JPH06265680A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
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- JPH06265680A JPH06265680A JP5053630A JP5363093A JPH06265680A JP H06265680 A JPH06265680 A JP H06265680A JP 5053630 A JP5053630 A JP 5053630A JP 5363093 A JP5363093 A JP 5363093A JP H06265680 A JPH06265680 A JP H06265680A
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- JP
- Japan
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- reactor
- pressure
- steam
- main steam
- safety valve
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- 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
-
- 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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】補助給水手段への蒸気供給管と圧力抑制室プー
ルとの間に圧力調整弁を介挿した連通配管を設けて、原
子炉隔離状態を長期間継続する場合に主蒸気逃がし安全
弁をバイパスする沸騰水型原子炉を提供する。 【構成】原子炉圧力容器２で発生した蒸気を動力とした
タービン駆動ポンプを用いて冷却水を原子炉へ供給する
補助給水手段と共に主蒸気逃がし安全弁４を備えた沸騰
水型原子炉において、前記補助給水手段へ蒸気を導く蒸
気供給管６から分岐して圧力抑制室プール５との間に接
続した圧力調整弁８を介挿した連通配管９と、原子炉圧
力信号12および予め設定した制御圧力とから前記圧力調
整弁８の開度を制御する制御回路11を備えたことを特徴
とする。
ルとの間に圧力調整弁を介挿した連通配管を設けて、原
子炉隔離状態を長期間継続する場合に主蒸気逃がし安全
弁をバイパスする沸騰水型原子炉を提供する。 【構成】原子炉圧力容器２で発生した蒸気を動力とした
タービン駆動ポンプを用いて冷却水を原子炉へ供給する
補助給水手段と共に主蒸気逃がし安全弁４を備えた沸騰
水型原子炉において、前記補助給水手段へ蒸気を導く蒸
気供給管６から分岐して圧力抑制室プール５との間に接
続した圧力調整弁８を介挿した連通配管９と、原子炉圧
力信号12および予め設定した制御圧力とから前記圧力調
整弁８の開度を制御する制御回路11を備えたことを特徴
とする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉に係り、
特に原子炉隔離時における原子炉圧力の安定制御を容易
とした沸騰水型原子炉に関する。
特に原子炉隔離時における原子炉圧力の安定制御を容易
とした沸騰水型原子炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に沸騰水型原子炉においては、何等
かの原因によって原子炉が隔離された場合には、原子炉
の緊急停止を行うと共に炉心の冷却を行い、原子力プラ
ントを安定な状態に保つことが可能なように構成されて
いる。
かの原因によって原子炉が隔離された場合には、原子炉
の緊急停止を行うと共に炉心の冷却を行い、原子力プラ
ントを安定な状態に保つことが可能なように構成されて
いる。
【０００３】図３の概要構成図は従来の沸騰水型原子炉
を示すもので、原子炉格納容器１内に収容された原子炉
である原子炉圧力容器２の内部には核燃料が装荷された
炉心が設置されており、この炉心における核エネルギー
により冷却水を加熱して蒸気を発生させている。
を示すもので、原子炉格納容器１内に収容された原子炉
である原子炉圧力容器２の内部には核燃料が装荷された
炉心が設置されており、この炉心における核エネルギー
により冷却水を加熱して蒸気を発生させている。
【０００４】ここで発生した蒸気は、主蒸気管３を介し
て図示しない発電用タービンに導かれ、発電用タービン
を駆動した蒸気は同じく図示しない復水器において冷
却、凝縮されて復水となり、復水、給水系によって再び
原子炉圧力容器２へ冷却水として戻される。
て図示しない発電用タービンに導かれ、発電用タービン
を駆動した蒸気は同じく図示しない復水器において冷
却、凝縮されて復水となり、復水、給水系によって再び
原子炉圧力容器２へ冷却水として戻される。
【０００５】このように構成された沸騰水型原子炉にお
いて、何等かの原因により原子炉が復水器から隔離され
た場合には、原子炉は緊急停止されて核分裂反応は停止
するが、それまでに蓄積された核分裂生成物の崩壊熱に
よって発生する蒸気により原子炉圧力容器２内の原子炉
圧力が上昇する。
いて、何等かの原因により原子炉が復水器から隔離され
た場合には、原子炉は緊急停止されて核分裂反応は停止
するが、それまでに蓄積された核分裂生成物の崩壊熱に
よって発生する蒸気により原子炉圧力容器２内の原子炉
圧力が上昇する。
【０００６】この原子炉圧力が原子炉圧力容器２に設置
されている主蒸気逃がし安全弁４の設定圧に達すると、
主蒸気逃がし安全弁４が開放して、高圧蒸気が圧力抑制
室プール５の水中に放出され、冷却、凝縮されるので、
原子炉圧力は主蒸気逃がし安全弁４の開放設定圧力と、
閉止設定圧力の間において自動制御される。
されている主蒸気逃がし安全弁４の設定圧に達すると、
主蒸気逃がし安全弁４が開放して、高圧蒸気が圧力抑制
室プール５の水中に放出され、冷却、凝縮されるので、
原子炉圧力は主蒸気逃がし安全弁４の開放設定圧力と、
閉止設定圧力の間において自動制御される。
【０００７】一方、核分裂生成物の崩壊熱による蒸気の
発生によって原子炉圧力容器２内の冷却水が減少するた
め、原子炉で発生する蒸気の一部を動力として使用する
図示しないタービン駆動ポンプを使用した補助給水手段
として原子炉隔離時冷却系が設置されている。
発生によって原子炉圧力容器２内の冷却水が減少するた
め、原子炉で発生する蒸気の一部を動力として使用する
図示しないタービン駆動ポンプを使用した補助給水手段
として原子炉隔離時冷却系が設置されている。
【０００８】この原子炉隔離時冷却系は、運転員による
手動起動または原子炉水位低の信号による原子炉隔離時
冷却系の自動起動によって、冷却水を補給して十分な炉
心冷却が行われる。また、この原子炉隔離時冷却系のタ
ービン駆動ポンプには、主蒸気管３から分岐された蒸気
供給管６により蒸気が供給される。
手動起動または原子炉水位低の信号による原子炉隔離時
冷却系の自動起動によって、冷却水を補給して十分な炉
心冷却が行われる。また、この原子炉隔離時冷却系のタ
ービン駆動ポンプには、主蒸気管３から分岐された蒸気
供給管６により蒸気が供給される。
【０００９】以上のように原子炉隔離時においては、主
蒸気逃がし安全弁４と補助給水手段である原子炉隔離時
冷却系の動作によって、原子炉を安全に安定な状態に維
持することが可能になっている。
蒸気逃がし安全弁４と補助給水手段である原子炉隔離時
冷却系の動作によって、原子炉を安全に安定な状態に維
持することが可能になっている。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】原子炉の隔離状態が長
時間にわたって継続するような場合には、主蒸気逃がし
安全弁４が開閉を繰り返すこととなり、それに連動して
原子炉圧力が変動する。この主蒸気逃がし安全弁４が長
時間にわたり開閉を繰り返すことは、原子炉の運転上好
ましくなく、また主蒸気逃がし安全弁４が開固着する可
能性を高める恐れがある。
時間にわたって継続するような場合には、主蒸気逃がし
安全弁４が開閉を繰り返すこととなり、それに連動して
原子炉圧力が変動する。この主蒸気逃がし安全弁４が長
時間にわたり開閉を繰り返すことは、原子炉の運転上好
ましくなく、また主蒸気逃がし安全弁４が開固着する可
能性を高める恐れがある。
【００１１】従来より主蒸気逃がし安全弁４が開閉を繰
り返すことを防止するためには、運転員が手動で主蒸気
逃がし安全弁４を操作して、原子炉圧力を主蒸気逃がし
安全弁４の開放設定値以下に制御することが考えられて
いた。しかしながら、主蒸気逃がし安全弁４がオン−オ
フ弁であるため、運転員による手動操作で原子炉圧力を
正確に一定に保つことは困難である。
り返すことを防止するためには、運転員が手動で主蒸気
逃がし安全弁４を操作して、原子炉圧力を主蒸気逃がし
安全弁４の開放設定値以下に制御することが考えられて
いた。しかしながら、主蒸気逃がし安全弁４がオン−オ
フ弁であるため、運転員による手動操作で原子炉圧力を
正確に一定に保つことは困難である。
【００１２】また原子炉圧力を監視しながら主蒸気逃が
し安全弁４の開閉操作を繰り返す必要があり、運転員に
多くの負担を与えることになる。さらに、誤って原子炉
圧力を下げ過ぎた場合には、蒸気を駆動力として使用し
ている原子炉隔離時冷却系の運転に支障を来すことにな
り、このような場合には、非常用炉心冷却系によって炉
心冷却を実施するという支障があった。
し安全弁４の開閉操作を繰り返す必要があり、運転員に
多くの負担を与えることになる。さらに、誤って原子炉
圧力を下げ過ぎた場合には、蒸気を駆動力として使用し
ている原子炉隔離時冷却系の運転に支障を来すことにな
り、このような場合には、非常用炉心冷却系によって炉
心冷却を実施するという支障があった。
【００１３】本発明の目的とするところは、補助給水手
段への蒸気供給管と圧力抑制室プールとの間に圧力調整
弁を介挿した連通配管を設けて、原子炉隔離状態を長期
間継続する場合に主蒸気逃がし安全弁をバイパスする沸
騰水型原子炉を提供することにある。
段への蒸気供給管と圧力抑制室プールとの間に圧力調整
弁を介挿した連通配管を設けて、原子炉隔離状態を長期
間継続する場合に主蒸気逃がし安全弁をバイパスする沸
騰水型原子炉を提供することにある。
【００１４】
【課題を解決するための手段】本発明は、原子炉で発生
した蒸気を動力としたタービン駆動ポンプを用いて冷却
水を原子炉へ供給する補助給水手段と共に主蒸気逃がし
安全弁を備えた沸騰水型原子炉において、前記補助給水
手段へ蒸気を導く蒸気供給管から分岐して圧力抑制室プ
ールとの間に接続した圧力調整弁を介挿した連通配管
と、原子炉圧力信号および予め設定した制御圧力とから
前記圧力調整弁の開度を制御する制御回路を備えたこと
を特徴とする。
した蒸気を動力としたタービン駆動ポンプを用いて冷却
水を原子炉へ供給する補助給水手段と共に主蒸気逃がし
安全弁を備えた沸騰水型原子炉において、前記補助給水
手段へ蒸気を導く蒸気供給管から分岐して圧力抑制室プ
ールとの間に接続した圧力調整弁を介挿した連通配管
と、原子炉圧力信号および予め設定した制御圧力とから
前記圧力調整弁の開度を制御する制御回路を備えたこと
を特徴とする。
【００１５】
【作用】原子炉隔離運転が長期間継続する場合には、運
転員が制御回路の制御圧力設定を主蒸気逃がし安全弁の
設定圧力より低く設定する。これにより、原子炉圧力は
主蒸気逃がし安全弁が作動しない状態で自動的に制御さ
れる。
転員が制御回路の制御圧力設定を主蒸気逃がし安全弁の
設定圧力より低く設定する。これにより、原子炉圧力は
主蒸気逃がし安全弁が作動しない状態で自動的に制御さ
れる。
【００１６】従って、運転員への負担が軽減され、主蒸
気逃がし安全弁の開固着や、運転員の操作ミスにより原
子炉圧力の過度な低下と、これに伴う原子炉隔離時冷却
系の運転阻害や、非常用炉心冷却系の作動を防止する。
気逃がし安全弁の開固着や、運転員の操作ミスにより原
子炉圧力の過度な低下と、これに伴う原子炉隔離時冷却
系の運転阻害や、非常用炉心冷却系の作動を防止する。
【００１７】
【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分については
同一符号を付して詳細な説明を省略する。図１の概要構
成図に示すように、原子炉格納容器１内に収容された原
子炉である原子炉圧力容器２の内部には炉心が設置され
ており、この炉心で発生した蒸気は、主蒸気管３を介し
て図示しない発電用タービンに導かれる。
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分については
同一符号を付して詳細な説明を省略する。図１の概要構
成図に示すように、原子炉格納容器１内に収容された原
子炉である原子炉圧力容器２の内部には炉心が設置され
ており、この炉心で発生した蒸気は、主蒸気管３を介し
て図示しない発電用タービンに導かれる。
【００１８】発電用タービンを駆動した蒸気は同じく図
示しない復水器において冷却、凝縮されて復水となり、
復水、給水系によって再び原子炉圧力容器２へ冷却水と
して戻される。
示しない復水器において冷却、凝縮されて復水となり、
復水、給水系によって再び原子炉圧力容器２へ冷却水と
して戻される。
【００１９】また原子炉圧力容器２には主蒸気逃がし安
全弁４が設置されていて、若しも原子炉圧力が設定圧に
達すると、主蒸気逃がし安全弁４が開放して、高圧蒸気
を圧力抑制室プール５の水中に放出し、冷却、凝縮する
ので、原子炉圧力は主蒸気逃がし安全弁４の開放設定圧
力と、閉止設定圧力の間で自動的に制御される。
全弁４が設置されていて、若しも原子炉圧力が設定圧に
達すると、主蒸気逃がし安全弁４が開放して、高圧蒸気
を圧力抑制室プール５の水中に放出し、冷却、凝縮する
ので、原子炉圧力は主蒸気逃がし安全弁４の開放設定圧
力と、閉止設定圧力の間で自動的に制御される。
【００２０】さらに、主蒸気管３には図示しない原子炉
隔離時冷却系タービンへ蒸気を供給する蒸気供給管６が
分岐接続されており、この蒸気供給管６の原子炉格納容
器１の外側で分岐して、別途圧力抑制室プール５に接続
されているタービンの蒸気排出管７との間に圧力調整弁
８を介挿した連通配管９が接続している。
隔離時冷却系タービンへ蒸気を供給する蒸気供給管６が
分岐接続されており、この蒸気供給管６の原子炉格納容
器１の外側で分岐して、別途圧力抑制室プール５に接続
されているタービンの蒸気排出管７との間に圧力調整弁
８を介挿した連通配管９が接続している。
【００２１】また前記原子炉圧力容器２に設置した原子
炉圧力を検出する圧力検出器10からの原子炉圧力信号に
基づき、原子炉圧力を予め定められた設定値とするよう
に前記圧力調整弁８の開度を制御する制御回路11を設け
て構成されている。
炉圧力を検出する圧力検出器10からの原子炉圧力信号に
基づき、原子炉圧力を予め定められた設定値とするよう
に前記圧力調整弁８の開度を制御する制御回路11を設け
て構成されている。
【００２２】図２は制御回路のブロック構成図を示し、
圧力検出器10からの原子炉圧力信号12は、圧力設定器13
で選ばれた制御圧力と加算回路14において比較され、原
子炉圧力信号12と制御圧力との差に基づく圧力調整弁８
の開度信号が関数発生器15より出力されるように構成さ
れている。
圧力検出器10からの原子炉圧力信号12は、圧力設定器13
で選ばれた制御圧力と加算回路14において比較され、原
子炉圧力信号12と制御圧力との差に基づく圧力調整弁８
の開度信号が関数発生器15より出力されるように構成さ
れている。
【００２３】次に上記構成による作用について説明す
る。原子炉の隔離が発生し、この隔離状態を長時間にわ
たって継続する必要が生じた場合には、運転員は制御回
路11の圧力設定器13において前記主蒸気逃がし安全弁４
の設定圧力よりも低い制御圧力を設定する。
る。原子炉の隔離が発生し、この隔離状態を長時間にわ
たって継続する必要が生じた場合には、運転員は制御回
路11の圧力設定器13において前記主蒸気逃がし安全弁４
の設定圧力よりも低い制御圧力を設定する。
【００２４】これにより、その後は自動的に原子炉圧力
が圧力調整弁８の開閉作動により制御圧力に等しく制御
されるため、主蒸気逃がし安全弁４が自動で開閉で繰り
返すことはなく、また運転員の判断による手動による主
蒸気逃がし安全弁４の開閉操作も不要となる。
が圧力調整弁８の開閉作動により制御圧力に等しく制御
されるため、主蒸気逃がし安全弁４が自動で開閉で繰り
返すことはなく、また運転員の判断による手動による主
蒸気逃がし安全弁４の開閉操作も不要となる。
【００２５】従って、運転員の負担を低減できると共
に、主蒸気逃がし安全弁４の開閉の繰り返しを抑制でき
るため、主蒸気逃がし安全弁４の開固着等によって原子
炉が過度に減圧されて、原子炉隔離時冷却系が使用でき
なくなることが防止できる。また、みだりに非常用炉心
冷却系が作動して炉心冷却を行うことがなくなる。
に、主蒸気逃がし安全弁４の開閉の繰り返しを抑制でき
るため、主蒸気逃がし安全弁４の開固着等によって原子
炉が過度に減圧されて、原子炉隔離時冷却系が使用でき
なくなることが防止できる。また、みだりに非常用炉心
冷却系が作動して炉心冷却を行うことがなくなる。
【００２６】さらに、圧力調整弁８を原子炉格納容器１
の外側に設置したことにより、主蒸気逃がし安全弁４と
独立した原子炉減圧手段として、原子炉格納容器１の圧
力が上昇し、主蒸気逃がし安全弁４が開状態に維持でき
ない状況においても使用可能であり、他の原子炉格納容
器２の圧力が上昇するような事象への対応能力が高ま
る。
の外側に設置したことにより、主蒸気逃がし安全弁４と
独立した原子炉減圧手段として、原子炉格納容器１の圧
力が上昇し、主蒸気逃がし安全弁４が開状態に維持でき
ない状況においても使用可能であり、他の原子炉格納容
器２の圧力が上昇するような事象への対応能力が高ま
る。
【００２７】
【発明の効果】以上本発明によれば、原子炉隔離時にお
いて、主蒸気逃がし安全弁の開閉の繰り返しを抑制し原
子炉圧力を一定に制御でき、運転員への負担を低減し、
かつ主蒸気逃がし安全弁の開固着や運転員の操作ミスに
よって原子炉圧力が過度に低下する原子炉隔離時冷却系
の運転阻害が低減できるため、従来に比較して沸騰水型
原子炉の安全性を向上することができる。
いて、主蒸気逃がし安全弁の開閉の繰り返しを抑制し原
子炉圧力を一定に制御でき、運転員への負担を低減し、
かつ主蒸気逃がし安全弁の開固着や運転員の操作ミスに
よって原子炉圧力が過度に低下する原子炉隔離時冷却系
の運転阻害が低減できるため、従来に比較して沸騰水型
原子炉の安全性を向上することができる。
【図１】本発明に係る一実施例の沸騰水型原子炉の概要
構成図。
構成図。
【図２】本発明に係る一実施例の制御回路のブロック構
成図。
成図。
【図３】従来の沸騰水型原子炉の概要構成図。
１…原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３…主蒸気
管、４…主蒸気逃がし安全弁、５…圧力抑制室プール、
６…蒸気供給管（原子炉隔離時冷却系）、７…蒸気排出
管（原子炉隔離時冷却系）、８…圧力調整弁、９…連通
配管、10…圧力検出器、11…制御回路、12…原子炉圧力
信号、13…圧力設定器、14…加算回路、15…関数発生
器。
管、４…主蒸気逃がし安全弁、５…圧力抑制室プール、
６…蒸気供給管（原子炉隔離時冷却系）、７…蒸気排出
管（原子炉隔離時冷却系）、８…圧力調整弁、９…連通
配管、10…圧力検出器、11…制御回路、12…原子炉圧力
信号、13…圧力設定器、14…加算回路、15…関数発生
器。
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉で発生した蒸気を動力としたター
ビン駆動ポンプを用いて冷却水を原子炉へ供給する補助
給水手段と共に主蒸気逃がし安全弁を備えた沸騰水型原
子炉において、前記補助給水手段へ蒸気を導く蒸気供給
管から分岐して圧力抑制室プールとの間に接続した圧力
調整弁を介挿した連通配管と、原子炉圧力信号と予め設
定した制御圧力から前記圧力調整弁の開度を制御する制
御回路を備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5053630A JPH06265680A (ja) | 1993-03-15 | 1993-03-15 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5053630A JPH06265680A (ja) | 1993-03-15 | 1993-03-15 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06265680A true JPH06265680A (ja) | 1994-09-22 |
Family
ID=12948231
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5053630A Pending JPH06265680A (ja) | 1993-03-15 | 1993-03-15 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06265680A (ja) |
-
1993
- 1993-03-15 JP JP5053630A patent/JPH06265680A/ja active Pending
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