JPH05256991A - Activation method for natural circulation type reactor - Google Patents

Activation method for natural circulation type reactor

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JPH05256991A
JPH05256991A JP4057775A JP5777592A JPH05256991A JP H05256991 A JPH05256991 A JP H05256991A JP 4057775 A JP4057775 A JP 4057775A JP 5777592 A JP5777592 A JP 5777592A JP H05256991 A JPH05256991 A JP H05256991A
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JP
Japan
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reactor
natural circulation
power
temperature
cooling water
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JP4057775A
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Japanese (ja)
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Hideaki Utsuno
英明 宇津野
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Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Publication date
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Abstract

PURPOSE:To prevent the generation of instability during a startup by withdrawing control rods after degassing operation for startup of natural circulation state, rising the temperature and pressure by nuclear heating and obtaining the rated power. CONSTITUTION:A steam condenser 7 is evacuated with a vacuum pump 11 and the inside of the reactor is degassed by opening the main steam drain valve 9 with the main steam isolation valve 8 closed. At this moment, the incore pressure is lowered to approximately 0.3 atmosphere. Then control rods 3 are withdrawn to start nuclear heating. The power is suppressed to 1% of the rated power. As the cooling water temperature at this state is the room temperature and the core inlet subcooling is ca. 50 deg.C, the geysering does not occur. This is because coolant heatup by the nuclear heating still does not begin at this moment. Therefore, it is not necessary after this time to keep the power at 1% of the rated power for escaping the geysering and so the reactor power can be maximized within the coolant heatup rate of 55 deg.C/hr and the startup time is shortened.

Description

【発明の詳細な説明】Detailed Description of the Invention

【0001】[0001]

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の冷温停止後の
起動法に係り、特に、起動時に自然循環状態にある原子
炉の熱水力安定性を確保するのに好適な起動方法に関す
る。
BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a startup method after a cold shutdown of a nuclear reactor, and more particularly to a startup method suitable for ensuring thermal-hydraulic stability of a nuclear reactor in a natural circulation state at startup. ..

【0002】[0002]

【従来の技術】一般に沸騰水型原子炉では、自然循環時
に原子炉を安定に運転できる範囲(安定性余裕)が狭い
という特性がある。
2. Description of the Related Art Generally, a boiling water reactor has a characteristic that a range (stability margin) in which the reactor can be stably operated during natural circulation is narrow.

【0003】このため、原子炉起動時には安定性余裕に
十分考慮して運転する必要がある。図6は原子炉出力と
炉心流量との関係および従来の知見にもとづく不安定発
生領域を示したものである。自然循環時には原子炉を安
定に運転できる範囲が狭いことがわかる。
For this reason, it is necessary to fully consider the stability margin when starting up the reactor. FIG. 6 shows the relationship between the reactor power and the core flow rate and the unstable region based on the conventional knowledge. It can be seen that the range in which the reactor can be operated stably during natural circulation is narrow.

【0004】安定性余裕を大きくする方法としては、再
循環ポンプにより原子炉の冷却水を強制循環させる方法
がある。図6に示すように強制循環型原子炉では、冷却
水を定格の20%ポンプ速度で循環させながら出力を上
昇させる方法を用いている。このような方法により、起
動時には自然循環状態で運転した時よりも安定性余裕を
大きくすることが可能である。
As a method of increasing the stability margin, there is a method of forcibly circulating the cooling water of the reactor by a recirculation pump. As shown in FIG. 6, the forced circulation reactor uses a method of increasing the output while circulating the cooling water at a rated 20% pump speed. By such a method, it is possible to make the stability margin larger at the time of startup than at the time of operating in the natural circulation state.

【0005】以上に述べた従来の原子炉起動法はこれま
でに知られていた不安定現象しか考慮していないもので
あった。ところが、原子炉が炉心でボイド発生を伴う自
然循環状態にある時には上記した不安定とは別な不安定
が存在することが明らかになった。このため、自然循環
により起動する原子炉では、起動時に十分な安定性余裕
を確保できないという問題があった。
The conventional reactor start-up method described above considers only the instability phenomenon known so far. However, it became clear that when the reactor is in a natural circulation state with void formation in the core, an instability other than the above-mentioned instability exists. Therefore, there is a problem that a sufficient stability margin cannot be secured at the time of startup in a nuclear reactor that is started by natural circulation.

【0006】この自然循環に特有な不安定現象の発生を
防止するための従来技術は、特開昭59−143997号公報に
記載のように、原子炉の起動時において、定期点検時熱
供給用ボイラからの熱を原子炉圧力容器内の冷却水に供
給することにより、冷却水を昇温しサブクーリングを減
少した後に核加熱を開始し、安定性の低下を防止するも
のや、特開昭60−69598 号公報に記載のように、原子炉
の下部プレナムに設けた熱交換器により炉心入口での冷
却水のサブクーリングを、不安定が発生する限界サブク
ーリング度よりも小さい範囲に設定したのちに出力上昇
を開始することにより、原子炉の安定性を確保しながら
起動できるようにするものがある。
A conventional technique for preventing the occurrence of the unstable phenomenon peculiar to the natural circulation is, as described in JP-A-59-143997, for heat supply at the time of periodic inspection at the time of starting the reactor. By supplying the heat from the boiler to the cooling water in the reactor pressure vessel, the temperature of the cooling water is raised to reduce subcooling and then nuclear heating is started to prevent deterioration of stability. As described in JP-A-60-69598, the subcooling of cooling water at the core inlet was set to a range smaller than the critical subcooling degree at which instability occurs by the heat exchanger installed in the lower plenum of the reactor. There is a system that can start the reactor while ensuring the stability of the reactor by starting the power increase later.

【0007】[0007]

【発明が解決しようとする課題】上記従来技術はとも
に、冷却水の昇温に核加熱を用いず、外部加熱源を用い
るため、格納容器内外あるいは圧力容器内に熱交換器と
熱供給系を設けて冷却水を昇温するものであり、熱供給
のための配管群およびサブクーリング設定のための制御
系を必要とし原子炉の構造が複雑となるため建設に係る
経済性が低くなる問題があった。
In both of the above-mentioned conventional techniques, nuclear heating is not used to raise the temperature of the cooling water, but an external heating source is used. Therefore, a heat exchanger and a heat supply system are provided inside or outside the containment vessel or the pressure vessel. Since it is provided to raise the temperature of the cooling water, a group of pipes for heat supply and a control system for setting the sub-cooling are required, which complicates the structure of the reactor and reduces the economic efficiency of construction. there were.

【0008】本発明の目的は、自然循環型原子炉の起動
時に特有な不安定現象の発生を防止する最適な起動法を
提供することにある。
It is an object of the present invention to provide an optimum starting method for preventing the occurrence of an unstable phenomenon peculiar to starting a natural circulation reactor.

【0009】[0009]

【課題を解決するための手段】上記目的は、従来の沸騰
水型原子炉において、原子炉起動前に冷却水中の溶存酸
素を取除くことを目的として実施している脱気運転を自
然循環型原子炉においても採用し、自然循環状態の起動
時に脱気運転実施後、制御棒を引抜き核加熱により昇温
昇圧を行い、定格出力を得ることにより達成される。
SUMMARY OF THE INVENTION The above-mentioned object is to perform a degassing operation in a conventional boiling water reactor for the purpose of removing dissolved oxygen in cooling water before the reactor is started by a natural circulation type. It is also used in nuclear reactors. It is achieved by performing deaeration operation at startup in the natural circulation state, then pulling out the control rod to heat up and boost by nuclear heating to obtain the rated output.

【0010】[0010]

【作用】本発明は、従来から知られていた原子炉の不安
定モード(従来の不安定モード)の他に新たに見出された
不安定モード(以下、新たな不安定モードをガイセリン
グと呼ぶ)を考慮して、いかなる場合にも原子炉の起動
が安定に行われるようにしたものである。
In the present invention, in addition to the conventionally known unstable mode of the reactor (conventional unstable mode), a newly found unstable mode (hereinafter, the new unstable mode is referred to as Geisering) ) Is taken into consideration so that the reactor can be stably started in any case.

【0011】本発明の動機となったガイセリングの発生
機構とその特徴を従来の不安定モードと関連づけて以下
に説明する。
The mechanism of geysering generation, which is the motive of the present invention, and its characteristics will be described below in relation to the conventional unstable mode.

【0012】図7に発熱部と冷却部がある自然循環回路
を示す。自然循環回路を用いた実験結果を図8に示す。
図8はガイセリングが発生する条件を発熱量とサブクー
リングを用いて表示したものである。図中には、従来の
不安定モードも観察される。従来の不安定モードが低サ
ブクーリング、高出力条件で発生するのに対し、ガイセ
リングはそれとは逆に高サブクーリング、低出力条件下
で発生することがわかる。前者は炉心の出口クオリティ
が高い状態で発生し、後者は逆にクオリティが低い条件
下で発生する。その機構は以下のように説明される。
FIG. 7 shows a natural circulation circuit having a heating portion and a cooling portion. The result of the experiment using the natural circulation circuit is shown in FIG.
FIG. 8 shows the conditions under which geysering occurs using the amount of heat generation and subcooling. The conventional unstable mode is also observed in the figure. It can be seen that the conventional unstable mode occurs under the conditions of low subcooling and high power, whereas, on the contrary, Geisering occurs under the conditions of high subcooling and low power. The former occurs when the core outlet quality is high, and the latter conversely occurs when the quality is low. The mechanism is explained as follows.

【0013】自然循環流量Qは、図7に示すような自然
循環回路において上昇流路15と下降流路16における
冷却材の密度差に起因する浮力Fと主として上昇流路1
5における2相流の摩擦損失ΔPとの釣合から定まる。
浮力Fはボイド率αの関数F(α)であり、摩擦損失ΔP
はクオリティχと流量Qの関数ΔP(χ,Q)と考えられ
る。一方、2相流中のボイド率とクオリティについては
一般に図9に示すような関係がある。今、図7に示した
自然循環回路に流量外乱δQが生じた時の系の応答を考
える。
The natural circulation flow rate Q is mainly the buoyancy force F caused by the density difference of the coolant in the ascending flow path 15 and the descending flow path 16 in the natural circulation circuit as shown in FIG.
5 and the friction loss ΔP of the two-phase flow.
Buoyancy F is a function F (α) of void ratio α, and friction loss ΔP
Is considered to be a function ΔP (χ, Q) of the quality χ and the flow rate Q. On the other hand, the void ratio and the quality in the two-phase flow generally have the relationship shown in FIG. Now, consider the response of the system when the flow disturbance δQ occurs in the natural circulation circuit shown in FIG. 7.

【0014】従来の不安定モード:図9より高クオリテ
ィ領域(χ>0.10)はクオリティの変動に対するボイ
ド率の変化分∂α/∂χは小さい。したがって、δχと
同オーダの変動量δQに対するボイド率の変化分∂α/
∂χも小さく、変動量δQに対して浮力は影響を受けな
い(δF=0)と考えられる。一方、摩擦損失ΔPは次式
で与えられる。
Conventional unstable mode: As shown in FIG. 9, in the high quality region (χ> 0.10), the variation ∂α / ∂χ of the void ratio with respect to the quality variation is small. Therefore, the variation of the void fraction with respect to the variation δQ of the same order as δχ ∂α /
Since ∂χ is also small, it is considered that the buoyancy is not affected by the variation amount δQ (δF = 0). On the other hand, the friction loss ΔP is given by the following equation.

【0015】[0015]

【数1】 [Equation 1]

【0016】ф2(χ):2相流増倍係数 したがって、δQに対する変動量δΔPは次式Φ 2 (χ): Two-phase flow multiplication coefficient Therefore, the variation amount δΔP with respect to δQ is

【0017】[0017]

【数2】 [Equation 2]

【0018】で与えられる。Is given by

【0019】図10に示すように出口クオリティ変動δ
χの位相は流量変動δQに対して反転しているから∂χ
/∂Q<0である。また、∂φ2(x)/∂χ>0である
ことが知られているから、(2)式の右辺第1項は負、第
2項は正の符号をもつ。
As shown in FIG. 10, the outlet quality variation δ
The phase of χ is inverted with respect to the flow rate fluctuation δQ ∂χ
/ ∂Q <0. Further, since it is known that ∂φ 2 (x) / ∂χ> 0, the first term on the right side of the equation (2) has a negative sign and the second term has a positive sign.

【0020】したがって、(2)式の左辺<0となる条件
下(高クオリティ条件で成立)では、正の流量変動に対し
て摩擦損失の減少をきたすので流量変動は助長され不安
定が発生する。
Therefore, under the condition that the left side of the equation (2) is <0 (established under the high quality condition), the friction loss is reduced with respect to the positive flow rate fluctuation, so that the flow rate fluctuation is promoted and instability occurs. ..

【0021】以上のように従来の不安定モードは水力的
な負性抵抗に原因する。
As described above, the conventional unstable mode is caused by the hydraulic negative resistance.

【0022】ガイセリング:図10において、低クオリ
ティ領域では∂α/∂χはクオリティ変動δχ、したが
って、また流量変動δQのオーダよりも大きな変動を示
す。それゆえ、この領域では従来の不安定モードとは逆
に駆動力(浮力)の変動δFが現象を支配する。すなわ
ち、正の流量変動δQに対して出口クオリティの減少δ
χがおこると、図9よりボイド率の急減少δαが生じ
る。このため、外乱δQの作用が終了するや流量は急減
して突沸がおこる。沸騰によるボイドの増加は駆動力δ
Fを増す方向に作用するから、流量は再び増加して最初
の状態に戻る。このサイクルが持続して不安定な状態に
なる。ガイセリング不安定発生時の流量Qの時間変化
は、図11に示すような波形を示す。
Geisering: In FIG. 10, ∂α / ∂χ in the low quality region shows a quality variation δχ, and therefore also a variation greater than the order of the flow rate variation δQ. Therefore, in this region, contrary to the conventional unstable mode, the fluctuation δF of the driving force (buoyancy) dominates the phenomenon. That is, the outlet quality decreases δ with respect to the positive flow rate variation δQ.
When χ occurs, a rapid decrease δα in the void rate occurs from FIG. 9. Therefore, as soon as the action of the disturbance δQ ends, the flow rate suddenly decreases and bumping occurs. The increase in voids due to boiling is the driving force δ
Since it acts in the direction of increasing F, the flow rate increases again and returns to the initial state. This cycle continues and becomes unstable. The change over time in the flow rate Q when gyseling instability occurs exhibits a waveform as shown in FIG.

【0023】また、自然循環回路を用いた実験より、図
12に示すようにガイセリングの発生レンジは上昇流路
15の出口クオリティによって一義的に定まることがわ
かった。更に、非沸騰状態ではガイセリングは生じない
ことも明らかになった。ガイセリングが発生するクオリ
ティを限界クオリティXcと呼ぶことにする。
Further, from the experiment using the natural circulation circuit, it was found that the generation range of Geisering is uniquely determined by the outlet quality of the ascending flow path 15, as shown in FIG. Furthermore, it was also clarified that Geysering does not occur in the non-boiling state. The quality at which gyseling occurs will be called the marginal quality Xc.

【0024】自然循環型原子炉における、ガイセリング
発生領域を、自然循環回路を用いた実験に基づき理論的
に求めた結果を図13に示す。ガイセリング発生領域
は、限界クオリティ曲線17X=Xcと沸騰開始曲線1
8X=0で囲まれる領域として表すことができる。図よ
り、ガイセリング発生領域には、サブクーリングの極小
値が存在することがわかる。
FIG. 13 shows the theoretically obtained result of the Geisering generation region in the natural circulation reactor based on the experiment using the natural circulation circuit. The geysering occurrence region is the limit quality curve 17X = Xc and the boiling start curve 1
It can be represented as a region surrounded by 8X = 0. From the figure, it can be seen that there is a local minimum value of subcooling in the Geisering occurrence region.

【0025】本発明になる運転法の特徴は、ガイセリン
グを回避するため原子炉起動時に、原子炉出力と炉心入
口サブクーリングが図13に示されるガイセリング発生
領域より下の範囲にあるようにすることである。
A feature of the operation method according to the present invention is that the reactor power and the core inlet subcooling are in a range below the geysering generation region shown in FIG. 13 at the time of starting the reactor in order to avoid geysering. Is.

【0026】[0026]

【実施例】図1は自然循環型原子炉1と原子炉廻りの系
統図を示す。
DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS FIG. 1 shows a system diagram of a natural circulation type nuclear reactor 1 and its surroundings.

【0027】原子炉の廻りの系統は、原子炉1からの蒸
気により回転するタービン6と、タービン駆動後の蒸気
を凝縮する復水器7と、原子炉起動時に復水器7を真空
に引くための真空ポンプ11と、真空ポンプにより吸い
込んだ空気を大気に排出するための排気筒12により構
成される。
The system around the reactor is a turbine 6 rotated by steam from the reactor 1, a condenser 7 for condensing steam after driving the turbine, and a vacuum for the condenser 7 when the reactor is started. And a gas exhaust tube 12 for exhausting the air sucked by the vacuum pump to the atmosphere.

【0028】従来の沸騰水型原子炉では、冷却水中の溶
存酸素を取除くことを目的に、原子炉起動前に脱気運転
を実施している。本発明の原子炉の起動法も、原子炉起
動前に脱気運転を実施する。これにより、従来、脱気運
転の目的である冷却水中の溶存酸素の除去はもとより、
自然循環状態での起動時に特有なガイセリングの発生を
回避することができる。
In the conventional boiling water reactor, deaeration operation is carried out before starting the reactor in order to remove dissolved oxygen in the cooling water. In the nuclear reactor starting method of the present invention, the degassing operation is performed before the nuclear reactor is started. As a result, in addition to removing dissolved oxygen in cooling water, which is the purpose of degassing operation,
It is possible to avoid the occurrence of geissering peculiar to starting at the natural circulation state.

【0029】以下、本発明の原子炉の起動手順を説明す
る。
The starting procedure of the nuclear reactor of the present invention will be described below.

【0030】手順1:原子炉脱気 真空ポンプ11により復水器7を真空化し、主蒸気隔離
弁8を閉じたまま、主蒸気ドレン弁9を開いて原子炉内
の脱気を行う。
Procedure 1: Reactor degassing The condenser 7 is evacuated by the vacuum pump 11, and the main steam drain valve 9 is opened while the main steam isolation valve 8 is closed to degas the reactor.

【0031】このとき、原子炉圧力は約0.3 気圧程度
まで下がるようにする。
At this time, the reactor pressure is lowered to about 0.3 atm.

【0032】原子炉圧力,冷却水温度および復水器7の
圧力変化を図3に示す。まず、真空ポンプ5を起動し、
復水器7を真空化することにより復水器7の圧力は0.
1 気圧以下まで下がった状態となる。この状態となっ
た後、主蒸気ドレン弁3を開いて原子炉内を脱気するこ
とにより圧力を約0.3 気圧まで下げる。この過程で、
原子炉内の冷却水中の溶存酸素が取除かれる。
FIG. 3 shows changes in reactor pressure, cooling water temperature, and pressure in the condenser 7. First, start the vacuum pump 5,
By evacuating the condenser 7, the pressure of the condenser 7 becomes 0.
The pressure drops below 1 atm. After this state is reached, the main steam drain valve 3 is opened to degas the inside of the reactor, and the pressure is reduced to about 0.3 atm. In the process,
Dissolved oxygen in the cooling water in the reactor is removed.

【0033】原子炉圧力約0.3 気圧が確立した後、手
順2に移行する。
After the reactor pressure of about 0.3 atm is established, the procedure proceeds to step 2.

【0034】手順2:核加熱開始 脱気運転により原子炉圧力を0.3 気圧程度まで下げた
後、制御棒3を引抜き核加熱を開始する。出力は、定格
出力の約1%程度におさえるようにする。
Procedure 2: Start of nuclear heating After reducing the reactor pressure to about 0.3 atm by degassing operation, the control rod 3 is pulled out and nuclear heating is started. The output should be kept to about 1% of the rated output.

【0035】この時点での状態を図5のガイセリング発
生領域と比較して説明する。原子炉圧力0.3 気圧にお
ける飽和温度は約70℃である。一方、冷却水の温度は
原子炉起動前は室温であるため、約20℃である。従っ
て、炉心入口サブクーリングは、約50℃(=70℃−
20℃)となっている。出力約1%炉心入口サブクーリ
ング約50℃の状態は、図5におけるガイセリング発生
領域の左側、すなわち、ガイセリングが発生しない状態
であることがわかる。この理由は、核加熱による冷却材
の沸騰が開始されていないためである。
The state at this time will be described in comparison with the Geisering occurrence region of FIG. The saturation temperature at a reactor pressure of 0.3 atm is about 70 ° C. On the other hand, the temperature of the cooling water is about 20 ° C. because it is room temperature before the reactor is started. Therefore, the core inlet sub-cooling is about 50 ° C (= 70 ° C-
20 ° C). It can be seen that the state where the output is about 1% and the core inlet subcooling is about 50 ° C. is the left side of the Geisering occurrence region in FIG. 5, that is, the state where Geisering does not occur. The reason for this is that boiling of the coolant due to nuclear heating has not started.

【0036】手順3:昇温昇圧 原子炉1の冷却水温度約20℃の状態から、出力約1%
で核加熱を継続すると、次第に冷却水が加熱され、原子
炉圧力約0.3 気圧における飽和温度約70℃まで昇温
される。この時点で、冷却水の沸騰が開始され、図2に
示されるような原子炉内のチムニー部4とダウンカマ部
5における冷却水の密度差に起因する浮力により自然循
環が始まる。自然循環により循環する冷却水の温度は、
飽和温度に達しているため炉心入口サブクーリングをほ
ぼ0とすることができる。炉心入口サブクーリング0の
状態は、図5におけるガイセリング発生領域の下側、す
なわち、ガイセリングが発生しない状態であることがわ
かる。
Step 3: Temperature rising pressure: Cooling water temperature of the reactor 1 is about 20 ° C., output is about 1%.
When the nuclear heating is continued at, the cooling water is gradually heated and the temperature is raised to the saturation temperature of about 70 ° C at the reactor pressure of about 0.3 atm. At this point, the boiling of the cooling water is started, and natural circulation is started by the buoyancy caused by the density difference of the cooling water between the chimney portion 4 and the downcomer portion 5 in the reactor as shown in FIG. The temperature of the cooling water circulated by natural circulation is
Since the saturation temperature is reached, the core cooling subcooling can be made almost zero. It can be seen that the state of the core inlet sub-cooling 0 is below the Geisering occurrence region in FIG. 5, that is, the state where Geisering does not occur.

【0037】冷却水が沸騰し蒸気が発生することによ
り、原子炉圧力が上昇し、冷却水の温度は圧力の上昇と
ともに各時点の圧力の飽和温度で上昇する。このとき、
冷却水温度の上昇割合が55℃/hr以下となるように原
子炉出力を制御する。冷却水温度の上昇割合を55℃/
hr以下とするのは、起動・停止による圧力容器の熱疲労
をおさえるためであり、これは従来火力ボイラ等で用い
られている基準と同一である。原子炉内を昇温昇圧して
いる間、冷却水温度は飽和温度となっているため炉心入
口サブクーリング0を保つことができる。炉心入口サブ
クーリング0であれば、図5におけるガイセリング発生
領域の下側であるため、昇温昇圧の過程でガイセリング
が発生する心配はない。
As the cooling water boils and steam is generated, the reactor pressure rises, and the temperature of the cooling water rises at the saturation temperature of the pressure at each time point as the pressure rises. At this time,
The reactor power is controlled so that the rate of increase in cooling water temperature is 55 ° C / hr or less. The cooling water temperature rise rate is 55 ° C /
The reason for setting the time to be equal to or shorter than hr is to suppress thermal fatigue of the pressure vessel due to start / stop, and this is the same as the standard used in the conventional thermal power boiler and the like. While the temperature inside the reactor is being raised and boosted, the cooling water temperature is at the saturation temperature, so that the core inlet subcooling 0 can be maintained. If the core inlet sub-cooling is 0, it is below the Geisering generation region in FIG. 5, so there is no concern that Geysering will occur during the process of temperature rise and pressure increase.

【0038】核加熱による原子炉内の昇温昇圧を継続
し、温度圧力ともに定格状態を得る。 手順4:出力上昇 原子炉内の温度圧力ともに定格状態を確保した後、制御
棒3を引抜くことにより原子炉出力を定格値まで上昇さ
せる。原子炉圧力を高くしたときのガイセリング発生領
域は、図5に示すように上方に移動するためガイセリン
グを回避して運転できる範囲が広がる。原子炉出力を上
昇させると、蒸気となってタービンへ送られる冷却水の
分を給水で補充するため、原子炉内のダウンカマ部5の
冷却水温度が飽和温度以下となるので炉心入口サブクー
リングが上昇する。しかし、既に述べたように圧力が定
格に達しているためガイセリング発生までの余裕が大き
くなっており、炉心入口サブクーリングは図5でガイセ
リング発生領域の下側を維持することができる。すなわ
ち、ガイセリングの発生を回避することができる。原子
炉出力が定格に到達した時点で起動操作は完了する。
The temperature and pressure inside the nuclear reactor are continuously raised by nuclear heating to obtain the rated state for both temperature and pressure. Step 4: Power increase After ensuring the rated conditions for both temperature and pressure inside the reactor, pull out the control rod 3 to increase the reactor power to the rated value. As shown in FIG. 5, the geysering generation region when the reactor pressure is increased moves upward as shown in FIG. When the reactor power is increased, the cooling water that becomes steam and is sent to the turbine is replenished by the feed water, so that the cooling water temperature of the downcomer section 5 in the reactor becomes the saturation temperature or less, so that the core inlet subcooling is To rise. However, as described above, since the pressure has reached the rated value, there is a large margin until the occurrence of Geisering, and the core inlet subcooling can maintain the lower side of the Geisering occurrence region in FIG. That is, it is possible to avoid the occurrence of geissering. The start-up operation is completed when the reactor power reaches the rated value.

【0039】以上述べた、手順1から手順4までの原子
炉圧力,温度および出力の変化を図4に示す。
FIG. 4 shows changes in the reactor pressure, temperature, and power from procedure 1 to procedure 4 described above.

【0040】ここで、手順1における脱気運転がガイセ
リング回避のためにどのような役割をはたしているかを
説明する。原子炉を一旦起動し、冷温停止した後再起動
する場合には炉心の崩壊熱により炉心内の冷却水が加熱
されているため、脱気運転により到達する原子炉圧力約
0.3 気圧における飽和温度程度まで昇温されている。
従って、脱気運転により原子炉圧力を0.3 気圧程度ま
で低下すると、炉心内の冷却水は減圧沸騰の状態とな
る。原子炉内の冷却水温度が飽和温度と等しくなってい
る状態は、炉心入口サブクーリング0の状態である。
Here, the role of the deaeration operation in the procedure 1 for avoiding the gyseling will be explained. When the reactor is started up once, cooled down, and restarted, the cooling water in the core is being heated by the decay heat of the core. Therefore, the saturation at the reactor pressure of about 0.3 atm reached by the degassing operation. The temperature has been raised to about the temperature.
Therefore, when the reactor pressure is reduced to about 0.3 atm by the degassing operation, the cooling water in the core is in a state of reduced pressure boiling. The state where the cooling water temperature in the nuclear reactor is equal to the saturation temperature is the state of the core inlet subcooling 0.

【0041】すなわち、一旦、起動した原子炉を冷温起
動した後、再起動する場合には、脱気することにより炉
心入口サブクーリングを0とすることが可能となる。炉
心入口サブクーリングを0とすることにより、図5にお
いてガイセリング発生領域から下側の状態を維持するこ
とができるため、原子炉出力に依らずガイセリングの発
生を回避することができる。
That is, in the case where the once-started reactor is cold-started and then restarted, the core inlet subcooling can be made zero by degassing. By setting the core inlet sub-cooling to 0, it is possible to maintain the state below the Geisering generation region in FIG. 5, so it is possible to avoid the occurrence of Geisering regardless of the reactor output.

【0042】従って、手順2以降、ガイセリングを回避
する目的で原子炉出力を定格の約1%に保つ必要はな
く、冷却水の昇温割合が55℃/hrを越えない範囲で原
子炉出力を最大にすることができるため、起動時間が短
縮される。
Therefore, after the procedure 2, it is not necessary to keep the reactor output at about 1% of the rated value for the purpose of avoiding geysering, and the reactor output is kept within the range in which the temperature rise rate of the cooling water does not exceed 55 ° C / hr. Since it can be maximized, startup time is shortened.

【0043】もちろん、脱気により炉心入口サブクーリ
ングを0とすることができなくとも、手順3において炉
心入口サブクーリングを0とすることができるため、こ
れ以降は原子炉出力を冷却水温度の昇温割合が55℃/
hrを越えない範囲で上昇してもよいが、少くとも手順2
で制御棒を引抜いて手順3で炉心入口サブクーリングが
0となるまでは、原子炉出力を約1%程度におさえてお
く必要がある。
Of course, even if the core inlet subcooling cannot be set to 0 due to degassing, the core inlet subcooling can be set to 0 in step 3. Therefore, after this, the reactor power is increased by increasing the cooling water temperature. Temperature ratio is 55 ° C /
It may be raised within the range not exceeding hr, but at least step 2
It is necessary to keep the reactor power at about 1% until the control rod is pulled out in step 3 and the core inlet subcooling becomes 0 in step 3.

【0044】本実施例により、原子炉を起動した場合の
原子炉出力と炉心入口サブクーリングの軌跡をガイセリ
ング発生領域と比較して図5に示す。原子炉を始めて起
動する場合は、脱気により炉心入口サブクーリングを0
とすることができないため、原子炉出力を定格の約1%
程度とすることにより、運転状態は軌跡AB上をA点か
らB点に移行する。原子炉を昇温昇圧している間、温度
圧力が定格に到達するまで運転状態はB点にある。
FIG. 5 shows the reactor power and the trajectory of the core inlet sub-cooling when the reactor is started according to this embodiment in comparison with the Geisering generation region. When starting the reactor for the first time, degassing the reactor core inlet subcooling to 0
It is not possible to set the reactor power to about 1% of the rated value.
Depending on the degree, the operating state shifts from the point A to the point B on the locus AB. While the reactor is being heated and boosted, the operating state is at point B until the temperature and pressure reach the rated value.

【0045】この間、原子炉圧力が上昇するため図5に
おいてガイセリング発生領域は上方に移動する。原子炉
出力を、定格まで上昇する過程で運転状態は軌跡BC上
をB点からC点に移行する。
During this period, the reactor pressure rises, so that the geysering generation region moves upward in FIG. In the process of increasing the reactor power to the rated value, the operating state shifts from the point B to the point C on the locus BC.

【0046】原子炉を冷温停止後、再起動する場合には
炉心の崩壊熱により冷却水が加熱されているため、脱気
することにより炉心入口サブクーリングをほぼ0とする
ことができるので、核加熱をB点から開始することがで
きる。すなわち、脱気により軌跡ABの移行過程を省略
することができるため、ガイセリングを回避した起動に
要する時間を短縮することができる。また、従来、沸騰
水型原子炉で脱気の目的である冷却材中の溶存酸素を取
除くことも同時に満足できる。
When the reactor is restarted after cold shutdown, since the cooling water is heated by the decay heat of the core, the subcooling of the core inlet can be made almost zero by deaerating the core. The heating can start from point B. That is, since the transition process of the trajectory AB can be omitted by degassing, it is possible to shorten the time required for starting while avoiding geysering. Further, it is also possible to simultaneously remove dissolved oxygen in the coolant, which is the purpose of degassing in a boiling water reactor.

【0047】[0047]

【発明の効果】本発明によれば、従来、沸騰水型原子炉
で実施している脱気を行うことにより自然循環型原子炉
において、冷却水中の溶存酸素の除去はもとより、自然
循環状態での起動時に特有なガイセリングの発生を防止
し、起動に要する時間を短縮することができる。
EFFECTS OF THE INVENTION According to the present invention, by carrying out deaeration which has been conventionally carried out in a boiling water reactor, in a natural circulation reactor, not only removal of dissolved oxygen in cooling water but also natural circulation It is possible to prevent the occurrence of specific gusseling at the time of starting up and reduce the time required for starting up.

【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]

【図1】本発明の実施例を示す自然循環型原子炉の系統
図。
FIG. 1 is a system diagram of a natural circulation reactor showing an embodiment of the present invention.

【図2】自然循環型原子炉構造を示す説明図。FIG. 2 is an explanatory view showing a structure of a natural circulation reactor.

【図3】本発明による原子炉脱気運転状態を示す特性
図。
FIG. 3 is a characteristic diagram showing a reactor degassing operation state according to the present invention.

【図4】本発明による原子炉起動状態を示す特性図。FIG. 4 is a characteristic diagram showing a reactor starting state according to the present invention.

【図5】本発明による原子炉起動曲線をガイセリング発
生領域と比較して示す特性図。
FIG. 5 is a characteristic diagram showing a reactor start-up curve according to the present invention in comparison with a Geisering occurrence region.

【図6】原子炉出力と炉心流量との関係における運転曲
線を示したグラフ図。
FIG. 6 is a graph showing an operation curve in the relation between reactor power and core flow rate.

【図7】原子炉自然循環を示す説明図。FIG. 7 is an explanatory diagram showing natural circulation of a nuclear reactor.

【図8】従来の不安定モードとガイセリングの発生領域
をプロット表示した特性図。
FIG. 8 is a characteristic diagram in which a conventional unstable mode and a region where geysering is generated are plotted and displayed.

【図9】出口クオリティとボイド率との関係を示す特性
図。
FIG. 9 is a characteristic diagram showing the relationship between the outlet quality and the void rate.

【図10】循環流量と出口クオリティの関係を示す特性
図。
FIG. 10 is a characteristic diagram showing the relationship between the circulation flow rate and the outlet quality.

【図11】ガイセリング状態の時間経過にともなう流量
の関係を示す特性図。
FIG. 11 is a characteristic diagram showing the relationship of the flow rate with the passage of time in the gyseling state.

【図12】出口クオリティと流量振幅の関係をプロット
表示した特性図。
FIG. 12 is a characteristic diagram plotting the relationship between outlet quality and flow rate amplitude.

【図13】ガイセリング発生領域を示す特性図。FIG. 13 is a characteristic diagram showing a region where geysering occurs.

【符号の説明】[Explanation of symbols]

1…自然循環型原子炉、2…炉心、3…制御棒、4…チ
ムニー部、5…ダウンカマ部、6…タービン、7…復水
器、8…主蒸気隔離弁、9…主蒸気ドレン弁、10…タ
ービンバイパス弁、11…真空ポンプ、12…排気筒。
1 ... Natural circulation type reactor, 2 ... Reactor core, 3 ... Control rod, 4 ... Chimney part, 5 ... Downcomer part, 6 ... Turbine, 7 ... Condenser, 8 ... Main steam isolation valve, 9 ... Main steam drain valve 10 ... Turbine bypass valve, 11 ... Vacuum pump, 12 ... Exhaust pipe.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項1】冷温停止状態にある自然循環型原子炉を起
動するに際し、原子炉内を脱気することにより炉心入口
サブクーリングを原子炉出力と前記炉心入口サブクーリ
ングで定まる不安定発生条件以下に設定したのちに出力
上昇を開始することを特徴とする自然循環型原子炉の起
動方法。
Claim: What is claimed is: 1. When starting a natural circulation reactor in a cold shutdown state, the core inlet subcooling is determined by the reactor power and the core inlet subcooling by degassing the inside of the reactor. A method for starting a natural circulation reactor, which comprises starting to increase the output after setting to 1.
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007225511A (en) * 2006-02-24 2007-09-06 Hitachi Ltd Nuclear reactor monitoring device and output controller
JP2007232504A (en) * 2006-02-28 2007-09-13 Hitachi Ltd Nuclear reactor system and nuclear reactor control method
JP2007232503A (en) * 2006-02-28 2007-09-13 Hitachi Ltd Nuclear reactor system and nuclear reactor control method
JP2011017720A (en) * 2010-09-17 2011-01-27 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Nuclear reactor system and nuclear reactor control method

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