JP2818941B2 - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
- Publication number
- JP2818941B2 JP2818941B2 JP63234660A JP23466088A JP2818941B2 JP 2818941 B2 JP2818941 B2 JP 2818941B2 JP 63234660 A JP63234660 A JP 63234660A JP 23466088 A JP23466088 A JP 23466088A JP 2818941 B2 JP2818941 B2 JP 2818941B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- main steam
- reactor
- isolation valve
- boiling water
- valve
- 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 - Fee Related
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
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、発電用タービンに蒸気を供給する沸騰水型
原子炉に係り、特に主蒸気管からの放射性物質の漏洩量
抑制に配慮した沸騰水型原子炉に関する。
原子炉に係り、特に主蒸気管からの放射性物質の漏洩量
抑制に配慮した沸騰水型原子炉に関する。
第８図は従来技術における、発電用タービンに蒸気を
供給する沸騰水型原子炉の原子炉系統設備の概要を示
す。
供給する沸騰水型原子炉の原子炉系統設備の概要を示
す。
原子炉圧力容器１で発生した蒸気は主蒸気配管３に導
かれ、原子炉格納容器11の内外に設置された主蒸気隔離
弁２を通じタービン建屋９内に導かれる。タービン建屋
内に導かれた蒸気は主タービン５の上流に設置された主
蒸気止め弁４及び蒸気加減弁12を通じて主タービンに駆
動蒸気として供給される。
かれ、原子炉格納容器11の内外に設置された主蒸気隔離
弁２を通じタービン建屋９内に導かれる。タービン建屋
内に導かれた蒸気は主タービン５の上流に設置された主
蒸気止め弁４及び蒸気加減弁12を通じて主タービンに駆
動蒸気として供給される。
ここで、原子炉とタービンを切離す弁としては前記の
主蒸気隔離弁２と主蒸気止め弁４がある。
主蒸気隔離弁２と主蒸気止め弁４がある。
主蒸気止め弁４はタービンオーバスピード信号等のタ
ービン保護トリップ信号により約0.1秒で主蒸気がター
ビンへ流入するのをしゃ断しタービン保護を行なうこと
を目的としている。
ービン保護トリップ信号により約0.1秒で主蒸気がター
ビンへ流入するのをしゃ断しタービン保護を行なうこと
を目的としている。
一方、主蒸気隔離弁２は主蒸気配管破断時等に閉鎖
し、原子炉蒸気の系統外への流出を抑制するとともに放
射性物質の放出量を抑制する目的で設置される、放射性
物質放出量を抑制をするにはできる限り急速に閉鎖させ
る方が望ましいが、閉鎖速度の上昇につれて閉鎖時の原
子炉圧力の上昇率が大きくなり炉心燃料の熱的条件が厳
しくなる。
し、原子炉蒸気の系統外への流出を抑制するとともに放
射性物質の放出量を抑制する目的で設置される、放射性
物質放出量を抑制をするにはできる限り急速に閉鎖させ
る方が望ましいが、閉鎖速度の上昇につれて閉鎖時の原
子炉圧力の上昇率が大きくなり炉心燃料の熱的条件が厳
しくなる。
したがって現行の沸騰水型原子炉では原子炉１を含ん
で主蒸気隔離弁２までの蒸気相の容積を考慮し、主蒸気
隔離弁２の適切な閉鎖時間として３〜4.5秒と定められ
ている。
で主蒸気隔離弁２までの蒸気相の容積を考慮し、主蒸気
隔離弁２の適切な閉鎖時間として３〜4.5秒と定められ
ている。
また、主蒸気隔離弁２より下流側で主蒸気管が破損し
てその破損部から流出する蒸気に含まれる放射性物質に
よる被爆の可能性を低下させるため、この主蒸気管は、
事故時に想定される流出放射性物質量がある量を超える
と、耐震Ａクラス設計荷重（原子力発電所耐震設計技術
指針JEAG4601）並の地震荷重に耐えるように設計されて
いる。この場合、主蒸気管だけを上記耐震条件で設計す
ることはできないから、主蒸気管支持構造物、およびタ
ービン建屋自体が、耐震Ａクラス荷重並の地震荷重に耐
えるように設計されている。
てその破損部から流出する蒸気に含まれる放射性物質に
よる被爆の可能性を低下させるため、この主蒸気管は、
事故時に想定される流出放射性物質量がある量を超える
と、耐震Ａクラス設計荷重（原子力発電所耐震設計技術
指針JEAG4601）並の地震荷重に耐えるように設計されて
いる。この場合、主蒸気管だけを上記耐震条件で設計す
ることはできないから、主蒸気管支持構造物、およびタ
ービン建屋自体が、耐震Ａクラス荷重並の地震荷重に耐
えるように設計されている。
一方タービン建屋自体の耐震設計上の要求はしゃへい
設計上の要求から耐震Ｂクラス荷重並の地震荷重に耐え
うる様に設計すれば良く、前述の如く主蒸気配管破断事
故対応の為にタービン建屋全体を耐震Ａクラス相当の設
計としているのは改善の余地があった。
設計上の要求から耐震Ｂクラス荷重並の地震荷重に耐え
うる様に設計すれば良く、前述の如く主蒸気配管破断事
故対応の為にタービン建屋全体を耐震Ａクラス相当の設
計としているのは改善の余地があった。
このことに着目して考案されたのが特開昭59−63596
号「原子力発電所の主蒸気止め弁構造」であり、この発
明によると地下式発電所のように原子炉建屋とタービン
建屋が従来プラントに比べて遠距離に配置される場合、
急速閉鎖弁を主蒸気隔離弁と主蒸気止め弁の間に設ける
ことにより主蒸気管破断事故時に急速閉鎖弁を閉鎖して
タービン建屋側に放出される蒸気及び放射性物質の量を
抑制することができる。したがって耐震設計上前記急速
閉鎖弁以降の耐震設計をしゃへい設計上の要求のみから
Ｂクラス設計にすることができるようにしたものであ
る。
号「原子力発電所の主蒸気止め弁構造」であり、この発
明によると地下式発電所のように原子炉建屋とタービン
建屋が従来プラントに比べて遠距離に配置される場合、
急速閉鎖弁を主蒸気隔離弁と主蒸気止め弁の間に設ける
ことにより主蒸気管破断事故時に急速閉鎖弁を閉鎖して
タービン建屋側に放出される蒸気及び放射性物質の量を
抑制することができる。したがって耐震設計上前記急速
閉鎖弁以降の耐震設計をしゃへい設計上の要求のみから
Ｂクラス設計にすることができるようにしたものであ
る。
なお、この場合でも急速閉鎖弁上流側の主蒸気配管は
耐震Ａクラス相当の設計としなければならず、かつ、原
子炉側とタービン設備側をしゃ断する止め弁として従来
の主蒸気隔離弁及び主蒸気止め弁の２種の弁に加えて急
速止め弁が追加となる。
耐震Ａクラス相当の設計としなければならず、かつ、原
子炉側とタービン設備側をしゃ断する止め弁として従来
の主蒸気隔離弁及び主蒸気止め弁の２種の弁に加えて急
速止め弁が追加となる。
主蒸気配管破断事故時に閉鎖させる弁の閉鎖所要時間
が短い方が放出放射能量を抑制できるが、他方、閉鎖所
要時間が短いほど弁急速閉時の圧力急上昇過渡変化によ
り炉心燃料の熱的条件が厳しくなる。炉心燃料の熱的条
件の変化は圧力急上昇に伴うボイド率の低下による出力
急上昇に起因し沸騰遷移出力付近まで出力が上昇するこ
とにより厳しくなる。したがって弁急閉時の炉心の燃料
の熱的条件を緩和する為には圧力急上昇を緩和してやれ
ば良い。圧力急上昇の緩和は原子炉と急速閉鎖弁の間の
蒸気相容積を大きくしてやれば達成可能となる。
が短い方が放出放射能量を抑制できるが、他方、閉鎖所
要時間が短いほど弁急速閉時の圧力急上昇過渡変化によ
り炉心燃料の熱的条件が厳しくなる。炉心燃料の熱的条
件の変化は圧力急上昇に伴うボイド率の低下による出力
急上昇に起因し沸騰遷移出力付近まで出力が上昇するこ
とにより厳しくなる。したがって弁急閉時の炉心の燃料
の熱的条件を緩和する為には圧力急上昇を緩和してやれ
ば良い。圧力急上昇の緩和は原子炉と急速閉鎖弁の間の
蒸気相容積を大きくしてやれば達成可能となる。
しかしながら前述した従来技術ならびに公知例では、
原子炉と主蒸気隔離弁間の容積は既定のものとして考え
られており、この部分の容積については特に言及しては
おらず、むしろ主蒸気隔離弁以降主蒸気止め弁までの蒸
気相容積について必要容積を確保しようとしたものであ
った。
原子炉と主蒸気隔離弁間の容積は既定のものとして考え
られており、この部分の容積については特に言及しては
おらず、むしろ主蒸気隔離弁以降主蒸気止め弁までの蒸
気相容積について必要容積を確保しようとしたものであ
った。
本発明の課題は、主蒸気管破断事故時に放出が想定さ
れる放射性物質量を低下させるにある。
れる放射性物質量を低下させるにある。
上記の課題は、原子炉圧力容器に内装された炉心で生
成された蒸気を、主蒸気隔離弁および主蒸気止め弁が介
装された主蒸気管を通して発電用タービンに供給する沸
騰水型原子炉において、前記主蒸気隔離弁の閉鎖所要時
間を前記主蒸気止め弁の閉鎖所要時間とほぼ同じにする
ことにより達成される。また、原子炉圧力容器の蒸気相
部分および該原子炉圧力容器と主蒸気隔離弁の間の主蒸
気管の内容積を合計した値が、主蒸気隔離弁閉鎖所要時
間内に生成される定格出力状態の蒸気条件での蒸気容積
の少なくとも70倍である請求項１に記載の沸騰水型原子
炉としてもよく、炉心が、単位容積当りの熱出力が50KW
/1未満である低出力密度炉心である請求項２に記載の沸
騰水型原子炉としてもよい。
成された蒸気を、主蒸気隔離弁および主蒸気止め弁が介
装された主蒸気管を通して発電用タービンに供給する沸
騰水型原子炉において、前記主蒸気隔離弁の閉鎖所要時
間を前記主蒸気止め弁の閉鎖所要時間とほぼ同じにする
ことにより達成される。また、原子炉圧力容器の蒸気相
部分および該原子炉圧力容器と主蒸気隔離弁の間の主蒸
気管の内容積を合計した値が、主蒸気隔離弁閉鎖所要時
間内に生成される定格出力状態の蒸気条件での蒸気容積
の少なくとも70倍である請求項１に記載の沸騰水型原子
炉としてもよく、炉心が、単位容積当りの熱出力が50KW
/1未満である低出力密度炉心である請求項２に記載の沸
騰水型原子炉としてもよい。
さらに、原子炉圧力容器の炉心を内装した部分の胴径
よりも蒸気相部分の胴径が大きい請求項２に記載の沸騰
水型原子炉としてもよく、原子炉圧力容器の上蓋に円筒
部が設けられている請求項２に記載の沸騰水型原子炉と
してもよい。
よりも蒸気相部分の胴径が大きい請求項２に記載の沸騰
水型原子炉としてもよく、原子炉圧力容器の上蓋に円筒
部が設けられている請求項２に記載の沸騰水型原子炉と
してもよい。
また、主蒸気隔離弁がタービン保護トリップ信号によ
っても閉鎖されることを特徴とする請求項１に記載の沸
騰水型原子炉としてもよく、主蒸気隔離弁閉鎖信号によ
り原子炉緊急停止手段を動作させ、該原子炉急停止手段
の動作後、主蒸気隔離弁の閉動作を開始させる手段を備
えている請求項１に記載の沸騰水型原子炉としてもよ
い。
っても閉鎖されることを特徴とする請求項１に記載の沸
騰水型原子炉としてもよく、主蒸気隔離弁閉鎖信号によ
り原子炉緊急停止手段を動作させ、該原子炉急停止手段
の動作後、主蒸気隔離弁の閉動作を開始させる手段を備
えている請求項１に記載の沸騰水型原子炉としてもよ
い。
主蒸気管破断部から放出される放射性物質量を低下さ
せるには、主蒸気管破断後、主蒸気隔離弁閉鎖までの時
間を短縮することが必要である。また、主蒸気隔離弁閉
鎖までの時間を短縮して急閉鎖した場合に、原子炉圧力
が急上昇するのは、原子炉で発生する蒸気が急閉鎖され
る弁の上流側の空間に流入するためである。したがって
圧力の急上昇を抑制るには、急閉鎖される弁の上流側の
蒸気相容積を増加させるか、又は、主蒸気隔離弁閉鎖前
に、原子炉で発生する蒸気量を減少させればよい。従来
技術の原子炉力容器の設計においては炉心設計により定
められた炉心等価直径及びジェットポンプ他の原子炉内
部構造物の寸法により原子炉圧力容器内径が定められ、
また、炉心有効長、制御棒長さ、気水分離器、蒸気乾燥
器等原子炉内部構造物の寸法により原子炉圧力容器高さ
が定められていた。即ち原子炉圧力容器蒸気相の容積は
原子炉内蔵の燃料及び機器の寸法等に基く原子炉圧力容
器の構造設計の結果として与えられていた。本発明では
原子炉圧力容器の構造設計上の要求を満足させかつ前記
の主蒸気隔離弁急閉鎖時の圧力急上昇を抑制するのに必
要な蒸気相容積を、主蒸気隔離弁の上流側に形成する。
せるには、主蒸気管破断後、主蒸気隔離弁閉鎖までの時
間を短縮することが必要である。また、主蒸気隔離弁閉
鎖までの時間を短縮して急閉鎖した場合に、原子炉圧力
が急上昇するのは、原子炉で発生する蒸気が急閉鎖され
る弁の上流側の空間に流入するためである。したがって
圧力の急上昇を抑制るには、急閉鎖される弁の上流側の
蒸気相容積を増加させるか、又は、主蒸気隔離弁閉鎖前
に、原子炉で発生する蒸気量を減少させればよい。従来
技術の原子炉力容器の設計においては炉心設計により定
められた炉心等価直径及びジェットポンプ他の原子炉内
部構造物の寸法により原子炉圧力容器内径が定められ、
また、炉心有効長、制御棒長さ、気水分離器、蒸気乾燥
器等原子炉内部構造物の寸法により原子炉圧力容器高さ
が定められていた。即ち原子炉圧力容器蒸気相の容積は
原子炉内蔵の燃料及び機器の寸法等に基く原子炉圧力容
器の構造設計の結果として与えられていた。本発明では
原子炉圧力容器の構造設計上の要求を満足させかつ前記
の主蒸気隔離弁急閉鎖時の圧力急上昇を抑制するのに必
要な蒸気相容積を、主蒸気隔離弁の上流側に形成する。
第６図に従来技術で設計された原子炉圧力容器の蒸気
相部分の容積22と原子炉圧力容器と主蒸気止め弁の間の
主蒸気管内容積23とを合計した値21を、プラント出力を
横軸にとって示した。この合計値vs21は、主蒸気止め弁
急閉時に生ずる圧力上昇速度を、この圧力上昇速度によ
って生ずる炉心燃料の熱的条件が炉心燃料の健全性を損
うことのない範囲に抑制するに充分な容積以上となって
いる。また、この合計値21は、原子炉出力の増加に応じ
て増加しているが、これは、原子炉出力が増加すれば、
原子炉で生成される蒸気の時間当り流量も増加するため
である。第７図は、主蒸気止め弁の閉鎖所要時間内に原
子炉で生成される蒸気量を定格出力状態での蒸気条件で
の容積voに換算し、この容積voで前記蒸気相部分容積合
計値vsを除して得た値を縦軸に、原子炉出力を横軸にと
って示したグラフである。第７図から、主蒸気隔離弁を
主蒸気止め弁と同等の時間で閉鎖し、かつ、炉心燃料の
健全性を確保するには、主蒸気隔離弁の上流側の蒸気相
容積を、主蒸気隔離弁の閉鎖所要時間中に発生する蒸気
容積の少なくとも70倍とすればよい。つまり、主蒸気隔
離弁の上流側に、主蒸気止め弁の閉鎖所要時間に発生す
る蒸気容積の少なくとも70倍の蒸気相容積を保持すれ
ば、主蒸気隔離弁を、主蒸気止め弁と同一時間で閉鎖し
てよい。また、主蒸気隔離弁上流側の蒸気相容積を上述
の大きさにすると、原子炉で発生した蒸気が、原子炉格
納容器内に滞溜する時間が長くなり、蒸気中に含まれる
放射性同位元素16Nの原子炉格納容器内滞溜時間が長く
なるため、半減期約10秒である16Nの放射能が減衰し、
16Nによるタービン建屋側の放射線量が低減する。
相部分の容積22と原子炉圧力容器と主蒸気止め弁の間の
主蒸気管内容積23とを合計した値21を、プラント出力を
横軸にとって示した。この合計値vs21は、主蒸気止め弁
急閉時に生ずる圧力上昇速度を、この圧力上昇速度によ
って生ずる炉心燃料の熱的条件が炉心燃料の健全性を損
うことのない範囲に抑制するに充分な容積以上となって
いる。また、この合計値21は、原子炉出力の増加に応じ
て増加しているが、これは、原子炉出力が増加すれば、
原子炉で生成される蒸気の時間当り流量も増加するため
である。第７図は、主蒸気止め弁の閉鎖所要時間内に原
子炉で生成される蒸気量を定格出力状態での蒸気条件で
の容積voに換算し、この容積voで前記蒸気相部分容積合
計値vsを除して得た値を縦軸に、原子炉出力を横軸にと
って示したグラフである。第７図から、主蒸気隔離弁を
主蒸気止め弁と同等の時間で閉鎖し、かつ、炉心燃料の
健全性を確保するには、主蒸気隔離弁の上流側の蒸気相
容積を、主蒸気隔離弁の閉鎖所要時間中に発生する蒸気
容積の少なくとも70倍とすればよい。つまり、主蒸気隔
離弁の上流側に、主蒸気止め弁の閉鎖所要時間に発生す
る蒸気容積の少なくとも70倍の蒸気相容積を保持すれ
ば、主蒸気隔離弁を、主蒸気止め弁と同一時間で閉鎖し
てよい。また、主蒸気隔離弁上流側の蒸気相容積を上述
の大きさにすると、原子炉で発生した蒸気が、原子炉格
納容器内に滞溜する時間が長くなり、蒸気中に含まれる
放射性同位元素16Nの原子炉格納容器内滞溜時間が長く
なるため、半減期約10秒である16Nの放射能が減衰し、
16Nによるタービン建屋側の放射線量が低減する。
一方、主蒸気隔離弁急閉時に圧力上昇速度を抑制する
には、原子炉から発生する蒸気量を低減すればよく、そ
のためには、主蒸気隔離弁閉鎖信号により、原子炉緊急
停止手段を動作させ原子炉の蒸気発生量が低下されたの
ち、主蒸気隔離弁の閉動作が開始されればよい。原子炉
停止後、主蒸気隔離弁が閉鎖されると、主蒸気隔離弁上
流側の蒸気相部に蓄積される蒸気の蓄積速度が低下する
ので、圧力の上昇速度も、大きくならず、炉心燃料に加
わる熱的条件もきびしくならない。従来技術において
も、主蒸気隔離弁閉鎖事象時には主蒸気隔離弁90％閉時
点で原子炉停止系が作動されるため不要な原子炉スクラ
ムを発生させることにはならない。むしろ、主蒸気隔離
弁閉鎖が要求されるような異常事象下において主蒸気隔
離弁閉鎖より前に原子炉を停止させることにより安全上
も好ましいものとなる。
には、原子炉から発生する蒸気量を低減すればよく、そ
のためには、主蒸気隔離弁閉鎖信号により、原子炉緊急
停止手段を動作させ原子炉の蒸気発生量が低下されたの
ち、主蒸気隔離弁の閉動作が開始されればよい。原子炉
停止後、主蒸気隔離弁が閉鎖されると、主蒸気隔離弁上
流側の蒸気相部に蓄積される蒸気の蓄積速度が低下する
ので、圧力の上昇速度も、大きくならず、炉心燃料に加
わる熱的条件もきびしくならない。従来技術において
も、主蒸気隔離弁閉鎖事象時には主蒸気隔離弁90％閉時
点で原子炉停止系が作動されるため不要な原子炉スクラ
ムを発生させることにはならない。むしろ、主蒸気隔離
弁閉鎖が要求されるような異常事象下において主蒸気隔
離弁閉鎖より前に原子炉を停止させることにより安全上
も好ましいものとなる。
第１図により、本発明の第１の実施例を説明する。原
子炉圧力容器１は、低出力密度炉心13を内装し、自身は
原子炉建屋８内の原子炉格納容器11に内装されている。
原子炉出力容器１の蒸気相部に主蒸気管３が接続され、
該主蒸気管３は、前記原子炉格納容器11の壁および、原
子炉建屋８の壁、タービン建屋９の壁を通り抜けてター
ビン建屋内に設置された主蒸気止め弁４に接続されてい
る。主蒸気止め弁４は、蒸気加減弁12を介して、タービ
ン５に接続され、タービン５は排気管14により、復水器
６に接続されている。また、タービン建屋内の主蒸気管
３は、タービンバイパス管15によりタービンバイパス弁
７を介して、復水器６に接続されている。主蒸気管３が
原子炉格納容器11の壁を通過する部分の、壁の両側に主
蒸気隔離弁２が設けられており、この主蒸気隔離弁２の
閉鎖所要時間は、主蒸気止め弁４の閉鎖所要時間と同じ
約0.1秒に設定されている。
子炉圧力容器１は、低出力密度炉心13を内装し、自身は
原子炉建屋８内の原子炉格納容器11に内装されている。
原子炉出力容器１の蒸気相部に主蒸気管３が接続され、
該主蒸気管３は、前記原子炉格納容器11の壁および、原
子炉建屋８の壁、タービン建屋９の壁を通り抜けてター
ビン建屋内に設置された主蒸気止め弁４に接続されてい
る。主蒸気止め弁４は、蒸気加減弁12を介して、タービ
ン５に接続され、タービン５は排気管14により、復水器
６に接続されている。また、タービン建屋内の主蒸気管
３は、タービンバイパス管15によりタービンバイパス弁
７を介して、復水器６に接続されている。主蒸気管３が
原子炉格納容器11の壁を通過する部分の、壁の両側に主
蒸気隔離弁２が設けられており、この主蒸気隔離弁２の
閉鎖所要時間は、主蒸気止め弁４の閉鎖所要時間と同じ
約0.1秒に設定されている。
本実施例においては、炉心を低出力密度炉心としたの
で、同じ出力の従来型の炉心と比較して炉心が大型化さ
れて炉心有効直径が大きくなりそれに伴って原子炉圧力
容器の蒸気相部分が大きくなっている。低出力密度炉心
は原子炉冷却材を自然循環させる中小型原子炉に適して
おり、本実施例での出力密度は、従来型の強制循環型原
子炉炉心の約50KW/に対し、約30KW/としてある。ま
た、原子炉圧力容器を含み、主蒸気隔離弁までの蒸気相
容積は、主蒸気管破断後、主蒸気隔離弁が、閉鎖される
までに、原子炉で生成される主蒸気容積の約80倍の容積
である。
で、同じ出力の従来型の炉心と比較して炉心が大型化さ
れて炉心有効直径が大きくなりそれに伴って原子炉圧力
容器の蒸気相部分が大きくなっている。低出力密度炉心
は原子炉冷却材を自然循環させる中小型原子炉に適して
おり、本実施例での出力密度は、従来型の強制循環型原
子炉炉心の約50KW/に対し、約30KW/としてある。ま
た、原子炉圧力容器を含み、主蒸気隔離弁までの蒸気相
容積は、主蒸気管破断後、主蒸気隔離弁が、閉鎖される
までに、原子炉で生成される主蒸気容積の約80倍の容積
である。
本実施例によれば、主蒸気管破断事故の際、主蒸気隔
離弁２が短時間で閉鎖されるので、破断部分から系統外
に放出される放射能性物質の量が低減され、かつ、低出
力密度炉心を用いたので原子炉圧力容器の蒸気相部分の
容積が大きくなり、主蒸気隔離弁の閉鎖速度の上昇にも
かかわらず、圧力の上昇速度が抑制された。
離弁２が短時間で閉鎖されるので、破断部分から系統外
に放出される放射能性物質の量が低減され、かつ、低出
力密度炉心を用いたので原子炉圧力容器の蒸気相部分の
容積が大きくなり、主蒸気隔離弁の閉鎖速度の上昇にも
かかわらず、圧力の上昇速度が抑制された。
本発明の第２の実施例を第２図により説明する。第２
の実施例は、炉心13Aは、従来のものと同じ約50KW/の
出力の密度のものを用い、原子炉圧力容器１の、原子炉
通常水位16の部分より上部の胴径を、炉心部分の胴径よ
りも大きくした点が前記第１の実施例と異なる。本実施
例によれば、原子炉圧力容器の蒸気相部分の容積が、前
記実施例と同様に大きく、主蒸気隔離弁閉鎖時の圧力の
上昇速度が抑制された。
の実施例は、炉心13Aは、従来のものと同じ約50KW/の
出力の密度のものを用い、原子炉圧力容器１の、原子炉
通常水位16の部分より上部の胴径を、炉心部分の胴径よ
りも大きくした点が前記第１の実施例と異なる。本実施
例によれば、原子炉圧力容器の蒸気相部分の容積が、前
記実施例と同様に大きく、主蒸気隔離弁閉鎖時の圧力の
上昇速度が抑制された。
第３図は、本発明の第３の実施例を示し、前記第２の
実施例に比べて、原子炉圧力容器１の上部胴径の大きさ
を大きくするかわりに原子炉圧力容器のフランジ面上の
上蓋部に円筒部17を設けて上蓋部の高さを高くし、原子
炉圧力容器１の蒸気相容積を大きくした点が異なり、第
２の実施例と同様の効果が得られた。
実施例に比べて、原子炉圧力容器１の上部胴径の大きさ
を大きくするかわりに原子炉圧力容器のフランジ面上の
上蓋部に円筒部17を設けて上蓋部の高さを高くし、原子
炉圧力容器１の蒸気相容積を大きくした点が異なり、第
２の実施例と同様の効果が得られた。
第４図は、本発明の第５の実施例を示し、前記第１の
実施例と比較し、主蒸気止め弁４を省略し、タービンバ
イパス管15Aを主蒸気隔離弁２の間の主蒸気管に接続し
た点で異なる。本実施例は、主蒸気隔離弁２の所要閉鎖
時間を約0.1秒とし、該主蒸気隔離弁２に従来、主蒸気
止め弁４が果していた主タービンの保護機能を兼用させ
たもので、主蒸気隔離弁２がタービン保護トリップ信号
によっても閉鎖されるように構成されている。本実施例
によれば、第１の実施例と同様の効果が得られ、更に主
蒸気止め弁の省略による設備費低減の効果が得られた。
実施例と比較し、主蒸気止め弁４を省略し、タービンバ
イパス管15Aを主蒸気隔離弁２の間の主蒸気管に接続し
た点で異なる。本実施例は、主蒸気隔離弁２の所要閉鎖
時間を約0.1秒とし、該主蒸気隔離弁２に従来、主蒸気
止め弁４が果していた主タービンの保護機能を兼用させ
たもので、主蒸気隔離弁２がタービン保護トリップ信号
によっても閉鎖されるように構成されている。本実施例
によれば、第１の実施例と同様の効果が得られ、更に主
蒸気止め弁の省略による設備費低減の効果が得られた。
第５図に示す第５の実施例が前記第１の実施例と異な
るのは、前記第１の実施例においては、主蒸気隔離弁閉
鎖信号で、主蒸気隔離弁２が閉鎖されると同時に原子炉
緊急停止手段が動作するのに対し、本実施例では、ま
ず、主蒸気隔離弁閉鎖信号により原子炉緊急停止手段を
動作させ、原子炉緊急停止手段の動作後、主蒸気隔離弁
を閉鎖させる制御手段18を設けた点にある。本実施例に
おいては、主蒸気隔離弁閉鎖信号の伝達径路上に、前記
制御手段として、タイマが設けられている。本実施例に
よれば、主蒸気管破断事故等の場合に、主蒸気隔離弁閉
鎖信号が主蒸気隔離弁２および原子路緊急停止手段に出
力されると、まず、原子炉緊急停止手段が動作し、あら
かじめ設定された時間経過後、主蒸気隔離弁２が閉動作
するので、主蒸気隔離弁閉鎖後の主蒸気発生量が低減さ
れ、原子炉圧力の上昇速度が抑制された。
るのは、前記第１の実施例においては、主蒸気隔離弁閉
鎖信号で、主蒸気隔離弁２が閉鎖されると同時に原子炉
緊急停止手段が動作するのに対し、本実施例では、ま
ず、主蒸気隔離弁閉鎖信号により原子炉緊急停止手段を
動作させ、原子炉緊急停止手段の動作後、主蒸気隔離弁
を閉鎖させる制御手段18を設けた点にある。本実施例に
おいては、主蒸気隔離弁閉鎖信号の伝達径路上に、前記
制御手段として、タイマが設けられている。本実施例に
よれば、主蒸気管破断事故等の場合に、主蒸気隔離弁閉
鎖信号が主蒸気隔離弁２および原子路緊急停止手段に出
力されると、まず、原子炉緊急停止手段が動作し、あら
かじめ設定された時間経過後、主蒸気隔離弁２が閉動作
するので、主蒸気隔離弁閉鎖後の主蒸気発生量が低減さ
れ、原子炉圧力の上昇速度が抑制された。
本発明によれば、主蒸気隔離弁の閉鎖所要時間が、従
来の３〜4.5秒から、約0.1秒に低下されるので、主蒸気
管破断事故時に、タービン建屋側に放出される放射性物
質量を、従来の1/30〜1/45以下に低減する効果がある。
また放出放射能性物質量が低減されるので、タービン建
屋の耐震設計条件の緩和が可能となり、タービン建屋コ
ンクリート量の低減および主蒸気配管の支持構造物の低
減の効果がある。
来の３〜4.5秒から、約0.1秒に低下されるので、主蒸気
管破断事故時に、タービン建屋側に放出される放射性物
質量を、従来の1/30〜1/45以下に低減する効果がある。
また放出放射能性物質量が低減されるので、タービン建
屋の耐震設計条件の緩和が可能となり、タービン建屋コ
ンクリート量の低減および主蒸気配管の支持構造物の低
減の効果がある。
第１図、第２図、第３図、第４図、および、第５図は、
それぞれ本発明の第１〜第５の実施例を示す系統図、第
６図は従来技術における蒸気相容積を示すグラフ、第７
図は従来技術における蒸気相容積と主蒸気止め弁閉鎖時
間に発生する蒸気容積の比を示すグラフであり、第８図
は、従来技術の例を示す系統図である。 １……原子炉圧力容器、 ２……主蒸気隔離弁、 ３……主蒸気管、 ４……主蒸気止め弁、 ５……発電用タービン、 13……炉心、 17……円筒部、 18……タイマ。
それぞれ本発明の第１〜第５の実施例を示す系統図、第
６図は従来技術における蒸気相容積を示すグラフ、第７
図は従来技術における蒸気相容積と主蒸気止め弁閉鎖時
間に発生する蒸気容積の比を示すグラフであり、第８図
は、従来技術の例を示す系統図である。 １……原子炉圧力容器、 ２……主蒸気隔離弁、 ３……主蒸気管、 ４……主蒸気止め弁、 ５……発電用タービン、 13……炉心、 17……円筒部、 18……タイマ。
Claims (7)
- 【請求項１】原子炉圧力容器に内装された炉心で生成さ
れた蒸気を、主蒸気隔離弁および主蒸気止め弁が介装さ
れた主蒸気管を通して発電用タービンに供給する沸騰水
型原子炉において、前記主蒸気隔離弁および主蒸気止め
弁はそれぞれ遠隔制御される駆動手段に駆動されて開閉
され、前記主蒸気隔離弁の閉鎖所要時間が前記主蒸気止
め弁の閉鎖所要時間とほぼ同じであることを特徴とする
沸騰水型原子炉。 - 【請求項２】原子炉圧力容器の蒸気相部分および該原子
炉圧力容器と主蒸気隔離弁の間の主蒸気管の内容積を合
計した値が、主蒸気隔離弁閉鎖所要時間内に生成される
定格出力状態の蒸気条件での蒸気容積の少なくとも70倍
であることを特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子
炉。 - 【請求項３】炉心が、単位容積当りの熱出力が50KW/
未満である低出力密度炉心であることを特徴とする請求
項２に記載の沸騰水型原子炉。 - 【請求項４】原子炉圧力容器の炉心を内装した部分の胴
径よりも蒸気相部分の胴径が大きいことを特徴とする請
求項２に記載の沸騰水型原子炉。 - 【請求項５】原子炉圧力容器の上蓋が、原子炉圧力容器
の胴部フランジに結合される上蓋フランジと、該上蓋フ
ランジに同心状に軸方向の一端が結合された円筒部と、
該円筒部の軸方向他端に同心状に結合されたドーム部
と、を含んで構成されていることを特徴とする請求項２
に記載の沸騰水型原子炉。 - 【請求項６】主蒸気隔離弁がタービン保護トリップ信号
によっても閉鎖されることを特徴とする請求項１に記載
の沸騰水型原子炉。 - 【請求項７】主蒸気隔離弁閉鎖信号により原子炉緊急停
止手段を動作させ、該原子炉緊急停止手段の動作後、主
蒸気隔離弁の閉動作を開始させる手段を備えていること
を特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63234660A JP2818941B2 (ja) | 1988-09-19 | 1988-09-19 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63234660A JP2818941B2 (ja) | 1988-09-19 | 1988-09-19 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0282198A JPH0282198A (ja) | 1990-03-22 |
| JP2818941B2 true JP2818941B2 (ja) | 1998-10-30 |
Family
ID=16974487
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63234660A Expired - Fee Related JP2818941B2 (ja) | 1988-09-19 | 1988-09-19 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2818941B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP6678606B2 (ja) * | 2017-01-19 | 2020-04-08 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 弁閉鎖速度制御装置、沸騰水型原子力発電プラントおよび沸騰水型原子力発電プラントの運転方法 |
-
1988
- 1988-09-19 JP JP63234660A patent/JP2818941B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0282198A (ja) | 1990-03-22 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2839480B1 (en) | Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor | |
| JPS62187291A (ja) | 原子炉の受動的安全装置 | |
| Chang et al. | SMART behavior under over-pressurizing accident conditions | |
| JP5642091B2 (ja) | 原子炉の過渡緩和システム | |
| US5596613A (en) | Pressure suppression containment system for boiling water reactor | |
| US20150194225A1 (en) | Passively initiated depressurization for light water reactor | |
| JP2818941B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JP2859990B2 (ja) | 沸騰水型原子炉設備 | |
| JP2019148518A (ja) | 原子炉停止装置、原子炉停止方法及び炉心設計方法 | |
| JP2549699B2 (ja) | 原子炉系統 | |
| JPH02264886A (ja) | 原子炉出力制御装置 | |
| JP2008157944A (ja) | 沸騰水型原子炉を動作するための保護システムおよびその方法 | |
| JPS61272404A (ja) | クロスアラウンド配管系 | |
| JPS6050318B2 (ja) | 原子炉制御装置 | |
| JPH0212097A (ja) | 再循環ポンプの運転方法 | |
| Sato et al. | iB1350: Part 1—A Generation III. 7 Reactor iB1350 and Defense in Depth (DiD) | |
| Sato et al. | iB1350# 1–A GENERATION III. 7 REACTOR iB1350 AND POWER VARIATIONS | |
| JPH0517515B2 (ja) | ||
| JPH02272397A (ja) | 原子炉格納容器および原子炉圧力容器用隔離制御系 | |
| Snell et al. | Chernobyl-a Canadian technical perspective | |
| JPH043837B2 (ja) | ||
| JPH01197695A (ja) | 制御棒駆動系装置の水撃防止法 | |
| Matzie et al. | Evolutionary design and construction: The system 80+{sup TM} solution to the cost-benefit dilemma | |
| Wessman et al. | HTGR plant safety design bases | |
| JPS5967498A (ja) | 原子炉炉心冷却系統の制御装置 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |