JPH11352284A - 炉心出力調整による原子炉システム圧力制御の方法 - Google Patents

炉心出力調整による原子炉システム圧力制御の方法

Info

Publication number
JPH11352284A
JPH11352284A JP11137918A JP13791899A JPH11352284A JP H11352284 A JPH11352284 A JP H11352284A JP 11137918 A JP11137918 A JP 11137918A JP 13791899 A JP13791899 A JP 13791899A JP H11352284 A JPH11352284 A JP H11352284A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
core
control
adjusting
pressure
turbine
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.)
Withdrawn
Application number
JP11137918A
Other languages
English (en)
Inventor
Douglas Gill Carroll
ダグラス・ジル・カロル
Eugene Charles Eckert
ユージン・チャールズ・エッカート
Lamont Hallner Youngborg
ラモント・ホールナー・ヤングボーグ
Nabil Akram Tamer
ナビル・アクラム・テイマー
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
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 General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JPH11352284A publication Critical patent/JPH11352284A/ja
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00—Control of nuclear power plant
    • G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/12—Regulation of any parameters in the plant by adjustment of the reactor in response only to changes in engine demand
    • G21D3/14—Varying flow of coolant
    • 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
    • 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
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Control Of Turbines (AREA)
  • Control Of Eletrric Generators (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】電気出力を最大にししかも原子炉システム圧力
を許容限度内に保つ状態で沸騰水型原子炉プラントを運
転する方法を提供する。 【解決手段】主タービン制御弁（２２）を一定の定常位
置に保ちながら炉心（１２）熱出力を調整する、タービ
ン発電機（２４）と沸騰水型原子炉（１０）とを有する
発電システム（８）において、炉心熱出力の調整は、炉
心内の制御棒密度を調整するかまたは原子炉を通る流量
を調整することにより可能であり、この流量調整は、可
変周波数再循環ポンプ（４０）の速度を調整するかまた
は再循環流量制御弁（４４）を調整することにより達成
される。本方法は発電システムを通常のタービン制御弁
調整圧力制御から炉心熱出力調整圧力制御に切換えるこ
とを包含する。加えて、本方法は、正常圧力制御を超え
る炉心出力調整圧力制御からの変動に対応するようにバ
イパス弁（５４）閉止バイアスと出力制御バイアスとを
変えることを包含する。圧力過渡値が所定安全範囲外に
ある場合、本方法はシステム圧力制御を標準のタービン
制御弁調整圧力制御に戻し得る。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は一般的には原子力発電プ
ラントの原子炉システム圧力を制御する方法に関し、特
に、炉心出力調整による沸騰水型原子炉の原子炉システ
ム圧力の制御に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）は炉心
を内蔵する圧力容器を含み、炉心は核燃料から熱を奪う
循環冷却材すなわち水に浸されている。水が沸騰して蒸
気となり蒸気タービン発電機の駆動に用いられて電力を
発生させる。蒸気はその後凝縮されそしてその水は閉ル
ープシステムにおいて圧力容器に戻される。配管回路に
より、加熱された水または蒸気が蒸気発生器とタービン
に送給され、そして再循環水または給水が、核燃料を内
蔵する圧力容器に戻される。
【０００３】ＢＷＲには幾つかの従来の閉ループ制御装
置が含まれ、需要に応じてＢＷＲの様々な個別作用を制
御する。例えば、制御棒駆動制御装置（ＣＲＤＣＳ）が
炉心内の制御棒の位置を制御することにより炉心内の棒
密度を制御し、これは炉心内の反応度を定めそして炉心
の出力を定める。従来の再循環流量制御装置（ＲＦＣ
Ｓ）が炉心流量の制御に用いられ、これは炉心内の蒸気
と水との関係を変えるので、炉心の出力を変えるために
使用できる。両制御装置は互いに関連して働き、任意の
時点で炉心の出力を制御して発電プラントの電気出力を
確定する。タービン制御装置（ＴＣＳ）が、圧力調整ま
たは負荷要求に基づいてＢＷＲからタービンへの蒸気流
を制御する。
【０００４】これらの装置と、他の従来の装置の作用
は、ＢＷＲの様々な監視パラメータを利用することによ
り制御される。幾つかの監視パラメータは、炉心流量お
よびＲＦＣＳによりもたらされる流量と、原子炉システ
ム圧力、すなわち、原子炉ドームでまたはタービンの入
口で測定できる圧力容器からタービンに向かって吐出さ
れる蒸気の圧力と、中性子束または炉心出力と、給水温
度および流量と、タービンへの蒸気流量と、ＢＷＲ諸装
置の様々な状態指示値とを包含する。多くの監視パラメ
ータは従来の検知器により直接測定されるが、炉心熱出
力のような他のものは、測定されたパラメータを用いて
従来のように計算される。従来の検知器の出力と計算さ
れたパラメータは緊急保護装置に入力されてプラントの
安全停止を確実にし、必要に応じて原子炉を外部環境か
ら隔離し、そして非常事態中の炉心の過熱を防止する。
【０００５】ＢＷＲの従来の圧力制御は、主タービン制
御弁、すなわち、タービンへの蒸気進入流量制御弁の位
置の自動調整によってなされる。制御装置は、なんらか
の理由で圧力が上昇した場合適当な原子炉圧力制御をな
すように制御弁位置余裕を弁広開（ＶＷＯ）以下に保た
なければならない。もし原子炉圧力が上昇すれば、蒸気
進入制御弁は初期位置より多く開き、こうして原子炉シ
ステム圧力を所望値に回復させる。従来の圧力制御装置
では、蒸気進入制御弁が広開の場合の蒸気流量に比べて
蒸気進入制御弁の正常所望作用点の蒸気流量の余裕は、
適当な性能を保つためには定格蒸気流量の約３％でなけ
ればならない。
【０００６】主タービン制御弁は圧力調整装置と弁サー
ボ装置により制御され、両装置はタービン入口の流量制
御弁の位置を定めるものである。また、幾つかの蒸気バ
イパス弁がプラント設計に含まれる。これらのバイパス
弁はプラントの始動に用いられるとともに、必要に応じ
て過剰蒸気をバイパスするために用いられる。圧力調整
装置はシステム圧力を一入力として用いそして圧力設定
点を第２入力として用いる。各主タービン制御弁は、通
例、制御弁サーボループにより制御され、このサーボル
ープは流量要求対弁位置要求キャラクタライザを有し、
そして実際の弁位置を制御弁サーボループの入力とす
る。バイパス弁は通例同様のサーボループにより制御さ
れる。バイパス弁は、そしてある場合には主制御弁も、
蒸気流量要求に従って、計画された順序で開かれる。
【０００７】現今のＢＷＲの原子炉システム圧力調整
は、主タービン制御弁が変位または調整作用をなして原
子炉システム圧力を保つことを必要とする。前述のよう
に、原子炉システム圧力が減ると、制御弁は原子炉シス
テム圧力を所望値に回復させるように閉じ、あるいは逆
に、原子炉システム圧力が増すと、制御弁は開いて原子
炉システム圧力を所望値に減らす。一例として、多くの
ＢＷＲ型プラントで、主タービン弁は通例全アーク（fu
ll arc）モードで用いられる。すなわち、全タービン流
量制御弁が共に動き、平均位置は広開の５０％に近い。
制御弁調整はこの平均弁位置を中心とする。もし約６０
％を超える弁位置での使用が試みられれば、圧力制御装
置の作用効果は低減しそして安定したプラント運転は通
常維持できない。他のＢＷＲプラントは部分アーク（pa
rtial arc）モードで稼働し、このモードではタービン
制御弁は計画された順序で開かれる。部分アークモード
では、全出力での従来の圧力制御は、主として、１個を
除く全てのタービン制御弁を広開にした状態で達成され
る。最後のタービン制御弁は部分開位置、通例広開の約
３０％で調整作用をなす。主タービン制御弁が全アーク
モードで通常の全出力位置すなわち５０％開位置で作用
している時、タービン制御弁は、各弁を同じシステム圧
力に対して広開にした場合より少ない蒸気流を主タービ
ンに通しており、その結果、発電量はより少なくなる。
電気出力を最大にししかも原子炉システム圧力を許容限
度内に保つ状態でＢＷＲプラントを運転することが望ま
しい。
【０００８】
【発明の概要】上記および他の目的は、主タービン制御
弁を一定の定常位置に保ちながら原子炉の炉心熱出力を
調整する、タービン発電機と沸騰水型原子炉とを有する
発電システムにおけるシステム圧力を制御する方法によ
り達成され得る。一定の定常位置は広開でよいが、広開
の７５％を超える任意の位置でもよい。炉心熱出力の調
整は、炉心内の制御棒密度を調整することにより可能で
ある。代替的に、炉心熱出力の調整は原子炉を通る流量
を調整することにより可能であり、この流量調整は、可
変周波数再循環ポンプの速度を調整するかまたは再循環
流量制御弁を調整することにより達成され得る。
【０００９】本方法は発電システムを通常のタービン制
御弁調整圧力制御から炉心熱出力調整圧力制御に切換え
ることを包含する。加えて、本方法は、正常圧力制御を
超える炉心出力調整圧力制御からの変動に対応するよう
にバイパス弁閉止バイアスと出力制御バイアスとを変え
ることを包含する。もし圧力過渡値が所定安全範囲外に
あれば、本方法はシステム圧力制御を標準のタービン制
御弁調整圧力制御に戻し得る。
【００１０】上述の方法により、ＢＷＲプラントは、原
子炉システム圧力を許容限度内に保ちながら主タービン
制御弁を広開位置で働かせることができる。制御弁を広
開で用いると、プラントはタービンも発電機も大形にす
ることなく発電量を増すことができる。
【００１１】
【実施例の記載】図１は発電システム８の基本部分の概
略図である。この装置にはＢＷＲ１０が含まれ、炉心１
２を内蔵している。水１４が炉心１２の熱出力によって
沸騰し、汽水相１６を経て蒸気１８になる。蒸気１８は
蒸気流路２０の管を通ってタービン流量制御弁２２に流
れる。弁２２は蒸気タービン２４に入る蒸気１８の量を
制御する。蒸気１８はタービン２４の駆動に用いられ、
これにより発電機２６が駆動されて電力を発生する。蒸
気１８は復水器２８に流れ、そこで水１４に戻される。
水１４は給水ポンプ３０により圧送され給水路３２の管
を通って原子炉１０に戻る。上述のシステムは一般に閉
ループシステムと呼ばれる。
【００１２】下記の複数の方程式は、炉心の出力Ｑと、
蒸気流量ωS と、給水流量ωFWと、タービン制御弁２２
の上流の原子炉システム圧力ＰS と、タービン制御弁２
２の下流の圧力ＰCVと、復水器２８内の圧力ＰC との基
本的な関係を示す。通例、復水器２８内の圧力ＰC はゼ
ロと考えられる。また、主タービン制御弁流量特性Ｃ V
は、制御弁２２が閉位置近くから広開位置に移るにつ
れ、比較的小さな値から大きな値に変わる。タービン２
４の流量係数はＣT で表され、これは蒸気流量の小さな
変化に対しては比較的一定と考えてよい。通例、蒸気流
量ωS は、原子炉システムに通じる相当の代替水源が存
在せずまた原子炉システムからの漏れもない時、給水流
量ωFWに等しい。以下の方程式は、２次的な変数、例え
ば、熱損失とポンプ圧送エネルギーと漏流を無視した場
合の基本的な定常関係を表す。主タービン制御弁調整と
炉心出力調整によるシステム圧力制御に関する基本方程
式を以下に示す。
【００１３】蒸気流量ωS はタービン制御弁２２位置Ｃ
V の関数であり、そして制御弁２２での圧力降下はシス
テム圧力ＰS と流量制御弁２２の下流の圧力ＰCVとの差
であり、これは次のように表される。
【００１４】
【数１】
【００１５】タービン制御弁２２とタービン２４を通る
蒸気流量は、タービン制御弁２２とタービン入口との間
に分流路が存在しない時、相等しい。蒸気流量ωS は、
タービン流量係数ＣT と、タービン制御弁２２の下流の
圧力ＰCVと復水器２８の圧力ＰC との圧力差との関数で
あり、圧力ＰC はシステム圧力ＰS に対してゼロに等し
いと考えてよいので、次式が成り立つ。
【００１６】
【数２】
【００１７】方程式１と方程式２を組み合わせると、タ
ービン制御弁２２の流量係数ＣV と、タービン流量係数
ＣT と、タービン制御弁２２の下流の圧力ＰCVとにより
システム圧力ＰS を計算することができる。
【００１８】
【数３】
【００１９】炉心１２の熱出力Ｑは蒸気流量ωS にほぼ
比例する。比例定数Ｋが両パラメータを関係づける。炉
心出力に関する方程式は次式である。
【００２０】
【数４】
【００２１】方程式２と方程式４を組み合わせると、炉
心１２の熱出力Ｑを次式で表すことができる。
【００２２】
【数５】
【００２３】タービン流量制御弁２２の下流の圧力につ
いて解くと、上式は次式になる。
【００２４】
【数６】
【００２５】方程式３と方程式６を組み合わせると、炉
心１２の熱出力Ｑと、炉心出力を蒸気流量と関係づける
定数Ｋと、主タービン流量制御弁係数ＣV と、タービン
流量係数ＣT とによりシステム圧力ＰS を定めることが
できる。
【００２６】
【数７】
【００２７】タービン流量制御弁調整により原子炉圧力
制御を行う従来の方法の場合にシステム圧力ＰS を制御
する変数に関して、方程式７は次のように変形される。
【００２８】
【数８】
【００２９】次の２項、すなわち、
【００３０】
【数９】
【００３１】は一定の炉心出力に対して比較的一定であ
る。この方程式は、原子炉システム圧力ＰS がタービン
流量制御弁流量係数ＣV の２乗の逆数に比例することを
示し、この流量係数は、前述のように、タービン制御弁
２２の位置に線形的に比例する。タービン流量制御弁２
２が原子炉システム圧力の減少に応じて閉じると、蒸気
流量はこの流量制御弁位置変化に応じて減少し、こうし
て蒸気流量が減ることにより原子炉システム圧力は増加
して所望値になる。また逆も起こり得る。
【００３２】本発明による炉心出力Ｑの調整による原子
炉圧力制御の方法の場合にシステム圧力ＰS を制御する
変数に関して、方程式８は次のように変形される。
【００３３】
【数１０】
【００３４】次の２項、すなわち、
【００３５】
【数１１】
【００３６】は一定の蒸気流量に対して比較的一定であ
る。この方程式は、原子炉システム圧力ＰS が、制御弁
流量係数ＣV を含む項に関しては炉心出力Ｑの２乗に比
例し、そしてタービン係数ＣT を含む項に関しては出力
に線形的に比例することを示す。出力Ｑは、実際には、
炉心内の制御棒密度の変化により、あるいは炉心を通る
流量の変化により変えられる。原子炉システム圧力の減
少に応じて制御棒密度が減少するかあるいは炉心を通る
流量が増加すると、炉心出力が増加し、これにより原子
炉システム圧力が増加して所望値に戻る。また逆も起こ
り得る。
【００３７】図２は本発明の一実施例による発電システ
ム８の炉心熱出力調整圧力制御を例示する概略流れ図で
ある。前述のように、発電システム８にはＢＷＲ１０が
含まれ、蒸気１８を発生する。蒸気１８はＢＷＲ１０か
ら蒸気通路２０を通流しさらにタービン制御弁２２を通
ってタービン２４に達し、次いで復水器２８に流れ、そ
こで蒸気１８は液相水１４に変えられる。その後、液相
水１４は給水流路３２を通流してＢＷＲ１０に戻る。ポ
ンプ５８を含む復水器水流路６０が復水器２８とヒート
シンク６２とを連結している。復水器水は閉ループ流路
６０においてポンプ５８により復水器２８からヒートシ
ンク６２に圧送されそして復水器２８に戻る。タービン
２４により発電機２６が駆動されて電力を発生する。バ
イパス弁５４により蒸気がＢＷＲ１０からタービン２４
をバイパスして直接復水器２８に流れ得る。
【００３８】制御棒駆動装置３４と制御棒制御装置３６
がＢＷＲ１０の炉心１２内の制御棒密度を変えて炉心１
２の熱出力を変えるか調整する。炉心１２を再循環する
水も熱出力の制御に用いられる。再循環ポンプ４０によ
り水が圧送されて再循環流路４２の管を通る。通例、再
循環ポンプ４０は可変速度ポンプであり再循環水流量の
制御と調整に役立つ。再循環流量制御用の流量制御弁４
４も再循環流路４２に含まれる。再循環制御装置３８が
再循環ポンプ４０の速度と、流量制御弁４４の作用開位
置とを制御する。
【００３９】圧力検知器４６が流路２０内の蒸気圧力を
測定する。オペレータ制御ステーション５０が圧力制御
装置４８とタービン弁制御装置５２と炉心熱出力制御装
置６４とに連通する。タービン制御弁調整モードでは、
システム蒸気圧力は、最初に圧力検知器４６で蒸気通路
２０内の蒸気圧力を測定することにより制御され、その
際圧力検知器４６はその読みを圧力制御装置４８に入力
する。圧力設定点がオペレータ制御ステーション５０に
おけるオペレータによって圧力制御装置４８に入れられ
る。もし圧力が設定点圧力より高いか低ければ、信号が
タービン弁制御装置５２に送られ、この制御装置は主タ
ービン制御弁２２に弁開閉用の信号を送る。タービン制
御弁２２を開くと、より多くの蒸気がタービン２４に入
り、従ってシステム圧力が下がる。タービン制御弁２２
を閉ざすと、より高い圧力が当該システム内に発生す
る。
【００４０】沸騰水型原子炉発電プラントは１個より多
いタービン制御弁２２を備え得る。通例、４個のタービ
ン制御弁２２が当該システムに存在し、全弁が共に動く
全アークモードで、あるいは、１個以上の弁が調整作用
をなしそして残りの弁が全開位置に留まる部分アークモ
ードで作用する。また、システム安全圧力設定点を超え
た場合、信号がバイパス弁５４に送られて同弁を開くの
で蒸気の分流がタービン２４を迂回して直接復水器２８
に入り、、こうしてシステム圧力を下げる。再循環流量
制御装置３８が信号を可変速度再循環ポンプ４０か流量
制御弁４４に送って再循環流量を制御することにより炉
心１２の熱出力を一定に保つ。復水器２８は復水器水に
よって作用し、復水器水はタービン２４から流れて来る
蒸気１８から熱エネルギーを奪うことにより蒸気１８を
水１４に変える。復水器水は復水器ポンプ５８により復
水器２８から閉ループ流路６０の管を通ってヒートシン
ク６２に圧送されそして復水器２８に戻される。ヒート
シンク６２は、復水器水が復水器２８に還流する前に、
復水器水から熱エネルギーを散逸させる。
【００４１】代表的な場合、前述のような従来の制御弁
調整圧力制御モードから炉心熱出力調整圧力制御モード
への切換えは、オペレータ制御ステーション５０でプラ
ントオペレータによって行われる。しかし、炉心出力調
整モードへの切換えは、所定の要件パラメータが満たさ
れた時自動的に行われてもよい。蒸気流路２０内の蒸気
圧力は圧力検知器４６によって測定され、この検知器は
圧力制御装置４８と炉心熱出力制御装置６４とに入力を
送る。圧力制御装置４８は信号をタービン弁制御装置５
２に送り、制御装置５２は信号を主タービン制御弁２２
に送って一定位置の開弁を保つ。制御弁２２は通常広開
にセットされるが、任意の他の一定位置にセットされて
もよい。制御弁２２は代表的には広開の少なくとも７５
％にセットされる。
【００４２】炉心熱出力を調整するために、炉心熱出力
制御装置６４は、原子炉内の制御棒密度を調整すること
により炉心出力を制御するかまたは炉心１２を通る再循
環水流量を調整し得る。制御棒密度を調整するために、
信号が炉心熱出力制御装置６４によって制御棒駆動制御
装置３６に送られる。次いで、制御棒駆動制御装置３６
は制御棒駆動装置３４に制御棒を上げるか下げるかの指
令を与え、これにより炉心１２内の制御棒密度を変える
か調整する。炉心熱出力は制御棒密度に反比例する。例
えば、制御棒密度が増加するにつれ熱出力は減少し、ま
た逆に、制御棒密度が減少するにつれ炉心熱出力は増加
する。
【００４３】再循環流量を調整するために、炉心熱出力
制御装置６４は信号を再循環流量制御装置３８に送る。
制御装置３８はこの時可変速度ポンプ４０を変速させて
再循環流量を調整する。代替的に、制御装置３８は信号
を再循環制御弁４４に送って弁４４の開位置を調整し、
こうして、炉心１２を通る水の再循環流量を調整する。
再循環流量の調整により炉心熱出力が調整される。
【００４４】図３は本発明の一実施例による発電システ
ム８の炉心熱出力調整圧力制御を例示する機能的な概略
制御ブロック線図である。図３は被検知システム圧力２
００と蒸気管路圧力検知器２０２と圧力設定点調整２０
４と加算器または補償器２０６の機能ブロックを示す。
これらの機能ブロックは、代表的には、蒸気流量要求信
号をタービン制御装置２１０に与える従来の圧力調整機
能に含まれる。当該技術において知られているように、
タービン制御装置２１０は通例、弁位置キャラクタライ
ザと弁位置制御器と電気信号・液圧流量変換器と液圧シ
リンダと流量制御弁と弁位置検知器と液圧パワーユニッ
トとを含み得る。タービン制御装置２１０はまたタービ
ン負荷限度設定点２１２機能ブロックと昇圧バイパス弁
閉止バイアス２１４機能ブロックとを含んでいる。もし
圧力が上昇してタービン負荷限度設定点２１２を超えか
つその昇圧がバイパス弁閉止バイアスを超えれば、バイ
パス弁が開いて蒸気を直接復水器に導く。
【００４５】図３はまた出力調整装置２２０と出力制御
故障論理２３０と出力制御オン２３２と中性子束２３４
と出力制御バイアス２４０それぞれの機能ブロックを示
す。再循環ポンプ可変速度制御装置２５０と再循環流量
制御弁位置制御装置２５４と制御棒位置制御装置２６０
の機能ブロックも示してある。運転中、管２００内の蒸
気圧力が圧力検知器２０２によって測定され、この検知
器は信号を加算器または補償器２０６に送り、これはそ
の圧力を圧力設定点２０４と比較する。次いで、信号が
タービン制御装置２１０と加算器２０８とに送られる。
炉心出力制御２３２をオンにした時、出力制御故障論理
２３０が働く。出力制御故障論理２３０は出力制御装置
２２０を制御装置の故障について監視し、バイパス弁の
位置と、中性子束２３４のレベルを監視し、また出力制
御装置２２０の作用パラメータを許容値に関して監視す
る。もしある変数が公差から外れているかあるいは制御
装置部品が故障状態にあれば、出力制御論理２３０は炉
心出力調整モードへの切換えを許さない。また、もしプ
ラントが出力制御モードで稼働していれば、故障論理２
３０は自動的にタービン制御弁調整モードに戻って許容
可能なシステム圧力を維持する。出力制御モードオン２
３２がオンになった時、出力制御バイアス２４０が設定
信号を加算器２０８に加え、この加算器はまたタービン
負荷限度２１２の値を受ける。これらの信号は加算器２
０６からの圧力誤差信号と合算される。加算器２０８か
らの制御信号は出力調整装置２２０に入力される。この
調整装置は、例えば、比例プラス積分制御装置でよい。
出力調整装置２２０の出力は出力制御装置の一つに送給
され、この一つの制御装置は、再循環ポンプ可変速度制
御装置２５０、再循環流量制御弁位置制御装置２５４、
あるいは制御棒位置制御装置２６０でよい。
【００４６】図４はＢＷＲの炉心出力の定格値に対する
百分率と、炉心流量の定格値に対する百分率との運転上
の関係を示す。従来のタービン制御弁調整圧力制御の運
転領域３００は線３１０の上側境界を有し、この境界線
は制御弁調整モードの運転出力限度を表す。炉心熱出力
調整圧力制御の運転領域３２０は下側境界線３３０を有
する。線３３０は許容システム安定性と、炉心熱出力調
整モードからタービン制御弁調整モードへの切換え中の
プラント過渡挙動とに基づく。領域３２０の上側境界線
３４０は熱出力調整モード圧力制御で発生した最大出力
を表す。図４に示したように、熱出力調整圧力制御を用
いたＢＷＲから発生した最大出力は、タービン制御弁調
整圧力制御を用いた場合より大きい。
【００４７】本発明の様々な実施例の以上の説明から、
本発明の目的が達成されることは明らかである。本発明
を詳細に説示したが、この詳細な説示は単に例示のため
のもので本発明を限定するものではないことを理解され
たい。
【図面の簡単な説明】
【図１】タービン発電機とＢＷＲを備えた発電システム
の基本部分の概略図である。
【図２】炉心熱出力調整圧力制御を適用するＢＷＲを示
す発電システムの概略流れ図である。
【図３】ＢＷＲの炉心出力調整による圧力制御を示す概
略制御図である。
【図４】出力の定格値に対する百分率対炉心流量の定格
値に対する百分率のグラフで、炉心出力調整圧力制御を
適用するＢＷＲの運転領域を示す。
【符号の説明】
８ 発電システム １０ 沸騰水型原子炉 １２ 炉心 １４ 水 １８ 蒸気 ２２ タービン流量制御弁（主タービン制御弁） ２４ 蒸気タービン（主タービン） ２６ 発電機 ３４ 制御棒駆動装置 ３６ 制御棒駆動制御装置 ３８ 再循環流量制御装置 ４０ 再循環ポンプ ４４ 再循環水流量制御弁 ５４ バイパス弁 ６４ 炉心熱出力制御装置
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ラモント・ホールナー・ヤングボーグ アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サ ン・ホセ、ミューアー・ドライブ、5464番 (72)発明者 ナビル・アクラム・テイマー アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サン タ・クララ、モーリシャー・アヴェニュ ー、3078番

Claims (10)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 タービン発電機（２４）と沸騰水型原子
    炉（１０）とを備え、前記沸騰水型原子炉（１０）は炉
    心（１２）を内蔵する圧力容器と制御棒と再循環流量制
    御装置（３８）とを含むような発電システム（８）であ
    って、炉心熱出力が水（１４）を蒸気（１８）に変える
    ことにより前記タービン発電機（２４）を駆動して電力
    を発生させ、そして閉ループにおいて蒸気（１８）が水
    （１４）に戻されそして前記沸騰水型原子炉（１０）に
    戻され、前記タービン発電機（２４）に主タービン制御
    弁（２２）が含まれ前記タービン発電機（２４）に給入
    される蒸気を制御するように構成された発電システム
    （８）におけるシステム圧力を制御する方法であって、
    前記主タービン制御弁（２２）を一定の定常位置にセッ
    トする段階と、前記原子炉の炉心（１２）熱出力を調整
    することにより前記システム圧力を所定範囲内にあるよ
    うに制御する段階とからなる方法。
  2. 【請求項２】 前記主タービン制御弁（２２）を一定の
    定常位置にセットする段階は前記主タービン制御弁（２
    ２）を広開位置にセットする段階からなる請求項１記載
    の方法。
  3. 【請求項３】 前記主タービン制御弁（２２）を一定の
    定常位置にセットする段階は前記主タービン制御弁（２
    ２）を広開の７５％を超える位置にセットする段階から
    なる請求項１記載の方法。
  4. 【請求項４】 炉心（１２）熱出力の調整は前記炉心
    （１２）内の制御棒密度を調整する段階からなる請求項
    １記載の方法。
  5. 【請求項５】 炉心（１２）熱出力の調整は前記炉心
    （１２）を通る再循環水流量を調整する段階からなる請
    求項１記載の方法。
  6. 【請求項６】 前記炉心（１２）を通る再循環水流量の
    調整は、前記再循環流量制御装置（３８）の入力を調整
    する段階をさらに含む、請求項５記載の方法。
  7. 【請求項７】 可変速度再循環ポンプ（４０）を調整す
    ることにより再循環水流量を調整する段階をさらに含む
    請求項６記載の方法。
  8. 【請求項８】 再循環水流量制御弁（４４）を調整する
    ことにより再循環水流量を調整する段階をさらに含む請
    求項６記載の方法。
  9. 【請求項９】 バイパス弁（５４）閉止バイアスと出力
    制御バイアスとを自動的に変えて炉心（１２）出力調整
    に対応する段階をさらに含む請求項１記載の方法。
  10. 【請求項１０】 圧力過渡値が所定範囲外にある時、シ
    ステム圧力制御を炉心（１２）出力調整圧力制御からタ
    ービン制御弁（２２）調整圧力制御に切換える段階をさ
    らに含む請求項１記載の方法。
JP11137918A 1998-05-22 1999-05-19 炉心出力調整による原子炉システム圧力制御の方法 Withdrawn JPH11352284A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US09/082989 1998-05-22
US09/082,989 US6198786B1 (en) 1998-05-22 1998-05-22 Methods of reactor system pressure control by reactor core power modulation

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH11352284A true JPH11352284A (ja) 1999-12-24

Family

ID=22174725

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP11137918A Withdrawn JPH11352284A (ja) 1998-05-22 1999-05-19 炉心出力調整による原子炉システム圧力制御の方法

Country Status (4)

Country Link
US (1) US6198786B1 (ja)
JP (1) JPH11352284A (ja)
DE (1) DE19922476A1 (ja)
SE (1) SE9901718L (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2019148539A (ja) * 2018-02-28 2019-09-05 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 負荷追従装置及びそれを有する原子力発電プラント

Families Citing this family (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
ES2154229B1 (es) * 1999-07-13 2001-10-01 Gen Electric Procedimientos de control de la presion de sistema de reactor, por modulacion de potencia de nucleo del reactor.
US6697447B1 (en) * 1999-12-30 2004-02-24 General Electric Company Maximum extended load line limit analysis for a boiling water nuclear reactor
JP4230638B2 (ja) * 2000-04-10 2009-02-25 株式会社東芝 原子力発電プラントの蒸気タービン制御装置
JP2004534237A (ja) * 2001-07-05 2004-11-11 ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ 沸騰水型原子炉の安全解析を実行する方法及びシステム
US8873698B2 (en) * 2002-12-18 2014-10-28 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Computer-implemented method and system for designing a nuclear reactor core which satisfies licensing criteria
US9047995B2 (en) 2002-12-18 2015-06-02 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Method and system for designing a nuclear reactor core for uprated power operations
US8135106B2 (en) * 2004-04-23 2012-03-13 Areva Np Inc. Protection of reactor cores from unstable density wave oscillations
US10217536B2 (en) * 2005-03-31 2019-02-26 U.S. Department Of Energy System for the highly autonomous operation of a modular liquid-metal reactor with steam cycle
JP4850536B2 (ja) * 2006-02-27 2012-01-11 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 自然循環型原子炉の出力制御装置及び自然循環型原子炉の出力制御方法
US8009788B2 (en) * 2006-02-28 2011-08-30 Hitachi, Ltd. Monitoring method and monitoring program for boiling water reactor, and acoustic damping method for boiling water reactor
US7634043B2 (en) * 2006-12-21 2009-12-15 General Electric Company Protection systems for and methods of operating nuclear boiling water reactors
EP2014880A1 (en) * 2007-07-09 2009-01-14 Universiteit Gent An improved combined heat power system
US8054933B2 (en) * 2007-12-17 2011-11-08 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Chemical injection system and chemical delivery process/method of injecting into an operating power reactor
BRPI1007723A2 (pt) 2009-05-12 2018-03-06 Icr Turbine Engine Corp sistema de armazenamento e conversão de turbina a gás
US8866334B2 (en) 2010-03-02 2014-10-21 Icr Turbine Engine Corporation Dispatchable power from a renewable energy facility
US8984895B2 (en) 2010-07-09 2015-03-24 Icr Turbine Engine Corporation Metallic ceramic spool for a gas turbine engine
US8669670B2 (en) 2010-09-03 2014-03-11 Icr Turbine Engine Corporation Gas turbine engine configurations
US8141336B1 (en) * 2010-09-08 2012-03-27 General Electric Company Combined cycle power augmentation by efficient utilization of atomizing air energy
US9051873B2 (en) 2011-05-20 2015-06-09 Icr Turbine Engine Corporation Ceramic-to-metal turbine shaft attachment
US9620252B2 (en) * 2012-04-17 2017-04-11 Bwxt Mpower, Inc. Island mode for nuclear power plant
US10094288B2 (en) 2012-07-24 2018-10-09 Icr Turbine Engine Corporation Ceramic-to-metal turbine volute attachment for a gas turbine engine
JP2015222230A (ja) * 2014-05-23 2015-12-10 株式会社東芝 原子力プラントの出力制御方法及び出力制御システム
CN110824927B (zh) * 2019-11-29 2022-06-03 江苏方天电力技术有限公司 具有自适应学习特征的火电机组一次调频精确调节方法

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA886244A (en) * 1968-02-23 1971-11-16 Canadian General Electric Company Limited Control of pressure in primary coolant system of nuclear reactor
US4150546A (en) * 1976-12-03 1979-04-24 General Electric Company Method and apparatus for load following with a single-cycle boiling moderator-coolant nuclear reactor
JPS5390591A (en) * 1977-01-19 1978-08-09 Hitachi Ltd Nuclear reactor protector
FR2476369B1 (fr) * 1980-02-15 1985-06-14 Framatome Sa Procede de regulation de la puissance fournie par un reacteur nucleaire a eau sous pression a une turbine a vapeur
JPS5726794A (en) * 1980-07-25 1982-02-12 Hitachi Ltd Load control system of atomic power plant
JPS59133497A (ja) * 1983-01-21 1984-07-31 株式会社日立製作所 再循環流量制御装置
JPS61193099A (ja) * 1985-02-22 1986-08-27 株式会社東芝 沸騰水型原子力発電プラントの負荷追従制御装置
JPS62118010A (ja) * 1985-11-15 1987-05-29 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 発電プラントの制御装置
JPS62131903A (ja) * 1985-12-03 1987-06-15 Toshiba Corp 蒸気タ−ビン速度制御装置
JPS63129105A (ja) * 1986-11-19 1988-06-01 Hitachi Ltd タ−ビン制御装置
US5268939A (en) * 1992-10-19 1993-12-07 General Electric Company Control system and method for a nuclear reactor

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2019148539A (ja) * 2018-02-28 2019-09-05 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 負荷追従装置及びそれを有する原子力発電プラント

Also Published As

Publication number Publication date
US6198786B1 (en) 2001-03-06
SE9901718D0 (sv) 1999-05-11
SE9901718L (sv) 1999-11-23
DE19922476A1 (de) 1999-11-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US6198786B1 (en) Methods of reactor system pressure control by reactor core power modulation
KR910002987B1 (ko) 전동력 범위용 증기발생기 자동 급수 제어방법
US4437313A (en) HRSG Damper control
US5268939A (en) Control system and method for a nuclear reactor
US3931500A (en) System for operating a boiling water reactor steam turbine plant with a combined digital computer and analog control
JP3875021B2 (ja) 沸騰水型原子炉のための最大拡張負荷線限界解析
WO1989009996A1 (en) Automatic steam generator control at low power
JPS6136604A (ja) ポンプ及びポンプ・モ−タを保護する方法と装置
KR100584835B1 (ko) 원자력발전소 증기발생기의 급수제어시스템 및 그 제어방법
JPH0221558B2 (ja)
JP4038142B2 (ja) 原子炉出力制御装置
JPS6390605A (ja) 蒸気発生プラントの制御装置
Gan et al. A Study on Energy Saving of Condensate Pump Speed Regulation improvement for CPR1000 Nuclear Power Unit
JPS62131903A (ja) 蒸気タ−ビン速度制御装置
KR820002166B1 (ko) 제어 시스템
Wang et al. Research on Automatic Control of Primary Loop Temperature and Pressure Increase Process Under NS/SG Mode in NPPs
JPS62210205A (ja) タ−ビン制御装置
JPS63115098A (ja) 原子力発電所タ−ビン協調制御装置
JPS6158903A (ja) 原子炉のタ−ビン制御装置
JPH01269093A (ja) 原子炉給水制御装置
KR810001339B1 (ko) 원자력 발전소용 급수제어 시스템
JPH0241720B2 (ja)
JPS62165194A (ja) Ｂｗｒ型原子力発電プラントの制御装置
JPH0245601A (ja) タービン制御装置
JPS63184098A (ja) 沸騰水型原子力発電所の発電出力制御方法

Legal Events

Date Code Title Description
A300 Withdrawal of application because of no request for examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300

Effective date: 20060801