JPS5949481B2

JPS5949481B2 - 原子力発電プラント

Info

Publication number: JPS5949481B2
Application number: JP50038792A
Authority: JP
Inventors: 博人川上
Original assignee: Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1975-03-31
Filing date: 1975-03-31
Publication date: 1984-12-03
Also published as: JPS51113096A

Description

【発明の詳細な説明】本発明は、原子力発電プラントに係り、特に電源喪失事
故時の如く短期間の崩壊熱除去システムを具備したもの
に関する。

従来、沸騰水（ＢＷＲ）型原子炉においては放射能汚染
防止の観点から極めて重装備の崩壊熱除去システムが設
けられている。

また、高速炉においては蒸気発生器という未知の開発機
器を含むため、原子炉停止後の崩壊熱除去は別系統のシ
ステムで行なうことをベースに設計が進められてきた。

ところで、原子力発電プラントにおいては、原子炉停止
後も崩壊熱が発生するため、これを継続的に除去する必
要がある。

また、冷却系統内部に蓄積されたエネルギーは極めて大
きいものであり、原子炉停止と同時に冷却系の構成機器
に大きな熱衝撃がかかる。

このため、蒸気発生器などの保護のために別系統の崩壊
熱除去システムが起動するまでの間、主冷却系で熱除去
を行なわざるを得ないのみならず、これらの崩壊熱除去
システムは特殊な構造の機器、たとえば貯水槽、給水加
熱器などを必要とするものであるから、コストアップの
要因となっていた。

本発明は、上述した点を考慮し、通常の原子力発電プラ
ントの若干の仕様変更により、低コストで崩壊熱の除去
を確実に行なうことができるものを提供することを目的
とする。

すなわち、本発明の目的は脱気器から蒸気発生器に給水
する給水ポンプと並列に非常用給水ポンプを並設し、こ
の非常用給水ポンプにより、電源喪失事故時などにおい
ても、非常用電源容量をあまり大きくすることなく、過
度時の事故後処理操作も比較的簡単にして、主冷却系の
残留熱を除去できる原子力発電プラントを提供すること
である。

また、本発明の他の目的は、上記装置において、蒸気発
生器の蒸気により作動する非常用給水ポンプ駆動用のタ
ービンを設けることにより非常用電源も不要で、１次側
の自然循環を考慮すると、外部からの一切のエネルギー
の供給を必要とせずに崩壊熱の除去が可能な原子力発電
プラントを提供することである。

以下、本発明の一実施例を第１図に基づいて説明する。

原子炉１には、中間熱交換器２および１次主循環ポンプ
３が順次接続されて、１次冷却系の閉サイクルが構成さ
れている。

また、前記中間熱交換器２には、過熱器４、蒸気発生器
５、および２次主循環ポンプ６が順次接続され、上記中
間熱交換器２へと戻る閉回路が形成されるとともに、前
記過熱器４と並列に再熱器７が接続されて２次冷却系サ
イクルが構成されている。

また、前記蒸気発生器５には気水分離器８が接続される
一方、この気水分離器８は弁９を介して前記過熱器４に
接続されている。

また、上記過熱器４は蒸気弁１０を介して高圧タービン
１１の入口側と接続し、上記高圧タービン１１の出口側
は、前記再熱器７および蒸気弁１２を介して二様の中圧
タービン１３の入口側に接続される。

これらの中圧タービン１３の出口側には複数機の低圧タ
ービン１４の入口側が連結されている。

前記高圧タービン１１および中圧タービン１３は同軸に
連設され、この軸には発電機１５が設けられている。

また、前記複数機の低圧タービン１４も同軸に連設され
、この軸にも発電機１６が設けられている。

また、前記、低圧タービン１４の出口側は復水器１７、
復水ポンプ１８、低圧給水加熱器１９および逆止弁２０
を順次介して脱気器２１に接続される。

前記逆止弁２０は低圧給水加熱器１９から脱気器２１へ
の流れのみを流すように構成されている。

前記脱気器２１には、その脱気器２１により分離された
液を受ける受液器２２が設けられ、この受液器２２は給
水ポンプ２３、高圧給水加熱器２４をそれぞれ介して前
記蒸気発生器５に接続され、タ′−ビン発電機系サイク
ルが構成される。

また、前記給水ポンプ２３と並列に非常用電源（図示せ
ず）により作動される非常用給水ポンプ２５およびこの
ポンプ２５に直列な逆止弁２６が連結され、この逆止弁
２６は、ポンプ２５から前記高圧給水加熱器への流れの
み流すようになっている。

さらに、前記過熱器４と高圧タービン１１の蒸気弁１０
との中間位置において大気放出弁２７が設けられ、過熱
器４を通過した蒸気を大気へ放出可能になっている。

また、前記気水分離器８の底部には、該気水分離器８に
設けられたレベルコントローラ２８により制御される電
磁弁２９を介してフラッシュタンク３０が接続されてい
る。

このフラッシュタンク３０の上部すなわち気相部は弁３
１を介して前記復水器１７に連結され、この弁３１とフ
ラッシュタンク３０との中間位置において、前記脱気器
２１に設けられたプレッシャコントローラ３２により制
御される電磁弁３３を介して前記脱気器２１が連結され
ている。

前記フラッシュタンク３０の下部すなわち液相部にはフ
ロータンク３４の上部が連結され、このフロータンク３
４の下部は、弁３５を介して排水ピットへ連結されてい
る。

また、前記気水分離器８と弁９との中間位置において、
前記プレッシャコントローラ３２により制御される電磁
弁３６を介して前記脱気器２１が連結されている。

なお、図において実線部は、１次冷却系または２次冷却
系を示し、破線部は、タービン発電機系を示す。

次に本実施例の作用を説明する。

１次冷却系の１次主循環ポンプ３を駆動し、原子炉１中
間熱交換器２および上記主循環ポンプ３を含むサイクル
内を１次冷却材を循環させるとともに、２次冷却系の２
次主循環ポンプ６を駆動し。

中間熱交換器２、過熱器４、再熱器７、蒸気発生器５お
よび該ポンプ６を含むサイクル内に２次冷却材を循環さ
せる。

さらに、タービン発電機系の復水ポンプ１８および給水
ポンプ２３を駆動し、受液器２２内の循環液を高圧給水
加熱器２４を介して蒸気発生器５内に供給し、ここで蒸
気となり、気水分離器８で液分を除却され、蒸気は過熱
器４に入り、蒸気弁１０を介して高圧タービン１１を回
転させ、再熱器７および蒸気弁１２を経て中圧タービン
１３を回転させて発電機１５により発電する。

さらに、中圧タービン１３を出た蒸気は、低圧タービン
１４を回転させて発電機１６により発電し、復水器１７
に入り、冷却されて液体となって低圧給水加熱器１９お
よび逆止弁２０を経て脱気器２１に入り、ここで液分は
受液器２２に入り、再び給水ポンプ２３により蒸気発生
器５に供給され、循環を繰り返す。

なお、気水分離器８に液分が増加した場合は、レベルコ
ントローラ２８が作動して電磁弁２９を開放し、フラッ
シュタンク３０に余分の液分を放出し、このフラッシュ
タンク３０で蒸気分と液分とに分離され、蒸気分は弁３
１を介して復水器１７に戻り液体とされ、復水ポンプ１
８により再び脱気器２１へと供給される。

一方、フラッシュタンク３０内の液分はフロータンク３
４および弁３５を介して排水ピットへと排水される。

また、脱気器２１の蒸気圧が所定値以上に上昇した場合
は、プレッシャコントローラ３２が作動して電磁弁３３
を開放し、弁３１を介して蒸気の一部を復水器１７へと
戻す動作を行なう。

このような一連の動作により、原子炉１で発生したエネ
ルギーは中間熱交換器２、ならびに過熱器４、再熱器７
および蒸気発生器５を介してタービン発電機系へ伝達さ
れ、各タービン１１．１３゜１４を作動して発電を行な
う。

このような原子炉１の作動中に、たとえば電源喪失事故
が発生した場合は、電源喪失と同時に、１次側および２
次側の主循環ポンプ３，６はコーストダウン（入力を失
った後の慣性回転運動で時間の経過と共に回転数は減少
する。

ｃｏａｓｔ −ｄｏｗｎ以下同様）を開始し、また、タ
ービントリップと同時に給水ポンプ２３もコーストダウ
ンする。

これにより、給水流量は減少する。

これと同時に図示しない非常用電源を起動し、これに接
続した非常用給水ポンプ２５を起動する。

一方、蒸気弁１０．１２を閉塞するとともに大気放出弁
２７を開放し、蒸気圧力を低減させる。

しかして、非常用給水ポンプ２５の吐出圧とタービン発
電機系の系内の圧力が一致した時点で逆止弁２６が開と
な頃受液器２２に貯溜されている液は給水として非常用
給水ポンプ２５および逆止弁２６を介して蒸気発生器５
等に送給される。

一方、給水ポンプ２３の慣性回転は止まり、給水ポンプ
２３から蒸気発生器５等には給水が送給されなくなる。

即ち、給水ポンプ２３から非常用給水ポンプ２５への切
換えが行なわれた状態になる。

而して、この非常用給水ポンプ２５からの給水によって
崩壊熱は除去されることになるが、この際発生する蒸気
の圧力が設定値以上の間は大気放出弁２７は開放状態に
ありこの大気放出弁２７から大気に蒸気が放出される一
方、蒸気圧力が設定値以下になったときこの大気放出弁
２７は閉じられる。

この間、脱気器２１の圧力、温度は給水ポンプ２３と復
水ポンプ１８のコーストダウン特性の相違により多少変
動するが、はぼ一定に保持されている。

運転の継続により、脱気器２１に連設された受液器２２
の貯水は減少し、非常用給水ポンプ２５に対する供給圧
力（ＡＶ、ＮＰＳＨ）が不足する可能性があるため、蒸
気発生器５での発生蒸気の一部を電磁弁３６を介して脱
気器２１に回収し、一定圧に保持する。

これにより、電源喪失時にも崩壊熱の除去を円滑に行な
うことができる。

なを非常用給水ポンプ２５の吐出圧、吐出量は蒸気発生
器５の流動安定性を考慮して決定する一方、脱気器２１
に連設された受液器２２の貯水量は運転継続時間に応じ
てその容量を決定する。

また、脱気器２１の通常運転時の温度は非常用給水ポン
プ２５の作動時に直接蒸気発生器５に供給されることを
考慮して給水に適した温度になるように設計する。

次に本発明の他の実施例を第２図に基づいて説明する。

本実施例は、上記実施例において非常用給水ポンプ２５
を非常用電源で駆動したものに対し、蒸気発生器５で発
生する蒸気の一部により駆動するタービン３７を設け、
このタービン３７により非常用給水ポンプ２５を駆動す
るようにしたもので、このタービン３７の入口側は前記
気水分離器８と脱気器２１とを連結する回路の途中にお
いて、気水分離器８と電磁弁３６との中間位置に接続さ
れ、出口側は前記フロータンク３４に接続されている。

ここにおいて、前記実施例と同一の構成部分は同一の符
号で示し、その作用は上記実施例とほぼ同一であるが、
非常用給水ポンプ２５の駆動に外部からのエネルギーを
要しない点で異なる。

なお、上記二つの実施例は高速炉について説明したが他
の型式の炉についても本装置は応用できる。

本発明は、原子力発電プラントにおいて、給水ポンプと
並列に非常時に作動する非常用給水ポンプを設けるとと
もに、蒸気発生器の下流側に蒸気を大気に放出する弁を
設け、さらに上記蒸気発生器により発生した蒸気の一部
を脱気器に導入して脱気器の圧力を一定に保持するよう
にしたから、給水ポンプの電源喪失事故時のコーストダ
ウン時においても蒸気発生器に給水することができ、従
って崩壊熱の除去が給水ポンプのコーストダウン時も連
続して行なうことができ、蒸気発生器などの保護を充分
に図れる一方通常の原子力発電プラントを最大限に利用
しているため、新しく追加する設備が少なく経済的であ
り、さらに脱気器の貯水を利用しているため、貯水の予
熱などが必要でなく通常設備からの切換操作も極めて単
純になるなどの著しい効果を有するものである。

また、蒸気発生器により発生する蒸気の一部により作動
するタービンを設け、このタービンにより非常給水ポン
プを作動するようにすれば、１次側の自然循環を考慮す
ると、外部力）らの一切のエネルギーの供給を必要とせ
ず崩壊熱の除去が可能となる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明に係る原子力発電プラントの一実施例
を示すブロック説明図、第２図は他の実施例を示すブロ
ック説明図である。１・・・・・・原子炉、２・・・・・・中間熱交換器、
５・・・・・・蒸気発生器、１０，１２・・・・・・蒸
気弁、１１，１３゜１４・・・・・・タービン、１５，
１６・・・・・・発電機、１７・・・・・・復水器、２
１・・・・・・脱水器、２３・・・・・・給水ポンプ、
２５・・・・・・非常用給水ポンプ、２７・・・・・・
大気放出弁、３２・・・・・・プレッシャコントローラ
、３６・・・・・・弁、３７・・・・・・タービン。

Claims

【特許請求の範囲】１蒸気発生装置、蒸気弁、発電機を有するタービン、
復水器、脱気器、給水ポンプを有し、これらを順次接続
して閉サイクルを構成した原子力発電プラントにおいて
、前記給水ポンプに並設されこの給水ポンプの電源喪失
時に作動する非常用給水ポンプと、前記蒸気発生装置に
より発生した蒸気の一部を導入して脱気器の圧力を保持
する脱気器圧力保持装置と、前記蒸気発生装置の下流側
に設けられた蒸気の大気放出弁とを具備したことを特徴
とする原子力発電プラント。２前記特許請求の範囲第１項に記載した原子力発電プ
ラントにおいて、蒸気発生装置により発生した蒸気によ
り作動し、給水ポンプの電源喪失時に非常用給水ポンプ
を作動させるタービンを具備したことを特徴とする原子
力発電プラント。