JPS5977009A - How to protect nuclear turbines - Google Patents
How to protect nuclear turbinesInfo
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- JPS5977009A JPS5977009A JP18686982A JP18686982A JPS5977009A JP S5977009 A JPS5977009 A JP S5977009A JP 18686982 A JP18686982 A JP 18686982A JP 18686982 A JP18686982 A JP 18686982A JP S5977009 A JPS5977009 A JP S5977009A
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Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、湿シ域で運転される蒸気タービンの応力管理
によるタービン保眼力法に関するものであって、特に原
子力用蒸気タービンのロータに発生する応力音制御、管
理して該蒸気タービンロータするのに好適なタービン促
成方法に関するものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Application of the Invention] The present invention relates to a method for maintaining turbine acuity by managing stress in a steam turbine operated in a humid region, and in particular, the present invention relates to a method for maintaining turbine acuity by managing stress in a steam turbine operated in a humid region. The present invention relates to a turbine acceleration method suitable for stress sound control and management of the steam turbine rotor.
従来一般に、原子力タービンの負荷変化に伴うロータの
応力管理は、化カケ直接的に計測せずに第1図に示すよ
うな管理図表によって行っている。Conventionally, rotor stress management due to changes in the load of a nuclear power turbine has generally been performed using a control chart as shown in FIG. 1, without directly measuring the deterioration of the rotor.
同図において横軸は負荷率の変化量、縦軸は負荷変化に
要する最少時間全表わしており、示された4本の曲線u
ン、(ロ)、e9.に)は、それぞれ負荷変化の前後に
おける小さい方の負荷率が、0%、10%、20%、3
0%である場合のカーブである。In the figure, the horizontal axis represents the amount of change in the load factor, and the vertical axis represents the minimum time required for the load change, and the four curves u shown
N, (b), e9. ), the smaller load factor before and after the load change is 0%, 10%, 20%, and 3.
This is a curve when it is 0%.
例えば20%のカーブp−9は、負荷率が20ス葱1ら
それ以上に増加する場合と、負荷率が減少して20%に
なる場合との両方に用いられる。For example, a curve p-9 of 20% is used both when the load factor increases to 20 scallions and above and when the load factor decreases to 20%.
ところが近年、原子力タービンによる発電プラントにお
いて、外線系統の故障時に一時的に所内単独運転を行な
うことが要望されるようになった。However, in recent years, in power plants using nuclear power turbines, there has been a demand for temporary isolated operation within the plant in the event of a failure in the outside line system.
所内単独運転は外線系統の負荷を切り離してプラント内
の消費電力のみtまかなうもので、定格運転に比して著
しく軽負荷運転である。In-plant isolated operation cuts off the load of the external line system and covers only the power consumption within the plant, and is a significantly lighter load operation than rated operation.
この所内単独運転に入る際および正常運転に復元する際
、急激な負荷変化のためタービンロータに大きい熱応力
がかかり、ロータ寿命ケ消耗させる。また、原子力発電
プラントにおける正常の起動、停止、並びに計画外停止
、起動の頻度が増那する傾向にあり、これらによっても
ロータに熱応力を生じてロータ寿命を消耗する。更に、
将来、原子力発電プラントの中間負荷運転の要求が生じ
るものと予測され、これによってもロータの熱応力を生
抹てロータ寿命が消耗する。こうした碩情のもとに、原
子力タービンロータの応力管理の必要性が大きくなって
いる。When entering the plant's isolated operation and restoring normal operation, a large thermal stress is applied to the turbine rotor due to the sudden load change, which reduces the life of the rotor. Furthermore, the frequency of normal startups and shutdowns as well as unplanned shutdowns and startups in nuclear power plants tends to increase, and these also generate thermal stress on the rotor and shorten its lifespan. Furthermore,
In the future, it is predicted that nuclear power plants will be required to operate at intermediate loads, which will also reduce the thermal stress on the rotor and shorten its lifespan. Under these circumstances, there is a growing need for stress management in nuclear turbine rotors.
第2図は、蒸気タービンの負荷が変化する場合のタービ
ンロータの温度変化と応力変化の一例會示す図表である
。本図表の上半は温度を表わし、1は高圧第1段蒸気温
度、2はロータ表面温度、3はロータ中心孔温度である
。本図表の下半は応力を表わし、4はロータ中心孔応力
、5はロータ表面応力、6はロータ残留応力、7は圧縮
降伏点である。今、冷機起動の場合、すなわちロータ温
度はほぼ室温に等しく、高温の蒸気が流入する場合につ
いて説明する。まず、蒸気流入に伴い、破線て示したロ
ータ表面温度2け上昇し、同じく破線で示したロータ表
面応力5Fi圧縮応カケ生ずる。FIG. 2 is a chart showing an example of temperature changes and stress changes in the turbine rotor when the load on the steam turbine changes. The upper half of this chart represents temperature, where 1 is the high pressure first stage steam temperature, 2 is the rotor surface temperature, and 3 is the rotor center hole temperature. The lower half of this diagram represents stress; 4 is the rotor center hole stress, 5 is the rotor surface stress, 6 is the rotor residual stress, and 7 is the compressive yield point. Now, we will explain the case of cold start, that is, the case where the rotor temperature is approximately equal to room temperature and high temperature steam flows in. First, with the inflow of steam, the rotor surface temperature increases by two degrees, indicated by a broken line, and a compressive stress 5Fi occurs on the rotor surface, also indicated by a broken line.
ここで一番熱応力が高くなるのは、ディスクつけ根など
応力集中のある部分で、その応力はマイナス降伏点7會
越えて圧縮方向の塑性変形音生じさせる。その結果、定
常状態に移行した際、引張りの残留応力6會生ずる。一
方、この過程で一点鎖線で示したロータ中心孔温度3の
変化によって、実線で示したロータ表面と逆向きのロー
タ中心孔応力4を生じる。タービンを停止する際はロー
タ温度よりも蒸気温度1の方が急速に下降する。このと
きロータ表面応力5(破線)は点(ホ)のごとく引張シ
応力を生じ、ロータ中心孔圧力4(実線)は点(へ)の
ごとく圧縮応力を生じる。Here, the thermal stress is the highest in areas where stress is concentrated, such as the base of the disk, and the stress exceeds the minus yield point by 7 mm, causing plastic deformation noise in the compression direction. As a result, when the steady state is reached, a tensile residual stress of 6 hours is generated. On the other hand, in this process, a change in the rotor center hole temperature 3 shown by a dashed line causes a rotor center hole stress 4 in the opposite direction to the rotor surface shown by a solid line. When the turbine is stopped, the steam temperature 1 falls more rapidly than the rotor temperature. At this time, the rotor surface stress 5 (broken line) produces a tensile stress as indicated by the point (E), and the rotor center hole pressure 4 (solid line) produces a compressive stress as indicated by the point (E).
このような熱応力の発生に対して、従来原子力タービン
では、前記第1図の曲線によシ負荷変化の許容変化中及
び時間を確保することでロータ応力を監視する方法tと
っていた。In order to deal with the occurrence of such thermal stress, conventional nuclear power turbines have adopted a method of monitoring rotor stress by securing the allowable load change period and time according to the curve shown in FIG.
従来の火力タービンでは、第3図に示すような応力管理
システムを構成し、タービン第1段後の蒸気圧力検出器
8の検出信号を熱応力演算器10に入力させると共に、
蒸気温度検出器26の検出信号をΔT演算器9全介して
上記の熱応力演算器10に入力させ、上記と並行してロ
ータ回転数測定器11の検出信号を遠心応力演算器12
に入力させる。上記の熱応力演算器10の演算結果と、
遠心応力演算器12の演算結果とを合成応力演算器13
に入力させて合成応カケ求め、その結果に基づいてクリ
ープ損耗演算器15、およびロータ応力判定器16によ
って状況判定を行ない、継続運転17、又は弁調整18
のいずれかを決める。In a conventional thermal power turbine, a stress management system as shown in FIG.
The detection signal of the steam temperature detector 26 is input to the thermal stress calculator 10 through the ΔT calculator 9, and in parallel with the above, the detection signal of the rotor rotation speed measuring device 11 is input to the centrifugal stress calculator 12.
input. The calculation result of the above thermal stress calculator 10,
The calculation result of the centrifugal stress calculation unit 12 is combined with the calculation result of the centrifugal stress calculation unit 13.
Based on the results, the creep wear calculator 15 and the rotor stress determiner 16 determine the situation and continue operating 17 or adjust the valve 18.
Decide on one.
弁調整をする場合は調整指令信号18aによって弁開閉
器19’に介して加減弁25が開閉制御される。When adjusting the valve, the adjustment valve 25 is controlled to open or close by the adjustment command signal 18a via the valve switch 19'.
上述のようなロータ応力の監視方法によって原子力ター
ビン全管理すると欠配の如き欠点がある。If a nuclear power turbine is completely managed by the rotor stress monitoring method as described above, there are drawbacks such as failure.
欠点の一つは、第3図の監視システムによって第1図に
示した図表に基づく制御を行なうと、第1図に示された
負荷変化幅及び負荷変動幅では、実際運転の多岐にわた
る運転変化モード、特に事故時の負荷遮断又は前記所内
単独運転などの急激な負荷変化及び回転数変化に対する
応力管理が出来なかった。また、このような事故後の再
起動及び負荷上昇に対して、並びに所内単独運転後の負
荷上昇に対し、ロータの温度管理の精度が良くないため
必要以上時間を要したり、または通常の負荷変化曲線に
より応力過大となる危険性があった。One of the drawbacks is that when the monitoring system shown in Fig. 3 performs control based on the diagram shown in Fig. 1, the load change width and load fluctuation width shown in Fig. 1 cannot be controlled due to the wide range of operational changes in actual operation. In particular, it was not possible to manage stress in response to sudden load changes and rotational speed changes such as load shedding during an accident or isolated operation within the plant. In addition, due to the poor accuracy of rotor temperature control, it may take longer than necessary to respond to restarts and load increases after such accidents, or to load increases after isolated operation within the plant, or if the load increases under normal load. There was a risk of excessive stress due to the change curve.
従来のロータ応力の監視方法のもうひとつの欠点は、原
子力タービンは湿り蒸気中で運転されることが多いので
、蒸気温度計も湿シ蒸気域にあり、熱応力が問題となる
急激な負荷変化並びに蒸気温度変化に対し、温度計指示
値が追従しきれず精度の高い応力管理を行なえないとい
う不具合にある。Another disadvantage of traditional rotor stress monitoring methods is that nuclear turbines are often operated in humid steam, so the steam thermometer is also in the humid steam range, which means that there are no rapid load changes where thermal stress becomes a problem. Another problem is that the thermometer reading cannot fully follow changes in steam temperature, making it impossible to perform highly accurate stress management.
本発明の目的は、原子力タービンの如く主として湿シ蒸
気で運転される蒸気タービンのロータの熱応力を高精度
で求めて精度の高い応力管理を行ない得る、原子力ター
ビンの保護方法ケ提供するにある。SUMMARY OF THE INVENTION An object of the present invention is to provide a method for protecting a nuclear power turbine, which can accurately determine the thermal stress of the rotor of a steam turbine that is operated mainly with wet steam, such as a nuclear power turbine, and can perform highly accurate stress management. .
上記の目的を達成するため、本発明は原子力タービン等
の湿シ域にて運転される蒸気タービンにおいて、湿シ域
の圧力を検出し、この圧力から蒸気量にて一義的に決ま
る飽和温度とから、蒸気タービンロータの熱応力全算出
しロータの応力管理を行うものである。これにより蒸気
タービンに発生する熱応力を精度よく求めることが出来
るので、応力會常に規定値内に入れるよう正確な制御を
行うことが出来、以ってタービンを安全に運転させるこ
とが出来る。In order to achieve the above object, the present invention detects the pressure in the humid region of a steam turbine such as a nuclear turbine that is operated in a humid region, and uses this pressure to determine the saturation temperature, which is uniquely determined by the amount of steam. From this, the total thermal stress of the steam turbine rotor is calculated and stress management of the rotor is performed. As a result, the thermal stress generated in the steam turbine can be determined with high accuracy, so accurate control can be performed so that the stress is always within a specified value, and the turbine can therefore be operated safely.
次に、本発明の一実施例?第4図乃至第6図について説
明する。Next, an example of the present invention? 4 to 6 will be explained.
第4図は原子力タービンのi −s線図である。FIG. 4 is an i-s diagram of a nuclear turbine.
原子炉発生蒸気はA点に位置し、定格負荷では高圧ター
ビン入口は8点にある。高圧タービン内で仕事をするこ
とにより、高圧タービン出口は0点となる。、0点の蒸
気は湿分分離器によってエンタルピ(縦軸)が上昇し、
低圧タービン入口においてD点になる。そして低圧ター
ビン内で仕事ケして、同低圧タービン出口では排気圧カ
線e上の点Eとなる。The reactor generated steam is located at point A, and at rated load the high pressure turbine inlet is located at point 8. By performing work within the high pressure turbine, the high pressure turbine outlet becomes a zero point. , the enthalpy (vertical axis) of the steam at point 0 increases due to the moisture separator,
Point D is at the inlet of the low pressure turbine. Then, work is done in the low pressure turbine, and at the outlet of the low pressure turbine it becomes a point E on the exhaust pressure line e.
部分負荷の場合は蒸気タービン入口蒸気量の減少により
、各段の圧力が低下し、前記B、C,D。In the case of partial load, the pressure at each stage decreases due to the decrease in the amount of steam at the steam turbine inlet.
E点は各々Bl、CI、DI、E1点に移行する。Point E moves to points Bl, CI, DI, and E1, respectively.
通常原子力タービンの最低負荷は定格の25%である。Typically, the minimum load for nuclear turbines is 25% of rating.
また蒸気タービンの各段落圧力が急激に低下する所内単
独運転時には所内負荷は3%程度と小さいが、原子炉側
にて給水流trt’に40%程度要求するため高圧ター
ビン抽気量が多く、従って所内単独運転時には高圧ター
ビン入口流量が所内負荷に比べて比較的多く、高圧第1
段後は湿シ域の状態にある。すなわち回転数上昇または
降下時以外は高圧第1段後よシ低圧側の段落は湿シ域に
ある、
第5図に湿シ蒸気における圧力と飽和温度の関係を示す
。この図から明らかなように、段落が湿シ蒸気域にある
場合は、段落圧力が検出されれば蒸気表より段落の蒸気
温度は一義的に決定される特性がある。In addition, during station isolated operation where the pressure of each stage of the steam turbine rapidly decreases, the station load is small at about 3%, but the reactor side requires about 40% of the feed water flow trt', so the high-pressure turbine bleed air amount is large. During station independent operation, the high pressure turbine inlet flow rate is relatively large compared to the station load, and the high pressure
The area after the stage is in a humid state. In other words, except when the rotational speed increases or decreases, the stage on the low-pressure side after the high-pressure first stage is in the humid region. Figure 5 shows the relationship between pressure and saturation temperature in humid steam. As is clear from this figure, when the stage is in the wet steam region, the steam temperature of the stage is uniquely determined from the steam table if the stage pressure is detected.
以上述べたごとく、原子カタービンにおいてはそのほと
んどの負荷変化において高圧第1没後以降の段落は湿シ
蒸気域で運転されることから、湿シ蒸気での運転変化特
有の応力制御音する必要がある。つまシ、湿シ蒸気にお
ける温度計の温度変化は、湿シのために追随性が悪いの
で、乾き蒸気の場合のように急激な変化に追従しきれな
い。この問題を解決するために本発明方法は、段落の圧
力全検出することによシ、第5図で述べ几如く圧力から
飽和温度への換算を一義的に変換して、高精度でかつ追
従性よく蒸気温度を検出する。ただし、蒸気が過熱域に
ある場合は蒸気表による圧力→温度換算ができないので
、蒸気が過熱域にある場合(例えば起動における回転数
上昇中)においては、温度計にて蒸気温度を監視し、湿
り域へ移行時に湿シ度計ア該蒸気が湿り域にあることを
確認して検出圧力から温度換算することにより、蒸気温
度監視が可能である。As mentioned above, in most of the load changes in nuclear turbines, the stages after the first high-pressure stage are operated in the wet steam region, so it is necessary to create stress control sounds specific to operating changes in wet steam. . A thermometer has a poor ability to track temperature changes in wet steam due to the humidity, so it cannot follow sudden changes like in the case of dry steam. In order to solve this problem, the method of the present invention detects all the pressures in the paragraphs, uniquely converts the pressure to saturation temperature as shown in Figure 5, and achieves high accuracy and tracking. Detects steam temperature with ease. However, if the steam is in the superheated range, it is not possible to convert pressure to temperature using the steam table, so if the steam is in the superheated range (for example, when the rotation speed is increasing during startup), monitor the steam temperature with a thermometer. Steam temperature can be monitored by confirming that the steam is in the humid area with a hygrometer when moving to the humid area and converting the detected pressure to temperature.
そこで、上述のような条件下で本発明の方法を適用して
ロータの応力管理全行うのであるが、段落圧力検出位置
として、高圧第1段後口部、高圧第1段後、高圧排気部
、低圧第1段後口部、低圧第1段後、低圧最終段前後等
が考えられ、る。Therefore, under the above-mentioned conditions, the method of the present invention is applied to fully manage the rotor stress.The stage pressure detection positions are the high pressure first stage rear mouth, the high pressure first stage rear, and the high pressure exhaust part. , after the low-pressure first stage, after the first low-pressure stage, before and after the final low-pressure stage, etc.
上記基本的考え刃金もとに本発明の方法を実施するため
に構成した応力管理システムのブロック図全第6図に示
す。この実施例は高圧第1没後全対象としたものである
。A block diagram of a stress management system configured to carry out the method of the present invention based on the above basic idea is shown in FIG. 6. In this embodiment, all the objects were subjected to the high-pressure first immersion.
従来技術によるタービン監視のために構成した応力管理
システムを示し几第3図と同一の図面参照番号を付した
高圧第1段後圧力検出器8、ΔT演算器9、ロータ熱応
力演算器101回転数測定器11.ロータ遠心応力演算
器12、合成応力演算器13、運転時間計測器14、ク
リープ損耗演算器15、ロータ応力判定器16、継続運
転17.。A stress management system configured for turbine monitoring according to the prior art is shown.The high-pressure first stage rear pressure detector 8, the ΔT calculator 9, and the rotor thermal stress calculator 101 rotation are given the same drawing reference numbers as in FIG. 3. Number measuring device 11. Rotor centrifugal stress calculator 12, composite stress calculator 13, operation time measuring device 14, creep wear calculator 15, rotor stress determiner 16, continuous operation 17. .
弁調整器18、弁開閉器19、加減弁25、及び高圧筒
1段後温度検出器26は従来技術における応力管理シス
テム(第3図)と同様乃至類似の構成部分である。The valve regulator 18, the valve opener 19, the control valve 25, and the high pressure cylinder first stage temperature detector 26 are the same or similar components as in the prior art stress management system (FIG. 3).
本発明方法を実施するために構成した応力管理システム
の一例(第6図)におけるシステム構成上の特徴は、仮
想線で示したQ部分を付設したところにある。即ち、高
圧第1段後圧力検出器8によって検出された信号出方を
温度変換器20に介して蒸気温度選定器22に入力せし
める。上記の温度変換器20は第5図に示した飽和蒸気
圧カ一温度カーブを記憶させてあって、入力された蒸気
圧力を温度に換算する機能上布している。上記の換算は
蒸気表によって行ってもよム。本発明において蒸気表と
は蒸気圧カ一温度カーブケ含む意である。A feature of the system configuration of an example of a stress management system (FIG. 6) configured to carry out the method of the present invention is the addition of a Q portion shown by a phantom line. That is, the signal output detected by the high-pressure first stage post-pressure detector 8 is input to the steam temperature selector 22 via the temperature converter 20. The above-mentioned temperature converter 20 stores the saturated steam pressure/temperature curve shown in FIG. 5, and is used to convert the input steam pressure into temperature. The above conversion can also be done using a steam table. In the present invention, the steam table includes the vapor pressure and temperature curves.
高圧第1段後の蒸気温度を検出する温度検出器26の信
号出力も前記の蒸気温度選定器22に入力せしめる。A signal output from a temperature detector 26 for detecting the steam temperature after the high-pressure first stage is also input to the steam temperature selector 22.
更に、高圧第1段後の蒸気の湿シ度を検出する湿シ度検
出器21i設け、その信号出方を前記の蒸気温度選定器
22に入力せしめる。Furthermore, a humidity detector 21i for detecting the humidity of the steam after the high-pressure first stage is provided, and its signal output is inputted to the steam temperature selector 22.
上記の蒸気温度選定器22は湿υ度検出器21の信号出
力會受け、これに基づいて次のように作動するように構
成しである。即ち、湿9度〉0のときは温度変換器20
によって換算された蒸気温度ケ表わす信号tΔT演算器
9に与える。また、湿多度=Oのときは温度検出器26
で検出された蒸気温度を表わす信号音ΔT演算器9に与
える。The steam temperature selector 22 is configured to receive the signal output from the humidity/temperature detector 21 and operate as follows based on the signal output. That is, when the humidity is 9 degrees > 0, the temperature converter 20
A signal tΔT representing the steam temperature converted by is given to the calculator 9. Also, when humidity = O, the temperature sensor 26
A signal tone representing the steam temperature detected at .DELTA.T is given to the .DELTA.T calculator 9.
上記の蒸気温度選定器22は比較演算機能も有する構造
とし、上に述べた温度変換器2oによる換算蒸気温度と
、温度検出器26による実測蒸気温度とを比較して、比
較結果を記録器24に記録させる。さらに、同蒸気温度
選定器22は、湿り度検出器21が湿シ蒸気状態である
ことケ検出している場合において、温度変換器2oによ
る算出温度と温度検出器26による実測温度との偏差が
予め与えられた基準値ケ越えるとG報器23乞作動せし
めるように構成しである。The steam temperature selector 22 described above has a structure that also has a comparison calculation function, and compares the converted steam temperature by the temperature converter 2o described above with the actual steam temperature measured by the temperature detector 26, and records the comparison result on the recorder 24. record it. Furthermore, the steam temperature selector 22 detects that the deviation between the temperature calculated by the temperature converter 2o and the actual temperature measured by the temperature detector 26 is The configuration is such that when a predetermined reference value is exceeded, the G alarm 23 is activated.
次に、上述した第6図の管理システムを用いて本発明の
タービン保護方法を実施した一例を説明する。Next, an example in which the turbine protection method of the present invention is implemented using the above-mentioned management system shown in FIG. 6 will be described.
高圧初段に設置された圧力検出器8、温度検出器26及
び湿シ度検出器21にて検出された高圧初段後の圧力p
H温度T!及び湿シ度M1は、蒸気温度選定器22にて
判定され選定さKる。すなわち湿シ度h4.>oのとき
は圧力検出器にて検出された圧力P1′t−蒸気表にて
換算した温度TIO會高圧初段後没後度とし、湿シ度M
1=0のときは温度検出器に−C検出された温度Tlk
l正高圧初段後度として選定する。Pressure p after the high pressure first stage detected by the pressure detector 8, temperature detector 26 and humidity detector 21 installed in the high pressure first stage
H temperature T! and the humidity level M1 are determined and selected by the steam temperature selector 22. That is, the humidity level h4. > o, the pressure detected by the pressure detector is P1't - the temperature converted from the steam table TIO high pressure first stage, and the humidity M
When 1=0, the temperature Tlk detected by the temperature detector -C
l Select as the positive high voltage first stage rear.
このようにして選定された初段後温度T1゜またはTI
と、初段後圧力P1よシロータ表面の熱伝達率を計算
し、演算器9で算出された温度変化ΔTによシ熱応力演
算器10にて熱応力σT?計算する。このようにして熱
応力σ↑を算出すると、これに基づいてロータの応力管
理を行うことができる。即ち、各時点におけるロータの
応力が許容応力を越えないように管理すること、並びに
、長期間の使用におけるロータの熱疲労の進行度を算定
して点検整備を行うことができる。The temperature after the first stage selected in this way T1° or TI
Then, the heat transfer coefficient of the rotor surface is calculated based on the first stage post-pressure P1, and the thermal stress σT? calculate. If the thermal stress σ↑ is calculated in this way, stress management of the rotor can be performed based on this. That is, it is possible to manage the stress of the rotor at each point in time so that it does not exceed the allowable stress, and to perform inspection and maintenance by calculating the degree of thermal fatigue of the rotor during long-term use.
上述の実施例において杜、蒸気表によって換算した蒸気
温度に基づいてロータ温度を算出してロータの応力管理
を行ったが、同様にして蒸気表で換算した蒸気温度に基
づいてタービンケーシング温度を算出し、上記の算出ロ
ータ温度と算出ケーシング温度とのいずれか一方、若し
くは両方の変化からロータ応力管理方法うこともできる
。In the above example, the rotor temperature was calculated based on the steam temperature converted by the steam table and stress management of the rotor was performed, but the turbine casing temperature was similarly calculated based on the steam temperature converted by the steam table. However, a rotor stress management method can also be determined based on changes in either or both of the calculated rotor temperature and the calculated casing temperature.
以上説明したよう罠5本発明の原子カターピ/保護方法
は、蒸気タービンの蒸気圧力音検出し、上記の圧力を蒸
気表によって飽和蒸気温度に換算し、この温度に基づい
て当該蒸気タービンのロータ若しくはケーシング等の、
蒸気に接触する主要構成部材の温度を算定してタービン
ロータの応力管理を行なうことにより、主として湿り蒸
気で運転される蒸気タービンのロータの熱応力を高精度
で求めて精度の高い応力管理を行ない、蒸気タービンの
保役を図ることができるので、特に原子力タービンの保
護に好適である。As explained above, the atomic catharp/protection method of the present invention detects the steam pressure sound of a steam turbine, converts the above pressure into a saturated steam temperature using a steam table, and based on this temperature, the rotor of the steam turbine or casing etc.
By calculating the temperature of the main components that come into contact with steam and managing the stress of the turbine rotor, we can accurately determine the thermal stress of the rotor of steam turbines that are mainly operated with wet steam and perform highly accurate stress management. Since the steam turbine can be maintained in service, it is particularly suitable for protecting nuclear power turbines.
前記の実施例について述べたように、タービンの主要構
成部材であるタービンロータとタービンケーシングとの
内の少なくとも何れか一方の温度を算定し、これに基づ
いてロータの応力管理をすることができる。As described in the above embodiment, the temperature of at least one of the turbine rotor and the turbine casing, which are the main constituent members of the turbine, can be calculated, and stress in the rotor can be managed based on this.
前述の実施例について、更に詳細な応力管理方法を次罠
述べる。Regarding the above-mentioned embodiment, a more detailed stress management method will be described below.
回転数測定器11よシ求められた回転数からロータ遠心
応力演算器12にて遠心応力σvk計算し先に計算し友
熱応力σTとの合成応力σF+σ↑t5運転時間計測器
14にて記憶し几運転時間よりクリープ損耗演算器15
で4算したクリープ損耗勿考慮した一回あたりのあらか
じめ予定される応力を許容値として、ロータ応力判定器
16で1比較判定し、合成応力が許容値以下ならば継続
運転指示17に行ない、また合成応力が許容値以上であ
れば弁調節器1″8を通じ弁開閉器19にてタービンの
回転数上昇または降下並びに負荷上昇または降下に応じ
て加減弁25’lir調節することによシ、遠心応力及
び熱応力の調at計ると共に、運転時間計測器14にて
計測された運転時間によシロータ寿命損耗量を積算し記
憶する。このようにしてロータの寿命損耗Jlt−算出
すると残存耐用時間が高精度で推定できるので、適正な
時期に点検整備を行ない、無駄なくしかも完全に蒸気タ
ービンの保atすることができる。The centrifugal stress σvk is calculated by the rotor centrifugal stress calculator 12 from the rotational speed determined by the rotational speed measuring device 11, and the resultant stress σF+σ↑t5 is calculated first and is stored in the operating time measuring device 14. Creep wear and tear calculator 15 from operation time
The rotor stress determiner 16 makes a comparison judgment using the pre-scheduled stress per cycle, which is calculated by 4 and takes into account the creep loss, as an allowable value, and if the resultant stress is less than the allowable value, a continuous operation instruction 17 is issued, and If the resultant stress exceeds the allowable value, the valve controller 1''8 adjusts the control valve 25'lir according to the increase or decrease in the rotational speed of the turbine and the increase or decrease in the load using the valve switch 19. In addition to measuring the stress and thermal stress, the rotor life wear and tear is integrated and stored based on the operating time measured by the operating time measuring device 14. In this way, the rotor life loss Jlt- is calculated, and the remaining service life is calculated. Since it can be estimated with high accuracy, inspection and maintenance can be carried out at appropriate times and the steam turbine can be completely maintained without waste.
上記実施例のごとく、本発明ケ適用して算出した熱応力
と、回転数から算出した遠心応力との合力を求めて応力
管理上行なうと、実際条件と精密にシュミレートした応
力管理が可能となる。As in the above example, if stress management is performed by finding the resultant force of the thermal stress calculated by applying the present invention and the centrifugal stress calculated from the rotation speed, stress management that accurately simulates the actual conditions becomes possible. .
さらに、前記の算出熱応力を稼動時間について積算する
と、ロータのクリープ痔命奮勘案し7を適正かつ精密な
応力管理tすることができる。Further, by integrating the calculated thermal stress with respect to the operating time, it is possible to appropriately and precisely manage the stress in consideration of the rotor's creep stress.
上記のごとく、長期的な寿命損耗を監視する他、稼動中
の各時点においてロータ応力が許容応力に対して如何な
る比率であるかt算定し、この比率が100%を越えな
いように制御することも有効な保護手段であシ、これ全
自動的に制御すると無人的に応力管理ができる。As mentioned above, in addition to monitoring long-term wear and tear, it is necessary to calculate the ratio of rotor stress to allowable stress at each point in time during operation, and to control this ratio so that it does not exceed 100%. This is also an effective protection measure, and if it is fully automatically controlled, stress management can be done unmanned.
また、第6図に示した管理システムのように、19度検
出器21を設け、蒸気が湿り蒸気である場合には換算蒸
気温度を用い、蒸気が乾き蒸気である場合には実測蒸気
温度?用いて応力を算出して応力管理を行なうと、例え
は原子力蒸気タービンの起動における回転数上昇中など
のごとく蒸気条件が乾き状態になった場合にも適正な管
理ケすることができる。In addition, as in the management system shown in Fig. 6, a 19 degree detector 21 is provided, and when the steam is wet steam, the converted steam temperature is used, and when the steam is dry steam, the actual steam temperature is used. If the stress is calculated using this method and stress management is performed, appropriate management can be performed even when the steam conditions become dry, such as when the rotational speed is increasing during startup of a nuclear steam turbine.
第6図の管理システム図について説明したように、蒸気
圧力から換算した飽和蒸気温度と温度検出器によって直
接的に検出した蒸気温度とが、当該蒸気タービンの蒸気
が湿り蒸気である場合において一定値以上の偏差?生じ
たとき自動的にこれを記録し、又は警報する装置を設け
、上記の偏差が一定値以上になったときは何らかの異常
勿発生したものと判断すると、圧力や温度の検出器又は
演算器の異常?早期に発見することができる。As explained in the management system diagram in Figure 6, the saturated steam temperature converted from the steam pressure and the steam temperature directly detected by the temperature detector are constant values when the steam in the steam turbine is wet steam. More deviation? A device will be installed to automatically record or alarm when this occurs, and if the above deviation exceeds a certain value, it will be determined that some kind of abnormality has occurred, and the pressure or temperature detector or calculator will be activated. Abnormal? Can be detected early.
また、前述の実施例について説明したように、蒸気圧力
の検出及び蒸気温度の検出、並びに蒸気が湿り蒸気であ
るか乾き蒸気であるかの検出は、それぞれ、蒸気タービ
ンの高圧初段入口、高圧初段後、高圧排気部、低圧筒1
股入口、低圧第1段後、低圧最終段前、低圧最終段後、
及び中間段の内の少なくとも1個所において行なうと、
ロータ温度及び応力の算出を適正に演算することができ
る。In addition, as described in the above embodiment, the detection of steam pressure, the detection of steam temperature, and the detection of whether steam is wet steam or dry steam are performed at the high-pressure first stage inlet of the steam turbine, respectively. Rear, high pressure exhaust section, low pressure cylinder 1
Crotch inlet, after low pressure first stage, before low pressure final stage, after low pressure final stage,
and at least one of the intermediate stages,
The rotor temperature and stress can be calculated appropriately.
また、第6図に示した管理システムにおいて、湿り度検
出器21の設置を省略し、予め設定したタービン出力値
と実際運転出力との比較によって蒸気の湿シ度を判定す
ることもできる。この方法を用いると湿シ度検出器21
が不要となる、タービン保護システムの構成が簡単で安
価となる。Furthermore, in the management system shown in FIG. 6, the humidity level detector 21 may be omitted and the steam humidity level may be determined by comparing a preset turbine output value with the actual operating output. Using this method, the humidity detector 21
This eliminates the need for a turbine protection system, making the configuration of the turbine protection system simple and inexpensive.
第1図は従来の原子力タービンの応力管理に用いられて
いる管理図表、第2図は蒸気温度変化に伴うロータ応力
の発生状態?示す図表、第3図は従来の火力タービンに
用いられている管理システム図、第4図は原子力タービ
ンのi −s線図、第5図は湿シ蒸気の圧力と飽和温度
との関係盆示す蒸気線図、第6図は本発明の原子力ター
ビンの保護方法ケ実施するために構成した蒸気タービン
管理システム図の一例である。
■・・・高圧初段入口度、2・・・ロータ表面温度、3
・・・ロータ中心孔温度、4・・・ロータ中心孔応力、
5・・・ロータ表面応力、6・・・残留応力、7・・・
マイナス降伏点、8・・・高圧第1段後圧力検出器、9
・・・ΔT演算器、lO・・・ロータ熱応力演算器、1
1・・・回転数測定器、12・・・ロータ遠心応力演算
器、13・・・合成応力演算器、14・・・運転時間計
測器、15・・・クリープ損耗演算器、16・・・ロー
タ応力判定器、エフ・・・継続運転、18・・・弁調整
器 19・・・弁開閉器、20・・・圧力?飽和温度に
変換する変換器、21・・・湿り度検出器、22・・・
蒸気温度変化器、23・・・警報器、24・・・記録器
、25・・・加減弁、26・・・高圧筒1段後温度検出
器。
代理人 弁珂士 秋本正実
茅I目
罠符尖杷10I隆頁荷七対すうメツ
茅2目
片用
$5目
蕉気圧力 0ムン
第6目
17 /≦ lσFigure 1 is a control chart used for stress management in conventional nuclear turbines, and Figure 2 shows the state of rotor stress generation due to steam temperature changes. Figure 3 is a diagram of the management system used in a conventional thermal power turbine, Figure 4 is an i-s diagram of a nuclear turbine, and Figure 5 is a diagram showing the relationship between the pressure of wet steam and the saturation temperature. The steam diagram in FIG. 6 is an example of a diagram of a steam turbine management system configured to carry out the nuclear turbine protection method of the present invention. ■...High pressure first stage inlet temperature, 2...Rotor surface temperature, 3
...Rotor center hole temperature, 4...Rotor center hole stress,
5... Rotor surface stress, 6... Residual stress, 7...
Minus yield point, 8...High pressure first stage rear pressure detector, 9
...ΔT calculator, lO... Rotor thermal stress calculator, 1
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1... Rotation speed measuring device, 12... Rotor centrifugal stress computing device, 13... Composite stress computing device, 14... Operating time measuring device, 15... Creep wear computing device, 16... Rotor stress determiner, F...Continuous operation, 18...Valve regulator 19...Valve switch, 20...Pressure? Converter for converting to saturation temperature, 21... Humidity detector, 22...
Steam temperature change device, 23...Alarm, 24...Recorder, 25...Adjustment valve, 26...Temperature detector after the first stage of high pressure cylinder. Agent Benkaushi Masami Akimoto I eye trap mark Tsubame 10 I Takashi Kaura 7 vs. Umetsu Kaya 2 eyes $5 Air pressure 0 Mun 6th eye 17 /≦ lσ
Claims (1)
気衣によって飽和温度に換算し、この温度に基づいて当
該蒸気タービンの主要構成部材の温度を算定してタービ
ンロータの応力管理を行なうこと全特徴とする原子力タ
ービン保護方法。 2 前記蒸気タービンの主要構成部材の温度は、これt
ロータ温度とケーシング温度との内の少なくとも何れか
一方とし、算定した主要構成部材の温度に基づいてロー
タの熱応力を算出してロータの応力管理を行なうことを
特徴とする特許請求の範囲第1項に記載の原子力タービ
ンの保護方法。 3、前記のロータの熱応力に、同ロータの遠心応力?加
算して合成応力?算出し、この合成応力に基づいてロー
タの応力管理全行うことを特徴とする特許請求の範囲第
2項に記載の原子力タービン保護方法。 4、前記のロータ熱応力に基づくロータの応力管理は、
上記の熱応力と当該蒸気タービンの運転継続時間とによ
シロータのクリープ寿命を算出して行なうものであるこ
と全特徴とする特許請求の範囲第2項又は同第3項に記
載の原子カタービン保腰方法。 5、前記のロータのへ力管理は、算出したロータ応力が
許容応力會越えないように自動制御するものであること
全特徴とする、特許請求の範囲第1項乃至第4項の内の
何れか一つに記載の原子力タービンの保護方法。 6、前記の算出熱応力に基づくロータの応力管理は、蒸
気タービンの蒸気が湿シ蒸気であるか乾き蒸気であるか
全勘案し、湿シ蒸気である場合には蒸気圧力から換算し
た飽和蒸気温度に基づいてロータの応力算出上行ない、
乾き蒸気である場合には温度検出器によって直接的に検
出した蒸気温度に基づいてロータの応力算出を行なうも
のであること全特徴とする、特許請求の範囲第1項乃至
同第5項の内の何れか一つに記載の原子力タービンの保
護方法。 7、前記の蒸気圧力から換算した飽和蒸気温度と温度検
出器によって直接的に検出した蒸気温度とが、当該蒸気
タービンの蒸気が湿り蒸気である場合において一定値以
上の偏差を生じたとき、異nが発生したものと判断する
ことを特徴とする特許請求の範囲第6項に記載の原子力
タービンの保護方法。 8、前記の蒸気圧力の検出及び蒸気温度の検出、並びに
蒸気が湿シ蒸気であるか乾き蒸気であるかの検出は、そ
れぞれ、蒸気タービンの高圧初段入口、高圧初段後、高
圧排気部、低圧最終段後口、低圧第1段後、低圧最終段
前、低圧最終段後、及び中間段の内の少なくとも1個所
において行なうこと全特徴とする特許請求の範囲第6項
又は同第7項に記載の原子力タービン保護方法。 9、前記の、蒸気が湿シ蒸気であるか乾き蒸気であるか
の判定は、予め設定したタービン出力値と実際運転出力
との比較によって行なうこと?特徴とする、特許請求の
範囲第6項又は同第7項に記載の原子力タービン保護方
法。[Claims] 1. Detect the steam pressure of the steam turbine, convert the above pressure into a saturation temperature using a steam jacket, calculate the temperature of the main components of the steam turbine based on this temperature, and adjust the temperature of the turbine rotor. A method of protecting a nuclear power turbine, the entire feature of which is stress management. 2 The temperature of the main components of the steam turbine is t
Claim 1, characterized in that the stress management of the rotor is performed by calculating the thermal stress of the rotor based on the calculated temperature of the main component, using at least one of the rotor temperature and the casing temperature. Methods for protecting nuclear power turbines as described in Section. 3. In addition to the thermal stress of the rotor mentioned above, is there centrifugal stress of the same rotor? Add to result in composite stress? 3. The method for protecting a nuclear power turbine according to claim 2, wherein all stress management of the rotor is performed based on the calculated resultant stress. 4. Rotor stress management based on the rotor thermal stress described above:
The atomic turbine maintenance system according to claim 2 or 3 is characterized in that the creep life of the rotor is calculated based on the thermal stress and the continuous operation time of the steam turbine. Waist method. 5. Any one of claims 1 to 4, characterized in that the rotor force management is automatically controlled so that the calculated rotor stress does not exceed an allowable stress level. A method for protecting a nuclear turbine according to one of the above. 6. Rotor stress management based on the above calculated thermal stress takes into consideration whether the steam in the steam turbine is wet steam or dry steam, and if it is wet steam, calculates the saturated steam calculated from the steam pressure. Perform rotor stress calculation based on temperature,
In the case of dry steam, the stress of the rotor is calculated based on the steam temperature directly detected by a temperature sensor. A method for protecting a nuclear turbine according to any one of the above. 7. If the saturated steam temperature converted from the steam pressure and the steam temperature directly detected by the temperature sensor differ by a certain value or more when the steam in the steam turbine is wet steam, an error occurs. 7. The nuclear turbine protection method according to claim 6, characterized in that it is determined that n has occurred. 8. The above-mentioned steam pressure detection, steam temperature detection, and detection of whether steam is wet steam or dry steam are carried out at the high-pressure first stage inlet, after the high-pressure first stage, high-pressure exhaust section, and low-pressure steam turbine, respectively. According to claim 6 or 7, the process is performed at at least one of the following: after the final stage, after the first low-pressure stage, before the final low-pressure stage, after the final low-pressure stage, and at an intermediate stage. Nuclear turbine protection method described. 9. Should the above-mentioned determination of whether the steam is wet steam or dry steam be made by comparing the preset turbine output value with the actual operating output? A nuclear power turbine protection method according to claim 6 or 7, characterized in that:
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP18686982A JPS5977009A (en) | 1982-10-26 | 1982-10-26 | How to protect nuclear turbines |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP18686982A JPS5977009A (en) | 1982-10-26 | 1982-10-26 | How to protect nuclear turbines |
Related Child Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3462387A Division JPS62189302A (en) | 1987-02-19 | 1987-02-19 | Method for protecting atomic energy turbine |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5977009A true JPS5977009A (en) | 1984-05-02 |
| JPH0120283B2 JPH0120283B2 (en) | 1989-04-14 |
Family
ID=16196090
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP18686982A Granted JPS5977009A (en) | 1982-10-26 | 1982-10-26 | How to protect nuclear turbines |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5977009A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN100449118C (en) * | 2003-10-16 | 2009-01-07 | 通用电气公司 | Method and apparatus for controlling steam turbine input flow to limit casing and rotor thermal stress |
-
1982
- 1982-10-26 JP JP18686982A patent/JPS5977009A/en active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN100449118C (en) * | 2003-10-16 | 2009-01-07 | 通用电气公司 | Method and apparatus for controlling steam turbine input flow to limit casing and rotor thermal stress |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0120283B2 (en) | 1989-04-14 |
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