JPH0410039B2 - - Google Patents
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- JPH0410039B2 JPH0410039B2 JP57141930A JP14193082A JPH0410039B2 JP H0410039 B2 JPH0410039 B2 JP H0410039B2 JP 57141930 A JP57141930 A JP 57141930A JP 14193082 A JP14193082 A JP 14193082A JP H0410039 B2 JPH0410039 B2 JP H0410039B2
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- 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
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Control Of Linear Motors (AREA)
- Control Of Motors That Do Not Use Commutators (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は、原子力発電所の出力制御装置に関す
る。
〔発明の技術的背景〕
一般に沸騰水形原子力発電所の出力制御装置に
は、炉心内の制御棒を挿入・引抜駆動する制御棒
駆動系と、炉心を流通する冷却水量を制御する再
循環流量制御系と、タービンへ流入する蒸気流量
を制御するタービン制御系(EHC)がある。こ
のうち制御棒駆動系と再循環流量制御系は原子炉
出力を制御するものであり、タービン制御系はタ
ービンへの蒸気流量を制御することにより発電機
の出力を制御するものである。第1図は従来の沸
騰水形原子力発電所の出力制御装置の構成を示す
ものである。原子炉圧力容器1の内部には炉心2
が設けられ、かつ冷却材(軟水)が収容されてい
る。そして圧力容器1の外部には2系統の再循環
配管3A,3Bが設けられ、各配管3A,3B中
に介挿された再循環ポンプ4A,4Bを駆動して
圧力容器1内のジエツトポンプ5…の上方より冷
却材を供給し、冷却材を炉心2に再循環させるよ
うに構成されている。
炉心2を流通する冷却材再循環量は、再循環ポ
ンプ4A,4Bの回転数に応じて制御される。ま
た再循環ポンプ4A,4Bの回転数は、ポンプ駆
動用の電動機6A,6Bへ電力を供給する周波数
電源装置7A,7Bの出力周波数を調整すること
により制御される。そして、この周波数の調整は
再循環流量制御装置8によつて行なわれる。一方
炉心2には燃料棒(図示せず)の他に複数の制御
棒9…が下方より挿入され、かつ炉心出力を検出
する複数の中性子検出器10…が設けられてい
る。そして制御棒9…は圧力容器1の下方に設け
られた制御棒駆動機構11…により上下に駆動さ
れ、炉心2に対する挿入・引抜動作を行なう。ま
た原子炉で発生した主蒸気は主蒸気配管12より
送出される。この主蒸気配管12にはタービン主
蒸気止め弁13及び蒸気加減弁14が介挿されて
いる。そして主蒸気配管12より送出された主蒸
気はタービン15へ供給され、このタービン15
を駆動する。またタービン15は発電機16を駆
動し、その電気出力は送電線17を通して電力系
統へ供給される。
またタービン入口の蒸気圧力はタービン主蒸気
止め弁13の上流側に設けられた圧力検出器18
により検出され、その検出圧力は電気信号に変換
されてタービン制御系(EHC)19の圧力設定
値と比較される。そしてその検出圧力が圧力設定
値より高い場合にはタービンバイパス弁20の開
度を増加させて主蒸気配管12より復水器21へ
至るバイパス流量を増加させる。一方、蒸気加減
弁14の開度はEHC19の負荷設定器22と、
送電線17に設けられている電圧変成器23、電
流変成器24よより電力を検知する発電機出力検
出器25の偏差に応じて制御される。なお発電機
出力検出器25はタービン入口第1段翼後の圧力
も置換できる。
〔背景技術の問題点〕
原子炉の起動から定格出力運転に至るまでの出
力制御は、定格出力の約65%までを制御棒駆動系
により行ない、その後は再循環流量制御系により
行なわれている。
そして制御棒駆動系の操作と再循環流量制御系
の操作が別々の運転員によつて行なわれるため、
多数の運転員が必要であり、さらに、燃料ペレツ
トと燃料被覆材の相互作用による燃料破損を防止
する、いわゆるPCIOMR運転が導入されると、
運転員に高度な熟練が要求される問題があつた。
〔発明の目的〕
本発明は、このような事情にもとづいてなされ
たもので、その目的は、出力制御を自動化して運
転員の負担を軽減し、かつ燃料消費量の節減と燃
料調整時間の短縮を図ることができる原子力発電
所の出力制御装置を提供することにある。
〔発明の概要〕
本発明に係る原子力発電所の出力制御装置は、
再循環ポンプの回転速度を制御する再循環流量制
御系と、原子炉圧力容器内における出力決定要因
となる情報を入力して原子炉出力を演算する原子
炉出力演算器と、この原子炉出力演算器の出力信
号と発電所出力設定器からの設定信号とを入力し
て発電所出力の変動率を演算する出力設定演算器
と、この出力設定演算器における運転パターンを
切換える運転パターン選択装置と、前記出力設定
演算器の出力信号及び制御棒位置信号にもとづい
て制御棒の制御手順を決定する制御棒密度設定演
算器と、この制御棒密度設定演算器の出力信号及
び前記出力設定演算器の出力信号にもとづいて発
電所の出力制御状態を表示する状態表示装置と、
出力制御モードを制御棒操作モード又は再循環流
量制御モードに切換える制御モード選択装置と、
前記出力設定演算器の出力信号及び再循環流量信
号にもとづいて前記再循環流量制御系の設定値を
調整する再循環流量設定演算器と、前記原子炉出
力演算器の出力信号にもとづき原子炉出力上昇に
追従してタービンの出力設定値を調整するタービ
ン出力設定演算器とを具備したことを特徴とする
ものである。
〔発明の実施例〕
以下本発明の一実施例を第2図ないし第3図を
参照して説明する。
第2図ないし第3図は原子炉発電所の出力制御
装置の構成を示すもので、沸騰水形原子炉プラン
トについては第1図と同様の構成であるため同一
部分に同一符号を付して詳細な説明は省略する。
図中30は再循環流量制御系を示し、図中31
はこの再循環流量制御系30の主制御器である。
この主制御系31の出力信号は速度制限器32を
経て、2系統の自動/手動切換器33A,33B
の入力となる。上記速度制限器32は原子炉出力
75%相当速度以上の信号を通過させるものであ
り、自動/手動切換器33A,33Bは自動、手
動のモード選択を行なうためのものである。そし
て手動モードを選択したときは運転員が調整ダイ
ヤルを直接操作できるほか、外部からの電気信号
によつても調整ダイヤルを操作することができ
る。
そこでまず運転員が手動モードで再循環ポンプ
4A,4Bの速度を徐々に速度制限器32の制限
値まで上昇させたのち、自動/手動切換器33
A,33Bを自動モードに切換えると、自動/手
動切換器33A,33Bは主制御器31からの信
号により制御される。各自動/手動切換器33
A,33Bの出力信号は速度制御装置34A,3
4Bを経て前記可変周波数電源装置7A,7Bの
入力となり、さらに電動機6A,6Bへ出力され
て再循環ポンプ4A,4Bの回転数を制御する。
一方、図中41は原子炉出力演算器で、この演
算器41は原子炉圧力容器1内における出力決定
要因となる情報、例えば炉心2内部の中性子束検
出器10…,主蒸気流量検出器(図示せず)、熱
出力検出器(図示せず)等からの信号を入力し、
原子炉の出力状況に応じた演算結果を出力する。
この出力信号は出力設定演算器42、原子炉出力
検出器43及びタービン出力設定演算器44の入
力となる。なお図中43A,43Bは上記原子炉
出力検出器43の出力接点である。
上記出力設定演算器42は、出力制御パターン
切換接点45,46の閉成動作により発電所出力
設定器47からの要求信号と原子炉出力演算器4
1からの原子炉出力信号とを比較してその両信号
の偏差量を演算すると同時に、原子炉及びタービ
ンの負荷上昇率の制限値の演算を行なう。そして
この演算結果を再循環流量設定演算器48、制御
棒密度設定演算器49及び状態表示制御装置50
にそれぞれ出力する。また上記制御棒密度設定演
算器49は制御棒9…の位置信号と前記出力設定
演算器42からの出力とを比較し、その結果を前
記状態表示制御装置50へ出力する。そこでこの
状態表示制御装置50は出力設定演算器42から
の信号と制御棒密度設定演算器49からの信号と
を入力し、炉心2における制御棒9…の状態及び
原子炉出力情報等をデイスプレイ51に表示させ
る。そこで運転員はデイスプレイ51の表示に従
つて制御棒位置監視装置(図示せず)や前記主制
御器31及び自動/手動切換器33A,33B等
を操作することができる。すなわち、上記状態表
示制御装置50とデイスプレイ51により、前記
原子炉出力演算器41の制御内容を表示する状態
表示装置を構成している。
一方、前記再循環配管3A,3Bに設けられた
流量検出器53A,53Bからの検出信号が再循
環総流量演算器54に入力され、この演算器54
からの再循環総流量信号が前記再循環流量設定演
算器48へ出力される。そこでこの再循環流量設
定演算器48では前記出力設定演算器42からの
原子炉出力要求信号と再循環総流量信号とを比較
してその偏差量をパルス信号として出力する。そ
して、原子炉出力が例えば目標出力の75%未満で
あればリレー接点55が閉成し、再循環流量設定
演算器48の出力信号で自動/手動切換器33
A,33Bの出力信号調整ダイヤルを制御するよ
うになり、原子炉出力が目標出力の75%以上であ
ればリレー接点56が閉成し、再循環流量設定演
算器48の出力信号で主制御器31の出力信号調
整ダイヤルを制御するようになる。上記主制御器
31及び自動/手動切換器33A,33Bはそれ
ぞれのモード切換接点57及び58A,58Bが
開放しているとき、手動モードが選択されて外部
より出力信号調整ダイヤルを制御することができ
る。このようにして再循環流量設定演算器48よ
り出力されるパルス信号によつて、主制御器31
及び自動/手動切換器33A,33Bの各出力信
号調整ダイヤルを1ステツプ上昇させることがで
きる。
原子炉出力が目標出力の65%に達するまで制御
棒操作によつて出力を上昇させ、その後は目標出
力に達するまで再循環流量の制御によつて出力を
上昇させるが、この切換えは前記出力設定演算器
42に設けられた一方の出力制御パターン切換信
号接点45によつて行なわれる。また他方の接点
46はPCIOMR運転用であつて、原子炉出力が
目標出力の65%以下の場合でも再循環流量制御系
30を用いて出力を上昇させ、制御棒操作と再循
環流量制御を数回ずつ行なうことにより目標出力
まで上昇させることができる。
第3図は出力選択装置の構成を示すもので、図
中59,60は択一的に閉成する制御モード選択
スイツチであり、図中61,62は択一的に閉成
する運転パターン選択スイツチである。一方の制
御モード選択スイツチ59が閉成すると制御棒操
作モードが選択され、他方の制御モード選択スイ
ツチ60が閉成すると再循環流量制御モードが選
択される。また一方の運転パターン選択スイツチ
61が閉成すると第1の出力制御モードが選択さ
れ、他方の運転パターン選択スイツチ62が閉成
すると第2の出力制御モードが選択される。
図中64,65は原子炉系が正常であるとき閉
成している接点であり、図中66,67はタービ
ン発電機系が正常であるとき閉成している接点で
ある。さらに図中68は制御棒手動制御系が正常
であるとき閉成している接点であり、図中69は
制御棒位置指示系が正常であるとき閉成している
接点である。そして図中70は出力制御モードを
制御棒操作モードに設定するリレーであり、この
リレー70の接点70Aは前記出力設定演算器4
2と制御棒密度設定演算器49との間に介挿され
ている。
図中71,72も原子炉出力検出器43の接点
であつて、接点71は原子炉出力が目標出力の75
%以下であるとき閉成し、接点72は原子炉出力
が目標出力の75%〜100%であるとき閉成する。
また図中73は一方の自動/手動切換器33A
が手動モードのときに閉成する接点であり、図中
74は他方の自動/手動切換器33Bが手動モー
ドのときに閉成する接点である。そして図中75
は一方の自動/手動切換器33Bが自動モードの
ときに閉成する接点であり、図中76は他方の自
動/手動切換器33Bが自動モードのときに閉成
する接点である。
図中77,78は再循環流量制御モードに設定
するためのリレーである。一方のリレー77では
前記接点55を閉成して自動/手動切換器33
A,33Bのモード選択を行ない、他方のリレー
78では前記接点56を閉成して主制御器31の
モード選択を行なう。そしてリレー70,77,
78は前記制御モード選択スイツチ59,60と
共に制御モード選択装置を構成する。
図中79は炉心2における燃料棒密度が予め定
められた密度となつているときの運転パターンを
設定するリレーで、その出力接点は第2図接点4
5である。また図中80は運転パターン
PCIOMR運転パターンに設定する補助リレーで、
その出力接点は第2図の接点46である。なお、
これらのリレー79,80は前記運転パターン選
択スイツチ61,62と共に運転パターン選択装
置を構成する。
さらに、図中81は発電機16を電力系統に併
入するしや断器(図示せず)の接点であり、前記
タービン出力設定演算器44はこの接点81を介
してしや断器の動作信号と原子炉出力演算器41
からの原子炉出力信号とを入力し、原子炉出力に
一定出力(例えば原子炉出力信号の約10%相当)
をバイアスし、その結果を、負荷設定器駆動装置
82を介して前記EHC19の負荷設定器22へ
出力し、タービン出力を設定する。
次に、このように構成された原子力発電所の出
力制御装置の作用について説明する。
原子力発電所の起動にあたり、第3図に示す運
転パターン選択スイツチ61を閉成操作して第1
の出力制御モードを選択するとともに、制御モー
ド選択択スイツチ59を閉成操作して制御棒操作
モードを選択し、発電所出力設定器47で目標出
力を設定する。
そこで原子炉系及びタービン発電機系が正常で
あるときはリレー70が動作してその出力接点7
0Aが閉成し、出力設定演算器42の出力信号を
制御棒密度設定演算器49に入力する。そして圧
力容器1内の各部と冷却材の温度上昇が予め定め
られたパターンで行なわれるように、デイスプレ
イ51には制御棒引抜手順が表示される。そこで
運転員は、デイスプレイ51の表示に従つて制御
棒位置監視装置(図示せず)を操作し、制御棒引
抜き操作を行なうことができる。
そして原子炉出力の上昇に伴ない、EHC19
はタービンバイパス弁20の開度を徐々に増加さ
せ、原子炉出力が目標出力の10%に達すると、発
電機16を電力系統に併入させる。その後、
EHC19の負荷設定器22がタービン出力設定
演算器44によつて徐々に増方向へ駆動され、こ
れによつて発電機16の出力が徐々に増大し、タ
ービンバイパス弁20が全閉する。この間、原子
炉出力は一定に保持される。
タービンバイパス弁20が全閉すると、出力設
定演算器42の出力信号と制御棒密度設定演算器
49の出力信号が状態表示制御装置50に入力
し、制御棒9…の引抜き状態がデイスプレイ51
に表示される。そこで運転員は、この表示に従つ
て制御棒9…を引抜き操作することができる。
制御棒9…の引抜きにより原子炉出力が目標出
力の65%に達するまでの間に、再循環ポンプ4
A,4Bの回転速度は約20%上昇し、炉心流量は
自然循環量より若干増加する。またこの間に原子
炉出力は第4図に示す出力曲線上のA点よりB
点に移行する。
原子炉出力がB点に達すると、出力設定演算器
42からの信号は状態表示制御装置50に出力さ
れ、デイスプレイ51には制御モード選択スイツ
チ60の閉成指示が表示される。
そこで運転員が選択スイツチ60を閉成操作し
て再循環流量制御モードを選択すると、原子炉系
及びタービン発電機系が正常であればリレー77
が作動して接点55が閉成し、出力設定演算器4
2は制御棒引抜操作を停止し、再循環流量設定演
算器48の出力信号が自動/手動切換器33A,
33Bに入力される。そして原子炉出力が予め定
められた上昇率で目標出力に達するように、再循
環ポンプ4A,4Bの速度が制御される。
次に、原子炉出力が目標出力の75%以上になる
と、リレー78が動作し、接点57が閉成して主
制御器31により再循環流量が制御される。また
発電所出力設定器47により100%出力が設定さ
れている場合には、原子炉出力は出力曲線のB
点からC点に達する。
一方、PCIOMR運転を要する場合には、運転
パターン選択スイツチ62を閉成操作する。そう
すると補助リレー80が動作し、その接点46が
閉成して出力設定演算器42への入力がなされ
る。さらに制御モード選択スイツチ59を閉成操
作して制御棒操作モードを選択し、出力設定器4
7により第4図中の出力曲線上のD点を出力上
昇点として設定する。なお出力曲線は
PCIOMR運転用である。そしてデイスプレイ5
1には状態表示制御装置50からの信号により出
力上昇点Dまでの制御棒引抜き手順等が表示され
るので、運転員はこの表示に従い、制御棒引抜き
操作を行なうことができる。このようにして原子
炉出力が出力曲線上のD点に達すると、デイス
プレイ51には制御棒引抜き中止の表示ととも
に、制御モード変更の表示がなされる。
そこで運転員は制御モード選択スイツチ60を
閉成操作して再循環流量制御モードを選択すると
ともに、出力設定器47により出力曲線上のE
点を次の出力上昇点として設定する。これによつ
て、出力設定演算器42の出力信号は再循環流量
設定演算器48に入力され、再循環流量は予め定
められた上昇率で増加して原子炉出力が出力力曲
線上のE点まで上昇すると、デイスプレイ51
には制御モード変更の表示がなされる。
運転員が再度、制御モード選択スイツチ59を
閉成操作して制御棒操作モードを選択するととも
に、発電所出力設定器47により次の出力上昇点
を出力曲線上のF点に設定すると、デイスプレ
イ51には制御棒引抜き表示がなされる。そこで
運転員は、この表示に従つて再び制御棒引抜き操
作を行なう。
そして原子炉出力が出力曲線上のF点に達す
ると、デイスプレイ51に制御棒引抜き中止の表
示とともに、制御モード変更の表示がなされる。
そこで運転員は制御モード選択スイツチ60を
閉成操作し、再循環流量制御モードを選択すると
ともに、発電所出力設定器47により最終目標出
力点であるC点を設定する。これによつて、出力
設定演算器42の出力信号は再循環流量設定演算
器48に入力され、再循環流量が予め定められた
上昇率で増加する。そして原子炉出力がC点に達
すると、デイスプレイ51には目標出力到達表示
がなされる。
なお以上の説明では、制御モードの変更を、制
御棒操作と再循環流量制御を2回ずつ行なうもの
として説明したが、燃料棒の燃焼度によつては制
御モードの変更回数をさらに多くしてもよい。ま
た出力上昇のみでなく、出力下降についても発電
所出力設定器47における出力設定により自動的
に出力制御することができる。
また、以上の実施例では制御システムにアナロ
グ制御回路を使用するものとしたが、デジタル制
御回路を使用することもできる。またデジタルハ
ードウエアを採用するときはプログラミングされ
たデジタルコンピユータを、公知の手段によつて
制御回路に組込むことができる。
〔発明の効果〕
以上詳述したように、本発明に係る原子力発電
所の出力制御装置によれば、原子炉系とタービン
発電機系とを協調させて自動的に目標出力到達ま
での出力制御を行なうことができ、燃料経済性の
向上と、燃料調整時間の短縮を図ることができ
る。また、燃料棒の燃焼密度に応じて運転パター
ンを変更でき、PCIOMR運転の操作も容易にな
り、PCIOMR運転終了後は負荷変動を迅速に行
なうことができ、出力制御の自動化により運転員
の負担を軽減することができる。 DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to an output control device for a nuclear power plant. [Technical Background of the Invention] In general, the output control device of a boiling water nuclear power plant includes a control rod drive system that drives control rods in the reactor core to be inserted and withdrawn, and a recirculation flow rate that controls the amount of cooling water flowing through the reactor core. There is a control system and a turbine control system (EHC) that controls the flow rate of steam flowing into the turbine. Among these, the control rod drive system and the recirculation flow control system control the reactor output, and the turbine control system controls the output of the generator by controlling the steam flow rate to the turbine. FIG. 1 shows the configuration of a conventional output control device for a boiling water nuclear power plant. There is a reactor core 2 inside the reactor pressure vessel 1.
is provided and contains a coolant (soft water). Two systems of recirculation piping 3A, 3B are provided outside the pressure vessel 1, and the jet pumps 5... The reactor core 2 is configured to supply coolant from above and recirculate the coolant to the core 2. The amount of coolant recirculated through the core 2 is controlled according to the rotational speed of the recirculation pumps 4A, 4B. Further, the rotational speed of the recirculation pumps 4A, 4B is controlled by adjusting the output frequency of the frequency power supply devices 7A, 7B that supply electric power to the electric motors 6A, 6B for driving the pumps. This frequency adjustment is then performed by the recirculation flow rate controller 8. On the other hand, in addition to fuel rods (not shown), a plurality of control rods 9 are inserted into the reactor core 2 from below, and a plurality of neutron detectors 10 for detecting the core output are provided. The control rods 9 are driven up and down by a control rod drive mechanism 11 provided below the pressure vessel 1, and are inserted into and pulled out of the reactor core 2. Main steam generated in the nuclear reactor is sent out from the main steam pipe 12. A turbine main steam stop valve 13 and a steam control valve 14 are inserted into the main steam pipe 12 . The main steam sent out from the main steam pipe 12 is then supplied to the turbine 15.
to drive. The turbine 15 also drives a generator 16, the electrical output of which is supplied to the power system through a power transmission line 17. The steam pressure at the turbine inlet is measured by a pressure detector 18 installed upstream of the turbine main steam stop valve 13.
The detected pressure is converted into an electrical signal and compared with a pressure setting value of the turbine control system (EHC) 19. When the detected pressure is higher than the pressure setting value, the opening degree of the turbine bypass valve 20 is increased to increase the bypass flow rate from the main steam pipe 12 to the condenser 21. On the other hand, the opening degree of the steam control valve 14 is determined by the load setting device 22 of the EHC 19.
It is controlled according to the deviation of a generator output detector 25 that detects power from a voltage transformer 23 and a current transformer 24 provided on the power transmission line 17. Note that the generator output detector 25 can also replace the pressure after the turbine inlet first stage blade. [Problems with background technology] Output control from reactor startup to rated power operation is performed by the control rod drive system up to approximately 65% of the rated power, and thereafter by the recirculation flow control system. . Furthermore, since the control rod drive system and the recirculation flow control system are operated by separate operators,
With the introduction of so-called PCIOMR operation, which requires a large number of operators and also prevents fuel damage due to interaction between fuel pellets and fuel cladding,
There was a problem that required a high degree of skill on the part of the operator. [Object of the Invention] The present invention was made based on the above circumstances, and its purpose is to automate output control to reduce the burden on the operator, reduce fuel consumption, and reduce fuel adjustment time. An object of the present invention is to provide an output control device for a nuclear power plant that can reduce the time required. [Summary of the invention] The output control device for a nuclear power plant according to the present invention includes:
A recirculation flow rate control system that controls the rotational speed of the recirculation pump, a reactor power calculator that calculates the reactor power by inputting information that determines the power in the reactor pressure vessel, and this reactor power calculator. an output setting calculator that calculates a fluctuation rate of the power plant output by inputting the output signal of the power generator and the setting signal from the power plant output setting device; and an operation pattern selection device that switches the operating pattern in the output setting calculator; a control rod density setting calculator that determines a control rod control procedure based on the output signal of the output setting calculator and the control rod position signal; the output signal of the control rod density setting calculator and the output of the output setting calculator; a status display device that displays the output control status of the power plant based on the signal;
a control mode selection device for switching the output control mode to a control rod operation mode or a recirculation flow rate control mode;
a recirculation flow rate setting calculator that adjusts the set value of the recirculation flow rate control system based on the output signal of the output setting calculator and the recirculation flow rate signal; and a reactor output based on the output signal of the reactor output calculator. The present invention is characterized in that it includes a turbine output setting calculator that adjusts the output setting value of the turbine in accordance with the rise. [Embodiment of the Invention] An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. 2 and 3. Figures 2 and 3 show the configuration of the output control device of a nuclear reactor power plant.The boiling water reactor plant has the same configuration as Figure 1, so the same parts are given the same reference numerals. Detailed explanation will be omitted. 30 in the figure indicates the recirculation flow rate control system, and 31 in the figure
is the main controller of this recirculation flow rate control system 30 .
The output signal of this main control system 31 passes through a speed limiter 32, and then passes through two automatic/manual switching systems 33A and 33B.
becomes the input. The speed limiter 32 is the reactor power
It allows a signal of speed equivalent to 75% or higher to pass through, and the automatic/manual switchers 33A and 33B are used to select between automatic and manual mode. When manual mode is selected, the operator can operate the adjustment dial directly, or can also operate the adjustment dial using electrical signals from the outside. Therefore, first, the operator gradually increases the speed of the recirculation pumps 4A and 4B to the limit value of the speed limiter 32 in manual mode, and then
When switches A and 33B are switched to automatic mode, automatic/manual switchers 33A and 33B are controlled by a signal from main controller 31. Each automatic/manual switch 33
The output signals of A and 33B are the speed control devices 34A and 3
4B, it becomes an input to the variable frequency power supply devices 7A, 7B, and is further output to the electric motors 6A, 6B to control the rotational speed of the recirculation pumps 4A, 4B. On the other hand, numeral 41 in the figure is a reactor output calculator, and this calculator 41 collects information that determines the output inside the reactor pressure vessel 1, such as neutron flux detectors 10 inside the reactor core 2, main steam flow rate detectors ( input signals from a thermal output detector (not shown), etc.
Outputs calculation results according to the reactor output status.
This output signal becomes an input to the output setting calculator 42, the reactor output detector 43, and the turbine output setting calculator 44. Note that 43A and 43B in the figure are output contacts of the reactor power detector 43. The output setting calculator 42 receives a request signal from the power plant output setting device 47 and the reactor output calculator 4 by the closing operation of the output control pattern switching contacts 45 and 46.
At the same time, a limit value for the load increase rate of the reactor and turbine is calculated. The calculation results are then sent to the recirculation flow rate setting calculator 48, the control rod density setting calculator 49, and the status display controller 50.
Output each. Further, the control rod density setting calculator 49 compares the position signals of the control rods 9 . . . with the output from the output setting calculator 42, and outputs the result to the status display control device 50. Therefore, this status display control device 50 inputs the signal from the output setting calculator 42 and the signal from the control rod density setting calculator 49, and displays the status of the control rods 9 in the reactor core 2, reactor output information, etc. on the display 51. to be displayed. Accordingly, the operator can operate the control rod position monitoring device (not shown), the main controller 31, the automatic/manual switchers 33A, 33B, etc. according to the information on the display 51. That is, the status display control device 50 and the display 51 constitute a status display device that displays the control details of the reactor power calculator 41. On the other hand, detection signals from the flow rate detectors 53A, 53B provided in the recirculation pipes 3A, 3B are inputted to the recirculation total flow rate calculator 54.
A recirculation total flow rate signal from the recirculation flow rate setting calculator 48 is outputted to the recirculation flow rate setting calculator 48. Therefore, this recirculation flow rate setting calculator 48 compares the reactor output request signal from the output setting calculator 42 and the recirculation total flow rate signal, and outputs the deviation amount as a pulse signal. If the reactor output is, for example, less than 75% of the target output, the relay contact 55 is closed, and the automatic/manual switch 33 is activated by the output signal of the recirculation flow rate setting calculator 48.
The output signal adjustment dials of A and 33B are now controlled, and if the reactor output is 75% or more of the target output, the relay contact 56 is closed, and the output signal of the recirculation flow rate setting calculator 48 is used to control the main controller. 31 output signal adjustment dial is controlled. When the mode switching contacts 57, 58A, and 58B of the main controller 31 and automatic/manual switchers 33A and 33B are open, the manual mode is selected and the output signal adjustment dial can be externally controlled. . In this way, the main controller 31
It is also possible to raise each output signal adjustment dial of the automatic/manual switching devices 33A and 33B by one step. The output is increased by operating the control rods until the reactor output reaches 65% of the target output, and then the output is increased by controlling the recirculation flow rate until the target output is reached. This is performed by one output control pattern switching signal contact 45 provided in the arithmetic unit 42. The other contact 46 is for PCIOMR operation, and even if the reactor output is less than 65% of the target output, the recirculation flow control system 30 is used to increase the output, and control rod operation and recirculation flow control are performed several times. By repeating the process once at a time, the output can be increased to the target output. FIG. 3 shows the configuration of the output selection device. In the figure, 59 and 60 are control mode selection switches that are alternatively closed, and 61 and 62 are operation pattern selection switches that are alternatively closed. It's a switch. When one control mode selection switch 59 is closed, the control rod operation mode is selected, and when the other control mode selection switch 60 is closed, the recirculation flow rate control mode is selected. When one driving pattern selection switch 61 is closed, the first output control mode is selected, and when the other driving pattern selection switch 62 is closed, the second output control mode is selected. In the figure, 64 and 65 are contacts that are closed when the nuclear reactor system is normal, and 66 and 67 in the figure are contacts that are closed when the turbine generator system is normal. Furthermore, 68 in the figure is a contact that is closed when the control rod manual control system is normal, and 69 in the figure is a contact that is closed when the control rod position indicating system is normal. 70 in the figure is a relay for setting the output control mode to the control rod operation mode, and the contact 70A of this relay 70 is connected to the output setting calculator 4.
2 and the control rod density setting calculator 49. In the figure, 71 and 72 are also contacts of the reactor power detector 43, and the contact 71 is connected to the target power 75 when the reactor power is the target power.
% or less, and the contact 72 closes when the reactor power is between 75% and 100% of the target power. In addition, 73 in the figure is one automatic/manual switch 33A.
is a contact that is closed when in manual mode, and 74 in the figure is a contact that is closed when the other automatic/manual switch 33B is in manual mode. And 75 in the figure
76 is a contact that is closed when one automatic/manual switch 33B is in automatic mode, and 76 is a contact that is closed when the other automatic/manual switch 33B is in automatic mode. In the figure, 77 and 78 are relays for setting the recirculation flow rate control mode. One relay 77 closes the contact 55 and switches the automatic/manual switch 33
A and 33B modes are selected, and the other relay 78 closes the contact 56 to select the mode of the main controller 31. And relays 70, 77,
78 constitutes a control mode selection device together with the control mode selection switches 59 and 60. In the figure, 79 is a relay that sets the operation pattern when the fuel rod density in the core 2 is a predetermined density, and its output contact is contact 4 in Figure 2.
It is 5. Also, 80 in the figure is a driving pattern
With the auxiliary relay set in the PCIOMR operation pattern,
Its output contact is contact 46 in FIG. In addition,
These relays 79 and 80 constitute a driving pattern selection device together with the driving pattern selection switches 61 and 62. Further, reference numeral 81 in the figure is a contact point of a blade breaker (not shown) that connects the generator 16 to the power system, and the turbine output setting calculator 44 operates the blade breaker via this contact 81. Signal and reactor power calculator 41
Input the reactor output signal from
is biased, and the result is output to the load setter 22 of the EHC 19 via the load setter drive device 82 to set the turbine output. Next, the operation of the output control device for a nuclear power plant configured as described above will be explained. When starting up a nuclear power plant, the operation pattern selection switch 61 shown in FIG.
At the same time, the control mode selection switch 59 is closed to select the control rod operation mode, and the power plant output setting device 47 sets the target output. Therefore, when the nuclear reactor system and turbine generator system are normal, the relay 70 operates and its output contact 7
0A is closed, and the output signal of the output setting calculator 42 is input to the control rod density setting calculator 49. Then, the control rod withdrawal procedure is displayed on the display 51 so that the temperature of each part in the pressure vessel 1 and the coolant is increased in a predetermined pattern. The operator can then operate a control rod position monitoring device (not shown) according to the information on the display 51 and perform a control rod withdrawal operation. And with the rise in reactor power, EHC19
gradually increases the opening degree of the turbine bypass valve 20, and when the reactor output reaches 10% of the target output, the generator 16 is connected to the power system. after that,
The load setter 22 of the EHC 19 is gradually driven in an increasing direction by the turbine output setting calculator 44, thereby gradually increasing the output of the generator 16 and completely closing the turbine bypass valve 20. During this time, the reactor power is held constant. When the turbine bypass valve 20 is fully closed, the output signal of the output setting calculator 42 and the output signal of the control rod density setting calculator 49 are input to the status display controller 50, and the withdrawal status of the control rods 9 is displayed on the display 51.
will be displayed. The operator can then pull out the control rods 9 according to this display. Until the reactor output reaches 65% of the target output due to the withdrawal of the control rods 9, the recirculation pump 4
The rotational speeds of A and 4B will increase by approximately 20%, and the core flow rate will increase slightly above the natural circulation rate. During this period, the reactor output changes from point A to point B on the output curve shown in Figure 4.
transition to a point. When the reactor output reaches point B, the signal from the output setting calculator 42 is output to the status display control device 50, and the display 51 displays an instruction to close the control mode selection switch 60. Therefore, when the operator closes the selection switch 60 and selects the recirculation flow rate control mode, if the reactor system and turbine generator system are normal, the relay 77
operates, the contact 55 closes, and the output setting calculator 4
2 stops the control rod withdrawal operation, and the output signal of the recirculation flow rate setting calculator 48 changes to the automatic/manual switch 33A,
33B. The speeds of the recirculation pumps 4A and 4B are then controlled so that the reactor output reaches the target output at a predetermined rate of increase. Next, when the reactor output becomes 75% or more of the target output, the relay 78 is activated, the contact 57 is closed, and the main controller 31 controls the recirculation flow rate. In addition, when 100% output is set by the power plant output setting device 47, the reactor output is B of the output curve.
From point to point C. On the other hand, if PCIOMR operation is required, the operation pattern selection switch 62 is closed. Then, the auxiliary relay 80 operates, its contact 46 closes, and an input is made to the output setting calculator 42. Furthermore, the control rod operation mode is selected by closing the control mode selection switch 59, and the output setting device 4
7, point D on the output curve in FIG. 4 is set as the output rising point. The output curve is
This is for PCIOMR operation. and display 5
1, the control rod withdrawal procedure up to the output increase point D is displayed in response to a signal from the status display control device 50, so the operator can perform the control rod withdrawal operation in accordance with this display. In this manner, when the reactor output reaches point D on the output curve, the display 51 displays a message indicating that control rod withdrawal has been stopped and a message indicating that the control mode has been changed. Therefore, the operator closes the control mode selection switch 60 to select the recirculation flow rate control mode, and also uses the output setting device 47 to select the recirculation flow rate control mode.
Set the point as the next output rising point. As a result, the output signal of the output setting calculator 42 is input to the recirculation flow rate setting calculator 48, the recirculation flow rate increases at a predetermined rate of increase, and the reactor output reaches point E on the output power curve. When it rises to 51, display 51
The control mode change is displayed. When the operator closes the control mode selection switch 59 again to select the control rod operation mode and sets the next output increase point to point F on the output curve using the power plant output setting device 47, the display 51 A control rod withdrawal indication will be displayed. The operator then performs the control rod withdrawal operation again in accordance with this display. When the reactor output reaches point F on the output curve, the display 51 displays a message indicating that control rod withdrawal is to be stopped and a message indicating that the control mode should be changed. Therefore, the operator closes the control mode selection switch 60 to select the recirculation flow rate control mode, and sets the final target output point, point C, using the power plant output setting device 47. As a result, the output signal of the output setting calculator 42 is input to the recirculation flow rate setting calculator 48, and the recirculation flow rate is increased at a predetermined rate of increase. When the reactor output reaches point C, the display 51 indicates that the target output has been reached. In the above explanation, the control mode is changed by performing control rod operation and recirculation flow rate control twice, but depending on the burnup of the fuel rods, the control mode may be changed more often. Good too. In addition, not only the output increase but also the output decrease can be automatically controlled by the output setting in the power plant output setting device 47. Further, in the above embodiments, an analog control circuit is used in the control system, but a digital control circuit may also be used. Additionally, when digital hardware is employed, a programmed digital computer can be incorporated into the control circuit by known means. [Effects of the Invention] As detailed above, according to the output control device for a nuclear power plant according to the present invention, the nuclear reactor system and the turbine generator system are coordinated to automatically control the output until the target output is reached. This makes it possible to improve fuel economy and shorten fuel adjustment time. In addition, the operation pattern can be changed according to the combustion density of the fuel rods, making it easier to operate the PCIOMR, making it possible to quickly change the load after the PCIOMR operation is completed, and automating output control to reduce the burden on operators. It can be reduced.
第1図は沸騰水形原子力発電所の出力制御装置
を示す系統図、第2図及び第3図は本発明の一実
施例を示すもので、第2図は沸騰水形原子力発電
所の出力制御装置の系統図、第3図は同出力制御
装置の出力選択装置を示す系統図、第4図は炉心
流量と原子炉出力との関係における出力特性図で
ある。
1……原子炉圧力容器、2……炉心、4A,4
B……再循環ポンプ、9……制御棒、10……中
性子検出器、15……タービン、16……発電
機、30……再循環流量制御系、41……原子炉
出力演算器、42……出力設定演算器、44……
タービン出力設定演算器、47……発電所出力設
定器、48……再循環流量設定演算器、49……
制御棒密度設定演算器、50……状態表示制御装
置、51……デイスプレイ、53A,53B……
流量検出器、59,60……制御モード選択スイ
ツチ、61,62……運転モード選択スイツチ、
70,77,78,79,80……リレー。
Fig. 1 is a system diagram showing an output control device of a boiling water nuclear power plant, Figs. 2 and 3 show an embodiment of the present invention, and Fig. 2 shows an output control device of a boiling water nuclear power plant. FIG. 3 is a system diagram of the control device, FIG. 3 is a system diagram showing an output selection device of the power control device, and FIG. 4 is an output characteristic diagram in the relationship between core flow rate and reactor output. 1...Reactor pressure vessel, 2...Reactor core, 4A, 4
B... Recirculation pump, 9... Control rod, 10... Neutron detector, 15... Turbine, 16... Generator, 30 ... Recirculation flow control system, 41... Reactor power calculator, 42 ...Output setting calculator, 44...
Turbine output setting calculator, 47... Power plant output setting device, 48... Recirculation flow rate setting calculator, 49...
Control rod density setting calculator, 50...Status display control device, 51...Display, 53A, 53B...
Flow rate detector, 59, 60...control mode selection switch, 61, 62...operation mode selection switch,
70, 77, 78, 79, 80...Relay.
Claims (1)
量制御系と、 原子炉圧力容器内における出力決定要因となる
信号を入力して原子炉出力を演算する原子炉出力
演算器と、 この原子炉出力演算器の出力信号と発電所出力
設定器からの設定信号とを入力して発電所出力の
上昇率を演算する出力設定演算器と、 出力制御モードを制御棒操作モードまたは再循
環流量制御モードに切換える制御モード選択装置
と、 前記出力設定演算器における運転パターンとし
て、原子炉出力が目標出力に達するまでに前記制
御棒操作モードと再循環流量制御モードとの切換
えを1回のみ行う第1の運転パターンと、複数回
行う第2の運転パターンとを切換える運転パター
ン選択装置と、 前記制御モード選択装置により制御棒操作モー
ドが選択された状態で前記出力設定演算器の出力
信号及び制御棒位置信号にもとづいて制御棒の制
御手順を決定する制御棒密度設定演算器と、 この制御棒密度設定演算器の出力信号及び前記
出力設定演算器の出力信号にもとづいて発電所の
出力制御状態を表示する状態表示装置と、 前記制御モード選択装置により再循環流量モー
ドが選択された状態で前記出力設定演算器の出力
信号及び再循環流量信号にもとづいて前記再循環
流量制御系の設定値を調整する再循環流量設定演
算器と、 前記原子炉出力演算器の出力信号にもとづき原
子炉出力上昇に追従してタービンの出力設定値を
調整するタービン出力設定演算器と、 を具備したことを特徴とする原子炉発電所の出力
制御装置。[Scope of Claims] 1. A recirculation flow rate control system that controls the rotational speed of a recirculation pump, and a reactor power calculator that calculates the reactor power by inputting signals that are power determining factors in the reactor pressure vessel. and an output setting calculator that calculates the rate of increase in power plant output by inputting the output signal of the reactor output calculator and the setting signal from the power plant output setting device, and an output control mode that is set to control rod operation mode or a control mode selection device for switching to recirculation flow rate control mode, and an operation pattern in the output setting calculator that switches between the control rod operation mode and the recirculation flow rate control mode once before the reactor output reaches the target output. an operation pattern selection device that switches between a first operation pattern that is performed only once and a second operation pattern that is performed multiple times; and an output signal of the output setting calculator when the control rod operation mode is selected by the control mode selection device. and a control rod density setting calculator that determines a control rod control procedure based on the control rod position signal; and an output signal of the power plant based on the output signal of the control rod density setting calculator and the output signal of the output setting calculator. a status display device for displaying a control state; and a status display device for setting the recirculation flow rate control system based on the output signal of the output setting calculator and the recirculation flow rate signal when the recirculation flow rate mode is selected by the control mode selection device. A recirculation flow rate setting calculator that adjusts the value; and a turbine output setting calculator that adjusts the turbine output setting value in accordance with an increase in reactor output based on the output signal of the reactor output calculator. An output control device for a nuclear power plant characterized by:
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57141930A JPS5931495A (en) | 1982-08-16 | 1982-08-16 | Reactor power control device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57141930A JPS5931495A (en) | 1982-08-16 | 1982-08-16 | Reactor power control device |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5931495A JPS5931495A (en) | 1984-02-20 |
| JPH0410039B2 true JPH0410039B2 (en) | 1992-02-24 |
Family
ID=15303452
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57141930A Granted JPS5931495A (en) | 1982-08-16 | 1982-08-16 | Reactor power control device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5931495A (en) |
-
1982
- 1982-08-16 JP JP57141930A patent/JPS5931495A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5931495A (en) | 1984-02-20 |
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