JPS6010594B2 - 原子力発電プラント - Google Patents
原子力発電プラントInfo
- Publication number
- JPS6010594B2 JPS6010594B2 JP52007019A JP701977A JPS6010594B2 JP S6010594 B2 JPS6010594 B2 JP S6010594B2 JP 52007019 A JP52007019 A JP 52007019A JP 701977 A JP701977 A JP 701977A JP S6010594 B2 JPS6010594 B2 JP S6010594B2
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- JP
- Japan
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- water
- turbine
- main
- pump
- steam
- 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
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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
-
- 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
- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
- Control Of Turbines (AREA)
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、特にタービントリ
ッブや原子炉スクラム等の事故後においても崩壊熱を除
去するために必要な給水流軍を確保し得るようにした原
子力発電プラントに関する。
ッブや原子炉スクラム等の事故後においても崩壊熱を除
去するために必要な給水流軍を確保し得るようにした原
子力発電プラントに関する。
・一般に、この種プラントでは、中間熱交換
器等に給水を行なう主給水ポンプとして、小型では電動
駆動のものが採用され、大型になると効率を向上するた
め蒸気駆動の復水タービンが採用されている。
器等に給水を行なう主給水ポンプとして、小型では電動
駆動のものが採用され、大型になると効率を向上するた
め蒸気駆動の復水タービンが採用されている。
上記蒸気駆動の復水タービンによる給水ポンプは、高出
力運転時には高圧タービンの排気蒸気をその蒸気源とし
て使用し、低出力運転時には高圧タービンの主塞止弁の
上流側の蒸気に切換えその生蒸気によって主給水ポンプ
駆動タービンを駆動する。これらの給水ポンプはタービ
ントリップと同時にトリツプするように構成されている
。
力運転時には高圧タービンの排気蒸気をその蒸気源とし
て使用し、低出力運転時には高圧タービンの主塞止弁の
上流側の蒸気に切換えその生蒸気によって主給水ポンプ
駆動タービンを駆動する。これらの給水ポンプはタービ
ントリップと同時にトリツプするように構成されている
。
一方、原子力発電プラントにあっては〜原子炉スクラム
、タービントリップ或は電源喪失事故のような時でも、
連続して炉心の崩壊熱を除去する必要がある。
、タービントリップ或は電源喪失事故のような時でも、
連続して炉心の崩壊熱を除去する必要がある。
特に高速炉のように１次冷却系、２次冷却系のように中
間サイクルを有する場合には、その間の保有熱も断続し
て際熱する必要がある。しかるに、上記プラントにおい
ては、第２図に示すように、亀勤駆動の給水ポンプでは
電源喪失とともに急激に給水が減少し、起動用給水ポン
プが非常用電源で起動されるまでの間給水がしや断され
る。
間サイクルを有する場合には、その間の保有熱も断続し
て際熱する必要がある。しかるに、上記プラントにおい
ては、第２図に示すように、亀勤駆動の給水ポンプでは
電源喪失とともに急激に給水が減少し、起動用給水ポン
プが非常用電源で起動されるまでの間給水がしや断され
る。
また蒸気タービン駆動の給水ポンプでは、タービントリ
ップあるいは主塞止弁閉鎖と同時に生蒸気に切換えられ
て運転されるが、追従性が悪いため一時給水が急激に減
少するとともに安定するまでに長時間を要する。したが
って、その間原子炉側に必要な給水を送水することがで
きず、原子炉における崩壊熱を安全かつ安定した状態で
除去することができない等の不都合があった。本発明は
このような点に鑑み、タービントリツプ、原子炉スクラ
ム等の事故時においても、炉心の崩壊熱を除去するため
に必要な給水流量を確保し得るようににした原子力発電
プラントを提供することを目的とする。
ップあるいは主塞止弁閉鎖と同時に生蒸気に切換えられ
て運転されるが、追従性が悪いため一時給水が急激に減
少するとともに安定するまでに長時間を要する。したが
って、その間原子炉側に必要な給水を送水することがで
きず、原子炉における崩壊熱を安全かつ安定した状態で
除去することができない等の不都合があった。本発明は
このような点に鑑み、タービントリツプ、原子炉スクラ
ム等の事故時においても、炉心の崩壊熱を除去するため
に必要な給水流量を確保し得るようににした原子力発電
プラントを提供することを目的とする。
以下、添付図面を参照して本発明の一実施例について説
明する。
明する。
第１図は本発明の原子力プラントの概略系統図であり、
原子炉１で加熱された冷煤は中間熱交換器２において２
次媒体と熱交換し、さらに１次主循環ポンプ３によって
原子炉１へと循環せしめられる。
原子炉１で加熱された冷煤は中間熱交換器２において２
次媒体と熱交換し、さらに１次主循環ポンプ３によって
原子炉１へと循環せしめられる。
また、中間熱交換器２によって加熱された２次媒体は過
熱器４および再熱器５に送られ、さらに蒸発器６を通り
２次主循環ポンプ７により中間熱交換器２へと循環され
る。
熱器４および再熱器５に送られ、さらに蒸発器６を通り
２次主循環ポンプ７により中間熱交換器２へと循環され
る。
一方、蒸発器６において上記２次媒体と熱交換して加熱
発生せしめられた蒸気は、気水分磁器８に送られ気水分
離せしめられＬ過熱器４および主塞止弁９を経て高圧タ
ービン１０‘こ供給される。
発生せしめられた蒸気は、気水分磁器８に送られ気水分
離せしめられＬ過熱器４および主塞止弁９を経て高圧タ
ービン１０‘こ供給される。
高圧タービン１０で仕事を行なった蒸気は再熱器５に送
され、さりこインターセプト弁１１を経て中圧タービン
１２および低圧ターブン１３に順次供給され、それぞれ
中圧タービン１２および低圧タービン１３で仕事をした
後復水器１４で復水される。上記復水器１４で復水され
た復水は、復水ポンプ１５により低圧給水加熱器１６を
経て脱気器１７に送られ、さらに給水ポンプ１８１こよ
り高圧給水加熱器１９を経て再び蒸発器６へと循環せし
められる。
され、さりこインターセプト弁１１を経て中圧タービン
１２および低圧ターブン１３に順次供給され、それぞれ
中圧タービン１２および低圧タービン１３で仕事をした
後復水器１４で復水される。上記復水器１４で復水され
た復水は、復水ポンプ１５により低圧給水加熱器１６を
経て脱気器１７に送られ、さらに給水ポンプ１８１こよ
り高圧給水加熱器１９を経て再び蒸発器６へと循環せし
められる。
上記給水ポンプ１８は互いに並列に接続された起動用給
水ポンプ１８ａおよび主給水ポンプ１８ｂからなってお
り、起動用給水ポンプ１８ａは電動機（図示せず）によ
て駆動され、また給水ポンプ１８ｂは前記主塞止弁９よ
り上流側から分岐導出された蒸気によって作動される主
給水ポンプ駆動タービン２０ｉこよって駆動されるよう
に構成され、またその主給水ポンプ駆動タービン２０か
らの排気は前記復水器亀４で復水せしめられる。
水ポンプ１８ａおよび主給水ポンプ１８ｂからなってお
り、起動用給水ポンプ１８ａは電動機（図示せず）によ
て駆動され、また給水ポンプ１８ｂは前記主塞止弁９よ
り上流側から分岐導出された蒸気によって作動される主
給水ポンプ駆動タービン２０ｉこよって駆動されるよう
に構成され、またその主給水ポンプ駆動タービン２０か
らの排気は前記復水器亀４で復水せしめられる。
他方、復水器１４の一側上方部には非常用冷却水槽２１
が配設されており、循環水ポンプ２２により上記復水器
１４に冷却水を供給する冷却水供給導管２３からの分岐
管２４が、ポンプ２５を介して上記非常用冷却水槽２川
こ連接され「通常運転時にはポンプ２５によって微少流
量の冷却水を供聯合して、非常用冷却水槽２亀を満水状
態に保持している。また、上記非常用冷却水槽２１は弁
２６を介して前記復水器１４への入口部に接続されてお
り「循環水ポンプ２２のトリップ時に非常用冷却水槽２
１内の冷却水を前記復水器１４に供Ｖ給することができ
るようにしてある。なお「図中符号２７‘まフラッシュ
タンク２８はフロータンク、２９は大気放出弁である。
が配設されており、循環水ポンプ２２により上記復水器
１４に冷却水を供給する冷却水供給導管２３からの分岐
管２４が、ポンプ２５を介して上記非常用冷却水槽２川
こ連接され「通常運転時にはポンプ２５によって微少流
量の冷却水を供聯合して、非常用冷却水槽２亀を満水状
態に保持している。また、上記非常用冷却水槽２１は弁
２６を介して前記復水器１４への入口部に接続されてお
り「循環水ポンプ２２のトリップ時に非常用冷却水槽２
１内の冷却水を前記復水器１４に供Ｖ給することができ
るようにしてある。なお「図中符号２７‘まフラッシュ
タンク２８はフロータンク、２９は大気放出弁である。
しかして、原子炉スクラム、タービントリツプ、或は電
源喪失事故等が発生すると、大気放出弁２９が開かれ過
熱器４を出た蒸気は大気中に放出される。
源喪失事故等が発生すると、大気放出弁２９が開かれ過
熱器４を出た蒸気は大気中に放出される。
一方、鰭濠喪失時を含め上記事故発生と同時に、起動用
給水ポンプ亀８ａが非常用電源に接続され起動される。
しかし、上記起動用給水ポンプ１８ａが立上るまでには
約３町砂〜１分位の時間がかかるので、その間過熱器４
を出た高圧蒸気の一部によって作動される主給水ポンプ
駆動タービン２０‘こよる主給水ポンプ１８ｂの駆動が
続けられ、脱気器１７の貯水を水源として利用して、蒸
気器６への給水が行なわれ、２次袷煤等の所要冷却が行
なわれる。そして、過熱器４が隔離された後は、上記蒸
発器６で発生した蒸気は気水分機器８「 フラッシュタ
ンク２７を経てブロータンク２８から大気中に放出され
る。一方、電源喪失等により循環水ポンプ２２がトリツ
プしたような場合には、復水器１４をそのま）使用する
ことはできないが、このときには弁２６が開放され、非
常用冷却水槽２１からの冷却水が復水器１４に供聯合さ
れる。
給水ポンプ亀８ａが非常用電源に接続され起動される。
しかし、上記起動用給水ポンプ１８ａが立上るまでには
約３町砂〜１分位の時間がかかるので、その間過熱器４
を出た高圧蒸気の一部によって作動される主給水ポンプ
駆動タービン２０‘こよる主給水ポンプ１８ｂの駆動が
続けられ、脱気器１７の貯水を水源として利用して、蒸
気器６への給水が行なわれ、２次袷煤等の所要冷却が行
なわれる。そして、過熱器４が隔離された後は、上記蒸
発器６で発生した蒸気は気水分機器８「 フラッシュタ
ンク２７を経てブロータンク２８から大気中に放出され
る。一方、電源喪失等により循環水ポンプ２２がトリツ
プしたような場合には、復水器１４をそのま）使用する
ことはできないが、このときには弁２６が開放され、非
常用冷却水槽２１からの冷却水が復水器１４に供聯合さ
れる。
したがって、前記起動用給水ポンプが起動され立上るま
での間、十分主給水ポンプ駆動タービンの運転を継続す
ることができ〜必要な給水を行なうことができる。
での間、十分主給水ポンプ駆動タービンの運転を継続す
ることができ〜必要な給水を行なうことができる。
このように、本発明において主給水ポンプ駆動タービン
を常に主蜜止弁の上流側からの生蒸気によって作動せし
めるようにしたので、第２図において実線で示すように
Ｌ事故発生時における給水流量の変化をなめらかに変化
せしめることができ、しかも事故時の給水を確保し原子
炉側に必要な給水を送水することができる。
を常に主蜜止弁の上流側からの生蒸気によって作動せし
めるようにしたので、第２図において実線で示すように
Ｌ事故発生時における給水流量の変化をなめらかに変化
せしめることができ、しかも事故時の給水を確保し原子
炉側に必要な給水を送水することができる。
しかも本発明においては復水器に非常用冷却水槽を併設
しているので、電源喪失等により復水器用循環ポンプが
トリップしたような場合でも、非常用冷却水槽からの冷
却水が復水器に供給され、主給水ポンプ駆動タービンの
運転を継続できる。したがって、原子炉側に生じる熱過
渡変化を小さく抑えることができ、原子炉を安全かつ安
定した状態で停止させることができ、機器の構造設計条
件をやわらげることができる等の効果を奏する。図面の
簡単な説覇 第亀図は本発明の原子力プラントの概略系統図、第２図
は給水流量の時間変化の比較を示す線図である。
しているので、電源喪失等により復水器用循環ポンプが
トリップしたような場合でも、非常用冷却水槽からの冷
却水が復水器に供給され、主給水ポンプ駆動タービンの
運転を継続できる。したがって、原子炉側に生じる熱過
渡変化を小さく抑えることができ、原子炉を安全かつ安
定した状態で停止させることができ、機器の構造設計条
件をやわらげることができる等の効果を奏する。図面の
簡単な説覇 第亀図は本発明の原子力プラントの概略系統図、第２図
は給水流量の時間変化の比較を示す線図である。
６・・・蒸発器「 ９…主菱止弁、亀年・・・復水器、
１７・・・脱気器、１８ａ…起動用給水ポンプ、１８ｂ
…主給水ポンプ、２０・・・主給水ポンプ駆動タービン
、２１・・・非常用冷却水槽。
１７・・・脱気器、１８ａ…起動用給水ポンプ、１８ｂ
…主給水ポンプ、２０・・・主給水ポンプ駆動タービン
、２１・・・非常用冷却水槽。
多Ｚ囚
多そ囚
Claims (1)
- １ 主給水ポンプ駆動用タービンを、常時タービン主塞
止弁の上流側からとり入れる生蒸気によって駆動される
復水タービンとするとともに、その復水器には非常用冷
却水槽を併設したことを特徴とする、原子力発電プラン
ト。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP52007019A JPS6010594B2 (ja) | 1977-01-25 | 1977-01-25 | 原子力発電プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP52007019A JPS6010594B2 (ja) | 1977-01-25 | 1977-01-25 | 原子力発電プラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5392100A JPS5392100A (en) | 1978-08-12 |
| JPS6010594B2 true JPS6010594B2 (ja) | 1985-03-18 |
Family
ID=11654316
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP52007019A Expired JPS6010594B2 (ja) | 1977-01-25 | 1977-01-25 | 原子力発電プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6010594B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2487563A1 (fr) * | 1980-07-25 | 1982-01-29 | Framatome Sa | Procede et dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire |
| US4654190A (en) * | 1984-04-05 | 1987-03-31 | Westinghouse Electric Corp. | Emergency feedwater system for steam generators of a nuclear power plant |
-
1977
- 1977-01-25 JP JP52007019A patent/JPS6010594B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5392100A (en) | 1978-08-12 |
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