JPS6390605A - Control device for steam generating plant - Google Patents
Control device for steam generating plantInfo
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- Control Of Steam Boilers And Waste-Gas Boilers (AREA)
Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、蒸気発生プラントの制御装置に係り、特に沸
騰水型原子力発電所に適用するのに好適な蒸気発生プラ
ントの制御装置に関するものである。[Detailed Description of the Invention] [Field of Industrial Application] The present invention relates to a control device for a steam generation plant, and particularly to a control device for a steam generation plant suitable for application to a boiling water nuclear power plant. be.
沸騰水型原子炉プラント（ＢＷＲプラントという）の小
幅短周期の電力系統要求に対する出力追従特性を向上さ
せるために、タービン抽気蒸気。In order to improve the output follow-up characteristics of a boiling water reactor plant (referred to as a BWR plant) in response to small-width, short-cycle power system demands, turbine extraction steam is used.
タービンの複数の個所から抽気されて給水加熱器におい
て、給水の加熱に用いられる蒸気を制御する蒸気発生プ
ラントの制御装置が、特公昭４６−１３４３７号公報に
示されている。この方法は、タービンの初段または第２
段から蒸気を抽気する。抽気配管にｆｆ＋制御弁を設け
、タービン調途機の信号によってこの制御弁を開閉（発
電機出力を増大させる時は閉、逆は開）するものである
。この制御弁の開閉動作によって、抽気蒸気量を調節し
、タービン出力、すなｈちタービン制御手段の出力を急
速に変更しようとするものである。Japanese Patent Publication No. 46-13437 discloses a control device for a steam generation plant that controls steam extracted from a plurality of locations of a turbine and used for heating feed water in a feed water heater. This method applies to the first or second stage of the turbine.
Bleed steam from the stage. An ff+ control valve is provided in the bleed piping, and this control valve is opened and closed (closed when increasing the generator output, and opened otherwise) in response to a signal from the turbine regulator. By opening and closing the control valve, the amount of extracted steam is adjusted to rapidly change the turbine output, that is, the output of the turbine control means.
前述の従来技術は、給水温度の低下に伴う蒸気発生器（
例えばＢＷＲプラントにおける原子炉圧力容器）への懇
影ｅ（例えば、蒸気発生器内の構造物に対する熱衝撃）
について配慮されていない。The above-mentioned conventional technology uses a steam generator (
(e.g., thermal shock to structures within a steam generator)
is not considered.
特に、電力系統からの負荷要求のパターン（不定形）に
よっては、ＪＭ子炉圧力容器内に設けられた給水ノズル
等に繰返しの熱疲労が生じる可能性がある。In particular, depending on the pattern (irregular shape) of load requests from the power system, there is a possibility that repetitive thermal fatigue will occur in the water supply nozzles and the like provided in the JM child reactor pressure vessel.
本発明の目的は、負荷変動に迅速に追従できるとともに
蒸気発生器内の構造物への熱衝撃を抑制できる蒸気発生
プラントの制御装置を提供することにある。An object of the present invention is to provide a control device for a steam generation plant that can quickly follow load fluctuations and suppress thermal shock to structures within a steam generator.
Ｃ１４１題点を解決するための手段〕
上記の目的は、タービンの回転速度検出手段の出力信号
に基づいて抽気蒸気量要求信号を出力する手段と、この
抽気蒸気量要求信号に基づいてタービンから抽気する蒸
気量を制御する制御弁の開度を調節する手段と、蒸気発
生装置出力制御手段に入力される蒸気発生装置出力変更
要求信号を抽気蒸気量要求信号に基づいて補正する手段
とを設けることによって達成できる。Means for Solving Problem C141] The above object is to provide a means for outputting an extracted steam amount request signal based on an output signal of a rotational speed detection means of a turbine, and a means for outputting an extracted steam amount request signal based on the extracted steam amount request signal. and means for correcting a steam generator output change request signal input to the steam generator output control means based on the extracted steam amount request signal. This can be achieved by
抽気抽気量要求信号に基づいて蒸気発生装置出力変更要
求信号を補正するので、抽気蒸気量を制御するとともに
補正した蒸気発生装置出力変更要求信号に基づいて蒸気
発生装置の出力を制御できる。従って、給水温度の低下
を蒸気発生装置出力制御手段の操作によって抑制できる
。Since the steam generator output change request signal is corrected based on the bleed air bleed amount request signal, it is possible to control the bleed steam amount and control the output of the steam generator based on the corrected steam generator output change request signal. Therefore, a decrease in the feed water temperature can be suppressed by operating the steam generator output control means.
本発明は、従来技術の蒸気発生プラント（特公昭４６−
１３４３７号公報は、蒸気発生プラントとして沸騰水型
原子炉プラントを例示）の制御装置の特性を詳細に検討
することによってなされた。この検討結果を以下に説明
する。The present invention is based on a conventional steam generation plant (Japanese Patent Publication No. 46-
Publication No. 13437 was made by examining in detail the characteristics of a control device for a boiling water nuclear reactor plant (exemplified as a steam generation plant). The results of this study will be explained below.
従来技術のタービン抽気蒸気量の制御によって、電力系
統に対する負荷追従運転を行なっているときに、給水温
度が大幅に低下するケースは、電力系統からの負荷要求
信号が、増大側で一定時間続く場合である。このときに
は、給水加熱器への抽気蒸気駄が継続的に少なくなり、
給水温度が大幅に低下する（低下量は、抽気の削減量と
その継続時間によって決る）、シたがって、給水温度の
低下を防止するためには、抽気蒸気量の削減が一定時間
以上続く場合に、ｉ子炉出力を増大させて。A case where the feed water temperature drops significantly during load following operation for the power grid by controlling the amount of turbine extracted steam in the conventional technology is when the load request signal from the power grid continues on the increasing side for a certain period of time. It is. At this time, the amount of bleed steam to the feed water heater continues to decrease,
The feed water temperature drops significantly (the amount of reduction is determined by the amount of bleed air reduction and its duration). Therefore, in order to prevent the feed water temperature from dropping, it is necessary to reduce the bleed steam amount if it continues for a certain period of time. Then, increase the output of the i-child reactor.
最終的には抽気蒸気弁を全開（給水温度が減少する前の
状態）に戻すことが必要である。これにより、給水温度
は現状の原子炉出力に依存した変わり方（給水加熱器へ
の抽気蒸気は自然のたれ流しで、特に流量制御しない）
程度の変動幅に収まる。Ultimately, it is necessary to return the bleed steam valve to full open (the state before the feed water temperature decreased). As a result, the feedwater temperature changes depending on the current reactor output (breeding steam to the feedwater heater is a natural flow, and there is no particular flow rate control)
It falls within a range of variation.
このときの比較的ゆっくりした原子炉出力の変更はＢＷ
Ｒプラントにおいては再循環流量制御系が最も得意とす
るところである。もちろん、再循環流量制御系の代りに
制御棒を自動で微少に調節してもよい。At this time, the relatively slow change in reactor power is caused by BW
In the R plant, the recirculation flow rate control system is the strongest point. Of course, instead of the recirculation flow rate control system, the control rods may be automatically adjusted slightly.
給水温度の低下を防上する他の方法としては。Another way to prevent the drop in water supply temperature is to.
もつと積極的に給水温度を制御しようとするもので、原
子炉入口の給水温度を測定し、これと原子炉出力等の関
数として設定した目標給水温度との誤差を無くするよう
に原子炉の出力を変更しようとするものです、この場合
も、原子炉出力の変更手段として再循環流量（炉心流量
）あるいは制御棒を用いることになる。The first is to actively control the feed water temperature, which measures the feed water temperature at the reactor inlet and adjusts the temperature of the reactor to eliminate the error between this and the target feed water temperature, which is set as a function of the reactor output, etc. In this case, the recirculation flow rate (core flow rate) or control rods will be used as a means of changing the reactor output.
一方、このようなタービン抽気制御で小幅短周期の負荷
追従運転を行うと次のような現象を生ずる。たとえば、
抽気を抑制するとタービン抽気段の圧力が上昇し、これ
が蒸気流に沿う上流側の段（前段）と下流側（後段）に
伝播する。しかし、上流側の段との圧力落差が大きい（
後段が前段の約半分）と臨界流状態になり、後段部の圧
力変動は前段に伝播しない。しかし、現状タービン各段
のタービン翼では定格流量時にも臨界流状態にはなって
いないため、抽気抑制時の圧力上昇はタービン入口にも
現われることになる。タービン入口圧力は、圧力制御系
によって検出され、蒸気加減弁を開き蒸気をタービンに
送り込み、１時的ではあるが、タービン出力を増大させ
る側に作用する。On the other hand, when a narrow width, short cycle load following operation is performed using such turbine bleed control, the following phenomenon occurs. for example,
When the bleed air is suppressed, the pressure in the turbine bleed stage increases, and this propagates to the upstream stage (first stage) and downstream stage (second stage) along the steam flow. However, the pressure drop with the upstream stage is large (
The latter stage becomes a critical flow state (approximately half of the former stage), and pressure fluctuations in the latter stage do not propagate to the former stage. However, since the current turbine blades in each stage of the turbine are not in a critical flow state even at the rated flow rate, the pressure increase during bleed air suppression also appears at the turbine inlet. The turbine inlet pressure is detected by a pressure control system, and a steam control valve is opened to send steam into the turbine, thereby temporarily increasing the turbine output.
しかし、このため変化は、原子炉に伝わり、ボイドをつ
ぶし、中性子束の変動、ひいては燃料棒表面熱流束の変
動をひき起こし、燃料棒に繰り返し熱変形を与えること
になる。したがって、抽気抑制に基づく圧力変動は出来
るだけ上流側に伝播しないことが望ましい、したがって
これを避ける１つの方法は抽気蒸気の制御を出来るだけ
後段（復水器に近い側）で行なうことが望ましいが、出
力変動幅を後段のみのタービン翼で受は持つため、ター
ビン翼の繰り返し荷重ストレスが問題となる。However, this change is transmitted to the reactor, collapses the voids, causes fluctuations in the neutron flux, and thus the fuel rod surface heat flux, and repeatedly thermally deforms the fuel rods. Therefore, it is desirable that pressure fluctuations due to bleed air suppression do not propagate upstream as much as possible. Therefore, one way to avoid this is to control the bleed steam as late as possible (closer to the condenser). Since the output fluctuation range is only affected by the turbine blades in the latter stage, repeated load stress on the turbine blades becomes a problem.
したがって、抽気制御をする段は、タービン翼の繰返し
荷重限界内で、最も復水器に近い方が、燃料棒保護の観
点からは好ましいと言える。Therefore, it can be said that it is preferable from the viewpoint of protecting the fuel rods that the stage that performs air bleed control is closest to the condenser within the cyclic load limit of the turbine blades.
蒸気を抽気する場所については、次の観点からの評価が
望ましい。The location where steam is extracted should be evaluated from the following perspectives:
■ 設計条件や運転状態（特に低い電気出力で２転する
ため蒸気加減弁Ｃ■を絞ったときなど）によっては、タ
ービン翼の段面あるいは蒸気加減弁Ｃｖの直後において
臨界流となる場合がある。このときには、この臨界流が
発生している場所よりも下流側から、抽気をすれば、抽
気蒸気弁の動作による圧力変化は上流側に伝播せず、し
たがって。■Depending on the design conditions and operating conditions (particularly when the steam control valve C■ is throttled to perform two turns with low electrical output), a critical flow may occur at the step surface of the turbine blade or immediately after the steam control valve Cv. . At this time, if the air is extracted from the downstream side of the location where this critical flow is occurring, the pressure change due to the operation of the extraction steam valve will not propagate upstream.
原子炉中性子束の変動が極力抑えられる形の運転が可能
である。It is possible to operate in a manner that suppresses fluctuations in the reactor neutron flux as much as possible.
■ 抽気蒸気の変動が給水温度の変動となって表われる
ことを出来るだけ抑えるには、給水系の持つ大きな熱容
量を利用して、変動幅を少なくするため、可能なかぎり
、上流側にある給水加熱器に抽気蒸気を送るのが望まし
い。こうすることによ人て、熱応力変化等の軟点から、
原子炉・給水系の双方にとって好ましいと言える。■ To minimize fluctuations in the water supply temperature caused by fluctuations in the extracted steam, the large heat capacity of the water supply system is used to reduce the range of fluctuations. It is desirable to send bleed steam to the heater. By doing this, you can prevent soft points such as changes in thermal stress.
This can be said to be favorable for both the reactor and water supply system.
したがって、圧力差等の対策を施したのち、高圧タービ
ンから抽気し、給水加熱器の上流側に抽入することも考
えられる。Therefore, it may be possible to extract air from the high-pressure turbine and inject it into the upstream side of the feedwater heater after taking measures such as pressure difference.
以下、本発明の一実施例である蒸気発生プラントの制御
装置を第１図により説明する。本実施例は、ＢＷＲプラ
ントに適用したものである。DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS A control device for a steam generation plant, which is an embodiment of the present invention, will be explained below with reference to FIG. This example is applied to a BWR plant.
原子炉圧力容器（一種の蒸気発生器）７内の炉心８にお
いて、発生した蒸気は主蒸気管４１に設置されたストッ
プ弁Ｓｖ及び蒸気加減弁Ｃ■を経て高圧タービン１４に
供給される。高圧タービン１４にて凝縮した水を湿分分
離器１７で取り除かれた後、蒸気は、さらに低圧タービ
ン１５（複数台）に送られ、復水器１８で完全に凝縮水
となる。Steam generated in the reactor core 8 in the reactor pressure vessel (a type of steam generator) 7 is supplied to the high-pressure turbine 14 through a stop valve Sv and a steam control valve C■ installed in a main steam pipe 41. After the water condensed in the high-pressure turbine 14 is removed by the moisture separator 17, the steam is further sent to the low-pressure turbines 15 (multiple units), and completely becomes condensed water in the condenser 18.
原子炉圧力容器７で発生した蒸気の保有熱エネルギーは
タービンを介して発電機１６で電気エネルギーに変えら
れて電力系統に送り込まれる。ＢすＲプラントの運転状
態によっては、主蒸気管４１内の主蒸気の１部はバイパ
ス弁ＢＶが設けられたバイパス配管４２を経由して、直
接に復水器１８に導かれる。他方、復水器１８にて凝縮
されて生じた水（３０℃前後）は、再び原子炉圧力容器
７へ給水として送り込まれる。この給水は、給水配管４
３に設置された各種の給水ポンプ２１によって昇圧され
ると同時に、給水加熱器１９゜２０によって昇温（約２
００℃前後）される。高圧タービン１４から抽気された
抽気蒸気が抽気配管４４により、また低圧タービン１５
から抽気された抽気蒸気が抽気配管４５により給水加熱
器１９及び２０にそれぞれ送られる。抽気蒸気弁２４及
び２５が抽気配管４４及び４５に取付けられている。Thermal energy retained in the steam generated in the reactor pressure vessel 7 is converted into electrical energy by a generator 16 via a turbine and sent to the power system. Depending on the operating state of the BR plant, a portion of the main steam in the main steam pipe 41 is directly guided to the condenser 18 via a bypass pipe 42 provided with a bypass valve BV. On the other hand, water (approximately 30° C.) condensed in the condenser 18 is sent again to the reactor pressure vessel 7 as water supply. This water supply is connected to water supply pipe 4
At the same time, the water pressure is raised by various water supply pumps 21 installed at 3, and at the same time the temperature is raised (about 2
(around 00℃). The extracted steam extracted from the high-pressure turbine 14 is transferred to the low-pressure turbine 15 through the extraction piping 44 and to the low-pressure turbine 15.
The extracted steam is sent to the feed water heaters 19 and 20 through the extraction piping 45, respectively. Bleed steam valves 24 and 25 are attached to bleed piping 44 and 45.
ＢＷＲプラントにおける原子炉出力の制御は、制御棒駆
動制御装置１０によって制御棒９の炉心８への挿入度を
調節する方法及び可変周波数電源装置１２およびその制
御装置（再循環系マスクコントローラ）１３の設定点を
調整することによって再循環ポンプ１１の回転数を調節
して炉心流量を変える方法によって行われる。Control of the reactor output in a BWR plant is achieved by a method of adjusting the degree of insertion of the control rods 9 into the reactor core 8 using a control rod drive controller 10, and a method of adjusting the degree of insertion of the control rods 9 into the reactor core 8 using a variable frequency power supply device 12 and its controller (recirculation system mask controller) 13. This is done by adjusting the rotation speed of the recirculation pump 11 by adjusting the set point to change the core flow rate.
一方、タービン発電機１６の電気出力は、高圧タービン
１４及び低圧タービン１５を流れる真の蒸気量によって
決る。この蒸気量は、蒸気加減Ｃ■によって調整される
。蒸気加減弁Ｃｖの開度制御には２つのモードがある。On the other hand, the electric output of the turbine generator 16 is determined by the true amount of steam flowing through the high pressure turbine 14 and the low pressure turbine 15. This amount of steam is adjusted by steam adjustment C■. There are two modes for controlling the opening degree of the steam control valve Cv.
その第１のモードは、原子炉圧力容器７の蒸気圧力ＰＴ
（主蒸気管４１に設けられた圧力計４６で測定）を設定
圧力Ｐｓに近い値になるように制御するものである。す
なわち、測定圧力ＰＴ、設定圧力Ｐａ及び初圧調整器６
の出力である初期圧力が加算器４７に入力され、初期圧
力及び測定圧力ＰＴと設定圧力Ｐｓとの偏差信号が、圧
力制御器３に入力される。圧力制御器３は、偏差信号に
基づいて信号Ｖｌを出力する。信号Ｖｚは、低値優先ゲ
ート２．加算器４８及び４９に出力される。低値優先ゲ
ート２は、信号Ｖｌと信号Ｖｚのうち低いレベルの信号
を選択してコントローラ４に出力する１通常は、信号ｖ
１が小さく、信号ｖ１が選択される。コントローラ４は
、低値優先ゲート２の出力信号に基づいて蒸気加減弁Ｃ
Ｖの開度を制御する。コントローラ５は、加算器４８で
得られた信号Ｖｓｖ低値優先ゲート２の出力信号及びバ
イアス信号の偏差信号に基づいてバイパス弁ＢＶの開度
を制御する。例えば、原子炉出力が増大すると蒸気圧力
が増大し、信号ｖ１で蒸気加減弁Ｃｖが開いて、タービ
ンに供給される蒸気流駄が増大し、発電機１６の出力が
増大する。The first mode is the steam pressure PT of the reactor pressure vessel 7.
(measured by a pressure gauge 46 provided in the main steam pipe 41) is controlled so that the pressure is close to the set pressure Ps. That is, the measured pressure PT, the set pressure Pa, and the initial pressure regulator 6
The initial pressure, which is the output of , is input to the adder 47, and a deviation signal between the initial pressure, the measured pressure PT, and the set pressure Ps is input to the pressure controller 3. The pressure controller 3 outputs a signal Vl based on the deviation signal. The signal Vz is the low value priority gate 2. It is output to adders 48 and 49. The low value priority gate 2 selects a low level signal from the signal Vl and the signal Vz and outputs it to the controller 4.1 Normally, the signal v
1 is small, and signal v1 is selected. The controller 4 controls the steam control valve C based on the output signal of the low value priority gate 2.
Controls the opening degree of V. The controller 5 controls the opening degree of the bypass valve BV based on the output signal of the signal Vsv low value priority gate 2 obtained by the adder 48 and the deviation signal of the bias signal. For example, when the reactor output increases, the steam pressure increases, the steam control valve Cv opens with the signal v1, the steam flow rate supplied to the turbine increases, and the output of the generator 16 increases.
第２のモードは、電力系統側の要求及び１発電機１６の
回転速度変化などに対応するためのものである。速度制
御器１は、回転速度検出器５１で測定した発電機１６（
タービン）の回転速度ＲＭと目標値との偏差値を求め、
この偏差値に対応する信号ｖ２を出力する。信号Ｖ２が
、低値優先ゲート２及び加算器５０に入力される。低値
優先ゲート２にて信号Ｖｚが選択された場合には、コン
トローラ４は信号ｖ２に基づいて蒸気加減弁Ｃｖの開度
制御を行う、加算器５０は、信号ｖ２とバイアス信号の
加算信号を加算器４９に出力する。加算器４９は、信号
ｖ１と加算器５０の出力信号との偏差信号（再循環流量
変更要求信号ＥＰＬＲ）を初圧調整器６及び加算器２７
に出力する。再循環流量変更要求信号Ｅ ＰＬＲは、原
子炉出力変更要求信号である。The second mode is for responding to requests from the power system and changes in the rotational speed of one generator 16. The speed controller 1 controls the generator 16 (
Find the deviation value between the rotational speed RM of the turbine (turbine) and the target value,
A signal v2 corresponding to this deviation value is output. Signal V2 is input to low value priority gate 2 and adder 50. When the signal Vz is selected by the low value priority gate 2, the controller 4 controls the opening degree of the steam control valve Cv based on the signal v2, and the adder 50 adds the signal v2 and the bias signal. Output to adder 49. The adder 49 sends a deviation signal (recirculation flow rate change request signal EPLR) between the signal v1 and the output signal of the adder 50 to the initial pressure regulator 6 and the adder 27.
Output to. The recirculation flow rate change request signal EPLR is a reactor power change request signal.
前述の２つのモードが低値優先ゲート１２で選択される
ＢＷＲプラントの通常運転時には第１モードが選択され
るように信号Ｖｚに原子炉出力換算で１０％のバイアス
値が速度制御器１で、加えられる。しかし、回転速度Ｒ
Ｍの変動が大きく信号ｖ２が大きく変化すると蒸気加減
弁Ｃｖは信号Ｖｚによって調整される。初圧調整器６は
、発電機出力を早く応答させるために、再循環流量制御
系の応答（かなり遅い）の効果が現われてくる前に蒸気
加減弁を補助的に動かそうとするものである。The speed controller 1 sets a bias value of 10% in terms of reactor output to the signal Vz so that the first mode is selected during normal operation of the BWR plant in which the above two modes are selected by the low value priority gate 12. Added. However, the rotation speed R
When the fluctuation of M is large and the signal v2 changes greatly, the steam control valve Cv is adjusted by the signal Vz. The initial pressure regulator 6 attempts to actuate the steam control valve in an auxiliary manner before the effects of the recirculation flow rate control system's response (which is quite slow) appear in order to make the generator output respond quickly. .
本実施例は、抽気蒸気弁制御器２２の出力信号で抽気蒸
気弁２４及び２５制御するとともにその出力信号でター
ビン制御装置から出力された再循環流量変更要求信号Ｅ
ＰＬＲを補正し、補正された再循環流量変更要求信号
Ｅ ＰＬ、Ｒを再循環流量制御系のマスクコントローラ
１３に出力するものである。In this embodiment, the extraction steam valves 24 and 25 are controlled by the output signal of the extraction steam valve controller 22, and the recirculation flow rate change request signal E is output from the turbine control device using the output signal.
PLR is corrected and the corrected recirculation flow rate change request signals EPL, R are output to the mask controller 13 of the recirculation flow rate control system.
タービン制御装置は、速度制御器１．低値優先ゲート２
．圧力制御器３．コントローラ４及び５゜初圧調整器６
、及び加算器４７〜５０を有している。なお、抽気蒸気
量制御装置は、抽気蒸気弁制御器２２．抽気量分配器２
３及び加算器５２を有している。The turbine control device includes a speed controller 1. Low value priority gate 2
．． Pressure controller 3. Controller 4 and 5° initial pressure regulator 6
, and adders 47-50. Note that the bleed steam amount control device includes a bleed steam valve controller 22. Bleed air amount distributor 2
3 and an adder 52.
速度制御器１は、前述の信号ｖ２に基づいて、負荷要求
誤差信号Ｅしを求める。負荷要求誤差信号Ｅムを入力し
た抽気蒸気弁制御器２２は、その信号ＥＬに基づいて抽
気蒸気弁の閉度信号（開度信号の逆）Ｅｖを求め、この
信号を抽気蒸気量分配器２３及び再循環流量補償制御器
２６に出力する。抽気蒸気量分配器２３は、閉度信号Ｅ
ｖに基づいて、抽気蒸気弁２４及び抽気蒸気弁２５の各
開度を指定する。各々の抽気蒸気弁２４゜２５は、指定
された開度に調節される。これと同時に、再循環流量補
償制御器２６は、原子炉入口給水温度の低下を防止する
目的で、入力した抽気蒸気弁閉度信号Ｅｖに比例する再
循環流量補償信号Ｅｐを出力する。この信号Ｅｐは、加
算器２７に入力される。加算器２７は、再循環流量変更
要求信号Ｅ ＰＬＲに補償信号Ｅｐを加えて補正し、補
正′後の再循環流量変更要求信号Ｅｐｏをマスクコント
ローラ１３に出力する。マスフタコントローラ１３は、
変更要求信号Ｅｐｏに基づいて可変周波数電源装置１２
を制御し、ひいては、再循環ポンプ１１の回転速度を肩
節する。これにより、炉心流量が変更される。The speed controller 1 determines the load request error signal E based on the above-mentioned signal v2. The bleed steam valve controller 22, which has input the load request error signal Em, determines the bleed steam valve closing signal (inverse of the opening signal) Ev based on the signal EL, and sends this signal to the bleed steam amount distributor 23. and is output to the recirculation flow rate compensation controller 26. The extraction steam amount distributor 23 receives the closure signal E.
Based on v, the opening degrees of the bleed steam valve 24 and the bleed steam valve 25 are specified. Each bleed steam valve 24, 25 is adjusted to a designated opening degree. At the same time, the recirculation flow rate compensation controller 26 outputs a recirculation flow rate compensation signal Ep proportional to the input bleed steam valve closing signal Ev for the purpose of preventing a drop in the reactor inlet feed water temperature. This signal Ep is input to the adder 27. The adder 27 corrects the recirculation flow rate change request signal EPLR by adding the compensation signal Ep, and outputs the corrected recirculation flow rate change request signal Epo to the mask controller 13. The mass lid controller 13 is
Variable frequency power supply 12 based on change request signal Epo
and, in turn, the rotational speed of the recirculation pump 11. This changes the core flow rate.
本実施例による、各部の答は以下にようになる。The answers for each part according to this example are as follows.
まず、電力系統の負荷増大が発電機１６（タービン）の
回転速度の低下（回転速度検出器５１で検出）となる。First, an increase in the load on the power system results in a decrease in the rotational speed of the generator 16 (turbine) (detected by the rotational speed detector 51).
これが速度制御器１で負荷要求誤差信号Ｅム （平常時
は零、この場合は正値側として検知される。抽気蒸気弁
制御器２２は、具体的には第２図に示す構成となってお
り、スイッチ２２１及び調節器２２２を有している。ス
イッチ２２１は、通常開じており、本実施例の機能を働
かさない場合には例えば手動により開く。調節器２２２
は、比例・積分型の調節器である。負荷要求誤差信号Ｅ
＋、を入力した抽気蒸気制御器２２は、としては比例・
積分型の調節器（比列ゲインＫ ｐ 。This is detected by the speed controller 1 as a load request error signal Em (zero in normal times, but as a positive value in this case). It has a switch 221 and a regulator 222. The switch 221 is normally open, and when the function of this embodiment is not activated, it is opened manually, for example. The regulator 222
is a proportional/integral type regulator. Load request error signal E
+, the extraction steam controller 22 inputs the proportional
Integral type regulator (proportional gain K p ).
積分ゲインＫｒ）２２２で抽気蒸気弁をどの位閉めれば
よいかを示す閉度信号ＥＶを求める。抽気蒸気量分配器
２３（第７図参照）は、抽気蒸気弁２４．２５を信号Ｅ
ｖに基づき急速に動作（閉動作）させ、抽気蒸気量を減
らす０図示されていないが、抽気蒸気弁２４及び２５に
それぞれコントローラが対応して設けられており、これ
らのコントローラが抽気蒸気量分配器２３にて分配され
た信号Ｅｖ基づい各抽気蒸気弁２４及び２５の開度を制
御する。これにより、タービンの回転速度を増大させて
、急速にＥしを零に戻す。Using the integral gain Kr) 222, a closing degree signal EV indicating how far the bleed steam valve should be closed is determined. The bleed steam quantity distributor 23 (see FIG. 7) controls the bleed steam valves 24.25 with the signal E.
Although not shown, controllers are provided corresponding to the extracted steam valves 24 and 25, and these controllers control the extracted steam amount distribution. The opening degree of each extraction steam valve 24 and 25 is controlled based on the signal Ev distributed by the steam generator 23. As a result, the rotational speed of the turbine is increased and the E is rapidly returned to zero.
この様子は、第３図の短時間スケールの時間軸上に示さ
れている。抽気蒸気量の増減の影響はタービン入口側、
原子炉圧力容器側にも及び、諸変数は、負荷要求誤差信
号Ｅｔ、に、それぞれ個有の遅れと振幅を伴いながら、
追従する。したがって、全体的に極めて特性の良い負荷
追従特性を有することになる。This situation is shown on the short-time scale time axis in FIG. The effect of increasing or decreasing the amount of extracted steam is on the turbine inlet side,
Extending to the reactor pressure vessel side, various variables are applied to the load request error signal Et, each with its own delay and amplitude.
Follow. Therefore, it has extremely good load following characteristics overall.
ところが、負荷要求誤差信号Ｅしが比較的長時間（数分
以上）に亘って、正値側のみに振れたような状態が発生
したとする（電力系統の負荷要求及び負荷設定点の変更
などにより生じ）。このときも、タービン出力は、上に
述べた抽気蒸気の制御によって低溶する。しかし、抽気
蒸気弁が全開からある程度閉じた状態で保持されるため
、給水加熱器１９，２０に供給される抽気蒸気量が少な
くなり、給水温度が徐々に低下しはじめる。特公昭４６
−１３４３７号公報の制御を適用した場合のであり、試
算では、１１００ＭＷｅのＢＷＲプラント発電機１６の
出力を５％増大されることを抽気蒸気を抑制することに
よってのみ達成すると、原子炉圧力容器７の人口での給
水温度は２５°Ｃ〜３０°Ｃ低下する（第３図の長時間
スケール上に破線で示す、）
本実施例では、この給水温度の低下を防止するため、前
述のように、抽気蒸気弁閉度信号Ｅｖに比例する信号Ｅ
ｐで補正して得られた変更要求信号Ｅｐｏを再循環制御
系のマスクコントローラ１３に伝えている。この趣旨は
、第２図に示すように積分器Ｋｌ／Ｓ （ＫＩは積分ゲ
イン）が入っているため、信号Ｅｖは、信号Ｅムの積分
値、言い換えれば、カットされた抽気蒸気量の積分量を
示している。したがって、この積分量に見合う分だけ、
再循環流量（炉心流：ｔ）を増大していけば、タービン
出力の増加分を徐々に原子炉出力が荷って抽気蒸気のカ
ット量最終的には零になるので、抽気蒸発弁は全開状態
に戻り、給水温度の大幅な低下は生じない、詳述すれば
、再循環流量が増大していくにつれ、（そのスピードは
再循環流量制御２６により与えられる。）原子炉出力が
増大し、タービン制御装置は原子炉圧力を一定にしよう
として蒸気加減弁Ｃｖを開き、タービン（発電機１６）
の回転数が目標値よりも一層増大しようとするため、今
度は信号ＥＬが負の値となって信号ＥＶは徐々に下がり
始め、抽気蒸気弁２４．２５は全開の方向に向う。本実
施例において、電力系統の負荷増加時または負荷追従運
転での負荷設定の増加時における発電機１６の出力増加
は、最初、抽気蒸気量のカットによってまかなわれ、そ
の後には原子炉出力の増加によってまかなわれる。原子
炉出力の増加時には抽気蒸気弁２４．２５の開度が元通
りの１００％開度に戻るので、給水温度は低下し続ける
ことはない。特に再循環流量変更要求信号Ｅ ＰＬＲを
信号ＥＬに基づいて補正しているので、給水温度の低下
を短時間に抑制でき、原子炉圧力容器内の構造物に対す
る熱衝撃を緩和することができる。However, suppose that a situation occurs in which the load request error signal E oscillates only to the positive value side for a relatively long period of time (several minutes or more) (changes in the load request and load set point of the power system, etc.) caused by). At this time as well, the turbine output is kept low by controlling the extracted steam as described above. However, since the bleed steam valve is kept closed from fully open to some extent, the amount of bleed steam supplied to the feed water heaters 19 and 20 decreases, and the feed water temperature begins to gradually decrease. Special Public Service (1977)
This is the case when the control in Publication No. 13437 is applied, and the trial calculation shows that if the output of the 1100 MWe BWR plant generator 16 is increased by 5% only by suppressing the bleed steam, the reactor pressure vessel 7 The temperature of the water supply in the population decreases by 25°C to 30°C (indicated by the broken line on the long-term scale in Fig. 3). In this embodiment, in order to prevent this decrease in the water supply temperature, as described above, Signal E proportional to bleed steam valve closing signal Ev
The change request signal Epo obtained by the correction with p is transmitted to the mask controller 13 of the recirculation control system. The purpose of this is that, as shown in Fig. 2, since an integrator Kl/S (KI is an integral gain) is included, the signal Ev is the integral value of the signal Em, in other words, the integral value of the cut extracted steam amount. It shows the amount. Therefore, the amount corresponding to this integral amount is
If the recirculation flow rate (core flow: t) is increased, the reactor output will gradually increase to compensate for the increase in turbine output, and the amount of bleed steam cut will eventually become zero, so the bleed evaporation valve will be fully open. In particular, as the recirculation flow rate increases (the speed is provided by the recirculation flow control 26), the reactor power increases; The turbine control device opens the steam control valve Cv in an attempt to keep the reactor pressure constant, and the turbine (generator 16)
Since the rotational speed of the engine is about to increase further than the target value, the signal EL becomes a negative value, the signal EV starts to gradually decrease, and the bleed steam valves 24 and 25 move toward the fully open direction. In this embodiment, an increase in the output of the generator 16 when the load on the power system increases or when the load setting in load following operation increases is initially covered by cutting the amount of extracted steam, and then increasing the reactor output. covered by When the reactor power increases, the opening degree of the extraction steam valve 24,25 returns to the original 100% opening degree, so the feed water temperature does not continue to decrease. In particular, since the recirculation flow rate change request signal E PLR is corrected based on the signal EL, a decrease in the feed water temperature can be suppressed in a short time, and thermal shock to structures within the reactor pressure vessel can be alleviated.
このときの諸変数の応答を第３図の長時間スケール上に
実線で示す。破線の特性は、従来技術のものである。The responses of various variables at this time are shown by solid lines on the long-term scale in FIG. The dashed characteristics are those of the prior art.
給水温度が低下し、かつかなりの周期で給水温度の増加
、減少が縁り返えされるときの影響としては、まず第１
に給水ノズル等の構造材の熱的繰返しストレスが問題と
なり得る場合が考えられる。When the water supply temperature decreases and increases and decreases occur over a considerable period of time, the first effect is
In some cases, repeated thermal stress on structural materials such as water supply nozzles can become a problem.
本実施例では、この時に生じる内部構造物への熱Ｈ撃を
抑制でき、しかもその構造物に生じる熱疲労を著しく低
減できる。第２に、炉心８内の熱的挙動の変化が大きい
ことが考えられる。すなわち、第４図に示すように、原
子炉出力を同じたけ増大させるとき、炉心流量の増加に
よる場合では沸騰開始点の移動がＺｏからＺＲであるの
に対し、給水温度低下による場合では、沸騰開始点がＺ
ｏからＺＦへと大幅に移動する。これに伴って、軸方向
の出力分布も、炉心流量の増加による場合では。In this embodiment, it is possible to suppress the thermal shock to the internal structure that occurs at this time, and also to significantly reduce the thermal fatigue that occurs in the structure. Secondly, it is considered that the thermal behavior within the core 8 changes significantly. In other words, as shown in Fig. 4, when the reactor power is increased by the same amount, the boiling start point moves from Zo to ZR when the reactor core flow rate increases, but when the feed water temperature decreases, the boiling start point moves from Zo to ZR. Starting point is Z
There is a significant shift from o to ZF. Along with this, the axial power distribution also increases if the core flow rate increases.
はぼ平均的に増大するに対し、給水温度低下による場合
では、局所的な変化が大きく、原子炉出力変更前の分布
に対して歪が大きくなる。したがって、給水温度の変動
は、ホットスポットの移動を伴い、ホットスポットの生
じる位置の変動を繰り返えすことになる。本実施例では
、このような問題も解消できる。However, in the case of a decrease in feed water temperature, local changes are large and the distortion becomes large compared to the distribution before the reactor power change. Therefore, fluctuations in the water supply temperature are accompanied by the movement of hot spots, resulting in repeated fluctuations in the positions where hot spots occur. In this embodiment, such problems can also be solved.
第４図において、−点鎖線は原子炉出力変更前の特性を
示し、実線は炉心流量増加による原子炉出力増加後の特
性、及び破線は給水温度低下による原子炉出力増加後の
特性を示している。In Fig. 4, the - dotted line shows the characteristics before the reactor power change, the solid line shows the characteristics after the reactor power has increased due to an increase in the reactor core flow rate, and the broken line shows the characteristics after the reactor power has increased due to a decrease in the feed water temperature. There is.
又、現在の安全系の考え方の１つにＴＰＭ （熱流束監
視）限界が設けられてる。第５図の炉心流量に対する原
子炉出力の変化特性の上で言えば。Furthermore, one of the current safety system concepts is a TPM (heat flux monitoring) limit. Speaking of the change characteristics of the reactor output with respect to the core flow rate shown in Figure 5.
炉心流量制御ラインの上方（原子炉出力の高い側）に−
点鎖線で示すように、はぼ平行にＴＰＭ限界ラインが設
定されている。このＴＰＭ限界ラインを原子炉出力がオ
ーバすると、燃料棒保護の観点から原子炉がスクラムさ
れ原子炉をＡ点で運転しているときに、発電機１６の出
力を増加させる場合、炉心流量の増加によれば原子炉の
運転状態がＡ点からＢ点に移るのに対し、抽気蒸気量の
抑制のみによる制御では、原子炉の運転状態がＡ点から
６点に移動する。このように本実施例の如く最終的に炉
心流量の増加によって発電機１６の出力の増加（一般的
には原子炉出力の増加が発電機出力の増加に結びつく）
を図った方が、安全限界（ＴＰＭ限界）に対する余裕の
大きさの観点からも好ましいと言える。第３図には、本
実施例に比べて給水温度が下がりばなしになる場合に、
燃料棒の表面熱流束がより限界値（ＴＰＭ）に近づく様
子をも示している。Above the core flow control line (on the high reactor power side) -
As shown by the dashed dotted line, TPM limit lines are set substantially parallel to each other. When the reactor output exceeds this TPM limit line, the reactor is scrammed to protect the fuel rods, and if the output of the generator 16 is increased while the reactor is operating at point A, the core flow rate will increase. According to the method, the operating state of the nuclear reactor moves from point A to point B, whereas in control based only on suppressing the amount of extracted steam, the operating state of the reactor moves from point A to point 6. In this way, as in this embodiment, the output of the generator 16 ultimately increases due to an increase in the reactor core flow rate (generally, an increase in the reactor output is linked to an increase in the generator output).
It can be said that it is preferable to aim for this from the viewpoint of the amount of margin for the safety limit (TPM limit). FIG. 3 shows that when the water supply temperature decreases compared to this example,
It also shows how the surface heat flux of the fuel rod approaches the critical value (TPM).
次にタービン抽気蒸気を制御する場所と方法について、
本実施例の特徴を説明する。Next, where and how to control turbine bleed steam.
The features of this embodiment will be explained.
第１図において、給水加熱器は２個しか示していないが
、１１００ＭＷａクラスのＢＷＲプラントでは約２０台
設置され、１台の高圧タービン（８段）及び３台の低圧
タービン（９段）の規模で約６種類の抽気段から成って
いる。第６図は。Although only two feedwater heaters are shown in Figure 1, approximately 20 feedwater heaters are installed in a 1100MWa class BWR plant, with one high-pressure turbine (8 stages) and three low-pressure turbines (9 stages). It consists of approximately six types of bleed stages. Figure 6 is.
タービン各部の蒸気圧力の変化状態と抽気蒸気量（全土
蒸気流量に対する割合）を示したものである。この例で
は高圧タービンの第一抽気は高圧タービン１４の５段目
（タービン翼の段数）から行っているので高圧タービン
１４の初段の圧力は第６図に示すような値である。高圧
タービン１４の第１及び第２抽気点に対して、負荷応答
のための抽気蒸気の制御を行なったとすると、各段の圧
力差が小さく臨界流になっていないため、その圧力変動
は上流側（高圧タービン入口ひいては原子炉圧力容器）
に及ぶ、このため、圧力計４６（第１図）の圧力測定値
Ｐｔに基づいて蒸気加減弁Ｃｖが応答し、（抽気蒸気弁
を絞って抽気蒸気量を減らすと、圧力測定値Ｐ丁が上昇
して蒸気加減弁ＣＶが開き、タービン出力が一層増大し
てより迅速な応答となるため、発電機１６の出力応答に
とっては好ましい）、炉心内のボイドの増減により中性
子束が比較的大きく振れ、燃料棒の表面熱流束のゆらぎ
となって現われる。燃料棒保護の観点から、このような
ことが好ましくない場合には、以下のように抽気蒸気量
の制御を低圧タービンの下流側の抽気点に対して行うよ
うな構成が考えられる。It shows the state of change in steam pressure in each part of the turbine and the amount of extracted steam (ratio to the total steam flow rate). In this example, the first air extraction from the high-pressure turbine is performed from the fifth stage of the high-pressure turbine 14 (number of stages of turbine blades), so the pressure at the first stage of the high-pressure turbine 14 is a value as shown in FIG. If the extracted steam is controlled for the load response at the first and second extraction points of the high-pressure turbine 14, the pressure fluctuations will occur on the upstream side because the pressure difference between each stage is small and there is no critical flow. (High pressure turbine inlet and eventually reactor pressure vessel)
Therefore, the steam control valve Cv responds based on the pressure measurement value Pt of the pressure gauge 46 (Fig. (This is favorable for the output response of the generator 16, as the steam rises and the steam control valve CV opens, further increasing the turbine output and resulting in a more rapid response.) The neutron flux fluctuates relatively largely due to the increase and decrease of voids in the core. , which appears as fluctuations in the surface heat flux of the fuel rods. If this is not desirable from the viewpoint of protecting the fuel rods, a configuration may be considered in which the amount of extracted steam is controlled at the extraction point on the downstream side of the low-pressure turbine as described below.
第６図から分るように、高圧タービン１４から低圧ター
ビン１５に、蒸気が流れるにつれて、当然ながら圧力損
失は非常に大きくなる。したがって、タービン入口の圧
力の変動を小さくするような抽気蒸気量の制御を行う場
合には、抽気位置を出来るだけ復水器１８の近くに位置
させることが望ましい、高圧タービン１４と低圧タービ
ン１５の間にある湿気分離器１７は、大きな容積を持ち
、圧力変化に対して、数秒の時定数を持っている。As can be seen from FIG. 6, as steam flows from the high pressure turbine 14 to the low pressure turbine 15, the pressure loss naturally becomes very large. Therefore, when controlling the amount of extracted steam to reduce fluctuations in pressure at the turbine inlet, it is desirable to locate the extracted steam as close to the condenser 18 as possible. The moisture separator 17 in between has a large volume and a time constant of several seconds for pressure changes.
したがって、タービン入口圧力の変動を小さくするには
、低圧タービン１５側の出来るだけ下流側の抽気点を制
御するのが望ましく、低圧タービン室内の圧力変化は上
流側に伝わりにくい。しかしながら、たとえば５％の出
力変更を、低圧タービンの下流側のタービン翼のみで受
は持つことになるので、タービン翼の強度上の限界から
来る制限がある。したがって、タービン翼保護の観点か
らは、出力変動を分散して分担するという意味で出来る
だけ上流側の抽気点において抽気蒸気量の制御を行なう
ことが望ましい。Therefore, in order to reduce fluctuations in turbine inlet pressure, it is desirable to control the bleed point as downstream as possible on the low-pressure turbine 15 side, and pressure changes in the low-pressure turbine chamber are difficult to be transmitted to the upstream side. However, since the output change of, for example, 5% is carried out only in the turbine blades downstream of the low pressure turbine, there are limitations due to the strength limitations of the turbine blades. Therefore, from the viewpoint of protecting the turbine blades, it is desirable to control the amount of extracted steam at the bleed point as far upstream as possible in order to distribute and share the output fluctuations.
ＢＷＲプラント全体からは以上述べた各特性を総合的に
判断して、負荷変動に対する抽気蒸気量の制御を行なう
抽気点と数および各抽気蒸気量の最大値を決めなけばな
らない。第１図に示したおける抽気蒸気量分配器２３は
、上記の考えに基づいて定められた。複数個の抽気点と
抽気蒸気量の制限値の範囲内で、負荷要求誤差信号（抽
気蒸気量要求信号）ＥＬに対する抽気蒸気弁２４．２５
の開度制御量を指定するものである。第１図の例では、
代表的なものとして、高圧タービン１４側の抽気蒸気弁
２４と低圧タービン１５側の抽気蒸気弁２５にて抽気蒸
気量を制御することを示している。この場合における原
理的な抽気蒸気量分配器２３のの機能を第７図に示す、
抽気蒸気量分配器２３は、関数発生器２３１及び２３２
を有している。関数発生器２３１及び２３２は、加算器
５２の出力である（１００−Ｅｖ）を入力する。For the entire BWR plant, the above-mentioned characteristics must be comprehensively judged to determine the number and number of extraction points for controlling the amount of extracted steam in response to load fluctuations, and the maximum value of each amount of extracted steam. The extracted steam amount distributor 23 shown in FIG. 1 was determined based on the above idea. Within the range of a plurality of bleed points and the limit value of the bleed steam amount, the bleed steam valve 24.25 responds to the load request error signal (bleed steam amount request signal) EL.
This specifies the opening control amount. In the example in Figure 1,
As a typical example, the amount of extracted steam is controlled by an extracted steam valve 24 on the high-pressure turbine 14 side and an extracted steam valve 25 on the low-pressure turbine 15 side. The principle function of the extracted steam amount distributor 23 in this case is shown in FIG.
The extraction steam amount distributor 23 includes function generators 231 and 232.
have. Function generators 231 and 232 receive (100-Ev), which is the output of adder 52, as input.
関数発生器２３２は低圧タービン１５側の抽気蒸気弁２
５への開度指令を出力し、関数発生器２３１は抽気蒸気
弁２４への開度指令を出力するものである。前述のよう
に、タービン翼の強度制限値以内であれば、出来るかぎ
り低圧タービン１５の下流側の抽気点での抽気蒸気量を
制御するのが望ましく、タービン翼の制限値を越えれば
、さらに上流側の抽気点での抽気蒸気量を制御すること
が望しい。したがって、まず、関数発生器２３２によっ
て、あらかじめ定められた最低開度０ＬＴ（％）までは
開度要求信号（１００−ＥＶ）によって抽気蒸気弁２５
を絞る。開度要求信号（１００Ｅｖ）がさらに小さい場
合には、関数発生器２３１によって抽気蒸気弁２４が閉
じはじめ、最低開度○ＨＴ （％）まで閉じられる。The function generator 232 is the extraction steam valve 2 on the low pressure turbine 15 side.
The function generator 231 outputs an opening command to the extraction steam valve 24. As mentioned above, it is desirable to control the bleed steam amount at the bleed point downstream of the low-pressure turbine 15 as much as possible, as long as it is within the strength limit of the turbine blade. It is desirable to control the amount of bleed steam at the side bleed point. Therefore, first, the function generator 232 controls the bleed steam valve 25 by the opening request signal (100-EV) until the predetermined minimum opening 0LT (%).
Narrow down. If the opening request signal (100Ev) is even smaller, the function generator 231 starts to close the bleed steam valve 24 until it closes to the minimum opening ○HT (%).
この例で分かるように、さらに多数の抽気蒸気弁を制御
する場合も。As you can see in this example, even more bleed steam valves may be controlled.
各関数発生器がタービン下流側抽気点から順に閉じてゆ
くように設定すればよい。It is sufficient to set each function generator to close sequentially from the bleed point on the downstream side of the turbine.
以上の説明で、負荷要求誤差信号ＥＬは速度制御器１で
求めるとしたが、これを詳細にみると、ＢＷＲプラント
の運転法によって、数種のものが考えられる。このＥＬ
の選定によって、多少異った特性を示す。In the above explanation, it has been assumed that the load request error signal EL is obtained by the speed controller 1, but if we look at this in detail, several types can be considered depending on the operating method of the BWR plant. This EL
Depending on the selection, they exhibit somewhat different characteristics.
第８図に示す速度制御器ＩＡは、第１図の速度制御器１
の替りに用いることができる。速度制御器ＩＡは、ゲイ
ン設定器１０１．制御器１０２゜負荷制限器１ｏ３．加
算器１０４〜１０９及び切替スイッチ１１０を有してい
る。切替スイッチ１１０は、固定接点８１〜Ｓ４及び可
動接点Ｓ５からなる。加算器１０４は、回転速度検出器
５１で測定した回転速度Ｎａと回転速度設定信号Ｎａ’
との偏差を求める。この偏差信号は、ゲイン設定器１０
１に入力される。ゲイン設定器１０１は、加算器１０７
及び固定接点Ｓ１に接続される。負荷設定信号Ｌｓ及び
１０％バイアス信号を入力する加算器１０５は、加算器
１０７〜１０９に接続される。負荷変更信号ＡＦＣを入
力する加算器１０６は、加算器１０７に接続されている
。加算器１０７に接続される制御器１０２は、負荷制限
器１０３及び加算器１０８に連絡される。加算器１０８
は、固定接点Ｓ２に接続される。負荷制限器１０３は、
加算器１０９と低値優先ゲート２に接続される。固定接
点Ｓδは加算器１０９に、固定接点Ｓδは加算器４９に
接続される。可動接点Ｓ５は、再循環流量補償制御器２
６及び加算器５２に接続される。可動接点Ｓ５が固定接
点Ｓ１に接続された時、信号ＥＬ として信号ＥＬＩが
選択されたときには、ゲイン設定器１０１の出力された
タービンの回転速度変化に対応する負荷要求信号（いわ
ゆるガバナフリー信号）に基づいて抽気蒸気弁が制御さ
れ、しかも要求信号Ｅ ＰＬ、Ｒが補正される。さらに
、可動接点Ｓ１５が固定接点Ｓ２に接続された時、信号
Ｅｂとして信号Ｅｔ、ｚが選択された場合には、上記ガ
バナフリー信号とさらに比較的長周期の系統からの負荷
要求信号（ＡＦＣ信号）とに基づいて抽気蒸気弁が制御
され、しかも要求信号Ｅ Ｐｌ、Ｒが補正される。可動
接点Ｓ３を固定接点Ｓ３に接続した時、信号Ｅしとして
信号ＥＬ８が選択されたときには、負荷制限器１０３の
操作時にも、抽気蒸気弁が制御を行なうことになる６ゲ
イン設定器１０１にて設定されたゲインＫＬはタービン
の回転速度変化を負荷変化に換算する係数である。制御
盤１０２は、短い（０，１秒程度）の時定数を持つ１次
遅れの伝達関係を有するコントローラである。負荷制限
器１０３は、負荷制限信号ＬＬによって入力信号を低値
側で制限する。負荷制限信号Ｌｓには、低値優先ゲート
２にて信号ｖ２よりも信号ｖ１の選択を優先させて蒸気
加減弁Ｃｖの制御を行うため、出力換算にして１０％の
バイアス値が加えられている。加算器１０８及び１０９
の出力である信号ＥＬ２及びＥＬ３は、負荷制限器１０
３の出力である信号ｖ２からこれらのバイアス値を差し
引いた誤差信号から成る。The speed controller IA shown in FIG. 8 is the speed controller 1 shown in FIG.
It can be used instead of. The speed controller IA includes a gain setter 101. Controller 102° Load limiter 1o3. It has adders 104 to 109 and a changeover switch 110. The changeover switch 110 includes fixed contacts 81 to S4 and a movable contact S5. The adder 104 receives the rotation speed Na measured by the rotation speed detector 51 and the rotation speed setting signal Na'.
Find the deviation from This deviation signal is transmitted to the gain setter 10
1 is input. The gain setter 101 includes an adder 107
and is connected to the fixed contact S1. Adder 105, which receives load setting signal Ls and 10% bias signal, is connected to adders 107-109. Adder 106 that receives load change signal AFC is connected to adder 107 . Controller 102 connected to adder 107 is communicated to load limiter 103 and adder 108 . Adder 108
is connected to the fixed contact S2. The load limiter 103 is
It is connected to the adder 109 and the low value priority gate 2. The fixed contact Sδ is connected to the adder 109, and the fixed contact Sδ is connected to the adder 49. The movable contact S5 is connected to the recirculation flow rate compensation controller 2.
6 and adder 52. When the movable contact S5 is connected to the fixed contact S1 and the signal ELI is selected as the signal EL, the load request signal (so-called governor free signal) corresponding to the change in the rotational speed of the turbine output from the gain setter 101 is Based on this, the bleed steam valve is controlled and the demand signals EPL,R are corrected. Furthermore, when the movable contact S15 is connected to the fixed contact S2, if the signals Et, z are selected as the signal Eb, the governor free signal and the load request signal from the relatively long-period system (AFC signal ), the bleed steam valve is controlled and the demand signals E Pl,R are corrected. When the movable contact S3 is connected to the fixed contact S3 and the signal EL8 is selected as the signal E, the bleed steam valve will control the 6-gain setter 101 even when the load limiter 103 is operated. The set gain KL is a coefficient that converts a change in rotational speed of the turbine into a change in load. The control panel 102 is a controller having a first-order lag transmission relationship with a short time constant (about 0.1 seconds). The load limiter 103 limits the input signal to the low value side using the load limit signal LL. A bias value of 10% in terms of output is added to the load limit signal Ls in order to control the steam control valve Cv by giving priority to the selection of the signal v1 over the signal v2 at the low value priority gate 2. . Adders 108 and 109
Signals EL2 and EL3, which are the outputs of the load limiter 10
It consists of an error signal obtained by subtracting these bias values from the signal v2 which is the output of No. 3.
また、可動接点Ｓδ固定接点Ｓ４に接続することにより
、信号Ｅしとして信号Ｅ ＰＬＲを用いることもできる
。Furthermore, the signal EPLR can also be used as the signal E by connecting it to the movable contact Sδ fixed contact S4.
このように、信号Ｅしを可動接点Ｓｓにて選定すること
により、各種の運転モード下で、本実施例になるＢＷＲ
プラントの負荷追従運転が可能となる。In this way, by selecting the signal E using the movable contact Ss, the BWR of this embodiment can be operated under various operation modes.
Load-following operation of the plant becomes possible.
以上の説明は負荷要求誤差信号ＥＬが増大した゛場合も
取上げ、短期的周期変動のケースと比較的長期な偏差が
生じたケースについて行なったが、負荷要求誤差信号Ｅ
ｔ、が減少する場合も全く同様にして同じ効果を得るこ
とができる。（抽気蒸気弁２５．２４の容量を１００％
以上としておけばよい）。The above explanation also deals with the case where the load request error signal EL increases, and covers the case of short-term periodic fluctuations and the case where a relatively long-term deviation occurs, but the load request error signal E
The same effect can be obtained in exactly the same manner when t decreases. (100% capacity of bleed steam valve 25.24)
above).
本発明の他の実施例である蒸気発生プラントの制御装置
を第９図に示す。原子炉入口給水温度ＴＦＷが、給水配
管４３に設けられた温度計３１にて測定される。加算器
３１は、目標設定器２８に設定されている目標値ＴＦＩ
Ｉ’と給水温度ＴＦＩＩとの偏差を求める。温度制御器
２９ま、加算器３１の偏差信号を入力して補償信号ＥＭ
Ｉを出力する。加算器３０に入力された信号Ｅ ＰＬＲ
は、信号ＥＨ１にて補正され、信号Ｅｐｏとなる。温度
制御２９は、第２図に示した比例・積分型の調節器を用
いることが望ましい、特性的には再循環流量補償制御器
２６（この制御器２６）第２図と同じ比例・積分型であ
る。抽気蒸気制御器２２に積分項があるので、−見して
制御調整器２６として用いることは不可能のように見え
るが、制御器２２は、抽気蒸気弁動作に対する最適値の
積分ゲインに！が選らばれるので、パラメータ調整のし
やすさから制御器２６にも積分ゲインを付加した）と同
等のものになる。この場合は、給水温度Ｔｐｗが目標値
ＴＦＩＩ’となるように再循環流量を制御するので、目
標値のＴＦＷ’設定の仕方によっては、抽気蒸気弁２４
゜２５は全開状態には戻らない、たとえば、目標値ＴＦ
ＷＯを抽気制御を行なわない時の原子炉出力の依存（給
水温度は原子炉出力と共に高くなる）と同じになるよう
に原子炉出力の関数として与えた時には、長時間後には
、抽気蒸気弁２４゜２５は全開となる。けれども、目標
値、 ＴＦＷ’を一定値とした場合には、再循環流量制
御系は、給水温度の制御に専念し、結果的には抽気蒸気
弁２４．２５はバランスのとれた開度（全開ではない）
に落着くことになる。給水温度の制御は、燃料燃焼度の
制御等にも応用できるのでこの方法は。FIG. 9 shows a control device for a steam generation plant which is another embodiment of the present invention. The reactor inlet feed water temperature TFW is measured by a thermometer 31 provided in the water feed pipe 43. The adder 31 calculates the target value TFI set in the target setter 28.
Find the deviation between I' and the feed water temperature TFII. The temperature controller 29 inputs the deviation signal of the adder 31 and generates a compensation signal EM.
Outputs I. Signal E PLR input to adder 30
is corrected by the signal EH1 and becomes the signal Epo. The temperature control 29 is preferably a proportional/integral type regulator shown in FIG. 2. Characteristically, the recirculation flow rate compensation controller 26 (this controller 26) is of the same proportional/integral type as shown in FIG. It is. Since the bleed steam controller 22 has an integral term, it would seem impossible to use it as a control regulator 26, but the controller 22 has an integral gain that is optimal for bleed steam valve operation. is selected, so it becomes equivalent to the controller 26 (in which an integral gain is also added to the controller 26 for ease of parameter adjustment). In this case, the recirculation flow rate is controlled so that the feed water temperature Tpw becomes the target value TFII', so depending on how the target value TFW' is set, the extraction steam valve 24
°25 does not return to the fully open state, for example, the target value TF
When WO is given as a function of the reactor power so that it is the same as the dependence of the reactor power when no bleed control is performed (the feed water temperature increases with the reactor power), after a long period of time, the bleed steam valve 24 °25 is full throttle. However, if the target value, TFW', is set to a constant value, the recirculation flow control system will concentrate on controlling the feed water temperature, and as a result, the bleed steam valves 24 and 25 will be kept at a balanced opening (fully open). isn't it)
It will settle on. This method is suitable because controlling the feed water temperature can also be applied to controlling the fuel burnup.
その点からも有用な方法である。This is a useful method from that point of view as well.
なお、現状でのＢＷＲプラントは制御棒の微細な自動制
御は行なっていないが、将来これが可能となって時には
、前述の２つの実施例で述べた給水温度の低下を防止す
るための原子炉出力増大の役割を荷った再循環流量制御
系の代りに、制御棒操作駆動系１ｏの出力変更用マスク
コントローラの端子に第１図の加算器２７の出力、ある
いは第９図の加算器３ｏの出力を印加することによって
、はぼ同等の効果が得られる。Currently, BWR plants do not perform fine automatic control of control rods, but if this becomes possible in the future, the reactor output will be increased to prevent the drop in feed water temperature as described in the two examples above. Instead of the recirculation flow rate control system, which has the role of increasing the recirculation flow rate, the output of the adder 27 in FIG. 1 or the adder 3o in FIG. Approximately the same effect can be obtained by applying the output.
前述した第１図及び第９図の各実施例は、加圧木型原子
炉プラント及び高速増殖炉プラントの他の蒸気発生プラ
ントに適用することができる。加圧水型原子炉プラント
及び高速増殖炉プラントは。The embodiments shown in FIGS. 1 and 9 described above can be applied to other steam generation plants such as pressurized wooden nuclear reactor plants and fast breeder reactor plants. Pressurized water reactor plants and fast breeder reactor plants.
原子炉のほかに蒸気発生器を有している。従って、これ
らのプラントでは、第１図及び第９図の原子炉圧力容器
７を蒸気発生器に置替えたものである。In addition to the nuclear reactor, it has a steam generator. Therefore, in these plants, the reactor pressure vessel 7 shown in FIGS. 1 and 9 is replaced with a steam generator.
さらに、加圧木型原子炉プラントでは、第１図の加算器
２７または第９図の加算器３０の出力を原子炉容器内の
液体ポイズン濃度調節制御装置に入力される。高速増殖
炉プラントでは、加算器２７または３０の出力が制御棒
駆動装置に入力される。Furthermore, in a pressurized wooden nuclear reactor plant, the output of the adder 27 in FIG. 1 or the adder 30 in FIG. 9 is input to a liquid poison concentration adjustment control device in the reactor vessel. In fast breeder reactor plants, the output of adder 27 or 30 is input to the control rod drive.
加圧水型原子炉プラント及び高禄増殖炉プラントでは、
給水温度の低下及び変動が防止でき、蒸気発生器の伝熱
管の熱衝撃、熱疲労を解消できる。In pressurized water reactor plants and Koroku breeder reactor plants,
It is possible to prevent the supply water temperature from decreasing and fluctuating, and it is possible to eliminate thermal shock and thermal fatigue of the heat transfer tubes of the steam generator.
しかも、負荷変動に対して迅速に追従できる。液体ポイ
ズン濃度調節制御装置、制御棒駆動装置、さらに前述の
マスクコントローラ１３は、各原子炉における原子炉出
力制御装置である。Furthermore, it is possible to quickly follow load fluctuations. The liquid poison concentration adjustment control device, the control rod drive device, and the above-mentioned mask controller 13 are reactor power control devices in each nuclear reactor.
第１図及び第９図の実施例は、原子炉プラント以外の火
力プラントに適用することができる。この場合には、第
１図及び第９図の原子炉圧力容器７がボイラになる。さ
らに加算器２１または加算器３０の出力は、重油等の燃
料の噴出量を調節すガバナ制御装置に入力される。ガバ
ナ制御装置は、ボイラの出力を制御する装置である。し
かし、この場合は、前述した実施例における燃料棒表面
の熱流束のゆらぎ抑制の効果は得られない。しかし、給
水温度の低下、変動によって、ボイラ内の伝熱管に与え
られる熱衝撃、熱疲労が解消できる。しかも、負荷変動
に迅速に追従できる。The embodiments shown in FIGS. 1 and 9 can be applied to thermal power plants other than nuclear reactor plants. In this case, the reactor pressure vessel 7 shown in FIGS. 1 and 9 becomes a boiler. Further, the output of the adder 21 or the adder 30 is input to a governor control device that adjusts the amount of fuel such as heavy oil to be ejected. The governor control device is a device that controls the output of the boiler. However, in this case, the effect of suppressing fluctuations in the heat flux on the surface of the fuel rods in the above-described embodiment cannot be obtained. However, the thermal shock and thermal fatigue imparted to the heat exchanger tubes in the boiler can be eliminated by lowering and fluctuating the feed water temperature. Furthermore, it is possible to quickly follow load fluctuations.
本発明によれば、給水温度の低下が防止できるので、蒸
気発生器の内部構造物への熱衝撃を抑制でき、しかも負
荷の変動に迅速に追従することができる。According to the present invention, it is possible to prevent a drop in the temperature of the feed water, thereby suppressing thermal shock to the internal structure of the steam generator, and moreover, it is possible to quickly follow changes in load.
第１図は、本発明の好適な一実施例であるＢＷＲプラン
トの制御装置の構成図、第２図は、第１図の抽気蒸気弁
制御器の詳細構造図、第３図は第１図のＢ Ｗ Ｒプラ
ントの各部の応答特性を示す説明図、第４図は、第１図
の実施例及び従来技術の炉心内の状態を示す特性図、第
５図はＴＰＭ制限値の変化を示す特性図、第６図は、タ
ービン内の流動分布例の特性図、第７図は、抽気蒸気量
分配器の詳細構成図、第８図は、第１図の速度制御器の
他の実施例の構成図、第９図は、本発明の他の実例の構
成図である。FIG. 1 is a block diagram of a control device for a BWR plant that is a preferred embodiment of the present invention, FIG. 2 is a detailed structural diagram of the extraction steam valve controller shown in FIG. 1, and FIG. 3 is a diagram similar to that shown in FIG. An explanatory diagram showing the response characteristics of each part of the BWR plant, Fig. 4 is a characteristic diagram showing the state inside the reactor core of the embodiment of Fig. 1 and the conventional technology, and Fig. 5 shows changes in the TPM limit value. A characteristic diagram, FIG. 6 is a characteristic diagram of an example of flow distribution in the turbine, FIG. 7 is a detailed configuration diagram of the extracted steam amount distributor, and FIG. 8 is another embodiment of the speed controller shown in FIG. 1. FIG. 9 is a block diagram of another example of the present invention.
Claims (1)
気が供給されるタービンと、前記タービンに連結される
発電機と、前記タービンから排気された蒸気を凝縮する
復水器と、前記復水器の凝縮にて生じた凝縮水を前記蒸
気発生装置に導く給水配管と、前記給水配管に設置され
た給水加熱器とを有する蒸気発生プラントの制御装置に
おいて、蒸気発生装置の出力を制御する手段と、前記タ
ービンから抽気した蒸気の前記給水加熱器への供給量を
調節する制御弁と、タービンの回転速度を検出する手段
と、前記回転速度検出手段の出力信号に基づいて抽気蒸
気量要求信号を出力する手段と、前記抽気蒸量要求信号
に基づいて前記制御弁の開度を調節する手段と、前記蒸
気発生装置出力制御手段に入力される蒸気発生装置出力
変更要求信号を前記抽気蒸気量要求信号に基づいて補正
する手段を設けたことを特徴とする蒸気発生プラントの
制御装置。 ２、前記蒸気発生装置が沸騰水型原子炉の原子炉圧力容
器であり、前記蒸気発生装置出力制御手段が炉心流量調
節手段である特許請求の範囲第１項記載の蒸気発生プラ
ントの制御装置。 ３、蒸気発生装置と、前記蒸気発生装置にて発生した蒸
気が供給されるタービンと、前記タービンに連結される
発電機と、前記タービンから排気された蒸気を凝縮する
復水器と、前記復水器の凝縮にて生じた凝縮水を前記蒸
気発生装置に導く給水配管と、前記給水配管に設置され
た給水加熱器とを有する蒸気発生プラントの制御装置に
おいて、蒸気発生装置の出力を制御する手段と、前記タ
ービンから抽気した蒸気の前記給水加熱器への供給量を
調節する制御弁と、タービンの回転速度を検出する手段
と、前記回転速度検出手段の出力信号に基づいて抽気蒸
気量要求信号を出力する手段と、前記抽気蒸気量要求信
号を積分する手段と、前記積分された抽気蒸気量要求信
号に基づいて前記制御弁の開度を調節する手段と、前記
蒸気発生装置出力制御手段に入力される蒸気発生装置出
力変更要求信号を前記積分された抽気蒸気量要求信号に
基づいて補正する手段を設けたことを特徴とする蒸気発
生プラントの制御装置。 ４、前記蒸気発生装置が沸騰水型原子炉の原子炉圧力容
器であり、前記蒸気発生装置出力制御手段が炉心流量調
節手段である特許請求の範囲第３項記載の蒸気発生プラ
ントの制御装置。 ５、蒸気発生装置と、タービンと、前記蒸気発生装置に
て発生した蒸気を前記タービンに供給する蒸気配管と、
前記タービンに連結される発電機と、前記タービンから
排気された蒸気を凝縮する復水器と、前記蒸気配管と前
記復水器を連絡するバイパス配管と、前記復水器の凝縮
にて生じた凝縮水を前記蒸気発生装置に導く給水配管と
、前記給水配管に設置された給水加熱器とを有する蒸気
発生プラントの制御装置において、蒸気発生装置の出力
を制御する手段と、前記タービンから抽気した蒸気の前
記給水加熱器への供給量を調節する抽気蒸気制御弁と、
前記蒸気配管に設けられた蒸気量調節弁と、前記バイパ
ス配管に設けられたバイパス弁と、タービンの回転速度
を検出する手段と、前記蒸気発生装置で発生した蒸気の
圧力を検出する手段と、前記蒸気量調節弁及び前記バイ
パス弁の制御信号及び前記蒸気発生装置出力制御手段に
入力される蒸気発生装置出力変更要求信号を前記回転速
度及び前記蒸気圧力に基づいて求め、しかも抽気蒸気量
要求信号を前記回転速度に基づいて求めるタービン制御
手段と、前記タービン制御手から出力された前記抽気蒸
気量要求信号に基づいて前記制御弁の開度を調途する手
段と、前記タービン制御手段から出力された前記蒸気発
生装置出力変更要求信号を前記抽気蒸気量要求信号に基
づいて補正する手段を設けたことを特徴とする蒸気発生
プラントの制御装置。 ６、前記蒸気発生装置が沸騰水型原子炉の原子炉圧力容
器であり、前記蒸気発生装置出力制御手段が炉心流量調
節手段である特許請求の範囲第５項記載の蒸気発生プラ
ントの制御装置。[Scope of Claims] 1. A steam generator, a turbine to which steam generated by the steam generator is supplied, a generator connected to the turbine, and a generator that condenses the steam exhausted from the turbine. A control device for a steam generation plant having a water heater, a water supply pipe that guides condensed water generated by condensation of the condenser to the steam generation device, and a feed water heater installed in the water supply pipe. means for controlling the output of the device; a control valve for adjusting the amount of steam extracted from the turbine supplied to the feedwater heater; means for detecting the rotation speed of the turbine; and an output signal of the rotation speed detection means. means for outputting an extracted steam amount request signal based on the extracted steam amount request signal; means for adjusting the opening degree of the control valve based on the extracted steam amount request signal; and a steam generator output change inputted to the steam generator output control means. A control device for a steam generation plant, comprising means for correcting a request signal based on the extracted steam amount request signal. 2. The control device for a steam generation plant according to claim 1, wherein the steam generation device is a reactor pressure vessel of a boiling water reactor, and the steam generation device output control means is a core flow rate adjustment device. 3. A steam generator, a turbine to which the steam generated by the steam generator is supplied, a generator connected to the turbine, a condenser that condenses the steam exhausted from the turbine, and the condenser. A control device for a steam generation plant having a water supply pipe that guides condensed water generated by condensation of a water appliance to the steam generator, and a feed water heater installed in the water supply pipe, which controls the output of the steam generator. means, a control valve for adjusting the supply amount of steam extracted from the turbine to the feed water heater, means for detecting the rotational speed of the turbine, and requesting the amount of extracted steam based on the output signal of the rotational speed detection means. means for outputting a signal, means for integrating the extracted steam amount request signal, means for adjusting the opening degree of the control valve based on the integrated extracted steam amount request signal, and the steam generator output control means A control device for a steam generation plant, comprising means for correcting a steam generator output change request signal inputted to the steam generator output change request signal based on the integrated extracted steam amount request signal. 4. The control device for a steam generation plant according to claim 3, wherein the steam generation device is a reactor pressure vessel of a boiling water reactor, and the steam generation device output control means is a core flow rate adjustment device. 5. a steam generator, a turbine, and steam piping that supplies the steam generated by the steam generator to the turbine;
a generator connected to the turbine; a condenser that condenses steam exhausted from the turbine; a bypass pipe that connects the steam piping and the condenser; A control device for a steam generation plant having a water supply pipe that guides condensed water to the steam generator, and a feed water heater installed in the water supply pipe, further comprising means for controlling the output of the steam generator, and a means for controlling the output of the steam generator, and a means for controlling the output of the steam generator, a bleed steam control valve that adjusts the amount of steam supplied to the feed water heater;
a steam amount control valve provided in the steam piping, a bypass valve provided in the bypass piping, means for detecting the rotational speed of a turbine, and means for detecting the pressure of steam generated in the steam generator; A control signal for the steam amount adjustment valve and the bypass valve and a steam generator output change request signal input to the steam generator output control means are determined based on the rotational speed and the steam pressure, and an extracted steam amount request signal is obtained. means for adjusting the opening degree of the control valve based on the extracted steam amount request signal output from the turbine control means; A control device for a steam generation plant, comprising means for correcting the steam generator output change request signal based on the extracted steam amount request signal. 6. The control device for a steam generation plant according to claim 5, wherein the steam generation device is a reactor pressure vessel of a boiling water reactor, and the steam generation device output control means is a core flow rate adjustment device.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61234644A JP2559377B2 (en) | 1986-10-03 | 1986-10-03 | Controller for steam generation plant |
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|---|---|---|---|
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Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6390605A true JPS6390605A (en) | 1988-04-21 |
| JP2559377B2 JP2559377B2 (en) | 1996-12-04 |
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ID=16974254
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61234644A Expired - Lifetime JP2559377B2 (en) | 1986-10-03 | 1986-10-03 | Controller for steam generation plant |
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| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2559377B2 (en) |
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- 1986-10-03 JP JP61234644A patent/JP2559377B2/en not_active Expired - Lifetime
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