PL114087B1 - Control system for nuclear power plants with boiling water - Google Patents

Control system for nuclear power plants with boiling water Download PDF

Info

Publication number
PL114087B1
PL114087B1 PL1976191922A PL19192276A PL114087B1 PL 114087 B1 PL114087 B1 PL 114087B1 PL 1976191922 A PL1976191922 A PL 1976191922A PL 19192276 A PL19192276 A PL 19192276A PL 114087 B1 PL114087 B1 PL 114087B1
Authority
PL
Poland
Prior art keywords
pressure
reactor
boiling water
control system
nuclear power
Prior art date
Application number
PL1976191922A
Other languages
English (en)
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 filed Critical
Publication of PL114087B1 publication Critical patent/PL114087B1/pl

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/08Regulation of any parameters in the plant
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Control Of Turbines (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

Przedmiotem wynalazku jest uklad regulacji dla silowni jadrowej z wrzaca woda, zawierajacej reaktor d jedna lub szereg turbin parowych, z któ¬ rych kazda jest zaopatrzona w ca najmniej jeden przewód pary z zaworem regulacyjnym, oraz sród- 5 ki regulacyjne do stabilizacji cisnienia w reakto¬ rze z wrzaca woda.
(Reaktory z wrzaca woda dotad w ten sposób pracowaly, ze cisnienie pary w reaktorze jest utrzymywane na stalym poziomie, przez regulator 10 cisnieiniia, który oddzialywuje na zawory reguluja¬ ce turbin i zawory obejsciowe. Zmiany cisnienia w reaktorze, iz powodu zmiany objetosci pecherzy¬ ków pary, w wodnie sluzacej jako moderator po¬ woduja zmiany reaktywnosci. W wiekszosci 15 znanych rodzajów reaktorów szybki wzrost cisnie¬ nia powoduje zwiekszenie strumienia neutronów, a przez to zwiekszenie doprowadzenia ciepla.
Wskutek tego wystepuje zwiekszone wytwarzanie pary. 20 W celu opanowania, dynamicznego tych proce¬ sów i zapobiezenia powstawaniu zaklócen równo¬ wagi z tego wzgledu, ze zbyt duze i chwilowe zmiany sitamienia neutronów prowadza do wy¬ laczenia reaktora, konieczne jest zastosowanie re- 25 gulatora szytokodzialajacego, zwlaszcza regulatora PID. Wystepuje jednak problem doboru punktu pomiaru.
Najlepszym sposobem pozwalajacym szybko na¬ stawiac regulator jest pomiar cisnienia w poblizu 30 zaworów turbiny. Przy pomiarze w zbiorniku cisnieniowym a wlasciwie w miejscu, gdzie cisnie¬ nie powinno byc rzeczywiscie stale, wprowad^za sie* w ukladzie regulacji czas opóznienia, który jest utrzymywany przez dilugi przewód parowy i moze osiagac przy duzych silowniach wiele dziesietnych sekund. Ten czas opóznienia zwalnia regulacje i ze utrudnione jest unikniecie wylaczenia reaktora w przypadku zaburzen.
Pomiar cisnienia przy zaworach regulacyjnych ma równiez niedogodnosci, .poniewaz przy duzych silowniach jadrowych istnieje na ogól szereg po¬ dzielonych przewodów parowych, które prowadza ze zbiornika cisnieniowego reaktora do turbiny. Na tych przewodach powstaja spadki cisnienia, uza¬ leznione od ilosci pary. Przez to cisnienie reakto¬ ra, przy stalym cisnieniu przed zaworami, pod¬ wyzszone jest o to straty cisnienia zalezne od ilosci. Dalsze problemy powstaja z tego samego powodu przy sprawdzaniu zaworów. Te problemy moga byc wprawdizie rozwiazane, kiedy dobiera sie przy wiekszych ilosciach zaworów równolegle punkty .pomiarowe i kiedy wartosc srednia z tych róznych cisnien pomiarowych doprowadza sie do regulatora. Poizostaje jednak fakt, ze nie tylko sprawdzanie zaworów, ale takze zmiany obciazenia powoduja niepozadane zmiany cisnienia w reakto¬ rze.
Uklad regulacji wedlug wynalaTku unika tych niedogodnosci przez to, ze cisnienie reaktora od- 114 0873 114 087 4 dzialuje na regulator, a^--cisnienie, bezposrednio przed zaworami regulujacymi oddzialuje na regu¬ lator P lub PD i ze sygnaly wyjsciowe tych re¬ gulatorów zlicza sie ^czlonie sumujacym, którego wyjscie jest polaczone^ z zaworem regulujacym.
Korzystnie jest, gdy pomiedzy punktami pomia¬ rowymi a regulatorem jest umieszczony prze¬ ksztaltnik wartosci zmierzonej cisnienia.
Jesli sa przewaidziane dwa przewody doprowa¬ dzajace pare do jednej turbiny, wówczas wartosci pomiiarowe obydwu pomiarów cisnienia, w prze¬ wodach parowych, przed zaworami, doprowadzane sa korzystnie najpierw przez przeksztaltnik war- tos*cT izmierzonej -cisowenda do czlonu sumujacego, np. ' monitora wartosci sredniej, którego wartosc wejsciowa podawana-. jest na regulator P lulb PD.
'Zaleta- jest to, ze iutrzyimiuje sie stale cisnienie w ^zUiornikoi cisndetnifcwym reaktora, przy najlep¬ szej dynamice regulacji cisnienia w punktach po¬ miarowych przy czlonach nastawczych.
Przedmdot wynalazku jest uwidoczniony w przy¬ kladnie wykonania na rysainku schematycznym.
Z reaktora 1 para prowadzona jest przez dwa odidizdelne przewody zasilajace 3, 4 do turbiny pa¬ rowej. 5. Regulowanie ilosci, pary w obydwu prze¬ wodach 3, 4 nastepuje za pomoca oddzielnych za¬ worów regulujacych 7 i 8. W punktach pomiaro¬ wych 10 i 11, bezposrednio przed zaworami regu¬ lujacymi 7, 8 naistepuije ispadek cisnienia. To cis¬ nienie dziala na przeksztaltnik wartosci zmierzonej cisnienia 13 lufo 14, którego wyjscia sa polaczone z czlonem sumujacym 16, w którym nastepuje tworzenie wartosci sredniej z wartosci pomiaro¬ wych przeksztaltników 13, 14. Wartosc srednia podaje sie do regulatora 18, korzystnie regulatora ?P lub PD.
Z drugiej strony pomiar cisnienia w zbiorniku 10 15 20 25 30 35 cisnieniowym reaktora 1 nastepuje za pomoca . prze¬ ksztaltnika wartosci: zmierzonej cisnienia 30, które¬ go wyjscie jest przylaczone do regulatora 22, ko¬ rzystnie regulatora I.
Wyjscie tego regulatora 22 i wyjscie regulatora 18 doprowadza sie do czlonu sumujacego 24. Ta wartosc wynikowa, to znaczy rozmiar wielkosci regulacji, jest doprowadzana teraz do regulacji zaworów regulujacych 7, 8 czyli czlonów nastaw- czych. Sa one przestawiane w celu utrzymywania wartosci zadanej cisnienia w reaktorze 1.
Z aiis trze z en i a patentowe 1. Uklad regulacji dla silowni jadrowej z wrza¬ ca woda, zawierajacej reaktor i jedlna lub szereg turbin parowych,, z których kazda jest zaopatrzo¬ na w co najmniej jeden przewód pary z zaworem regulacyjnym, oraz srodki regulacyjne do stabili¬ zacji cisnienia w reaktorze z wrzaca woda, zna¬ mienny tym, ze cisnienie reaktora odd na regulator J (22), a cisnienie w punktach po¬ miarowych (10, 11), bezposrednio przed zaworami regulujacymi (7, lub 8), oddzialywuje na regulator P lub PD i ze sygnaly wyjsciowe tych regulato¬ rów (18, 22) zlicza sie w czlonie sumujacym (24), którego wyjscie jest polaczone z zaworem regu¬ lujacym, (7, lub 8). 2. Uklad wedlug zastrz. 1, znamienny tym, ze miedzy punktamd .pomiarowymi (10, 11), a regu¬ latorem (18) jest umieszczony przeksztaltnik war¬ tosci zmierzonej cisnienia (13 lub 14). 3. Uklad wedlug zastrz. 1, znamienny tym, ze zawory regulujace (7 i 8) sa umieszczone na prze¬ wodach (3 i 4) doprowadzajacych pare, które sa polaczone z czlonem sumujacym, (16), np. moni^ tora wartosci sredniej, wlaczonym przed dalszym regulatorem (18). m^ 1TH i 20 U 11 I—ks PZGraf. Koszalin D-74 85 egz. A-4 Cena 45 zl
PL1976191922A 1975-08-22 1976-08-20 Control system for nuclear power plants with boiling water PL114087B1 (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CH1089575A CH589345A5 (pl) 1975-08-22 1975-08-22

Publications (1)

Publication Number Publication Date
PL114087B1 true PL114087B1 (en) 1981-01-31

Family

ID=4367955

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PL1976191922A PL114087B1 (en) 1975-08-22 1976-08-20 Control system for nuclear power plants with boiling water

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4096030A (pl)
CH (1) CH589345A5 (pl)
DE (1) DE2542139A1 (pl)
FR (1) FR2321749A1 (pl)
PL (1) PL114087B1 (pl)
SE (1) SE416689B (pl)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2461389A1 (de) * 1974-12-24 1976-07-08 Hochtemperatur Kernkraftwerk Verfahren fuer den betrieb von kernreaktoren

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3247069A (en) * 1960-07-13 1966-04-19 Combustion Eng Control of nuclear power plant
US3128233A (en) * 1961-08-07 1964-04-07 Gen Electric Control of single cycle power system having a steam generating reactor
CH397884A (de) * 1962-09-10 1965-08-31 Sulzer Ag Verfahren zur Regelung einer Kernreaktoranlage und Kernreaktoranlage zur Ausübung des Verfahrens
CH405517A (de) * 1963-05-17 1966-01-15 Sulzer Ag Verfahren und Vorrichtung zur Regelung einer Reaktoranlage
CH404818A (de) * 1963-09-19 1965-12-31 Sulzer Ag Verfahren und Vorrichtung zur Bestimmung der augenblicklichen Leistungsabgabe eines Atomkernreaktors
NL145386B (nl) * 1964-11-16 1975-03-17 Combustion Eng Verbetering van de werkwijze voor het verkrijgen van een de momentele energieafgifte van een kernreactor representerend meetsignaal.
FR1594251A (pl) * 1967-12-12 1970-06-01

Also Published As

Publication number Publication date
CH589345A5 (pl) 1977-06-30
SE416689B (sv) 1981-01-26
SE7609207L (sv) 1977-02-23
FR2321749B3 (pl) 1979-05-18
FR2321749A1 (fr) 1977-03-18
US4096030A (en) 1978-06-20
DE2542139A1 (de) 1977-03-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4039846A (en) Control of a steam-heating power plant
US3423285A (en) Temperature control for a nuclear reactor
KR910002987B1 (ko) 전동력 범위용 증기발생기 자동 급수 제어방법
JPS6045400B2 (ja) 原子炉の負荷追従方法および装置
GB1520069A (en) Control system for a nuclear power producing unit
KR20050010328A (ko) 원자력발전소의 급수제어밸브 운전차압을 고려한급수제어시스템 및 그 제어방법
US4088182A (en) Temperature control system for a J-module heat exchanger
US3253994A (en) Method of controlling a nuclear reactor plant and apparatus therefor
US3356577A (en) Apparatus for determining the instantaneous output of a nuclear reactor
PL114087B1 (en) Control system for nuclear power plants with boiling water
KR870001610A (ko) 발전플랜트의 제어장치
US3306044A (en) Regulating system for reducing the effect of heat fluctuations on forced-flow steam boilers in power plants
US3164135A (en) Monotube boiler feedwater and steam temperature control
GB914517A (en) Boiling water nuclear reactor and method for controlling the same
US3561406A (en) Flow-through steam generator
SU648143A3 (ru) Система регулировани расхода и давлени пара
CN209978017U (zh) 锅炉汽包给水调节系统
CN115970912B (zh) 一种利用离心机电流控制真空制盐湿式自动加剂的方法
CA1048662A (en) Control system for a nuclear power producing unit
RU2740641C1 (ru) Многопозиционное устройство экстренного снижения мощности ядерного реактора
Rumsey et al. Energy use in tomato paste evaporation
CA1097184A (en) Flow control system
RU2470391C1 (ru) Способ управления ядерной энергетической установкой с реактором водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки
SU1667731A1 (ru) Способ централизованного теплоснабжени двух радиотипных по аккумулирующей способности потребителей теплоты и система дл его осуществлени
US4271673A (en) Steam turbine plant