JPS63196896A - 原子炉出力制御装置 - Google Patents

原子炉出力制御装置

Info

Publication number
JPS63196896A
JPS63196896A JP62030076A JP3007687A JPS63196896A JP S63196896 A JPS63196896 A JP S63196896A JP 62030076 A JP62030076 A JP 62030076A JP 3007687 A JP3007687 A JP 3007687A JP S63196896 A JPS63196896 A JP S63196896A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
flow rate
core
core flow
output
control rod
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.)
Pending
Application number
JP62030076A
Other languages
English (en)
Inventor
吉川 龍生
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Original Assignee
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp, Nippon Atomic Industry Group Co Ltd filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP62030076A priority Critical patent/JPS63196896A/ja
Publication of JPS63196896A publication Critical patent/JPS63196896A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)

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。

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の目的] (産業上の利用分野) 本発明は、原子力発電プラントに配置され、原子炉出力
を運転計画の負荷曲線に従って変化させる原子炉出力制
御装置に関する。
(従来の技術) 一般に、沸騰水型原子炉では、制御棒と炉心流量の繰作
によって原子炉出力を制御する。
第3図のグラフは、縦軸を原子炉熱出力、横軸を炉心流
量としてその関係を示すもので、炉心流量を繰作すると
原子炉出力は、実mA、B、Cで示すような流量制御曲
線に沿って変化する。そして、制御棒を繰作すると、あ
る流量制御曲線から、他の流量制御曲線へと移動する。
また、沸騰水型原子炉には、各種の運転制限があり、出
力分布に依存する運転制限として線出力密度と限界出力
密度とがある。線出力密度は燃料ベレットと燃料被覆管
の相互作用により燃料被覆管が破損しないようにするた
めの指標であり、限界出力密度は燃料被覆管と冷却材間
の伝熱が悪化しないようにするための指標である。この
ため、原子炉の出力運転においては、随時、出力分布の
監視計算が行われ、運転制限のチェックが行われている
炉心流lを操作する場合は、炉心の出力がほぼ一様に変
化するので、監視結果から運転制限を満足する許容操作
範囲を容易に定めることができる。
一方、制御棒を操作する場合は出力が局所的に変化する
ため、監視結果から運転制限を満足する許容繰作範囲を
定めることは困難であり、予め操作後の炉心状態の予測
をオフライン、またはオンラインで行っている。
従来、運転計画として入力した負荷曲線に従って発電機
出力を制御する装置として、原子炉出力調整装置がある
。この装置は、発電機出力が、運転計画出力に一致する
ように炉心流量をw49I!するが、通常、制御棒の繰
作は行わずに使用する。これは、制御棒操作を行うと運
転制限を満足する炉心流量の許容操作範囲が変化するた
め、原子炉の運転状態に十分な余裕が必要であるためで
ある。
したがって原子炉の起動や停止など出力が大幅に変化す
る運転に対しては使用することができない。
そこで、原子炉の起動や停止など、出力が大幅に変化す
る場合は、出力分布の監視計算を随時行いながら、発電
機出力が計画出力にできるだけ一致するように制御棒操
作頻度を調整し、たとえば、計画出力より運転出力が小
さい場合は制御棒の引抜き操作頻度を増やし、計画出力
より運転出力が大きい場合は制御棒の繰作頻度を減らす
方法がとられている。
(発明が解決しようとする問題点) しかしながら、上述の従来の方法では、制御棒操作と炉
心流量操作を別々に行うため、特に原子炉の起動や停止
などにおいては、計画出力と運転出力の偏差が大きくな
り、電力供給量の計画からの偏差が増大するという問題
があった。
本発明は、かかる従来の事情に対処してなされたもので
、原子炉の起動や停止など出力が大幅に変化する場合で
も、制御棒と炉心流量を同時に併用繰作し、発電機出力
を従来に比べて計画出力に正確に一致させることのでき
る原子炉出力?1iII制御装置を提供しようとするも
のである。
[発明の構成] (問題点を解決するための手段) すなわち本発明の原子炉出力iup装置は、運転計画を
記憶する記憶部と、前記運転計画から目標発電機出力を
演算する計画負荷演算部と、炉心状態の監視結果および
前記運転計画による予定制御棒操作後の炉心状態予測結
果から炉心流量の許容操作範囲を算出するとともに予定
制御棒操作後の原子炉熱出力を前記目標発電機出力相当
とする予測炉心流量を算出し該予測炉心流量が前記許容
操作範囲内にあるか否かを判定する炉心状態監視予測計
算部と、この炉心状態監視予測計算部の判定結果に応じ
て制御棒を操作する制御棒パターン制脚部と、炉心流量
を前記許容操作範囲内で操作し原子炉熱出力を前記目標
発電機出力相当とする炉心流量制御部とを備えたことを
特徴とする。
(作用) 本発明の原子炉出力制御装置は、炉心状態の監視結果と
、運転計画での予定制御棒操作を行つた場合の炉心状態
予測結果を用いて、炉心流量の許容操作範囲と、予定制
御棒操作後の予測原子炉熱出力を運転言1画での発電機
出力に相当する原子炉熱出力に一致させるための予測炉
心流量を求め、この予測炉心流量が炉心流量の許容操作
範囲にある場合に予定制御棒操作を行うとともに、発電
機出力が運転計画の負荷に一致するように炉心流量を許
容操作範囲内で自動制御する。
したがって、原子炉の起動や停止など出力が大幅に変化
する場合でも、制御棒と炉心流量を同時に併用操作し、
発電機出力を従来に比べて計画出力に正確に一致させる
ことができる。
(実施例) 以下本発明の詳細を一実施例について図面を参照して説
明する。
第1図は、本発明の一実施例の原子炉出力制御装置の構
成を示すもので、この実施例の原子炉出力制御装置は、
記憶部1と、計画負荷演算部2と、炉心状態監視予測計
算部3と、制御棒パターン制御部4と、炉心流星制御部
5とから構成されている。
記憶部1には制御棒操作手順と、運転計画負荷曲線が記
憶されている。この制御!a桟佳作手順、ある制御棒を
ある引抜き位置から別の引抜き位置まで操作した後、別
の制御棒を繰作するという形の表となっており、運転計
画負荷曲線は、時刻対発電機出力の表となっている。
また、計画負荷演算器2は、計画負荷演算器2aと、タ
イマー2bとから構成されており、計画負荷演算器2a
にタイマー2bからの時刻と記憶部1内に記憶された運
転計画負荷曲線が入力され、目標発電機出力が算出され
る。
炉心状態監視予測計算部3には、プラントデータが入力
され、従来技術である炉心の物理モデルにより炉心の出
力分布と運転制限に対する余裕が監視計算される。また
、記憶部1内に記憶された制御棒操作手順が入力され、
炉心の物理モデルにより、次の操作予定の制御棒を繰作
した場合の炉心の出力分布と運転制限に対する余裕が予
測計算される。なお、この予測計算は1本の制御棒の操
作を単位としても、複数の制御棒の操作を単位としても
良い。
さらに、予定制御棒操作後の原子炉熱出力を目標発電機
出力相当に一致させる予測炉心流量が、第3図に示した
ような炉心流量制御曲線に基づいて計算される。また、
監視結果と予測結果それぞれに対して炉心流量の許容操
作範囲が算出される。
なお、炉心流量の許容操作範囲は、炉心流量の繰作によ
って出力分布の形が変化しないと近似して求められる。
第2図は、このような炉心流量の許容操作範囲を原子炉
熱出力炉心流量線図上に示すもので、同図において、実
線a、b、c、d、e、fはそれぞれ線出力密度、限界
出力密度、ロッドブロックライン、冷却材ポンプキャビ
テーション、冷却材ポンプ最小、冷却材ポンプ最大の制
限を示している。このうち、線出力密度および限界出力
密度以外はプラント毎に定まっており、出力分布に依存
しないため、固定記憶しておく。
そして、予測炉心流量が、許容運転範囲にある場合は、
制御棒操作許可信号が制御棒パターン制御部4に送られ
、同時に炉心流量制御部5に、監視結果と予測結果の両
方を満足する許容運転範囲が、原子炉熱出力に対する炉
心流量の上限値と下限値の表として送られる。
制御棒パターン制御部4では、制御棒操作許可信号が送
られている間、制御棒パターン制御装置4aにより予定
制御棒の操作を行うことを許脅し、オペレーターの操作
によって制御棒操作器4bから送られる制御棒操作信号
に応じて原子炉6の制御棒駆動tRfl17により制御
棒8を駆動する。そして、この間、炉心流量制御部5は
、炉心流量を発電機出力が運転計画の目標値に一致する
ように自動制御する。
すなわち、比教器5aで発電機出力とその目標値の偏差
が演算され、炉心流量演算器5bにおいてこの偏差と炉
心流量とから偏差をゼロとする炉心流量が演算される。
炉心流l許容範囲設定器5Cでは、炉心状態監視予測計
算部3からの炉心流量許容範囲の上限値、下限値の表を
用いて、炉心流量の上■値、下限値が演算され制限器5
dに送られる。そして、制限器5dは、炉心流量演算器
5bからの炉心流量を炉心流量許容範囲設定器5Cで設
定された炉心流量上限値、下限値内に制限して再循環流
量制御装置5eに送り、再循環流量制御袋25eにより
再循環ポンプ9に供給される発電機10からの電力を制
御し、炉心流量が制御される。
予測繰作単位の制御棒操作が終了すると、炉心状態監視
予測J1算部3は再び、上記手続を繰返す。
一方、予測炉心流量が許容操作範囲にない場合は、炉心
状態監視予測計算部3は制御棒操作許可信号を送信せず
、制御棒操作を禁止する。そして、炉心流量制御部5に
炉心流量の上限値、下限値の表を送り、炉心流量は、制
御棒繰作が行われる場合と同様に発電機出力が運転計画
の目標値に一致するよう炉心流産許容操作範囲内で自動
制御される。
なお、この場合、炉心状態監視予測計算部3は予定の制
御棒操作を行うことができるまでの時間を予測計算する
。この予測計算は、発電機出力が運転計画負荷に沿うよ
うに炉心流量が操作された場合を想定し、炉心内の中性
子吸収物質の変化を考慮して行う、そして、計算された
時間が経過すると再び、炉心状態の監視計算、予定制御
棒操作後の予測計算等の手続を繰返す。
また、炉心流量が上限値あるいは下限値に近づいた場合
、その旨をオペレーターに告知して、操作の中断や制御
棒8の挿入などの対応を促すこともできる。
すなわち、上記構成のこの実施例の原子炉出力制御装置
では、原子炉の起動や停止など出力が大幅に変化する場
合でも、制御棒操作と炉心流量操作を同時に併用し、発
電機出力を従来に比べて計画出力に正確に一致させるこ
とができる。
なお、この実施例では、冷却材を再循環ポンプ9で供給
する形式の沸騰水型原子炉について説明したが、本発明
はかかる実施例に限定されるものではなく、冷却材を供
給するポンプの型式および制w+i駆動型式等はどのよ
うな型式のものでも良い まな、制御棒8は、オペレー
ターの制御棒操作器4bからの操作信号に応じて駆動す
るよう構成したが、制御棒操作許可13号を制御棒繰作
信号とし、自動的に駆動することも可能である。
[発明の効果] 以上説明したように、本発明の原子炉出力制御装置によ
れば、原子炉の起動や停止など出力が大幅に変化する場
合でも、制御棒と炉心流量を同時に併用操作し、発電機
出力を従来に比べて計画出力に正確に一致させることが
できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の原子炉出力制御装置の一実施例を示す
構成図、第2図は原子炉熱出力炉心流星線図上の運転制
限項目に対する許容運転範囲例を示すグラフ、第3図は
原子炉熱出力炉心流量線図上の流量制御曲線を示すグラ
フである。 1・・・・・・・・・記憶部 2・・・・・・・・・計画負荷演算部 3・・・・・・・・・炉心状態監視予測計算部4・・・
・・・・・・制御棒パターン制御部5・・・・・・・・
・炉心流量制御部 出願人     日本原子カ事業株式会社出願人   
  株式会社 東 芝 代理人 弁理士  須 山 佐 − 第19

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)運転計画を記憶する記憶部と、前記運転計画から
    目標発電機出力を演算する計画負荷演算部と、炉心状態
    の監視結果および前記運転計画による予定制御棒操作後
    の炉心状態予測結果から炉心流量の許容操作範囲を算出
    するとともに予定制御棒操作後の原子炉熱出力を前記目
    標発電機出力相当とする予測炉心流量を算出し該予測炉
    心流量が前記許容操作範囲内にあるか否かを判定する炉
    心状態監視予測計算部と、この炉心状態監視予測計算部
    の判定結果に応じて制御棒を操作する制御棒パターン制
    御部と、炉心流量を前記許容操作範囲内で操作し原子炉
    熱出力を前記目標発電機出力相当とする炉心流量制御部
    とを備えたことを特徴とする原子炉出力制御装置。
JP62030076A 1987-02-12 1987-02-12 原子炉出力制御装置 Pending JPS63196896A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62030076A JPS63196896A (ja) 1987-02-12 1987-02-12 原子炉出力制御装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62030076A JPS63196896A (ja) 1987-02-12 1987-02-12 原子炉出力制御装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS63196896A true JPS63196896A (ja) 1988-08-15

Family

ID=12293708

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62030076A Pending JPS63196896A (ja) 1987-02-12 1987-02-12 原子炉出力制御装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS63196896A (ja)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH03128485A (ja) * 1989-10-12 1991-05-31 Toshiba Corp 原子炉の出力制御装置
JP2007272646A (ja) * 2006-03-31 2007-10-18 Hitachi Ltd プラントの制御装置
CN103117101A (zh) * 2013-01-19 2013-05-22 哈尔滨工程大学 用于一体化反应堆的启停辅助装置及一体化反应堆的冷启动方法
CN111174191A (zh) * 2020-01-02 2020-05-19 中国核电工程有限公司 一种反应堆启停系统及方法

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH03128485A (ja) * 1989-10-12 1991-05-31 Toshiba Corp 原子炉の出力制御装置
JP2007272646A (ja) * 2006-03-31 2007-10-18 Hitachi Ltd プラントの制御装置
JP4665815B2 (ja) * 2006-03-31 2011-04-06 株式会社日立製作所 プラントの制御装置
CN103117101A (zh) * 2013-01-19 2013-05-22 哈尔滨工程大学 用于一体化反应堆的启停辅助装置及一体化反应堆的冷启动方法
CN103117101B (zh) * 2013-01-19 2015-09-30 哈尔滨工程大学 用于一体化反应堆的启停辅助装置及一体化反应堆的冷启动方法
CN111174191A (zh) * 2020-01-02 2020-05-19 中国核电工程有限公司 一种反应堆启停系统及方法
CN111174191B (zh) * 2020-01-02 2022-03-04 中国核电工程有限公司 一种反应堆启停系统及方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH0769451B2 (ja) 実時間出力上昇を阻止する方法
Na et al. A model predictive controller for load-following operation of PWR reactors
KR20100043189A (ko) 축방향 출력분포 제어방법, 축방향 출력분포 제어시스템 및 축방향 출력분포 제어프로그램
JPS6037919B2 (ja) 原子力発電所の自動運転制御装置
US4299657A (en) Process for running a nuclear reactor cooled with light water
JPS61193094A (ja) 原子炉制御装置
JPS63196896A (ja) 原子炉出力制御装置
US4710341A (en) Apparatus and method for closed-loop control of reactor power
Choi et al. Preliminary Study of Model Predictive Control for Load Follow Operation of Holos Reactor
JPH0532720B2 (ja)
Na et al. Adaptive control for axial power distribution in nuclear reactors
JP2723310B2 (ja) 原子炉の出力制御装置
JP2594976B2 (ja) 機能階層構成出力制御システム
RU2743211C1 (ru) Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора
EP4073821B1 (en) Method for controlling a nuclear power plant and controller
JP3192812B2 (ja) 燃料移動計画方法、燃料移動計画装置および燃料移動装置
JP2585357B2 (ja) 原子炉の軸方向出力分布予測方法
CN116598027A (zh) 高温气冷堆动棒系统和方法、电子设备、可读存储介质
Rizki et al. Fuzzy Power Controller Design for Purdue University Research Reactor-1
JPS6338678B2 (ja)
JP2695914B2 (ja) 原子力発電所の運転操作ガイド装置
JP2522500B2 (ja) 原子炉運転制御方法
JPH02110399A (ja) 原子炉自動起動装置
JP2020187061A (ja) 原子力発電プラントの制御装置、原子力発電プラントおよび原子力発電プラントの制御方法
Holló et al. Fault Modelling and verification Methods Used for Automated Failure Analysis in Paks NPP