JPH0225477B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0225477B2 JPH0225477B2 JP56180388A JP18038881A JPH0225477B2 JP H0225477 B2 JPH0225477 B2 JP H0225477B2 JP 56180388 A JP56180388 A JP 56180388A JP 18038881 A JP18038881 A JP 18038881A JP H0225477 B2 JPH0225477 B2 JP H0225477B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- flow rate
- reactor
- water level
- signal
- water
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 88
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 11
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 4
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 3
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000007257 malfunction Effects 0.000 description 1
- 239000008400 supply water Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Landscapes
- Control Of Non-Electrical Variables (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
(a) 発明の技術分野
本発明は原子炉の給水ポンプを制御し、原子炉
の水位を一定に保つ原子炉給水制御装置に関す
る。
の水位を一定に保つ原子炉給水制御装置に関す
る。
(b) 従来技術
一般に沸騰水形原子炉においては、原子炉を安
定に運転するために必要な原子炉基準水位が定め
られており、原子炉のいかなる運転状態において
も、その原子炉基準水位に対する原子炉水位の偏
差は許容された範囲内になければならない。万一
原子炉水位が、この許容範囲を逸脱した場合は、
原子炉スクラムにより原子炉を停止しなければな
らず、原子炉水位を基準値に保つことは沸騰水形
原子炉においては極めて重要なことである。一方
原子炉水位は、原子炉出力により、原子炉からタ
ービンへ流出する蒸気流量が変わることにより常
に変動しようとするため、原子炉水位を基準値に
保つためには、原子炉へ送り込まれる給水流量を
制御しなければならない。この目的のために設け
られている装置が原子炉給水制御装置であり、通
常、原子炉給水ポンプの回転速度あるいは、原子
炉給水ポンプの出口に設けられた流量調整弁の開
度を変えることにより、原子炉へ送り込まれる給
水流量を制御する。
定に運転するために必要な原子炉基準水位が定め
られており、原子炉のいかなる運転状態において
も、その原子炉基準水位に対する原子炉水位の偏
差は許容された範囲内になければならない。万一
原子炉水位が、この許容範囲を逸脱した場合は、
原子炉スクラムにより原子炉を停止しなければな
らず、原子炉水位を基準値に保つことは沸騰水形
原子炉においては極めて重要なことである。一方
原子炉水位は、原子炉出力により、原子炉からタ
ービンへ流出する蒸気流量が変わることにより常
に変動しようとするため、原子炉水位を基準値に
保つためには、原子炉へ送り込まれる給水流量を
制御しなければならない。この目的のために設け
られている装置が原子炉給水制御装置であり、通
常、原子炉給水ポンプの回転速度あるいは、原子
炉給水ポンプの出口に設けられた流量調整弁の開
度を変えることにより、原子炉へ送り込まれる給
水流量を制御する。
第１図はその一例を示したもので、１は原子
炉、２は原子炉内に水を送り込むための給水ポン
プ、３は給水ポンプ２の出口に設けられ給水流量
を調整するための流量調整弁、４は水位基準信号
を与える水位設定器、５は原子炉水位を検出する
水位検出器、６は水位設定器４からの水位基準信
号L1及び水位検出器５からの水位信号L2を入力
し、流量指令信号L3を演算する水位制御器、７
はポンプの流量を検出する流量検出器、８は流量
検出器７からのポンプ流量信号L4及び水位制御
器６からの流量指令信号L3を入力し、流量調整
弁３の開度を制御する流量制御器である。
炉、２は原子炉内に水を送り込むための給水ポン
プ、３は給水ポンプ２の出口に設けられ給水流量
を調整するための流量調整弁、４は水位基準信号
を与える水位設定器、５は原子炉水位を検出する
水位検出器、６は水位設定器４からの水位基準信
号L1及び水位検出器５からの水位信号L2を入力
し、流量指令信号L3を演算する水位制御器、７
はポンプの流量を検出する流量検出器、８は流量
検出器７からのポンプ流量信号L4及び水位制御
器６からの流量指令信号L3を入力し、流量調整
弁３の開度を制御する流量制御器である。
第２図は上記の構成の動作を示すブロツク線図
であり、G1（Ｓ）は水位制御器６を表わす伝達関
数、G2（Ｓ）は流量制御器８を表わす伝達関数、
G3（Ｓ）は流量調整弁３を表わす伝達関数、G4
（Ｓ）は原子炉１を表わす伝達関数である。水位
基準信号L1（Ｓ）及び水位信号L2（Ｓ）の偏差信
号（水位偏差信号）L5（Ｓ）は、水位制御器の伝
達関数G1（Ｓ）に入力され、一方流量指令信号L3
（Ｓ）及びポンプ流量信号L4（Ｓ）の偏差信号
（流量偏差信号）L6（Ｓ）は、流量制御器の伝達
関数G2（Ｓ）に入力される。流量制御器の伝達関
数G3（Ｓ）の出力（開度指令信号）L7（Ｓ）は、
流量調整弁伝達関数G3（Ｓ）に入力され、G3（Ｓ）
の出力（ポンプ流量信号L4（Ｓ））は原子炉伝達
関数G4（Ｓ）に入力される。原子炉伝達関数G4
（Ｓ）の出力は、水位信号L2（Ｓ）となつている。
このとき、水位基準信号L1（Ｓ）から流量偏差信
号L6（Ｓ）までの伝達特性は次式で表わせる。
であり、G1（Ｓ）は水位制御器６を表わす伝達関
数、G2（Ｓ）は流量制御器８を表わす伝達関数、
G3（Ｓ）は流量調整弁３を表わす伝達関数、G4
（Ｓ）は原子炉１を表わす伝達関数である。水位
基準信号L1（Ｓ）及び水位信号L2（Ｓ）の偏差信
号（水位偏差信号）L5（Ｓ）は、水位制御器の伝
達関数G1（Ｓ）に入力され、一方流量指令信号L3
（Ｓ）及びポンプ流量信号L4（Ｓ）の偏差信号
（流量偏差信号）L6（Ｓ）は、流量制御器の伝達
関数G2（Ｓ）に入力される。流量制御器の伝達関
数G3（Ｓ）の出力（開度指令信号）L7（Ｓ）は、
流量調整弁伝達関数G3（Ｓ）に入力され、G3（Ｓ）
の出力（ポンプ流量信号L4（Ｓ））は原子炉伝達
関数G4（Ｓ）に入力される。原子炉伝達関数G4
（Ｓ）の出力は、水位信号L2（Ｓ）となつている。
このとき、水位基準信号L1（Ｓ）から流量偏差信
号L6（Ｓ）までの伝達特性は次式で表わせる。
L6（Ｓ）＝G1（Ｓ）／１＋G2G3（Ｓ）＋G1G2G3
G4（Ｓ）L1（Ｓ）……(1) 通常、水位制御器６は比例ゲイン、流量調整弁 ３はＯ形（すなわち lim Ｓ→０ Ｇ（Ｓ）＝有限）、原子炉１は積分特性で表現され、
流量制御器８は積分要素を含んでいるので G1（Ｓ）＝Ｋ ……（２−ａ） lim Ｓ→０G2（Ｓ）＝∞ ……（２−ｂ） lim Ｓ→０G3（Ｓ）＝有限 ……（２−ｃ） G4（Ｓ）＝１／TRＳ （TR：原子炉の時定
数） ……（２−ｄ） となり、L1（Ｓ）のステツプ状の変化に対して
は、ラプラス変換の最終値定理を用いることによ
り、L6の定常値は L6＝Ｏ ……(3) となる。従つて流量指令L3とポンプ流量信号L4
は一致し、給水ポンプ２の流量は水位制御器６に
より制御されることになる。
G4（Ｓ）L1（Ｓ）……(1) 通常、水位制御器６は比例ゲイン、流量調整弁 ３はＯ形（すなわち lim Ｓ→０ Ｇ（Ｓ）＝有限）、原子炉１は積分特性で表現され、
流量制御器８は積分要素を含んでいるので G1（Ｓ）＝Ｋ ……（２−ａ） lim Ｓ→０G2（Ｓ）＝∞ ……（２−ｂ） lim Ｓ→０G3（Ｓ）＝有限 ……（２−ｃ） G4（Ｓ）＝１／TRＳ （TR：原子炉の時定
数） ……（２−ｄ） となり、L1（Ｓ）のステツプ状の変化に対して
は、ラプラス変換の最終値定理を用いることによ
り、L6の定常値は L6＝Ｏ ……(3) となる。従つて流量指令L3とポンプ流量信号L4
は一致し、給水ポンプ２の流量は水位制御器６に
より制御されることになる。
しかしながら給水ポンプ２が停止時は、ポンプ
流量信号L4が零であるため、G3（Ｓ）＝Ｏと同様
の状態となり、(1)式は L6（Ｓ）＝G1（Ｓ）L1（Ｓ） ……(4) と書き直される。従つてこの時の弁開度指令信号
L7は L7（Ｓ）＝G1G2（Ｓ）L1（Ｓ） ……(5) となり、ラプラス変換の最終値定理及び（２−
ｂ）式からL1のスラツプ状変化に対し、L7の定
常値は無限大に発散することが分かる。すなわち
給水ポンプ２が停止時は流量制御器８からの弁開
度指令信号L7は飽和し、流量調整弁３の開度は
常に全開状態となつている。
流量信号L4が零であるため、G3（Ｓ）＝Ｏと同様
の状態となり、(1)式は L6（Ｓ）＝G1（Ｓ）L1（Ｓ） ……(4) と書き直される。従つてこの時の弁開度指令信号
L7は L7（Ｓ）＝G1G2（Ｓ）L1（Ｓ） ……(5) となり、ラプラス変換の最終値定理及び（２−
ｂ）式からL1のスラツプ状変化に対し、L7の定
常値は無限大に発散することが分かる。すなわち
給水ポンプ２が停止時は流量制御器８からの弁開
度指令信号L7は飽和し、流量調整弁３の開度は
常に全開状態となつている。
以上は説明を簡単にするために、給水ポンプ２
は１台としたが、一般の原子力プラントでは複数
台の給水ポンプが設置されており、通常の給水制
御はこの内の何台か（例えば４台中２台）を用い
て行なわれる。残りの給水ポンプはバツクアツプ
用であり通常時停止しているが、常時稼動してい
る給水ポンプの故障時等、原子炉水位が許容され
た範囲内を逸脱し急激に低下する可能性がある場
合に自動的に起動され、給水を行う様設計されて
いる。原子炉水位に与える変動を最小限にするた
めには自動起動に要する時間が短かくなければな
らないことは当然であるが、さらに自動起動され
た給水ポンプに対する流量制御もすみやかに開始
されなければならない。
は１台としたが、一般の原子力プラントでは複数
台の給水ポンプが設置されており、通常の給水制
御はこの内の何台か（例えば４台中２台）を用い
て行なわれる。残りの給水ポンプはバツクアツプ
用であり通常時停止しているが、常時稼動してい
る給水ポンプの故障時等、原子炉水位が許容され
た範囲内を逸脱し急激に低下する可能性がある場
合に自動的に起動され、給水を行う様設計されて
いる。原子炉水位に与える変動を最小限にするた
めには自動起動に要する時間が短かくなければな
らないことは当然であるが、さらに自動起動され
た給水ポンプに対する流量制御もすみやかに開始
されなければならない。
しかしながら前述した様に、従来の原子炉給水
制御装置では停止している給水ポンプに対する流
量調整弁は全開状態となつており、起動直後のポ
ンプ流量は100％流量となつている。また流量制
御器８自身が飽和しているため、流量制御が可能
となるためには流量制御器８の飽和が解消されな
ければならないが、ポンプ流量信号L4のフイー
ドバツクがかかつた直後に飽和が解消されるわけ
ではなく、流量制御器８内の積分器時定数で除々
に解消される。従つて従来の原子炉給水制御装置
では給水ポンプ２が自動起動されてから、積分器
の時定数で決定される一定時間内、自動起動され
た給水ポンプには100％あるいはそれに近い流量
が無制御状態で流れることになり、この結果原子
炉水位が逆に急激に上昇し、原子炉基準水位との
偏差が許容された範囲を逸脱してしまう可能性が
あつた。
制御装置では停止している給水ポンプに対する流
量調整弁は全開状態となつており、起動直後のポ
ンプ流量は100％流量となつている。また流量制
御器８自身が飽和しているため、流量制御が可能
となるためには流量制御器８の飽和が解消されな
ければならないが、ポンプ流量信号L4のフイー
ドバツクがかかつた直後に飽和が解消されるわけ
ではなく、流量制御器８内の積分器時定数で除々
に解消される。従つて従来の原子炉給水制御装置
では給水ポンプ２が自動起動されてから、積分器
の時定数で決定される一定時間内、自動起動され
た給水ポンプには100％あるいはそれに近い流量
が無制御状態で流れることになり、この結果原子
炉水位が逆に急激に上昇し、原子炉基準水位との
偏差が許容された範囲を逸脱してしまう可能性が
あつた。
(c) 発明の目的
本発明の目的は流量制御器の飽和を無くし、流
量制御器の飽和により生じていた給水ポンプ起動
時の原子炉水位の変動を取り除き、安定な原子炉
給水制御装置を提供することにある。
量制御器の飽和により生じていた給水ポンプ起動
時の原子炉水位の変動を取り除き、安定な原子炉
給水制御装置を提供することにある。
(d) 発明の構成
以下、本発明を第３図および第４図に示す一実
施例に基づいて説明する。第３図は本発明の一実
施例を示す原子炉給水制御装置の構成図である。
図中、第１図と同一符号は同一又は相当部を示
し、第１図と異なる点は流量制御器８の出力を接
点９を介して流量制御器８の入力にフイードバツ
クしている点である。
施例に基づいて説明する。第３図は本発明の一実
施例を示す原子炉給水制御装置の構成図である。
図中、第１図と同一符号は同一又は相当部を示
し、第１図と異なる点は流量制御器８の出力を接
点９を介して流量制御器８の入力にフイードバツ
クしている点である。
第４図は上記構成の動作を示すブロツク線図で
ある。図中、第２図と同一符号は第２図と同一又
は相当部分を示し、第２図のブロツク線図と異な
る点は弁開度指令信号L7が接点９を介して流量
指令信号L3にフイードバツクされている点であ
る。接点９は給水ポンプ２が停止時閉となる。従
つて給水ポンプ２が動作中の場合は、第２図に示
すブロツク線図とまつたく同一になり、制御系の
動作も一致する。
ある。図中、第２図と同一符号は第２図と同一又
は相当部分を示し、第２図のブロツク線図と異な
る点は弁開度指令信号L7が接点９を介して流量
指令信号L3にフイードバツクされている点であ
る。接点９は給水ポンプ２が停止時閉となる。従
つて給水ポンプ２が動作中の場合は、第２図に示
すブロツク線図とまつたく同一になり、制御系の
動作も一致する。
一方、給水ポンプ２が停止中は流量指令信号
L3（Ｓ）から弁開度指令信号L7（Ｓ）までの伝達
特性は、流量信号L4（Ｓ）＝Ｏであるから L7（Ｓ）＝G2（Ｓ）／１＋G2（Ｓ）L3（Ｓ）……(6
) となる。従つてラプラス変換の最終値定理及び
（２−ｂ）式から定常時には L7＝L3 ……(7) が成り立つことになる。従つて流量指令信号L3
と開度指令信号L7は一致するため、流量制御器
８は飽和することが無く、かつ流量制御弁３は水
位制御器６により直接制御される。
L3（Ｓ）から弁開度指令信号L7（Ｓ）までの伝達
特性は、流量信号L4（Ｓ）＝Ｏであるから L7（Ｓ）＝G2（Ｓ）／１＋G2（Ｓ）L3（Ｓ）……(6
) となる。従つてラプラス変換の最終値定理及び
（２−ｂ）式から定常時には L7＝L3 ……(7) が成り立つことになる。従つて流量指令信号L3
と開度指令信号L7は一致するため、流量制御器
８は飽和することが無く、かつ流量制御弁３は水
位制御器６により直接制御される。
以上の説明では接点９は給水ポンプ２が停止時
閉となるものとしたが、給水ポンプ２の動作状態
によつて接点を動作させずに、ポンプ流量信号
L4を比較回路に入力し、ポンプ流量L4が一定値
以下となつた場合、接点９を閉とするようにして
も良い。また以上は説明を簡単にするために給水
ポンプ流量の制御は流量調整弁２により行う方式
としたが、ポンプの回転速度により流量制御を行
う方式であつても、本発明はまつたく同様に適用
できるものである。
閉となるものとしたが、給水ポンプ２の動作状態
によつて接点を動作させずに、ポンプ流量信号
L4を比較回路に入力し、ポンプ流量L4が一定値
以下となつた場合、接点９を閉とするようにして
も良い。また以上は説明を簡単にするために給水
ポンプ流量の制御は流量調整弁２により行う方式
としたが、ポンプの回転速度により流量制御を行
う方式であつても、本発明はまつたく同様に適用
できるものである。
(e) 発明の効果
以上説明した様に、本発明によれば給水ポンプ
２が停止時であつても、流量制御器８の飽和を防
止でき、かつ流量調整弁３の開度は常に水位制御
器６によつて制御されている。従つて給水ポンプ
起動直後から流量制御が有効であり、流量調整弁
３の開度も起動前からプラントの状態に応じて制
御されているために流量制御開始時点においても
適切な開度となつている。よつて常時稼動してい
る給水ポンプの故障等によりバツクアツプ用給水
ポンプが自動起動された場合であつても、原子炉
への過給水は起らず原子炉水位を許容範囲内に安
定に制御することが可能である。
２が停止時であつても、流量制御器８の飽和を防
止でき、かつ流量調整弁３の開度は常に水位制御
器６によつて制御されている。従つて給水ポンプ
起動直後から流量制御が有効であり、流量調整弁
３の開度も起動前からプラントの状態に応じて制
御されているために流量制御開始時点においても
適切な開度となつている。よつて常時稼動してい
る給水ポンプの故障等によりバツクアツプ用給水
ポンプが自動起動された場合であつても、原子炉
への過給水は起らず原子炉水位を許容範囲内に安
定に制御することが可能である。
第１図は従来の原子炉給水制御装置の構成を示
すブロツク図、第２図は従来の原子炉給水制御装
置の動作を示すブロツク図、第３図は本発明の一
実施例の構成を示すブロツク図、第４図は本発明
の一実施例の動作を示すブロツク図である。 １……原子炉、２……給水ポンプ、３……流量
調整弁、４……水位設定器、５……水位検出器、
６……水位制御器、７……流量検出器、８……流
量制御器、９……接点。
すブロツク図、第２図は従来の原子炉給水制御装
置の動作を示すブロツク図、第３図は本発明の一
実施例の構成を示すブロツク図、第４図は本発明
の一実施例の動作を示すブロツク図である。 １……原子炉、２……給水ポンプ、３……流量
調整弁、４……水位設定器、５……水位検出器、
６……水位制御器、７……流量検出器、８……流
量制御器、９……接点。
Claims (1)
- １ 原子炉の水位基準信号および原子炉実水位信
号を入力し原子炉給水ポンプに対する流量指令信
号を演算する水位制御器と、前記流量指令信号お
よび前記原子炉給水ポンプの実流量信号を入力
し、前記原子炉給水ポンプの流量を制御する積分
要素を含む流量制御器と、前記原子炉給水ポンプ
が停止しているとき前記積分要素の出力信号を前
記流量指令信号にフイードバツクするフイードバ
ツクループとを具備したことを特徴とする原子炉
給水制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56180388A JPS5882195A (ja) | 1981-11-12 | 1981-11-12 | 原子炉給水制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56180388A JPS5882195A (ja) | 1981-11-12 | 1981-11-12 | 原子炉給水制御装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5882195A JPS5882195A (ja) | 1983-05-17 |
| JPH0225477B2 true JPH0225477B2 (ja) | 1990-06-04 |
Family
ID=16082355
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56180388A Granted JPS5882195A (ja) | 1981-11-12 | 1981-11-12 | 原子炉給水制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5882195A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0293272U (ja) * | 1989-01-05 | 1990-07-24 | ||
| JPH0293271U (ja) * | 1989-01-05 | 1990-07-24 |
-
1981
- 1981-11-12 JP JP56180388A patent/JPS5882195A/ja active Granted
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0293272U (ja) * | 1989-01-05 | 1990-07-24 | ||
| JPH0293271U (ja) * | 1989-01-05 | 1990-07-24 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5882195A (ja) | 1983-05-17 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPS6253797B2 (ja) | ||
| JPH0566601B2 (ja) | ||
| JPH0225477B2 (ja) | ||
| JPH0422479B2 (ja) | ||
| JPH0450602B2 (ja) | ||
| JP2799068B2 (ja) | 原子炉出力制御方法及びその装置 | |
| JPH0368360B2 (ja) | ||
| JPH01178900A (ja) | 原子炉給水流量制御装置 | |
| JPS5916679B2 (ja) | 原子炉給水制御装置 | |
| JPS6277507A (ja) | 原子炉給水制御装置 | |
| JPH0539901A (ja) | ボイラ自動制御方法および装置 | |
| JPS61246502A (ja) | 給水制御装置 | |
| JPH01269093A (ja) | 原子炉給水制御装置 | |
| JPS6314002A (ja) | 蒸気発生器の給水制御装置 | |
| JPS6029916B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の給水制御装置 | |
| JPS62131903A (ja) | 蒸気タ−ビン速度制御装置 | |
| JPS6217121B2 (ja) | ||
| JPS60174404A (ja) | 原子炉給水制御装置 | |
| JPS6153559B2 (ja) | ||
| JPS62105091A (ja) | タ−ビン制御装置 | |
| JPH0639889B2 (ja) | 蒸気タ−ビン速度制御装置 | |
| JPS5886495A (ja) | 原子炉給水制御装置 | |
| JPH0241720B2 (ja) | ||
| JPH0410040B2 (ja) | ||
| JPS59128495A (ja) | 自動負荷追従制御装置 |