JPS63279199A - 沸騰水型原子力発電プラントの負荷追従制御方法 - Google Patents

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】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、沸騰水型原子力発電プラントの負荷追従制御
方式に係り、特に自然循環炉に好適な負荷追従制御方式
に関するものである。

〔従来の技術〕

従来の沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉冷却材再
循環系を有しているため、炉心流量を制御することによ
り原子炉内のボイド量を変化させることが可能である。

このことは、沸騰水型の特徴であって、負のボイド反応
度を利用して、出力制御（蒸気流量で３０％／分以上）
を行えることを意味している。

しかしながら、第３図に示したような、炉心流量の制御
機能を有しない（自然循環型の）沸騰水型原子カプラン
トでは、上記の様な出力制御を行うことが困難である。

以下にその理由を述べる。

（ｉ）蒸気加減弁１０を用いて出力制御を行う場合には
、タービン３へ送る蒸気量を制御することによりタービ
ン出力を変化させることが可能である。しかしながら、
蒸気加減弁１０の制御に伴い、原子炉１内の圧力が直接
影響を受け、中性子束、熱流束、水位等が大幅に変動す
るため。

実際には狭い範囲での変化は可能であるが、原子炉冷却
材変更による出力制御の代用として用いることは、不可
能である。

（ｉｔ）タービンバイパス弁１１を用いて出力を制御す
る場合には、冷却材再循環系と同程度の変化幅及び変化
率で、出力を変化させることが可能であるが、原子炉１
からの蒸気をタービン３を介せず直接復水器２に放出す
るため、発電効率が低下するという問題が生じる。

第４図は特公昭４６−１３４３７号「沸騰水型原子力発
電所の負荷即応制御方式」に掲げられた概念図である。

上記公知技術と本発明とは、制御方法としての構成、並
びに目的・効果を異にするものであるが、該発明方法を
実施するための装置が外見上よく似ている（肝心の所は
違うが）ので次に説明する。本第４図は上記公知文献に
第２図として掲げられたものと同様であり、０印で囲ん
だ図面参照番号は上記公知文献の図面参照番号と共通で
ある。

上記公知技術においては、電力系統としての負荷即応性
の重要度からなんらかの形で負荷変動に即応してタービ
ン３内蒸気流を増減させることを目的として、タービン
の初段又は第２段からの抽気流量を制御するものである
。

〔発明が解決しようとする問題点〕

本発明は上述の事情に鑑みて為されたもので、炉心流量
の制御手段を有しない沸騰水型原子炉（自然循環炉）を
用いた発電プラントにおいても、発電効率を著しく低下
させることなく、原子炉圧力に著しい影響を与えること
なく、シかも給水温度に悪影響を及ぼすことなく、ＡＦ
Ｃ相当の負荷追従運転を行い得る方法を提供することを
目的とする。

〔問題点を解決するための手段〕

第３図に示した従来例のバイパスラインＩＩＡは、主蒸
気管１３内の蒸気をタービンバイパス弁１１を介して直
接的に復水器２内へバイパスさせるものであるが、本発
明の制御方法は上記のバイパスラインＩＩＡとは別に、
主蒸気管→出力制御用バイパス弁→給水加熱器→復水器
というバイパスラインを形成するとともに、上記の出力
制御用バイパス弁を、負荷の変動に対応せしめて開閉制
御する。

〔作用〕

上記の方法により、該出力制御用バイパス弁を開いて蒸
気を流すとき、該蒸気流の有する圧力エネルギーと温度
エネルギーとをそれぞれに考察すると、 （ａ）圧力エネルギーに関してこれを見ると、従来例（
第３図）におけるタービンバイパス弁１１を開いたとき
と殆ど同じ作用・効果を生じ、負荷追従制御が可能であ
る。

（ｂ）前記従来例のタービンバイパス弁１１を開閉制御
すると、負荷追従制御が可能ではあるが、先に（ｉｉ）
項で述べた如く蒸気の有する温度エネルギーを無駄に捨
ててしまうことになる。これ・　に比して前記の出力制
御用バイパス弁を開いて流れる蒸気はその温度エネルギ
ーを給水加熱器によって給水に与えるので、エネルギー
損失が軽減される。

〔実施例〕

第１図は本発明に係る負荷追従制御方法の１実施例にお
ける系統図である。

鎖線で示したタービンバイパスライン１２Ａ、及びこの
タービンバイパスライン１２Ａ中に介装した出力制御用
タービンバイパス弁１２、並びに該出力制御用タービン
バイパス弁１２の制御手段は１本発明方法を実施する為
に新たに設けた構成部分である。

この実施例は、上記の出力制御用タービンバイパス弁１
２の操作により、原子炉圧力の変動、及び発電効率の低
下をまねくことなく自然循環型の原子カプラントでも、
冷却材再循環系を有するプラントと同程度もしくはそれ
以上の出力制御を行い、出力変化率１．５％／１０秒程
度の負荷追従運転を可能にするものである。

まず初めに、第１図により、自然循環型の原子カプラン
トにおける、基本的な出力制御方法（制御棒により、出
力変更は除く）について説明する。

ただし以下の説明における各制御信号は実際のプラント
では、電流、電圧等を用いたアナログ又はディジタル信
号が用いられているが、本実施例では説明を解り易くす
るために百分率〔％〕で示している。

また第１図は１本実施例について説明するために必要十
分なプラント構成について示したものであり、第１図に
表われていないシステムについては従来のプラントと同
様な機能を有しているものとする。

短周期の負荷追従信号（ＡＦＣ信号）２０は信号制限器
２１を介して、−５％出力から＋５％出力に制限され、
低値優先ゲート２３により信号２２と信号２５の内どち
らか小さい値の信号が選択され、信号２６として蒸気加
減弁１０を制御する。

しかしながら、信号２５には常時バイアス２７が１０％
加えられているため通常時、蒸気加減弁１０は信号２２
により直接開度４５％から５５％の範囲で制御されてい
る。（蒸気加減弁１０は５０％開度で１００％蒸気流量
を流す容量を持っている。またこれは信号２６が０％の
時に相当する。）ただし、このままでは、蒸気加減弁１
０の開閉動作に合せて、原子炉圧力変動がはげしくなり
、これに伴い中性子束が変動してスクラムに至る可能性
が大きくなってしまう。

そこで、蒸気加減弁１ｏの開閉動作が原子炉圧力に影響
を与えないように、出力制御用タービンバイパス弁１２
を設は蒸気流量の補正を行っている。

以下出力制御タービンバイパス弁の機能について説明す
るために原子炉圧力は１００％で安定に制御されている
と仮定する。

この場合圧力計１４からの信号２８は１００％となり、
加算器２９でバイアス信号３０が−１００％加えられる
ことから信号３１は０％となる。

したがって、加算機３２により信号３１から信号２２を
引かれた結果の信号３３は、信号２２に負の値を掛けた
ものと同じ値になる。

出力制御用タービンバイパス弁１２には、蒸気流量定格
値の１０％分の蒸気を流す能力を持っており、信号３３
が０の場合には５％のバイアス信号３４により半開状態
となっている。（出力制御用タービンバイパス弁１２の
開度は信号３３と比例関係にあり、信号３３が一５％で
全開状態、信号３３が＋５％で全開状態とする） したがって、原子炉圧力が１００％で安定に制御されて
いる場合には、蒸気加減弁１０の開閉動作による蒸気流
量の変動は、出力制御用タービンバイパス弁１２により
補われ、結果として、原子炉１の圧力に影響を与えるこ
とはない。

また、出力制御用タービンバイパス弁１２を介して、復
水器２へ導かれる蒸気は、タービンバイパス弁１１を介
して導かれる場合と異なり、途中で給水加熱器３５によ
り、給水３６に熱エネルギーとして還元されるため、ト
ータル発電効率が低下することはない。むしろ、従来行
われていた、タービンを介した後の、蒸気又はドレンの
みを用いて、給水を熱する方法と比較した場合タービン
へ蒸気を送っていない低出力運転時にも、給水を温める
能力があることから低出力時の給水ノズルのサーマルシ
ョックを低減する等の効果がある。

次に原子炉圧力が変動している場合について説明する。

原子炉圧力信号２８には加算器２９によりバイアス信号
３０が−１００％加えられているため。

信号３１は定格原子炉圧力からの変動分だけとなる。こ
の変動分は加算器３２により信号２２に加えられて信号
３３として出力制御用タービンバイパス弁１２を制御す
る。

以上の方法により、通常運転時において、出力制御用タ
ービンバイパス弁１２は、負荷の変動に追従して開閉し
、蒸気加減′″ＩＰ１０を流れる蒸気流量の変動を補正
して、なおかつ、原子炉圧力の変動を押える働きをする
。

ただし、出力制御用タービンバイパス弁１２で吸収可能
な範囲は、蒸気流量に換算して±５％の範囲であり、そ
れ以上の圧力変動を吸収することは出来ない。

出力制御用タービンバイパス弁１２に＋５％以上の信号
が入力される原因としては、信号２２は信号制限器２１
により、±５％の範囲に制御されていることから、信号
３１からの信号、つまり原子炉１内の圧力変動が主な原
因であると考えられる。

原子炉圧力は通常運転時は大幅に変動することはなく、
変動したとしても蒸気流量に換算して、±１％程度であ
る、しかしながら過渡事象等が発生した場合には、大幅
に変動することが考えられる。

原子炉圧力がマイナス側に変動する場合には。

出力制御用タービンバイパス弁１２が全開になると共に
、信号２５が信号２２よりも小さくなることにより、蒸
気加減弁１０は原子力側の圧力を制御するために動作す
ることになる。

例えば、信号３１が一３０％の信号だった場合には、出
力制御用タービンバイパス弁１２及びタービンバイパス
弁１１は共に全開状態となり、蒸気加減弁１０は、バイ
アス２７が１０％加えられていることから、３０％開度
状態となる。このことにより、原子炉から流量する蒸気
量は、定格の３０％に押えられ徐々に原子炉圧力は上昇
して行く。

上記とは逆に、原子炉圧力がプラス側に変動した場合に
は、タービンバイパス弁１２が全開になると共に、ター
ビンバイパス弁１１も原子炉の圧力上昇に従って開いて
行く。

例えば、信号３３が±２０％の場合のタービンバイパス
弁１１の開度は、バイアス信号３７が−５％加えられて
いることにより、１５％開度（タービンバスパス弁は、
１００％蒸気流量を流す容量を持っています）となる、
このことにより原子炉圧力は低下して行き１通常圧力１
００％に制御される。

次に本実施例における、制御棒制御を含めたプラント全
体の出力制御及び給水温度制御について説明する。

第２図において中給からの負荷要求信号５０と、発電機
４０からのフィードバック信号５１は、加算器５２によ
り加えられ、負荷追従要求信号５３として１次遅れ要素
５４に出力される。１次遅れ要素５４では、周期数分以
上の信号を信号制限器５５に出力すると共に加算器５６
に出力する。

信号制限器５５では、１次遅れ要素からの信号５７の内
、−５％以下又は＋５％以上の信号のみを制御棒制御器
５８に出力する。制御棒制御器５８では、信号５９に従
って制御棒駆動袋［６０に制御信号を出力する。制御棒
駆動装置！６０ではこの信号に従って制御棒位置を決定
して、必要とする原子炉出力を発生させる。

また１周波数分以下のいわゆるガバナフリー・ＡＦＣ信
号は、加算器５６にて信号５３から信号５７を引くこと
により生じ、信号制御器２１に出力される。

これ以後の信号処理は第１図で説明した方法により行わ
れ、蒸気加減弁１０及び出力制御用タービンバイパス弁
１．２を制御する。

以上の方法により日負荷追従等、出力変化幅が大きく、
周期の長い負荷変動に対しては制御棒制御により対応し
て、ＡＦＣ・ガバナーフリー等。

出力変化幅が小さく周期の短い負荷変動に対しては、蒸
気加減弁１０．出力制御用タービンバイパス弁１２等の
制御により対応するものである。この方法により、自然
循環炉においても日負荷追従・ＡＦＣ・ガバナフリー運
転を可能としている。

次に給水温度の制御方法について説明する。

通常運転時における給水温度は、出力制御用タービンバ
イパス弁１２の開閉動作及びプラントの運転状態により
若干変動するが、過渡事象等の発生により、この変動が
大きくなることが考えられる。この様な場合には、原子
炉出力変動、給水ノズルのサーマルショックの発生が考
えられるため。

ある一定の範囲内に給水温度を制御する必要がある。

本実施例においては、給水温度計７０からの信号７１を
もとに、給水温度が高くなった場合には信号７１．７２
を出力して、給水温度がもとの範囲に戻るまでの間、出
力制御用タービンバイパス弁１２を全開として、その間
タービンバイパス弁１１により出力制御用タービンバイ
パス弁１２の機能を代行するものである。また、給水温
度が低くなった場合には、出力制御用タービンバイパス
弁１２を全開にすると共に蒸気加減弁１ｏ及び制御棒６
１を制御して給水温度を一定の範囲内に制御している。

この方法により、給水温度の変動による中性子束の上昇
、給水ノズルのサーマルショックの発生を防止すると共
に、従来のプラントにおいて、原子炉の健全性を保つ上
で厳しい過渡事象の１つとなっていた「給水加熱喪失」
の発生確率を低減することが可能である。

〔発明の効果〕

以上説明したように１本発明の負荷追従制御方法を適用
すると、炉心流量の制御手段を有しない沸騰水型原子炉
（自然循環炉）を用いた発電プラントにおいても、発電
効率を著しく低下させることなく、原子炉圧力に著しい
影響を与えることなく、しかも給水温度に悪影響を及ぼ
すことなく、ＡＦＣ相当の負荷追従運転を行い得るとい
う優れた実用的効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の追従制御方法を実施するために構成し
た制御系のブロック図である。 第２図は上記実施例における出力制御系全体のブロック
図である。 第３図は従来例の説明図、第４図は公知発明の説明図で
ある。 １・・・原子炉、２・・・復水器、３・・・タービン、
４・・・復水ポンプ、６・・・給水ポンプ、１０・・・
蒸気加減弁、１１・・・タービンバイパス弁、１２・・
・出力制御用タービンバイパス弁、１３・・・主蒸気管
、１４・・・圧力計、３５・・・給水加熱器。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、沸騰水型原子炉と、上記原子炉で発生した蒸気をタ
   ービンに供給する主蒸気管と、上記タービンの排気を冷
   却して復水する復水器と、復水器で復水された復水を前
   記原子炉の給水として圧送する給水管路と、上記給水管
   路に設けられた給水加熱器とを有する沸騰水型原子力発
   電プラントを負荷追従制御する方法において、前記の主
   蒸気管と復水器との間に、給水加熱器及びタービンバイ
   パス弁を直列に接続したタービンバイパスラインを介装
   し、上記のタービンバイパス弁を負荷の変動に対応せし
   めて開閉制御することを特徴とする沸騰水型原子力発電
   プラントの負荷追従制御方法。 ２、前記タービンバイパス弁の開閉制御は、負荷の変動
   及び、原子炉圧力を表わす信号に基づいて行うものであ
   ることを特徴とする特許請求の範囲第１項に記載の沸騰
   水型原子力発電プラントの負荷追従制御方法。 ３、前記タービンバイパス弁の開閉制御は、負荷要求信
   号の振り分けを、一次遅れ要素を用いて行うものである
   ことを特徴とする特許請求の範囲第１項に記載の沸騰水
   型原子力発電プラントの負荷追従制御方法。