JPH0827378B2 - 沸騰水型原子力発電プラント - Google Patents
沸騰水型原子力発電プラントInfo
- Publication number
- JPH0827378B2 JPH0827378B2 JP59161278A JP16127884A JPH0827378B2 JP H0827378 B2 JPH0827378 B2 JP H0827378B2 JP 59161278 A JP59161278 A JP 59161278A JP 16127884 A JP16127884 A JP 16127884A JP H0827378 B2 JPH0827378 B2 JP H0827378B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pipe
- recirculation
- cross
- riser
- flow rate
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
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
- Agricultural Chemicals And Associated Chemicals (AREA)
- Production Of Liquid Hydrocarbon Mixture For Refining Petroleum (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 （発明の利用分野） 本発明は沸騰水型原子力発電プラント（以下BWR発電
プラントと呼ぶ）に係り、特に安定なプラント発電出力
を呈する沸騰水型原子力発電プラントに関するものであ
る。
プラントと呼ぶ）に係り、特に安定なプラント発電出力
を呈する沸騰水型原子力発電プラントに関するものであ
る。
（発明の背景） BWR発電プラントは、原子炉の炉心に冷却材（冷却
水）を循環させ、炉心部で冷却材を加熱して高圧蒸気化
し、その高圧蒸気でタービン発電機を駆動し、発電を行
うものである。原子炉の出力制御は、制御棒で行うほ
か、炉心流量を変えるだけでも行うことができ、これが
BWRの最大の特徴のひとつになっている。
水）を循環させ、炉心部で冷却材を加熱して高圧蒸気化
し、その高圧蒸気でタービン発電機を駆動し、発電を行
うものである。原子炉の出力制御は、制御棒で行うほ
か、炉心流量を変えるだけでも行うことができ、これが
BWRの最大の特徴のひとつになっている。
炉心流量による出力制御は、炉心内で発生している蒸
気の核的特性を利用している。炉心の流量を減少する
と、蒸気量が増え、減速材密度が減少する結果、核反応
の度合が減り、出力も減少する。出力が減少すると、蒸
気の発生量が減って元の蒸気量に戻り、炉心は出力が減
少した状態で落ち着く。逆に炉心流量を増加すると、出
力が上った状態に炉心を落着かせることができる。また
炉心流量を一定にした場合は炉心のある部分で核分裂の
度合が増加すると、その部分の蒸気量が増え、蒸気量の
増加により核分裂の度合が減るという負のフィードバッ
ク特性があり、このため、BWR炉心は自己制御性を持っ
ているといわれる。
気の核的特性を利用している。炉心の流量を減少する
と、蒸気量が増え、減速材密度が減少する結果、核反応
の度合が減り、出力も減少する。出力が減少すると、蒸
気の発生量が減って元の蒸気量に戻り、炉心は出力が減
少した状態で落ち着く。逆に炉心流量を増加すると、出
力が上った状態に炉心を落着かせることができる。また
炉心流量を一定にした場合は炉心のある部分で核分裂の
度合が増加すると、その部分の蒸気量が増え、蒸気量の
増加により核分裂の度合が減るという負のフィードバッ
ク特性があり、このため、BWR炉心は自己制御性を持っ
ているといわれる。
このように、炉心流量を増減させると原子炉出力がほ
ぼ比例して変化する。他方、原子炉蒸気発生量の変化分
に相当するだけタービン発電機によるプラント出力は変
化する。
ぼ比例して変化する。他方、原子炉蒸気発生量の変化分
に相当するだけタービン発電機によるプラント出力は変
化する。
炉心流量は再循環流量の調節によって調節される。再
循環流量の調節は、再循環ポンプ駆動モータの電源周波
数を操作して、再循環ポンプ回転速度を変化させること
によって行う。平常、出力制御は炉心流量調整によって
行われ、制御棒位置の調整は主として長時間の燃焼に伴
う反応度補償及び炉心内の出力分布の調節のために行わ
れる。
循環流量の調節は、再循環ポンプ駆動モータの電源周波
数を操作して、再循環ポンプ回転速度を変化させること
によって行う。平常、出力制御は炉心流量調整によって
行われ、制御棒位置の調整は主として長時間の燃焼に伴
う反応度補償及び炉心内の出力分布の調節のために行わ
れる。
再循環ループは圧力容器の外部にそれぞれ１台の再循
環ポンプを有する２つのループで構成されている。炉心
を循環する冷却材のうち約1/3〜1/2はこの再循環ループ
に取出され、再循環ポンプで昇圧された後、ジェットポ
ンプの駆動流体として、そのノズルに供給される。残り
の約1/2〜2/3がジェットポンプに吸引されて駆動流と混
合後、炉心を流れる。ジェットポンプは炉心シュラウド
と圧力容器壁の間と環状空間部であるダウンカマ部に通
常16〜20台設置される。ジェットポンプは可動部分のな
い構造であり、通常２台１組になっており、１組に対し
て１本のライザ管と２個の駆動ノズル、吸込口、スロー
ト及びディフューザを有している。炉心流量はジェット
ポンプディフューザから吐出される流量の合計であり、
各々のジェットポンプ吐出流量は、ディフューザの上部
及び下部のタップ間差圧（ダブルタップ差圧）又はディ
フューザ上部と炉心下部プレナム間の差圧（シングルタ
ップ差圧）から求まる。炉内に設置される16〜20台のジ
ェットポンプは同一の形状、寸法、特性を持っている。
また、再循環ポンプによる駆動水流量が大であるほどジ
ェットポンプから炉心への吐出水流量は大となる。
環ポンプを有する２つのループで構成されている。炉心
を循環する冷却材のうち約1/3〜1/2はこの再循環ループ
に取出され、再循環ポンプで昇圧された後、ジェットポ
ンプの駆動流体として、そのノズルに供給される。残り
の約1/2〜2/3がジェットポンプに吸引されて駆動流と混
合後、炉心を流れる。ジェットポンプは炉心シュラウド
と圧力容器壁の間と環状空間部であるダウンカマ部に通
常16〜20台設置される。ジェットポンプは可動部分のな
い構造であり、通常２台１組になっており、１組に対し
て１本のライザ管と２個の駆動ノズル、吸込口、スロー
ト及びディフューザを有している。炉心流量はジェット
ポンプディフューザから吐出される流量の合計であり、
各々のジェットポンプ吐出流量は、ディフューザの上部
及び下部のタップ間差圧（ダブルタップ差圧）又はディ
フューザ上部と炉心下部プレナム間の差圧（シングルタ
ップ差圧）から求まる。炉内に設置される16〜20台のジ
ェットポンプは同一の形状、寸法、特性を持っている。
また、再循環ポンプによる駆動水流量が大であるほどジ
ェットポンプから炉心への吐出水流量は大となる。
次に、再循環ループについて図を用いて詳述する。再
循環ループは第２図に示すように戻り曲管部12、Ｔ字管
付戻り曲管部13、入口弁14、吸込管23、再循環ポンプ
８、吐出管15、出口弁16、母管17、十字分岐管（以下ク
ロスと呼ぶ）18、ヘッダ曲管19、レデューサ20、Ｔ字分
岐部21、ライザ管22より構成されている。沸騰水型原子
炉の運転時において、再循環ループ配管内の原子炉圧力
容器１内の冷却水が流れる。すなわち、ポンプ８が駆動
され、原子炉圧力容器内の冷却水は曲管部12、Ｔ字管付
曲管部13、入口弁14、吸込管23、ポンプ８、吐出管15、
出口弁16、母管17を順次通過して、クロス18内に流入す
る。冷却水はクロス18で流動経路が分けられ、その一部
はクロス18から直接、レデューサ20、ライザ管22を通っ
て原子炉圧力容器１内のジェットポンプ（第２図には図
示せず）駆動水となる。大部分である残りの冷却水は、
クロス18からヘッダ曲管19に配設された複数個のＴ字管
分岐部21により分岐せられ、夫々ライザ管22を経てジェ
ットポンプ駆動水となる。
循環ループは第２図に示すように戻り曲管部12、Ｔ字管
付戻り曲管部13、入口弁14、吸込管23、再循環ポンプ
８、吐出管15、出口弁16、母管17、十字分岐管（以下ク
ロスと呼ぶ）18、ヘッダ曲管19、レデューサ20、Ｔ字分
岐部21、ライザ管22より構成されている。沸騰水型原子
炉の運転時において、再循環ループ配管内の原子炉圧力
容器１内の冷却水が流れる。すなわち、ポンプ８が駆動
され、原子炉圧力容器内の冷却水は曲管部12、Ｔ字管付
曲管部13、入口弁14、吸込管23、ポンプ８、吐出管15、
出口弁16、母管17を順次通過して、クロス18内に流入す
る。冷却水はクロス18で流動経路が分けられ、その一部
はクロス18から直接、レデューサ20、ライザ管22を通っ
て原子炉圧力容器１内のジェットポンプ（第２図には図
示せず）駆動水となる。大部分である残りの冷却水は、
クロス18からヘッダ曲管19に配設された複数個のＴ字管
分岐部21により分岐せられ、夫々ライザ管22を経てジェ
ットポンプ駆動水となる。
第3a,第3b,第3c図はクロス18の正面断面図、側面断面
図、Ａ−Ａ平面断面を夫々示す。これら図において、母
管17からの流れ０はクロス18でヘッダ曲管19方向への
流れ1,２と、レデューサ20方向への流れ３に分れ
る。この分岐部の流れは、分岐中央部に大きな旋回流動
が無くレデューサ部20内で非常に複雑な流動を呈する流
れ（第４図）と、渦心が両側のヘッダ曲管を貫通するよ
うな旋回流動を伴う流れ（第５図）とが交互に生ずる場
合がある。すなわち、クロス部18では渦心の発生，消滅
があって流動が不安定であり、1,2,３方向の流動
抵抗の変化や、これに伴う各ライザ管への流量分配、圧
力損失が不規則に変動して、再循環ループ全体の流量が
安定しない可能性がある。
図、Ａ−Ａ平面断面を夫々示す。これら図において、母
管17からの流れ０はクロス18でヘッダ曲管19方向への
流れ1,２と、レデューサ20方向への流れ３に分れ
る。この分岐部の流れは、分岐中央部に大きな旋回流動
が無くレデューサ部20内で非常に複雑な流動を呈する流
れ（第４図）と、渦心が両側のヘッダ曲管を貫通するよ
うな旋回流動を伴う流れ（第５図）とが交互に生ずる場
合がある。すなわち、クロス部18では渦心の発生，消滅
があって流動が不安定であり、1,2,３方向の流動
抵抗の変化や、これに伴う各ライザ管への流量分配、圧
力損失が不規則に変動して、再循環ループ全体の流量が
安定しない可能性がある。
流動実験によるとクロス部18のヘッダ曲管19側への流
れ1,２の抵抗損失係数は渦心有り（第５図）のとき
が渦心なし（第４図）のときの約２倍であることがわか
った。
れ1,２の抵抗損失係数は渦心有り（第５図）のとき
が渦心なし（第４図）のときの約２倍であることがわか
った。
また、クロス部に渦心の無い流動時（第４図）の各ラ
イザ管22の流量配分は第６図（この図は再循環ループで
再循環ポンプ１台について５本のライザ管22がある場合
の例である）のようであり、中央ライザ管（ライザ管番
号３）流量が他のライザ管流量より少々大きいが全体に
平坦な分布となっている。一方、クロス部に渦心がある
流動時（第５図）には各ライザ管の流量配分は中央ライ
ザ管流量のみが飛び抜けて大きい第７図に示す分布とな
っている。すなわち、炉心に流入するジェットポンプか
ら吐出される冷却水は、炉心周方向で不均一となり、炉
内流動が不均一となる可能性がある。
イザ管22の流量配分は第６図（この図は再循環ループで
再循環ポンプ１台について５本のライザ管22がある場合
の例である）のようであり、中央ライザ管（ライザ管番
号３）流量が他のライザ管流量より少々大きいが全体に
平坦な分布となっている。一方、クロス部に渦心がある
流動時（第５図）には各ライザ管の流量配分は中央ライ
ザ管流量のみが飛び抜けて大きい第７図に示す分布とな
っている。すなわち、炉心に流入するジェットポンプか
ら吐出される冷却水は、炉心周方向で不均一となり、炉
内流動が不均一となる可能性がある。
ところで、再循環ループの全水力損失ΔＨは第８図を
参照して次式で求まる。
参照して次式で求まる。
ここに、 Qi:ライザ管流量 Q0:母管流量 ζ，ξ：損失係数 λ：管摩擦損失係数 l:配管長さ D0,D,d:配管内径 A0,A,a:管路断面積。
上式より、クロス部の損失係数ζ４の変動は、直接、
ΔＨの変動につながることがわかる。したがってクロス
部で渦心有りと無しのときではΔＨに の差が生じることになる。
ΔＨの変動につながることがわかる。したがってクロス
部で渦心有りと無しのときではΔＨに の差が生じることになる。
一般に、ポンプの作動点はポンプ自身の性能曲線とシ
ステム損失曲線の交点（ヘッド，流量，抵抗（損失）の
バランスのとれた状態）として定まるので、交点よりも
抵抗が増加すると、ポンプが発揮する揚程では抵抗を補
いきれず流量が減少する。また、ポンプが発揮する揚程
が抵抗より大きい場合には流量が増加する。
ステム損失曲線の交点（ヘッド，流量，抵抗（損失）の
バランスのとれた状態）として定まるので、交点よりも
抵抗が増加すると、ポンプが発揮する揚程では抵抗を補
いきれず流量が減少する。また、ポンプが発揮する揚程
が抵抗より大きい場合には流量が増加する。
この概略を第９図に示すと、第９図の点にてζ４が
大きい値をとるとシステムの損失合計はとなるが、
の運転点はとり得ないのでに落ち着く。次にで、逆
にζ４が小になるとへ移動するが、の運転点はとり
得ないのでに落ち着く。実際にはとの線上を往復
することになる。すなわち、再循環ポンプの流量−ヘッ
ド特性は再循環ポンプモータの回転数が一定にもかかわ
らず、第10図に示す点ＡとＢとの間を従来して、ヘッド
差Δh,流量差ΔＱを生じる恐れがある。
大きい値をとるとシステムの損失合計はとなるが、
の運転点はとり得ないのでに落ち着く。次にで、逆
にζ４が小になるとへ移動するが、の運転点はとり
得ないのでに落ち着く。実際にはとの線上を往復
することになる。すなわち、再循環ポンプの流量−ヘッ
ド特性は再循環ポンプモータの回転数が一定にもかかわ
らず、第10図に示す点ＡとＢとの間を従来して、ヘッド
差Δh,流量差ΔＱを生じる恐れがある。
以上のように、従来のBWR発電プラントは流量やヘッ
ドが動揺する恐れのある再循環ループを有している。而
して前述したように再循環ループの流量とプラント発電
出力は密接な関係にあるために、変動率からいえば微少
なオーダであるにせよプラント出力変動の可能性がある
という欠点を有していた。
ドが動揺する恐れのある再循環ループを有している。而
して前述したように再循環ループの流量とプラント発電
出力は密接な関係にあるために、変動率からいえば微少
なオーダであるにせよプラント出力変動の可能性がある
という欠点を有していた。
BWR炉心流量分布の均一化を図る再循環系の公知例と
して特開昭56−54389がある。
して特開昭56−54389がある。
（発明の目的） 本発明の目的は、上記した従来技術の欠点をなくし、
プラント発電出力の安定な運転を行い得るBWR発電プラ
ントを提供するにある。
プラント発電出力の安定な運転を行い得るBWR発電プラ
ントを提供するにある。
（発明の概要） 第１および第２の本発明は、いずれも、原子炉からの
蒸気供給系に接続された蒸気タービン発電機系、該蒸気
タービン発電機系から原子炉へ到る復水給水系および原
子炉炉心冷却材再循環ループを備え、該再循環ループ
は、再循環ポンプの吐出側母管にクロス部を介して接続
されるヘッダ曲管と、クロス部における母管直上にレデ
ューサを介して接続される１本のライザ管と、クロス部
の左側および右側においてそれぞれがレデューサを介し
てヘッダ曲管に接続される１本以上のライザ管とを有
し、総本数にして少なくとも４本以上のライザ管を有す
るとともに、上記全てのライザ管は、各ライザ管内の流
量がほぼ均等となるように構成された沸騰水型原子力発
電プラントにおいて、安定でない再循環ポンプの流動特
性によって発電機出力がふらつく可能性のある点に着目
し、プラント発電出力の安定なBWR発電を得る手段とし
て、再循環ループの再循環ポンプから原子炉に接続され
たライザ管へ到る経路中に再循環ループ内流量およびヘ
ッドの動揺を防止する安定流再循環配管手段を設け、こ
れによって出力変動の発生可能性を解消するようにした
ものであるが、それぞれの発明の特徴は次のとおりであ
る。
蒸気供給系に接続された蒸気タービン発電機系、該蒸気
タービン発電機系から原子炉へ到る復水給水系および原
子炉炉心冷却材再循環ループを備え、該再循環ループ
は、再循環ポンプの吐出側母管にクロス部を介して接続
されるヘッダ曲管と、クロス部における母管直上にレデ
ューサを介して接続される１本のライザ管と、クロス部
の左側および右側においてそれぞれがレデューサを介し
てヘッダ曲管に接続される１本以上のライザ管とを有
し、総本数にして少なくとも４本以上のライザ管を有す
るとともに、上記全てのライザ管は、各ライザ管内の流
量がほぼ均等となるように構成された沸騰水型原子力発
電プラントにおいて、安定でない再循環ポンプの流動特
性によって発電機出力がふらつく可能性のある点に着目
し、プラント発電出力の安定なBWR発電を得る手段とし
て、再循環ループの再循環ポンプから原子炉に接続され
たライザ管へ到る経路中に再循環ループ内流量およびヘ
ッドの動揺を防止する安定流再循環配管手段を設け、こ
れによって出力変動の発生可能性を解消するようにした
ものであるが、それぞれの発明の特徴は次のとおりであ
る。
まず、第１の発明は、上記安定流動再循環配管手段
が、クロス部における母管の軸心を該母管両側ヘッダ曲
管の両軸線の交点よりも所定量ヘッダ曲管の外方側へず
らせた構成であることを特徴とするものである。
が、クロス部における母管の軸心を該母管両側ヘッダ曲
管の両軸線の交点よりも所定量ヘッダ曲管の外方側へず
らせた構成であることを特徴とするものである。
次に、第２の発明は、上記安定流動再循環配管手段
が、上記再循環ループ内の全流量を１として、クロス部
における左側および右側のヘッダ曲管への流量をそれぞ
れf1およびf2とし、直上のライザ管への流量をf3とした
とき、クロス部での流量配分が、f1およびf2については
そのいずれか一つでも0.36〜0.44の範囲を除いた配分値
となり、f3については１−（f1＋f2）の配分値となるよ
うにクロス部の位置を選定した構成であることを特徴と
するものである。
が、上記再循環ループ内の全流量を１として、クロス部
における左側および右側のヘッダ曲管への流量をそれぞ
れf1およびf2とし、直上のライザ管への流量をf3とした
とき、クロス部での流量配分が、f1およびf2については
そのいずれか一つでも0.36〜0.44の範囲を除いた配分値
となり、f3については１−（f1＋f2）の配分値となるよ
うにクロス部の位置を選定した構成であることを特徴と
するものである。
（発明の実施例） 以下の説明および図面において、先述の従来例と同一
構成部分は同一符号で示す。
構成部分は同一符号で示す。
第11図は本発明の適用されるBWR発電プラントの概略
図である。原子炉圧力容器１の内部の炉心２で発生した
蒸気は気水分離器３、蒸気乾燥器４を通り、蒸気タービ
ン５を駆動する。蒸気タービン５には発電機６が連結さ
れており、発電作用を行う。蒸気タービン通過後の蒸気
は復水器７にて水となり原子炉に戻る。本BWR発電プラ
ントの再循環ループは本発明による後述の安定流動再循
環配管25を有している。
図である。原子炉圧力容器１の内部の炉心２で発生した
蒸気は気水分離器３、蒸気乾燥器４を通り、蒸気タービ
ン５を駆動する。蒸気タービン５には発電機６が連結さ
れており、発電作用を行う。蒸気タービン通過後の蒸気
は復水器７にて水となり原子炉に戻る。本BWR発電プラ
ントの再循環ループは本発明による後述の安定流動再循
環配管25を有している。
上記BWR発電プラントの再循環ループの概略平面図を
第12図に示す。
第12図に示す。
第13a,13b図は、第１の発明の実施例を示すもので、
安定流動再循環配管手段が、クロス部18における母管17
の軸心32を該母管両側のヘッダ曲管19,19の両軸線の交
点31よりもＥだけヘッダ曲管19,19の外方側へずらせた
構成となっている第12図の再循環ループ内のクロス部18
の側面断面およびＡ−Ａ断面図である。この実施例にお
いて、母管17と同径のクロス部の垂直部は左右両側のヘ
ッダ曲管19,19よりも大径になっており、該ヘッダ曲管1
9,19は、これらの内径がクロス部の垂直部内径の内方側
に接して流路が形成され、そのためクロス部18における
母管17の軸心32は、ヘッダ曲管19,19の両軸線の交点31
に対しＥだけヘッダ曲管19,19の外方側へずれた位置に
ある構成となっている。
安定流動再循環配管手段が、クロス部18における母管17
の軸心32を該母管両側のヘッダ曲管19,19の両軸線の交
点31よりもＥだけヘッダ曲管19,19の外方側へずらせた
構成となっている第12図の再循環ループ内のクロス部18
の側面断面およびＡ−Ａ断面図である。この実施例にお
いて、母管17と同径のクロス部の垂直部は左右両側のヘ
ッダ曲管19,19よりも大径になっており、該ヘッダ曲管1
9,19は、これらの内径がクロス部の垂直部内径の内方側
に接して流路が形成され、そのためクロス部18における
母管17の軸心32は、ヘッダ曲管19,19の両軸線の交点31
に対しＥだけヘッダ曲管19,19の外方側へずれた位置に
ある構成となっている。
上記のような構成にすると外見上はクロス部中央の旋
回流は激しくなと予想されようが、可視化実験を行って
みると、複雑な流動状況とはなったが、クロス部中央に
渦心を発生するような流動とはならず、渦心発生防止に
効果のあることが確認された。ヘッダ曲管19のクロス部
での開口部が従来よりＥだけずれたことにより、逆に旋
回流発生のためのバランスが崩れしまい。渦心が生成さ
れないものと推測される。すなわち、クロス部18の中央
では、母管17からレデューサ20に通り抜ける流れがヘッ
ダ曲管19,19の開口部に対して外方側へＥだけずれてい
るので、たとえヘッダ曲管19に分岐する流れが旋回成分
を有していても、クロス部中央では前記ずれのために、
左右のヘッダ曲管19で発生した旋回流による渦心を連結
することができないこととなり、したがって、１本の渦
心が左右のヘッダ曲管19を貫通するような流動状態（第
５図）とはならず、クロス部内の流れを渦心の無い流動
状態（第４図）に保つことが可能になるものと考えられ
る。したがって、本実施例によれば、クロス部の渦心有
無によって発生するクロス部での各方向への流動抵抗、
各ライザ管22への流量分配の変動が発生せず、再循環ル
ープ全体の流量変動も無く、出力の安定なBWR発電プラ
ントを実現できる。
回流は激しくなと予想されようが、可視化実験を行って
みると、複雑な流動状況とはなったが、クロス部中央に
渦心を発生するような流動とはならず、渦心発生防止に
効果のあることが確認された。ヘッダ曲管19のクロス部
での開口部が従来よりＥだけずれたことにより、逆に旋
回流発生のためのバランスが崩れしまい。渦心が生成さ
れないものと推測される。すなわち、クロス部18の中央
では、母管17からレデューサ20に通り抜ける流れがヘッ
ダ曲管19,19の開口部に対して外方側へＥだけずれてい
るので、たとえヘッダ曲管19に分岐する流れが旋回成分
を有していても、クロス部中央では前記ずれのために、
左右のヘッダ曲管19で発生した旋回流による渦心を連結
することができないこととなり、したがって、１本の渦
心が左右のヘッダ曲管19を貫通するような流動状態（第
５図）とはならず、クロス部内の流れを渦心の無い流動
状態（第４図）に保つことが可能になるものと考えられ
る。したがって、本実施例によれば、クロス部の渦心有
無によって発生するクロス部での各方向への流動抵抗、
各ライザ管22への流量分配の変動が発生せず、再循環ル
ープ全体の流量変動も無く、出力の安定なBWR発電プラ
ントを実現できる。
第１図は第１の発明の実施例によるBWR発電プラント
運転状況のシミュレーション結果であり、プラントパラ
メータを同時表示してある。第１図によれば、再循環ポ
ンプ流量、ジェットポンプループ流量、発電機出力の変
動は存在せず、きわめて良好な運転を呈していることが
わかる。また、本実施例によってクロス部の流動状態は
第４図に示すような流動状態で安定しており、さらに第
６図のような流量配分となっているから、炉内への流入
も均一化し、また、ヘッダ曲管19を貫通する渦心が無い
ので、渦心発生時に生じる流路各部の水圧脈動も無くな
り、炉内の流動は安定化され、構造強度の面からも信頼
性の高いBWR発電プラントを提供することが可能とな
る。さらに、渦心が有ったり無かったりする、第９図で
説明したクロス部のヘッダ曲管方向への流れの損失係数
ζ４が変化するが、本発明実施例によればζ４は小さい
方で安定するので、システム全体の損失も小となり、エ
ネルギの節約にも資するところで大である。
運転状況のシミュレーション結果であり、プラントパラ
メータを同時表示してある。第１図によれば、再循環ポ
ンプ流量、ジェットポンプループ流量、発電機出力の変
動は存在せず、きわめて良好な運転を呈していることが
わかる。また、本実施例によってクロス部の流動状態は
第４図に示すような流動状態で安定しており、さらに第
６図のような流量配分となっているから、炉内への流入
も均一化し、また、ヘッダ曲管19を貫通する渦心が無い
ので、渦心発生時に生じる流路各部の水圧脈動も無くな
り、炉内の流動は安定化され、構造強度の面からも信頼
性の高いBWR発電プラントを提供することが可能とな
る。さらに、渦心が有ったり無かったりする、第９図で
説明したクロス部のヘッダ曲管方向への流れの損失係数
ζ４が変化するが、本発明実施例によればζ４は小さい
方で安定するので、システム全体の損失も小となり、エ
ネルギの節約にも資するところで大である。
さらに、第２の発明は、再循環ループの再循環ポンプ
から原子炉に接続されたライザ管へ到る経路中に設けた
再循環ループ内流量およびヘッドの動揺を防止する安定
流動再循環配管手段が、上記再循環ループ内の前流量を
１として、クロス部における左側および右側のヘッダ曲
管への流量をそれぞれf1およびf2とし、直上のライザ管
への流量をf3としたとき、クロス部での流量配分が、f1
およびf2についてはそのいずれか一つでも0.36〜0.44の
範囲を除いた配分値となり、f3については１−（f1＋
f2）の配分値となるようにクロス部の位置を選定した構
成であることを特徴とするものであるが、これは実験に
よって、従来構造のクロス部での流量分配比（第3a図の
f1,f2,f3の比）がf1:f2:f3＝0.36〜0.44:0.36〜0.44:0.
12〜0.28のとき、クロス部中央に渦心が有ったり無かっ
たりして、再循環系の流量変動が発生していたことに鑑
み、f1,f2およびf3が同時に上記範囲内に入らないよう
に、クロス部での流量配分がf1およびf2についてはその
いずれか一つでも0.36〜0.44の範囲を除いた配分値とな
り、f3については１−（f1＋f2）の配分値となるように
クロス部の位置を選定すればという考えを確かめた結
果、流量変動が回避できることが判明したことによる。
よって変動を回避できるように上記のクロス部位置の選
定をなした再循環ループでも、当然ながら流量変動は発
生せず、発電出力の安定なBWR発電プラントを提供する
という発明はの目的は達成できる。
から原子炉に接続されたライザ管へ到る経路中に設けた
再循環ループ内流量およびヘッドの動揺を防止する安定
流動再循環配管手段が、上記再循環ループ内の前流量を
１として、クロス部における左側および右側のヘッダ曲
管への流量をそれぞれf1およびf2とし、直上のライザ管
への流量をf3としたとき、クロス部での流量配分が、f1
およびf2についてはそのいずれか一つでも0.36〜0.44の
範囲を除いた配分値となり、f3については１−（f1＋
f2）の配分値となるようにクロス部の位置を選定した構
成であることを特徴とするものであるが、これは実験に
よって、従来構造のクロス部での流量分配比（第3a図の
f1,f2,f3の比）がf1:f2:f3＝0.36〜0.44:0.36〜0.44:0.
12〜0.28のとき、クロス部中央に渦心が有ったり無かっ
たりして、再循環系の流量変動が発生していたことに鑑
み、f1,f2およびf3が同時に上記範囲内に入らないよう
に、クロス部での流量配分がf1およびf2についてはその
いずれか一つでも0.36〜0.44の範囲を除いた配分値とな
り、f3については１−（f1＋f2）の配分値となるように
クロス部の位置を選定すればという考えを確かめた結
果、流量変動が回避できることが判明したことによる。
よって変動を回避できるように上記のクロス部位置の選
定をなした再循環ループでも、当然ながら流量変動は発
生せず、発電出力の安定なBWR発電プラントを提供する
という発明はの目的は達成できる。
（発明の効果） 以上述べたように、第１および２の発明によれば、従
来のBWR発電プラントの構造を大きく変更することな
く、きわめて簡単な構造で再循環ループの流動を安定化
することにより、出力変動のない安定なBWR発電プラン
トを提供できる。
来のBWR発電プラントの構造を大きく変更することな
く、きわめて簡単な構造で再循環ループの流動を安定化
することにより、出力変動のない安定なBWR発電プラン
トを提供できる。
更に、再循環ポンプの負荷変動や再循環ループ配管へ
の変動荷重が減るので、これらに事故が発生する確率が
低下し、ポンプの消費電力変動もなくなってプラント運
転が安定化し、信頼性が向上する。
の変動荷重が減るので、これらに事故が発生する確率が
低下し、ポンプの消費電力変動もなくなってプラント運
転が安定化し、信頼性が向上する。
第１図は本発明の効果を示すBWRプラントパラメータの
シミュレーション結果の図、第２図は沸騰水型原子力発
電プラントの再循環ループの構成説明図、第3a,3b,3c図
は従来のクロス分岐管の夫々正面，側面およびＡ−Ａ断
面図、第４図は該クロス分岐管に旋回流が発生していな
い場合の流動状況説明図、第５図は同クロス分岐管に発
生する旋回流の説明図、第６図および第７図は再循環ル
ープの流量変動時の各ライザ管流量分配説明図、第８図
は再循環ループの水力損失説明図、第９図は再循環ルー
プの流量変動現象説明図、第10図は再循環ポンプの運転
特性図、第11図は本発明の適用された沸騰水型原子力発
電プラントの概略構成図、第12図は第11図の再循環ルー
プの概略平面図、第13a,13b図は第１の発明の実施例に
おける再循環ループ内のクロス部の側断面図およびＡ−
Ａ断面図である。 ＜符号の説明＞ 1:原子炉圧力容器、2:炉心 5:蒸気タービン、6:発電機 7:復水器、8:再循環ポンプ 9:再循環ポンプモータ、11:ジェットポンプ 17:母管、18:クロス部 19:ヘッダ曲管、20:レデューサ 21:T字管部、22:ライザ管 25:安定流動再循環配管
シミュレーション結果の図、第２図は沸騰水型原子力発
電プラントの再循環ループの構成説明図、第3a,3b,3c図
は従来のクロス分岐管の夫々正面，側面およびＡ−Ａ断
面図、第４図は該クロス分岐管に旋回流が発生していな
い場合の流動状況説明図、第５図は同クロス分岐管に発
生する旋回流の説明図、第６図および第７図は再循環ル
ープの流量変動時の各ライザ管流量分配説明図、第８図
は再循環ループの水力損失説明図、第９図は再循環ルー
プの流量変動現象説明図、第10図は再循環ポンプの運転
特性図、第11図は本発明の適用された沸騰水型原子力発
電プラントの概略構成図、第12図は第11図の再循環ルー
プの概略平面図、第13a,13b図は第１の発明の実施例に
おける再循環ループ内のクロス部の側断面図およびＡ−
Ａ断面図である。 ＜符号の説明＞ 1:原子炉圧力容器、2:炉心 5:蒸気タービン、6:発電機 7:復水器、8:再循環ポンプ 9:再循環ポンプモータ、11:ジェットポンプ 17:母管、18:クロス部 19:ヘッダ曲管、20:レデューサ 21:T字管部、22:ライザ管 25:安定流動再循環配管
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 水野 正 茨城県土浦市神立町502番地 株式会社日 立製作所機械研究所内 (72)発明者 佐川 渉 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 根目沢 勲 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 小杉 伸夫 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 小谷 皓市 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社日 立製作所エネルギー研究所内 (56)参考文献 特開 昭56−54389（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−161592（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−164295（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−164296（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−164297（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−164298（ＪＰ，Ａ)
Claims (2)
- 【請求項１】原子炉からの蒸気供給系に接続された蒸気
タービン発電機系、該蒸気タービン発電機系から原子炉
へ到る復水給水系および原子炉炉心冷却材再循環ループ
を備え、該再循環ループは、再循環ポンプの吐出側母管
にクロス部を介して接続されるヘッダ曲管と、クロス部
における母管直上にレデューサを介して接続される１本
のライザ管と、クロス部の左側および右側においてそれ
ぞれがレデューサを介してヘッダ曲管に接続される１本
以上のライザ管とを有し、総本数にして少なくとも４本
以上のライザ管を有する構成である沸騰水型原子力発電
プラントにおいて、 上記全てのライザ管は、各ライザ管内の流量がほぼ均等
となるように構成されており、上記再循環ループの再循
環ポンプから原子炉に接続されたライザ管へ到る経路中
に再循環ループ内流量およびヘッドの動揺を防止する安
定流動再循環配管手段を設け、該配管手段は、クロス部
における母管の軸心を該母管両側のヘッダ曲管の両軸線
の交点よりも所定量ヘッダ曲管の外方側へずらせた構成
であることを特徴とする沸騰水型原子力発電プラント。 - 【請求項２】原子炉からの蒸気供給系に接続された蒸気
タービン発電機系、該蒸気タービン発電機系から原子炉
へ到る復水給水系および原子炉炉心冷却材再循環ループ
を備え、該再循環ループは、再循環ポンプの吐出側母管
にクロス部を介して接続されるヘッダ曲管と、クロス部
における母管直上にレデューサを介して接続される１本
のライザ管と、クロス部の左側および右側においてそれ
ぞれがレデューサを介してヘッダ曲管に接続される１本
以上のライザ管とを有し、総本数にして少なくとも４本
以上のライザ管を有する構成である沸騰水型原子力発電
プラントにおいて、 上記全てのライザ管は、各ライザ管内の流量がほぼ均
等となるように構成されており、上記再循環ループの再
循環ポンプから原子炉に接続されたライザ管へ到る経路
中に再循環ループ内流量およびヘッドの動揺を防止する
安定流動再循環配管手段を設け、該配管手段は、上記再
循環ループ内の全流量を１として、クロス部における左
側および右側のヘッダ曲管への流量をそれぞれf1および
f2とし、直上のライザ管への流量をf3としたとき、クロ
ス部での流量配分が、f1およびf2についてはそのいずれ
か一つでも0.36〜0.44の範囲を除いた配分値となり、f3
については１−（f1＋f2）の配分値となるようにクロス
部の位置を選定した構成であることを特徴とする沸騰水
型原子力発電プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59161278A JPH0827378B2 (ja) | 1984-07-31 | 1984-07-31 | 沸騰水型原子力発電プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59161278A JPH0827378B2 (ja) | 1984-07-31 | 1984-07-31 | 沸騰水型原子力発電プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6138594A JPS6138594A (ja) | 1986-02-24 |
| JPH0827378B2 true JPH0827378B2 (ja) | 1996-03-21 |
Family
ID=15732064
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59161278A Expired - Lifetime JPH0827378B2 (ja) | 1984-07-31 | 1984-07-31 | 沸騰水型原子力発電プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0827378B2 (ja) |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5654389A (en) * | 1979-10-12 | 1981-05-14 | Nippon Atomic Ind Group Co | Bwr type reactor |
| JPS60161592A (ja) * | 1984-02-02 | 1985-08-23 | 株式会社東芝 | 原子炉再循環系等の配管構造 |
| JPS60164297A (ja) * | 1984-02-07 | 1985-08-27 | 株式会社東芝 | クロス配管構造 |
| JPS60164295A (ja) * | 1984-02-07 | 1985-08-27 | 株式会社東芝 | クロス配管構造 |
| JPS60164296A (ja) * | 1984-02-07 | 1985-08-27 | 株式会社東芝 | クロス配管構造 |
| JPS60164298A (ja) * | 1984-02-07 | 1985-08-27 | 株式会社東芝 | クロス配管構造 |
-
1984
- 1984-07-31 JP JP59161278A patent/JPH0827378B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6138594A (ja) | 1986-02-24 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3625820A (en) | Jet pump in a boiling water-type nuclear reactor | |
| US5963611A (en) | Steam separator, nuclear power generation plant, and boiler apparatus | |
| JP3142931B2 (ja) | ガス／液体分離器 | |
| JPH04286993A (ja) | 単一散布器型自然循環沸騰水型原子炉の負荷追従またはスペクトルシフト機能の増強方式 | |
| JPH0727052B2 (ja) | 自由表面蒸気分離方式の自然循環式沸騰水型原子炉に負荷追従能力を付与するための方法 | |
| JP3190726B2 (ja) | 沸騰水炉の並列流再循環系 | |
| JPH0827378B2 (ja) | 沸騰水型原子力発電プラント | |
| JPS599877B2 (ja) | 原子炉 | |
| US4233116A (en) | Nuclear reactor coolant transport system | |
| JPH0511595B2 (ja) | ||
| EP0146134B1 (en) | Piping branch structure | |
| JPH0675082A (ja) | 多段式気水分離器 | |
| JP2012058113A (ja) | 原子炉の気水分離設備 | |
| JP2010084562A (ja) | ジェットポンプ及び原子炉 | |
| SU1740956A1 (ru) | Способ теплогидравлической стабилизации парогенерирующего канала | |
| JPH02168195A (ja) | 炉心支持構造 | |
| JPH0666983A (ja) | 自然循環用流体ダイオードを有する強制循環原子炉 | |
| JPH04230896A (ja) | 出力調整可能な自然循環沸騰水型原子炉 | |
| JPS60161593A (ja) | 原子炉再循環系等の配管構造 | |
| JPS60190894A (ja) | 沸騰水形原子力プラントの再循環配管 | |
| JPH0752232B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JPH0249478B2 (ja) | ||
| JPH02268293A (ja) | 自然循環式沸騰水型原子炉 | |
| JPH01102394A (ja) | 自然循環型原子炉 | |
| JPS61160695A (ja) | クロス配管構造 |