JPS6253796B2 - - Google Patents
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- JPS6253796B2 JPS6253796B2 JP54114255A JP11425579A JPS6253796B2 JP S6253796 B2 JPS6253796 B2 JP S6253796B2 JP 54114255 A JP54114255 A JP 54114255A JP 11425579 A JP11425579 A JP 11425579A JP S6253796 B2 JPS6253796 B2 JP S6253796B2
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- 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
-
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉出力調整装置に係り、特に沸騰
水型原子力発電所の出力を負荷要求信号に従つて
自動的に制御する機能を有した原子炉出力調整装
置に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a nuclear reactor power regulating device, and more particularly to a nuclear reactor power regulating device having a function of automatically controlling the output of a boiling water nuclear power plant in accordance with a load request signal.
第１図は、従来の沸騰水型原子力発電所の再循
環流量制御による出力制御方式を示すブロツク図
である。この種の原子炉の出力は、制御棒２０の
位置調整による方法と、再循環ポンプ２の速度を
調整し、炉心流量を制御する方法の２種で調整さ
れる。再循環流量制御による出力制御は、原子炉
定格出力の100％から約60％の範囲で可能であ
り、本発明はこの再循環流量制御による出力制御
に係わるものである。 FIG. 1 is a block diagram showing an output control method using recirculation flow rate control in a conventional boiling water nuclear power plant. The output of this type of nuclear reactor is adjusted in two ways: by adjusting the position of the control rods 20, and by adjusting the speed of the recirculation pump 2 to control the core flow rate. Output control by recirculation flow control is possible in the range of 100% to about 60% of the reactor rated output, and the present invention relates to output control by recirculation flow control.
第１図において、従来の負荷調整操作は、ター
ビン制御装置９の負荷設定回路１３のモータを
「増」、「減」の押釦スイツチで駆動し、手動設定
する方法がとられてきた。タービン制御装置９
は、負荷運転中は、タービン１０の入口圧力を一
定にするよう、タービン加減弁１１の開度を制御
する圧力制御動作を行なつている。負荷設定信号
１４は、タービン速度信号１５に基づいた修正速
度誤差信号１６と加算され、タービン入口圧力信
号１７から演算された全蒸気流量信号１８との偏
差がとられる。該偏差信号は、振幅制限器１９を
通つて再循環流量制御装置８の主制御器に送ら
れ、ここで比例、積分演算が行なわれる。その出
力はすくい管駆動装置７に加えられ、流体継手５
を制御する。これにより再循環ポンプMGセツト
発電機４のMGセツト駆動電動機６による回転が
制御され、従つて再循環ポンプMGセツト電動機
３が制御されて再循環ポンプ２の速度、すなわち
再循環流量が制御される。 In FIG. 1, conventional load adjustment operations have been carried out by manually setting the load by driving the motor of the load setting circuit 13 of the turbine control device 9 with "increase" and "decrease" push buttons. Turbine control device 9
During load operation, a pressure control operation is performed to control the opening degree of the turbine control valve 11 so as to keep the inlet pressure of the turbine 10 constant. The load set signal 14 is summed with a modified speed error signal 16 based on the turbine speed signal 15 and deviated from the total steam flow signal 18 calculated from the turbine inlet pressure signal 17. The deviation signal is sent through the amplitude limiter 19 to the main controller of the recirculation flow rate controller 8, where proportional and integral calculations are performed. The output is applied to the scoop tube drive device 7, and the fluid coupling 5
control. This controls the rotation of the recirculation pump MG set generator 4 by the MG set drive motor 6, which in turn controls the recirculation pump MG set motor 3 to control the speed of the recirculation pump 2, that is, the recirculation flow rate. .
しかし、上記のような従来の負荷追従制御方式
では、タービン制御装置９において、系統負荷に
基づくタービンの速度変動分が修正速度誤差信号
として負荷設定信号１４に加わるほか、タービン
制御装置９での外乱が加わるため、再循環ポンプ
速度は微小な範囲で変動し、原子炉出力の不必要
なゆらぎを生起させることとなり、炉心運転上好
ましくないという欠点がある。 However, in the conventional load following control method as described above, in the turbine control device 9, the turbine speed fluctuation based on the system load is added to the load setting signal 14 as a corrected speed error signal. As a result, the recirculation pump speed fluctuates within a small range, causing unnecessary fluctuations in the reactor output, which is disadvantageous in terms of core operation.
本発明の目的は、上記した従来技術の欠点をな
くし、原子炉出力の不必要なゆらぎを除去すると
ともに、原子炉熱出力と発電機出力との関係が燃
料の安全性を損なわない範囲で自動運転されるよ
うな機能を有した原子炉出力調整装置を提供する
にある。 The purpose of the present invention is to eliminate the above-mentioned drawbacks of the prior art, eliminate unnecessary fluctuations in reactor output, and automatically adjust the relationship between reactor thermal output and generator output to the extent that fuel safety is not compromised. An object of the present invention is to provide a nuclear reactor power adjustment device having a function of being operated.
上記の目的を達成するために、本発明において
は、負荷要求信号と発電機出力とを直接比較して
この比較結果により再循環流量を制御するととも
に、原子炉熱出力と発電機出力との相関関係が燃
料の安全性を保障するように定めた相関関係を充
しているか否かをチエツクする機能を備え、この
関係が充されている場合にのみ上記の再循環流量
の自動調整を行なうようにしたことを特徴として
いる。 In order to achieve the above object, the present invention directly compares the load request signal and the generator output, controls the recirculation flow rate based on the comparison result, and also correlates the reactor thermal output with the generator output. It is equipped with a function to check whether the relationship satisfies a predetermined correlation to ensure fuel safety, and automatically adjusts the recirculation flow rate described above only when this relationship is satisfied. It is characterized by the fact that
以下、本発明を実施例により詳細に説明する。
第２図は、本発明の装置を組込んだ系統のブロツ
ク図であり、従来の系統と異なるところは、従来
のタービン制御装置９より再循環流量制御装置８
へ送られていた負荷要求誤差信号を除去し、新し
く原子炉出力調整装置２３を設け、この原子炉出
力調整装置２３に、発電機出力信号２２と、原子
炉１の平均出力領域モニタ信号２４と、負荷要求
信号２１とを入力したことである。 Hereinafter, the present invention will be explained in detail with reference to Examples.
FIG. 2 is a block diagram of a system incorporating the device of the present invention, and the difference from the conventional system is that the recirculation flow rate control device 8 is replaced by the conventional turbine control device 9.
The load request error signal sent to the reactor 1 is removed, and a new reactor power adjustment device 23 is installed. , load request signal 21 were input.
第３図は、本発明の原子炉出力調整装置２３の
実施例を示す図で、電子計算機２５、アナログメ
モリ２６、および操作パネル２７から構成されて
いる。電子計算機２５は、入力信号処理部２８、
制御演算部２９、負荷要求パターン発生部３０、
出力処理部３１、および相関監視部３２から構成
されている。入力信号処理部２８は、原子炉出力
調整装置２３への入力信号に対するフイルタリン
グ処理などを行ない、また操作パネル２７での運
転員の操作に対する合理性チエツクを行なう。ま
た、制御演算部２９は、負荷要求信号２１から発
電機出力信号２２を減算して、直接負荷要求誤差
信号を求める。さらに該負荷要求誤差信号より再
循環ポンプ速度要求誤差信号を求める。該誤差信
号は、出力信号処理部３１を介して、アナログメ
モリ２６の操作信号となる。アナログメモリ２６
は、再循環ポンプ速度要求誤差信号に対する積分
演算を行ない、再循環ポンプ速度要求信号３３を
出力する。負荷要求パターン発生部３０は、操作
パネル２７より運転員が卸釦などで要求した時
に、計算機内部にあらかじめ記憶してある負荷要
求パターンを発生し、前記負荷要求信号２１の代
わりに使用できる。 FIG. 3 is a diagram showing an embodiment of the reactor power adjustment device 23 of the present invention, which is composed of an electronic computer 25, an analog memory 26, and an operation panel 27. The electronic computer 25 includes an input signal processing section 28,
control calculation section 29, load request pattern generation section 30,
It is composed of an output processing section 31 and a correlation monitoring section 32. The input signal processing unit 28 performs filtering processing on the input signal to the reactor power adjustment device 23, and also checks the rationality of the operator's operation on the operation panel 27. Further, the control calculation unit 29 subtracts the generator output signal 22 from the load request signal 21 to directly obtain a load request error signal. Furthermore, a recirculation pump speed request error signal is determined from the load request error signal. The error signal becomes an operation signal for the analog memory 26 via the output signal processing section 31. analog memory 26
performs an integral operation on the recirculation pump speed request error signal and outputs a recirculation pump speed request signal 33. The load request pattern generating section 30 generates a load request pattern previously stored in the computer when an operator makes a request using a wholesale button or the like from the operation panel 27, and can be used in place of the load request signal 21.
原子炉出力と発電機出力の相関監視部３２は、
発電機出力信号と、平均出力領域モニタ信号２４
より得られる原子炉熱出力との相関関係を監視し
ている。前記平均出力領域モニタ信号２４は、全
部で４チヤンネル入力し、時定数６秒のデイジタ
ルフイルタリング処理をして、炉心平均熱流束信
号（RTP(i)、ただしｉはチヤンネル番号でｉ＝
１、２、３、４）を得る。原子炉熱出力
（CTP）は、前記炉心平均熱流束信号（RTP(i)）
により、次式によつて計算している。 The correlation monitoring unit 32 between the reactor output and the generator output is
Generator output signal and average output area monitor signal 24
We are monitoring the correlation with the reactor thermal output obtained from the results. The average power range monitor signal 24 is input through a total of 4 channels and subjected to digital filtering processing with a time constant of 6 seconds to obtain a core average heat flux signal (RTP(i), where i is the channel number and i=
1, 2, 3, 4) are obtained. Reactor thermal power (CTP) is the core average heat flux signal (RTP(i))
Therefore, it is calculated using the following formula.
CTP＝〔min｛｜CTP(i)−AVCTP｜｝＋ne×ｔ min｛｜CTP(i)−AVCTP｜｝／2.0 (1)
CTP(i)＝100・CAP(i)・RTP(i) (2)
ただし、CAP(i)は平均出力領域モニタ信号較正
信号であり、またCTPおよびRTP(i)の単位は％
である。CTP＝[min｜｜CTP(i)−AVCTP｜}+ne×t min{｜CTP(i)−AVCTP}}/2.0 (1) CTP(i)=100・CAP(i)・RTP(i) ( 2) However, CAP(i) is the average output area monitor signal calibration signal, and the unit of CTP and RTP(i) is %.
It is.
原子炉熱出力を求める他の方法として、原子力
発電所のヒートバランス計算結果による方法があ
るが、ヒートバランスを計算するためには多数の
プロセス入力信号を計算機に取り込まねばなら
ず、常時監視には適切でない。(1)式を用いること
により、以下の点で効果がある。 Another method for calculating the reactor heat output is to use the heat balance calculation results of a nuclear power plant, but in order to calculate the heat balance, a large number of process input signals must be input into a computer, and constant monitoring is difficult. not appropriate. Using equation (1) is effective in the following points.
(1) 平均出力領域モニタ系（APRM）は、局所出
力領域モニタ系（LPRM）の出力信号を各チヤ
ンネルにふり分けて、その出力信号としている
が、LPRM検出器の放射能照射による感度の劣
化に対して定期的に感度較正を行なつている。
この作業中にあつて、または別の原因で最大２
チヤンネルの平均出力領域モニタをバイパスし
ても、前記原子炉熱出力と発電機出力の相関監
視機能は失なわれない。(1) The average power range monitor system (APRM) distributes the output signal of the local power range monitor system (LPRM) to each channel and uses it as the output signal, but the sensitivity deteriorates due to radiation irradiation of the LPRM detector. Sensitivity is calibrated regularly.
During this work or for other reasons, up to 2
Even if the average power range monitor of the channel is bypassed, the function of monitoring the correlation between the reactor thermal power and the generator output is not lost.
(2) 平均出力領域モニタ信号のゆらぎ成分によ
り、原子炉熱出力の計算機果に表わされる誤差
分を最小にできる。(2) The fluctuation component of the average power range monitor signal can minimize the error expressed in the calculation result of the reactor thermal output.
次に、原子炉熱出力と発電機出力との相関関係
を監視する方法を示す。実機データを採取してみ
ると前記相関関係は、発電所の通常出力運転中は
第４図に示すような、正の強い相関を持つ。本実
施例では、これを次式によつて監視する。 Next, a method for monitoring the correlation between reactor thermal output and generator output will be described. When actual machine data is collected, the above correlation shows a strong positive correlation as shown in FIG. 4 during normal output operation of the power plant. In this embodiment, this is monitored using the following equation.
K1ＣＴＰ／１００＋K2≦ＧＰ／ＧＰＲ≦K3ＣＴＰ／１０
０＋K4(4)
ただし、CTP；原子炉熱出力〔％〕
GP；発電機出力〔MWe〕
GPR；定格発電機出力〔MWe〕
K1、K2、K3、K4；定数
もし、(4)式の関係が成り立たないのであれば前
記制御演算部２９の起動を停止する。(4)式を用い
ることにより以下の点で効果がある。K 1 CTP/100+K 2 ≦GP/GPR≦K 3 CTP/10
0+K 4 (4) However, CTP: Reactor thermal output [%] GP: Generator output [MWe] GPR: Rated generator output [MWe] K 1 , K 2 , K 3 , K 4 ; Constant If (4 ) If the relationship in the equation does not hold, the activation of the control calculation section 29 is stopped. Using equation (4) is effective in the following points.
(1) 定数K1、K2、K3、K4はプラント運転データ
によつて得られた相関をもとに決定する。この
時、（K4−K3）なる値は相関のずれに対する運
転許容範囲を示し、あらかじめ計算機等で安全
性を確認した運転許容範囲を与えることによ
り、本発明である原子炉出力調整装置は、燃料
に核的及び熱的影響を極力少なくするような負
荷追従運転が可能となる。(1) Constants K 1 , K 2 , K 3 , and K 4 are determined based on correlations obtained from plant operation data. At this time, the value (K 4 - K 3 ) indicates the operating tolerance range for the correlation deviation, and by providing the operating tolerance range whose safety has been confirmed in advance by a computer etc., the reactor power adjustment device of the present invention can be , it becomes possible to perform load-following operation that minimizes nuclear and thermal effects on the fuel.
(2) 万一電気出力が熱出力に比べて異常に低下し
た場合、（逃し弁開、バイパス弁開など）に、
原子炉出力、発電機出力相関監視部が異常を検
出して、出力制御を止めるために、原子炉の熱
出力の異常上昇を未然に防止できる。(2) In the event that the electrical output abnormally decreases compared to the thermal output (relief valve open, bypass valve open, etc.),
Since the reactor output and generator output correlation monitoring unit detects an abnormality and stops output control, it is possible to prevent an abnormal increase in the thermal output of the reactor.
第５図は相関監視部３２の動作フローチヤート
で主に(4)式のチエツクを行なう。すなわち、ステ
ツプ101でタービンバイパス弁テスト中でなくか
つ原子炉出力20％以上かをしらべ、この条件が満
されていればステツプ102で次式の成立を確め
る；
K1ＣＴＰ／１００＋K2≦ＧＰ／ＧＰＲ
この条件が満されていればステツプ103へ進んで
次式の成立を確める。 FIG. 5 is a flow chart of the operation of the correlation monitoring section 32, which mainly checks the equation (4). That is, in step 101 it is checked whether the turbine bypass valve test is not in progress and whether the reactor output is 20% or more, and if these conditions are met, then in step 102 it is confirmed that the following equation holds; K 1 CTP/100+K 2 ≦ GP/GPR If this condition is satisfied, proceed to step 103 and confirm that the following equation holds true.
ＧＰ／ＧＰＲ≦K3ＣＴＰ／１００＋K4
この条件が満されていればステツプ104で制御演
算部２９（第３図）の起動を行なう。また、上記
のステツプ101、102、および103で否と判定され
た場合にはステツプ105へ進んで、制御演算部２
９が起動しないようにする。 GP/GPR≦K 3 CTP/100+K 4 If this condition is satisfied, the control calculation section 29 (FIG. 3) is activated in step 104. If the above steps 101, 102, and 103 are negative, the process proceeds to step 105, and the control calculation section 2
9 will not start.
なお、以上に説明した実施例においては、電子
計算機によつて本発明の装置を構成しているが、
これを専用の電子回路で構成することも可能であ
る。また、原子炉出力と発電機出力との相関を一
次式により監視しているが、これを適当な別の関
数によつて行なつても同様な効果が得られる。 Note that in the embodiments described above, the apparatus of the present invention is constituted by an electronic computer;
It is also possible to configure this with a dedicated electronic circuit. Further, although the correlation between the reactor output and the generator output is monitored using a linear equation, the same effect can be obtained even if this is performed using another appropriate function.
以上の説明から明らかなように、本発明によれ
ば、燃料への核的、熱的影響を安全限界内に保ち
ながら、精度の良い原子炉の負荷追従運転を実現
することができる。 As is clear from the above description, according to the present invention, it is possible to realize highly accurate load-following operation of a nuclear reactor while keeping nuclear and thermal effects on fuel within safe limits.
第１図は沸騰水型原子力発電所における従来の
出力制御方式を示すブロツク図、第２図は本発明
の装置を組込んだ出力制御系統のブロツク図、第
３図は本発明の一実施例を示す図、第４図は原子
炉熱出力と発電機出力との相関関係を示す図、第
５図は原子炉熱出力と発電機出力との相関を監視
する相関監視部の動作フローチヤートである。
１……原子炉、２……再循環ポンプ、８……再
循環流量制御装置、１０……タービン、１２……
主発電機、２１……負荷要求信号、２２……発電
機出力、２３……原子炉出力調整装置、２４……
平均出力領域モニタ信号、２５……電子計算機、
２６……アナログメモリ、２７……操作パネル、
２８……入力信号処理部、２９……制御演算部、
３０……負荷要求パターン発生部、３１……出力
信号処理部、３２……相関監視部、再循環ポンプ
速度要求信号。
Fig. 1 is a block diagram showing a conventional output control system in a boiling water nuclear power plant, Fig. 2 is a block diagram of an output control system incorporating the device of the present invention, and Fig. 3 is an embodiment of the present invention. Figure 4 is a diagram showing the correlation between reactor thermal output and generator output, and Figure 5 is an operation flowchart of the correlation monitoring unit that monitors the correlation between reactor thermal output and generator output. be. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1... Nuclear reactor, 2... Recirculation pump, 8... Recirculation flow rate control device, 10... Turbine, 12...
Main generator, 21... Load request signal, 22... Generator output, 23... Reactor output adjustment device, 24...
Average output area monitor signal, 25...Electronic computer,
26...Analog memory, 27...Operation panel,
28...Input signal processing unit, 29...Control calculation unit,
30... Load request pattern generation section, 31... Output signal processing section, 32... Correlation monitoring section, recirculation pump speed request signal.
Claims (1)
環流量制御によつて行なうようにした原子炉出力
調整装置において、負荷要求信号と発電機出力と
を直接比較して該比較結果により上記再循環流量
制御を行なうように構成するとともに、上記原子
炉熱出力および発電機出力の各瞬間における値が
燃料の安全性を保障する範囲にあるように定めた
相関関係を満しているか否かをチエツクする相関
監視手段を備え、かくして上記相関関係が満され
ている場合にのみ上記再循環流量制御を行なうよ
うにしたことを特徴とする原子炉出力調整装置。 ２ 特許請求の範囲第１項記載の原子炉出力調整
装置において、前記相関関係を、前記発電機出力
の定格値に対する比率を前記原子炉熱出力の定格
値に対する比率の一次式で表わした範囲により定
めたことを特徴とする原子炉出力調整装置。[Scope of Claims] 1. In a reactor power adjustment device in which the reactor heat output of a boiling water nuclear power plant is controlled by recirculation flow rate control, a load request signal and a generator output are directly compared. The system is configured to perform the recirculation flow rate control based on the comparison results, and satisfy a correlation defined so that the values of the reactor thermal output and generator output at each moment are within a range that guarantees fuel safety. 1. A nuclear reactor power adjustment device, comprising: correlation monitoring means for checking whether the above correlation is satisfied, and the recirculation flow rate control is performed only when the above correlation is satisfied. 2. In the reactor power adjustment device according to claim 1, the correlation is defined by a range expressed by a linear expression of the ratio of the generator output to the rated value and the ratio of the reactor thermal output to the rated value. A nuclear reactor power adjustment device characterized by the following.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11425579A JPS5639496A (en) | 1979-09-07 | 1979-09-07 | Nuclear reactor power conditioning device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11425579A JPS5639496A (en) | 1979-09-07 | 1979-09-07 | Nuclear reactor power conditioning device |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5639496A JPS5639496A (en) | 1981-04-15 |
| JPS6253796B2 true JPS6253796B2 (en) | 1987-11-12 |
Family
ID=14633192
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP11425579A Granted JPS5639496A (en) | 1979-09-07 | 1979-09-07 | Nuclear reactor power conditioning device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5639496A (en) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57198894A (en) * | 1981-06-01 | 1982-12-06 | Nippon Atomic Ind Group Co | Method and device for diagnosing atomic power plant |
-
1979
- 1979-09-07 JP JP11425579A patent/JPS5639496A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5639496A (en) | 1981-04-15 |
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