力変動要
求に対し、その出力変動量に対応する制御棒の操
作過程を算出し、その過程に従つて自動的に制御
棒を操作し、所定の出力を得る方式である。
ところで、シングル操作モードでx座標―18、
y座標03の制御棒を位置18まで移動させる場
合、出力モード信号iは
i=i(0,18,03,18,0,0)
となる。
又負荷設定モードで100%出力制御棒パターン
にて75%出力まで出力を移行させる場合出力モー
ド信号iは
i=i(1,0,0,0,75,3)
となる。
又負荷追従モードの場合出力モード信号iは
i=i(2,0,0,0,0,0)
となる。
又手動操作の場合には操作パネル11の操作ス
イツチ信号が運転員制御棒操作要求信号aとして
手動又は自切替回路12に出力される。ところで
該信号aは
a=a(x,y,u)
x:操作制御棒x座標
y:操作制御棒y座標
u:操作信号
u=u(u1,u2,u3,u4)
u1:挿入で“1”(通常“0”)
u2:引抜で“1”( 〃 )
u3:連続引抜で“1”( 〃 )
u4:緊急挿入で“1”( 〃 )
である。従つてx座標18、y座標03の制御棒を連
続引抜する場合
a=a(18,03,0,1,1,0)
となる。
モード判定回路17―1は操作パネル11から
の信号hが自動であるか否かを判定し、手動であ
れば、何の処理も行なわない。自動であればモー
ド信号iを判断し、モードに対応する演算モード
信号K1を算出し、制御棒パターン演算回路17
―2に出力する。K1は
K1=K1(n,i,g)
n:演算パターン、 n=0〜2
i:前記モード信号
g:負荷変動量
である。演算パターンnは下記にて演算し求めら
れる。前記モード信号iのモードm=0(即ちシ
ングル操作モード)で、前記モード信号iに含ま
れる座標x,yの制御棒を制御棒目標位置PTま
で操作する場合、n=0とし、モード信号iの
x,y,PTをそのまま使用し、制御棒操作する
ことを示す。又前記モード信号iのモードm=1
(即ち負荷設定モード)で前記モード信号iに含
まれる負荷設定LSまで、制御棒パターン番号
CRPのパターンで原子炉負荷を変化させる場合n
=1とする。又前記モード信号iのモードm=2
(即ち負荷追従モード)で、入力した負荷変動量
gだけ原子炉負荷を変化させる場合n=2とす
る。
制御棒パターン演算回路17―2では、演算モ
ード信号K1を判別し、対応する制御棒パターン
と、制御棒操作シーケンスの算出を行なう。次に
制御棒操作シーケンスに従がい、操作する制御棒
の番号と目標位置を制御棒位置制御回路17―3
に制御棒操作目標信号K2として出力する。前記
信号K2は
K2=K2(x,y,PT)
x:操作制御棒x座標
y:操作制御棒y座標
PT:目標位置
で示される。例えば、前記信号K1の演算パター
ンnがn=0の場合前記信号K1のモード信号i
に含まれる制御棒座標と制御棒目標位置をそのま
ま前記信号K2のx,y,PTとして出力する。又
前記信号K1の演算パターンnがn=1の場合に
は予じめ用意されたテーブルに記憶されている制
御棒パターン番号CRP(0〜4)に対応した制御
棒操作シーケンスの中から、前記信号K1のモー
ド信号iに含まれる制御棒パターン番号に対応し
た制御棒操作シーケンスを選択する。即ち、制御
棒パターン番号CRPに対応した制御棒操作シーケ
ンスをテーブル方式で、例えばCRP=0のときテ
ーブル1、CRP=1のときテーブル2、CRP=2
のときテーブル3、CRP=3のときテーブル4、
CRP=4のときテーブル5と記憶しておき、モー
ド信号iで指定されてくるCRP番号に対応するテ
ーブルをテーブル1〜5の中から選択することに
より、対応する制御棒操作シーケンスを求めるこ
とができる。制御棒操作シーケンスSは
S={S(u,p,Su)}u=1〜v(v:シ
ーケンス数)
u:シーケンス番号
p:原子炉出力
Su:制御棒座標と位置
Su:S(x,y,p)
x:制御棒x座標
y:制御棒y座標
p:制御棒位置
で示される。該当する制御棒操作シーケンスSを
選択したら、現在の各々の制御棒位置と、原子炉
出力とから、現状のシーケンス番号uを求める。
また前記信号K1のモード信号iに含まれる負荷
設定値に対応するシーケンス番号uLを求める。
今シーケンス番号uが増えると原子炉出力が増え
る方向にあるとし、また前記負荷設定値が現状負
荷より大きいと仮定すると、シーケンス番号u+
1からuLまでの該当するそれぞれの制御棒座標
と位置を示すSU+1からSULまでの信号を制御棒
操作目標信号K2として順次出力する。すなわ
ち、SU+1が制御棒操作目標信号K2として出力さ
れ、制御棒位置制御回路17―3から、制御棒操
作完了信号K3が入力されるとSu+2を制御棒操作
目標信号K2として出力する。以下順次SuLまで
の信号を制御棒操作目標信号K2として出力し、
負荷設定LSに到り操作が終了する。又前記信号
K1の演算パターンnがn=2の場合、前記信号
K1から含まれる負荷変動量gと、現状負荷とか
ら負荷変動後の各制御棒の位置を原子炉炉心性能
計算式により求める。現在の各制御棒の位置か
ら、求めた各制御棒の位置まで、制御棒操作によ
る、原子炉出力の局所出力の変動が異常とならな
い様に、操作シーケンスを算出する。求めたシー
ケンスをSgとする。
Sg={S(u,p,Su)}u=1〜w
W:求まつたシーケンス数
求めたシーケンスをu=1から順番に制御棒操
作目標信号K2として出力し、u=wの操作によ
り、所定の出力変動量を得たところで操作は終了
する。制御棒位置制御回路17―3では制御棒操
作目標信号K2と現在の制御棒位置とを比較し、
挿入又は引き抜きかの判定を行ない、制御棒座標
と制御棒の操作信号を制御棒自動操作要求信号j
として手動又は自動切替回路12に出力する。
ところで該信号jは、
j=j(x,y,u)
x:操作制御棒x座標
y:操作制御棒y座標
u:操作信号
u=u(u1,u2,u3,u4)
u1:挿入で“1”(通常“0”)
u2:引抜で“1”( 〃 )
u3:連続引抜で“1”( 〃 )
u4:緊急挿入で“1”( 〃 )
で示される。
手動又は自動切替回路12では手動又は自動操
作切替信号hにより、手動の場合には運転員制御
棒操作要求信号aを制御棒操作信号bとして出力
する。該信号bは制御棒駆動制御装置13で制御
棒駆動信号cに変換された後、制御棒駆動装置1
4で制御棒駆動水圧信号dに変換され、制御棒を
動作させる。自動の場合は制御棒自動操作要求信
号jを制御棒操作信号bとして出力し、前述の処
理を経て制御棒を動作させる。制御棒位置は、制
御棒位置監視装置16でコード化され、信号fと
して、制御棒位置制御回路17―3に入力され
る。制御棒位置制御回路17―3では、目標値と
該信号fとを比較し、操作続行か停止かの判断を
行ない、続行の場合前回と同様な制御棒自動操作
要求信号jを出力し、停止の場合は制御棒自動操
作要求信号jを停止する。かくして制御棒が目標
位置に達すると、制御棒操作完了信号K3を出力
する。制御棒パターン演算回路17―2では全て
の制御棒操作が完了したかどうかを判断し、未完
了の場合はシーケンスを1つ進め、対応する制御
棒座標と目標位置を前記信号K2として出力し、
操作を続行させる。完了した場合は制御棒操作を
停止する。
以上が本装置の作用であるが制御棒パターン制
御装置17は必ずしも本発明の如き構成をとる必
要はない。又モードとして本発明では3種を示し
ているが必ずしも3種である必要はない。又各モ
ードに対する演算モードに対応し、テーブル方
式、炉心性能計算演算方式にて説明したが、必ず
しもその必要はなく、任意でよい。更に本実施例
では制御棒駆動を水圧信号で行なうことで説明し
たが、必ずしも水圧信号ではなくてもよく、モー
ド駆動等の電気信号であつてもさしつかえはな
い。
以上述べたように本発明によれば運転員が設定
した出力値、或は他装置からの負荷変動量に従が
い、操作すべき制御棒と、制御棒操作量を算出し
て前記制御棒の自動操作による操作量分の操作に
より、原子炉出力を制御することが可能なので運
転員の負担を軽減することができ、又、運転員が
指定した位置で自動的に停止させることができる
原子力発電所の原子炉出力制御装置が提供出来
る。 DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention is a method of controlling the reactor output of a nuclear power plant by controlling the power output of a control rod (here, a control rod body, including a control rod drive mechanism section and a control rod position detection section provided below the control rod body). This invention relates to a nuclear reactor power control device that is controlled by the operation of control rods (hereinafter also referred to as control rods). Conventionally, in nuclear power plants, reactor output control devices that control reactor output by operating control rods are equipped with control rods equipped with an operation switch, a control rod selection switch, and a control rod position display section, as shown in Figure 1. Operation panel 1, control rod drive control device 2, control rod drive device 3, control rod position monitoring device 4, and control rod 8
It consists of In such an output control device, when operating a control rod, the operator selects the control rod to be operated using a switch on the control rod operation panel 1 (hereinafter referred to as the operation panel), and then By operating the operation switch on 1, the operator's control rod operation request signal a according to the operator's operation is transmitted to the control rod drive controller 2, and this signal is sent to the control rod drive controller 2 as a control rod drive signal. Convert to c. The control rod drive device 3 converts this control rod drive signal into a control rod drive hydraulic pressure signal d and supplies it to the drive mechanism section of the control rod 8, thereby operating the control rod body by hydraulic drive. At this time, the position signal e of the control rod 8 is input to the control rod position monitoring device 4, where this position signal is encoded and displayed on the display section on the operation panel 1. In this case, the operator always watches the position display of the control rod displayed on the operation panel 1, and when the position reaches a predetermined position, releases the operation switch to stop the operation of the control rod. However, in such conventional reactor power control systems, as mentioned above, the control rods are operated and stopped manually, so it is necessary to always keep an eye on the control rod indicator when operating the control rods. , the burden on the operator to avoid operational errors becomes extremely large. In addition, in the operation of a nuclear reactor, the order and amount of control rods to be operated differ depending on the output level of the reactor, so the control rod pattern for 25% output, the control rod pattern for 50% output, 75
There are unique patterns such as control rod patterns for % and 100% output. Therefore, when changing the control rod pattern in response to changes in the reactor's output level, operators create a pattern change table each time and operate the control rods according to the table. The time and effort required are very large. Furthermore, in response to load fluctuation requests, that is, fluctuations in the reactor output, there is generally a control rod operation that increases the reactor output by withdrawing the control rods or decreases the reactor output by inserting the control rods. However, since the current equipment only has an operating mechanism for manually operating the control rods, it is difficult to respond to load fluctuation requests. The present invention was developed in view of the above circumstances, and it reduces the burden on the operator, enables output control by automatic operation of control rods according to the output value set by the operator, and allows the operator to The purpose of the present invention is to provide a reactor power control device for a nuclear power plant that can stop control rods at a specified position. An embodiment of the present invention will be described below with reference to the drawings. In FIG. 2, 11 indicates a manual or automatic operation selection signal h, an operator control rod operation request signal (i.e., a control rod operation signal selected by the operator) according to an operator's operation instruction when manual operation is selected, and an automatic control rod operation signal a. This is a control rod operation panel that sends out an output mode signal i indicating a method of changing the reactor output set at the time of operation selection. In this case, the output mode can be broadly divided into three types: single operation mode, load setting mode, and load following mode. Reference numeral 12 denotes a manual or automatic switching circuit that determines whether the signal from the control rod operation panel 11 is manual or automatic, and receives an operator control rod operation request signal a from the control rod operation panel 11 as a control rod operation signal b. and a control rod automatic operation signal j from a control rod pattern control device to be described later. Reference numeral 13 denotes a control rod drive control device that receives the control rod operation signal b and transmits a control rod drive signal c as an electric signal for operating the control rod according to the control rod operation signal b. 14 is this electrical signal (control rod drive signal)
water pressure signal that receives c and actually operates the control rod,
This is a control rod drive device that converts the control rod drive hydraulic pressure signal d. Reference numeral 15 denotes a control rod that moves upward and downward within the core of the nuclear reactor 150 in accordance with the control rod drive water pressure signal d and emits a position signal e. 16 is the position signal e
The control rod position monitoring device receives the control rod position signal f, codes it, transmits the coded control rod position signal f, and stores the control rod position. 17 is a control rod pattern control device, and its internal configuration is as follows. That is, 17-1 is a mode discrimination circuit which receives the automatic operation selection signal h and the output mode signal i, judges the control rod pattern and operation amount calculation method, and outputs the calculation mode signal K1 as a result. In this case, when the output mode signal i is a load following mode signal, the mode determination circuit 17-1 responds to the load fluctuation amount g, for example, an output fluctuation request from the grid, and output decreases by, for example, 50% with respect to the current output. Alternatively, a requested amount of output change such as an increase in output is input. 17
-2 receives the calculation mode signal K1 , calculates the control rod pattern and operation amount, and outputs the control rod operation target signal K2.
This is a control rod pattern calculation circuit that sends a control operation completion signal K3 and determines whether or not the operation of all control rods has been completed. In this case, the control rod operation target signal K2 is determined from the relationship between the control rod number to be operated, the current control rod position, and the target control rod position. 17-3 receives the control rod operation target signal K2 , converts it into an actual control rod operation request signal, transmits the control rod automatic operation request signal j, and receives the coded control rod position signal f to perform target control. Control rod position control that compares the rod position and determines whether to continue or stop the operation and sends the corresponding control rod automatic operation request signal j, and also sends the control rod operation completion signal K3 when the target position is reached. It is a circuit. Next, the operation of this device will be described. When manual or automatic control rod operation is selected on the operation panel 11, the manual or automatic operation selection signal h is set to h=0 for manual and h=1 for automatic, and the manual or automatic switching circuit 12 and control rod pattern are set. Control device 17
is added to the mode discrimination circuit 17-1. In the case of automatic operation, the mode is set on the operation panel 11 and outputted as an output mode signal i to the mode discrimination circuit 17-1 described above. By the way, the output mode signal i is as follows when three modes are set. [Table] Here, the single operation mode is a mode in which the operator inputs the control rods to be operated and their target positions, and operates the control rods one by one. The load setting mode is a mode in which a nuclear power output level is set and the control rods are operated in a predetermined procedure up to that output level. Furthermore, load following mode is a load following request (for example, reducing the reactor output to 100% - 60%).
The control rods to be operated and the amount of operation are automatically calculated for the control rods to be operated.Generally, there are multiple control rods to be operated, so the procedure for operating those control rods is determined and the procedure is followed. Therefore, this is a mode in which the control rods are automatically operated to achieve a predetermined reactor output. [Table] Here, the single operation mode is a method in which the output is changed corresponding to the amount of control rod operation once, and a predetermined output is obtained by repeating this operation, and the operator selects the control rod. This is a repeated process, which is the method used in current nuclear power plants. Load setting mode commands a predetermined reactor power,
This method calculates the control rod operation process corresponding to the instructed output, and automatically operates the control rod according to that process to obtain a predetermined output. Load following mode calculates the control rod operation process that corresponds to the amount of output fluctuation in response to an output fluctuation request to the nuclear power plant from the power system to which the nuclear power plant belongs, and automatically operates according to that process. This method operates control rods to obtain a predetermined output. By the way, in single operation mode the x coordinate -18,
When moving the control rod at y-coordinate 03 to position 18, the output mode signal i becomes i=i(0, 18, 03, 18, 0, 0). In addition, when the output is shifted to 75% output in the 100% output control rod pattern in the load setting mode, the output mode signal i becomes i=i (1, 0, 0, 0, 75, 3). In addition, in the case of load following mode, the output mode signal i becomes i=i(2,0,0,0,0,0). In the case of manual operation, an operation switch signal from the operation panel 11 is outputted to the manual or automatic switching circuit 12 as an operator control rod operation request signal a. By the way, the signal a is a=a( x , y ,u) 1 : “1” for insertion (usually “0”) u 2 : “1” for withdrawal (〃) u 3 : “1” for continuous withdrawal (〃) u 4 : “1” (〃) for emergency insertion . Therefore, when the control rod with x coordinate 18 and y coordinate 03 is continuously withdrawn, a=a(18, 03, 0, 1, 1, 0). The mode determination circuit 17-1 determines whether the signal h from the operation panel 11 is automatic or not, and if it is manual, no processing is performed. If automatic, the mode signal i is determined, the calculation mode signal K1 corresponding to the mode is calculated, and the control rod pattern calculation circuit 17
- Output to 2. K 1 is K 1 =K 1 (n, i, g) n: calculation pattern, n=0 to 2 i: the mode signal g: load fluctuation amount. The calculation pattern n is calculated and obtained as follows. When the control rod at the coordinates x, y included in the mode signal i is operated to the control rod target position P T in the mode m of the mode signal i (i.e., single operation mode), n=0 and the mode signal This shows that x, y, and P T of i are used as they are to operate the control rod. Moreover, the mode m of the mode signal i is 1
(i.e. load setting mode) up to the load setting L S included in the mode signal i, the control rod pattern number
When changing the reactor load in the CR P pattern n
=1. Moreover, the mode m of the mode signal i is 2.
(that is, load following mode), when changing the reactor load by the input load fluctuation amount g, n=2. The control rod pattern calculation circuit 17-2 determines the calculation mode signal K1 and calculates the corresponding control rod pattern and control rod operation sequence. Next, according to the control rod operation sequence, the number and target position of the control rod to be operated are determined by the control rod position control circuit 17-3.
output as control rod operation target signal K2 . The signal K 2 is expressed as K 2 =K 2 (x, y, P T ) x: control rod x coordinate y: control rod y coordinate P T : target position. For example, if the calculation pattern n of the signal K 1 is n=0, the mode signal i of the signal K 1
The control rod coordinates and control rod target position contained in the signal K2 are output as they are as x, y, and P T of the signal K2 . If the calculation pattern n of the signal K1 is n=1, select one of the control rod operation sequences corresponding to the control rod pattern number CR P (0 to 4) stored in a table prepared in advance. , selects a control rod operation sequence corresponding to the control rod pattern number included in the mode signal i of the signal K1 . That is, the control rod operation sequence corresponding to the control rod pattern number CR P is expressed in a table format, for example, table 1 when CR P = 0, table 2 when CR P = 1, and table 2 when CR P = 2.
Table 3 when CR P = 3, Table 4 when CR P = 3,
When CR P = 4, store Table 5, and select the table corresponding to the CR P number specified by mode signal i from Tables 1 to 5 to find the corresponding control rod operation sequence. be able to. The control rod operation sequence S is as follows: S = {S (u, p, S u )} u = 1 to v (v: number of sequences) u: sequence number p: reactor power S u : control rod coordinates and position Su: S (x, y, p) x: control rod x coordinate y: control rod y coordinate p: control rod position. After selecting the corresponding control rod operation sequence S, the current sequence number u is determined from the current position of each control rod and the reactor output.
Further, the sequence number u L corresponding to the load setting value included in the mode signal i of the signal K 1 is determined.
Assuming that the reactor output is increasing as the sequence number u increases, and assuming that the load setting value is greater than the current load, the sequence number u+
The signals from S U+1 to S UL indicating the corresponding control rod coordinates and positions from 1 to u L are sequentially output as control rod operation target signals K 2 . That is, S U+1 is output as the control rod operation target signal K2 , and when the control rod operation completion signal K3 is input from the control rod position control circuit 17-3, S U+2 is output as the control rod operation target signal K2. Output as K 2 . The signals up to S uL are then sequentially output as the control rod operation target signal K2 ,
The operation ends when the load setting L S is reached. Also, the signal
If the calculation pattern n of K 1 is n=2, the signal
The position of each control rod after the load change is calculated from the load change amount g included from K1 and the current load using the reactor core performance calculation formula. An operation sequence is calculated from the current position of each control rod to the determined position of each control rod so that fluctuations in the local reactor output due to control rod operations do not become abnormal. Let the obtained sequence be S g . S g = {S (u, p, S u )} u = 1 ~ w W: number of determined sequences The determined sequences are output as control rod operation target signals K 2 in order from u = 1, and u = w The operation ends when a predetermined amount of output fluctuation is obtained. The control rod position control circuit 17-3 compares the control rod operation target signal K2 with the current control rod position.
Determines whether to insert or withdraw, and sends the control rod coordinates and control rod operation signal to the control rod automatic operation request signal j
It is output to the manual or automatic switching circuit 12 as follows. By the way, the signal j is: j=j (x, y, u) x: operation control rod x coordinate y: operation control rod y coordinate u: operation signal u=u (u 1 , u 2 , u 3 , u 4 ) u 1 : “1” for insertion (usually “0”) u 2 : “1” for withdrawal (〃) u 3 : “1” for continuous withdrawal (〃) u 4 : “1” for emergency insertion (〃) shown. The manual/automatic switching circuit 12 outputs an operator control rod operation request signal a as a control rod operation signal b in the case of manual operation using a manual or automatic operation switching signal h. The signal b is converted into a control rod drive signal c by the control rod drive controller 13, and then the control rod drive controller 1
4, it is converted into a control rod drive water pressure signal d, which operates the control rods. In the case of automatic operation, the control rod automatic operation request signal j is output as the control rod operation signal b, and the control rods are operated through the above-mentioned processing. The control rod position is encoded by the control rod position monitoring device 16 and input as a signal f to the control rod position control circuit 17-3. The control rod position control circuit 17-3 compares the target value with the signal f and determines whether to continue or stop the operation. If the control rod position control circuit 17-3 continues, it outputs the same control rod automatic operation request signal j as before and stops the operation. In this case, control rod automatic operation request signal j is stopped. When the control rod reaches the target position in this way, it outputs a control rod operation completion signal K3 . The control rod pattern calculation circuit 17-2 determines whether all control rod operations have been completed, and if not, advances the sequence by one and outputs the corresponding control rod coordinates and target position as the signal K2. ,
Allow the operation to continue. When completed, stop control rod operations. The above is the operation of the present device, but the control rod pattern control device 17 does not necessarily have to have the configuration of the present invention. In addition, although three types of modes are shown in the present invention, it is not necessary that there are three types. In addition, although the table method and core performance calculation method have been described in correspondence to the calculation mode for each mode, it is not necessary and may be any arbitrary method. Further, in this embodiment, the control rods are driven by a hydraulic signal, but the hydraulic signal does not necessarily have to be used, and an electric signal such as a mode drive signal may be used. As described above, according to the present invention, the control rod to be operated and the amount of control rod operation are calculated according to the output value set by the operator or the amount of load fluctuation from other equipment, and the control rod is controlled. It is possible to control the reactor output by automatically controlling the amount of operation, reducing the burden on the operator, and nuclear power generation that can automatically stop at the position specified by the operator. We can provide nuclear reactor power control equipment for your location.
第1図は従来の原子炉出力制御装置を示すブロ
ツク構成図、第2図は本発明の一実施例を示すブ
ロツク構成図である。
11…制御棒操作パネル、12…手動又は自動
切替回路、13…制御棒駆動制御装置、14…制
御棒駆動装置、15…制御棒、16…制御棒位置
監視装置、17…制御棒パターン制御装置、17
―1…モード判定回路、17―2…制御棒パター
ン演算回路、17―3…制御棒位置制御回路。
FIG. 1 is a block diagram showing a conventional nuclear reactor power control system, and FIG. 2 is a block diagram showing an embodiment of the present invention. 11... Control rod operation panel, 12... Manual or automatic switching circuit, 13... Control rod drive control device, 14... Control rod drive device, 15... Control rod, 16... Control rod position monitoring device, 17 ... Control rod pattern control device , 17
-1...Mode determination circuit, 17-2...Control rod pattern calculation circuit, 17-3...Control rod position control circuit.
Claims (1)
より制御する原子炉出力制御装置において、手動
操作が選択され運転員の操作指示を受けると運転
員制御棒操作要求信号を送出し、また自動操作が
選択されると予め設定された原子炉出力を変化さ
せる方式を示す出力モード信号を送出する制御棒
操作パネルと、この制御棒操作パネルで自動操作
が選択されたことを判別し且つ前記制御棒操作パ
ネルから出力モード信号が入力されると制御棒の
パターンと操作量の算出に際する演算方式を前記
原子炉出力を変化させる方式から判断して演算モ
ード信号を出力するモード判定部、このモード判
定部から出力される演算モード信号をもとに制御
棒パターンと操作量を算出すると共に制御棒制御
シーケンスに従つて制御棒操作目標信号を送出す
る制御棒パターン演算部、この制御棒パターン演
算部から制御棒操作目標信号が入力されるとこの
制御棒操作目標信号と現在の制御棒位置とを比較
して挿入又は引き抜きかの判定を行ない、制御棒
の操作信号を制御棒自動操作要求信号として送出
する制御棒位置制御部からなる制御棒パターン制
御装置と、前記制御棒操作パネルで手動操作又は
自動操作の何れが選択されたかを判別して前記制
御棒操作パネルから出される運転員制御棒操作要
求信号及び前記制御棒パターン制御装置の制御棒
位置制御部から出される制御棒自動操作信号の何
れかに選択切替し、これを制御棒操作信号として
送出する手動/自動切替回路と、この手動/自動
切替回路から出される制御棒操作信号を受けると
前記制御棒を駆動制御する装置と、前記制御棒か
ら出される制御棒位置信号を前記制御棒パターン
制御装置の制御棒位置制御部に送出する制御棒位
置監視装置とを備えたことを特徴とする原子力発
電所の原子炉出力制御装置。1. In a reactor output control device that controls the reactor output of a nuclear power plant by operating control rods, when manual operation is selected and an operation instruction from an operator is received, an operator control rod operation request signal is sent, and automatic operation is also performed. a control rod operation panel that sends out an output mode signal indicating a method of changing the reactor output set in advance when the reactor output is selected; and a control rod operation panel that determines that automatic operation has been selected and that controls the a mode determination unit that, when an output mode signal is input from an operation panel, determines a calculation method for calculating a control rod pattern and a manipulated variable from a method for changing the reactor output, and outputs a calculation mode signal; A control rod pattern calculation unit that calculates a control rod pattern and operation amount based on a calculation mode signal output from the determination unit and sends out a control rod operation target signal according to a control rod control sequence, and this control rod pattern calculation unit When a control rod operation target signal is input from , this control rod operation target signal is compared with the current control rod position to determine whether to insert or withdraw the control rod, and the control rod operation signal is used as a control rod automatic operation request signal. A control rod pattern control device consisting of a control rod position control unit to be sent out, and an operator control rod operation that is issued from the control rod operation panel after determining whether manual operation or automatic operation is selected on the control rod operation panel. a manual/automatic switching circuit for selectively switching between a request signal and a control rod automatic operation signal issued from a control rod position control unit of the control rod pattern control device and sending this as a control rod operation signal; A device that drives and controls the control rods upon receiving a control rod operation signal issued from an automatic switching circuit, and a control device that sends a control rod position signal issued from the control rods to a control rod position control unit of the control rod pattern control device. 1. A reactor power control device for a nuclear power plant, comprising a rod position monitoring device.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2320379A JPS55114990A (en) | 1979-02-28 | 1979-02-28 | Power control device in atomic power plant |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2320379A JPS55114990A (en) | 1979-02-28 | 1979-02-28 | Power control device in atomic power plant |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS55114990A JPS55114990A (en) | 1980-09-04 |
JPS6262312B2 true JPS6262312B2 (en) | 1987-12-25 |
Family
ID=12104103
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2320379A Granted JPS55114990A (en) | 1979-02-28 | 1979-02-28 | Power control device in atomic power plant |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS55114990A (en) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH0652309B2 (en) * | 1985-08-05 | 1994-07-06 | 株式会社日立製作所 | Control rod automatic operation device |
-
1979
- 1979-02-28 JP JP2320379A patent/JPS55114990A/en active Granted
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS55114990A (en) | 1980-09-04 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0614845A2 (en) | Crane safety apparatus | |
CN110989403B (en) | Comprehensive energy regulation and control system, control method thereof and server | |
EP0414256B1 (en) | Automation system for nuclear power plants | |
US3916445A (en) | Training simulator for nuclear power plant reactor coolant system and method | |
JPS6262312B2 (en) | ||
JP3435280B2 (en) | Maintenance monitoring device for plant instrumentation control device | |
JPH06231380A (en) | Process display device | |
JP2621913B2 (en) | Plant operation control device | |
JPH08327777A (en) | Critical point prediction device | |
JPS6262313B2 (en) | ||
JPS61148324A (en) | Process display unit | |
JP3893563B2 (en) | Control rod position display device | |
JPS621007A (en) | Plant supervisory and controlling equipment | |
CN115013388A (en) | But manipulation load system of automatically regulated parameter | |
CN110828003B (en) | Signal processing system | |
JP2719139B2 (en) | Screen display device | |
JPS6191597A (en) | Driving controller for moving type incore calibrator | |
JP2023032327A (en) | Automatic output adjustment device and automatic output adjustment method | |
JP4369772B2 (en) | Reactor power control method and apparatus | |
JPS58124987A (en) | Control rod operation guide device for atomic power plant | |
JPH05227800A (en) | Automatic voltage regulator | |
JPS629408A (en) | Monitor and display device for plant operation | |
JP2541698B2 (en) | Central control panel of the plant | |
Bernard et al. | Design, installation, and initial use of a smart operator aid | |
JPS62203093A (en) | Nuclear reactor controller |