JPH01219595A - 原子炉崩壊熱除去装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は、高速増殖炉発電プラントにおけるナトリウム
加熱蒸気発生器を利用した原子炉崩壊熱除去装置に関す
る。

（従来の技術） 原子力発電プラントには、原子炉停止後の炉心崩壊熱を
除去する崩壊熱除去システムが設けられている。この崩
壊熱除去システムには種々のシステムがあるが、その−
形式に蒸気発生器を利用したシステムがある。また、こ
の蒸気発生器（以下ＳＧと略す）まわりのシステムにつ
いても種々のものがあり、その代表的なものを第４図と
第５図に示す。

第４図は従来の再循環形蒸気発生器システムの系統図で
ある。原子炉１で発生した熱エネルギは中間熱交換器３
を経て蒸発器１５．過熱器１６に伝えられる。一方、水
蒸気側においては蒸発器１５にて加熱され、２相流の状
態で蒸気ドラム１７に流入し、飽和蒸気と飽和水が分離
される。飽和水は高圧給水加熱器７からの給水を混合し
、再び再循環ポンプ６により蒸発器１５に戻される。飽
和蒸気は加熱器１６に送られ、高温の過熱蒸気となって
蒸気タービン１３に送られる。

このような従来の再循環形蒸気発生器システムにおいて
は、原子炉停止後再循環ポンプ６が停止した状態であっ
ても、蒸気ドラム１７→蒸発器１５→蒸気ドラム１７と
自然循環により安定した状態での除熱が可能である。こ
のシステムの利点は、Ｒ柊的な整定温度が蒸気ドラム圧
力の飽和温度となり、運転時温度からの温度低下幅が少
なく押えられ、その結果、機器への熱衝撃を緩和でき、
機器健全性確保上有利であることが挙げられる。しかし
、不利な点は蒸気ドラム１７．再循環ポンプ６を必要と
すること、熱的なバランス条件から後述するｄ流形蒸気
発生器システムに比べて必要な伝熱面積が大きくなるこ
とが挙げられ、これらはいずれも経済的に不利な条件で
ある。

第５図は従来の貫流型蒸気発生器システムの系統図であ
ル。原子炉１で発生した熱は一体貫流型蒸気発生器５に
て水側と熱交換される。水蒸気側は高圧給水加熱器７か
らの給水が直接蒸気発生器５に給水され、蒸気発生器出
口では過熱蒸気となってそのまま直接蒸気タービン１３
に送られる。

このような一体円流形蒸気発生器システムにおいては、
前記した再循環形蒸気発生器システムに比べて設備が簡
略化され、かつ、必要伝熱面積も少なくて済むため、経
済的には有利である。しかし、蒸気発生器５の安定運転
のためには水側流量の下限に制限があり、一般にはこの
制限は崩壊熱除去運転時に必要とされる流量よりもかな
り大きいため、再循環形蒸気発生器システムモ述べたよ
うな運転上の利点は得られないという欠点がある。

（発明が解決しようとする課題） 上述した如く、従来の再循環形蒸気発生器システムおよ
び一体貫流型蒸気発生器システムは、それぞれ長所、短
所を有するが、設備的に簡素で経済性を維持しつつ、崩
壊熱除去運転時の安定運転を確保するためには、両シス
テム共不満足な点があった。

本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、その目的は
、経済的に有利な真流形蒸気発生器システムを備えたプ
ラントにおいて、通常運転状態では蒸気発生器を貫流モ
ードで運転し、原子炉停止侵の崩壊熱除去運転時には、
極低負荷での安定運転が可能な再循環モードで運転する
原子炉崩壊熱除去装置を提供することにある。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段および作用）上述目的を達
成するため、本発明の原子炉崩壊熱除去装置は、貫流型
蒸気発生器に起動・停止時ののみ使用する再循環系を付
加し、原子炉トリップ侵の崩壊熱除去運転時には、給水
流量要求信号に蒸気発生器の安定運転から要求される下
限値を設け、給水流量をこれ以下には減少させないよう
にするとともに気水分離器に水位が形成された時点で再
循環ポンプを起動するように運転することにより、貫流
モードから再循環モードにスムーズに移行するようにし
たことを特徴とするものである。

したがって、本発明の原子炉崩壊熱除去装置によると、
原子炉停止侵の崩壊熱除去運転時には再循環運転が可能
であり、小さな伝熱面積ですむ一体貫流型蒸気発生器の
経済的優位性を確保しつつ、極低負荷での崩壊熱除去運
転を安定に行なえるので、原子炉等の主要機器への熱衝
撃を緩和することができる。

（実施例） 本発明の実施例を図面を参照して説明する。

第１図は本発明の一実施例の系統図である。既に説明し
た第４図と同一構成部分には同一符号を付して説明する
。

一体貫流型蒸気発生器５の出口蒸気管に気水分離器起動
弁２２を設け、それより蒸気発生器側から気水分離器２
０へ分岐する配管を設ける。気水分離器２０の蒸気出口
からは気水分離器出口止弁２３を介り、て気水分離器起
動弁２２の下流側に接続される配管を設ける。気水分離
器２０の飽和水出口からは再循環ポンプ６、逆止弁を介
して蒸気発生器５の入口側に接続される配管を設ける。

この配管の途中から分岐し、気水分ｉｍ器水位調節弁２
４を介して、フラッシュタンク２１に接続される配管を
設ける。

第２図は第１図に示す原子炉崩壊熱除去装置の制御方式
を説明するためのブロック構成図である。

図に示すように、本制御方式は主調節系３０＾と径調節
系３９ａとから構成されている。主調節系３ＯＡは蒸気
発生器５での伝熱特性から定まるＳＧナトリウム流量と
ＳＧ出ロナトリウム温度との関係を関数発生器３４に設
定する。加算器３５ＡではＳＧナトリウム流量計３１の
出力から設定されるＳＧ出ロナトリウム温度目標値と、
実際の温度であるＳＧ出ロナトリウム温度計３２の出力
との偏差が求められる。この偏差信号は調節器３６Ａに
入力された侵、加算器３５ＢにおいてＳＧナトリウム流
量信号を加算して主調節系３０＾の出力とする。また、
径調節系３０ａでは高値優先器３７で上記した主調節系
の出力と設定器３８にて設定された給水流量下限値のい
ずれか大きい方を優先して径調節系の設定値とし、この
設定値を加算器３５ａにて給水流量計３３の出力を加算
した＠差信号を調節器３６ａを通して給水調節弁２７の
開度要求信号する。

次に、本実施例の作用について説明する。

本実施例の原子炉崩壊熱除去装置においては、通常運転
時、給水は直接蒸気発生器５に供給され、蒸気発生器出
口では過熱蒸気となって蒸気タービン１３に供給される
。このとき、給水流量要求信号は給水流量下限設定値よ
りも大きいので、優先されて給水調節弁２７の開度要求
信号となり、給水流量を制御する。

原子炉トリップ時には２次主冷却系主循環ポンプはトリ
ップされ、低流量運転へと移行する。これに伴いＳＧナ
トリウム流聞とＳＧ出ロナトリウム温度から作り出され
る給水流量要求信号も低下するが、給水流量下限設定値
よりも小さくなった時点で、後者の信号が優先されて給
水調面弁間度要求信号となるため、以後、給水流量は給
水流量下限設定値で規定される流量に一定に保持される
。

給水流量が下限値一定に保持されるため、原子炉出口温
度が降下してくると、蒸気発生器出口蒸気温度は低下し
てくるため、気水分離器出口止弁２３を開、気水分離器
起動弁２２を閉として流路を気水分離器２０側に切替え
る。ざらに、原子炉出口温度が降下してくると、蒸気発
生器出口蒸気は湿り蒸気となり、ざらには二相流となる
。

気水分離器２０では、二相流を飽和蒸気と飽和水に分離
し、飽和蒸気は気水分離器出口止弁２３．タービンバイ
パス弁２５を介して、復水器１２へ放出され冷却される
。気水分離器２０の水位は徐々に上昇して行き、再循環
ポンプ６の起動水位に達した時点で再循環ポンプ６が起
動し、再循環運転モードへと移行する。

第３図は原子炉トリップ後の一連の過渡変化についての
シミュレーション解析結果を示す図である。

図から分るように、給水流量は原子炉トリップにより、
給水流量下限設定値である１０％に降下する。ＳＧ入ロ
ナトリウム温度は原子炉が停止したことにより、若干の
輸送遅れ時間の後低下してくる。これに伴い、ＳＧ蒸気
出口温度も降下してくるが、約１４００秒後に飽和温度
に達し、それ以降は二相流運転となる。この間、ＳＧ出
ロナトリウム温度は初期値より約５０℃低下した侵はぼ
一定温度に保たれる。

また、給水温度は原子炉トリップによりタービントリッ
プとなるため低下するが、強制的に給水加熱を行う装置
が作動して約１９０℃に保持される。

約１４００秒後にＳＧが二相流運転となった以降は、気
水分離器２０に分離された飽和水が蓄積されるため水位
が上背し、約１６００秒の時点で再循環ポンプ６の起動
水位に達して再循環ポンプ６が起動され、再循環流量が
確保されて、再循環運転モードへ移行している。以後Ｓ
Ｇのナトリウム側、水側の出入０共飽和温度に漸近して
いき高温停止状態へと移行する。

［発明の効果］ 以上の説明のように、本発明の原子炉崩壊熱除去装置に
よれば原子炉停止俊の崩壊熱除去運転時には再循環運転
が可能であり、小さな伝熱面積の一体書流型蒸気発生器
の経済的優位性を確保しつつ、極低負荷での崩壊熱除去
運転を安定に行なえる。この結果、原子炉等の重要機器
への熱衝撃を緩和することができるので、信頼性、安全
性が高く、かつ、経済的な発電プラントとすることがで
きる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の系統図、第２図は第１図の
崩壊熱除去装置の制御方式を説明するためのブロック構
成図、第３図は第２図の崩壊熱除去装置の制御方式によ
る原子炉トリップ後の過渡変化についてのシミュレーシ
ョン解析結果を示す図、第４図は従来の再循環型蒸気発
生器システムの系快図、第５図は従来のｎ流型蒸気発生
器システムの系続図である。 １・・・原子炉 ２・・・１次冷却系主循環ポンプ ３・・・中間熱交換器 ４・・・２次冷却系主循環ポンプ ５・・・貫流型蒸気発生器 ６・・・再循環ポンプ ８・・・給水ポンプ １２・・・復水器 １３・・・蒸気タービン ２０・・・気水分離器 ２１・・・フラッシュタンク ２２・・・気水分離器起動弁 ２３・・・気水分離器出口止弁 ２４・・・気水分離器水位調節弁 ２５・・・タービンバイパス弁 ２６・・・主蒸気止弁 ２７・・・給水調節弁 ３０＾・・・主調節系 ３０ａ・・・径調節系 ３１・・・ナトリウム流φ系 ３２・・・温度計 ３３・・・給水流量系 ３４・・・関数発生器 ３５・・・加算器 ３６・・・調節器 ３７・・・高値優先器 ３８・・・設定器 代理人　弁理士　則　近　憲　佑 同　　第子丸　健 第２図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉の２次冷却系に貫流型蒸気発生器を備えた
   原子炉崩壊熱除去装置において、気水分離器から再循環
   ポンプを介して前記蒸気発生器の入口に接続する再循環
   系配管を設けるとともに給水流量要求信号に下限値を設
   け、原子炉停止後も少なくとも前記給水流量の下限値を
   保持し、再循環ポンプの起動水位に達した時点で再循環
   ポンプを運転するように構成したことを特徴とする原子
   炉崩壊熱除去装置。