JPH1010271A - 原子炉圧力容器冷却装置 - Google Patents

原子炉圧力容器冷却装置

Info

Publication number
JPH1010271A
JPH1010271A JP8164557A JP16455796A JPH1010271A JP H1010271 A JPH1010271 A JP H1010271A JP 8164557 A JP8164557 A JP 8164557A JP 16455796 A JP16455796 A JP 16455796A JP H1010271 A JPH1010271 A JP H1010271A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
pressure vessel
reactor pressure
reactor
temperature
spray
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.)
Pending
Application number
JP8164557A
Other languages
English (en)
Inventor
San Ushijima
賛 牛島
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP8164557A priority Critical patent/JPH1010271A/ja
Publication of JPH1010271A publication Critical patent/JPH1010271A/ja
Pending legal-status Critical Current

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

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】原子炉圧力容器の適正かつ早期冷却を可能にす
ることにより、定期検査工程の短縮による稼働率向上を
図った原子炉圧力容器冷却装置を提供する。 【解決手段】配管３、６、ポンプ４、熱交換器５、分岐
配管８及びスプレイ流量調節弁９を備える原子炉残留熱
除去系と、原子炉圧力容器温度検出手段としての圧力容
器ヘッド温度計１４、圧力容器フランジ温度計１５、圧
力容器胴部温度計１６と、これら各温度計の検出出力に
基づいてスプレイ流量調節弁９の開度を制御する制御手
段としての原子炉圧力容器冷却制御部２１とを有する。
これにより、原子炉圧力容器本体１の適正かつ早期冷却
を可能とし、非常時に限らず正常時における定期検査工
程の短縮による稼働率向上を図ることができる。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は原子力発電プラント
における原子炉圧力容器の残留熱を除去するための原子
炉圧力容器冷却装置に係り、特に非常時および通常時の
両状態における冷却用として圧力容器ヘッドスプレイを
有効的に使用できるようにした原子炉圧力容器冷却装置
に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】一般に原子力発電プラントにおいては、
原子炉停止後の冷却が残留熱除去系を使用した炉水循環
によって冷却することで行われるようになっており、炉
水の冷却に伴って原子炉圧力容器も冷却されるようにな
っている。
【０００３】図１２は、このような残留熱除去系の従来
構成を示している。この図１２に示すように、原子炉圧
力容器は原子炉圧力容器本体１と原子炉圧力容器ヘッド
２とを有する構成となっている。原子炉圧力容器本体１
の下部に設けられた炉水取出し用出口に圧力容器出口配
管３が接続され、この圧力容器出口配管３は残留熱除去
系ポンプ４に接続されている。
【０００４】また、残留熱除去系ポンプ４のポンプ出口
側は残留熱除去系熱交換器５に接続され、この熱交換器
５の出口側は圧力容器入口配管６に接続されている。圧
力容器入口配管６は原子炉圧力容器本体１の上部に設け
られた炉水戻し用入口に接続され、この圧力容器入口配
管６には流量調節弁７が設置されている。また、圧力容
器出口配管３の熱交換器５入口側および出口側には、熱
交換器入口流量調節弁１１Ａおよび熱交換器出口流量調
節弁１１Ｂが設けられている。
【０００５】さらに、圧力容器入口配管６から圧力容器
ヘッドスプレイ配管８が分岐し、この圧力容器ヘッドス
プレイ配管８は原子炉圧力容器ヘッド２に設けられた圧
力容器ヘッドスプレイ１０に接続されており、この圧力
容器ヘッドスプレイ配管８には炉内に噴射されるスプレ
イ流量を調節するスプレイ流量調節弁９が設置されてい
る。
【０００６】なお、圧力容器出口配管３には熱交換器５
をバイパスするバイパス配管３Ｂが設けられ、このバイ
パス配管３Ｂには熱交換器バイパス流量調節弁１２が設
けられている。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】上述した従来の残留熱
除去系による原子炉冷却運転では通常、熱交換器５で冷
却された炉水の全量が圧力容器入口配管６より原子炉圧
力容器本体１に戻され、循環流量は流量調節弁７により
制御されるようになっている。圧力容器ヘッドスプレイ
配管８は通常の炉水冷却運転では使用されず、事故時な
ど緊急に原子炉上部蒸気層を凝縮させることが必要な非
常時の運転に限って使用されるようになっている。
【０００８】このような運転により、例えば図１３に示
すように、炉水温度は数時間で低下するが、圧力容器ヘ
ッド部分の温度は放熱に依存するため、数日の冷却期間
が必要であった。一方、原子炉設備の定期検査において
は、原子炉開放作業開始は原子炉圧力容器の冷却完了が
条件となっており、上記の冷却期間が工程の長期化を招
いていた。
【０００９】本発明はこのような事情に鑑みてなされた
ものであり、非常時に限らず原子炉冷却運転時において
も圧力容器ヘッドスプレイ運転を併用できるようにし
て、原子炉圧力容器の適正かつ早期の冷却を可能にする
ことにより、定期検査時等における工程の短縮による稼
働率向上が図れる原子炉圧力容器冷却装置を提供するこ
とを目的とする。
【００１０】
【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに、請求項１の発明では、原子炉圧力容器本体の下部
に設けられた炉水取出し用出口および前記原子炉圧力容
器本体の上部に設けられた炉水戻し用入口の間に接続さ
れる閉ループ状の配管と、この配管に設けられて炉水を
前記原子炉圧力容器本体に循環させるポンプと、このポ
ンプにより前記原子炉圧力容器本体に戻される炉水の熱
交換を行う熱交換器と、この熱交換器の出口側で前記配
管から分岐して原子炉圧力容器ヘッドの圧力容器ヘッド
スプレイに接続される分岐配管と、この分岐配管に設け
られて前記圧力容器ヘッドスプレイから炉内に噴射され
るスプレイ流量を調節するスプレイ流量調節弁とを備え
た原子炉残留熱除去系と、前記原子炉圧力容器本体の複
数箇所の温度を検出する原子炉圧力容器温度検出手段
と、前記熱交換器の出口におけるスプレイ水温度を検出
するスプレイ水温度検出手段と、前記原子炉圧力容器温
度検出手段の検出出力に基づいて前記スプレイ流量調節
弁の開度を制御する制御手段とを有することを特徴とす
る原子炉圧力容器冷却装置を提供する。
【００１１】請求項２の発明では、前記制御手段は、前
記原子炉圧力容器温度検出手段により検出された原子炉
圧力容器各部の温度の温度変化率と、原子炉圧力容器各
部に対応して予め設定された温度変化率との偏差に基づ
いて、前記スプレイ流量調節弁の開度を制御することを
特徴とする請求項１に記載の原子炉圧力容器冷却装置を
提供する。
【００１２】請求項３の発明では、前記制御手段は、前
記原子炉圧力容器温度検出手段により検出された原子炉
圧力容器の各部温度の温度差に応じて前記スプレイ流量
調節弁の開度を制御することを特徴とする請求項１に記
載の原子炉圧力容器冷却装置を提供する。
【００１３】請求項４の発明では、前記制御手段は、前
記原子炉圧力容器温度検出手段により検出された原子炉
圧力容器各部の温度と、前記スプレイ水温度検出手段に
より検出されたスプレイ水温度との差に応じて、前記ス
プレイ流量調節弁の開度を制御することを特徴とする請
求項１に記載の原子炉圧力容器冷却装置を提供する。
【００１４】請求項５の発明では、原子炉圧力容器本体
の下部に設けられた炉水取出し用出口および前記原子炉
圧力容器本体の上部に設けられた炉水戻し用入口の間に
接続される閉ループ状の配管と、この配管に設けられて
炉水を前記原子炉圧力容器本体に循環させるポンプと、
このポンプにより前記原子炉圧力容器本体に戻される炉
水の熱交換を行う熱交換器と、この熱交換器の通水量を
調節する熱交換器流量調節弁と、前記熱交換器の出口側
で前記配管から分岐して原子炉圧力容器ヘッドの圧力容
器ヘッドスプレイに接続される分岐配管と、この分岐配
管に設けられて前記圧力容器ヘッドスプレイから炉内に
噴射されるスプレイ流量を調節するスプレイ流量調節弁
とを備えた原子炉残留熱除去系と、前記原子炉圧力容器
本体の複数箇所の温度を検出する原子炉圧力容器温度検
出手段と、前記熱交換器の出口におけるスプレイ水温度
を検出するスプレイ水温度検出手段と、前記原子炉圧力
容器温度検出手段の検出出力に基づいて前記スプレイ流
量調節弁の開度を制御する制御手段とを有することを特
徴とする原子炉圧力容器冷却装置を提供する。
【００１５】請求項６の発明では、前記制御手段は、前
記原子炉圧力容器温度検出手段により検出された原子炉
圧力容器各部の温度の温度変化率と、原子炉圧力容器各
部に対応して予め設定された温度変化率との偏差に基づ
いて、前記熱交換器流量調節弁の開度を制御することを
特徴とする請求項５に記載の原子炉圧力容器冷却装置を
提供する。
【００１６】請求項７の発明では、前記制御手段は、前
記原子炉圧力容器温度検出手段により検出された原子炉
圧力容器の各部温度の温度差に応じて前記熱交換器流量
調節弁の開度を制御することを特徴とする請求項５に記
載の原子炉圧力容器冷却装置を提供する。
【００１７】請求項８の発明では、前記制御手段は、前
記原子炉圧力容器温度検出手段により検出された原子炉
圧力容器各部の温度と、前記スプレイ水温度検出手段に
より検出されたスプレイ水温度との差に応じて、前記熱
交換器流量調節弁の開度を制御することを特徴とする請
求項５に記載の原子炉圧力容器冷却装置を提供する。
【００１８】請求項９の発明では、原子炉圧力容器本体
の下部に設けられた炉水取出し用出口および前記原子炉
圧力容器本体の上部に設けられた炉水戻し用入口の間に
接続される閉ループ状の配管と、この配管に設けられて
炉水を前記原子炉圧力容器本体に循環させるポンプと、
このポンプにより前記原子炉圧力容器本体に戻される炉
水の熱交換を行う熱交換器と、この熱交換器の通水量を
調節する熱交換器流量調節弁と、前記熱交換器の出口側
で前記配管から分岐して原子炉圧力容器ヘッドの圧力容
器ヘッドスプレイに接続される分岐配管と、この分岐配
管に設けられて前記圧力容器ヘッドスプレイから炉内に
噴射されるスプレイ流量を調節するスプレイ流量調節弁
とを備えた原子炉残留熱除去系と、前記原子炉圧力容器
本体の複数箇所の温度を検出する原子炉圧力容器温度検
出手段と、前記熱交換器の出口におけるスプレイ水温度
を検出するスプレイ水温度検出手段と、前記原子炉圧力
容器温度検出手段及びスプレイ水温度検出手段の検出出
力を取り込み、原子炉圧力容器各部の温度とスプレイ水
温度との温度差と、原子炉圧力容器の各部に対応して予
め設定された温度差との偏差に基づいて、前記熱交換器
流量調節弁の開度を制御する制御手段とを有することを
特徴とする原子炉圧力容器冷却装置を提供する。
【００１９】請求項１０の発明では、前記制御手段は、
前記原子炉圧力容器温度検出手段により検出された原子
炉圧力容器各部の温度差に応じて前記熱交換器流量調節
弁の開度を制御することを特徴とする請求項９に記載の
原子炉圧力容器冷却装置を提供する。
【００２０】上記構成において、請求項１および２に記
載の発明では、圧力容器温度によりスプレイ流量を制御
することで、圧力容器ヘッド部分の早期冷却が可能とな
る。
【００２１】請求項３に記載の発明では、冷却時に圧力
容器各部の温度差に応じてスプレイ流量を適正に保つこ
とが可能となる。
【００２２】請求項４に記載の発明では、圧力容器各部
の温度とスプレイ水温度との温度差に応じてスプレイ流
量を適正に保つことが可能となる。
【００２３】請求項５および６に記載の発明では、圧力
容器温度によりスプレイ水温度を制御することで、圧力
容器ヘッド部分の早期冷却が可能となる。
【００２４】請求項７に記載の発明では、冷却時に圧力
容器各部の温度差に応じてスプレイ水温度を適正に保つ
ことが可能となる。
【００２５】請求項８に記載の発明では、圧力容器温度
とスプレイ水温度の温度差に応じてスプレイ水温度を適
正に保つことが可能となる。
【００２６】請求項９に記載の発明では、圧力容器温度
とスプレイ水温度の温度差が一定に保持されるようスプ
レイ水温度を制御することで、ヘッド部分の早期冷却が
可能となる。
【００２７】請求項１０に記載の発明では、冷却時に圧
力容器各部の温度差に応じてスプレイ水温度を適正に保
つことが可能となる。
【００２８】
【発明の実施の形態】以下、本発明に係る原子炉圧力容
器冷却装置の実施形態を図１〜図１１を参照して説明す
る。なお、説明簡明化のため、従来例を示した図１２と
同一部分には同一符号を使用する。
【００２９】［第１の実施形態］（図１〜図４：請求項
１〜４対応） 図１に本発明に係る原子炉圧力容器冷却装置の第１の実
施形態の系統構成を示す。
【００３０】同図において、原子炉圧力容器冷却装置
は、原子炉残留熱除去系と、原子炉圧力容器温度検出手
段としての圧力容器ヘッド温度計１４と、圧力容器フラ
ンジ温度計１５と、圧力容器胴部温度計１６と、これら
の各温度計の検出出力に基づいてスプレイ流量調節弁の
開度を制御する制御手段としての原子炉圧力容器冷却制
御部２１とを有している。
【００３１】原子炉残留熱除去系は、原子炉圧力容器本
体１の下部に設けられた炉水取出し用出口および原子炉
圧力容器本体１の上部に設けられた炉水戻し用入口の間
に接続される閉ループ状の配管、すなわち圧力容器出口
配管３および圧力容器入口配管６と、圧力容器出口配管
３に設けられて炉水を原子炉圧力容器本体１に循環させ
るポンプ４と、このポンプ４により原子炉圧力容器本体
１に戻される炉水の熱交換を行う熱交換器５と、この熱
交換器５の通水量を調節する熱交換器流量調節弁７と、
熱交換器５の出口側で圧力容器入口配管６から分岐して
原子炉圧力容器ヘッド２の圧力容器ヘッドスプレイ１０
に接続される分岐配管としての圧力容器ヘッドスプレイ
配管８と、この圧力容器ヘッドスプレイ配管８に設けら
れて圧力容器ヘッドスプレイ１０から炉内に噴射される
スプレイ流量を調節するスプレイ流量調節弁９とを備え
ている。また、圧力容器出口配管３の熱交換器５入口側
および出口側には、熱交換流量を調節する熱交換器入口
流量調節弁１１Ａおよび熱交換器出口流量調節弁１１が
設けられている。さらに、圧力容器出口配管３には熱交
換器５をバイパスするバイパス配管３Ｂが設けられ、こ
のバイパス配管３Ｂにはバイパス流量を調節する熱交換
器バイパス流量調節弁１２が設けられている。さらにま
た、圧力容器出口配管３のポンプ４上流側には、原子炉
圧力容器本体１から流出する炉水の温度を検出する炉水
温度計１３が設けられている。
【００３２】上記構成において、圧力容器ヘッド温度計
１４、圧力容器フランジ温度計１５および圧力容器胴部
温度計１６からの温度信号は、原子炉圧力容器冷却制御
部２１に入力されるようになっている。
【００３３】原子炉圧力容器冷却制御部２１は図２に示
すように、複数の温度計１４、１５、１６で検出した温
度Ｔ2 ，Ｔ3 ，Ｔ4 の変化率を計算する温度変化率演算
器２２、任意の温度変化率を設定する温度変化率設定器
２３、および上記演算器２２と温度変化率設定器２３の
偏差信号に基づいてスプレイ流量調節弁９の開度を制御
する制御信号を出力するスプレイ流量調節弁開度制御演
算器２４によって構成されている。この原子炉圧力容器
冷却制御部２１によって制御すべき圧力容器温度が選択
され、その温度低下率（温度変化率）を設定すること
で、スプレイ流量調節弁開度制御演算器２４の制御信号
がスプレイ流量調節弁９に出力される。これにより、図
１に示したスプレイ流量調節弁９の開度が調節されるの
で、スプレイ流量が調整され、原子炉圧力容器温度が設
定した温度低下率（温度変化率）で制御されるものであ
る。
【００３４】図３は、本実施形態の原子炉圧力容器冷却
装置において、圧力容器各部の温度差に応じてスプレイ
流量を制限する原子炉圧力容器冷却制御部２１の制御用
機能図である。
【００３５】この例では、原子炉圧力容器冷却制御部２
１が圧力容器ヘッド温度計１４、圧力容器フランジ温度
計１５および圧力容器胴部温度計１６からの温度信号に
基づいて各温度Ｔ2 ，Ｔ3 ，Ｔ4 の差を演算し、設定さ
れた許容温度差以上となった場合にスプレイ流量調節弁
９の制限信号（制御信号）を出力する。この結果、原子
炉圧力容器各部の温度分布を適正な範囲に制限すること
ができる。
【００３６】図４は、本実施形態の原子炉圧力容器冷却
装置において、圧力容器各部の温度Ｔ2 ，Ｔ3 ，Ｔ4 と
スプレイ水温度Ｔ5 との温度差に応じてスプレイ流量を
制限するように制御する原子炉圧力容器冷却制御部２１
の機能図である。この例で原子炉圧力容器冷却制御部２
１は、圧力容器ヘッド温度計１４、圧力容器フランジ温
度計１５および圧力容器胴部温度計１６からの温度信号
とスプレイ水温度計１７からの温度信号を取り込み、圧
力容器各部温度Ｔ2 ，Ｔ3 ，Ｔ4 とスプレイ水温度Ｔ5
との差を演算し、設定された許容温度差以上となった場
合にスプレイ流量調節弁９の開度の制限信号（制御信
号）を出力する。この結果、スプレイ流量を適正な範囲
に制限することができる。
【００３７】［第２の実施形態］（図５〜図８：請求項
５〜８対応） 図５には本発明の第２の実施形態による原子炉圧力容器
冷却装置の構成が示されている。この第２の実施形態に
係る原子炉圧力容器冷却装置が第１の実施形態の原子炉
圧力容器冷却装置と構成上、基本的に異なる点は、原子
炉圧力容器冷却制御部がスプレイ流量調節弁９の代わり
に、熱交換器出口流量調節弁１１、または熱交換器バイ
パス流量調節弁１２の開度を制御することで、スプレイ
水温度を制御するようにした点である。
【００３８】すなわち本実施形態では、圧力容器ヘッド
温度計１４、圧力容器フランジ温度計１５および圧力容
器胴部温度計１６からの温度信号が原子炉圧力容器冷却
制御部３１に入力される。
【００３９】原子炉圧力容器冷却制御部３１は図６に示
すように、各温度計１４、１５、１６で検出される各温
度Ｔ2 ，Ｔ3 ，Ｔ4 の変化率を計算する温度変化率演算
器３２、任意の温度変化率を設定する温度変化率設定器
３３、および上記温度変化率演算器３２と温度変化率設
定器３３との偏差信号により熱交換器出口流量調節弁１
１Ｂまたは熱交換器バイパス流量調節弁１２の開度を調
節する熱交換器流量調節弁開度制御演算器３４にて構成
される。
【００４０】上記演算器３４の制御信号は熱交換器出口
流量調節弁１１Ｂ、または熱交換器バイパス流量調節弁
１２に出力される。
【００４１】このように構成された原子炉圧力容器冷却
装置において、原子炉圧力容器冷却制御部３１で取り込
まれる各圧力容器温度のうち、制御したい圧力容器温度
を選択し、その温度低下率（温度変化率）を設定するこ
とで、熱交換器出口流量調節弁１１Ｂまたは熱交換器バ
イパス流量調節弁１２の開度が制御され、その結果スプ
レイ水温度が調整され、原子炉圧力容器温度を設定した
低下率（温度変化率）で制御することができる。
【００４２】図７は本実施形態の原子炉圧力容器冷却装
置において、圧力容器各部温度Ｔ2，Ｔ3 ，Ｔ4 の差に
応じて熱交換器流量を制限するように制御する原子炉圧
力容器冷却制御部３１の機能図である。
【００４３】この例で原子炉圧力容器冷却制御部３１
は、圧力容器ヘッド温度計１４、圧力容器フランジ温度
計１５および圧力容器胴部温度計１６で検出された温度
Ｔ2 ，Ｔ3 ，Ｔ4 の各温度差を演算し、設定された許容
温度差以上となった場合に熱交換器出口流量調節弁１１
Ｂの開方向制御信号、または熱交換器バイパス流量調節
弁１２の閉方向制御信号を出力する。この結果、原子炉
圧力容器温度の温度分布を適正な範囲に制限することが
できる。
【００４４】図８は本実施形態の原子炉圧力容器冷却装
置において、圧力容器各部温度Ｔ2，Ｔ3 ，Ｔ4 とスプ
レイ水温度Ｔ5 の温度差に応じて熱交換器流量を制限す
るように制御する原子炉圧力容器冷却制御部３１の機能
図である。
【００４５】この例で原子炉圧力容器冷却制御部３１
は、圧力容器ヘッド温度計１４、圧力容器フランジ温度
計１５および圧力容器胴部温度計１６からの温度信号
と、スプレイ水温度計１７からの温度信号とを取り込
み、圧力容器各部温度Ｔ2 ，Ｔ3 ，Ｔ4 とスプレイ水温
度Ｔ5 との差を演算し、設定された許容温度差以上とな
った場合に、熱交換器出口流量調節弁１１の開方向制限
信号、または熱交換器バイパス流量調節弁１２の閉方向
制限信号（制御信号）を出力する。この結果、スプレイ
水温度を適正な範囲に制限することができる。
【００４６】［第３の実施形態］（図９〜図１１：請求
項９、１０対応） 図９には本発明の第３の実施形態の原子炉圧力容器冷却
装置の構成が示されている。
【００４７】本実施形態による原子炉圧力容器冷却装置
が第２の実施形態のものと異なる点は、原子炉圧力容器
冷却制御部の制御機能用構成部分であり、他の構成は第
２の実施形態と同様ある。
【００４８】すなわち、本実施形態では圧力容器ヘッド
温度計１４、圧力容器フランジ温度計１５、圧力容器胴
部温度計１６およびスプレイ水温度計１７からの温度信
号が原子炉圧力容器冷却制御部４１に入力される。
【００４９】原子炉圧力容器冷却制御部４１は図１０に
示すように、圧力容器各部温度Ｔ2，Ｔ3 ，Ｔ4 とスプ
レイ水温度Ｔ5 との差を計算する温度差演算器４２、任
意の温度差を設定する温度差設定器４３、温度差演算器
４２と温度差設定器４３との偏差信号により熱交換器出
口流量調節弁１１Ｂまたは熱交換器バイパス流量調節弁
１２の開度を調節する熱交換器流量調節弁開度制御演算
器４４によって構成される。
【００５０】前記演算器４４の出力信号は熱交換器出口
流量調節弁１１Ｂまたは熱交換器バイパス流量調節弁１
２に入力される。
【００５１】このように構成された原子炉圧力容器冷却
装置において、原子炉圧力容器冷却制御部４１で取り込
まれる各圧力容器温度のうち、制御したい圧力容器温度
を選択し、その温度とスプレイ水温度との温度差を設定
することで、熱交換器出口流量調節弁１１または熱交換
器バイパス流量調節弁１２の開度が制御され、その結果
スプレイ水温度が調整されて、原子炉圧力容器温度をス
プレイ水温度と一定の温度差を保ちながら低下させるこ
とができる。
【００５２】図１１は本実施形態の原子炉圧力容器冷却
装置において、圧力容器各部温度差に応じて熱交換器流
量を制限するように制御する原子炉圧力容器冷却制御部
４１の機能図である。
【００５３】この例で原子炉圧力容器冷却制御部４１
は、圧力容器ヘッド温度計１４、圧力容器フランジ温度
計１５および圧力容器胴部温度計１６で検出した温度Ｔ
2 ，Ｔ3 ，Ｔ4 の各温度差を演算し、設定された許容温
度差以上となった場合に、熱交換器出口流量調節弁１１
の開方向制御信号、または熱交換器バイパス流量調節弁
１２の閉方向制御信号を出力する。この結果、原子炉圧
力容器温度の温度分布を適正な範囲に制限することがで
きる。
【００５４】
【発明の効果】以上で詳述したように、本発明によれ
ば、通常時においても原子炉圧力容器を適正かつ早期に
冷却することができ、原子炉設備の定期検査における原
子炉作業の開始を早めることが可能となり、定期検査工
程の短縮による稼働率の向上を図ることができる。すな
わち、請求項１および２に記載の発明では、圧力容器温
度によりスプレイ流量を制御することで、圧力容器ヘッ
ド部分の早期冷却が可能となり、請求項３に記載の発明
では、冷却時に圧力容器各部の温度差に応じてスプレイ
流量を適正に保つことが可能となり、請求項４に記載の
発明では、圧力容器各部の温度とスプレイ水温度との温
度差に応じてスプレイ流量を適正に保つことが可能とな
る。
【００５５】また、請求項５および６に記載の発明で
は、圧力容器温度によりスプレイ水温度を制御すること
で、圧力容器ヘッド部分の早期冷却が可能となる。請求
項７に記載の発明では、冷却時に圧力容器各部の温度差
に応じてスプレイ水温度を適正に保つことが可能とな
り、請求項８に記載の発明では、圧力容器温度とスプレ
イ水温度の温度差に応じてスプレイ水温度を適正に保つ
ことが可能となる。
【００５６】さらに、請求項９に記載の発明では、圧力
容器温度とスプレイ水温度の温度差が一定に保持される
ようスプレイ水温度を制御することで、ヘッド部分の早
期冷却が可能となり、請求項１０に記載の発明では、冷
却時に圧力容器各部の温度差に応じてスプレイ水温度を
適正に保つことが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子炉圧力容器冷却装置の第１の
実施形態の構成を示す系統構成図。
【図２】図１に示した原子炉圧力容器冷却制御部の具体
的構成を示すブロック図。
【図３】図１に示した原子炉圧力容器冷却制御部の制御
機能の他の例を示す機能図。
【図４】図１に示した原子炉圧力容器冷却制御部の制御
機能の更に他の例を示す機能図。
【図５】本発明に係る原子炉圧力容器冷却装置の第２の
実施形態の構成を示す系統構成図。
【図６】図５に示した原子炉圧力容器冷却制御部の具体
的構成を示すブロック図。
【図７】図５に示した原子炉圧力容器冷却制御部の制御
機能の他の例を示す機能図。
【図８】図５に示した原子炉圧力容器冷却制御部の制御
機能の更に他の例を示す機能図。
【図９】本発明に係る原子炉圧力容器冷却装置の第３の
実施形態の構成を示す系統構成図。
【図１０】図９に示した原子炉圧力容器冷却制御部の具
体的構成を示すブロック図。
【図１１】図９に示した原子炉圧力容器冷却制御部の制
御機能の他の例を示す機能図。
【図１２】従来の原子炉圧力容器冷却装置の構成を示す
系統構成図。
【図１３】図１２に示した従来装置の冷却運転時におけ
る炉水温度と原子炉圧力容器温度の低下特性を示す特性
図。
【符号の説明】
１ 原子炉圧力容器本体 ２ 原子炉圧力容器ヘッド ３ 圧力容器出口配管 ３Ｂ バイパス配管 ４ ポンプ ５ 熱交換器 ６ 圧力容器入口配管 ７ 流量調節弁 ８ 圧力容器ヘッドスプレイ配管 ９ スプレイ流量調節弁 １０ 圧力容器ヘッドスプレイ １１Ａ 熱交換器入口流量調節弁 １１Ｂ 熱交換器出口流量調節弁 １２ 熱交換器バイパス流量調節弁 １３ 炉水温度計 １４ 圧力容器ヘッド温度計 １５ 圧力容器フランジ温度計 １６ 圧力容器胴部温度計 １７ 圧力容器ヘッドスプレイ水温度計 ２１ 原子炉圧力容器冷却制御部 ２２ 温度変化率演算器 ２３ 温度変化率設定器 ２４ スプレイ流量調節弁開度制御演算器 ３１ 原子炉圧力容器冷却制御部 ３２ 温度変化率演算器 ３３ 温度変化率設定器 ３４ 熱交換器流量調節弁開度制御演算器 ４１ 原子炉圧力容器冷却制御部 ４２ 原子炉圧力容器−スプレイ水温度差演算器 ４３ 原子炉圧力容器−スプレイ水温度差設定器 ４４ 熱交換器流量調節弁開度制御演算器

Claims (10)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 原子炉圧力容器本体の下部に設けられた
    炉水取出し用出口および前記原子炉圧力容器本体の上部
    に設けられた炉水戻し用入口の間に接続される閉ループ
    状の配管と、この配管に設けられて炉水を前記原子炉圧
    力容器本体に循環させるポンプと、このポンプにより前
    記原子炉圧力容器本体に戻される炉水の熱交換を行う熱
    交換器と、この熱交換器の出口側で前記配管から分岐し
    て原子炉圧力容器ヘッドの圧力容器ヘッドスプレイに接
    続される分岐配管と、この分岐配管に設けられて前記圧
    力容器ヘッドスプレイから炉内に噴射されるスプレイ流
    量を調節するスプレイ流量調節弁とを備えた原子炉残留
    熱除去系と、 前記原子炉圧力容器本体の複数箇所の温度を検出する原
    子炉圧力容器温度検出手段と、 前記熱交換器の出口におけるスプレイ水温度を検出する
    スプレイ水温度検出手段と、 前記原子炉圧力容器温度検出手段の検出出力に基づいて
    前記スプレイ流量調節弁の開度を制御する制御手段とを
    有することを特徴とする原子炉圧力容器冷却装置。
  2. 【請求項２】 前記制御手段は、前記原子炉圧力容器温
    度検出手段により検出された原子炉圧力容器各部の温度
    の温度変化率と、原子炉圧力容器各部に対応して予め設
    定された温度変化率との偏差に基づいて、前記スプレイ
    流量調節弁の開度を制御することを特徴とする請求項１
    に記載の原子炉圧力容器冷却装置。
  3. 【請求項３】 前記制御手段は、前記原子炉圧力容器温
    度検出手段により検出された原子炉圧力容器の各部温度
    の温度差に応じて前記スプレイ流量調節弁の開度を制御
    することを特徴とする請求項１に記載の原子炉圧力容器
    冷却装置。
  4. 【請求項４】 前記制御手段は、前記原子炉圧力容器温
    度検出手段により検出された原子炉圧力容器各部の温度
    と、前記スプレイ水温度検出手段により検出されたスプ
    レイ水温度との差に応じて、前記スプレイ流量調節弁の
    開度を制御することを特徴とする請求項１に記載の原子
    炉圧力容器冷却装置。
  5. 【請求項５】 原子炉圧力容器本体の下部に設けられた
    炉水取出し用出口および前記原子炉圧力容器本体の上部
    に設けられた炉水戻し用入口の間に接続される閉ループ
    状の配管と、この配管に設けられて炉水を前記原子炉圧
    力容器本体に循環させるポンプと、このポンプにより前
    記原子炉圧力容器本体に戻される炉水の熱交換を行う熱
    交換器と、この熱交換器の通水量を調節する熱交換器流
    量調節弁と、前記熱交換器の出口側で前記配管から分岐
    して原子炉圧力容器ヘッドの圧力容器ヘッドスプレイに
    接続される分岐配管と、この分岐配管に設けられて前記
    圧力容器ヘッドスプレイから炉内に噴射されるスプレイ
    流量を調節するスプレイ流量調節弁とを備えた原子炉残
    留熱除去系と、 前記原子炉圧力容器本体の複数箇所の温度を検出する原
    子炉圧力容器温度検出手段と、 前記熱交換器の出口におけるスプレイ水温度を検出する
    スプレイ水温度検出手段と、 前記原子炉圧力容器温度検出手段の検出出力に基づいて
    前記スプレイ流量調節弁の開度を制御する制御手段とを
    有することを特徴とする原子炉圧力容器冷却装置。
  6. 【請求項６】 前記制御手段は、前記原子炉圧力容器温
    度検出手段により検出された原子炉圧力容器各部の温度
    の温度変化率と、原子炉圧力容器各部に対応して予め設
    定された温度変化率との偏差に基づいて、前記熱交換器
    流量調節弁の開度を制御することを特徴とする請求項５
    に記載の原子炉圧力容器冷却装置。
  7. 【請求項７】 前記制御手段は、前記原子炉圧力容器温
    度検出手段により検出された原子炉圧力容器の各部温度
    の温度差に応じて前記熱交換器流量調節弁の開度を制御
    することを特徴とする請求項５に記載の原子炉圧力容器
    冷却装置。
  8. 【請求項８】 前記制御手段は、前記原子炉圧力容器温
    度検出手段により検出された原子炉圧力容器各部の温度
    と、前記スプレイ水温度検出手段により検出されたスプ
    レイ水温度との差に応じて、前記熱交換器流量調節弁の
    開度を制御することを特徴とする請求項５に記載の原子
    炉圧力容器冷却装置。
  9. 【請求項９】 原子炉圧力容器本体の下部に設けられた
    炉水取出し用出口および前記原子炉圧力容器本体の上部
    に設けられた炉水戻し用入口の間に接続される閉ループ
    状の配管と、この配管に設けられて炉水を前記原子炉圧
    力容器本体に循環させるポンプと、このポンプにより前
    記原子炉圧力容器本体に戻される炉水の熱交換を行う熱
    交換器と、この熱交換器の通水量を調節する熱交換器流
    量調節弁と、前記熱交換器の出口側で前記配管から分岐
    して原子炉圧力容器ヘッドの圧力容器ヘッドスプレイに
    接続される分岐配管と、この分岐配管に設けられて前記
    圧力容器ヘッドスプレイから炉内に噴射されるスプレイ
    流量を調節するスプレイ流量調節弁とを備えた原子炉残
    留熱除去系と、 前記原子炉圧力容器本体の複数箇所の温度を検出する原
    子炉圧力容器温度検出手段と、 前記熱交換器の出口におけるスプレイ水温度を検出する
    スプレイ水温度検出手段と、 前記原子炉圧力容器温度検出手段及びスプレイ水温度検
    出手段の検出出力を取り込み、原子炉圧力容器各部の温
    度とスプレイ水温度との温度差と、原子炉圧力容器の各
    部に対応して予め設定された温度差との偏差に基づい
    て、前記熱交換器流量調節弁の開度を制御する制御手段
    とを有することを特徴とする原子炉圧力容器冷却装置。
  10. 【請求項１０】 前記制御手段は、前記原子炉圧力容器
    温度検出手段により検出された原子炉圧力容器各部の温
    度差に応じて前記熱交換器流量調節弁の開度を制御する
    ことを特徴とする請求項９に記載の原子炉圧力容器冷却
    装置。
JP8164557A 1996-06-25 1996-06-25 原子炉圧力容器冷却装置 Pending JPH1010271A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP8164557A JPH1010271A (ja) 1996-06-25 1996-06-25 原子炉圧力容器冷却装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP8164557A JPH1010271A (ja) 1996-06-25 1996-06-25 原子炉圧力容器冷却装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH1010271A true JPH1010271A (ja) 1998-01-16

Family

ID=15795435

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP8164557A Pending JPH1010271A (ja) 1996-06-25 1996-06-25 原子炉圧力容器冷却装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH1010271A (ja)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013120172A (ja) * 2011-12-09 2013-06-17 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子炉隔離時冷却装置及び原子炉隔離時冷却装置の制御方法
CN107908204A (zh) * 2017-11-17 2018-04-13 广东核电合营有限公司 核电站一回路稳压器喷淋阀极化开度的标定方法及系统
WO2019146279A1 (ja) * 2018-01-23 2019-08-01 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉圧力容器の冷却装置
WO2022151765A1 (zh) * 2021-01-14 2022-07-21 中广核研究院有限公司 流量控制装置、余热排出系统及流量稳定方法
CN116453717A (zh) * 2022-11-23 2023-07-18 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2013120172A (ja) * 2011-12-09 2013-06-17 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子炉隔離時冷却装置及び原子炉隔離時冷却装置の制御方法
CN107908204A (zh) * 2017-11-17 2018-04-13 广东核电合营有限公司 核电站一回路稳压器喷淋阀极化开度的标定方法及系统
CN107908204B (zh) * 2017-11-17 2021-07-23 广东核电合营有限公司 核电站一回路稳压器喷淋阀极化开度的标定方法及系统
WO2019146279A1 (ja) * 2018-01-23 2019-08-01 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉圧力容器の冷却装置
JPWO2019146279A1 (ja) * 2018-01-23 2020-10-22 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉圧力容器の冷却装置
WO2022151765A1 (zh) * 2021-01-14 2022-07-21 中广核研究院有限公司 流量控制装置、余热排出系统及流量稳定方法
CN116453717A (zh) * 2022-11-23 2023-07-18 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法
CN116453717B (zh) * 2022-11-23 2024-01-23 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种反应堆压力容器外部冷却导流注水装置及方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5079102B2 (ja) 排熱回収システムの制御装置
JPH1010271A (ja) 原子炉圧力容器冷却装置
JPH0629035A (ja) 燃料電池発電プラントと廃熱回収システムとの協調制御装置
EP2993398B1 (en) Flue-gas treatment apparatus and its method of operation
JPS6239646B2 (ja)
JP2599026B2 (ja) 給水調節弁切替時の蒸気ドラム水位制御方法
JPH0616382Y2 (ja) 加圧器内冷却材の温度上昇制御装置
JPH0650067B2 (ja) 排熱利用システム
JP3422735B2 (ja) 冷却水供給装置
JPH11326570A (ja) 核融合炉プラント冷却設備の加圧器圧力制御装置
JP2000046985A (ja) 原子炉圧力容器冷却装置
JPS6383206A (ja) 高炉炉壁の冷却方法
JPS63295997A (ja) プラントのウォ−ミング制御装置
JPH0223928Y2 (ja)
JPS63212897A (ja) 原子炉減圧冷却装置
JP4281243B2 (ja) ガス冷却室出口温度制御方法及び装置
JPS63220964A (ja) 金型の温度制御方法および装置
JPS593678B2 (ja) 転炉排ガス冷却水の循環装置
JPS638917A (ja) 空気冷却器ナトリウム温度制御装置
JPH03113201A (ja) ボイラ制御方法とその装置
JPH06258483A (ja) 再循環ポンプ電源の冷却設備制御装置
JPH01106962A (ja) 排熱利用システムの制御装置
JPS6142190B2 (ja)
JPH05280304A (ja) 熱電併給装置
JPH07247834A (ja) 排熱回収システム