SE426756B - Syrsystem for matarvattnet vid ett kernkraftverk - Google Patents

Syrsystem for matarvattnet vid ett kernkraftverk

Info

Publication number
SE426756B
SE426756B SE7801365A SE7801365A SE426756B SE 426756 B SE426756 B SE 426756B SE 7801365 A SE7801365 A SE 7801365A SE 7801365 A SE7801365 A SE 7801365A SE 426756 B SE426756 B SE 426756B
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
steam generator
reactor
feed water
water
steam
Prior art date
Application number
SE7801365A
Other languages
English (en)
Other versions
SE7801365L (sv
Inventor
E A Parziale
D C Richardson
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of SE7801365L publication Critical patent/SE7801365L/sv
Publication of SE426756B publication Critical patent/SE426756B/sv

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/08Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/10Regulation of any parameters in the plant by a combination of a variable derived from neutron flux with other controlling variables, e.g. derived from temperature, cooling flow, 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
    • 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
    • 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
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Combustion & Propulsion (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Control Of Turbines (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Control Of Non-Electrical Variables (AREA)

Description

18971 3615-'3 40 2 och ledes genom en proportional-integral-(PI)-regulator, som har till uppgift att eliminera stationära nivåfel. Dessutom finnes det en matarvattenflödes-ångflödes-missanpassningskanal, som har till upp- gift att anticipera ett begynnande nivåfel. De summerade signalerna för vattennivån och flödesmissanpassningen passerar därefter genom en annan proportional-integral-regulator, som eliminerar stationära fel i matarvattenflödet.
Denna tidigare använda typ av styrning och reglering fungerar tillfredsställande vid måttliga eller högre belastningsnivåer men ej % vid låga belastningsnivåer, exempelvis under 15 av den normala märklasten. Det är i själva verket på grund av denna brist som en automatisk reglering av matarvattnet ej varit möjlig. Såvida inte matarvattnet är korrekt reglerat eller styrt vid låga belastnings- nivåer, uppträder "puttring" under uppstartning. Detta tillstånd kan beskrivas som ett kraftigt svängningstillstånd ("hunting"), som för- orsakas av flödet av ett överskott av kallt matarvatten in i ång- generatorn, medan denna försöker att generera ånga som svar på ordern om uppstartning av kraftverket.
Det väsentliga ändamålet med föreliggande uppfinning är att åstadkomma ett förbättrat matarvattenstyrsystem för ett kärnkraftverk av det inledningsvis angivna slaget, vilket styrsystem kan styra matarvattenflödet vid låga effektnivåer på ett tillförlitligt, effektivt och noggrant sätt.
Det i första hand speciellt utmärkande för styrsystemet enligt uppfinningen framgår av det bifogade patentkravet.l.
Fördelaktiga vidareutvecklingar och utföringsformer av styr- systemet enligt uppfinningen har de i patentkraven 2-4 angivna kännetecknen. I Uppfinningen baserar sig på upptäckten, att vid låga belast- ningsnivåer är en acceptabel reglering av matarvattenflödet ej möj- lig, eftersom vid dessa låga belastningsnivåer en ångflödesmätning med den för en tillförlitlig reglering av matarvattenflödet erforder- liga noggrannheten ej är tillgänglig. Ångflödesmätningen âstadkommes genom en differentialtrycksmätning i ångledningen och vid låga ång- flöden är šdllnadstrycket alltför litet för att ge en mätsignal med tillräcklig noggrannhet. Ändring i ångflödet vid ändring av be- lastningsnivån uppträder också efter det att den effektalstrande apparaten svarar på ordern om ändrad effekt och är ej helt till- fredsställande som ett börvärde för matarvattenventilen.
Enligt föreliggande uppfinning styres matarvattenflödet genom 40 7801365-3 3 kombinering av en nivåmätningskomponent och en nukleär-effekt- mätningskomponent. Nivåmätningskomponenten erhålles på samma sätt som enligt den kända tekniken. Summan av ångtrycket och vattentrycket i ânggeneratorns fallspalt mätes med referens till en vattenpelare och denna storlek jämföres med bör-vattennivån, så att ett nivåfel erhålles, som matas in i regulatorn. Mätvärdet för den nukleära effekten erhålles genom mätning av neutronflödet hos reaktorn, i det typiska fallet medelst en utanför reaktorhärden placerad detektor.
Det första svaret på ordern om ändring av uteffekten är en utdragning eller inskjutning av reaktorns styrstavar. Det omedelbara svaret på denna ändring är en motsvarande variation av neutronflödet. Mätvärdet för det nya neutronflödet ger en tidig signal om ändringen i effekt- nivån.
' På grund av den värmebalans som existerar under stationärt tillstånd, är den nukleära effekten proportionell mot ângflödet (kraftverkets belastning) och kan därför användas till att ge den stationära bör-komponenten för matarvattenreglerventilen. Den upp- mätta nukleära effekten svarar snabbt på belastningsändringar och ger snabbt det nya bör-värdet för ventilen, som balanserar det nya ångflödet. Nivåtrimkanalen enligt den kända tekniken bibehålles för att det stationära nivâfelet fortfarande skall hållas på noll.
Dessutom beaktar nivåtrimkanalen de små avvikelserna mellan den uppmätta nukleära effekten och den verkliga nukleära effekten, inklusive sönderfallsvärme, vid varm nolleffekt.
För matarvattenreglering vid låg effekt arbetar styrsystemet enligt uppfinningen via en mindre reglerventil (i shuntledningen) än den som användes vid full effekt, så att ventilen arbetar inom den lineära delen av sin öppnings-flödes-karakteristika. Alternativt kan den önskade lineära funktionen erhållas genom användning av matar- vattenpumpar med variabel hastighet.
Medan den föreliggande uppfinningen har unika fördelar jämfört med den kända tekniken vid låg belastning, uppvisar den även totalt sett, vid såväl låga som högre belastningar, fördelar gentemot den kända tekniken. Den kräver en âterkopplingsvariabel mindre och kräver ej en andra proportional-integral-regulator för tillfredsställande funktion.
I det följande skall uppfinningen närmare beskrivas i anslut- ning till bifogad ritning, vilken såsom exempel illustrerar en ut- föringsform av uppfinningen, varvid fig. l visar ett blockschema över ett styrsystem utformat 7%0.1.5»65- 3 enligt uppfinningen; fig. 2 är en schematisk delvy i större skala av den del av systemet i fig. l som är visad inom cirkeln II i fig. l; fig. 3 är ett flödesschema, som visar det inbördes sambandet mellan de styrkomponenter, som samverkar vid genomförande av upp- finningen; 7 fig. 4 är ett diagram, som visar effekterna av olika inställ- ningar, erhållna genom analog simulering,för matarvattenstyrsystemet % enligt uppfinningen med antagande av en 5 belastningsändring; fig. 5 är ett motsvarande diagram erhållet genom digital simulering i en LOFTRAN-dator; fig. 6a, b, c, d och e är diagram, som visar ändringarna i de olika parametrarna hos matarvattenstyrsystemet enligt uppfinningen , och för en språngvis belastningsminskning om 5 %- fig. 7a, b, c, d och e är motsvarande diagram för en språng- artad belastningsökning.
Pig. l och 2 visar schematiskt och såsom exempel ett kärnkraft- verk, som innefattar en kärnreaktor ll, som är termiskt kopplad till ett flertal ånggeneratorer 13 och 15. En primär krets 17 respektive 19, som innehåller en pump 18 resp. 20, förbinder reaktorn ll ter- miskt med var och en av ånggeneratorerna 13 och 15. Kylmedel, i det typiska fallet under tryck stående vatten, strömmar genom den ej visade reaktorhärden i reaktorn ll och genom var och en av genera- torerna 13 och 15. Det värme som av var och en av de primära kyl- kretsarna 17 och 19 tages ut från reaktorhärden, användes i ånggene- ratorerna 13 och 15 till förångning av vatten.
Var och en av ånggeneratorerna 13 resp. 15 är förbunden med en sekundär krets 21 resp. 23.
Ehuru uppfinningen är speciellt lämplig för ångdrivna effekt- alstrande apparater, är refererandet till "vatten" och "ånga" i den föreliggande beskrivningen ej avsett att begränsa uppfinningen. Upp- finningen kan sålunda även tillämpas i samband med effektalstrare som drives av andra fluider än vatten, varför de för enkelhetens och bekvämlighetens skull använda uttrycken "vatten" och "ånga" är avsedda att inbegripa även sådana andra fluider.
Det i fig. 1 och 2 schematiskt illustrerade kärnkraftverket innefattar vidare en turbin 25 och en elektriskt generator 27, som drives av turbinen. Var och en av de sekundära kretsarna 21 och 23 innefattar en första gren 29 för církulering av ånga från varie ång- generator 13 och 15 till turbinen 25 för drivning av denna och en ' 10 40 7801365- 3 andra gren 31 för cirkulering av matarvatten från turbinen 25 till den motsvarande ånggeneratorn 13 resp. 15. Grenarna 31 har en gemen- sam kondensor 33 för kondensering av drivfluidumet från turbinen 25, en kondensatpump 35 och ett flertal matarvattenvärmare 37. Var och en av matarvattengrenarna 31 innefattar också en matarvattenpump 39, en matarvattenvärmare 41 och en ventilenhet 43 (se fig. 2). Var och en av dessa ventilenheter 43 innefattar en huvudventil 45 i huvudled- ningen. Förbi denna ventil 45 finnes det en shuntledning 47, i vilken det finns en shuntventil 49. Varje sådan shuntventil 49 har en kapa- citet av ca 20 % av huvudventilens 45 kapacitet och har till uppgift att reglera matarvattenflödet vid låga belastningsnivåer.
Kärnreaktorn 11 är försedd med konventionella anordningar 51 för alstring av en signal från neutronflödet i reaktorhärden, som är beroende av reaktorns effekt. Varje ånggenerator 13 och 15 är vidare försedd med konventionella organ 53 resp. 54 för alstring av signaler beroende av vattennivåns avvikelse från den önskade vatten- nivån, dvs. signaler beroende av vattennivåfelet. Då matarvattnet regleras både vid låga belastningsnivåer och högre belastningsnivåer i enlighet med den föreliggande uppfinningen, erfordras endast en vattennivåfelsignal från varje ånggenerator 13 resp. 15. Om matar- vattenflödet vid högre belastningsnivåer däremot regleras i enlighet med den tidigare kända tekniken och endast vid låga belastningsnivåer i enlighet med den föreliggande uppfinningen, såsom exempelvis då matarvattenregleringen enligt den föreliggande uppfinningen fogas till en redan existerande anläggning, ger anordningarna 53 och 55 ångflödessignaler och matarvattenflödessignaler. Signalerna från organen 51 och 53 och 55 är elektriska signaler och tillföres ven- tilstyrningarna 57 resp. 59 för behandling. Ventilstyrningarna eller ventilregulatorerna 57 och 59 styr ventilerna 45 och 49 i respektive ventilenheter 43. I fig. 2 visas, att ventilen 45 styres från den tidigare kända tre-komponentstyrningen genom signalsummeraren 61, medan ventilen 49 styres i enlighet med den föreliggande uppfinningen via signalsummeraren 63.
Såsom fig. 3 visar, matas den elektriska är-nivå-signalen från varje ånggenerator 13 och 15 till ett filter 71, som filtrerar bort signalbruset. I den angivna överföringsfunktionen för detta filter 71 är S LaPlace-operatorn och Tl filtrets 71 tidskonstant. Den önskade vattennivån för varje ånggenerator 13 och 15 erhålles från en funktionsgenerator 73, då denna aktiveras av en order (turbin- impulsstegtrycket) för ökning eller minskning av uteffekten från an- l0 moewsss-s i 6 läggningen. Den genererade funktionen är grafiskt visad i schema- blocket 73. I detta diagram är bör-effekten avsatt horisontellt och ångtrycket avsatt vertikalt. Kurvan ger den önskade vattennivån. Bör- vattennivåsignalen för den önskade vattennivån ledes genom ett signal- brusfilter 75, vars tidskonstant är T2. Nivåfelsignalen erhålles från 7l och 75. Signalsummeraren 77 ger en utgångssignal som motsvarar skillnaden en signalsummerare 77, som tillföres signalerna från filtren mellan de båda ingångssignalerna. Nivâfelsignalen tillföres huvud- ventilen 45 genom en ej visad proportional-integral-regulator och tillföres styrning 81. I PI-styrningen 81 är K3 förstärkningen och T3 tidskon- även en signalsummerare 63 genom en proportional-integral- stanten, varvid K3 = % ventilomställning/ % nivåfel.
Signalen för den nukleära effekten tillföres signalsummeraren 63 genom ett filter 83, i vars överföringsfunktion K4 är förstärkningen och T är tidskonstanten. Dessa parametrar är justerbara. 4 _ % ventilomställning u 0 . N K4 - % nukleär effekt for 100 6 nominellt flode genom shuntled- ningen 47. Den algebraiska summan av nivåfelsignalen och nukleär- effekt-signalen avges till en-automatisk-manuell-reglerstation 78, som avger de erforderliga styrsignalerna till shuntventilen 49.
Komponenterna i-de i fig. 3 visade blocken, såsom filtren 71, 75, 83 och PI-enheten 8l, utgöres av elektroniska halvledarkomponen- ter, vilka är avri och för sig konventionellt slag.
De i fig. 3 angivna integralerna tages över den tid under vil- ken regleringen utföres. Nivån regleras i en sluten slinga, i vilken återkopplinqssignalon utgöres av signalen för den verkliga nivån i en ånggenerator i varje ögonblock. Nukleär-effekt-signalen matas in i en öppen krets.
Fig. 4 visar de effekter, härledda genom analog analys, som uppträder vid variering av parametrarna K3 och T3. I diagrammet är K3 avsatt vertikalt och T3 avsatt horisontellt i sekunder. Kordina- tor är visade med referens till 100 % flöde genom shuntventilen 49 a\° (vänster) och med referens till 100 flöde genom huvudventilen 45 (höger). Ovanför den övre kurvan 91 oscillerar eller svänger syste- met. Under den nästföljande kurvan 93 och ovanför kurvan 95 är in- ställnings- eller insvängningstiden för systemet mindre än l0 minuter.
Under den nästa kurvan 99 och ovanför den nedersta kurvan 97 är den. maximala avvikelsen från den önskade nivån mindre än 15 %. Det sned- streckade området l00 är det önskade operationsområdet.
Fig. 5 är ett diagram liknande det i fig. 4 men härlett medelst 7301365-3 7 digital analys (LOFTRAN} Kurvorna l0l, 103, 105, 107 och l09 samt det snedstreckade området lll svarar mot kurvorna 91, 93, 95, 99 resp. 97 och det snedstreckade området 100 i fig. 4.
I diagrammet i fig. 6 visar kurvorna a-e de effekter som en språngartad minskning av belastningsnivån med 5 % har på de olika driftsparametrarna vid ett system enligt den föreliggande uppfin- ningen. Dessa kurvor är erhållna genom digital datoranalys. För samt- liga kurvor är tiden avsatt horisontellt i sekunder. Punkter på samma vertikala linje genom samtliga kurvor svarar mot samma tidpunkt.
I kurvorna a och c-e är procentuell ändring avsatt vertikalt medan i kurvan b temperaturen i Fo är avsatt vertikalt. Kurvan c visar den sprângvisa ändringen med 5 % i ångflödet. Kurvan d visar att den maximala vattennivåändringen endast är 10 % och att vatten- nivåändringen blir noll inom ca 300 sekunder. Kurvan e visar att matarvattenflödet svänger in till ett stationärt tillstånd på endast ca 300 sekunder.
Såsom fig. 6 visar, medför en minskning i ångflödet en primär- sekundär-effektmissanpassning, som leder till en ökning i det primära kylmedlets temperatur. Styrstavarna drives in i reaktorhärden och reducerar den nukleära effekten till den nya belastningsnivån. Vid en belastningsminskning har vattennivån i ånggeneratorerna en tendens attndnmaisanfölji av både reduktionen i ångalstring och ökning i ångtrycket, vilket ökar fallspaltsvattnets densitet och reducerar voidhalten i vattnet. Matarvattenflödet är sammansatt av en nivå- kanalkomponent plus en nukleär-effekt-komponent. Det skall observeras, att nukleär-effekt-komponenten tenderar att snabbt driva matar- flödet till dess nya stationära värde. Nivåtrimkanalen strävar emellertid, som en följd av nivåsänkningen, att öka flödet under den period då nivån är lägre än bör-värdet för nivån. Nettoeffekten blir en rampliknande minskning i matarvattenflödet till dess nya statio- nära värde, vilket minimerar nivåfeltransienten.
Fig. 7 är ett diagram av samma slag som diagrammet i fig. 6 men visar effekten av en språngartad belastningsökning med 5 %, exempelvis av det slag som skulle kunna uppstå under uppstartning.
I detta fall ändras vattennivån endast med 15 % och svänger in till noll inom ca 300 sekunder. Matarvattenflödet stabiliseras inom ca 400 sekunder.

Claims (4)

    ;eo1s¿s-3 8 Patentkrav
  1. l. Styrsystem för matarvattnet vid ett kärnkraftverk, som inne- fattar en kärnreaktor (ll), en turbin (25) anordnad att drivas från reaktorn, en ånggenerator (13, l5) kopplad till reaktorn (ll) till att erhålla termisk energi från densamma, och ett fluidumcirkula- tionssystenysom förbinder turbinen (25) med ânggeneratorn (13, l5) och som innefattar en första gren (29) för cirkulering av ånga från ånggeneratorn till turbinen för drivning av denna och en andra gren (31) för cirkulering av matarvatten från turbinen till ånggeneratorn, i vilken matarvattnet omvandlas till ånga med utnyttjande av den från reaktorn till ånggeneratorn avgivna termiska energin, varvid styr- systemet för matarvattnet innefattar ventilorgan (43) anordnade i nämnda andra gren (31) för styrning av matarvattenflödet till ång- generatorn (13, 15), k ä n n e t e C k n a t av att vid låga be- lastningar styres nämnda ventilorgan (43) i beroende av storleken av den av kärnreaktorn (ll) avgivna effekten och vattennivån i ång- generatorn (13, l5).
  2. 2. Styrsystem enligt krav l, k ä n n e t e c k n a t av att nämnda andra gren (31) innehåller en huvudledning med en huvudventil (45) för reglering av matarvattenflödet vid hög belastning och en parallellt med nämnda huvudledning anordnad shuntledning (47) inne- hållande en shuntventil (49) för reglering av matarvattenflödet vid låg belastning, vilken shuntventil styres i beroende av storleken av den av kärnreaktorn avgivna effekten och vattennivån i ånggene- ratorn.
  3. 3. Styrsystem enligt krav 2, k ä n n e t e c k n a t av att shuntledningen (47) har en maximal kapacitet om ca 20 % av huvudled- ningens nominella kapacitet.
  4. 4. Styrsystem enligt något av kraven l - 3, k ä n n e t e c k - n a t av att storleken av den av kärnreaktorn avgivna effekten här- ledes i beroende av neutronflödet i reaktorns reaktorhärd. ÅNFURDÅ PUBLIKATIONER:
SE7801365A 1977-02-07 1978-02-06 Syrsystem for matarvattnet vid ett kernkraftverk SE426756B (sv)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US05/766,477 US4104117A (en) 1977-02-07 1977-02-07 Nuclear reactor power generation

Publications (2)

Publication Number Publication Date
SE7801365L SE7801365L (sv) 1978-08-08
SE426756B true SE426756B (sv) 1983-02-07

Family

ID=25076541

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE7801365A SE426756B (sv) 1977-02-07 1978-02-06 Syrsystem for matarvattnet vid ett kernkraftverk

Country Status (13)

Country Link
US (1) US4104117A (sv)
JP (1) JPS5830560B2 (sv)
BE (1) BE863739A (sv)
CA (1) CA1076371A (sv)
CH (1) CH633124A5 (sv)
DE (1) DE2803000A1 (sv)
EG (1) EG13087A (sv)
ES (1) ES466709A1 (sv)
FR (1) FR2379887A1 (sv)
IL (1) IL53822A (sv)
IT (1) IT1093648B (sv)
SE (1) SE426756B (sv)
YU (1) YU41582B (sv)

Families Citing this family (32)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4290850A (en) * 1978-09-01 1981-09-22 Hitachi, Ltd. Method and apparatus for controlling feedwater flow to steam generating device
JPS5552998A (en) * 1978-10-16 1980-04-17 Hitachi Ltd Reactor recirculation flow rate control device
US4302288A (en) * 1978-10-23 1981-11-24 General Electric Company Fluid level control system
JPS5651695A (en) * 1979-10-03 1981-05-09 Hitachi Ltd Nuclear reactor power control method
US4336105A (en) * 1979-12-05 1982-06-22 Westinghouse Electric Corp. Nuclear power plant steam system
JPS5726794A (en) * 1980-07-25 1982-02-12 Hitachi Ltd Load control system of atomic power plant
US4424186A (en) * 1981-03-02 1984-01-03 Westinghouse Electric Corp. Power generation
US4470948A (en) * 1981-11-04 1984-09-11 Westinghouse Electric Corp. Suppression of malfunction under water-solid conditions
US4478783A (en) * 1981-12-07 1984-10-23 The Babcock & Wilcox Company Nuclear power plant feedwater controller design
US4582672A (en) * 1982-08-11 1986-04-15 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for preventing inadvertent criticality in a nuclear fueled electric powering generating unit
DE3248029C2 (de) * 1982-12-24 1987-04-09 Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim Verfahren zur Verhinderung von Folgeschäden bei Leckagen, die innerhalb eines Dampferzeugers einer Druckwasserreaktoranlage zwischen Primär- und Sekundärkreislauf auftreten
US4647425A (en) * 1984-01-30 1987-03-03 Westinghouse Electric Corp. Method of vacuum degassing and refilling a reactor coolant system
US4692297A (en) * 1985-01-16 1987-09-08 Westinghouse Electric Corp. Control of nuclear reactor power plant on occurrence of rupture in coolant tubes
US4777009A (en) * 1986-06-30 1988-10-11 Combustion Engineering, Inc. Automatic steam generator feedwater control over full power range
US4738818A (en) * 1986-09-29 1988-04-19 Westinghouse Electric Corp. Feedwater control in a PWR following reactor trip
US4832898A (en) * 1987-11-25 1989-05-23 Westinghouse Electric Corp. Variable delay reactor protection system
US4912732A (en) * 1988-04-14 1990-03-27 Combustion Engineering, Inc. Automatic steam generator control at low power
US5045272A (en) * 1990-02-16 1991-09-03 Westinghouse Electric Corp. Fluid temperature balancing system
US6327323B1 (en) 1998-04-17 2001-12-04 Westinghouse Electric Company Llc Multiple reactor containment building
US6021169A (en) * 1998-10-22 2000-02-01 Abb Combustion Engineering Nuclear Power, Inc. Feedwater control over full power range for pressurized water reactor steam generators
SE532185C2 (sv) * 2007-04-10 2009-11-10 Westinghouse Electric Sweden Förfarande för att driva en reaktor hos en kärnanläggning
CN101840742B (zh) * 2010-03-29 2012-08-29 中广核工程有限公司 一种核电站数字化控制***缺省值的设置方法及***
WO2012091202A1 (en) * 2010-12-30 2012-07-05 Kepco Engineering & Construction Company System of controlling steam generator level during main feed-water control valve transfer for nuclear power plant
JP5964029B2 (ja) * 2011-10-26 2016-08-03 三菱重工業株式会社 蒸気発生器の補助給水弁制御装置
US8945365B2 (en) 2012-07-13 2015-02-03 Ppg Industries Ohio, Inc. Electrodepositable coating compositions exhibiting resistance to cratering
CN103050161B (zh) * 2012-12-11 2016-03-30 中国核电工程有限公司 辅助给水管线自动隔离的方法
KR101481155B1 (ko) * 2012-12-26 2015-01-09 한국전력기술 주식회사 원전 증기발생기의 수위 변화율에 따른 이득 조절장치 및 방법
EP2757123A3 (en) 2013-01-18 2017-11-01 PPG Industries Ohio Inc. Clear electrodepositable primers for radiator coatings
JP6553847B2 (ja) * 2014-06-04 2019-07-31 三菱重工業株式会社 給水制御装置および給水装置
WO2018022792A1 (en) 2016-07-26 2018-02-01 Ppg Industries Ohio, Inc. Electrodepositable coating compositions containing 1,1-di-activated vinyl compounds
MX2020006564A (es) 2017-12-20 2020-09-25 Ppg Ind Ohio Inc Composiciones de recubrimiento electrodepositables y recubrimientos electricamente conductores resultantes de las mismas.
CN114242284B (zh) * 2021-12-17 2024-05-28 中国核动力研究设计院 一种核反应堆热工水力试验***及调控方法

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1247503B (de) * 1962-09-10 1967-08-17 Sulzer Ag Verfahren zur Regelung einer Kernreaktoranlage und Kernreaktoranlage zur Ausuebung des Verfahrens
NL299322A (sv) * 1963-09-13
NL301528A (sv) * 1963-10-30
US3719557A (en) * 1969-05-21 1973-03-06 Sulzer Ag Circulating system for a nuclear reactor
US3638018A (en) * 1969-07-14 1972-01-25 Mc Donnell Douglas Corp Means of measuring temperature and neutron flux
BE758888A (fr) * 1969-11-18 1971-05-13 Westinghouse Electric Corp Systeme de reactivation d'une boucle de reacteur nucleaire
US3752735A (en) * 1970-07-16 1973-08-14 Combustion Eng Instrumentation for nuclear reactor core power measurements
US3791922A (en) * 1970-11-23 1974-02-12 Combustion Eng Thermal margin protection system for a nuclear reactor
US3778347A (en) * 1971-09-27 1973-12-11 Giras T Method and system for operating a boiling water reactor-steam turbine plant preferably under digital computer control
US3894912A (en) * 1972-06-21 1975-07-15 Us Energy Determination of parameters of a nuclear reactor through noise measurements
GB1445719A (en) * 1973-06-08 1976-08-11 Nuclear Power Co Whetstone Ltd Nuclear reactors
JPS5243996B2 (sv) * 1973-10-24 1977-11-04
US4000037A (en) * 1973-11-28 1976-12-28 Westinghouse Electric Corporation Reactor-turbine control for low steam pressure operation in a pressurized water reactor
US3973402A (en) * 1974-01-29 1976-08-10 Westinghouse Electric Corporation Cycle improvement for nuclear steam power plant
JPS51104191A (sv) * 1975-03-10 1976-09-14 Hitachi Ltd
BE829567A (fr) * 1975-05-28 1975-11-28 Acec Installation de reglage d'admission d'eau alimentaire secondaire au bas d'un generateur de vapeur

Also Published As

Publication number Publication date
ES466709A1 (es) 1979-08-01
JPS5830560B2 (ja) 1983-06-29
IT7820048A0 (it) 1978-02-07
CA1076371A (en) 1980-04-29
JPS53102495A (en) 1978-09-06
IT1093648B (it) 1985-07-19
FR2379887A1 (fr) 1978-09-01
EG13087A (en) 1980-10-31
IL53822A (en) 1982-01-31
YU41582B (en) 1987-10-31
SE7801365L (sv) 1978-08-08
FR2379887B1 (sv) 1981-06-26
CH633124A5 (de) 1982-11-15
YU19678A (en) 1982-08-31
US4104117A (en) 1978-08-01
BE863739A (fr) 1978-08-07
DE2803000A1 (de) 1978-08-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SE426756B (sv) Syrsystem for matarvattnet vid ett kernkraftverk
KR890001172B1 (ko) 복합형 순환 발전 설비용 증기 터어빈의 동작 및 댐퍼 제어시스템
US4777009A (en) Automatic steam generator feedwater control over full power range
KR890001252B1 (ko) 급수 제어장치 및 방법
KR920007744B1 (ko) 낮은 동력에서의 자동 증기 발생기 제어 방법
KR100474182B1 (ko) 발전소의신속한출력조절방법및장치
CN112628721B (zh) 锅炉湿态运行给水控制方法、装置及存储介质
CN101298933B (zh) 用于气体增湿控制的方法及***
JPS629413A (ja) 発電プラントの制御装置
US4187144A (en) Nuclear reactor power supply
US3947319A (en) Nuclear reactor plants and control systems therefor
JP3112579B2 (ja) 圧力制御装置
SU877088A1 (ru) Система автоматического регулировани теплофикационной турбоустановки
SU1575154A1 (ru) Устройство дл регулировани уровн в парогенераторе
KR810001339B1 (ko) 원자력 발전소용 급수제어 시스템
SU827812A1 (ru) Система автоматического нагружени ТуРбиНы C РЕгулиРуЕМыМи ОТбОРАМи пАРА
JPH1047013A (ja) 排熱利用発電プラントの制御装置
KR820002166B1 (ko) 제어 시스템
JP2004279221A (ja) 原子炉出力制御装置
SU989110A2 (ru) Система автоматического регулировани мощности энергоблока
CN116221712A (zh) 一种基于改进单神经元的凝给水***水位控制方法
KR800000720B1 (ko) 원자력 발전설비를 위한 제어시스템
GB429672A (en) Improvements relating to the accommodation of the output of steam power plants to different loads thereon
RU1788307C (ru) Способ регулировани давлени в парогенераторе энергоблока
Parziale et al. Nuclear reactor power generation

Legal Events

Date Code Title Description
NUG Patent has lapsed

Ref document number: 7801365-3

Effective date: 19910117

Format of ref document f/p: F