JPH04188096A - 沸騰水型原子炉圧力容器 - Google Patents
沸騰水型原子炉圧力容器Info
- Publication number
- JPH04188096A JPH04188096A JP2316080A JP31608090A JPH04188096A JP H04188096 A JPH04188096 A JP H04188096A JP 2316080 A JP2316080 A JP 2316080A JP 31608090 A JP31608090 A JP 31608090A JP H04188096 A JPH04188096 A JP H04188096A
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- JP
- Japan
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- pressure vessel
- coolant
- reactor
- reactor pressure
- pipe
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- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 9
- 238000009835 boiling Methods 0.000 title claims description 6
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 55
- 238000000746 purification Methods 0.000 claims abstract description 17
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 10
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 abstract description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 1
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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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。
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）−
本発明は沸騰水型原子炉、特に単純化沸騰水型原子炉の
圧力容器に関する。
圧力容器に関する。
（従来の技術）
第２図は従来の沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲと呼ぶ）の
概略構成を示す模式的断面図である。この図において、
原子炉圧力容器１内には炉心２が収容されている。また
、原子炉圧力容器１の底面には制御棒駆動機構４が設け
てあり、前記底面中心には圧力容器ボトムドレン配管５
が接続されている。
概略構成を示す模式的断面図である。この図において、
原子炉圧力容器１内には炉心２が収容されている。また
、原子炉圧力容器１の底面には制御棒駆動機構４が設け
てあり、前記底面中心には圧力容器ボトムドレン配管５
が接続されている。
炉心２と原子炉圧力容器１との間の断面環状の空間には
、再循環ポンプ１０から駆動水を供給する複数筒のジェ
ットポンプ１１が円周方向に等配して設けられている０
図中１２は原子炉再循環系配管を示している。
、再循環ポンプ１０から駆動水を供給する複数筒のジェ
ットポンプ１１が円周方向に等配して設けられている０
図中１２は原子炉再循環系配管を示している。
上記構成の従来のＢＷＲにおいては、原子炉圧力容器１
内の冷却材６は再循環ポンプ１０によって常時炉内で循
環されており、冷却材６の温度は原子炉圧力容器１の上
下で殆ど差がなく、はぼ均一な温度分布を示している。
内の冷却材６は再循環ポンプ１０によって常時炉内で循
環されており、冷却材６の温度は原子炉圧力容器１の上
下で殆ど差がなく、はぼ均一な温度分布を示している。
これに対し、単純化ＢＷＲにおいては原子炉圧力容器外
に再循環ポンプを設置して冷却材の強制循環を行わせる
ことなく、炉内の冷却材は炉心２の核反応により生じる
自然循環力によってのみ循環させるようになっている。
に再循環ポンプを設置して冷却材の強制循環を行わせる
ことなく、炉内の冷却材は炉心２の核反応により生じる
自然循環力によってのみ循環させるようになっている。
（発明が解決しようとする課題）
上記のような単純化ＢＷＲプラントにおいては、炉内に
自然循環のないプラント起動時にあっては炉心は低温で
あり自然循環を生しさせる力がなく、また制御棒駆動機
構からは圧力容器下部に冷却材が供給されているものの
これも低温、似圧の冷却材であり、自然循環を生じさせ
る力はない。
自然循環のないプラント起動時にあっては炉心は低温で
あり自然循環を生しさせる力がなく、また制御棒駆動機
構からは圧力容器下部に冷却材が供給されているものの
これも低温、似圧の冷却材であり、自然循環を生じさせ
る力はない。
このため、自然循環を生じさせるには至らないまでも発
熱、昇温した炉心部およびシュラウド部の冷却材の温度
は高くなり、原子炉圧力容器底部と前記炉心部、シュラ
ウド部との間には、温度差を生じることとなる。すなわ
ち、原子炉圧力容器内の上下において冷却材に温度差が
生じ、原子炉圧力容器の底部の冷却材をボトムドレン配
管によって除去しても、前記温度差は拡大していく傾向
がある。
熱、昇温した炉心部およびシュラウド部の冷却材の温度
は高くなり、原子炉圧力容器底部と前記炉心部、シュラ
ウド部との間には、温度差を生じることとなる。すなわ
ち、原子炉圧力容器内の上下において冷却材に温度差が
生じ、原子炉圧力容器の底部の冷却材をボトムドレン配
管によって除去しても、前記温度差は拡大していく傾向
がある。
本発明は上記の事情に基づきなされたもので、単純化Ｂ
ＷＲの原子炉圧力容器であって、自然循環力のない単純
化ＢＷＲプラントの起動時において、原子炉圧力容器内
の温度分布を出来るだけ均一化し得る原子炉圧力容器を
提供することを目的としている。
ＷＲの原子炉圧力容器であって、自然循環力のない単純
化ＢＷＲプラントの起動時において、原子炉圧力容器内
の温度分布を出来るだけ均一化し得る原子炉圧力容器を
提供することを目的としている。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
本発明の原子炉圧力容器は、炉心を収容する圧力容器と
、この圧力容器側面の炉心上方の位置に開口する冷却材
浄化系／停止時冷却系配管と、前記圧力容器底面に開口
し冷却材浄化装置を経由して前記冷却材浄化系／停止時
冷却系配管に連通した原子炉圧力容器ボトムトレン配管
と、この圧力容器ボトムドレン配管の前記原子炉圧力容
器近傍の位置において分岐し中間に止め弁を具え前記冷
却材浄化系／停止時冷却系配管に接続された冷却材炉内
戻り配管と、前記圧力容器ボトムドレン配管の前記冷却
材炉内戻り配管の分岐と前記冷却材浄化装置との間に設
けられた止め弁とを有することを特徴とする。
、この圧力容器側面の炉心上方の位置に開口する冷却材
浄化系／停止時冷却系配管と、前記圧力容器底面に開口
し冷却材浄化装置を経由して前記冷却材浄化系／停止時
冷却系配管に連通した原子炉圧力容器ボトムトレン配管
と、この圧力容器ボトムドレン配管の前記原子炉圧力容
器近傍の位置において分岐し中間に止め弁を具え前記冷
却材浄化系／停止時冷却系配管に接続された冷却材炉内
戻り配管と、前記圧力容器ボトムドレン配管の前記冷却
材炉内戻り配管の分岐と前記冷却材浄化装置との間に設
けられた止め弁とを有することを特徴とする。
（作用）
上記構成の本発明の原子炉圧力容器においては、プラン
ト起動時の自然循環力がないかまたは不十分な期間にお
いて、前記各止め弁の操作により前記冷却材浄化系／停
止時冷却系配管から圧力容器内の炉心上方の高温の冷却
材を取り出し、これを前記圧力容器ボトムドレン配管を
介して原子炉圧力容器底面から前記圧力容器内に注入す
る。これにより、炉心の作用に基づく自然循環力がない
かまたは不十分であっても、圧力容器内の温度分布は均
一化される。
ト起動時の自然循環力がないかまたは不十分な期間にお
いて、前記各止め弁の操作により前記冷却材浄化系／停
止時冷却系配管から圧力容器内の炉心上方の高温の冷却
材を取り出し、これを前記圧力容器ボトムドレン配管を
介して原子炉圧力容器底面から前記圧力容器内に注入す
る。これにより、炉心の作用に基づく自然循環力がない
かまたは不十分であっても、圧力容器内の温度分布は均
一化される。
（実施例）
第２図と同一部分には同一符号を付した第１図は本発明
一実施例の全体構成を示す模式的断面図である。この図
において、原子炉圧力容器１側壁には原子炉圧力容器１
内の液相に連通する冷却材浄化および停止時冷却系のた
めの配管３が連通され、前記原子炉圧力容器１内には炉
心２を浸漬し、前記配管３の開口上方に液面を有する冷
却材６が収容されている。さらに、圧力容器ボトムドレ
ン配管５の原子炉圧力容器１底面近傍の部位からは、冷
却材炉内戻り配管７が分岐されている。この冷却材戻り
管７は図示しない給水浄化装置の上流側において配管３
に接続されている。なお、図中８は冷却材炉内戻り配管
７に設けた止め弁、９は圧力容器ボトムドレン配管５に
設けた止め弁をそれぞれ示している。
一実施例の全体構成を示す模式的断面図である。この図
において、原子炉圧力容器１側壁には原子炉圧力容器１
内の液相に連通する冷却材浄化および停止時冷却系のた
めの配管３が連通され、前記原子炉圧力容器１内には炉
心２を浸漬し、前記配管３の開口上方に液面を有する冷
却材６が収容されている。さらに、圧力容器ボトムドレ
ン配管５の原子炉圧力容器１底面近傍の部位からは、冷
却材炉内戻り配管７が分岐されている。この冷却材戻り
管７は図示しない給水浄化装置の上流側において配管３
に接続されている。なお、図中８は冷却材炉内戻り配管
７に設けた止め弁、９は圧力容器ボトムドレン配管５に
設けた止め弁をそれぞれ示している。
また、前記冷却材炉内戻り管７には図示しないポンプが
設けられている。
設けられている。
上記構成の前記実施例において１通常時は原子炉圧力容
器１内の冷却材を圧力容器ボトムドレン配管５から取り
出し、図示しない浄化装置によってこれを浄化して冷却
材浄化／停止時冷却系の配管３から原子炉圧力容器１内
に戻している。この時、冷却材炉内戻り配管７に設けた
止め弁８は閉、圧力容器ボトムドレン配管５に設けた止
め弁９は開とされている。
器１内の冷却材を圧力容器ボトムドレン配管５から取り
出し、図示しない浄化装置によってこれを浄化して冷却
材浄化／停止時冷却系の配管３から原子炉圧力容器１内
に戻している。この時、冷却材炉内戻り配管７に設けた
止め弁８は閉、圧力容器ボトムドレン配管５に設けた止
め弁９は開とされている。
而して、プラント起動時においては止め弁９を閉とし、
止め弁８を開とし前記図示しないポンプを起動する。す
ると、原子炉圧力容器１内の炉心上方位置にある高温の
冷却材が止め弁８．冷却材炉内戻り配管７、圧力容器ボ
トムドレン配管５を介して、原子炉圧力容器１底面中央
から原子炉圧力容器１内に注入される。
止め弁８を開とし前記図示しないポンプを起動する。す
ると、原子炉圧力容器１内の炉心上方位置にある高温の
冷却材が止め弁８．冷却材炉内戻り配管７、圧力容器ボ
トムドレン配管５を介して、原子炉圧力容器１底面中央
から原子炉圧力容器１内に注入される。
これにより、プラント起動時にあってそのままにしてお
いたのでは冷却材温度が最も低い原子炉圧力容器１の底
部に炉心２上方の高温の冷却材が注入されるので、プラ
ント起動時における原子炉圧力容器内の温度分布の不均
一を解消することができる。
いたのでは冷却材温度が最も低い原子炉圧力容器１の底
部に炉心２上方の高温の冷却材が注入されるので、プラ
ント起動時における原子炉圧力容器内の温度分布の不均
一を解消することができる。
なお、プラントの起動後炉心の反応度が冷却材の自然循
環を生じ得る程度にまで進んだところで、止め弁８を閉
とし、止め弁９を開として通常状態に移行する。
環を生じ得る程度にまで進んだところで、止め弁８を閉
とし、止め弁９を開として通常状態に移行する。
本発明は上記実施例のみに限定されない。例えば、圧力
容器ボトムドレン配管５の原子炉圧力容器１底面におけ
る開口をスパージャとして、プラント起動時における高
温の冷却材の炉内への注入を高効率に行わせることがで
きる。また、配管３から図示しないポンプにより、冷却
材炉内戻し管７、圧力容器ボトムドレン配管を介して原
子炉圧力容器１に冷却材を戻すループ中に所内蒸気、所
内温水による熱交換器、加熱器等を設け、これ等により
冷却材の温度をさらに上昇させてから原子炉圧力容器１
内に注入するようにしてもよい。
容器ボトムドレン配管５の原子炉圧力容器１底面におけ
る開口をスパージャとして、プラント起動時における高
温の冷却材の炉内への注入を高効率に行わせることがで
きる。また、配管３から図示しないポンプにより、冷却
材炉内戻し管７、圧力容器ボトムドレン配管を介して原
子炉圧力容器１に冷却材を戻すループ中に所内蒸気、所
内温水による熱交換器、加熱器等を設け、これ等により
冷却材の温度をさらに上昇させてから原子炉圧力容器１
内に注入するようにしてもよい。
［発明の効果］
上記から明らかなように本発明の原子炉圧力容器におい
ては、プラント起動時の原子炉圧力容器内の温度分布を
均一化させることができ、ＢＷＲの健全性を向上させる
ことができる。
ては、プラント起動時の原子炉圧力容器内の温度分布を
均一化させることができ、ＢＷＲの健全性を向上させる
ことができる。
第１図は本発明一実施例の全体構成を示す模式的断面図
、第２図は従来の沸騰水型原子炉の概略構成を示す模式
的断面図である。 １・・・・・・原子炉圧力容器 ２・・・・・・炉心
３・・・・・・配管 ４・・・・・・制御棒駆動機構
５・・・・・・圧力容器ボトムドレン配管 ６・・・・
・冷却材 ７・・・・・・冷却材炉内戻り配管 ８．９
・・・・・・止め弁
、第２図は従来の沸騰水型原子炉の概略構成を示す模式
的断面図である。 １・・・・・・原子炉圧力容器 ２・・・・・・炉心
３・・・・・・配管 ４・・・・・・制御棒駆動機構
５・・・・・・圧力容器ボトムドレン配管 ６・・・・
・冷却材 ７・・・・・・冷却材炉内戻り配管 ８．９
・・・・・・止め弁
Claims (1)
- 炉心を収容する圧力容器と、この圧力容器側面の炉心上
方の位置に開口する冷却材浄化系／停止時冷却系配管と
、前記圧力容器底面に開口し冷却材浄化装置を経由して
前記冷却材浄化系／停止時冷却系配管に連通した原子炉
圧力容器ボトムドレン配管と、この圧力容器ボトムドレ
ン配管の前記原子炉圧力容器近傍の位置において分岐し
中間に止め弁を具え前記冷却材浄化系／停止時冷却系配
管に接続された冷却材炉内戻り配管と、前記圧力容器ボ
トムドレン配管の前記冷却材炉内戻り配管の分岐と前記
冷却材浄化装置との間に設けられた止め弁とを有するこ
とを特徴とする沸騰水型原子炉圧力容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2316080A JPH04188096A (ja) | 1990-11-22 | 1990-11-22 | 沸騰水型原子炉圧力容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2316080A JPH04188096A (ja) | 1990-11-22 | 1990-11-22 | 沸騰水型原子炉圧力容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04188096A true JPH04188096A (ja) | 1992-07-06 |
Family
ID=18073032
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2316080A Pending JPH04188096A (ja) | 1990-11-22 | 1990-11-22 | 沸騰水型原子炉圧力容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04188096A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007232503A (ja) * | 2006-02-28 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
| WO2009097033A2 (en) * | 2007-11-15 | 2009-08-06 | The State Of Oregon Acting By And Through The State System Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Stable startup system for a nuclear reactor |
| JP2011017720A (ja) * | 2010-09-17 | 2011-01-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
| US9330796B2 (en) | 2007-11-15 | 2016-05-03 | Nuscale Power, Llc | Stable startup system for a nuclear reactor |
-
1990
- 1990-11-22 JP JP2316080A patent/JPH04188096A/ja active Pending
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007232503A (ja) * | 2006-02-28 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
| WO2009097033A2 (en) * | 2007-11-15 | 2009-08-06 | The State Of Oregon Acting By And Through The State System Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Stable startup system for a nuclear reactor |
| WO2009097033A3 (en) * | 2007-11-15 | 2009-11-12 | The State Of Oregon Acting By And Through The State System Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Stable startup system for a nuclear reactor |
| US8891723B2 (en) | 2007-11-15 | 2014-11-18 | State of Oregon Acting by and Through The State Board of Higher Education on Behalf or Oregon State University, The Oregon State University | Stable startup system for a nuclear reactor |
| US9330796B2 (en) | 2007-11-15 | 2016-05-03 | Nuscale Power, Llc | Stable startup system for a nuclear reactor |
| US9431136B2 (en) | 2007-11-15 | 2016-08-30 | Nuscale Power, Llc | Stable startup system for nuclear reactor |
| JP2011017720A (ja) * | 2010-09-17 | 2011-01-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
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