KR20120033409A - Method and apparatus for control equipment of steam generator of nuclear power plant with invaded process measurement accuracy compensation - Google Patents

Method and apparatus for control equipment of steam generator of nuclear power plant with invaded process measurement accuracy compensation Download PDF

Info

Publication number
KR20120033409A
KR20120033409A KR1020100094905A KR20100094905A KR20120033409A KR 20120033409 A KR20120033409 A KR 20120033409A KR 1020100094905 A KR1020100094905 A KR 1020100094905A KR 20100094905 A KR20100094905 A KR 20100094905A KR 20120033409 A KR20120033409 A KR 20120033409A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
level
steam generator
pma
process measurement
signal
Prior art date
Application number
KR1020100094905A
Other languages
Korean (ko)
Other versions
KR101216887B1 (en
Inventor
김인환
이재용
Original Assignee
한국수력원자력 주식회사
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 한국수력원자력 주식회사 filed Critical 한국수력원자력 주식회사
Priority to KR1020100094905A priority Critical patent/KR101216887B1/en
Publication of KR20120033409A publication Critical patent/KR20120033409A/en
Application granted granted Critical
Publication of KR101216887B1 publication Critical patent/KR101216887B1/en

Links

Images

Classifications

    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
    • F22B37/42—Applications, arrangements, or dispositions of alarm or automatic safety devices
    • F22B37/44—Applications, arrangements, or dispositions of alarm or automatic safety devices of safety valves
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/78—Adaptations or mounting of level indicators
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/04—Safety arrangements
    • 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

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Emergency Management (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

PURPOSE: A method and an apparatus for controlling a water level of a steam generator of a nuclear power plant with an embedded process measurement accuracy compensator are provided to reduce operation costs by increasing the operation efficiency of the nuclear power plant. CONSTITUTION: An external signal(1) and information are saved in a memory(3). A calculator(4) of a PMA(Process Measurement Accuracy) compensator(2) calculates process measurement accuracy by receiving operation information(10). A compensation level is calculated by reflecting the process measurement accuracy to a measured level. The compensation level is transmitted to a water level indicator(5) and a first water level comparator(7). The first water level comparator generates an error signal by comparing the compensation level with the measurement level.

Description

공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소의 증기발생기의 수위 제어 방법 및 장치{Method and apparatus for control equipment of steam generator of nuclear power plant with invaded process measurement accuracy compensation} Method and apparatus for control equipment of steam generator of nuclear power plant with invaded process measurement accuracy compensation

본 발명은 원자력발전소의 과도현상시 발전소를 보다 빨리 안정화시킬 수 있는 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소의 증기발생기의 수위제어 방법 및 장치에 관한 것이다.
The present invention relates to a method and apparatus for controlling the water level of a steam generator of a nuclear power plant in which a process measurement precision compensator which can stabilize the power plant more quickly in the event of a transient occurrence of the nuclear power plant.

일반적으로 원자력발전소의 증기발생기의 수위제어계통은 실제 측정된 수위, (실측 수위)터빈의 1단 압력으로 계산되는 설정 수위, 증기 유량 및 급수유량 신호를 받아 급수제어밸브의 개방을 제어함으로써 수위를 조절한다.
Generally, the water level control system of the steam generator of a nuclear power plant controls the opening of the water supply control valve by receiving the actual measured water level, the set water level calculated by the first stage pressure of the (actual water level) turbine, the steam flow rate and the water supply flow signal. Adjust.

그러나 증기발생기 실측 수위는 증기발생기 내부의 공정측정 인자들의 영향에 의해 실제 수위와는 차이가 있으며, 특히 수축(shrink)과 팽창(swell)과 같은 증기발생기 내부 조건이 급격하게 변화할 때에는 실제 수위와 계측기의 지시수위의 오차가 현저히 증가하게 된다. 만약 증기발생기 내부에 팽창현상이 발생하면, 측정된 수위를 조절하기 위해 급수제어밸브를 닫는 방향으로 조절함으로써 실제 수위가 감소되며, 팽창현상이 없어지면 측정수위의 감소에 따라 급격하게 밸브를 열어주게 된다. 만약 증기발생기 내부에 수축현상이 발생하면, 측정된 수위를 조절하기 위해 급수제어밸브를 여는 방향으로 조절함으로써 실제 수위가 증가되며, 수축현상이 없어지면 측정수위의 증가에 따라 급격히 밸브를 닫아주게 된다. 공정측정 인자들은 원자력발전소의 운전상태에 따라 변화하게 되며, 이러한 공정측정 인자들의 변화는 증기발생기 내부에서 증기발생기의 수위를 제어하는 데 불안정을 발생시키게 된다. 따라서, 증기발생기 수위를 원활하게 제어하기 위한 대책이 요구된다.
However, the actual level of the steam generator differs from the actual water level due to the influence of process measurement factors inside the steam generator, especially when the steam generator internal conditions such as shrinkage and swell change rapidly. The error in the indicator level of the instrument will increase significantly. If expansion occurs inside the steam generator, the actual water level is reduced by adjusting the water supply control valve to adjust the measured water level. If there is no expansion, the valve is opened rapidly as the water level decreases. . If shrinkage occurs in the steam generator, the actual water level is increased by adjusting the water supply control valve to open the water level to control the measured water level. If there is no shrinkage, the valve is closed rapidly as the water level increases. The process measurement factors change according to the operating state of the nuclear power plant, and the change of these process measurement factors causes instability in controlling the steam generator level inside the steam generator. Therefore, a countermeasure for smoothly controlling the steam generator level is required.

본 발명은 목적은 상기의 문제점을 해결할 수 있도록, 갑작스럽게 발생하는 외란에 즉각적으로 반응하기 위해 증기발생기 수위제어 장치에 인베이드된 형태로 설치되는 증기발생기의 수위 제어 방법과 장치를 제공하는 것이다.
It is an object of the present invention to provide a method and apparatus for controlling the level of a steam generator, which is installed in the form of invade in the steam generator level control device in order to immediately respond to sudden disturbances, so as to solve the above problems. .

또한, 본 발명은 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소 증기발생기 수위 제어방법과 장치를 통해 원자력발전소의 상태를 사전에 진단하여 비상운전을 대비하고, 과도현상 발생시에 증기발생기 수위를 신속하게 제어하여 과도시간을 줄임으로써 발전소를 더욱 빨리 안정화시키고 불필요한 정지를 방지하는 것을 목적으로 한다.
In addition, the present invention is to prepare for emergency operation by diagnosing the state of the nuclear power plant in advance through the method and device for controlling the steam generator level of the nuclear power plant in which the process measurement precision compensator is in-embedded, and to quickly prepare the steam generator level in the event of transient occurrence. It aims to stabilize the plant more quickly and prevent unnecessary shutdowns by reducing the transient time by controlling.

본 발명의 목적을 달성하기 위해 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소 증기발생기 수위 제어 방법은 외부 신호와 정보를 기억장치에 셋팅하는 단계;와 PMA보상기 내에 설치된 계산기가 기억장치에 저장된 정보와 운전정보를 받아서, 공정측정정밀도(PMA)를 계산하는 단계;와 PMA보상기가 상기 공정측정정밀도를 계산하는 단계에서 계산된 공정측정정밀도를 측정수위에 반영하여 보정수위를 계산하는 단계;와 보정수위를 계산하는 단계에서 계산된 보정수위 값을 수위지시기와 제1 수위비교기에 전달하고, PMA지시기에는 공정측정정밀도를 계산하는 단계에서 계산된 공정측정정밀도 값을 전달하는 단계;와 제1 수위비교기가 상기 보정수위를 계산하는 단계에서 계산된 보정수위와 측정수위를 비교하여 오차신호를 발생하는 단계;와 오차신호를 발생하는 단계에서 발생 되는 오차신호에 따라 Non-linear Gain에서 신호를 출력하는 단계;와 제2 수위비교기에서 Non-linear Gain에서 신호를 출력하는 단계에서의 신호를 측정수위에 반영하여 수위를 비교하는 단계; 및 수위를 비교하는 단계의 비교값에 의해 급수제어기 및 급수제어밸브를 제어하는 단계;로 이루어진다.
In order to achieve the object of the present invention, a method for controlling a nuclear power plant steam generator level incorporating a process measurement precision compensator includes: setting an external signal and information in a storage device; and a calculator installed in the PMA compensator and information stored in the storage device. Receiving operation information, calculating the process measurement precision (PMA); and calculating the correction level by reflecting the process measurement precision calculated in the step of calculating the process measurement precision by the PMA compensator to the measurement level; and correction level And transmitting the correction level value calculated in the calculating step to the level indicator and the first level comparator, and transmitting the process measurement precision value calculated in the step of calculating the process measurement precision to the PMA indicator. Generating an error signal by comparing the correction level and the measurement level calculated in the calculating of the correction level; Outputting the signal at the non-linear gain according to the error signal generated at the step of generating a; and comparing the water level by reflecting the signal at the step of outputting the signal at the non-linear gain in the second level comparator to the measurement level Doing; And controlling the water supply controller and the water supply control valve by the comparison value of the step of comparing the water level.

또한, 본 발명의 목적을 달성하기 위해 본 발명에 의한 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소 증기발생기 수위 제어 방법의 바람직한 다른 실시예에서, 총 공정측정정밀도는 공정압력변화 영향(식1), 기준래그 온도변화 영향(식2), 유체속도영향(식3), 하강유로 과냉각 영향(식4), 미드 덱 플레이트 차압 영향(식5), 인터미디에이트 덱 플레이트 차압 영향(식6), 및 로우 덱 플레이트 차압영향(식7)의 합산으로 처리된다. In addition, in another preferred embodiment of the nuclear power plant steam generator level control method in which the process measurement precision compensator according to the present invention is invaded to achieve the object of the present invention, the total process measurement precision is influenced by the process pressure change (Equation 1) , Effect of standard lag temperature change (Eq. 2), fluid velocity effect (Eq. 3), downflow supercooling effect (Eq. 4), mid deck plate differential pressure effect (Eq. 5), intermediate deck plate differential pressure effect (Eq. 6), And the sum of the low deck plate differential pressure effects (Equation 7).

Figure pat00001
Figure pat00001

Figure pat00002
Figure pat00002

Figure pat00003
Figure pat00003

Figure pat00004
Figure pat00004

Figure pat00005
Figure pat00005

Figure pat00006
Figure pat00006

Figure pat00007
Figure pat00007

Figure pat00008

Figure pat00008

또한, 본 발명의 목적을 달성하기 위해 본 발명에 의한 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소 증기발생기 수위 제어 방법의 바람직한 다른 실시예에서, 보정수위는 비례방법을 사용하여 총 불확실도와 실제수위의 합산으로 처리될 수 있다. 보정수위 계산방식은 다음과 같다.In addition, in another preferred embodiment of the nuclear power plant steam generator level control method in which the process measurement precision compensator according to the present invention is invaded to achieve the object of the present invention, the correction level is a total uncertainty and actual water level using a proportional method. Can be treated as the sum of. The correction level calculation method is as follows.

보정수위 = 실측수위 + 총 불확실도(PMA) ------ 보정수위
Correction Level = Actual Level + Total Uncertainty (PMA) ------ Correction Level

또한, 본 발명의 목적을 달성하기 위해 본 발명에 의한 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소 증기발생기 수위 제어 장치는 원자력발전소 운전정보가 저장되고 외부 신호를 수용하는 기억장치와 공정측정정밀도(PMA)를 계산하는 계산기를 구비하는 PMA보상기;와 증기발생기의 수위를 측정하는 수위지시기;와 PMA보상기에서 계산된 공정측정정밀도 신호를 수용하는 PMA지시기;와 보정수위와 측정수위를 비교하는 제1 수위비교기;와 제1 수위비교기의 오차신호에 따라 신호를 출력하는 Non-linear Gain;와 Non-linear Gain의 신호를 측정수위에 반영하여 수위를 비교하는 제2 수위비교기; 및 이러한 신호들에 의해 급수를 제어하는 급수제어기와 급수제어밸브;를 구비한다.
In addition, in order to achieve the object of the present invention, the nuclear power plant steam generator level control device incorporating the process measurement precision compensator according to the present invention includes a memory device for storing operation information of the nuclear power plant and receiving an external signal and a process measurement precision ( A PMA compensator having a calculator for calculating PMA; and a water level indicator for measuring the water level of the steam generator; and a PMA indicator for receiving the process measurement precision signal calculated in the PMA compensator; and a first level for comparing the calibration level and the measurement level. A non-linear gain for outputting a signal according to an error signal of the first level comparator; and a second level comparator for comparing the level by reflecting a signal of the non-linear gain to the measurement level; And a water supply controller and a water supply control valve for controlling the water supply by such signals.

본 발명에 따른 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소의 증기발생기의 수위 제어방법 및 장치를 통해 발전소의 과도현상을 방지할 수 있다.
Through the method and apparatus for controlling the water level of the steam generator of the nuclear power plant in which the process measurement precision compensator according to the present invention can be prevented, transient occurrence of the power plant can be prevented.

또한, 본 발명에 따른 방법 및 장치를 사용함으로써 원자력발전소의 안전성을 향상시키고, 불필요한 정지를 방지하여 운전성을 증대시키며, 이에 따라 원자력발전소의 운전효율을 증대시켜 원자력발전소의 유지비를 절감할 수 있다.
In addition, by using the method and apparatus according to the present invention, it is possible to improve the safety of the nuclear power plant, to prevent unnecessary shutdowns, thereby increasing the operability, thereby increasing the operating efficiency of the nuclear power plant, thereby reducing the maintenance cost of the nuclear power plant. .

도 1은 증기발생기 내부의 구조물과 유체의 흐름 및 공정측정정밀도의 발생과정을 나타낸다.
도 2는 종래 증기발생기의 수위 제어 방법을 나타낸다.
도 3은 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 증기발생기 수위 제어 장치의 개략도를 나타낸다.
도 4는 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 증기발생기 수위 제어 방법의 절차도를 나타낸다.
도 5는 본 발명에 따른 증기발생기 수위 제어 방법과 장치를 적용할 때, 증기발생기에서의 팽창(swelling)시의 증기발생기의 수위 제어 효과를 나타낸다.
도 6은 본 발명에 따른 증기발생기 수위 제어 방법과 장치를 적용할 때, 증기발생기에서의 수축(shrink)시의 증기발생기의 수위 제어 효과를 나타낸다.1 shows a process of generating structure and fluid flow and process measurement precision inside a steam generator.
2 shows a method of controlling a water level of a conventional steam generator.
Figure 3 shows a schematic diagram of a steam generator level control apparatus according to a preferred embodiment of the present invention.
Figure 4 shows a flow diagram of a steam generator level control method according to a preferred embodiment of the present invention.
5 shows the effect of controlling the level of the steam generator during swelling in the steam generator when applying the steam generator level control method and apparatus according to the present invention.
Figure 6 shows the effect of controlling the level of the steam generator during shrinkage in the steam generator when applying the steam generator level control method and apparatus according to the present invention.

공정측정정밀도(process measurement accuracy, PMA)란 증기발생기의 내부의 유동 관련 압력, 온도, 유속, 유량 밀도 등의 파라미터에 의해 영향을 받아 수위 측정에 있어서 발생하는 불확실도를 의미한다. 공정측정정밀도는 계측기 채널의 정확도에 관련되나, 계측기와 같은 하드웨어와는 직접적인 관련이 없는 값으로 감지기 및 프로세스 캐비넷(process cabinet)과 같은 장치를 제외한 공정변수 측정시의 증기발생기 내부의 유동특성과 관련된 불확실도를 의미한다. 즉, 온도 측정시의 열성층화 현상 및 수위 측정시의 유체 밀도에 따른 영향이 이에 해당한다.
Process measurement accuracy (PMA) refers to the uncertainty generated in the water level measurement, affected by parameters such as pressure, temperature, flow rate, and flow density in the steam generator. Process measurement accuracy is related to the accuracy of the instrument channel, but not directly related to hardware such as the instrument, and is related to the flow characteristics inside the steam generator during process variable measurements, except for devices such as detectors and process cabinets. It means uncertainty. That is, the effects of the thermal stratification phenomenon on the temperature measurement and the fluid density on the water level measurement correspond to this.

도 1은 증기발생기 내부의 구조물과 유체의 흐름 및 공정측정정밀도의 발생과정을 나타낸다. 급수펌프의 구동력 및 증기발생기 수위에 의해 제어되는 제어밸브에 의해 증기발생기 내부로 유입된 급수는 급수링(Feedwater Ring)을 통해 적절히 분배된 후에, 튜브다발을 감싸고 있는 판 외부의 하강유로를 통해 증기발생기 하부로 내려온다. 튜브시트(Tubesheet)의 상부까지 내려온 급수는 튜브의 외부 지역을 통과하면서, 튜브의 내부를 흐르는 원자로 냉각재로부터 열을 전달받아 온도가 상승하며 습포화증기로 변화된다. 이 증기는 로우 덱 플레이트, 인터미디에이트 덱 플레이트 및 미드 덱 플레이트를 거치며 압력의 강하가 발생한다. 이 습포화증기는 미드 덱 플레이트에 설치된 1차 습분 분리기, 원심력을 이용한 상부의 2차 습분 분리기, 및 방향을 바꾸는 원리를 이용한 습분건조기를 거치면서 건도 99.75% 이상의 건포화증기로 변화된다. 그리고, 최종적으로 노즐을 통해 외부로 나가 터빈에서 일을 하게 된다.
1 shows a process of generating structure and fluid flow and process measurement precision inside a steam generator. The feed water introduced into the steam generator by the control valve controlled by the driving force of the feed water pump and the steam generator level is properly distributed through the feedwater ring, and then the steam flows down the outside of the plate surrounding the tube bundle. Lower to the bottom of the generator. Feeding water down to the upper part of the tubesheet passes through the outer region of the tube, receives heat from the reactor coolant flowing inside the tube, increases in temperature, and changes into wet vaporization. This vapor passes through the low deck plate, the intermediate deck plate, and the mid deck plate, causing a pressure drop. This wet saturation steam is transformed into dry saturation steam of 99.75% or more through a primary moisture separator installed on the mid deck plate, a secondary moisture separator at the top using centrifugal force, and a moisture dryer using a changing direction. Finally, they go out through the nozzle to work on the turbine.

증기발생기로 급수가 유입되어 증기로 바뀌는 과정에서 유체가 흐르는 과정에 발생하는 공정측정정밀도(PMA)에는 다음과 같은 현상이 있다.
Process measurement precision (PMA) that occurs during the flow of fluid in the process of supplying water to the steam generator and converting it into steam has the following phenomenon.

공정압력 변화영향(process pressure variation effect)은 정상운전조건에서 증기발생기 내부압력이 수위 교정시의 압력에 비해 변화함으로써 발생하는 불확실도를 말하는데, 이값은 동일 수위에서 출력이 증가하면 영향이 작아지고 동일한 출력에서 증기발생기 수위가 증가하면 영향은 커지게 된다.
Process pressure variation effect refers to the uncertainty caused by the steam generator's internal pressure changing under pressure calibration under normal operating conditions.This value is less affected by increasing output at the same level. Increasing the steam generator level in the system increases the impact.

유체속도 영향(fluid velocity effect)은 증기발생기로 유입된 급수가 하강유로(downcomer)로 유입되는 속도로 인해 수위측정용 하부탭(lower level tap)에서의 압력변화로 발생하는 불확실도를 말하는 데, 이값은 동일 수위에서 출력이 증가하거나 동일한 출력에서 증기발생기 수위가 증가하면 영향은 커지게 된다.
The fluid velocity effect refers to the uncertainty caused by the pressure change at the lower level tap due to the rate at which the feedwater entering the steam generator enters the downcomer. The effect is greater if the output increases at the same level or the steam generator level at the same output increases.

하강유로 과냉각 영향(downcomer subcoolinh effect)은 증기발생기 내부 압력에 해당하는 포화온도보다 낮은 온도의 급수가 하강유로로 유입됨으로써 발생하는 불확실도를 말하는 데, 이값은 동일 수위에서 출력이 증가하면 영향이 커지고 동일한 출력에서 증기발생기 수위가 증가하면 영향은 작아지게 된다.
The downcomer subcoolinh effect refers to the uncertainty caused by the introduction of a feedwater into the downcomer at a temperature lower than the saturation temperature corresponding to the pressure inside the steam generator. As the steam generator level at the output increases, the effect becomes smaller.

미드 덱 플레이트 차압 영향(mid-deck plate △P effect)은 증기가 습분분리기 조립체인 미드 덱 플레이트를 통과하며 압력 강하로 인해 발생하는 불확실도를 말하는 데, 수위와 관계없이 출력이 증가하면 영향이 커지게 된다.
The mid-deck plate ΔP effect refers to the uncertainty caused by the pressure drop as the steam passes through the mid-deck plate, the moisture separator assembly, which increases as the output increases regardless of the water level. do.

로우 덱 플레이트 및 인터미디에이트 덱 플레이트 차압 영향(lower deck plate and intermediate deck plate △P effect)은 증기발생기 내부 구조물인 로우 덱 플레이트 및 인터미디에이트 덱 플레이트를 통과하며 압력 강화로 인해 발생되는 불확실도를 말하는 데, 출력 및 수위가 증가하면서 값에 대한 영향이 커지게 된다.
The low deck plate and intermediate deck plate ΔP effect refers to the uncertainty caused by pressure buildup through the low deck plate and intermediate deck plate, the steam generator internal structure. As the output and level increase, the influence on the value increases.

기준 수위 온도 변화 영향(reference leg temperature variation effect)은 증원자로 및 증기발생기 등을 포함하는 원자로 건물내의 온도변화로 수위측정용 기준레그(reference leg) 밀도를 변화시킴으로써 발생하는 불확실도를 말하는 데, 온도의 변화에 따라 영향이 커지게 된다.
The reference leg temperature variation effect refers to the uncertainty caused by changing the reference leg density due to temperature changes in the reactor building, including reactors and steam generators. The impact is likely to change with the change.

도 2는 종래 증기발생기의 수위 제어 방법을 나타낸다. 종래 증기발생기 수위제어 방법은 측정수위, 설정수위, 증기유량, 및 급수유량을 고려하여 제2 수위비교기(9)에서만 수위를 비교하고, 이렇게 비교된 수위를 통해 급수제어기(11)와 급수제어밸브(12)로 증기발생기의 수위를 제어한다. 따라서, 증기발생기 내부에서 발생하는 각 공정측정정밀도 인자들로 인해 증기발생기 수위 측정장치에서 측정된 쉬위가 실제 수위와 상당한 오차를 발생시켜 원자력발전소의 안전운전을 방해하게 되고, 불필요한 정지를 발생시킨다.
2 shows a method of controlling a water level of a conventional steam generator. In the conventional steam generator level control method, the water level is compared only in the second water level comparator 9 in consideration of the measured water level, the set water level, the steam flow rate, and the water supply flow rate. (12) to control the level of the steam generator. Therefore, due to each process measurement precision factor generated inside the steam generator, the shear measured in the steam generator level measuring device generates a significant error with the actual water level, thus preventing the safe operation of the nuclear power plant and causing unnecessary stops.

도 3은 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 증기발생기 수위 제어 장치의 개략도를 나타내고, 도 4는 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 증기발생기 수위 제어 방법의 절차도를 나타낸다.
Figure 3 shows a schematic diagram of a steam generator level control apparatus according to a preferred embodiment of the present invention, Figure 4 shows a flow chart of the steam generator level control method according to a preferred embodiment of the present invention.

도 4에 도시된 바와 같이, 본 발명의 바람직한 실시예에서 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소 증기발생기 수위 제어 방법은 외부 신호(1)와 정보를 기억장치(3)에 셋팅하는 단계;와 PMA보상기(2) 내에 설치된 계산기(4)가 기억장치(3)에 저장된 정보와 운전정보(10)를 받아서, 공정측정정밀도(PMA)를 계산하는 단계;와 PMA보상기(2)가 상기 공정측정정밀도를 계산하는 단계에서 계산된 공정측정정밀도를 측정수위에 반영하여 보정수위를 계산하는 단계;와 보정수위를 계산하는 단계에서 계산된 보정수위 값을 수위지시기(5)와 제1 수위비교기(7)에 전달하고, PMA지시기(6)에는 공정측정정밀도를 계산하는 단계에서 계산된 공정측정정밀도 값을 전달하는 단계;와 제1 수위비교기(7)가 상기 보정수위를 계산하는 단계에서 계산된 보정수위와 측정수위를 비교하여 오차신호를 발생하는 단계;와 오차신호를 발생하는 단계에서 발생 되는 오차신호에 따라 Non-linear Gain(8)에서 신호를 출력하는 단계;와 제2 수위비교기(9)에서 Non-linear Gain(8)에서 신호를 출력하는 단계에서의 신호를 측정수위에 반영하여 수위를 비교하는 단계; 및 수위를 비교하는 단계의 비교값에 의해 급수제어기(11) 및 급수제어밸브(12)를 제어하는 단계;로 이루어진다.
As shown in FIG. 4, in a preferred embodiment of the present invention, a method for controlling a nuclear power plant steam generator level in which a process measurement precision compensator is invaded includes setting an external signal 1 and information in a storage device 3; And calculating, by a calculator 4 installed in the PMA compensator 2, information stored in the storage device 3 and operation information 10, and calculating a process measurement precision (PMA); and the PMA compensator 2 performing the process. Calculating a correction level by reflecting the process measurement precision calculated in the step of calculating the measurement precision to the measurement level; and calculating the correction level value in the calculating of the correction level (5) and the first level comparator ( 7), and to the PMA indicator 6, the process measurement precision value calculated in the step of calculating the process measurement precision; and the first level comparator 7 calculated in the step of calculating the correction level. Calibration level and measurement level Generating an error signal by comparing and outputting a signal from the non-linear gain 8 according to the error signal generated in the error signal generating step; and a non-linear gain from the second water level comparator 9 Comparing the water level by reflecting the signal in the step of outputting the signal in (8) to the measurement level; And controlling the water supply controller 11 and the water supply control valve 12 by the comparison value of the step of comparing the water level.

도 3과 도 4에 도시된 바와 같이, 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소 증기발생기 수위 제어 방법은 계산기(4)와 기억장치(3)로 구성된 PMA보상기(2)가 설치되고, 증기발생기 내부에서 일어나는 유동현상을 분석하는 기초자료 및 증기발생기 수위 교정조건(온도, 압력 등)에 관한 자료를 외부 신호(1)에서 PMA보상기(2)로 전달한다. 유동해석은 해당 발전소 특성을 고려하기 위해 증기발생기 내부구조물의 형상, 발전소 출력, 수위 및 1,2차측 온도 등의 운전조건 등을 입력하여 원자로 출력 및 증기발생기 수위에 따라 증기발생기 내의 유체 순환율, 증기온도, 포화온도 및 급수유량 등을 유동해석용 전산코드를 사용하여 계산한다.
3 and 4, in the nuclear power plant steam generator level control method in which the process measurement precision compensator is invaded, a PMA compensator 2 composed of a calculator 4 and a memory device 3 is installed and steam Fundamental data analyzing flow phenomena occurring inside the generator and steam generator level calibration conditions (temperature, pressure, etc.) are transmitted from the external signal (1) to the PMA compensator (2). In order to consider the characteristics of the power plant, the flow analysis inputs the shape of the steam generator internal structure, the power plant output, the water level, and the operating conditions such as the temperature of the primary and secondary sides. The steam temperature, saturation temperature and feed water flow rate are calculated using the computational code for flow analysis.

본 발명의 방법에 따른 바람직한 다른 실시예에 있어서, 증기발생기의 수위제어 방법은 PMA보상기(2)의 계산기(4)는 기억장치(3)에 저장된 정보와 운전정보(10)를 받아서, 총 공정측정정밀도(PMA)는 공정압력변화 영향(식1), 기준래그 온도변화 영향(식2), 유체속도영향(식3), 하강유로 과냉각 영향(식4), 미드 덱 플레이트 차압 영향(식5), 인터미디에이트 덱 플레이트 차압 영향(식6), 및 로우 덱 플레이트 차압영향(식7)의 합산으로 처리될 수 있다. 즉, 공정측정정밀도를 구사는 식은 다음과 같다.
In another preferred embodiment according to the method of the present invention, the water level control method of the steam generator includes a calculator (4) of the PMA compensator (2) receiving information and operation information (10) stored in the storage device (3), and a total process. The measurement accuracy (PMA) is influenced by process pressure change (Equation 1), reference lag temperature change (Equation 2), fluid velocity effect (Equation 3), downflow supercooling effect (Equation 4), and mid deck plate differential pressure effect (Equation 5). ), The intermediate deck plate differential pressure effect (Eq. 6), and the low deck plate differential pressure effect (Eq. 7). In other words, the equation for the process measurement precision is as follows.

Figure pat00009
Figure pat00009

Figure pat00010
Figure pat00010

Figure pat00011
Figure pat00011

Figure pat00012
Figure pat00012

Figure pat00013
Figure pat00013

Figure pat00014
Figure pat00014

Figure pat00015
Figure pat00015

Figure pat00016

Figure pat00016

본 발명의 방법에 따른 바람직한 다른 실시예에 있어서, 보정수위는 비례방법을 사용하여 총 불확실도와 실제수위의 합산으로 처리될 수 있다. 즉, 보정수위 = 실측수위 + 총 불확실도(PMA)로 보정수위를 계산할 수 있다.
In another preferred embodiment according to the method of the present invention, the correction level can be treated as the sum of the total uncertainty and the actual level using a proportional method. In other words, the correction level can be calculated as correction level = actual measurement level + total uncertainty (PMA).

도 3에 도시된 바와 같이, 본 발명에 의한 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소 증기발생기 수위 제어 장치는 원자력발전소 운전정보(10)가 저장되고 외부 신호(1)를 수용하는 기억장치(3)와 공정측정정밀도(PMA)를 계산하는 계산기를 구비하는 PMA보상기(2);와 증기발생기의 수위를 측정하는 수위지시기(5);와 PMA보상기(2)에서 계산된 공정측정정밀도 신호를 수용하는 PMA지시기(6);와 보정수위와 측정수위를 비교하는 제1 수위비교기(7);와 제1 수위비교기(7)의 오차신호에 따라 신호를 출력하는 Non-linear Gain(8);와 Non-linear Gain(8)의 신호를 측정수위에 반영하여 수위를 비교하는 제2 수위비교기(9); 및 이러한 신호들에 의해 급수를 제어하는 급수제어기(11)와 급수제어밸브(12);를 구비하여 이루어진다. 여기에서 Non-linear Gain(8)은 정상운전시에 불필요한 신호발생을 방지하고, 수축 및 팽창과 같은 과도 상태에서 빠른 시간내에 대처할 수 있는 신호를 출력하는 역할을 한다. 이러한 증기발생기 수위 제어 장치를 원자력발전소에 사용하는 경우, 원자력발전소의 안전성을 향상시키고, 발전소 과도현상이 발생할 때 원자력발전소를 종래 증기발생기 수위 제어 장치보다 빨리 안정화시킴으로써 불필요한 원자력발전소의 정지를 방지할 수 있다.
As shown in FIG. 3, the apparatus for controlling a nuclear power plant steam generator level in which the process measurement precision compensator is invaded according to the present invention includes a memory device storing nuclear power plant operation information 10 and receiving an external signal 1 ( 3) and a PMA compensator (2) having a calculator for calculating PMA (compensation), and a water level indicator (5) for measuring the water level of the steam generator; A non-linear gain (8) for outputting a signal in accordance with an error signal of the PMA indicator (6) for accommodating; and the first water level comparator (7) for comparing the correction level with the measurement level; A second water level comparator 9 for comparing the water levels by reflecting the signals of the nonlinear gain and the non-linear gain 8 to the measurement level; And a water supply controller 11 and a water supply control valve 12 for controlling the water supply by such signals. In this case, the non-linear gain (8) prevents unnecessary signal generation during normal operation and outputs a signal that can cope with a short time in a transient state such as contraction and expansion. When the steam generator level control device is used in a nuclear power plant, it is possible to improve the safety of the nuclear power plant and to stabilize the nuclear power plant faster than the conventional steam generator level control device when a power plant transient occurs, thereby preventing unnecessary shutdown of the nuclear power plant. have.

도 5는 본 발명에 따른 증기발생기 수위 제어 방법과 장치를 적용할 때, 증기발생기에서의 팽창(swelling)시의 증기발생기의 수위 제어 효과를 나타내고, 도 6은 본 발명에 따른 증기발생기 수위 제어 방법과 장치를 적용할 때, 증기발생기에서의 수축(shrink)시의 증기발생기의 수위 제어 효과를 나타낸다. 즉, 도 5와 도 6은 원자력발전소의 운전상태의 변화에도 불구하고 공정측정정밀도값을 -5%로 일정하게 가정하고 Non-variable gain의 gain을 0.3으로 가정한 상태로 모의실험한 경우 본 발명에 의한 증기발생기 수위 제어 효과를 나타낸다. 도 5와 도 6에 도시된 바와 같이, 본 발명에 따른 증기발생기 수위 제어 방법은 과도상태에서 보정신호를 통해 급격한 수위 변화를 방지한다는 것을 알 수 있다. 더욱이, 증기발생기 내에서 실제로 과도상태가 발생하면, 공정측정정밀도는 고정된 값이 아니라 계속 변화하는 값이 되기 때문에, 실측 수위의 변동이 상당 시간 동안 지속되게 된다. 따라서, 본 발명에 따른 방법과 장치를 원자력발전소에 적용할 경우 원자력발전소의 빠른 안정화와 효율적인 운영이 가능하게 된다.
5 shows the effect of controlling the level of the steam generator during swelling in the steam generator when applying the method and apparatus for controlling the steam generator level according to the present invention, and FIG. 6 is a method for controlling the steam generator level according to the present invention. When applying the oversizing device, it shows the steam generator's level control effect upon shrinking in the steam generator. 5 and 6 show that the present invention is simulated with the assumption that the process measurement precision value is -5% and the gain of the non-variable gain is 0.3, despite the change in the operating state of the nuclear power plant. By the steam generator level control effect. As shown in Figures 5 and 6, it can be seen that the steam generator level control method according to the present invention prevents a sudden level change through the correction signal in the transient state. Furthermore, if a transient actually occurs in the steam generator, the process measurement precision is not a fixed value but a constantly changing value, so that the measured water level fluctuations are maintained for a considerable time. Therefore, when the method and apparatus according to the present invention is applied to a nuclear power plant, it is possible to quickly stabilize and efficiently operate the nuclear power plant.

1 ----- 외부 신호, 2 ----- PMA보상기,
3 ----- 기억장치, 4 ----- 계산기,
5 ----- 수위지시기, 6 ----- PMA지시기,
7 ----- 제1 수위비교기, 8 ----- Non-linear Gain,
9 ----- 제2 수위비교기, 10 ----- 운전정보,
11 ----- 급수제어기, 12 ----- 급수제어밸브.1 ----- external signal, 2 ----- PMA compensator,
3 ----- memory, 4 ----- calculator,
5 ----- level indicator, 6 ----- PMA indicator,
7 ----- 1st level comparator, 8 ----- Non-linear gain,
9 ----- 2nd water level comparator, 10 ----- Operation information,
11 ----- Feedwater controller, 12 ----- Feedwater control valve.

Claims (4)

외부 신호(1)와 정보를 기억장치(3)에 셋팅하는 단계;와
PMA보상기(2) 내에 설치된 계산기(4)가 상기 기억장치(3)에 저장된 정보와 운전정보(10)를 받아서, 공정측정정밀도(PMA)를 계산하는 단계;와
상기 PMA보상기(2)가 상기 공정측정정밀도를 계산하는 단계에서 계산된 공정측정정밀도를 측정수위에 반영하여 보정수위를 계산하는 단계;와
상기 보정수위를 계산하는 단계에서 계산된 보정수위 값을 수위지시기(5)와 제1 수위비교기(7)에 전달하고, PMA지시기(6)에는 상기 공정측정정밀도를 계산하는 단계에서 계산된 공정측정정밀도 값을 전달하는 단계;와
상기 제1 수위비교기(7)가 상기 보정수위를 계산하는 단계에서 계산된 보정수위와 측정수위를 비교하여 오차신호를 발생하는 단계;와
상기 오차신호를 발생하는 단계에서 발생 되는 오차신호에 따라 Non-linear Gain(8)에서 신호를 출력하는 단계;와
제2 수위비교기(9)에서 상기 Non-linear Gain(8)에서 신호를 출력하는 단계에서의 신호를 측정수위에 반영하여 수위를 비교하는 단계; 및
상기 수위를 비교하는 단계의 비교값에 의해 급수제어기(11) 및 급수제어밸브(12)를 제어하는 단계로 이루어지는 것을 특징으로 하는 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소 증기발생기 수위 제어 방법.
Setting the external signal 1 and information to the storage device 3; and
A calculator (4) installed in the PMA compensator (2) receives information and operation information (10) stored in the storage device (3), and calculates a process measurement precision (PMA); and
Calculating a correction level by reflecting the process measurement precision calculated in the step of calculating the process measurement precision by the PMA compensator 2 to the measurement level; and
The correction level value calculated in the step of calculating the correction level is transferred to the level indicator 5 and the first level comparator 7, and the PMA indicator 6 measures the process calculated in the step of calculating the process measurement precision. Passing a precision value; and
Generating, by the first water level comparator (7), an error signal by comparing the correction level and the measurement level calculated in the step of calculating the correction level; and
Outputting a signal at a non-linear gain (8) according to the error signal generated at the step of generating the error signal; and
Comparing the water level by reflecting the signal in the step of outputting the signal at the non-linear gain (8) in the second water level comparator (9) to the measurement level; And
And controlling the water supply controller (11) and the water supply control valve (12) according to the comparison value of the step of comparing the water level.
제1항에 있어서, 총 공정측정정밀도는,
Figure pat00017

Figure pat00018

Figure pat00019

Figure pat00020

Figure pat00021

Figure pat00022

Figure pat00023

Figure pat00024

공정압력변화 영향(식1), 기준래그 온도변화 영향(식2), 유체속도영향(식3), 하강유로 과냉각 영향(식4), 미드 덱 플레이트 차압 영향(식5), 인터미디에이트 덱 플레이트 차압 영향(식6), 및 로우 덱 플레이트 차압 영향(식7)의 합산으로 처리되는 것을 특징으로 하는 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소 증기발생기 수위 제어 방법.
The method of claim 1, wherein the total process measurement precision is
Figure pat00017

Figure pat00018

Figure pat00019

Figure pat00020

Figure pat00021

Figure pat00022

Figure pat00023

Figure pat00024

Effect of process pressure change (Equation 1), reference lag temperature change effect (Equation 2), fluid velocity effect (Equation 3), downflow supercooling effect (Equation 4), middeck plate differential pressure effect (Equation 5), intermediate deck A method for controlling a nuclear power plant steam generator level incorporating a process measurement precision compensator characterized in that it is processed by the sum of a plate differential pressure effect (Equation 6) and a low deck plate differential pressure effect (Equation 7).
제2항에 있어서, 상기 보정수위는 비례방법을 사용하여 총 불확실도와 실제수위의 합산, 즉 보정수위 = 실측수위 + 총 불확실도(PMA)로 처리되는 것을 특징으로 하는 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소 증기발생기 수위 제어 방법.
3. The process measurement precision compensator of claim 2, wherein the correction level is processed as a sum of total uncertainty and actual level using a proportional method, that is, correction level = actual level + total uncertainty (PMA). To control the steam generator level in an advanced nuclear power plant.
원자력발전소 운전정보(10)가 저장되고 외부 신호(1)를 수용하는 기억장치(3)와 공정측정정밀도(PMA)를 계산하는 계산기를 구비하는 PMA보상기(2);와
증기발생기의 수위를 측정하는 수위지시기((5);와
상기 PMA보상기(2)에서 계산된 공정측정정밀도 신호를 수용하는 PMA지시기(6);와
보정수위와 측정수위를 비교하는 제1 수위비교기(7);와
상기 제1 수위비교기(7)의 오차신호에 따라 신호를 출력하는 Non-linear Gain(8);와
상기 Non-linear Gain(8)의 신호를 측정수위에 반영하여 수위를 비교하는 제2 수위비교기(9); 및
이러한 신호들에 의해 급수를 제어하는 급수제어기(11)와 급수제어밸브(12);를 구비하는 것을 특징으로 하는 공정측정정밀도 보상기가 인베이드된 원자력발전소 증기발생기 수위 제어 장치.


A PMA compensator (2) having a nuclear power plant operating information (10) stored therein and having a storage device (3) for accommodating an external signal (1) and a calculator for calculating process measurement precision (PMA); and
Level indicator (5) for measuring the water level of the steam generator; and
A PMA indicator 6 for receiving the process measurement precision signal calculated by the PMA compensator 2; and
A first level comparator 7 for comparing the correction level and the measurement level; and
Non-linear gain (8) for outputting a signal in accordance with the error signal of the first water level comparator (7); and
A second level comparator (9) for comparing the level by reflecting the signal of the non-linear gain (8) to the measurement level; And
And a feedwater controller (11) and a feedwater control valve (12) for controlling the feedwater by such signals.


KR1020100094905A 2010-09-30 2010-09-30 Method and apparatus for control equipment of steam generator of nuclear power plant with invaded process measurement accuracy compensation KR101216887B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020100094905A KR101216887B1 (en) 2010-09-30 2010-09-30 Method and apparatus for control equipment of steam generator of nuclear power plant with invaded process measurement accuracy compensation

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020100094905A KR101216887B1 (en) 2010-09-30 2010-09-30 Method and apparatus for control equipment of steam generator of nuclear power plant with invaded process measurement accuracy compensation

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20120033409A true KR20120033409A (en) 2012-04-09
KR101216887B1 KR101216887B1 (en) 2012-12-28

Family

ID=46136170

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020100094905A KR101216887B1 (en) 2010-09-30 2010-09-30 Method and apparatus for control equipment of steam generator of nuclear power plant with invaded process measurement accuracy compensation

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR101216887B1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105741895A (en) * 2014-12-29 2016-07-06 韩国电力技术株式会社 Steam generator level control system and method of preventing oscillation of steam generator level

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5024802A (en) 1990-10-22 1991-06-18 Westinghouse Electric Corp. Method for steam generator water level measurement
US7120218B2 (en) 2002-09-25 2006-10-10 Westinghouse Electric Co, Llc Method for calibrating steam generator water level measurement

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105741895A (en) * 2014-12-29 2016-07-06 韩国电力技术株式会社 Steam generator level control system and method of preventing oscillation of steam generator level
US10256000B2 (en) 2014-12-29 2019-04-09 Kepco Engineering & Construction Company, Inc. Steam generator level control system and method of preventing oscillation of steam generator level

Also Published As

Publication number Publication date
KR101216887B1 (en) 2012-12-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4080251A (en) Apparatus and method for controlling a nuclear reactor
US3998693A (en) Thermal margin control
KR100584836B1 (en) Feedwater Control System in Nuclear Power Plant Considering Feedwater Control Valve Pressure Drop and Control Method thereof
US4699749A (en) Controlling a nuclear reactor with dropped control rods
EP3046111B1 (en) Nuclear reactor power regulator and method
KR101216887B1 (en) Method and apparatus for control equipment of steam generator of nuclear power plant with invaded process measurement accuracy compensation
Ishiwatari et al. Improvements of feedwater controller for the super fast reactor
Vataman et al. Analysis of models of an automatic power control system for a pressurized water reactor in dynamic mode with a change in the static control program
KR100584835B1 (en) Feedwater control system for steam generator in nuclear power plant and control method thereof
Nakatsuka et al. Control of a fast reactor cooled by supercritical light water
KR100980263B1 (en) Variable overpower trip control method of core protection calculator system
US5631937A (en) Method and apparatus for protecting a PWR from departure from nucleate boiling and hot leg boiling
JP2017067494A (en) Nuclear reactor water injection device and nuclear reactor power generation plant
WO2012026328A1 (en) Water supply device
KR20100048563A (en) Method and system, for providing regional overpower protection of calandria using on-line
Wu et al. Whole plant simulation study on load rejection transient of CPR1000 employing advanced Mechanical Shim strategy
Andraws et al. Performance of receding horizon predictive controller for research reactors
EP1770716A2 (en) Improved on-line steam flow measurement device and method
Shen et al. Application of a neural network based feedwater controller to helical steam generators
Taemiriosgouee Investigation of Model Predictive Control (MPC) for Steam Generator Level Control in Nuclear Power Plants
US4361535A (en) Control system and process for the operation of nuclear reactors
CN114251645B (en) Steam generator water level control system and control method
Xiong et al. Dynamic characteristics analyse of pressurized water reactor Nuclear Power plant based on PSASP
Wei et al. H∞-based LQR water level control for nuclear u-tube steam generators
WO2003032327A1 (en) Method for licensing increased power output of a boiling water nuclear reactor

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
N231 Notification of change of applicant
E902 Notification of reason for refusal
E90F Notification of reason for final refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20151221

Year of fee payment: 4

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20161201

Year of fee payment: 5

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20171201

Year of fee payment: 6

LAPS Lapse due to unpaid annual fee