JPS59143997A - 沸騰水型原子炉の起動法及びそのシステム - Google Patents
沸騰水型原子炉の起動法及びそのシステムInfo
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- JPS59143997A JPS59143997A JP58018617A JP1861783A JPS59143997A JP S59143997 A JPS59143997 A JP S59143997A JP 58018617 A JP58018617 A JP 58018617A JP 1861783 A JP1861783 A JP 1861783A JP S59143997 A JPS59143997 A JP S59143997A
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- reactor
- heat exchanger
- pressure vessel
- heat
- natural circulation
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- 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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Control And Safety Of Cranes (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野］
本発明は自然循環型の沸騰水型原子炉、特に圧力容器内
に熱交換器を内蔵する自然循環型の沸騰水型原子炉のシ
ステム構成及び冷態停止後の却動法に関するものである
。
に熱交換器を内蔵する自然循環型の沸騰水型原子炉のシ
ステム構成及び冷態停止後の却動法に関するものである
。
一般に沸騰水型原子炉では、出力あるいは冷却水流量の
振にｈが時間とともに発散する不安定現象を避けるよう
な設計＄・よび運転を行なっている。
振にｈが時間とともに発散する不安定現象を避けるよう
な設計＄・よび運転を行なっている。
第１図は流（Ｉｔおよび出力の振動の様子を示したもの
で、騰接する波の振幅の比（減幅比’） Ｘ２／ＸＩが
１よ）小さければ安定である。一般に低流縫、甚出力に
なるほど減幅比は大きくなり不安定側に近づく。
で、騰接する波の振幅の比（減幅比’） Ｘ２／ＸＩが
１よ）小さければ安定である。一般に低流縫、甚出力に
なるほど減幅比は大きくなり不安定側に近づく。
第２図は、自然循環型の沸ｌｉｆ！水型原子炉の出力と
流量の関係および不安定領域を示したもので、図の斜線
領域が減幅比が１より大きくなる不安定領域である。そ
して圧力が低くなるほどこの不安定領域は、図中、下方
に拡がる傾向がある。従つて低圧ふ・よび低流１１−で
は安定性余裕が小さい。このため自然循環２．ｌＵ原子
炉では第３図に示すように、原子炉圧力容器１に予熱器
２を接続し、これで炉水３を熱して原子炉を昇温・昇圧
して安定性余裕を大きくしてから出力を上昇させるとい
う起動法を採用している。４は炉心である。原子炉を昇
温・昇圧するには、この他に外部から蒸気を吹き込む方
法もある。
流量の関係および不安定領域を示したもので、図の斜線
領域が減幅比が１より大きくなる不安定領域である。そ
して圧力が低くなるほどこの不安定領域は、図中、下方
に拡がる傾向がある。従つて低圧ふ・よび低流１１−で
は安定性余裕が小さい。このため自然循環２．ｌＵ原子
炉では第３図に示すように、原子炉圧力容器１に予熱器
２を接続し、これで炉水３を熱して原子炉を昇温・昇圧
して安定性余裕を大きくしてから出力を上昇させるとい
う起動法を採用している。４は炉心である。原子炉を昇
温・昇圧するには、この他に外部から蒸気を吹き込む方
法もある。
安定性余裕を大きくする別の方法としては、第４図に示
すように圧力容器１の外部に再循環系５を接続して冷却
水３をポンプＰで強制循環させる方法がある。第５図は
、このような強０ｉ１１循壌型の沸騰水型原子炉の起動
法を示した起動マツプで、冷却水を定格流Ｆｉｔの２０
％流量でポンプ運転を行なって循環させながら出力を上
昇させる方法を用いている。第６図に示すように、この
ような方法を用いることにより、起動時には自然循環曲
線上で運転したときよりも安定性余裕を大きくすること
が可能である。
すように圧力容器１の外部に再循環系５を接続して冷却
水３をポンプＰで強制循環させる方法がある。第５図は
、このような強０ｉ１１循壌型の沸騰水型原子炉の起動
法を示した起動マツプで、冷却水を定格流Ｆｉｔの２０
％流量でポンプ運転を行なって循環させながら出力を上
昇させる方法を用いている。第６図に示すように、この
ような方法を用いることにより、起動時には自然循環曲
線上で運転したときよりも安定性余裕を大きくすること
が可能である。
さて第７図は、圧力容器ｌ内に熱交換器６を内蔵する自
然循環型の沸騰水型原子炉の１：＋２成を示す概略図で
ある。この原子炉では、炉心４を通った冷却水３はライ
ザ７の周囲に設けられた熱交換器６に熱を与え、サブク
ール水となって炉心入口から炉心４に入るように自然循
環される。このように熱交換器を内蔵した理由は、冷却
水３が圧力容器１内だけを流動するようにして一次系（
圧力容器内）と二次系（熱交換器仰１）を完全に隔離し
、安全性の高い構造とするためである。８は熱交換器６
から熱を受は取る二次熱交換器である。
然循環型の沸騰水型原子炉の１：＋２成を示す概略図で
ある。この原子炉では、炉心４を通った冷却水３はライ
ザ７の周囲に設けられた熱交換器６に熱を与え、サブク
ール水となって炉心入口から炉心４に入るように自然循
環される。このように熱交換器を内蔵した理由は、冷却
水３が圧力容器１内だけを流動するようにして一次系（
圧力容器内）と二次系（熱交換器仰１）を完全に隔離し
、安全性の高い構造とするためである。８は熱交換器６
から熱を受は取る二次熱交換器である。
このような原子炉においては、起動時の安定性余裕を向
上させるために前述の如き予熱系の接続又は強制的再循
環ループの接続といういずれかの方法をとることは、冷
却水を圧力容器内に隔離するという上記目的から、いず
れも採用されない。
上させるために前述の如き予熱系の接続又は強制的再循
環ループの接続といういずれかの方法をとることは、冷
却水を圧力容器内に隔離するという上記目的から、いず
れも採用されない。
このため従来このような原子炉では起ｐｊｉ１時に不安
定と々らないように出力を極めてゆっくり上昇させなけ
れば々らず、起動方法が複０７６となるという問題があ
った。
定と々らないように出力を極めてゆっくり上昇させなけ
れば々らず、起動方法が複０７６となるという問題があ
った。
本発明の目的は、上り己した熱交換器内蔵式自然循環型
沸騰水原子炉において、従来の問題点を改（金し、起動
時の安定性余裕を改善できる冷態停止後の起７ｉｉ１１
法及びその原子炉システムを提供することにある。
沸騰水原子炉において、従来の問題点を改（金し、起動
時の安定性余裕を改善できる冷態停止後の起７ｉｉ１１
法及びその原子炉システムを提供することにある。
本命り」によるＪ京子炉起動法は、原子炉圧力容器内に
熱交換器を内蔵する自然循環型の沸騰水型原子炉の冷態
停止後の起動の際、原子炉圧力容器外に（’ｉｌｌえら
り、ている定期検査熱供給用ぎイラからの熱を前１己熱
交換器を介して原子炉圧力容器内の冷却水に予め供給す
ることを特徴するものであり、寸だそのだめの本発明に
よる原子炉システムは、−ヒ記自然循環型沸１ｉＩ水原
子炉において上記熱交換２くの三次系配管又はそれと＆
ｊシ交換関係にある三次系配管と上記定期検査熱供給用
ボイラからの配管とを接ス浣する開閉切換自在な弁を設
けたことを特徴とするものである。
熱交換器を内蔵する自然循環型の沸騰水型原子炉の冷態
停止後の起動の際、原子炉圧力容器外に（’ｉｌｌえら
り、ている定期検査熱供給用ぎイラからの熱を前１己熱
交換器を介して原子炉圧力容器内の冷却水に予め供給す
ることを特徴するものであり、寸だそのだめの本発明に
よる原子炉システムは、−ヒ記自然循環型沸１ｉＩ水原
子炉において上記熱交換２くの三次系配管又はそれと＆
ｊシ交換関係にある三次系配管と上記定期検査熱供給用
ボイラからの配管とを接ス浣する開閉切換自在な弁を設
けたことを特徴とするものである。
以下、本発明を実施例によって詳細に説明する。
第８図において１は原子炉圧力容器、３は冷却水、４は
炉心である。６は圧力容器１内にライデー７の周シに内
蔵された一次熱交換器、８は原子炉圧力容器１の外に設
けられた二次熱交換器である。
炉心である。６は圧力容器１内にライデー７の周シに内
蔵された一次熱交換器、８は原子炉圧力容器１の外に設
けられた二次熱交換器である。
９は定期検査時熱供給用がイラであって、−成熱交換器
６と二次熱交換器８を結ぶ二次系配管１０に三方弁１１
によって接続されている。１２は二次系配管１０に三方
弁１１で接続されたパイ・やス、１３はポンプである。
６と二次熱交換器８を結ぶ二次系配管１０に三方弁１１
によって接続されている。１２は二次系配管１０に三方
弁１１で接続されたパイ・やス、１３はポンプである。
さて、原子炉の運転は大別すると（１）通常側転時、（
２）定期点検時、（３）起動時の三つになる。以下、こ
の三つの運転時における上記原子炉システムの動作を第
９．第１０及び第１１図によシ説明する。
２）定期点検時、（３）起動時の三つになる。以下、こ
の三つの運転時における上記原子炉システムの動作を第
９．第１０及び第１１図によシ説明する。
これらの図において、各三方弁１１の黒く塗った部分お
よび黒く塗ってない部分は、夫々その部分の流路が閉及
び開の状態にあることを示している。
よび黒く塗ってない部分は、夫々その部分の流路が閉及
び開の状態にあることを示している。
第９図は通常運転時の様子を示したものであって、定期
検査用デイラ９側の流路は全て閉となり、また二次系配
管部に設けたバイパス１２も閉であり、−火熱交換器６
と二次熱交換器８とは連通接続される。
検査用デイラ９側の流路は全て閉となり、また二次系配
管部に設けたバイパス１２も閉であり、−火熱交換器６
と二次熱交換器８とは連通接続される。
第１０図は定期点検時の様子を示したものであり、三方
弁は一次熱交換器６側とパイ・ぐス１２および定期検査
用ボイラ９側の一部を閉とすることによシ、定期検査用
ボイラ９で発生した熱を直接二次熱交換器８に送ること
ができる。
弁は一次熱交換器６側とパイ・ぐス１２および定期検査
用ボイラ９側の一部を閉とすることによシ、定期検査用
ボイラ９で発生した熱を直接二次熱交換器８に送ること
ができる。
第１１図は起ｍ時の様子を示したもので、各三方弁１１
を図に示すような開閉状態にすることにより、原子炉の
定期検査時において原子炉にかわり、熱供給を行なうた
めのボイラ９で発生した熱を一次熱交岡器６を介して圧
力容器１中の冷却水に供給し、これにより、冷態停止後
の原子炉起動時に予め原子炉を昇温・昇圧することがで
き、起動時の安定性余裕を改善することが可能である。
を図に示すような開閉状態にすることにより、原子炉の
定期検査時において原子炉にかわり、熱供給を行なうた
めのボイラ９で発生した熱を一次熱交岡器６を介して圧
力容器１中の冷却水に供給し、これにより、冷態停止後
の原子炉起動時に予め原子炉を昇温・昇圧することがで
き、起動時の安定性余裕を改善することが可能である。
したがって、上記のような自然循環型原子炉システムと
その起動法を用いれば、圧力容器内の圧力を上げて安定
性余裕が大きくなってから制御棒を引き抜いて出力の上
昇を開始することができる。
その起動法を用いれば、圧力容器内の圧力を上げて安定
性余裕が大きくなってから制御棒を引き抜いて出力の上
昇を開始することができる。
第１２図は、このことを具体的に示した計算結果である
。従来の方法によって低圧で原子炉を起動する場合には
、出力゛を零から徐々に上昇させると減幅比がいったん
上昇し安定性余裕が小さくなる。
。従来の方法によって低圧で原子炉を起動する場合には
、出力゛を零から徐々に上昇させると減幅比がいったん
上昇し安定性余裕が小さくなる。
これに対して本発明になる起動法を用いれば、炉内圧力
が予め高くなっているため減幅比の増加は小さい。例え
ば１気圧で起動した場合には減幅比は１よシ大きくて不
安定であるが、本発明によれば圧力を上昇させることに
よって減幅比が小さくなる。例えば２０気圧では減幅比
は０．３５となシ、安定性余裕を大きくすることができ
る。
が予め高くなっているため減幅比の増加は小さい。例え
ば１気圧で起動した場合には減幅比は１よシ大きくて不
安定であるが、本発明によれば圧力を上昇させることに
よって減幅比が小さくなる。例えば２０気圧では減幅比
は０．３５となシ、安定性余裕を大きくすることができ
る。
本実施例では通常の原子炉設備に大幅な設計変更を加え
ることは不要であるからコストが低くなる利点がある。
ることは不要であるからコストが低くなる利点がある。
第１３図は、他の実施例を示すもので、前記の実施例と
の相違点は、更に三次熱交換器１４を設け、二次熱交換
器８と三次熱交換器１４とを結ぶ三次系配管１５に三方
弁１１で定期検査用ボイラ９及びパイ／ぐス１２を接続
したことにある。１６はポンプである。この実施例にお
ける］ｒｒＪ常運転１１．５、定期点検時及び起動時の
夫々の運転態様は前記実施例に準じて明らかであろう。
の相違点は、更に三次熱交換器１４を設け、二次熱交換
器８と三次熱交換器１４とを結ぶ三次系配管１５に三方
弁１１で定期検査用ボイラ９及びパイ／ぐス１２を接続
したことにある。１６はポンプである。この実施例にお
ける］ｒｒＪ常運転１１．５、定期点検時及び起動時の
夫々の運転態様は前記実施例に準じて明らかであろう。
この実施例では定期検査時用のボイラ９が三次系配管に
接続されているため、万一、−火熱交換器６で細管破断
等の事故が生じた場合でも、圧力容器内冷却水は定期検
査用ボイラ９に流入しないという利点がある。
接続されているため、万一、−火熱交換器６で細管破断
等の事故が生じた場合でも、圧力容器内冷却水は定期検
査用ボイラ９に流入しないという利点がある。
本発明によれば、自然循環型の沸騰水型原子炉の起動時
に圧力容器内を予め昇温・昇圧できるので安定性余裕を
改善することができ、しかも通常るという効果がある。
に圧力容器内を予め昇温・昇圧できるので安定性余裕を
改善することができ、しかも通常るという効果がある。
第１図は沸騰水型原子炉の流量及び出力の振動の様子を
示す図、第２図は、自然循環型原子炉の運転曲線、第３
図は予熱系を有する自然循環型原子炉の＋ｆ、￥成を示
す概略図、第４図は強制循環型原子炉の構成を示す概略
図、第５図は強制循環型原子炉の起動法を示すプラント
起動曲線、第６図は強！ｔｉｌｌ循環型原子炉の運転曲
線、第７図は熱交換器内蔵自然循環型原子炉の構成を示
す概略図、第８図は本発明の実施例を示すシステム構成
図、第９図、第１０図、第１１図は該実施例の動作図、
第１２図は該実施例に係る効果を説明するだめの出力−
減幅比特性図、第１３図は本発明の他の実施例を示すシ
ステム構成図である。 ｌ・・・原子炉圧力容器、 ２・・・予熱器、３・・・
冷却水、 ４・・・炉心、５・・・再循環系、
６・・・内蔵熱交換器、７・・・ライザー、
８・・・二次熱交換器、９・・・定期検査用ボイ
ラ、１０・・・二次系配管、１１・・・三方弁、
１２・・・バイパス、１３・・・ポンプ、
１４・・・三次熱交換器、１５・・・三次系配管、
１６・・・ポンプ。 第１図 第２図 ３Ｌ９ （’Ｉ＝兜梧〕 第３図 第４図 第５図 【Ｏ 第６図 丈戸ｊヒ流量（％定〕吾） 第 ９ ｉ’２ 第１０図 第１１図 第１２しｌ 出力（ＭＷ）
示す図、第２図は、自然循環型原子炉の運転曲線、第３
図は予熱系を有する自然循環型原子炉の＋ｆ、￥成を示
す概略図、第４図は強制循環型原子炉の構成を示す概略
図、第５図は強制循環型原子炉の起動法を示すプラント
起動曲線、第６図は強！ｔｉｌｌ循環型原子炉の運転曲
線、第７図は熱交換器内蔵自然循環型原子炉の構成を示
す概略図、第８図は本発明の実施例を示すシステム構成
図、第９図、第１０図、第１１図は該実施例の動作図、
第１２図は該実施例に係る効果を説明するだめの出力−
減幅比特性図、第１３図は本発明の他の実施例を示すシ
ステム構成図である。 ｌ・・・原子炉圧力容器、 ２・・・予熱器、３・・・
冷却水、 ４・・・炉心、５・・・再循環系、
６・・・内蔵熱交換器、７・・・ライザー、
８・・・二次熱交換器、９・・・定期検査用ボイ
ラ、１０・・・二次系配管、１１・・・三方弁、
１２・・・バイパス、１３・・・ポンプ、
１４・・・三次熱交換器、１５・・・三次系配管、
１６・・・ポンプ。 第１図 第２図 ３Ｌ９ （’Ｉ＝兜梧〕 第３図 第４図 第５図 【Ｏ 第６図 丈戸ｊヒ流量（％定〕吾） 第 ９ ｉ’２ 第１０図 第１１図 第１２しｌ 出力（ＭＷ）
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉圧力容器内に熱交換器を内蔵し、原子炉圧力
容器外に定期点検時熱供給用ゴイラを備えた自然循環型
沸騰水原子炉システムの冷態停止後の起動の際に、前記
定期点検時熱供給用ボイラからの熱を前記熱交換器を介
して原子炉圧力容器内の冷却水に予め供給することを特
徴とする自然循環型の沸騰水型原子炉の起動法。 ２ 原子炉圧力容器内に熱交換器を内蔵し、原子炉圧力
容器外に定期点検時熱供給用デイラを備えた自然循環型
の沸騰水型原子炉システムにおいて、前記熱交換器の二
次系配管又はそれと熱交換関係にある三次系配管と前記
定期点検時熱供給用がイラからの配管とを接続する開閉
切換自在の弁を設けたことを特徴とする自然循環型の沸
騰水型原子炉システム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58018617A JPS59143997A (ja) | 1983-02-07 | 1983-02-07 | 沸騰水型原子炉の起動法及びそのシステム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58018617A JPS59143997A (ja) | 1983-02-07 | 1983-02-07 | 沸騰水型原子炉の起動法及びそのシステム |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59143997A true JPS59143997A (ja) | 1984-08-17 |
| JPH0361159B2 JPH0361159B2 (ja) | 1991-09-18 |
Family
ID=11976577
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58018617A Granted JPS59143997A (ja) | 1983-02-07 | 1983-02-07 | 沸騰水型原子炉の起動法及びそのシステム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59143997A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5271044A (en) * | 1991-03-14 | 1993-12-14 | Hitachi, Ltd. | Boiling water nuclear reactor and start-up process thereof |
| JP2007225511A (ja) * | 2006-02-24 | 2007-09-06 | Hitachi Ltd | 原子炉監視装置及び出力制御装置 |
| JP2007232503A (ja) * | 2006-02-28 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
| JP2007232395A (ja) * | 2006-02-27 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 自然循環型沸騰水型原子炉の温度検出装置 |
| JP2011017720A (ja) * | 2010-09-17 | 2011-01-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
-
1983
- 1983-02-07 JP JP58018617A patent/JPS59143997A/ja active Granted
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5271044A (en) * | 1991-03-14 | 1993-12-14 | Hitachi, Ltd. | Boiling water nuclear reactor and start-up process thereof |
| JP2007225511A (ja) * | 2006-02-24 | 2007-09-06 | Hitachi Ltd | 原子炉監視装置及び出力制御装置 |
| JP2007232395A (ja) * | 2006-02-27 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 自然循環型沸騰水型原子炉の温度検出装置 |
| JP2007232503A (ja) * | 2006-02-28 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
| JP2011017720A (ja) * | 2010-09-17 | 2011-01-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0361159B2 (ja) | 1991-09-18 |
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