JP2568257B2 - 原子炉隔離時給水方法 - Google Patents

原子炉隔離時給水方法

Info

Publication number
JP2568257B2
JP2568257B2 JP63239314A JP23931488A JP2568257B2 JP 2568257 B2 JP2568257 B2 JP 2568257B2 JP 63239314 A JP63239314 A JP 63239314A JP 23931488 A JP23931488 A JP 23931488A JP 2568257 B2 JP2568257 B2 JP 2568257B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
pressure
water injection
water
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.)
Expired - Lifetime
Application number
JP63239314A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0287097A (ja
Inventor
幸一 佐々木
邦明 高原
憲司 浜村
正浩 荒川
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.)
Hitachi Engineering Co Ltd
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Engineering Co Ltd
Hitachi Ltd
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 Hitachi Engineering Co Ltd, Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Engineering Co Ltd
Priority to JP63239314A priority Critical patent/JP2568257B2/ja
Publication of JPH0287097A publication Critical patent/JPH0287097A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP2568257B2 publication Critical patent/JP2568257B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、複数の原子炉冷却系を有うる複数ループ型
原子炉の原子炉隔離時給水方法に係り、特に、ループ間
圧力が非平衡である場合でも複数ループに注水でき、か
つ原子炉冷却系水位を制御するのに好適な原子炉隔離時
給水方法に関する。
〔従来の技術〕
本発明の説明に先立ち、従来型原子炉隔離時給水装置
の概要を、第2図にもとづいて説明する。
第2図において、1は原子炉冷却系、2はポンプ、3
はタービン、はタービン入口蒸気加減弁、5は液面発振
器、6は流量発振器、7は弁開度制御部、8は貯水槽、
9は蒸気放出槽である。
しかして、第2図に示す従来型原子炉隔離時給水装置
は、原子炉隔離時、原子炉冷却系1の水位と注水流量と
を、液面発振器5ならびに流量発振器6により検出し、
これらの検出値にもとづき、タービン入口蒸気加減弁4
の開度を調節して、原子炉冷却系水位ならびに注水流量
を制御するようしている。
例えば、第3図に示す特開昭57−33391号公報に記載
のこの種給水装置では、原子炉隔離時、原子炉Aの水位
が低下し、液面計Bによつて「水位低」信号が発生す
る。この時、タービン入口弁Cが開となり、タービンD
に原子炉Aの蒸気が流入し、タービンDが回転を開始す
る。一方、「水位低」信号により注水弁Eが開,バイパ
ス弁Fが閉となり、原子炉Aへの注水を開始するが、そ
の際、タービン入口蒸気加減弁Gの開度は、注水流量
(またはタービン回転数)により調節されることにな
る。また、注水により原子炉Aの水位が回復した場合に
は、水位設定器H,I,Jにより「水位高」信号が発生し、
タービン入口弁Cおよび注水弁10は全閉,バイパス弁F
は全開となる。
一方、第4図に示す特開昭59−114496号公報に記載の
この種給水装置では、原子炉隔離信号あるいは原子炉水
位低信号等により発信器24から開信号が発信し、タービ
ン入口弁Kが開となり、これ以降、水位設定器Lで設定
された水位設定信号Mと、水位計Nからの測定信号Oと
が水位制御部Pに入力され、両信号の偏差信号Qが給水
量制御部Rに出力される。さらに、流量計Sの測定信号
Tが制御部Rに入力され、これら両入力信号にもとづき
原子炉水位が設定値となるよう演算して制御信号Uを開
度調節弁Vに送出する。
〔発明が解決しようとする課題〕
しかして、上記した従来技術は、BWR等の1ループ型
原子炉に適用したものであるが、これを複数ループ型原
子炉に適用しようとすると、ループ数と同数の原子炉隔
離時給水装置が必要となる。
また、原子炉隔離時給水装置本体(タービンおよびポ
ンプ)を1基とし、注水ラインおよび蒸気吸入ラインを
各ループに接続した場合、ループ間で原子炉冷却系水位
と圧力とのアンバランスが発生するため、タービン入口
蒸気加減弁の開度のみで各ループの原子炉冷却系水位お
各注水ラインへの注水流量を制御することは困難であ
る。例として、2ループ型原子炉に適用した場合の構成
ならびに動作を第5図に示す。なお、本ケースでは、2
ループそれぞれにつき、液面計5A,5Bおよび流量計6A,6B
からの入力信号を演算部である制御部7A,7Bが受け、注
水信号に変換するものとする。さらに、この2つの注水
信号は、制御部(加算器)10により加算され、タービン
入口蒸気加減弁4の開度を調節するものとし、これによ
り、タービン入口蒸気加減弁4は、両ループへの必要注
水量の合計となるように開度を調節する。このような制
御方式を採用した場合の注水特性を第6図に示す。な
お、本ケースでは、A,Bループの原子炉冷却系圧力が異
なるが、初期の水位低下については同一の挙動を示す場
合について考察する。そして、その場合、両ループから
の原子炉冷却系水位低信号により原子炉隔離時給水装置
が作動し、両ループに注水を開始するが、Aループの方
がBループよりも原子炉冷却系の圧力が高いため、注水
量が少なくなつている。したがつて、Aループは、Bル
ープよりも原子炉冷却系の水位回復時間が大幅に遅れる
ことになり、この現像は、ループ間の原子炉冷却系圧力
の差が大きくなればなるほど顕著となり、最終的には、
高圧側ループに対する注水が低圧側ループへの注水が完
了してからでないと開始しないという問題がある。
本発明の目的は、ループ間に圧力差があつても、それ
ぞれのループの必要量に応じて注水できるようにした原
子炉隔離時給水方法を提供することにある。
〔課題を解決するための手段〕
上記目的は、複数ループ型原子炉を冷却する複数の原
子炉冷却系と、冷却注水循環ポンプと、ポンプ駆動用タ
ービンと、前記各原子炉冷却系とポンプ吐出部とを結ぶ
ループ数の注水ラインと、上記各原子炉冷却系とタービ
ンとを結ぶループ数の蒸気吸入ラインとを備える原子炉
隔離時給水装置において、上記各注水ラインに、注水先
の原子炉冷却系水位と注水ライン流量とを制御するルー
プ数の流量調整弁と、タービン入口蒸気圧力とポンプ吐
出圧力との差圧を一定に制御するタービン入口蒸気加減
弁とを設け、タービン入口蒸気加減弁の開度を、最高圧
力ループの原子炉冷却系圧力よりも高めに設定すること
によつて達成される。
これを換言すると、本発明の目的は、各ループの原子
炉冷却系に水位計を、また各ループへの注水ラインに流
量計および流量調整弁を設け、各ループごとに原子炉冷
却系水位および注水流量を検出して、設定値となるよう
に流量調整弁の開度を調節するとともに、タービン蒸気
吸入ラインとポンプ吐出ラインに差圧計を設け、タービ
ン入口蒸気圧力とポンプ吐出圧力との差圧を検出して、
注水ライン(ポンプ吐出部〜注水点)の両端差圧が流量
調整弁の制御可能範囲内となるよう、ポンプ吐出圧力を
タービン入口蒸気圧力、すなわち高圧ループの原子炉冷
却系圧力より若干高くなるよう設定することによつて達
成される。
〔作用〕
しかして、上記した本発明の給水方法によれば、各ル
ープへの注水ラインに設けられた流量調節弁の開度は、
そのループに設けられた水位計ならびに流量計からの検
出信号にもとづき制御されるため、各ループそれぞれに
必要注水流量を供給することが可能となる。
また、タービン入口蒸気加減弁の開度は、タービン蒸
気吸入ラインとポンプ吐出ラインとの差圧が一定となる
ように制御されるため、各ループに対する注水流量の変
化によるポンプ吐出圧の変動をなくし、注水ライン(ポ
ンプ吐出部〜注水点)の両端差圧を流量調整弁の制御可
能範囲内におさえることが可能となる。
〔実施例〕
以下、本発明を、第1図にもとづいて説明すると、第
1図(a)は本発明方法の実施に供して好適な原子炉隔
離時給水装置の具体的一例を示す全体系統説明図、第1
図(b)は第1図(a)の動作説明図である。なお、第
1図は本発明を2ループ型原子炉に適用した例であり、
2つの原子炉冷却系への注水ラインにそれぞれ流量調節
弁11A,11Bを設け、この流量調節弁11A,11Bの開度は、そ
のループに設けられた水位計5A,5Bと流量計6A,6Bからの
検出信号にもとづき制御される。この場合の制御方法と
しては、従来型原子炉隔離時給水装置に採用されている
制御方法を用いることができ、例えば(イ)水位計5A,5
Bの検出水位と設定水位との差に対応してあらかじめ目
標注水流量をプログラム入力しておき、この目標注水流
量と流量計6A,6Bの検出信号との偏差にもとづき流量調
節弁11A,11Bの開度を調節する方法(注水流量カスケー
ド方式) (ロ)原子炉冷却系水位については、単に注
水の開始あるいは停止のオンオフ信号として用い、注水
時には、流量調節弁11A,11Bの開度を、注水流量が設定
値となるように調節する方法(注水流量一定方式)が考
えられる。一方、タービン入口蒸気加減弁4の開度につ
いては、タービン蒸気吸入ラインとポンプ吐出部との差
圧一定制御とする。このような制御方式を採用いた場合
の注水特性を第7図に示す。なお、本ケースでは、前記
した第5図および第6図の場合と同様、A,Bループの原
子炉冷却系圧力が異なる場合の挙動について考察する。
また、注水方式については、注水流量一定方式を採用し
た場合について記述する。
しかして、本ケースにおいて、両ループで原子炉冷却
系水位低信号が発生すると、流量調節弁が開き出し、そ
れぞれの注水ラインの流量は設定値流量に達する。この
時、Aループ側の原子炉冷却系圧力の方が高いため、A
ループ側の流量調節弁の開度の方がBループ側よりも大
きくなる。一方、タービン蒸気吸入ラインについては、
高圧のAループ側から多量の蒸気が流入するため、ター
ビン蒸気吸入ラインの圧力は、Aループの原子炉冷却系
圧力とほぼ等しくなる。そして、タービン入口蒸気加減
弁による差圧一定制御により、ポンプ吐出圧は、高圧ル
ープの原子炉冷却系圧力よりも一定差圧だけ常に高めに
制御されるため、全てのループへの注水が可能となり、
なおこの点に関しては、ループ数が増えても同様に成り
立つ。
ここで、上記したごとき各ループへの必要注水流量を
確実に確保する方法としては、第8図に示す「ポンプ吐
出圧力一定制御方式」が考えられる。ただし、その場
合、ポンプ吐出圧力の設定値は、いかなる運転状態にお
いても各ループへの注水が可能なように、原子炉冷却系
の運転時最大圧力よりも高めに設定する必要がある。こ
のような「ポンプ吐出圧力一定制御方式」と本発明で実
施した「差圧一定制御方式」との性能比較を第9図に示
す。なお、第9図は、全ループのうち、原子炉冷却系圧
力が最も高いループの原子炉冷却系圧力変化と、原子炉
隔離時給水装置のポンプ吐出圧力、さらにはタービン入
口蒸気流量の時間的変化を示したものである。また、第
9図においては、高圧ループの原子炉冷却系圧力が時間
とともに減少した場合を想定しているが、「ポンプ吐出
圧力一定制御方式」を採用した場合には、注水先の原子
炉冷却系の圧力が下がつているにもかかわらず、ポンプ
吐出圧力を高圧に保持するため、タービン入口蒸気流量
は増加いていく(これは、原子炉冷却系の圧力の低下に
ともない、タービンで得られる蒸気のエンタルピ落差が
小さくなるにもかかわらず、ポンプ側の必要動力が一定
であるため)とともに、注水ラインの両端の差圧が増大
するため、流量調節弁の開度が低下し、注水流量の制御
可能範囲外となる。
一方、「差圧一定制御方式」を採用した場合には、注
水先である原子炉冷却系の圧力の低下にともない、ポン
プ吐出圧力も低下していくため、タービン入口蒸気流量
も低下していくとともに、注水ラインの両端の差圧も一
定あるいは最小限の増加でおさえられるので、注水流量
の制御、さらにはタービン部分での消費蒸気量の観点か
ら好適である。
〔発明の効果〕
本発明は以上のごときであり、本発明によつて奏され
る効果は以下のとおりである。
(1)複数の原子炉冷却系を有する原子炉において、従
来であれば、原子炉冷却系と同数の原子炉隔離時給水装
置が必要であつたが、本発明では、各ループへの注水制
御性を悪化させることなく、ポンプおよびタービンを共
用化したため、コスト上有利である。
(2)タービン入口蒸気加減弁の開度調節をタービン入
口圧力とポンプ吐出圧力との差圧一定制御とすることに
より、タービン消費蒸気量の低減、さらには注入ライン
における流量調節弁の注水制御性を向上させることがで
きる。
【図面の簡単な説明】
第1図(a)は本発明方法の実施に供して好適な原子炉
隔離時給水装置の具体的一例を示す全体系統説明図、第
1図(b)は第1図(a)の動作説明図、第2図(a)
は従来型原子炉隔離時給水装置の全体系統説明図、第2
図(b)は第1図(a)の動作説明図、第3図および第
4図はそれぞれ第2図と異なる従来型原子炉隔離時給水
装置の全体系統説明図、第5図(a)は従来採用されて
いる原子炉隔離時給水装置の技術を2ループ型原子炉に
適用した場合の全体系統説明図、第5図(b)は第5図
(a)の動作説明図、第6図は第5図に示す原子炉隔離
時給水装置の注水特性線図、第7図は第1図に示す原子
炉隔離時給水装置の注水特性線図、第8図(a)は本発
明との比較のために2ループ型原子炉にポンプ吐出圧一
定制御方法を採用した原子炉隔離時給水装置の全体系統
説明図、第8図(b)は第8図(a)の動作説明図、第
9図はポンプ吐出圧一定制御方式を採用した第8図に示
す原子炉隔離時給水装置と差圧一定制御方式を採用した
第1図に示す原子炉隔離時給水装置との注水比較特性線
図である。 1……原子炉冷却系、2……ポンプ、3……タービン、
4……タービン入口蒸気加減弁、5……水位計、6……
流量計、7……弁開度制御部、10……流量調節弁。
フロントページの続き (72)発明者 浜村 憲司 茨城県日立市幸町3丁目2番1号 日立 エンジニアリング株式会社内 (72)発明者 荒川 正浩 茨城県日立市幸町3丁目2番1号 日立 エンジニアリング株式会社内 (56)参考文献 特開 昭62−112099(JP,A) 特開 昭61−211608(JP,A) 特開 昭61−95283(JP,A)

Claims (2)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】複数ループ型原子炉を冷却する複数の原子
    炉冷却系と、冷却注水循環ポンプと、ポンプ駆動用ター
    ビンと、前記各原子炉冷却系とポンプ吐出部とを結ぶル
    ープ数の注水ラインと、上記各原子炉冷却系とタービン
    とを結ぶループ数の蒸気吸入ラインとを備える原子炉隔
    離時給水装置において、上記各注水ラインに、注水先の
    原子炉冷却系水位と注水ライン流量とを制御するループ
    数の流量調整弁と、タービン入口蒸気圧力とポンプ吐出
    圧力との差圧を一定に制御するタービン入口蒸気加減弁
    とを設け、タービン入口蒸気加減弁の開度を、最高圧力
    ループの原子炉冷却系圧力よりも高めに設定することを
    特徴とする原子炉隔離時給水方法。
  2. 【請求項2】請求項1において、タービン入口蒸気加減
    弁の開度調節がカスケード制御である原子炉隔離時給水
    方法。
JP63239314A 1988-09-24 1988-09-24 原子炉隔離時給水方法 Expired - Lifetime JP2568257B2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63239314A JP2568257B2 (ja) 1988-09-24 1988-09-24 原子炉隔離時給水方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63239314A JP2568257B2 (ja) 1988-09-24 1988-09-24 原子炉隔離時給水方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH0287097A JPH0287097A (ja) 1990-03-27
JP2568257B2 true JP2568257B2 (ja) 1996-12-25

Family

ID=17042872

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP63239314A Expired - Lifetime JP2568257B2 (ja) 1988-09-24 1988-09-24 原子炉隔離時給水方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2568257B2 (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7194850B2 (en) 2004-09-01 2007-03-27 Kubota Corporation Riding lawn mower

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH10260293A (ja) * 1997-03-17 1998-09-29 Shimizu Corp 原子炉施設
JP5898578B2 (ja) * 2012-06-26 2016-04-06 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉炉心冷却システム及び原子力発電プラント

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7194850B2 (en) 2004-09-01 2007-03-27 Kubota Corporation Riding lawn mower

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0287097A (ja) 1990-03-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0661426B1 (en) Gas turbine apparatus and method of operating same
US4651530A (en) Method and apparatus for feed-water control in a steam generating plant
JP2568257B2 (ja) 原子炉隔離時給水方法
JP2000297608A (ja) 発電所の給水ポンプ制御装置
JPH0330761B2 (ja)
JPH08338607A (ja) 給水ポンプのキャビテーション防止装置
JPS6356441B2 (ja)
JPS63120806A (ja) タ−ビン制御装置
JPH01266403A (ja) 給水加熱器ドレンアップ系統の制御方法、及び、同制御装置
JP2004044944A (ja) 給水ポンプ再循環流量制御装置
SU1682491A1 (ru) Способ водоснабжени потребител
JP2811662B2 (ja) アルカリ金属エンジン制御装置
JPS58178105A (ja) 給水制御方式
JPS59221408A (ja) 冷熱発電プラントの制御方法
JPS59197709A (ja) 脱気器の水位制御システム
JPH0231282B2 (ja)
JPS61114197A (ja) 高速増殖炉プラントの停止方法
JPH10111392A (ja) ドレンポンプアップシステム制御装置
JPH01114603A (ja) 給水ポンプ再循環制御方法
JPH04353281A (ja) 複数台給水ポンプの再循環制御装置
JPS6142239B2 (ja)
JPS61265402A (ja) 原子力プラントの給水制御装置
JPS646716B2 (ja)
JPS59218998A (ja) 原子炉給水装置
JPH06250741A (ja) 流入弁制御装置