WO2012026328A1 - 給水装置 - Google Patents

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WO2012026328A1
WO2012026328A1 PCT/JP2011/068182 JP2011068182W WO2012026328A1 WO 2012026328 A1 WO2012026328 A1 WO 2012026328A1 JP 2011068182 W JP2011068182 W JP 2011068182W WO 2012026328 A1 WO2012026328 A1 WO 2012026328A1
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WO
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water supply
control
signal
water level
flow rate
Prior art date
Application number
PCT/JP2011/068182
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English (en)
French (fr)
Inventor
裕之 住田
英一 岸本
敏和 前田
Original Assignee
三菱重工業株式会社
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    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22DPREHEATING, OR ACCUMULATING PREHEATED, FEED-WATER FOR STEAM GENERATION; FEED-WATER SUPPLY FOR STEAM GENERATION; CONTROLLING WATER LEVEL FOR STEAM GENERATION; AUXILIARY DEVICES FOR PROMOTING WATER CIRCULATION WITHIN STEAM BOILERS
    • F22D5/00Controlling water feed or water level; Automatic water feeding or water-level regulators
    • F22D5/26Automatic feed-control systems
    • F22D5/30Automatic feed-control systems responsive to both water level and amount of steam withdrawn or steam pressure
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22BMETHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B35/00Control systems for steam boilers
    • F22B35/004Control systems for steam generators of nuclear power plants
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/08Regulation of any parameters in the plant
    • 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

Definitions

  • the present invention relates to a water supply apparatus that supplies a coolant to a steam generator provided in a nuclear facility.
  • a water level detector that detects the water level in the steam generator, a flow meter that detects the flow rate of water supplied to the steam generator, and a steam flow rate that is generated by the steam generator are detected.
  • a water supply device having a flow meter, a main water supply control valve that controls a large flow of water supply, a water supply bypass control valve that controls a small flow of water supply, and a controller that controls the main water supply control valve and the water supply bypass valve is known. (For example, refer to Patent Document 1).
  • the water supply device controls the water supply flow rate so as to maintain the water level in the steam generator at the target water level.
  • this water supply device uses a main water supply control valve and a water supply bypass control valve when controlling the water supply flow rate. Specifically, the water supply device controls opening and closing of the water supply bypass control valve based on a control output value obtained by PI control of the deviation between the water level detected by the water level detector and the target water level. Further, the water supply device adds the control output value obtained by PI control of the deviation between the water level detected by the water level detector and the target water level and the deviation between the steam flow rate and the feed water flow rate to obtain a control input value. The main water supply control valve is controlled to open and close based on the control output value obtained by PI control.
  • the water supply control is performed using the main water supply control valve having a large rated capacity, so that the deviation between the detected water level and the target water level is Even in a small and stable state, there is a problem that the feed water flow rate fluctuates greatly.
  • this invention makes it a subject to provide the water supply apparatus which can perform water supply control so that the fluctuation
  • the water supply apparatus of the present invention is provided in a main water supply pipe connected to the steam generator and the main water supply pipe in order to supply the coolant to the steam generator provided in the nuclear facility, and has a large rated capacity.
  • a water level detection means capable of detecting the water level of the coolant in the steam generator, and the main water supply valve and the water supply bypass valve are controlled based on the detected water level detected by the water level detection means, to the steam generator.
  • a water supply control unit capable of controlling a water supply flow rate of the supplied coolant, and the water supply control unit sets in advance a water level deviation between a preset target water level of the coolant in the steam generator and a detected water level. If it is within While the main water supply valve is not controlled as the dead zone of the water valve, the water supply flow rate is controlled by controlling the water supply bypass valve. On the other hand, when the water level deviation changes beyond the slight change range, the main water supply valve and the water supply bypass valve are controlled Then, the water supply flow rate is controlled.
  • the water supply control unit controls the water supply bypass valve without controlling the main water supply valve that becomes the dead zone. be able to. For this reason, when the water level deviation is small, fluctuations in the feed water flow rate can be suppressed by performing feed water control using a feed water bypass valve with a small rated capacity without using a main feed valve with a large rated capacity. The fluctuation of the water level of the coolant in the steam generator can be suppressed.
  • the water supply control unit can control the main water supply valve and the water supply bypass valve.
  • a main water supply valve with a large rated capacity can be used, so the water level in the steam generator is preferably set to the target water level. Water supply can be controlled.
  • the water supply control unit has a feedback control unit that receives the water level deviation as a control input signal, feedback-controls the input control input signal, and outputs the control input signal after the feedback control as a control output signal
  • the feed water bypass valve preferably operates based on the control output signal.
  • the feed water bypass valve is feedback-controlled based on the water level deviation between the water level in the steam generator and the target water level, the parameters required for the feedback control can be reduced. Thereby, it becomes difficult to be influenced by disturbances and the like, and feedback control can be performed with a simple configuration.
  • the water supply flow rate detecting means for detecting the water supply flow rate of the coolant flowing into the steam generator and the steam flow rate detecting means for detecting the steam flow rate of the steam flowing out from the steam generator are further provided,
  • a first feedback control unit that receives the water level deviation as a first control input signal, feedback-controls the input first control input signal, and outputs the first control input signal after the feedback control as a first control output signal;
  • the first control output signal is input
  • the flow rate deviation between the feed water flow rate and the steam flow rate is input as the second control input signal, and is derived from the input first control output signal and second control input signal.
  • a second feedback control unit that feedback-controls the derived signal and outputs the derived signal after the feedback control as a second control output signal; It is preferable to operate on the basis of a second control output signal.
  • the feedwater bypass valve is feedback-controlled based on the water level deviation and feedback-controlled based on the flow rate deviation. For this reason, since the parameter required for feedback control can be increased, the feed water bypass valve can be suitably controlled in accordance with the operation status of the nuclear facility.
  • the water supply control unit receives the water level deviation as the first control input signal, the water level change rate of the detected water level as the second control input signal, and the input first control input signal and second control input signal.
  • a fuzzy control unit that outputs a signal output by fuzzy control as a first control output signal, and an integration control of the input first control output signal, and a first control output signal after the integration control is obtained. It is preferable that the integration control means outputs as a second control output signal, and the water supply bypass valve operates based on the second control output signal.
  • the water supply bypass valve is fuzzy controlled based on the water level deviation and the water level change rate, the parameters required for feedback control can be reduced. Thereby, it is hard to receive a disturbance etc., and a feed water bypass valve can be feedback-controlled suitably.
  • it further comprises a steam flow rate detecting means for detecting the steam flow rate of the steam flowing out from the steam generator, and the water supply control unit receives the water level deviation as the third control input signal and inputs the third control input.
  • a third feedback control unit that outputs a signal, a steam flow rate input as a fourth control input signal, and a signal derived from the input fourth control input signal and a predetermined function as a fourth control output signal
  • a function setting unit that outputs a signal derived from the addition of the third control output signal and the fourth control output signal, and an addition unit that outputs a signal derived as an addition control output signal. To operate on the basis of the calculated control output signal is preferred.
  • the main water supply valve is feedback controlled based on the steam flow rate and the water level deviation. At this time, when there is no fluctuation in the steam flow rate and the water level deviation is in the minute change region, the main water supply valve is not controlled. Moreover, since the parameters required for feedback control can be increased, the main water supply valve can be suitably controlled in accordance with the operation status of the nuclear facility.
  • it further includes a reactor output detection means for detecting the output state of the reactor provided in the nuclear facility, and the water supply control unit receives the water level deviation as the fifth control input signal and inputs the fifth control input.
  • a second variable gain setting unit that sets a second proportional gain that varies according to the output state of the reactor with respect to the signal and a fifth control input signal in which the second proportional gain is set are feedback-controlled,
  • the fourth feedback control unit that outputs the control output signal and the fifth control output signal are input, and the flow rate deviation between the feed water flow rate and the steam flow rate is input as the sixth control input signal.
  • a third variable gain setting unit that sets a third proportional gain that varies according to the magnitude of the control value of the derived signal with respect to the derived signal derived from the signal and the sixth control input signal; And the set derived signal feedback control, a fifth feedback controller for outputting a sixth control output signal, having a main water supply valve, be operated on the basis of the sixth control output signal, preferably.
  • the second variable gain setting unit can set the second proportional gain with respect to the water level deviation.
  • the water supply control by the main water supply valve can be performed in consideration of the output of the reactor.
  • the third variable gain setting unit can set the third proportional gain for the derived signal derived from the fifth control output signal and the sixth control input signal.
  • the water supply control by the main water supply valve can be performed in consideration of the water level deviation and the flow rate deviation. .
  • the second proportional gain increases as the power state of the reactor changes from the low power state to the high power state.
  • the second proportional gain can be reduced when the nuclear reactor is in a low power state, and the second proportional gain can be increased when the nuclear reactor is in a high power state.
  • the fluctuation of the water level in the steam generator when the reactor power is low is smaller than that in the steam generator when the reactor power is high, so feedback control is performed according to the fluctuation of the water level. It becomes possible.
  • the coolant in the steam generator is cooled, which may temporarily lower the water level in the steam generator. That is, when the coolant is supplied by controlling the main water supply valve at the time of low output of the nuclear reactor, a temporary reverse response may occur.
  • the third proportional gain increases as the control value of the derived signal changes greatly.
  • the third proportional gain when the derived signal control value is small, the third proportional gain can be reduced, and when the derived signal control value is large, the third proportional gain can be increased.
  • the control value of the derived signal when the control value of the derived signal is small, that is, when the water level deviation and the flow rate deviation are small, the third proportional gain becomes small, so that the stability of the feedback control can be improved.
  • the control value of the derived signal is large, that is, when the water level deviation and the flow rate deviation are large, the third proportional gain becomes large, so that feedback control is performed at the time of transient change in the flow of coolant in the steam generator. Can respond quickly.
  • FIG. 1 is a schematic configuration diagram schematically illustrating a nuclear facility including a water supply apparatus according to the first embodiment.
  • FIG. 2 is a control block diagram relating to the main water supply valve of the water supply control unit during non-rated operation of the nuclear reactor.
  • FIG. 3 is a control block diagram relating to the main water supply valve of the water supply control unit during rated operation of the nuclear reactor.
  • FIG. 4 is a control block diagram relating to a water supply bypass valve of the water supply control unit during rated operation of the nuclear reactor.
  • FIG. 5 is a control block diagram relating to a water supply bypass valve of the water supply control unit of the second embodiment at the rated operation of the nuclear reactor.
  • FIG. 6 is a control block diagram related to a water supply bypass valve of the water supply control unit of the third embodiment at the rated operation of the nuclear reactor.
  • FIG. 7 is an explanatory diagram relating to comparison of fluctuation widths of the feed water flow rate between the conventional example and the first to third embodiments.
  • FIG. 1 is a schematic configuration diagram schematically showing a nuclear facility equipped with a water supply apparatus according to the first embodiment.
  • a water supply apparatus 40 according to the present invention is provided in a nuclear facility 1 having a nuclear reactor 5, and for example, a pressurized water reactor (PWR) is used as the nuclear reactor 5.
  • a nuclear facility 1 using this pressurized water reactor 5 includes a reactor cooling system 3 including the reactor 5 and a turbine system 4 that exchanges heat with the reactor cooling system 3.
  • a reactor coolant flows, and in the turbine system 4, a secondary coolant flows.
  • the reactor cooling system 3 has a reactor 5 and a steam generator 7 connected to the reactor 5 through a cold leg 6a and a hot leg 6b.
  • a pressurizer 8 is interposed in the hot leg 6b
  • a reactor coolant pump 9 is interposed in the cold leg 6a.
  • the reactor 5, the cold leg 6 a, the hot leg 6 b, the steam generator 7, the pressurizer 8, and the reactor coolant pump 9 are accommodated in the reactor containment vessel 10.
  • the reactor 5 is a pressurized water reactor as described above, and the inside thereof is filled with a reactor coolant.
  • a large number of fuel assemblies 15 are accommodated, and a large number of control rods 16 for controlling the nuclear fission of the fuel assemblies 15 are provided in the fuel assemblies 15 so as to be removable. ing.
  • the pressurizer 8 interposed in the hot leg 6b suppresses boiling of the reactor coolant by pressurizing the reactor coolant that has become high temperature.
  • the steam generator 7 heats the reactor coolant that has become high temperature and high pressure with the secondary coolant, thereby evaporating the secondary coolant to generate steam, and the atoms that have become high temperature and pressure
  • the furnace coolant is being cooled.
  • the reactor coolant pump 9 circulates the reactor coolant in the reactor cooling system 3, and sends the reactor coolant from the steam generator 7 to the reactor 5 through the cold leg 6 a, and also the reactor coolant. From the nuclear reactor 5 to the steam generator 7 through the hot leg 6b.
  • the reactor 5 is cooled by the cooled reactor coolant flowing into the reactor 5. That is, the reactor coolant is circulated between the reactor 5 and the steam generator 7.
  • the reactor coolant is light water in which boron used as a coolant and a neutron moderator is dissolved.
  • the turbine system 4 includes a turbine 22 connected to the steam generator 7 via the steam pipe 21, a condenser 23 connected to the turbine 22, and a water supply pipe connecting the condenser 23 and the steam generator 7. 26, and a water supply pump 24 provided at 26.
  • a generator 25 is connected to the turbine 22.
  • the condenser 23 has a cooling pipe 27 disposed therein, and one of the cooling pipes 27 is connected to a water intake pipe 28 for supplying cooling water (for example, seawater). A drain pipe 29 for draining the cooling water is connected to.
  • the condenser 23 cools the steam flowing in from the turbine 22 by the cooling pipe 27, thereby returning the steam to a liquid.
  • the secondary coolant that has become liquid is sent to the steam generator 7 through the feed water pipe 26 by the feed water pump 24.
  • the secondary coolant sent to the steam generator 7 becomes steam again by exchanging heat with the reactor coolant in the steam generator 7.
  • the secondary coolant is supplied toward the steam generator 7 while the flow rate is controlled by the water supply device 40 including the water supply pump 24 described above.
  • the water supply apparatus 40 is demonstrated with reference to FIG.
  • the water supply device 40 includes the water supply pump 24, the water supply pipe 26, a main water supply valve 42 provided in the water supply pipe 26, and a bypass pipe bypassing the main water supply valve 42 and connected to the water supply pipe 26 ( Water supply bypass pipe) 43 and a water supply bypass valve 44 provided in the bypass pipe 43. Further, the water supply apparatus 40 includes a water supply control unit 45 that controls the main water supply valve 42 and the water supply bypass valve 44, a steam flow meter (steam flow rate detection means) 47 connected to the water supply control unit 45, and a water supply control unit 45. A connected water supply flow meter (water supply flow rate detecting means) 48 and a water level meter 49 connected to the water supply control unit 45 are provided.
  • the main water supply valve 42 is interposed in the water supply pipe 26 on the downstream side of the water supply pump 24 and is controlled by the water supply control unit 45.
  • the main water supply valve 42 is a pneumatic control valve and has a larger rated capacity than the water supply bypass valve 44.
  • the bypass pipe 43 has one end connected to the water supply pipe 26 on the upstream side of the main water supply valve 42 and the other end connected to the water supply pipe 26 on the downstream side of the main water supply valve 42.
  • the water supply bypass valve 44 is interposed in the bypass pipe 43 and is controlled by the water supply control unit 45.
  • the water supply bypass valve 44 is also a pneumatic control valve and has a smaller rated capacity than the main water supply valve 42.
  • the steam flow meter 47 measures the flow rate of steam (gas phase secondary coolant) flowing in the steam pipe 21.
  • the feed water flow meter 48 measures the flow rate of the liquid phase secondary coolant flowing in the feed water pipe 26.
  • the water supply flow meter 48 is provided in the water supply pipe 26 on the downstream side of the main water supply valve 42.
  • the water level meter 49 is provided in the steam generator 7 and measures the water level of the secondary coolant in the steam generator 7.
  • the water supply control unit 45 performs water supply control by controlling the main water supply valve 42 and the water supply bypass valve 44 based on the measurement results of the steam flow meter 47, the water supply flow meter 48 and the water level meter 49.
  • the water supply control unit 45 differs in water supply control between when the nuclear reactor 5 performs a rated operation and when the nuclear reactor 5 performs a non-rated operation other than the rated operation.
  • FIG. 2 is a control block diagram relating to the main water supply valve of the water supply control unit during non-rated operation of the nuclear reactor.
  • the water supply control unit 45 controls the main water supply valve 42 and performs water supply control without controlling the water supply bypass valve 44.
  • the water supply control unit 45 includes a second variable gain setting unit 51, a fourth PI control unit (fourth feedback control unit) 52, a third variable gain setting unit 53, and a fifth PI control unit (fifth feedback). Controller 54).
  • the second variable gain setting unit 51 sets a second proportional gain that is variable with respect to a water level deviation between a target water level set according to the steam pressure around the inlet of the turbine 22 and the water level in the steam generator 7. It is set.
  • the target water level is set based on the graph G1 shown in FIG. 2.
  • the horizontal axis indicates the steam pressure around the inlet of the turbine
  • the vertical axis indicates the target water level. ing. Therefore, when the steam pressure signal around the turbine inlet is input to the feed water control unit 45, the feed water control unit 45 receives the steam pressure signal around the turbine inlet and the graph G1. Based on this, the target water level is derived.
  • the second proportional gain set by the second variable gain setting unit 51 is a variable gain, and the magnitude of the second proportional gain is set based on the temperature difference ⁇ T between the cold leg 6a and the hot leg 6b.
  • This temperature difference ⁇ T is an index representing the output state of the nuclear reactor.
  • the cold leg 6a is provided with a first temperature sensor 57 for detecting the temperature of the circulating reactor coolant
  • the hot leg 6b is provided with a second temperature sensor 58 for detecting the temperature of the circulating reactor coolant. Yes.
  • the first temperature sensor 57 and the second temperature sensor 58 are connected to the water supply control unit 45, and the water supply control unit 45 is a reactor coolant that circulates through the cold leg 6a input from the first temperature sensor 57.
  • a temperature difference ⁇ T between the temperature and the temperature of the reactor coolant flowing through the hot leg 6b input from the second temperature sensor 58 is derived.
  • the water supply control unit 45 derives the second proportional gain from the graph G2 shown in FIG. 2 based on the derived temperature difference ⁇ T.
  • the horizontal axis is the temperature difference ⁇ T
  • the vertical axis is the second proportional gain.
  • the second proportional gain is a preset lower limit proportional gain when the temperature difference is from 0 to T1, and from T1 to T2, the preset proportional upper limit is set from the lower limit proportional gain. The gain increases up to the gain, and the upper limit proportional gain is obtained after T2.
  • the fourth PI control unit 52 is connected to the output side of the second variable gain setting unit 51.
  • the fourth PI control unit 52 feeds back the control input signal by performing proportional control using the second proportional gain and integral control on the control input signal (fifth control input signal) which is the water level deviation. Control (PI control). Then, the fourth PI control unit 52 outputs the control input signal after PI control as a control output signal (sixth control output signal).
  • the third variable gain setting unit 53 has a fourth PI control unit 52, a feed water flow meter 48, and a steam flow meter 47 connected to its input side, and a fifth PI control unit 54 connected to its output side.
  • the third variable gain setting unit 53 sets a variable third proportional gain with respect to the flow rate deviation between the feed water flow rate detected by the feed water flow meter 48 and the steam flow rate detected by the steam flow meter 47.
  • the third proportional gain set by the third variable gain setting unit 53 is a variable gain, and the magnitude of the third proportional gain is the control output signal output from the fourth PI control unit 52, It is set based on the control value of the derived signal derived from the control input signal (sixth control input signal) that is the flow rate deviation.
  • the control value of the derived signal is a deviation value in consideration of the water level deviation after PI control, which is the control output signal output from the fourth PI control unit 52, and the flow rate deviation, which is the control input signal.
  • leads out a 3rd proportional gain from the graph G3 shown in FIG. 2 based on the control value of a derivation
  • the horizontal axis represents the control value of the derived signal
  • the vertical axis represents the third proportional gain.
  • the third proportional gain is a preset lower limit proportional gain when the control value is 0, that is, when the deviation is 0.
  • the second proportional gain increases from the lower limit proportional gain to a preset upper limit proportional gain when the control value is from 0 to S1, and when the control value is larger than S1, the second proportional gain is the upper limit proportional gain.
  • the second proportional gain increases from a lower limit proportional gain to a preset upper limit proportional gain when the control value is from 0 to -S1, and is an upper limit proportional gain when the control value is smaller than -S1. .
  • the fifth PI control unit 54 is connected to the output side of the third variable gain setting unit 53.
  • the fifth PI control unit 54 performs feedback control (PI control) on the derived signal by performing proportional control using the third proportional gain and integral control on the derived signal. Then, the fifth PI control unit 54 outputs the derived signal after the PI control as a control output signal (sixth control output signal) for controlling the main water supply valve 42.
  • PI control feedback control
  • the water supply control unit 45 controls the main water supply valve 42 when the nuclear reactor 5 performs non-rated operation.
  • the water supply control unit 45 is connected to the input turbine.
  • a target water level is derived based on the signal of the pressure of the steam around the inlet and the graph G1, and a water level deviation is derived from the derived target water level and the water level in the steam generator 7 input from the water level meter 49.
  • the water supply control unit 45 derives the temperature difference ⁇ T from the temperature detected by the first temperature sensor 57 and the temperature detected by the second temperature sensor 58. Then, the water supply control unit 45 derives the second proportional gain based on the derived temperature difference ⁇ T and the graph G2 by the second variable gain setting unit 51, and sets the derived second proportional gain. Thereafter, the water supply control unit 45 causes the fourth PI control unit 52 to perform proportional control using the second proportional gain and integral control on the control input signal that is the water level deviation, and outputs it as a control output signal.
  • the water supply control unit 45 uses the flow rate deviation between the water supply flow rate detected by the water supply flow meter 48 and the steam flow rate detected by the steam flow meter 47 as a control input signal. To derive.
  • the water supply control unit 45 derives a derived signal from the derived control input signal and the control output signal input from the fourth PI control unit 52. Subsequently, the water supply control unit 45 derives a third proportional gain by the third variable gain setting unit 53 based on the control value of the derived signal and the graph G3, and sets the derived third proportional gain.
  • the water supply control unit 45 performs proportional control using the third proportional gain and integration control on the derived signal by the fifth PI control unit 54 and outputs it as a control output signal for controlling the main water supply valve 42. To do. Therefore, the water supply control unit 45 can perform water supply control by the main water supply valve 42 by outputting a control output signal to the main water supply valve 42 when the nuclear reactor 5 performs non-rated operation.
  • FIG. 3 is a control block diagram related to the main water supply valve of the water supply control unit during the rated operation of the reactor
  • FIG. 4 is a control block diagram related to the water supply bypass valve of the water supply control unit during the rated operation of the reactor. It is.
  • the water supply control unit 45 controls the main water supply valve 42 and the water supply bypass valve 44 to perform water supply control.
  • the water supply control unit 45 includes a first variable gain setting unit 61, a third PI control unit (third feedback control unit) 62, And a water supply valve opening setting unit (function setting unit) 63.
  • the first variable gain setting unit 61 is a first proportional gain having a dead zone with respect to a water level deviation between a target water level set according to the steam pressure around the inlet of the turbine 22 and the water level in the steam generator 7. Is set.
  • the target water level is set based on the graph G1 shown in FIG. 3 which is the same as the graph G1 in FIG. For this reason, when the signal of the steam pressure around the inlet of the turbine 22 is input to the feed water control unit 45, the feed water control unit 45 displays the graph of the input steam pressure signal around the inlet of the turbine 22 and the graph.
  • a target water level is derived based on G1.
  • the first proportional gain unit set by the first variable gain setting unit 61 is a variable gain, and the magnitude of the first proportional gain unit output is set based on the water level deviation.
  • the first variable gain setting unit 61 derives and sets the first proportional gain unit output from the graph G4 shown in FIG. 3 based on the input water level deviation.
  • the horizontal axis represents the water level deviation
  • the vertical axis represents the first proportional gain unit output.
  • the level deviation is between ⁇ H1 and H1 centered on 0, and the minute change region D is 0.
  • the first proportional gain unit output is 0 in this minute change region D. .
  • the first proportional gain unit is a dead zone in the minute change region D.
  • the water level deviation becomes larger than H1 the first proportional gain unit output becomes larger in the positive direction
  • the water level deviation becomes smaller than -H1 the first proportional gain unit output becomes larger in the negative direction.
  • the third PI control unit 62 is connected to the output side of the first variable gain setting unit 61. And the 3rd PI control part 62 performs a proportional control using a 1st proportional gain unit with respect to the control input signal (3rd control input signal) which is a water level deviation, and an integral control, A control input signal is obtained. Feedback control (PI control) is performed. And the 3rd PI control part 62 outputs the control input signal after PI control as a control output signal (3rd control output signal).
  • the main water supply valve opening setting unit 63 sets the opening of the main water supply valve 42 based on the steam flow rate input from the steam flow meter 47. Specifically, the main water supply valve opening degree setting unit 63 derives and sets the opening degree of the main water supply valve 42 from the function of the graph G5 shown in FIG. 3 based on the input steam flow rate.
  • the horizontal axis represents the steam flow rate
  • the vertical axis represents the opening of the main water supply valve 42.
  • the main feed valve 42 has an opening degree of 0 when the steam flow rate is between 0 and J.
  • the opening of the main water supply valve 42 becomes K.
  • the opening of the main water supply valve 42 becomes larger than K as the steam flow rate becomes larger than J.
  • the water supply control unit 45 controls the main water supply valve 42 when the nuclear reactor 5 performs the rated operation.
  • the water supply control unit 45 derives the target water level based on the input steam pressure signal around the inlet of the turbine 22 and the graph G1, and the target water level and water level are derived.
  • the water level deviation is derived from the water level in the steam generator 7 input from the total 49.
  • the water supply control unit 45 derives the first proportional gain unit output by the first variable gain setting unit 61 based on the derived water level deviation and the graph G4.
  • the water supply control unit 45 performs proportional control using the first proportional gain unit output and integration control on the control input signal that is the water level deviation by the third PI control unit 62, and outputs the control output signal as a control output signal. To do. At this time, if the water level deviation is within the minute change region D, the first proportional gain unit output is 0, so the control input signal after PI control is 0, and the main water supply valve 42 does not operate. On the other hand, if the water level deviation is outside the minute change region D, the first proportional gain unit output is larger than 0 or smaller than 0. Therefore, the main water supply valve 42 is opened or closed. Operate.
  • the water supply control unit 45 causes the main water supply valve opening setting unit 63 to perform main water supply based on the steam flow rate detected by the steam flow meter 47 and the graph G5.
  • the opening degree of the valve 42 is derived as a control output signal. At this time, if the steam flow rate is between 0 and J, the opening of the main water supply valve 42 becomes 0, and the main water supply valve 42 is closed. On the other hand, if the steam flow rate is greater than J, the opening of the main water supply valve 42 is an opening corresponding to the steam flow rate.
  • the water supply control part 45 adds the control output signal output from the main water supply valve opening degree setting part 63 and the control output signal output from the 3rd PI control part 62 in the addition part 64, and performs control after addition
  • the output signal is output as an addition control output signal for controlling the main water supply valve 42.
  • the water supply control unit 45 can perform water supply control by the main water supply valve 42 by outputting a control output signal to the main water supply valve 42 when the nuclear reactor 5 performs rated operation.
  • the water supply controller 45 has a PI controller 65.
  • the PI control unit 65 performs proportional control and integral control on a control input signal that is a water level deviation between a target water level set according to the steam pressure around the turbine inlet and a water level in the steam generator 7. As a result, the control input signal is feedback-controlled (PI control). Then, the PI control unit 65 outputs the control input signal after the PI control as a control output signal.
  • the target water level is set based on the graph G1 shown in FIG. 4 that is the same as the graph G1 in FIG.
  • the water supply control unit 45 controls the water supply bypass valve 44 when the nuclear reactor 5 performs rated operation.
  • the water supply control unit 45 derives the target water level based on the input steam pressure signal around the inlet of the turbine 22 and the graph G1, and the target water level and water level are derived.
  • the water level deviation is derived from the water level in the steam generator 7 input from the total 49.
  • the water supply control part 45 performs proportional control and integral control with respect to the control input signal which is a water level deviation by the PI control part 65, and outputs it as a control output signal which controls the water supply bypass valve 44.
  • the water supply control unit 45 operates the water supply bypass valve 44 without operating the main water supply valve 42.
  • water supply control can be performed.
  • the use of the feed water bypass valve 44 having a small rated capacity can suppress fluctuations in the feed water flow rate.
  • the fluctuation of the water level can be suppressed.
  • the water supply control unit 45 can operate the main water supply valve 42 and the water supply bypass valve 44 to perform water supply control.
  • the main water supply valve 42 having a large rated capacity can be used, so that the water supply control unit 45 has the water level in the steam generator 7 at the target water level.
  • Water supply control can be suitably performed so that Further, by setting the minute change region D as the dead zone of the main water supply valve 42, the water supply control unit 45 operates the main water supply valve 42 with a simple configuration when the water level in the steam generator 7 changes slightly. Instead, the water supply control can be performed by operating the water supply bypass valve 44.
  • the water supply control unit 45 can perform PI control of the water supply bypass valve 44 based on the water level deviation.
  • the water supply control part 45 should just detect the water level in the steam generator 7 with the water level meter 49, and can reduce the parameter required for PI control. For this reason, the water supply control part 45 is hard to receive influence of disturbance etc., and can PI-control the water supply bypass valve 44 with a simple structure.
  • the water supply control unit 45 can make the water supply control different between the rated operation and the non-rated operation of the nuclear reactor 5. For this reason, the water supply control unit 45 can perform water supply control according to the output state of the nuclear reactor 5.
  • the second variable gain setting unit 51 decreases the second proportional gain when the nuclear reactor 5 is in a low power state, and increases the second proportional gain when the nuclear reactor 5 is in a high power state. Can do. Thereby, since the fluctuation
  • the water supply control unit 45 has a small second proportional gain even when the coolant level reversely responds when the reactor 5 has a low output. An excessive response to the reverse response can be suppressed.
  • the third variable gain setting unit 53 can reduce the third proportional gain when the derived signal control value is small, and can increase the third proportional gain when the derived signal control value is large. Thereby, when the control value of the derived signal is small, that is, when the water level deviation and the flow rate deviation are small, the water supply control unit 45 can improve the stability of the PI control because the third proportional gain becomes small. On the other hand, when the control value of the derived signal is large, that is, when the water level deviation and the flow rate deviation are large, the water supply control unit 45 increases the third proportional gain. In a transient change, PI control can be made to respond quickly.
  • FIG. 5 is a control block diagram relating to the water supply bypass valve of the water supply control unit during the rated operation of the nuclear reactor.
  • the water supply control unit 71 of the water supply apparatus 70 according to the second embodiment is different from the first embodiment in the water supply control of the water supply bypass valve 44 during the rated operation of the nuclear reactor 5, and not only the water level in the steam generator 7,
  • the feed water bypass valve 44 is controlled based on the feed water flow rate and the steam flow rate.
  • the water supply control unit 71 includes a first PI control unit (first feedback control unit) 75 and a second PI control unit (second feedback control unit) 76.
  • the first PI control unit 75 is a control input signal (first control input signal) that is a water level deviation between a target water level set according to the steam pressure around the inlet of the turbine 22 and the water level in the steam generator 7.
  • the control input signal is feedback-controlled (PI control) by performing proportional control and integral control.
  • the 1st PI control part 75 outputs the control input signal after PI control as a control output signal (1st control output signal).
  • the target water level is set based on the graph G1 shown in FIG. 5 that is the same as the graph G1 in FIG.
  • the second PI control unit 76 has a first PI control unit 75, a feed water flow meter 48, and a steam flow meter 47 connected to the input side. Then, the second PI control unit 76 controls a control input signal (second control input) which is a flow rate deviation between the input control output signal and the feed water flow rate detected by the feed water flow meter 48 and the steam flow rate detected by the steam flow meter 47.
  • the derived signal is feedback-controlled (PI control) by performing proportional control and integral control on the derived signal derived from the signal). Then, the second PI control unit 76 outputs the derived signal after the PI control as a control output signal (second control output signal) for controlling the main water supply valve 42. Therefore, the water supply control unit 71 can perform water supply control by the main water supply valve 42 by outputting a control output signal to the main water supply valve 42 when the nuclear reactor 5 performs rated operation.
  • the water supply control unit 71 when the water level deviation is within the minute change region D during the rated operation of the nuclear reactor 5, the water supply control unit 71 performs PI control of the water supply bypass valve 44 based on the water level deviation and the flow rate deviation. be able to. Thereby, since the water supply control part 71 can perform water supply control based on several parameters, it can control the water supply bypass valve 44 according to the driving
  • FIG. 6 is a control block diagram relating to the water supply bypass valve of the water supply control unit of the third embodiment at the rated operation of the nuclear reactor.
  • the water supply device 80 according to the third embodiment is different from the first embodiment in the water supply control of the water supply bypass valve 44 during the rated operation of the nuclear reactor 5, and the water supply bypass valve 44 is controlled based on the water level in the steam generator 7. Fuzzy control.
  • the water supply control unit 81 includes a water level change rate deriving unit 85, a fuzzy control unit 86, and an integration control unit 87.
  • the water level change rate deriving unit 85 derives the water level change rate from the change in the water level in the steam generator 7 per unit time based on the detection result of the water level meter 49, and the derived water level change rate is used as the fuzzy control unit 86. Output towards
  • the fuzzy control unit 86 performs fuzzy control based on the water level deviation between the target water level set according to the steam pressure around the inlet of the turbine 22 and the water level in the steam generator 7 and the input water level change rate. Control is performed to output a control output signal for controlling the water supply bypass valve 44. Specifically, when the input water level deviation is positive, the fuzzy control unit 86 performs control to operate the opening degree of the water supply bypass valve 44 to the valve opening side in accordance with the magnitude of the water level deviation in the positive direction. . On the other hand, when the input water level deviation is negative, the fuzzy control unit 86 performs control to operate the opening degree of the water supply bypass valve 44 toward the valve closing side according to the magnitude of the water level deviation in the negative direction.
  • the fuzzy control unit 86 performs control to operate the opening degree of the water supply bypass valve 44 to the valve opening side in accordance with the magnitude of the water level change rate in the positive direction.
  • the fuzzy control unit 86 performs control to operate the opening degree of the water supply bypass valve 44 toward the valve closing side in accordance with the magnitude of the water level change rate in the negative direction.
  • the target water level is set based on the graph G1 shown in FIG. 6 that is the same as the graph G1 in FIG.
  • the integral control unit 87 performs integral control on the control output signal. Then, the integration control unit 87 outputs the control output signal after the integration control as a control output signal of the water supply bypass valve 44. Therefore, the water supply control unit 81 can perform water supply control by the water supply bypass valve 44 by outputting a control output signal to the water supply bypass valve 44 when the nuclear reactor 5 performs rated operation.
  • the water supply control unit 81 sets the water supply bypass valve 44 to the fuzzy state based on the water level deviation and the water level change rate. Can be controlled. At this time, the water supply control part 81 should just detect the water level in the steam generator 7 with the water level meter 49, and can reduce the parameter required for fuzzy control. For this reason, the water supply controller 81 is less susceptible to disturbances and the like, and can perform fuzzy control of the water supply bypass valve 44 with a simple configuration.
  • FIG. 7 is an explanatory diagram relating to comparison of fluctuation widths of the feed water flow rate between the conventional example and the first to third embodiments.
  • the fluctuation width of the water supply flow rate is large.
  • the fluctuation width of the feed water flow rate can be reduced by about 80%.
  • the water supply control units 71 and 81 operate the water supply bypass valve 44 in the configurations of the second and third embodiments without operating the main water supply valve 42 during the rated operation of the nuclear reactor 5, In comparison, the fluctuation width of the water supply flow rate can be reduced by about 80%.
  • the water supply apparatus according to the present invention is useful in a nuclear facility having a pressurized water reactor, and is particularly suitable for maintaining the water level in the steam generator at the target water level.

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Abstract

 給水管26と、給水管26に設けられた定格容量の大きな主給水弁42と、バイパス管43と、バイパス管43に設けられた定格容量の小さな給水バイパス弁44と、蒸気発生器7内の冷却材の水位を検出可能な水位計49と、水位計49によって検出された検出水位に基づいて、主給水弁42と給水バイパス弁44とを制御して、蒸気発生器7への給水流量を制御可能な給水制御部45と、を備え、給水制御部45は、目標水位と検出水位との水位偏差が微小変化領域D内である場合、微小変化領域Dを主給水弁42の不感帯として主給水弁42を制御しない一方で、給水バイパス弁44を制御して給水流量を制御し、水位偏差が微小変化領域Dを超えて変化する場合、主給水弁42および給水バイパス弁44を制御して給水流量を制御する。

Description

給水装置
 本発明は、原子力施設に設けられた蒸気発生器へ向けて冷却材を供給する給水装置に関するものである。
 従来、このような給水装置として、蒸気発生器内の水位を検出する水位検出器と、蒸気発生器へ供給される給水流量を検出する流量計と、蒸気発生器で発生する蒸気流量を検出する流量計と、大流量の給水を制御する主給水制御弁と、小流量の給水を制御する給水バイパス制御弁と、主給水制御弁および給水バイパス弁を制御するコントローラとを備えた給水装置が知られている(例えば、特許文献1参照)。給水装置は、蒸気発生器内の水位を目標水位に維持すべく、給水流量を制御している。この給水装置は、特許文献1に示すように、給水流量を制御する場合、主給水制御弁と給水バイパス制御弁を用いている。具体的に、給水装置は、水位検出器によって検出した水位と目標水位との偏差をPI制御した制御出力値に基づいて給水バイパス制御弁を開閉制御する。また、給水装置は、水位検出器によって検出した水位と目標水位との偏差をPI制御した制御出力値と、蒸気流量と給水流量との偏差と、を加算して制御入力値とし、制御入力値をPI制御した制御出力値に基づいて主給水制御弁を開閉制御する。
特開昭59-211109号公報
 しかしながら、従来の給水装置によれば、水位の微小な制御を行う場合であっても、定格容量の大きな主給水制御弁を用いて給水制御を行うため、検出した水位と目標水位との偏差が小さな安定した状態でも、給水流量が大きく変動してしまう問題がある。
 そこで、本発明は、給水流量の変動を抑制して、蒸気発生器内の水位を好適に目標水位に維持するように、給水制御を行うことが可能な給水装置を提供することを課題とする。
 本発明の給水装置は、原子力施設に設けられた蒸気発生器へ向けて冷却材を供給するために、蒸気発生器に接続された主給水管と、主給水管に設けられ、定格容量の大きな主給水弁と、主給水弁の上流側と下流側との主給水管に接続される給水バイパス管と、給水バイパス管に設けられ、主給水弁に比して、定格容量の小さな給水バイパス弁と、蒸気発生器内の冷却材の水位を検出可能な水位検出手段と、水位検出手段によって検出された検出水位に基づいて、主給水弁と給水バイパス弁とを制御して、蒸気発生器に供給される冷却材の給水流量を制御可能な給水制御部と、を備え、給水制御部は、予め設定された蒸気発生器内の冷却材の目標水位と検出水位との水位偏差が、予め設定された微小変化領域内である場合、微小変化領域を主給水弁の不感帯として主給水弁を制御せず、給水バイパス弁を制御して給水流量を制御する一方で、水位偏差が微小変化領域を超えて変化する場合、主給水弁および給水バイパス弁を制御して給水流量を制御することを特徴とする。
 この構成によれば、例えば、原子力施設の定格運転時において、水位偏差が微小変化領域内である場合、給水制御部は、不感帯となる主給水弁を制御せずに、給水バイパス弁を制御することができる。このため、水位偏差が微小である場合、定格容量の大きな主給水弁を用いず、定格容量の小さい給水バイパス弁を用いて給水制御を行うことにより、給水流量の変動を抑制することができるため、蒸気発生器内の冷却材の水位の変動を抑制することができる。また、水位偏差が微小変化領域を超えた場合、給水制御部は、主給水弁および給水バイパス弁を制御することができる。このため、蒸気発生器内の冷却材の水位が外乱等により大きく変化する場合、定格容量の大きい主給水弁を用いることができるため、蒸気発生器内の水位を目標水位となるように好適に給水制御することができる。
 この場合、給水制御部は、水位偏差が制御入力信号として入力され、入力された制御入力信号をフィードバック制御し、フィードバック制御後の制御入力信号を制御出力信号として出力するフィードバック制御部を有し、給水バイパス弁は、制御出力信号に基づいて作動することが、好ましい。
 この構成によれば、給水バイパス弁は、蒸気発生器内の水位と目標水位との水位偏差に基づいてフィードバック制御されるため、フィードバック制御に要するパラメータを少なくすることができる。これにより、外乱等の影響を受けにくく、簡易な構成でフィードバック制御することが可能となる。
 この場合、蒸気発生器へ流入する冷却材の給水流量を検出する給水流量検出手段と、蒸気発生器から流出する蒸気の蒸気流量を検出する蒸気流量検出手段と、をさらに備え、給水制御部は、水位偏差が第1制御入力信号として入力され、入力された第1制御入力信号をフィードバック制御し、フィードバック制御後の第1制御入力信号を第1制御出力信号として出力する第1フィードバック制御部と、第1制御出力信号が入力されると共に、給水流量と蒸気流量との流量偏差が第2制御入力信号として入力され、入力された第1制御出力信号と第2制御入力信号とから導出された導出信号をフィードバック制御し、フィードバック制御後の導出信号を第2制御出力信号として出力する第2フィードバック制御部と、を有し、給水バイパス弁は、第2制御出力信号に基づいて作動することが、好ましい。
 この構成によれば、給水バイパス弁は、水位偏差に基づいてフィードバック制御されると共に、流量偏差に基づいてフィードバック制御される。このため、フィードバック制御に要するパラメータを多くすることができるため、原子力施設の運転状況に則して、給水バイパス弁を好適に制御することができる。
 この場合、給水制御部は、水位偏差が第1制御入力信号として入力され、検出水位の水位変化率が第2制御入力信号として入力され、入力された第1制御入力信号と第2制御入力信号とに基づいてファジィ制御して出力された信号を第1制御出力信号として出力するファジィ制御部と、入力された第1制御出力信号を積分制御して、積分制御後の第1制御出力信号を第2制御出力信号として出力する積分制御手段と、を有し、給水バイパス弁は、第2制御出力信号に基づいて作動することが、好ましい。
 この構成によれば、給水バイパス弁は、水位偏差および水位変化率に基づいてファジィ制御されるため、フィードバック制御に要するパラメータを少なくすることができる。これにより、外乱等を受けにくく、給水バイパス弁を好適にフィードバック制御することができる。
 この場合、蒸気発生器から流出する蒸気の蒸気流量を検出する蒸気流量検出手段と、をさらに備え、給水制御部は、水位偏差が第3制御入力信号として入力され、入力された第3制御入力信号に対し、不感帯となる微小変化領域を有する第1比例ゲインを設定する第1可変ゲイン設定部と、第1比例ゲインが設定された第3制御入力信号をフィードバック制御して、第3制御出力信号として出力する第3フィードバック制御部と、蒸気流量が第4制御入力信号として入力され、入力された第4制御入力信号と予め定められた関数とから導出された信号を、第4制御出力信号として出力する関数設定部と、第3制御出力信号と第4制御出力信号を加算して導出された信号を、加算制御出力信号として出力する加算部と、を有し、主給水弁は、加算制御出力信号に基づいて作動することが、好ましい。
 この構成によれば、主給水弁は、蒸気流量および水位偏差に基づいて、フィードバック制御される。このとき、蒸気流量に変動がなく、水位偏差が微小変化領域内である場合、主給水弁は、制御されない。また、フィードバック制御に要するパラメータを多くすることができるため、原子力施設の運転状況に則して、主給水弁を好適に制御することができる。
 この場合、原子力施設に設けられた原子炉の出力状態を検出する原子炉出力検出手段をさらに備え、給水制御部は、水位偏差が第5制御入力信号として入力され、入力された第5制御入力信号に対し、原子炉の出力状態に応じて可変する第2比例ゲインを設定する第2可変ゲイン設定部と、第2比例ゲインが設定された第5制御入力信号をフィードバック制御して、第5制御出力信号として出力する第4フィードバック制御部と、第5制御出力信号が入力されると共に、給水流量と蒸気流量との流量偏差が第6制御入力信号として入力され、入力された第5制御出力信号と第6制御入力信号とから導出された導出信号に対し、導出信号の制御値の大きさに応じて可変する第3比例ゲインを設定する第3可変ゲイン設定部と、第3比例ゲインが設定された導出信号をフィードバック制御して、第6制御出力信号として出力する第5フィードバック制御部と、を有し、主給水弁は、第6制御出力信号に基づいて作動することが、好ましい。
 この構成によれば、第2可変ゲイン設定部は、水位偏差に対し、第2比例ゲインを設定することができる。このとき、第2比例ゲインは、原子炉の出力に応じて可変するものとなっているため、原子炉の出力を考慮して、主給水弁による給水制御を行うことができる。また、第3可変ゲイン設定部は、第5制御出力信号および第6制御入力信号から導出された導出信号に対し、第3比例ゲインを設定することができる。このとき、第3比例ゲインは、導出信号の制御値の大きさに応じて可変するものとなっているため、水位偏差および流量偏差を考慮して、主給水弁による給水制御を行うことができる。
 この場合、第2比例ゲインは、原子炉の出力状態が、低出力状態から高出力状態へ変化するに従って大きくなることが、好ましい。
 この構成によれば、原子炉が低出力状態のときは、第2比例ゲインを小さく、原子炉が高出力状態のときは、第2比例ゲインを大きくすることができる。これにより、原子炉の低出力時における蒸気発生器内の水位の変動は、原子炉の高出力時における蒸気発生器内の変動に比して小さいため、水位の変動に応じたフィードバック制御を行うことが可能となる。また、原子炉が低出力状態のときは、蒸気発生器へ冷却材を供給すると、蒸気発生器内の冷却材が冷やされ、これにより、蒸気発生器内の水位が一時下がる場合がある。つまり、原子炉の低出力時において、主給水弁を制御して冷却材を供給すると、一時逆応答する場合がある。この場合、第2比例ゲインを上記の構成とすることで、原子炉の低出力時において、冷却材の水位が逆応答しても、第2比例ゲインは小さいため、逆応答に対する過剰な応答を抑制することができる。
 この場合、第3比例ゲインは、導出信号の制御値の大きさが大きく変化するに従って大きくなっていくことが、好ましい。
 この構成によれば、導出信号の制御値が小さいときは、第3比例ゲインを小さく、導出信号の制御値が大きいときは、第3比例ゲインを大きくすることができる。これにより、導出信号の制御値が小さい場合、すなわち、水位偏差および流量偏差が小さい場合、第3比例ゲインは小さくなるため、フィードバック制御の安定性を向上させることができる。一方で、導出信号の制御値が大きい場合、すなわち、水位偏差および流量偏差が大きい場合、第3比例ゲインは大きくなるため、蒸気発生器内における冷却材の流出入の過渡変化時において、フィードバック制御を迅速に応答させることができる。
図1は、実施例1に係る給水装置を備えた原子力施設を模式的に表した概略構成図である。 図2は、原子炉の非定格運転時における給水制御部の主給水弁に関する制御ブロック図である。 図3は、原子炉の定格運転時における給水制御部の主給水弁に関する制御ブロック図である。 図4は、原子炉の定格運転時における給水制御部の給水バイパス弁に関する制御ブロック図である。 図5は、原子炉の定格運転時における実施例2の給水制御部の給水バイパス弁に関する制御ブロック図である。 図6は、原子炉の定格運転時における実施例3の給水制御部の給水バイパス弁に関する制御ブロック図である。 図7は、従来および実施例1ないし3の給水流量の揺らぎ幅の比較に関する説明図である。
 以下、添付した図面を参照して、本発明に係る給水装置について説明する。なお、以下の実施例によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施例における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、或いは実質的に同一のものが含まれる。
 図1は、実施例1に係る給水装置を備えた原子力施設を模式的に表した概略構成図である。本発明に係る給水装置40は、原子炉5を有する原子力施設1に設けられており、原子炉5としては、例えば、加圧水型原子炉(PWR:Pressurized Water Reactor)が用いられている。この加圧水型の原子炉5を用いた原子力施設1は、原子炉5を含む原子炉冷却系3と、原子炉冷却系3と熱交換するタービン系4とで構成されており、原子炉冷却系3には、原子炉冷却材が流通し、タービン系4には、二次冷却材が流通している。
 原子炉冷却系3は、原子炉5と、コールドレグ6aおよびホットレグ6bを介して原子炉5に接続された蒸気発生器7とを有している。また、ホットレグ6bには、加圧器8が介設され、コールドレグ6aには、原子炉冷却材ポンプ9が介設されている。そして、原子炉5、コールドレグ6a、ホットレグ6b、蒸気発生器7、加圧器8および原子炉冷却材ポンプ9は、原子炉格納容器10に収容されている。
 原子炉5は、上記したように加圧水型原子炉であり、その内部は原子炉冷却材で満たされている。そして、原子炉5内には、多数の燃料集合体15が収容されると共に、燃料集合体15の核分裂を制御する多数の制御棒16が、各燃料集合体15に対し、抜差し可能に設けられている。
 制御棒16により核分裂反応を制御しながら燃料集合体15を核分裂させると、この核分裂により熱エネルギーが発生する。発生した熱エネルギーは原子炉冷却材を加熱し、加熱された原子炉冷却材は、ホットレグ6bを介して蒸気発生器7へ送られる。一方、コールドレグ6aを介して蒸気発生器7から送られてきた原子炉冷却材は、原子炉5内に流入して、原子炉5内を冷却する。
 ホットレグ6bに介設された加圧器8は、高温となった原子炉冷却材を加圧することにより、原子炉冷却材の沸騰を抑制している。また、蒸気発生器7は、高温高圧となった原子炉冷却材を、二次冷却材と熱交換させることにより、二次冷却材を蒸発させて蒸気を発生させ、かつ高温高圧となった原子炉冷却材を冷却している。原子炉冷却材ポンプ9は、原子炉冷却系3において原子炉冷却材を循環させており、原子炉冷却材を蒸気発生器7からコールドレグ6aを介して原子炉5へ送り込むと共に、原子炉冷却材を原子炉5からホットレグ6bを介して蒸気発生器7へ送り込んでいる。
 ここで、原子力施設1の原子炉冷却系3における一連の動作について説明する。原子炉5内の核分裂反応により発生した熱エネルギーにより、原子炉冷却材が加熱されると、加熱された原子炉冷却材は、原子炉冷却材ポンプ9によりホットレグ6bを介して蒸気発生器7に送られる。ホットレグ6bを通過する高温の原子炉冷却材は、加圧器8により加圧されることで沸騰が抑制され、高温高圧となった状態で、蒸気発生器7に流入する。蒸気発生器7に流入した高温高圧の原子炉冷却材は、二次冷却材と熱交換を行うことにより冷却され、冷却された原子炉冷却材は、原子炉冷却材ポンプ9によりコールドレグ6aを介して原子炉5に送られる。そして、冷却された原子炉冷却材が原子炉5に流入することで、原子炉5が冷却される。つまり、原子炉冷却材は、原子炉5と蒸気発生器7との間を循環している。なお、原子炉冷却材は、冷却材および中性子減速材として用いられるホウ素が溶解した軽水である。
 タービン系4は、蒸気管21を介して蒸気発生器7に接続されたタービン22と、タービン22に接続された復水器23と、復水器23と蒸気発生器7とを接続する給水管26に介設された給水ポンプ24と、を有している。そして、上記のタービン22には、発電機25が接続されている。
 ここで、原子力施設1のタービン系4における一連の動作について説明する。蒸気管21を介して蒸気発生器7から蒸気がタービン22に流入すると、タービン22は回転を行う。タービン22が回転すると、タービン22に接続された発電機25は、発電を行う。この後、タービン22から流出した蒸気は復水器23に流入する。復水器23は、その内部に冷却管27が配設されており、冷却管27の一方には冷却水(例えば、海水)を供給するための取水管28が接続され、冷却管27の他方には冷却水を排水するための排水管29が接続されている。そして、復水器23は、タービン22から流入した蒸気を冷却管27により冷却することで、蒸気を液体に戻している。液体となった二次冷却材は、給水ポンプ24により給水管26を介して蒸気発生器7に送られる。蒸気発生器7に送られた二次冷却材は、蒸気発生器7において原子炉冷却材と熱交換を行うことにより再び蒸気となる。
 上記したように原子力施設1において、二次冷却材は、上記の給水ポンプ24を備えた給水装置40により、その流量が制御されながら、蒸気発生器7へ向けて供給される。以下、図1を参照して、給水装置40について説明する。
 給水装置40は、上記の給水ポンプ24と、上記の給水管26と、給水管26に設けられた主給水弁42と、主給水弁42を迂回して給水管26に接続されたバイパス管(給水バイパス管)43と、バイパス管43に設けられた給水バイパス弁44とを備えている。また、給水装置40は、主給水弁42および給水バイパス弁44を制御する給水制御部45と、給水制御部45に接続された蒸気流量計(蒸気流量検出手段)47と、給水制御部45に接続された給水流量計(給水流量検出手段)48と、給水制御部45に接続された水位計49とを備えている。
 主給水弁42は、給水ポンプ24の下流側における給水管26に介設され、給水制御部45によって制御されている。主給水弁42は、空気式の制御弁であり、給水バイパス弁44に比して、定格容量の大きな構成となっている。バイパス管43は、その一端が主給水弁42の上流側の給水管26に接続されると共に、その他端が主給水弁42の下流側の給水管26に接続されている。給水バイパス弁44は、バイパス管43に介設され、給水制御部45によって制御されている。給水バイパス弁44も、空気式の制御弁であり、主給水弁42に比して、定格容量の小さな構成となっている。
 蒸気流量計47は、蒸気管21内を流れる蒸気(気相の二次冷却材)の流量を計測するものである。給水流量計48は、給水管26内を流れる液相の二次冷却材の流量を計測するものである。給水流量計48は、主給水弁42の下流側の給水管26に設けられている。水位計49は、蒸気発生器7内に設けられており、蒸気発生器7内の二次冷却材の水位を計測している。
 給水制御部45は、蒸気流量計47、給水流量計48および水位計49の計測結果に基づいて、主給水弁42および給水バイパス弁44を制御することにより、給水制御を行っている。給水制御部45は、原子炉5が定格運転を行う場合と、原子炉5が定格運転以外の非定格運転を行う場合とで、給水制御が異なっている。
 原子炉5が非定格運転を行う場合、すなわち、原子炉5が低出力状態から高出力状態(定格出力状態)へ移行する場合、または、原子炉5が高出力状態から低出力状態へ移行する場合、給水制御部45は、図2に示すような給水制御を行っている。ここで、図2は、原子炉の非定格運転時における給水制御部の主給水弁に関する制御ブロック図である。給水制御部45は、原子炉5が非定格運転を行う場合、主給水弁42を制御する一方で、給水バイパス弁44を制御せずに、給水制御を行っている。具体的に、給水制御部45は、第2可変ゲイン設定部51と、第4PI制御部(第4フィードバック制御部)52と、第3可変ゲイン設定部53と、第5PI制御部(第5フィードバック制御部)54とを有している。
 第2可変ゲイン設定部51は、タービン22の流入口周りの蒸気の圧力に応じて設定される目標水位と、蒸気発生器7内の水位との水位偏差に対し、可変する第2比例ゲインを設定している。目標水位は、図2に示すグラフG1に基づいて設定されており、グラフG1は、その横軸が、タービンの流入口周りの蒸気の圧力となっており、その縦軸が、目標水位となっている。このため、タービンの流入口周りの蒸気の圧力の信号が、給水制御部45に入力されると、給水制御部45は、入力されたタービンの流入口周りの蒸気の圧力の信号とグラフG1とに基づいて目標水位を導出する。
 第2可変ゲイン設定部51により設定される第2比例ゲインは、可変ゲインとなっており、第2比例ゲインの大きさは、コールドレグ6aとホットレグ6bとの温度差ΔTに基づいて設定される。この温度差ΔTは、原子炉の出力状態を表す指標となっている。コールドレグ6aには、流通する原子炉冷却材の温度を検出する第1温度センサ57が設けられ、ホットレグ6bには、流通する原子炉冷却材の温度を検出する第2温度センサ58が設けられている。そして、第1温度センサ57および第2温度センサ58は、給水制御部45に接続されており、給水制御部45は、第1温度センサ57から入力されたコールドレグ6aを流通する原子炉冷却材の温度と、第2温度センサ58から入力されたホットレグ6bを流通する原子炉冷却材の温度との温度差ΔTを導出している。そして、給水制御部45は、導出した温度差ΔTに基づいて、図2に示すグラフG2から第2比例ゲインを導出する。グラフG2は、その横軸が、温度差ΔTとなっており、その縦軸が、第2比例ゲインとなっている。グラフG2を見るに、第2比例ゲインは、温度差が0からT1までは、予め設定された下限比例ゲインとなっており、T1からT2までは、下限比例ゲインから、予め設定された上限比例ゲインまで増大し、T2以上は、上限比例ゲインとなっている。
 第4PI制御部52は、第2可変ゲイン設定部51の出力側に接続されている。そして、第4PI制御部52は、水位偏差である制御入力信号(第5制御入力信号)に対し、第2比例ゲインを用いた比例制御と、積分制御とを行うことで、制御入力信号をフィードバック制御(PI制御)している。そして、第4PI制御部52は、PI制御後の制御入力信号を制御出力信号(第6制御出力信号)として出力する。
 第3可変ゲイン設定部53は、その入力側に第4PI制御部52と給水流量計48と蒸気流量計47とが接続され、その出力側に第5PI制御部54が接続されている。そして、第3可変ゲイン設定部53は、給水流量計48により検出した給水流量と、蒸気流量計47により検出した蒸気流量との流量偏差に対し、可変する第3比例ゲインを設定している。
 ここで、第3可変ゲイン設定部53により設定される第3比例ゲインは、可変ゲインとなっており、第3比例ゲインの大きさは、第4PI制御部52から出力された制御出力信号と、流量偏差である制御入力信号(第6制御入力信号)とから導出された導出信号の制御値に基づいて設定される。ここで、導出信号の制御値は、第4PI制御部52から出力された制御出力信号であるPI制御後の水位偏差と、制御入力信号である流量偏差とを考慮した偏差値である。
 そして、給水制御部45は、導出信号の制御値に基づいて、図2に示すグラフG3から第3比例ゲインを導出する。グラフG3は、その横軸が、導出信号の制御値となっており、その縦軸が、第3比例ゲインとなっている。グラフG3を見るに、第3比例ゲインは、制御値が0、すなわち偏差が0のときは、予め設定された下限比例ゲインとなっている。一方、第2比例ゲインは、制御値が0からS1までは、下限比例ゲインから、予め設定された上限比例ゲインまで増大し、S1よりも大きい場合は、上限比例ゲインとなっている。同様に、第2比例ゲインは、制御値が0から-S1までは、下限比例ゲインから、予め設定された上限比例ゲインまで増大し、-S1よりも小さい場合は、上限比例ゲインとなっている。
 第5PI制御部54は、第3可変ゲイン設定部53の出力側に接続されている。そして、第5PI制御部54は、導出信号に対し、第3比例ゲインを用いた比例制御と、積分制御とを行うことで、導出信号をフィードバック制御(PI制御)している。そして、第5PI制御部54は、PI制御後の導出信号を、主給水弁42を制御する制御出力信号(第6制御出力信号)として出力する。
 ここで、原子炉5が非定格運転を行う場合において、給水制御部45が主給水弁42を制御する一連の給水制御について説明する。先ず、原子炉5が低出力状態から高出力状態(定格出力状態)へ移行すると、または、原子炉5が高出力状態から低出力状態へ移行すると、給水制御部45は、入力されたタービンの流入口周りの蒸気の圧力の信号とグラフG1とに基づいて目標水位を導出し、導出した目標水位と水位計49から入力された蒸気発生器7内の水位とから、水位偏差を導出する。水位偏差の導出に相前後して、給水制御部45は、第1温度センサ57により検出した温度と、第2温度センサ58により検出した温度とから、温度差ΔTを導出する。そして、給水制御部45は、第2可変ゲイン設定部51により、導出した温度差ΔTとグラフG2とに基づいて、第2比例ゲインを導出し、導出した第2比例ゲインを設定する。この後、給水制御部45は、第4PI制御部52により、水位偏差である制御入力信号に対し、第2比例ゲインを用いた比例制御と、積分制御とを行い、制御出力信号として出力する。
 制御出力信号が第4PI制御部52から出力されると、給水制御部45は、給水流量計48により検出した給水流量と蒸気流量計47により検出した蒸気流量との流量偏差を、制御入力信号として導出する。そして、給水制御部45は、導出された制御入力信号と第4PI制御部52から入力された制御出力信号とから導出信号を導出する。続いて、給水制御部45は、第3可変ゲイン設定部53により、導出信号の制御値とグラフG3とに基づいて、第3比例ゲインを導出し、導出した第3比例ゲインを設定する。この後、給水制御部45は、第5PI制御部54により、導出信号に対し、第3比例ゲインを用いた比例制御と、積分制御とを行い、主給水弁42を制御する制御出力信号として出力する。よって、給水制御部45は、原子炉5が非定格運転を行う場合、制御出力信号を主給水弁42へ向けて出力することで、主給水弁42による給水制御を行うことが可能となる。
 次に、原子炉5が定格運転を行う場合の給水制御部45による給水制御について説明する。原子炉5が定格運転を行う場合、給水制御部45は、図3および図4に示すような給水制御を行っている。ここで、図3は、原子炉の定格運転時における給水制御部の主給水弁に関する制御ブロック図であり、図4は、原子炉の定格運転時における給水制御部の給水バイパス弁に関する制御ブロック図である。給水制御部45は、原子炉5が定格運転を行う場合、主給水弁42および給水バイパス弁44を制御して、給水制御を行っている。具体的に、主給水弁42を制御する場合、図3に示すように、給水制御部45は、第1可変ゲイン設定部61と、第3PI制御部(第3フィードバック制御部)62と、主給水弁開度設定部(関数設定部)63とを有している。
 第1可変ゲイン設定部61は、タービン22の流入口周りの蒸気の圧力に応じて設定される目標水位と、蒸気発生器7内の水位との水位偏差に対し、不感帯を有する第1比例ゲインを設定している。目標水位は、図2のグラフG1と同様となる図3に示すグラフG1に基づいて設定されている。このため、タービン22の流入口周りの蒸気の圧力の信号が、給水制御部45に入力されると、給水制御部45は、入力されたタービン22の流入口周りの蒸気の圧力の信号とグラフG1とに基づいて、目標水位を導出する。
 第1可変ゲイン設定部61により設定される第1比例ゲインユニットは、可変ゲインとなっており、第1比例ゲインユニット出力の大きさは、水位偏差に基づいて設定される。具体的に、第1可変ゲイン設定部61は、入力される水位偏差に基づいて、図3に示すグラフG4から第1比例ゲインユニット出力を導出して設定する。グラフG4は、その横軸が、水位偏差となっており、その縦軸が、第1比例ゲインユニット出力となっている。グラフG4を見るに、水位偏差が0を中心にして-H1からH1までの間が微小変化領域Dとなっており、第1比例ゲインユニット出力は、この微小変化領域Dにおいて0となっている。これにより、第1比例ゲインユニットは、微小変化領域Dにおいて不感帯となっている。一方で、水位偏差がH1よりも大きくなると、第1比例ゲインユニット出力はプラス方向に大きくなり、水位偏差が-H1よりも小さくなると、第1比例ゲインユニット出力はマイナス方向に大きくなる。
 第3PI制御部62は、第1可変ゲイン設定部61の出力側に接続されている。そして、第3PI制御部62は、水位偏差である制御入力信号(第3制御入力信号)に対し、第1比例ゲインユニットを用いた比例制御と、積分制御とを行うことで、制御入力信号をフィードバック制御(PI制御)している。そして、第3PI制御部62は、PI制御後の制御入力信号を制御出力信号(第3制御出力信号)として出力する。
 主給水弁開度設定部63は、蒸気流量計47から入力された蒸気流量に基づいて、主給水弁42の開度を設定している。具体的に、主給水弁開度設定部63は、入力される蒸気流量に基づいて、図3に示すグラフG5の関数から主給水弁42の開度を導出して設定する。グラフG5は、その横軸が、蒸気流量となっており、その縦軸が、主給水弁42の開度となっている。グラフG5を見るに、主給水弁42は、蒸気流量が0からJまでの間において、その開度が0となる。一方で、主給水弁42は、蒸気流量がJとなると、その開度がKとなる。そして、主給水弁42は、蒸気流量がJよりも大きくなるにつれて、その開度がKよりも大きくなっていく。
 ここで、原子炉5が定格運転を行う場合において、給水制御部45が主給水弁42を制御する一連の給水制御について説明する。先ず、原子炉5が定格運転を行うと、給水制御部45は、入力されたタービン22の流入口周りの蒸気の圧力の信号とグラフG1とに基づいて目標水位を導出し、目標水位と水位計49から入力された蒸気発生器7内の水位とから、水位偏差を導出する。そして、給水制御部45は、第1可変ゲイン設定部61により、導出した水位偏差とグラフG4とに基づいて、第1比例ゲインユニット出力を導出する。この後、給水制御部45は、第3PI制御部62により、水位偏差である制御入力信号に対し、第1比例ゲインユニット出力を用いた比例制御と、積分制御とを行い、制御出力信号として出力する。このとき、水位偏差が微小変化領域D内であれば、第1比例ゲインユニット出力は、0となるため、PI制御後の制御入力信号は0となり、主給水弁42は作動しない。一方で、水位偏差が微小変化領域D外であれば、第1比例ゲインユニット出力は、0よりも大きく、または0よりも小さくなるため、主給水弁42は、開弁側または閉弁側に作動する。
 制御出力信号が第3PI制御部62から出力されると、給水制御部45は、主給水弁開度設定部63により、蒸気流量計47により検出した蒸気流量とグラフG5とに基づいて、主給水弁42の開度を制御出力信号として導出する。このとき、蒸気流量が0からJまでの間であれば、主給水弁42の開度は0となり、主給水弁42は閉弁する。一方で、蒸気流量がJよりも大きければ、主給水弁42の開度は、蒸気流量に応じた開度となる。そして、給水制御部45は、主給水弁開度設定部63から出力された制御出力信号と、第3PI制御部62から出力された制御出力信号とを加算部64において加算し、加算後の制御出力信号を、主給水弁42を制御する加算制御出力信号として出力する。よって、給水制御部45は、原子炉5が定格運転を行う場合、制御出力信号を主給水弁42へ向けて出力することで、主給水弁42による給水制御を行うことが可能となる。
 続いて、原子炉5の定格運転時における、給水制御部45による給水バイパス弁44の給水制御について具体的に説明する。給水制御部45は、図4に示すように、PI制御部65を有している。
 PI制御部65は、タービンの流入口周りの蒸気の圧力に応じて設定される目標水位と、蒸気発生器7内の水位との水位偏差である制御入力信号に対し、比例制御と、積分制御とを行うことで、制御入力信号をフィードバック制御(PI制御)している。そして、PI制御部65は、PI制御後の制御入力信号を制御出力信号として出力する。なお、目標水位は、図2のグラフG1と同様となる図4に示すグラフG1に基づいて設定される。
 ここで、原子炉5が定格運転を行う場合において、給水制御部45が給水バイパス弁44を制御する一連の給水制御について説明する。先ず、原子炉5が定格運転を行うと、給水制御部45は、入力されたタービン22の流入口周りの蒸気の圧力の信号とグラフG1とに基づいて目標水位を導出し、目標水位と水位計49から入力された蒸気発生器7内の水位とから、水位偏差を導出する。そして、給水制御部45は、PI制御部65により、水位偏差である制御入力信号に対し、比例制御と、積分制御とを行い、給水バイパス弁44を制御する制御出力信号として出力する。
 以上の構成によれば、原子炉5の定格運転時において、水位偏差が微小変化領域D内である場合、給水制御部45は、主給水弁42を作動させずに、給水バイパス弁44を作動させて、給水制御を行うことができる。このため、蒸気発生器7内の水位が微小変化する場合、定格容量の小さい給水バイパス弁44を用いることにより、給水流量の変動を抑制することができるため、蒸気発生器7内の冷却材の水位の変動を抑制することができる。また、微小変化領域Dを超えて水位が変化した場合、給水制御部45は、主給水弁42および給水バイパス弁44を作動させて、給水制御を行うことができる。このため、蒸気発生器7内の水位が外乱等により大きく変化する場合、定格容量の大きい主給水弁42を用いることができるため、給水制御部45は、蒸気発生器7内の水位が目標水位となるように好適に給水制御することができる。さらに、微小変化領域Dを主給水弁42の不感帯とすることで、蒸気発生器7内の水位が微小変化する場合において、簡易な構成により、給水制御部45は、主給水弁42を作動させずに、給水バイパス弁44を作動させて、給水制御を行うことができる。
 また、原子炉5の定格運転時において、水位偏差が微小変化領域D内である場合、給水制御部45は、給水バイパス弁44を水位偏差に基づいてPI制御することができる。このとき、給水制御部45は、蒸気発生器7内の水位を水位計49により検出すればよく、PI制御に要するパラメータを少なくすることができる。このため、給水制御部45は、外乱等の影響を受けにくく、また、簡易な構成で給水バイパス弁44をPI制御することができる。
 また、給水制御部45は、原子炉5の定格運転と非定格運転とで給水制御を異ならせることができる。このため、給水制御部45は、原子炉5の出力状態に応じた給水制御を行うことが可能となる。
 具体的に、第2可変ゲイン設定部51は、原子炉5が低出力状態のときは、第2比例ゲインを小さく、原子炉5が高出力状態のときは、第2比例ゲインを大きくすることができる。これにより、原子炉5の低出力時における蒸気発生器7内の水位の変動は、原子炉5の高出力時における蒸気発生器7内の変動に比して小さいため、給水制御部45は、水位の変動に応じたPI制御を行うことが可能となる。また、原子炉5が低出力状態のときは、蒸気発生器7へ冷却材を供給すると、蒸気発生器7内の冷却材が冷やされ、これにより、蒸気発生器7内の水位が一時下がることにより、逆応答する場合がある。この場合、第2比例ゲインを上記の構成とすることで、給水制御部45は、原子炉5の低出力時において、冷却材の水位が逆応答しても、第2比例ゲインは小さいため、逆応答に対する過剰な応答を抑制することができる。
 また、第3可変ゲイン設定部53は、導出信号の制御値が小さいときは、第3比例ゲインを小さく、導出信号の制御値が大きいときは、第3比例ゲインを大きくすることができる。これにより、給水制御部45は、導出信号の制御値が小さい場合、すなわち、水位偏差および流量偏差が小さい場合、第3比例ゲインが小さくなるため、PI制御の安定性を向上させることができる。一方で、給水制御部45は、導出信号の制御値が大きい場合、すなわち、水位偏差および流量偏差が大きい場合、第3比例ゲインが大きくなるため、蒸気発生器7内における冷却材の流出入の過渡変化時において、PI制御を迅速に応答させることができる。
 続いて、図5を参照して、実施例2に係る給水装置70について説明する。ここで、図5は、原子炉の定格運転時における給水制御部の給水バイパス弁に関する制御ブロック図である。なお、実施例2では、重複した記載を避けるべく、実施例1と異なる部分についてのみ説明する。実施例2に係る給水装置70の給水制御部71は、原子炉5の定格運転時における給水バイパス弁44の給水制御が実施例1と異なっており、蒸気発生器7内の水位だけでなく、給水流量および蒸気流量に基づいて、給水バイパス弁44が制御されている。
 具体的に、給水制御部71は、第1PI制御部(第1フィードバック制御部)75と、第2PI制御部(第2フィードバック制御部)76とを有している。
 第1PI制御部75は、タービン22の流入口周りの蒸気の圧力に応じて設定される目標水位と、蒸気発生器7内の水位との水位偏差である制御入力信号(第1制御入力信号)に対し、比例制御と、積分制御とを行うことで、制御入力信号をフィードバック制御(PI制御)している。そして、第1PI制御部75は、PI制御後の制御入力信号を制御出力信号(第1制御出力信号)として出力する。なお、目標水位は、図2のグラフG1と同様となる図5に示すグラフG1に基づいて設定される。
 第2PI制御部76は、その入力側に第1PI制御部75と給水流量計48と蒸気流量計47とが接続されている。そして、第2PI制御部76は、入力された制御出力信号と、給水流量計48により検出した給水流量と蒸気流量計47により検出した蒸気流量との流量偏差である制御入力信号(第2制御入力信号)と、から導出される導出信号に対し、比例制御と、積分制御とを行うことで、導出信号をフィードバック制御(PI制御)している。そして、第2PI制御部76は、PI制御後の導出信号を、主給水弁42を制御する制御出力信号(第2制御出力信号)として出力する。よって、給水制御部71は、原子炉5が定格運転を行う場合、制御出力信号を主給水弁42へ向けて出力することで、主給水弁42による給水制御を行うことが可能となる。
 以上の構成によれば、原子炉5の定格運転時において、水位偏差が微小変化領域D内である場合、給水制御部71は、給水バイパス弁44を水位偏差および流量偏差に基づいてPI制御することができる。これにより、給水制御部71は、複数のパラメータに基づいて、給水制御することができるため、原子力施設1の運転状況に則して、給水バイパス弁44を制御することができ、目標水位となるように精度良く給水制御を行うことができる。
 続いて、図6を参照して、実施例3に係る給水装置80について説明する。ここで、図6は、原子炉の定格運転時における実施例3の給水制御部の給水バイパス弁に関する制御ブロック図である。なお、実施例3では、重複した記載を避けるべく、実施例1と異なる部分についてのみ説明する。実施例3に係る給水装置80は、原子炉5の定格運転時における給水バイパス弁44の給水制御が実施例1と異なっており、蒸気発生器7内の水位に基づいて、給水バイパス弁44をファジィ制御している。
 具体的に、給水制御部81は、水位変化率導出部85と、ファジィ制御部86と、積分制御部87とを有している。
 水位変化率導出部85は、水位計49の検出結果に基づいて、単位時間当たりの蒸気発生器7内の水位の変化から、水位変化率を導出し、導出した水位変化率をファジィ制御部86へ向けて出力している。
 ファジィ制御部86は、タービン22の流入口周りの蒸気の圧力に応じて設定される目標水位と蒸気発生器7内の水位との水位偏差と、入力された水位変化率とに基づいて、ファジィ制御を行って、給水バイパス弁44を制御する制御出力信号を出力する。具体的に、ファジイ制御部86は、入力される水位偏差がプラスである場合、水位偏差のプラス方向の大きさに応じて、給水バイパス弁44の開度を開弁側に作動させる制御を行う。一方で、ファジィ制御部86は、入力される水位偏差がマイナスである場合、水位偏差のマイナス方向の大きさに応じて、給水バイパス弁44の開度を閉弁側に作動させる制御を行う。また、ファジィ制御部86は、水位変化率がプラスである場合、水位変化率のプラス方向の大きさに応じて、給水バイパス弁44の開度を開弁側に作動させる制御を行う。一方で、ファジィ制御部86は、水位変化率がマイナスである場合、水位変化率のマイナス方向の大きさに応じて、給水バイパス弁44の開度を閉弁側に作動させる制御を行う。なお、目標水位は、図2のグラフG1と同様となる図6に示すグラフG1に基づいて設定される。
 積分制御部87は、制御出力信号に対し、積分制御を行っている。そして、積分制御部87は、積分制御後の制御出力信号を、給水バイパス弁44の制御出力信号として出力する。よって、給水制御部81は、原子炉5が定格運転を行う場合、制御出力信号を給水バイパス弁44へ向けて出力することで、給水バイパス弁44による給水制御を行うことが可能となる。
 以上の構成によれば、原子炉5の定格運転時において、水位偏差が微小変化領域D内である場合、給水制御部81は、水位偏差および水位変化率に基づいて、給水バイパス弁44をファジィ制御することができる。このとき、給水制御部81は、蒸気発生器7内の水位を水位計49により検出すればよく、ファジィ制御に要するパラメータを少なくすることができる。このため、給水制御部81は、外乱等の影響を受けにくく、また、簡易な構成で給水バイパス弁44をファジィ制御することができる。
 ここで、図7を参照して、実施例1ないし3の給水装置40,70,80の給水制御によって変化する給水流量の揺らぎについて比較する。図7は、従来および実施例1ないし3の給水流量の揺らぎ幅の比較に関する説明図である。図7を見るに、原子炉5の定格運転時において、給水制御部が主給水弁を作動させた従来の構成の場合、給水流量の揺らぎ幅は大きなものとなっている。しかしながら、実施例1のように、原子炉5の定格運転時において、給水制御部45が主給水弁42を作動させずに、給水バイパス弁44を実施例1の構成で作動させた場合は、従来に比して、給水流量の揺らぎ幅を約80%減少させることができる。同様に、原子炉5の定格運転時において、給水制御部71,81が主給水弁42を作動させずに、給水バイパス弁44を実施例2および3の構成で作動させた場合も、従来に比して、給水流量の揺らぎ幅を約80%減少させることができる。
 なお、実施例1ないし3の給水装置40,70,80の給水制御部45,71,81は、必要に応じて、不感帯を有しない従来の給水制御に切換可能に構成してもよい。
 以上のように、本発明に係る給水装置は、加圧水型原子炉を有する原子力施設において有用であり、特に、蒸気発生器内の水位を目標水位に維持する場合に適している。
 1  原子力施設
 3  原子炉冷却系
 4  タービン系
 5  原子炉
 6a コールドレグ
 6b ホットレグ
 7  蒸気発生器
 8  加圧器
 15 燃料集合体
 16 制御棒
 21 蒸気管
 22 タービン
 23 復水器
 24 給水ポンプ
 25 発電機
 26 給水管
 27 冷却管
 28 取水管
 29 排水管
 40 給水装置
 42 主給水弁
 43 バイパス管
 44 給水バイパス弁
 45 給水制御部
 47 蒸気流量計
 48 給水流量計
 49 水位計
 51 第2可変ゲイン設定部
 52 第4PI制御部
 53 第3可変ゲイン設定部
 54 第5PI制御部
 57 第1温度センサ
 58 第2温度センサ
 61 第1可変ゲイン設定部
 62 第3PI制御部
 63 主給水弁開度設定部
 64 加算部
 65 給水バイパス弁のPI制御部
 70 給水装置(実施例2)
 71 給水制御部(実施例2)
 75 第1PI制御部
 76 第2PI制御部
 80 給水装置(実施例3)
 81 給水制御部(実施例3)
 85 水位変化率導出部
 86 ファジィ制御部
 87 積分制御部
 D  微小変化領域

Claims (8)

  1.  原子力施設に設けられた蒸気発生器へ向けて冷却材を供給するために、前記蒸気発生器に接続された主給水管と、
     前記主給水管に設けられ、定格容量の大きな主給水弁と、
     前記主給水弁の上流側と下流側との前記主給水管に接続される給水バイパス管と、
     前記給水バイパス管に設けられ、前記主給水弁に比して、定格容量の小さな給水バイパス弁と、
     前記蒸気発生器内の冷却材の水位を検出可能な水位検出手段と、
     前記水位検出手段によって検出された検出水位に基づいて、前記主給水弁と前記給水バイパス弁とを制御して、前記蒸気発生器に供給される冷却材の給水流量を制御可能な給水制御部と、を備え、
     前記給水制御部は、
     予め設定された前記蒸気発生器内の冷却材の目標水位と前記検出水位との水位偏差が、予め設定された微小変化領域内である場合、前記微小変化領域を前記主給水弁の不感帯として前記主給水弁を制御せず、前記給水バイパス弁を制御して給水流量を制御する一方で、
     前記水位偏差が前記微小変化領域を超えて変化する場合、前記主給水弁および前記給水バイパス弁を制御して給水流量を制御することを特徴とする給水装置。
  2.  前記給水制御部は、
     前記水位偏差が制御入力信号として入力され、入力された前記制御入力信号をフィードバック制御し、フィードバック制御後の前記制御入力信号を制御出力信号として出力するフィードバック制御部を有し、
     前記給水バイパス弁は、前記制御出力信号に基づいて作動することを特徴とする請求項1に記載の給水装置。
  3.  前記蒸気発生器へ流入する冷却材の給水流量を検出する給水流量検出手段と、
     前記蒸気発生器から流出する蒸気の蒸気流量を検出する蒸気流量検出手段と、をさらに備え、
     前記給水制御部は、
     前記水位偏差が第1制御入力信号として入力され、入力された前記第1制御入力信号をフィードバック制御し、フィードバック制御後の前記第1制御入力信号を第1制御出力信号として出力する第1フィードバック制御部と、
     前記第1制御出力信号が入力されると共に、前記給水流量と前記蒸気流量との流量偏差が第2制御入力信号として入力され、入力された前記第1制御出力信号と前記第2制御入力信号とから導出された導出信号をフィードバック制御し、フィードバック制御後の前記導出信号を第2制御出力信号として出力する第2フィードバック制御部と、を有し、
     前記給水バイパス弁は、前記第2制御出力信号に基づいて作動することを特徴とする請求項1に記載の給水装置。
  4.  前記給水制御部は、
     前記水位偏差が第1制御入力信号として入力され、前記検出水位の水位変化率が第2制御入力信号として入力され、入力された前記第1制御入力信号と前記第2制御入力信号とに基づいてファジィ制御して出力された信号を第1制御出力信号として出力するファジィ制御部と、
     入力された前記第1制御出力信号を積分制御して、積分制御後の前記第1制御出力信号を第2制御出力信号として出力する積分制御手段と、を有し、
     前記給水バイパス弁は、前記第2制御出力信号に基づいて作動することを特徴とする請求項1に記載の給水装置。
  5.  前記蒸気発生器から流出する蒸気の蒸気流量を検出する蒸気流量検出手段と、をさらに備え、
     前記給水制御部は、
     前記水位偏差が第3制御入力信号として入力され、入力された前記第3制御入力信号に対し、前記不感帯となる前記微小変化領域を有する第1比例ゲインを設定する第1可変ゲイン設定部と、
     前記第1比例ゲインが設定された前記第3制御入力信号をフィードバック制御して、第3制御出力信号として出力する第3フィードバック制御部と、
     前記蒸気流量が第4制御入力信号として入力され、入力された前記第4制御入力信号と予め定められた関数とから導出された信号を、第4制御出力信号として出力する関数設定部と、
     前記第3制御出力信号と前記第4制御出力信号を加算して導出された信号を、加算制御出力信号として出力する加算部と、を有し、
     前記主給水弁は、前記加算制御出力信号に基づいて作動することを特徴とする請求項1ないし4のいずれか1項に記載の給水装置。
  6.  前記原子力施設に設けられた原子炉の出力状態を検出する原子炉出力検出手段をさらに備え、
     前記給水制御部は、
     前記水位偏差が第5制御入力信号として入力され、入力された前記第5制御入力信号に対し、前記原子炉の出力状態に応じて可変する第2比例ゲインを設定する第2可変ゲイン設定部と、
     前記第2比例ゲインが設定された前記第5制御入力信号をフィードバック制御して、第5制御出力信号として出力する第4フィードバック制御部と、
     前記第5制御出力信号が入力されると共に、前記給水流量と前記蒸気流量との流量偏差が第6制御入力信号として入力され、入力された前記第5制御出力信号と前記第6制御入力信号とから導出された導出信号に対し、前記導出信号の制御値の大きさに応じて可変する第3比例ゲインを設定する第3可変ゲイン設定部と、
     前記第3比例ゲインが設定された前記導出信号をフィードバック制御して、第6制御出力信号として出力する第5フィードバック制御部と、を有し、
     前記主給水弁は、前記第6制御出力信号に基づいて作動することを特徴とする請求項1ないし5のいずれか1項に記載の給水装置。
  7.  前記第2比例ゲインは、前記原子炉の出力状態が、低出力状態から高出力状態へ変化するに従って大きくなることを特徴とする請求項6に記載の給水装置。
  8.  前記第3比例ゲインは、前記導出信号の制御値の大きさが大きく変化するに従って大きくなっていくことを特徴とする請求項6または7に記載の給水装置。
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