JPH0471480B2 - - Google Patents
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- JPH0471480B2 JPH0471480B2 JP62051678A JP5167887A JPH0471480B2 JP H0471480 B2 JPH0471480 B2 JP H0471480B2 JP 62051678 A JP62051678 A JP 62051678A JP 5167887 A JP5167887 A JP 5167887A JP H0471480 B2 JPH0471480 B2 JP H0471480B2
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- Japan
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- pipe
- primary coolant
- pressurizer
- primary
- reactor
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- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims description 9
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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】
(イ) 発明の目的
〔産業上の利用分野〕
この発明は原子炉容器、蒸気発生器、１次冷却
材循環ポンプ、加圧器、１次冷却材管及び弁類か
らなる１次冷却設備と１次冷却材中のほう素濃
度、保有水量、水質の調整及び１次冷却設備への
１次冷却材の補給を主な目的とする化学体積制御
設備からなる加圧水型原子炉に関するものであ
る。
材循環ポンプ、加圧器、１次冷却材管及び弁類か
らなる１次冷却設備と１次冷却材中のほう素濃
度、保有水量、水質の調整及び１次冷却設備への
１次冷却材の補給を主な目的とする化学体積制御
設備からなる加圧水型原子炉に関するものであ
る。
原子炉の安全上及び運転上の見地から炉心の核
設計の方針は運転時の異常な過渡変化状態でも燃
料の健全性を確保できる炉心特性を有し、最大反
応度価値を有する制御棒クラスタ１本が全引抜き
の状態であつても常に炉心の未臨界性を維持し、
炉心を連続的に、かつ、安定に制御でき、通常の
運転制御を行うのに十分な負の反応度効果を有す
ることを考慮して設計される。そして、この核的
性能については、炉心に核燃料を初装荷或いは燃
料交換時に初臨界から高温全出力運転状態にもつ
てゆく際に試験によつて詳細に把握される。
設計の方針は運転時の異常な過渡変化状態でも燃
料の健全性を確保できる炉心特性を有し、最大反
応度価値を有する制御棒クラスタ１本が全引抜き
の状態であつても常に炉心の未臨界性を維持し、
炉心を連続的に、かつ、安定に制御でき、通常の
運転制御を行うのに十分な負の反応度効果を有す
ることを考慮して設計される。そして、この核的
性能については、炉心に核燃料を初装荷或いは燃
料交換時に初臨界から高温全出力運転状態にもつ
てゆく際に試験によつて詳細に把握される。
従来の加圧水型原子炉の冷却系の構成は第２図
に示す通りであつて、１次冷却系は原子炉容器１
を有し、原子炉容器１の出口側に蒸気発生器２の
高温側が１次冷却材高温配管３により接続し、ま
た、蒸気発生器２の低温側が１次冷却材ポンプ４
を含む１次冷却材低温配管５により原子炉容器１
の入口側に接続している。
に示す通りであつて、１次冷却系は原子炉容器１
を有し、原子炉容器１の出口側に蒸気発生器２の
高温側が１次冷却材高温配管３により接続し、ま
た、蒸気発生器２の低温側が１次冷却材ポンプ４
を含む１次冷却材低温配管５により原子炉容器１
の入口側に接続している。
一方、化学体積制御設備６は体積制御タンク
７、ほう素除去系８、ほう素補給系１１を有し、
その入口側配管である抽出配管１２は１次冷却材
低温配管５の１次冷却材ポンプ４の上流側に接続
し、また、その出口側配管である充填配管１３は
充填ポンプ１４を介して１次冷却材低温配管５の
１次冷却材ポンプ４の下流側に接続している。
７、ほう素除去系８、ほう素補給系１１を有し、
その入口側配管である抽出配管１２は１次冷却材
低温配管５の１次冷却材ポンプ４の上流側に接続
し、また、その出口側配管である充填配管１３は
充填ポンプ１４を介して１次冷却材低温配管５の
１次冷却材ポンプ４の下流側に接続している。
また、加圧器１５は液相部１６、気相部１７及
び気相部１７内に設けられたスプレイ１８を備
え、液相部１６は加圧器サージ管２１によつて１
次冷却材高温配管３に接続している。また、スプ
レイ１８は加圧器スプレイ配管２２によつて１次
冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ４の下流側
で接続しており、かつ加圧器補助スプレイ配管２
３を介して充填配管１３と接続している。
び気相部１７内に設けられたスプレイ１８を備
え、液相部１６は加圧器サージ管２１によつて１
次冷却材高温配管３に接続している。また、スプ
レイ１８は加圧器スプレイ配管２２によつて１次
冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ４の下流側
で接続しており、かつ加圧器補助スプレイ配管２
３を介して充填配管１３と接続している。
さて、上述の核的性能の試験を行うに当つては
化学体積制御設備６及び加圧器１５を動作させて
１次冷却系内のほう素濃度を種々に変えて１次冷
却系内のほう素濃度が均一になつたところで核特
性を測定する必要があるが、従来の１次冷却設備
と化学体積制御設備６の系統構成では核特性を把
握する上で支障ない程度に１次系内のほう素濃度
が均一になるまでには一般的に２〜３時間と比較
的に時間がかかり不必要な試験期間が長くなると
いう問題点があつた。典型的な試験例の場合、試
験期間積算で約20時間弱が均一になるまでの待機
時間として無駄に費されている。これは通常の負
荷変化に伴う１次冷却材の熱膨脹及び収縮による
圧力変化を緩和する目的で設けられている加圧器
１５が、第２図に示すように、１次冷却材管３及
び５、原子炉容器１、蒸気発生器２及び１次冷却
材ポンプ４の如く循環回路を構成しているもので
はなく、負荷変化に伴う正及び負のサージ流によ
る圧力変動を目的として１次冷却材高温配管３に
接続する加圧器サージ配管２１及び１次冷却材低
温配管５から分岐した加圧器スプレイ配管２２に
よつて１次冷却材循環回路と接続しているのみだ
からである。
化学体積制御設備６及び加圧器１５を動作させて
１次冷却系内のほう素濃度を種々に変えて１次冷
却系内のほう素濃度が均一になつたところで核特
性を測定する必要があるが、従来の１次冷却設備
と化学体積制御設備６の系統構成では核特性を把
握する上で支障ない程度に１次系内のほう素濃度
が均一になるまでには一般的に２〜３時間と比較
的に時間がかかり不必要な試験期間が長くなると
いう問題点があつた。典型的な試験例の場合、試
験期間積算で約20時間弱が均一になるまでの待機
時間として無駄に費されている。これは通常の負
荷変化に伴う１次冷却材の熱膨脹及び収縮による
圧力変化を緩和する目的で設けられている加圧器
１５が、第２図に示すように、１次冷却材管３及
び５、原子炉容器１、蒸気発生器２及び１次冷却
材ポンプ４の如く循環回路を構成しているもので
はなく、負荷変化に伴う正及び負のサージ流によ
る圧力変動を目的として１次冷却材高温配管３に
接続する加圧器サージ配管２１及び１次冷却材低
温配管５から分岐した加圧器スプレイ配管２２に
よつて１次冷却材循環回路と接続しているのみだ
からである。
他方、１次冷却材中のほう素濃度を制御する化
学体積制御設備６は、１次冷却材低温配管５の１
次冷却材ポンプ４の出口側及び加圧器補助スプレ
イ配管２３に接続しているが、後者は、原子炉の
通常冷却停止時の加圧器１５の冷却を目的に設置
されているものである。
学体積制御設備６は、１次冷却材低温配管５の１
次冷却材ポンプ４の出口側及び加圧器補助スプレ
イ配管２３に接続しているが、後者は、原子炉の
通常冷却停止時の加圧器１５の冷却を目的に設置
されているものである。
それ故、加圧器内ほう素濃度は、化学体積制御
設備６によつて直接的に制御されるのではなく循
環回路（すなわち、１次冷却系ループ）を経由し
て間接的に制御されるに過ぎないからである。
設備６によつて直接的に制御されるのではなく循
環回路（すなわち、１次冷却系ループ）を経由し
て間接的に制御されるに過ぎないからである。
このようなことから加圧器及び１次冷却材管、
原子炉容器、蒸気発生器及び１次冷却材ポンプか
らなる循環回路部のほう素濃度を直接的に制御し
て、１次冷却設備内のほう素濃度の均一化に要す
る時間を短縮し得る技術の開発が望まれている。
原子炉容器、蒸気発生器及び１次冷却材ポンプか
らなる循環回路部のほう素濃度を直接的に制御し
て、１次冷却設備内のほう素濃度の均一化に要す
る時間を短縮し得る技術の開発が望まれている。
この発明は上記の如き事情に鑑みてなされたも
のであつて、加圧器内及び１次冷却材管、原子炉
容器、蒸気発生器及び１次冷却材ポンプからなる
循環回路部のほう素濃度を直接的に制御して、絶
えず１次冷却設備内のほう素濃度の均一化を計り
試験期間を短縮し得る加圧水型原子炉を提供する
ことを目的とするものである。
のであつて、加圧器内及び１次冷却材管、原子炉
容器、蒸気発生器及び１次冷却材ポンプからなる
循環回路部のほう素濃度を直接的に制御して、絶
えず１次冷却設備内のほう素濃度の均一化を計り
試験期間を短縮し得る加圧水型原子炉を提供する
ことを目的とするものである。
(ロ) 発明の構成
〔問題を解決するための手段〕
この目的に対応して、この発明の加圧水型原子
炉は、化学体積制御設備の充填配管を流量配分器
を介して１次冷却材低温配管及び加圧器液相部に
接続させ、かつ、前記体積制御設備の抽出配管を
流量配分器を介して前記１次冷却材低温配管及び
前記加圧器液相部に接続させてなることを特徴と
している。
炉は、化学体積制御設備の充填配管を流量配分器
を介して１次冷却材低温配管及び加圧器液相部に
接続させ、かつ、前記体積制御設備の抽出配管を
流量配分器を介して前記１次冷却材低温配管及び
前記加圧器液相部に接続させてなることを特徴と
している。
以下、この発明の詳細を一実施例を示す図面に
ついて説明する。
ついて説明する。
第１図において１０は原子炉１次冷却系であ
り、原子炉１次冷却系１０は原子炉容器１を有
し、原子炉容器１の出口側に蒸気発生器２の高温
側が１次冷却材高温配管３により接続し、また、
蒸気発生器２の低温側ら１次冷却材ポンプ４を含
む１次冷却材低温配管５により原子炉容器１の入
口側に接続している。
り、原子炉１次冷却系１０は原子炉容器１を有
し、原子炉容器１の出口側に蒸気発生器２の高温
側が１次冷却材高温配管３により接続し、また、
蒸気発生器２の低温側ら１次冷却材ポンプ４を含
む１次冷却材低温配管５により原子炉容器１の入
口側に接続している。
一方、化学体積制御設備６は体積制御タンク
７、ほう素除去系８、ほう素補給系１１を有し、
その入口側配管である抽出配管１２は１次冷却材
低温配管５の１次冷却材ポンプ４の上流側に接続
し、また、その出口側配管である充填配管１３は
充填ポンプ１４を介して１次冷却材低温配管５の
１次冷却材ポンプ４の下流側に接続している。
７、ほう素除去系８、ほう素補給系１１を有し、
その入口側配管である抽出配管１２は１次冷却材
低温配管５の１次冷却材ポンプ４の上流側に接続
し、また、その出口側配管である充填配管１３は
充填ポンプ１４を介して１次冷却材低温配管５の
１次冷却材ポンプ４の下流側に接続している。
また、加圧器１５は液相部１６、気相部１７及
び気相部１７内に設けられたスプレイ１８を備
え、液相部１６は加圧器サージ管２１によつて１
次冷却材高温配管３に接続している。また、スプ
レイ１８は加圧器スプレイ配管２２によつて１次
冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ４の下流側
で接続しており、かつ加圧器補助スプレイ配管２
３を介して充填配管１３と接続している。以上の
構成は従来の加圧水型原子炉の冷却系の構成と異
ならない。
び気相部１７内に設けられたスプレイ１８を備
え、液相部１６は加圧器サージ管２１によつて１
次冷却材高温配管３に接続している。また、スプ
レイ１８は加圧器スプレイ配管２２によつて１次
冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ４の下流側
で接続しており、かつ加圧器補助スプレイ配管２
３を介して充填配管１３と接続している。以上の
構成は従来の加圧水型原子炉の冷却系の構成と異
ならない。
特に重要な点は以下の化学体積制御設備６と原
子炉１次冷却系１０及び加圧器１５との接続であ
る。
子炉１次冷却系１０及び加圧器１５との接続であ
る。
すなわち、化学体積制御設備６の充填配管１３
を流量配分器２４によつて２つに分岐させ一方１
３ａを１次冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ
４の下流側に接続し、他方１３ｂを加圧器１５の
液相部１６に接続させ、かつ、前記体積制御設備
６の抽出配管１２を２つに分岐させて流量配分器
２５で合流させるようにして、一方１２ａを前記
１次冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ４の上
流側に接続し他方１２ｂを加圧器１５の液相部１
６に接続させている。
を流量配分器２４によつて２つに分岐させ一方１
３ａを１次冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ
４の下流側に接続し、他方１３ｂを加圧器１５の
液相部１６に接続させ、かつ、前記体積制御設備
６の抽出配管１２を２つに分岐させて流量配分器
２５で合流させるようにして、一方１２ａを前記
１次冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ４の上
流側に接続し他方１２ｂを加圧器１５の液相部１
６に接続させている。
このように構成された加圧水型原子炉設備にお
いては、１次冷却水は原子炉容器内１の加圧水型
原子炉によつて加熱され原子炉容器１、１次冷却
材配管３，５、蒸気発生器２及び１次冷却材ポン
プ４からなる循環回路を１次冷却材ポンプ４の運
転により強制循環される。
いては、１次冷却水は原子炉容器内１の加圧水型
原子炉によつて加熱され原子炉容器１、１次冷却
材配管３，５、蒸気発生器２及び１次冷却材ポン
プ４からなる循環回路を１次冷却材ポンプ４の運
転により強制循環される。
１次冷却材中のほう素濃度は、蒸気発生器２と
１次冷却材ポンプ４間の１次冷却材低温配管５と
加圧器１５の内液相部１６とを配管１２ａ，１２
ｂにて接続し途中流量配分器２５を経由して、化
学体積制御設備６へと接続する抽出配管１２、化
学体積制御設備６から流量配分器２４を経由し
て、１次冷却材ポンプ４と原子炉容器１の間の１
次冷却材低温配管５及び加圧器１５の内液相部１
６に接続する充填配管１３ａ，１３ｂ（１３）及
び化学体積制御設備６によつて制御される。
１次冷却材ポンプ４間の１次冷却材低温配管５と
加圧器１５の内液相部１６とを配管１２ａ，１２
ｂにて接続し途中流量配分器２５を経由して、化
学体積制御設備６へと接続する抽出配管１２、化
学体積制御設備６から流量配分器２４を経由し
て、１次冷却材ポンプ４と原子炉容器１の間の１
次冷却材低温配管５及び加圧器１５の内液相部１
６に接続する充填配管１３ａ，１３ｂ（１３）及
び化学体積制御設備６によつて制御される。
この実施例の場合、加圧器液相部１６と原子炉
１次冷却系１０と化学体積制御設備６を流量配分
器２４，２５を介して抽出配管１２，１２ａ，１
２ｂ、充填配管１３，１３ａ，１３ｂで接続して
加圧器液相部１６及び原子炉１次冷却系１０の１
次冷却材量を考慮したほう素添加及び冷却材抽出
によるほう素除去を行うことにより、ほぼ同時に
加圧器液相部と循環部のほう素濃度の均一化が達
成されることになる。
１次冷却系１０と化学体積制御設備６を流量配分
器２４，２５を介して抽出配管１２，１２ａ，１
２ｂ、充填配管１３，１３ａ，１３ｂで接続して
加圧器液相部１６及び原子炉１次冷却系１０の１
次冷却材量を考慮したほう素添加及び冷却材抽出
によるほう素除去を行うことにより、ほぼ同時に
加圧器液相部と循環部のほう素濃度の均一化が達
成されることになる。
(ハ) 発明の効果
このように、この発明によれば、化学体積制御
設備の１次冷却設備への抽出、充填配管を１次冷
却材低温配管に加えて加圧器に、加圧器内及び循
環回路内の水体積密度等を考慮して適切に制御さ
れた流量配分器を介して接続することによつて加
圧器と循環回路部のほう素濃度を絶えず均一に制
御することが可能となり、従来の方法では１次冷
却系内のほう素濃度が均一になるのに比較的に時
間がかかつていたものが本発明によれば絶えず均
一化が図られる加圧水型原子炉を得ることができ
る。
設備の１次冷却設備への抽出、充填配管を１次冷
却材低温配管に加えて加圧器に、加圧器内及び循
環回路内の水体積密度等を考慮して適切に制御さ
れた流量配分器を介して接続することによつて加
圧器と循環回路部のほう素濃度を絶えず均一に制
御することが可能となり、従来の方法では１次冷
却系内のほう素濃度が均一になるのに比較的に時
間がかかつていたものが本発明によれば絶えず均
一化が図られる加圧水型原子炉を得ることができ
る。
第１図はこの発明の一実施例に係わる加圧水型
原子炉の系統図、及び第２図は従来の加圧水型原
子炉の系統図である。 １…原子炉容器、２…蒸気発生器、３…１次冷
却材高温配管、４…１次冷却材ポンプ、５…１次
冷却材低温配管、６…化学体積制御設備、７…体
積制御タンク、８…ほう素除去系、１０…原子炉
１次冷却系、１１…ほう素補給系、１２…抽出配
管、１３…充填配管、１４…充填ポンプ、１５…
加圧器、１６…液相部、１７…気相部、１８…ス
プレイ、２１…加圧器サージ管、２２…加圧器ス
プレイ配管、２３…加圧器補助スプレイ配管、２
４…流量配分器、２５…流量配分器。
原子炉の系統図、及び第２図は従来の加圧水型原
子炉の系統図である。 １…原子炉容器、２…蒸気発生器、３…１次冷
却材高温配管、４…１次冷却材ポンプ、５…１次
冷却材低温配管、６…化学体積制御設備、７…体
積制御タンク、８…ほう素除去系、１０…原子炉
１次冷却系、１１…ほう素補給系、１２…抽出配
管、１３…充填配管、１４…充填ポンプ、１５…
加圧器、１６…液相部、１７…気相部、１８…ス
プレイ、２１…加圧器サージ管、２２…加圧器ス
プレイ配管、２３…加圧器補助スプレイ配管、２
４…流量配分器、２５…流量配分器。
Claims (1)
- １ 化学体積制御設備の充填配管を流量配分器を
介して１次冷却材低温配管及び加圧器液相部に接
続させ、かつ、前記体積制御設備の抽出配管を流
量配分器を介して前記１次冷却材低温配管及び前
記加圧器液相部に接続させてなることを特徴とす
る加圧水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62051678A JPS63218897A (ja) | 1987-03-06 | 1987-03-06 | 加圧水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62051678A JPS63218897A (ja) | 1987-03-06 | 1987-03-06 | 加圧水型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63218897A JPS63218897A (ja) | 1988-09-12 |
| JPH0471480B2 true JPH0471480B2 (ja) | 1992-11-13 |
Family
ID=12893539
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62051678A Granted JPS63218897A (ja) | 1987-03-06 | 1987-03-06 | 加圧水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63218897A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US11011280B2 (en) * | 2016-03-10 | 2021-05-18 | Westinghouse Electric Company Llc | Reactor coolant system piping temperature distribution measurement system |
-
1987
- 1987-03-06 JP JP62051678A patent/JPS63218897A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS63218897A (ja) | 1988-09-12 |
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