JP2001091689A - 超臨界圧軽水冷却炉の起動方法 - Google Patents
超臨界圧軽水冷却炉の起動方法Info
- Publication number
- JP2001091689A JP2001091689A JP31143399A JP31143399A JP2001091689A JP 2001091689 A JP2001091689 A JP 2001091689A JP 31143399 A JP31143399 A JP 31143399A JP 31143399 A JP31143399 A JP 31143399A JP 2001091689 A JP2001091689 A JP 2001091689A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- starting
- steam
- water
- valve
- reactor
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- 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
Abstract
(57)【要約】
【課題】 超臨界圧軽水冷却炉の起動時の熱の損失を減
らすとともに起動時間を短縮するため、亜臨界圧で核加
熱を開始する起動方法を提供する。 【解決手段】 起動時における亜臨界圧での運転のた
め、起動系を主蒸気系から分岐して設置する。起動系配
管２０の一方は、主蒸気管３の主蒸気隔離弁５の下流に
起動系入口弁２１を介して接続する。起動系配管２０の
もう一方は、主蒸気管３の主蒸気系閉止弁６の下流に起
動系出口弁２２を介して接続する。起動系には気水分離
器２３が備わっており、ここで二相状態で流入する冷却
水を蒸気と水に分離する。蒸気は主蒸気管３にもどす。
ドレン水は気水分離器ドレン弁２４を経て復水器１０に
直接放出されるか、あるいはアディッショナルヒータ１
８を通じて熱を回収した後、気水分離器水位制御弁２５
を経て復水器１０に放出される。
らすとともに起動時間を短縮するため、亜臨界圧で核加
熱を開始する起動方法を提供する。 【解決手段】 起動時における亜臨界圧での運転のた
め、起動系を主蒸気系から分岐して設置する。起動系配
管２０の一方は、主蒸気管３の主蒸気隔離弁５の下流に
起動系入口弁２１を介して接続する。起動系配管２０の
もう一方は、主蒸気管３の主蒸気系閉止弁６の下流に起
動系出口弁２２を介して接続する。起動系には気水分離
器２３が備わっており、ここで二相状態で流入する冷却
水を蒸気と水に分離する。蒸気は主蒸気管３にもどす。
ドレン水は気水分離器ドレン弁２４を経て復水器１０に
直接放出されるか、あるいはアディッショナルヒータ１
８を通じて熱を回収した後、気水分離器水位制御弁２５
を経て復水器１０に放出される。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は原子炉の起動方法、
特に、超臨界圧軽水冷却炉の起動方法に関する。
特に、超臨界圧軽水冷却炉の起動方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】超臨界圧軽水冷却炉は、将来型の原子炉
としてこれまで設計研究がなされ、公知である。（岡芳
明「超臨界圧軽水炉の概念」原子力工業、第３８巻１１
月号、ページ７１−７７（１９９２））その特徴は、冷
却材に超臨界圧軽水を用いることと、給水ポンプで昇圧
された冷却水の全量が原子炉を冷却した後タービンへと
向かう貫流直接サイクルを採用していることである。そ
のため、システムの大幅な簡素化が期待でき、経済性に
優れた原子炉概念として注目されている。
としてこれまで設計研究がなされ、公知である。（岡芳
明「超臨界圧軽水炉の概念」原子力工業、第３８巻１１
月号、ページ７１−７７（１９９２））その特徴は、冷
却材に超臨界圧軽水を用いることと、給水ポンプで昇圧
された冷却水の全量が原子炉を冷却した後タービンへと
向かう貫流直接サイクルを採用していることである。そ
のため、システムの大幅な簡素化が期待でき、経済性に
優れた原子炉概念として注目されている。
【０００３】超臨界圧軽水冷却炉は従来の原子炉とシス
テムが大幅に異なるため、従来の原子炉で用いられてき
た起動方法をそのまま採用することはできない。一方、
火力では超臨界圧軽水冷却で貫流直接サイクルを採用し
たプラントが存在するが、熱源がボイラーであり再熱を
ボイラーに戻して行うことができるなど原子炉とは機能
が大きく異なっており、超臨界圧軽水冷却炉で超臨界圧
火力プラントの起動方法を採用することもできない。
テムが大幅に異なるため、従来の原子炉で用いられてき
た起動方法をそのまま採用することはできない。一方、
火力では超臨界圧軽水冷却で貫流直接サイクルを採用し
たプラントが存在するが、熱源がボイラーであり再熱を
ボイラーに戻して行うことができるなど原子炉とは機能
が大きく異なっており、超臨界圧軽水冷却炉で超臨界圧
火力プラントの起動方法を採用することもできない。
【０００４】超臨界圧軽水炉の起動方法としては、超臨
界圧まで加圧した後に原子炉を起動し核加熱を行う方法
がこれまでに唯一提案されている。（東京電力「超臨界
圧軽水炉炉心とプラントシステム」新型炉研究会（第５
回）報告書、ＵＴＮＬ−Ｒ−０３３４、ページ１１−１
５（１９９６））しかしながら、タービン起動時に約８
０％の蒸気を復水器に直接放出しなければならないな
ど、熱の損失が大きいという問題があった。また、超臨
界圧までシステムを昇圧した後に核加熱を開始すると、
熱応力を抑えるために温度上昇を緩やかにする必要があ
り、起動時間が長くなるという問題もあった。
界圧まで加圧した後に原子炉を起動し核加熱を行う方法
がこれまでに唯一提案されている。（東京電力「超臨界
圧軽水炉炉心とプラントシステム」新型炉研究会（第５
回）報告書、ＵＴＮＬ−Ｒ−０３３４、ページ１１−１
５（１９９６））しかしながら、タービン起動時に約８
０％の蒸気を復水器に直接放出しなければならないな
ど、熱の損失が大きいという問題があった。また、超臨
界圧までシステムを昇圧した後に核加熱を開始すると、
熱応力を抑えるために温度上昇を緩やかにする必要があ
り、起動時間が長くなるという問題もあった。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】超臨界圧軽水冷却炉
は、従来の軽水炉や超臨界圧火力プラントのいずれとも
異なったシステムを有しており、これらで用いられてき
た従来の起動方法を採用することはできない。また、超
臨界圧軽水冷却炉の起動方法としてこれまでに唯一提案
されている上記の方法では、超臨界圧まで加圧した後に
核加熱を開始するため、熱の損失が大きくなるとともに
起動時間が長くなるという問題があった。
は、従来の軽水炉や超臨界圧火力プラントのいずれとも
異なったシステムを有しており、これらで用いられてき
た従来の起動方法を採用することはできない。また、超
臨界圧軽水冷却炉の起動方法としてこれまでに唯一提案
されている上記の方法では、超臨界圧まで加圧した後に
核加熱を開始するため、熱の損失が大きくなるとともに
起動時間が長くなるという問題があった。
【０００６】本発明の目的は、超臨界圧軽水冷却炉の起
動時の熱の損失を減らすとともに起動時間を短縮するた
め、亜臨界圧で核加熱を開始する起動方法を提供するこ
とである。
動時の熱の損失を減らすとともに起動時間を短縮するた
め、亜臨界圧で核加熱を開始する起動方法を提供するこ
とである。
【０００７】
【課題を解決するための手段】上記の課題を解決するた
め、本発明では、気水分離器を備えた起動系が主蒸気系
に接続されており、起動の際にこの起動系を用いて亜臨
界圧での核加熱を行う。また、気水分離器で分離された
ドレン水をアディショナルヒータに送り給水を加熱す
る、あるいはドレン水を再循環ポンプにより給水と直接
混合することにより、起動時の熱の損失を少なくするこ
とができる。また、圧力が低いと熱応力の条件も緩和さ
れるので起動時間を短縮することができる。
め、本発明では、気水分離器を備えた起動系が主蒸気系
に接続されており、起動の際にこの起動系を用いて亜臨
界圧での核加熱を行う。また、気水分離器で分離された
ドレン水をアディショナルヒータに送り給水を加熱す
る、あるいはドレン水を再循環ポンプにより給水と直接
混合することにより、起動時の熱の損失を少なくするこ
とができる。また、圧力が低いと熱応力の条件も緩和さ
れるので起動時間を短縮することができる。
【０００８】
【発明の実施の形態】図１、図２、図３を用いて本発明
の超臨界圧軽水冷却炉の起動方法の第１の実施形態を示
す。図１はアディッショナルヒータを備えた起動系を有
する超臨界圧軽水冷却炉のシステム構成を示す図であ
る。アディッショナルヒータとは気水分離器より得られ
る高温のドレン水によって給水を加熱するための熱交換
器である。なお、超臨界圧では液相と気相の区別がなく
なるが、炉心で加熱された高温の冷却水をここでは便宜
上蒸気とも記述する。
の超臨界圧軽水冷却炉の起動方法の第１の実施形態を示
す。図１はアディッショナルヒータを備えた起動系を有
する超臨界圧軽水冷却炉のシステム構成を示す図であ
る。アディッショナルヒータとは気水分離器より得られ
る高温のドレン水によって給水を加熱するための熱交換
器である。なお、超臨界圧では液相と気相の区別がなく
なるが、炉心で加熱された高温の冷却水をここでは便宜
上蒸気とも記述する。
【０００９】定格運転時は、原子炉圧力容器１の中の炉
心２によって加熱された冷却水が、主蒸気管３を通りタ
ービン９に向かう。タービンで仕事をした蒸気は復水器
１０によって復水される。主蒸気流量はタービン主蒸気
止め弁７およびタービン蒸気加減弁８によって制御され
る。主蒸気管には、緊急時に原子炉を隔離するために主
蒸気隔離弁５が、その際の蒸気の逃げ道を確保するため
に逃し安全弁４が備わっている。また、タービンへの蒸
気供給を緊急に停止させる時などにおいて、蒸気を直接
復水器に逃がすために、タービンバイパス弁１１が備わ
っている。復水された冷却水は、低圧復水ポンプ１２、
水処理装置１３、高圧復水ポンプ１４、低圧給水加熱器
１５、主給水ポンプ１６、高圧給水加熱器１７、逆止弁
１９を経て、原子炉圧力容器１に供給される。
心２によって加熱された冷却水が、主蒸気管３を通りタ
ービン９に向かう。タービンで仕事をした蒸気は復水器
１０によって復水される。主蒸気流量はタービン主蒸気
止め弁７およびタービン蒸気加減弁８によって制御され
る。主蒸気管には、緊急時に原子炉を隔離するために主
蒸気隔離弁５が、その際の蒸気の逃げ道を確保するため
に逃し安全弁４が備わっている。また、タービンへの蒸
気供給を緊急に停止させる時などにおいて、蒸気を直接
復水器に逃がすために、タービンバイパス弁１１が備わ
っている。復水された冷却水は、低圧復水ポンプ１２、
水処理装置１３、高圧復水ポンプ１４、低圧給水加熱器
１５、主給水ポンプ１６、高圧給水加熱器１７、逆止弁
１９を経て、原子炉圧力容器１に供給される。
【００１０】起動時に使用する起動系を以下に説明す
る。起動系配管２０の一方は、主蒸気管３の主蒸気隔離
弁５の下流に起動系入口弁２１を介して接続する。起動
系配管２０のもう一方は、主蒸気管３の主蒸気系閉止弁
６の下流に起動系出口弁２２を介して接続する。起動系
には気水分離器２３が備わっている。気水分離器のドレ
ン水は、気水分離器ドレン弁２４を経て復水器１０に直
接放出されるか、あるいはアディッショナルヒータ１８
を通じて給水加熱に用いた後、気水分離器水位制御弁２
５を経て復水器１０に放出される。
る。起動系配管２０の一方は、主蒸気管３の主蒸気隔離
弁５の下流に起動系入口弁２１を介して接続する。起動
系配管２０のもう一方は、主蒸気管３の主蒸気系閉止弁
６の下流に起動系出口弁２２を介して接続する。起動系
には気水分離器２３が備わっている。気水分離器のドレ
ン水は、気水分離器ドレン弁２４を経て復水器１０に直
接放出されるか、あるいはアディッショナルヒータ１８
を通じて給水加熱に用いた後、気水分離器水位制御弁２
５を経て復水器１０に放出される。
【００１１】起動途中においてシステムが亜臨界圧の場
合には、炉心で加熱された冷却水は蒸気と水の二相状態
になる。その際、主蒸気閉止弁６を閉めるとともに、起
動系入口弁２１と起動系出口弁２２を開ける。すると、
炉心より出てくる二相状態の冷却水は気水分離器２３に
供給される。ここで蒸気と水に分離され、蒸気は再び主
蒸気管３に戻り、タービン９の暖機に用いられる。一
方、分離されたドレン水は、アディッショナルヒータ１
８でその熱を給水に放出した後に復水器で冷やされる。
ドレン水の発生量がアディッショナルヒータ１８で必要
な量よりも多い場合には、その多い分のドレン水は気水
分離器ドレン弁２４を通り復水器１０に送られる。気水
分離器２３内のドレン水の水位は気水分離器ドレン弁２
４および気水分離器水位制御弁２５によって制御され
る。
合には、炉心で加熱された冷却水は蒸気と水の二相状態
になる。その際、主蒸気閉止弁６を閉めるとともに、起
動系入口弁２１と起動系出口弁２２を開ける。すると、
炉心より出てくる二相状態の冷却水は気水分離器２３に
供給される。ここで蒸気と水に分離され、蒸気は再び主
蒸気管３に戻り、タービン９の暖機に用いられる。一
方、分離されたドレン水は、アディッショナルヒータ１
８でその熱を給水に放出した後に復水器で冷やされる。
ドレン水の発生量がアディッショナルヒータ１８で必要
な量よりも多い場合には、その多い分のドレン水は気水
分離器ドレン弁２４を通り復水器１０に送られる。気水
分離器２３内のドレン水の水位は気水分離器ドレン弁２
４および気水分離器水位制御弁２５によって制御され
る。
【００１２】圧力が超臨界圧に達した時点で、起動系入
口弁２１と起動系出口弁２２を閉じて起動系を切り離す
と同時に、主蒸気閉止弁６を開け定格運転状態の系統に
移行する。
口弁２１と起動系出口弁２２を閉じて起動系を切り離す
と同時に、主蒸気閉止弁６を開け定格運転状態の系統に
移行する。
【００１３】上記実施形態では、起動系の入口を主蒸気
隔離弁５の下流側に設置しているが、上流側に設置する
こともできる。
隔離弁５の下流側に設置しているが、上流側に設置する
こともできる。
【００１４】図２に気水分離器の垂直断面を示す。炉心
より供給される蒸気と水の二相流体は、気水分離器入口
配管２６より気水分離器に流入する。二相流体は気水分
離器内を下方に流れ、案内羽根２７に達する。案内羽根
はひねりのある複数の固定板より構成されていて、これ
を通過した二相流体は旋回流２８となる。旋回によって
生じる遠心力のため、二相のうちの重い成分である水が
外側に押し付けられ、気水分離器内壁に衝突し、蒸気よ
り分離される。湿分が分離された蒸気は上方に向かい、
分離蒸気出口配管２９より流出する。一方、湿分は気水
分離器内の下方にドレン水３０として蓄積され、ドレン
水出口配管３１より流出する。
より供給される蒸気と水の二相流体は、気水分離器入口
配管２６より気水分離器に流入する。二相流体は気水分
離器内を下方に流れ、案内羽根２７に達する。案内羽根
はひねりのある複数の固定板より構成されていて、これ
を通過した二相流体は旋回流２８となる。旋回によって
生じる遠心力のため、二相のうちの重い成分である水が
外側に押し付けられ、気水分離器内壁に衝突し、蒸気よ
り分離される。湿分が分離された蒸気は上方に向かい、
分離蒸気出口配管２９より流出する。一方、湿分は気水
分離器内の下方にドレン水３０として蓄積され、ドレン
水出口配管３１より流出する。
【００１５】図３に起動時の主要な変数の変化を示す。
まず（ａ）で主給水ポンプを起動し、給水を始める。こ
の時は常温常圧であり、起動系が用いられる。気水分離
器のドレン水は復水器に直接放出される。給水流量が既
定の値に達した時点（ｂ）で、原子炉を起動し核加熱を
開始する。主蒸気温度は徐々に上昇する。また、気水分
離器からのドレン水はアディッショナルヒータに送り、
給水を加熱することで熱を回収する。主蒸気圧力と原子
炉出力も徐々に上昇させる。気水分離器から得られる蒸
気は、この時点ではタービンには送らずバイパスして復
水器に送る。原子炉出力、主蒸気圧力、主蒸気温度が既
定値に達した時点（ｃ）で、蒸気をタービンに供給し、
タービンの暖機を行う。主蒸気圧力と主蒸気温度を徐々
に上げていく。主蒸気圧力が超臨界圧に達した時点
（ｄ）で、起動系を切り離す。主蒸気圧力をさらに上
げ、定格圧力に達した時点（ｅ）より後は、原子炉出力
と給水流量を上昇させ、最終的に定格運転状態に至る。
まず（ａ）で主給水ポンプを起動し、給水を始める。こ
の時は常温常圧であり、起動系が用いられる。気水分離
器のドレン水は復水器に直接放出される。給水流量が既
定の値に達した時点（ｂ）で、原子炉を起動し核加熱を
開始する。主蒸気温度は徐々に上昇する。また、気水分
離器からのドレン水はアディッショナルヒータに送り、
給水を加熱することで熱を回収する。主蒸気圧力と原子
炉出力も徐々に上昇させる。気水分離器から得られる蒸
気は、この時点ではタービンには送らずバイパスして復
水器に送る。原子炉出力、主蒸気圧力、主蒸気温度が既
定値に達した時点（ｃ）で、蒸気をタービンに供給し、
タービンの暖機を行う。主蒸気圧力と主蒸気温度を徐々
に上げていく。主蒸気圧力が超臨界圧に達した時点
（ｄ）で、起動系を切り離す。主蒸気圧力をさらに上
げ、定格圧力に達した時点（ｅ）より後は、原子炉出力
と給水流量を上昇させ、最終的に定格運転状態に至る。
【００１６】次に図４を用いて本発明の超臨界圧軽水冷
却炉の起動方法の第２の実施形態を示す。図４は再循環
ポンプを備えた起動系を有する超臨界圧軽水冷却炉のシ
ステム構成を示す図である。熱の回収を第１の実施形態
ではアディッショナルヒータを介して行っていたが、こ
こに示す第２の実施形態では気水分離器２３より得られ
る高温のドレン水を、再循環ポンプ３２により昇圧し、
再循環ポンプ出口弁３３を経て給水に直接混合させる。
起動手順については、アディッショナルヒータの替りに
再循環ポンプを用いることを除けば、第１の実施形態と
同じである。
却炉の起動方法の第２の実施形態を示す。図４は再循環
ポンプを備えた起動系を有する超臨界圧軽水冷却炉のシ
ステム構成を示す図である。熱の回収を第１の実施形態
ではアディッショナルヒータを介して行っていたが、こ
こに示す第２の実施形態では気水分離器２３より得られ
る高温のドレン水を、再循環ポンプ３２により昇圧し、
再循環ポンプ出口弁３３を経て給水に直接混合させる。
起動手順については、アディッショナルヒータの替りに
再循環ポンプを用いることを除けば、第１の実施形態と
同じである。
【００１７】本起動方法を、超臨界圧で核加熱を開始す
る従来の起動方法と比較する。従来の方法では主系統は
超臨界圧であり、これを起動系の減圧弁を用いて亜臨界
圧まで減圧してから気水分離を行うのに対し、本起動方
法では主系統と起動系でともに亜臨界圧になっている。
そのため、従来の方式では大容量の減圧弁が必要なのに
対し、本方式では必要ない。また、従来の方法では起動
時の炉心流量が多く、出力のほとんどを復水器に捨てな
ければならないのに対し、本方法ではアディッショナル
ヒータあるいは再循環ポンプにより多くの熱を回収する
ことができ、熱の損失が少なくなる。さらに、超臨界圧
軽水冷却炉では原子炉圧力容器の肉厚が厚くなり、熱応
力を抑制するために起動時の温度上昇を緩やかにする必
要がある。そしてこの制約条件によって起動時間を必要
なだけ長くしなければならない。熱応力は圧力が低いほ
ど緩和されるので、本起動方法の方が従来の方法よりも
起動時間を短縮することができる。
る従来の起動方法と比較する。従来の方法では主系統は
超臨界圧であり、これを起動系の減圧弁を用いて亜臨界
圧まで減圧してから気水分離を行うのに対し、本起動方
法では主系統と起動系でともに亜臨界圧になっている。
そのため、従来の方式では大容量の減圧弁が必要なのに
対し、本方式では必要ない。また、従来の方法では起動
時の炉心流量が多く、出力のほとんどを復水器に捨てな
ければならないのに対し、本方法ではアディッショナル
ヒータあるいは再循環ポンプにより多くの熱を回収する
ことができ、熱の損失が少なくなる。さらに、超臨界圧
軽水冷却炉では原子炉圧力容器の肉厚が厚くなり、熱応
力を抑制するために起動時の温度上昇を緩やかにする必
要がある。そしてこの制約条件によって起動時間を必要
なだけ長くしなければならない。熱応力は圧力が低いほ
ど緩和されるので、本起動方法の方が従来の方法よりも
起動時間を短縮することができる。
【００１８】本起動方法を従来の超臨界圧火力プラント
の変圧起動方式と比較する。火力では気水分離器が主系
統に設置されているため、起動時の弁操作は必要ない
が、気水分離器が大型になる。一方、本方式では起動系
として主系統から分岐させており、起動時の亜臨界圧状
態では蒸気流量が少ないので、気水分離器は小型でよ
い。また、主系統に気水分離器を設置すると、定格運転
時の圧力および温度条件に耐えるようするため構造設計
条件が厳しくなり、さらに機器が大型化してしまう。特
に原子炉では、主蒸気が放射能を有しているので、主蒸
気を蓄えた大型機器があると、その遮蔽や事故時の対策
などにより周辺機器も大型化してしまう。そのため気水
分離器の小さな本起動方式は優れている。
の変圧起動方式と比較する。火力では気水分離器が主系
統に設置されているため、起動時の弁操作は必要ない
が、気水分離器が大型になる。一方、本方式では起動系
として主系統から分岐させており、起動時の亜臨界圧状
態では蒸気流量が少ないので、気水分離器は小型でよ
い。また、主系統に気水分離器を設置すると、定格運転
時の圧力および温度条件に耐えるようするため構造設計
条件が厳しくなり、さらに機器が大型化してしまう。特
に原子炉では、主蒸気が放射能を有しているので、主蒸
気を蓄えた大型機器があると、その遮蔽や事故時の対策
などにより周辺機器も大型化してしまう。そのため気水
分離器の小さな本起動方式は優れている。
【００１９】
【発明の効果】本発明により、超臨界圧軽水冷却炉の起
動において、熱の損失を低減しつつ起動時間も短縮する
ことができる。また、起動系の機器は比較的小型で簡素
なため、経済的にも有利である。
動において、熱の損失を低減しつつ起動時間も短縮する
ことができる。また、起動系の機器は比較的小型で簡素
なため、経済的にも有利である。
【図１】アディッショナルヒータを備えた起動系を有す
る超臨界圧軽水冷却炉のシステム構成を示す図。
る超臨界圧軽水冷却炉のシステム構成を示す図。
【図２】気水分離器の垂直断面を示す図。
【図３】起動時の主要な変数の変化を示す図。
【図４】再循環ポンプを備えた起動系を有する超臨界圧
軽水冷却炉のシステム構成を示す図。
軽水冷却炉のシステム構成を示す図。
１ 原子炉圧力容器 ２ 炉心 ３ 主蒸気管 ４ 逃し安全弁 ５ 主蒸気隔離弁 ６ 主蒸気系閉止弁 ７ タービン主蒸気止め弁 ８ タービン蒸気加減弁 ９ タービン １０ 復水器 １１ タービンバイパス弁 １２ 低圧復水ポンプ １３ 水処理装置 １４ 高圧復水ポンプ １５ 低圧加熱器 １６ 主給水ポンプ １７ 高圧給水加熱器 １８ アディッショナルヒータ １９ 逆止弁 ２０ 起動系配管 ２１ 起動系入口弁 ２２ 起動系出口弁 ２３ 気水分離器 ２４ 気水分離器ドレン弁 ２５ 気水分離器水位制御弁 ２６ 気水分離器入口配管 ２７ 案内羽根 ２８ 旋回流 ２９ 分離蒸気出口配管 ３０ ドレン水 ３１ ドレン水出口配管 ３２ 再循環ポンプ ３３ 再循環ポンプ出口弁
Claims (3)
- 【請求項１】冷却材に超臨界圧軽水を用いるとともに貫
流型直接サイクルの冷却系を有する超臨界圧軽水冷却炉
の起動方法において、気水分離器を備えた起動系が主蒸
気系に接続されており、起動の際にこの起動系を用いて
亜臨界圧での核加熱を行うことを特徴とする超臨界圧軽
水冷却炉の起動方法。 - 【請求項２】請求項１に記載の超臨界圧軽水冷却炉の起
動方法において、気水分離器より得られる高温のドレン
水の熱の回収を、熱交換器を介して給水を加熱すること
により行うことを特徴とする超臨界圧軽水冷却炉の起動
方法。 - 【請求項３】請求項１に記載の超臨界圧軽水冷却炉の起
動方法において、気水分離器より得られる高温のドレン
水の熱の回収を、再循環ポンプを用いて給水に直接混合
することによって行うことを特徴とする超臨界圧軽水冷
却炉の起動方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP31143399A JP2001091689A (ja) | 1999-09-27 | 1999-09-27 | 超臨界圧軽水冷却炉の起動方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP31143399A JP2001091689A (ja) | 1999-09-27 | 1999-09-27 | 超臨界圧軽水冷却炉の起動方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2001091689A true JP2001091689A (ja) | 2001-04-06 |
Family
ID=18017163
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP31143399A Pending JP2001091689A (ja) | 1999-09-27 | 1999-09-27 | 超臨界圧軽水冷却炉の起動方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2001091689A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011157905A (ja) * | 2010-02-02 | 2011-08-18 | Chugoku Electric Power Co Inc:The | 発電設備におけるボイラの熱回収装置および熱回収方法 |
| JP2011226783A (ja) * | 2010-04-15 | 2011-11-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力発電プラント |
| CN106898392A (zh) * | 2015-12-18 | 2017-06-27 | 中国核动力研究设计院 | 一种全压设计的主蒸汽系统 |
| CN115416833A (zh) * | 2022-08-09 | 2022-12-02 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 一种干湿交替宽参数启停系统及控制方法 |
-
1999
- 1999-09-27 JP JP31143399A patent/JP2001091689A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011157905A (ja) * | 2010-02-02 | 2011-08-18 | Chugoku Electric Power Co Inc:The | 発電設備におけるボイラの熱回収装置および熱回収方法 |
| JP2011226783A (ja) * | 2010-04-15 | 2011-11-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力発電プラント |
| CN106898392A (zh) * | 2015-12-18 | 2017-06-27 | 中国核动力研究设计院 | 一种全压设计的主蒸汽系统 |
| CN106898392B (zh) * | 2015-12-18 | 2018-07-27 | 中国核动力研究设计院 | 一种全压设计的主蒸汽系统 |
| CN115416833A (zh) * | 2022-08-09 | 2022-12-02 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 一种干湿交替宽参数启停系统及控制方法 |
| CN115416833B (zh) * | 2022-08-09 | 2024-04-02 | 中国船舶集团有限公司第七一九研究所 | 一种干湿交替宽参数启停系统及控制方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN106981322A (zh) | 一种用于验证高温气冷堆启停堆设备功能的系统及方法 | |
| CN106887265B (zh) | 一种球床模块式高温气冷堆的启停堆系统 | |
| CN109767852A (zh) | 一种用于反应堆紧急停堆的二回路安全系统及其工作方法 | |
| JP4643470B2 (ja) | 蒸気タービンの過速防止装置 | |
| JP2001091689A (ja) | 超臨界圧軽水冷却炉の起動方法 | |
| JP5448883B2 (ja) | 貫流式排熱回収ボイラ | |
| JPH044481B2 (ja) | ||
| JPH0392507A (ja) | 蒸気タービンのタービンバイパス装置 | |
| JP2614350B2 (ja) | 給水加熱器ドレンポンプアップ系統 | |
| JPH0751887B2 (ja) | タ−ビン過速抑制系統 | |
| JP3664759B2 (ja) | フラッシュ防止装置 | |
| JP2001090507A (ja) | 発電プラント | |
| JP2005201696A (ja) | 原子力プラント及びその運転方法 | |
| JPH0658161B2 (ja) | 廃熱回収ボイラ | |
| JPS6156402B2 (ja) | ||
| JP3044159B2 (ja) | 高速炉の高温待機運転装置 | |
| JPS582794A (ja) | 原子力発電プラントのドレン処理方法 | |
| JP2006038499A (ja) | 原子力プラント及びその運転方法 | |
| JPH01203804A (ja) | 給水加熱器ドレン系統 | |
| JPH0135244B2 (ja) | ||
| JP2909301B2 (ja) | 給水加熱器ドレンのポンプアップ方法 | |
| JP3317536B2 (ja) | 飽和ドレン排出配管系統 | |
| JPH07101081B2 (ja) | 蒸気タービンプラントとその運転方法 | |
| JP2005091291A (ja) | 超臨界圧水冷却原子力プラント | |
| JPH0282003A (ja) | 蒸気タービン発電設備の給水加熱器ベント系統 |