JPS604439B2 - 原子炉プラントの運転方法 - Google Patents
原子炉プラントの運転方法Info
- Publication number
- JPS604439B2 JPS604439B2 JP56153592A JP15359281A JPS604439B2 JP S604439 B2 JPS604439 B2 JP S604439B2 JP 56153592 A JP56153592 A JP 56153592A JP 15359281 A JP15359281 A JP 15359281A JP S604439 B2 JPS604439 B2 JP S604439B2
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- Japan
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- reactor
- steam
- temperature
- water
- turbine
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- 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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉プラントの運転方法に係り、特に、沸騰
水形原子炉に適用しうる原子炉プラントの運転方法に関
するものである。
水形原子炉に適用しうる原子炉プラントの運転方法に関
するものである。
従釆の沸騰水形原子炉給水加熱装置では、タービン復水
器より原子炉へ至る給水をタービンより抽気される蒸気
によって加熱している。
器より原子炉へ至る給水をタービンより抽気される蒸気
によって加熱している。
このような給水加熱装置および給水加熱法では原子炉の
起動時や停止時に原子炉内で発生した蒸気が、タービン
をバィパスし直接にタービン復水器へ至るような場合、
タービン柚気による給水加熱がおこなわれず、タービン
復水器によって冷却された給水が、冷水のまま原子炉給
水ポンプによって原子炉へ注入される。したがって原子
炉起動時、給水ポンプによって給水がおこなわれる以前
には源子炉温度とほぼ同温度の高温にある原子炉内の給
水散水管が、給水ポンプが起動され、タービン復水器内
の冷水が注入されるとただちに低温に冷却される。また
原子炉停止時には、タービンよりの抽気によって、加熱
された高温の給水が流れていた給水配管は、タービンへ
の蒸気供給が停止し、タービンよりの柚気による加熱が
おこなわれず、タービン復水器よりの冷水が流れるため
ただちに低温となる。このように従来の沸騰水形原子炉
給水加熱装置では、原子炉の起動時および停止時等に原
子炉内の給水散水管の温度変化が大幅であり、激しいも
のとなる欠点がある。
起動時や停止時に原子炉内で発生した蒸気が、タービン
をバィパスし直接にタービン復水器へ至るような場合、
タービン柚気による給水加熱がおこなわれず、タービン
復水器によって冷却された給水が、冷水のまま原子炉給
水ポンプによって原子炉へ注入される。したがって原子
炉起動時、給水ポンプによって給水がおこなわれる以前
には源子炉温度とほぼ同温度の高温にある原子炉内の給
水散水管が、給水ポンプが起動され、タービン復水器内
の冷水が注入されるとただちに低温に冷却される。また
原子炉停止時には、タービンよりの抽気によって、加熱
された高温の給水が流れていた給水配管は、タービンへ
の蒸気供給が停止し、タービンよりの柚気による加熱が
おこなわれず、タービン復水器よりの冷水が流れるため
ただちに低温となる。このように従来の沸騰水形原子炉
給水加熱装置では、原子炉の起動時および停止時等に原
子炉内の給水散水管の温度変化が大幅であり、激しいも
のとなる欠点がある。
一方、沸騰水形原子炉は、再起勤時、原子炉水に溶け込
んでいる酸素をおし、だす、いわゆる脱気運転が行なわ
れることがある。この脱気運転には種々の方法が考案さ
れているが、いずれも原子燃料による加熱の前に、他の
熱源により炉水を加熱するのが効果的である。従来この
熱源として、再盾環ポンプあるいは残留熱除去系のポン
プを使用していた。しかし、これらポンプの運転には必
然的に制限事項があり、多くの運転操作を必要とした。
本発明の目的は、原子炉起動および停止時における給水
の大幅な温度変化を緩和することのできる原子炉プラン
トの運転方法を提供することにある。本発明の特徴は、
原子炉の起動時または停止時に原子炉で発生する蒸気を
用いて原子炉に供給する冷却水の加熱ができない時に、
補助蒸気発生器で発生した蒸気を用いて冷却水を加熱す
ることにある。
んでいる酸素をおし、だす、いわゆる脱気運転が行なわ
れることがある。この脱気運転には種々の方法が考案さ
れているが、いずれも原子燃料による加熱の前に、他の
熱源により炉水を加熱するのが効果的である。従来この
熱源として、再盾環ポンプあるいは残留熱除去系のポン
プを使用していた。しかし、これらポンプの運転には必
然的に制限事項があり、多くの運転操作を必要とした。
本発明の目的は、原子炉起動および停止時における給水
の大幅な温度変化を緩和することのできる原子炉プラン
トの運転方法を提供することにある。本発明の特徴は、
原子炉の起動時または停止時に原子炉で発生する蒸気を
用いて原子炉に供給する冷却水の加熱ができない時に、
補助蒸気発生器で発生した蒸気を用いて冷却水を加熱す
ることにある。
本発明は、従釆の沸騰水型原子炉プラントの運転方法を
詳細に検討することによってなされたものである。
詳細に検討することによってなされたものである。
その検討結果を以下に説明する。沸騰水型原子炉プラン
トの概要を第１図に示す。１は原子炉圧力容器、２は原
子炉圧力容器内にて発生した蒸気が通る主蒸気配管、３
はタービン４への蒸気量を調節する蒸気加減弁、５はタ
ービン４をバィパスしタービン復水器８へ至る蒸気量を
調節するバイパス弁、６はタービン４をバイパスされる
蒸気が流れるバイパス配管である。
トの概要を第１図に示す。１は原子炉圧力容器、２は原
子炉圧力容器内にて発生した蒸気が通る主蒸気配管、３
はタービン４への蒸気量を調節する蒸気加減弁、５はタ
ービン４をバィパスしタービン復水器８へ至る蒸気量を
調節するバイパス弁、６はタービン４をバイパスされる
蒸気が流れるバイパス配管である。
タービン４より柚気された蒸気は、抽気配管７を通って
給水加熱器１０の高温側へ至り、タービン復水器８に回
収される。タービン復水器８は、タービン復水器冷却系
統９によりタービン４から排気される蒸気を凝縮し冷却
する。凝縮された蒸気は、給水配管１５を通り、低圧復
水ポンプ１１、復水脱塩器１２、高圧復水ポンプ１３で
昇圧、水質処理され、給水加熱器１０にて加熱され、給
水ポンプ１１によって原子炉圧力容器１内の給水散水管
１６を経由して原子炉圧力容器１へ戻る。このような沸
騰水型原子炉プラントにおける原子炉起動時の各部の状
態変化を第２図に示す。
給水加熱器１０の高温側へ至り、タービン復水器８に回
収される。タービン復水器８は、タービン復水器冷却系
統９によりタービン４から排気される蒸気を凝縮し冷却
する。凝縮された蒸気は、給水配管１５を通り、低圧復
水ポンプ１１、復水脱塩器１２、高圧復水ポンプ１３で
昇圧、水質処理され、給水加熱器１０にて加熱され、給
水ポンプ１１によって原子炉圧力容器１内の給水散水管
１６を経由して原子炉圧力容器１へ戻る。このような沸
騰水型原子炉プラントにおける原子炉起動時の各部の状
態変化を第２図に示す。
第２図において、特性Ａ？ ＢおよびＣはそれぞれ原子
炉起動時の原子炉圧力容器内蒸気圧力、タービン出力お
よびタービン回転速度を示している。また特性Ｄ，Ｅお
よびＦはそれぞれ給水流量、夕−ビン柚気量、原子炉圧
力容器１内の給水散水管温度を示している。原子炉起動
時にはまず蒸気加減弁３およびバイパス弁５を閉じたま
ま原子炉出力を上昇させる。
炉起動時の原子炉圧力容器内蒸気圧力、タービン出力お
よびタービン回転速度を示している。また特性Ｄ，Ｅお
よびＦはそれぞれ給水流量、夕−ビン柚気量、原子炉圧
力容器１内の給水散水管温度を示している。原子炉起動
時にはまず蒸気加減弁３およびバイパス弁５を閉じたま
ま原子炉出力を上昇させる。
このとき原子炉圧力容器１内の蒸気圧力は特性Ａのよう
に上昇する、原子炉内給水散水管温度は原子炉圧力容器
内蒸気圧力の飽和温度とみなされ、特性Ｆのように上昇
する。次に蒸気加減弁３を開いて、タービン回転速度を
特性Ｃのように上昇させる。タービン復水器８にタービ
ン４を通過した蒸気が流れこみ、タービン復水器冷却系
統９により凝縮し、冷却される。このとき給水ポンプ１
４を起動することにより給水流量は特性○のように上昇
する。この時、特性Ｅに示されるようにタービン柚気量
は無く、タービン復水器８にて冷却された給水が給水加
熱器１０‘こて加熱されることなく原子炉圧力容器１内
に注入される。したがって原子炉内給水散水管温度は給
水温度まで直ちに低下する。蒸気加減弁３の閥度を大き
くし、特性Ｂのようにタービン出力を上昇させるとター
ビン４を通過する蒸気は増し、タービン柚気量は特性Ｅ
のように増加し始め、給水加熱器高温側に蒸気が流れる
ようになり給水温度は上昇する。
に上昇する、原子炉内給水散水管温度は原子炉圧力容器
内蒸気圧力の飽和温度とみなされ、特性Ｆのように上昇
する。次に蒸気加減弁３を開いて、タービン回転速度を
特性Ｃのように上昇させる。タービン復水器８にタービ
ン４を通過した蒸気が流れこみ、タービン復水器冷却系
統９により凝縮し、冷却される。このとき給水ポンプ１
４を起動することにより給水流量は特性○のように上昇
する。この時、特性Ｅに示されるようにタービン柚気量
は無く、タービン復水器８にて冷却された給水が給水加
熱器１０‘こて加熱されることなく原子炉圧力容器１内
に注入される。したがって原子炉内給水散水管温度は給
水温度まで直ちに低下する。蒸気加減弁３の閥度を大き
くし、特性Ｂのようにタービン出力を上昇させるとター
ビン４を通過する蒸気は増し、タービン柚気量は特性Ｅ
のように増加し始め、給水加熱器高温側に蒸気が流れる
ようになり給水温度は上昇する。
この結果、給水散水管温度は特性Ｆのように上昇する。
上記のように原子炉起動時には特性Ｆ‘こ示されるよう
に原子炉内給水散水管の温度変化は大幅となる。
上記のように原子炉起動時には特性Ｆ‘こ示されるよう
に原子炉内給水散水管の温度変化は大幅となる。
原子炉停止時には上述の状態変化の逆向さとなり、同様
に原子炉内給水散水管の温度変化は大幅となる。
に原子炉内給水散水管の温度変化は大幅となる。
このような検討に基づいてなされた本発明の好適な一実
施例を第３図に示す。
施例を第３図に示す。
第３図において、第亀図と同じ符号は同じ構成を示す。
第３図において、２４は温度検出器、２５は温度制御器
で「補助ボィラ２２から蒸気を供給する蒸気配管２３に
設置される流量制御弁２１の関度を調節する。
第３図において、２４は温度検出器、２５は温度制御器
で「補助ボィラ２２から蒸気を供給する蒸気配管２３に
設置される流量制御弁２１の関度を調節する。
本実施例の原子炉給水昇温装置は、これら蒸気供給設備
と、原子炉圧力容器１内の冷却水を循環する加熱配管１
９、加熱配管１９に設けられる弁２６およびミキシング
ヒータ２０からなる。原子炉再循環ポンプ１８にて昇圧
された冷却水は、ミキシングヒータ２０を通り給水配管
１５を経て給水散水管１６より原子炉圧力容器１内へ戻
される。
と、原子炉圧力容器１内の冷却水を循環する加熱配管１
９、加熱配管１９に設けられる弁２６およびミキシング
ヒータ２０からなる。原子炉再循環ポンプ１８にて昇圧
された冷却水は、ミキシングヒータ２０を通り給水配管
１５を経て給水散水管１６より原子炉圧力容器１内へ戻
される。
給水配管１５の原子炉圧力容器１入口部に設けられる温
度検出器２４は、給水の温度を検出し、検出した温度を
電気信号に変換し、温度制御器２５へ送る。温度制御器
２５は、あらかじめ設定してある温度と比較し、給水温
度がその設定値より低い場合は、流量制御弁２１を開け
て補助ボイラ２２からミキシングヒータ２０へ供給する
蒸気流量を増す。給水温度が所定値より高い時は、温度
制御器２５は流量制御弁を絞る。原子炉の起動時および
停止時のように柚気配管７を通って給水加熱器１川こ流
入する蒸気量が減少少すると、原子炉圧力容器１内に流
入する給水の温度は、所定値より低下する。このような
時には、温度制御器２５の作用により補助ボィラ２２か
ら供給される蒸気によって給水が所定温度まで加熱され
る。原子炉の通常運転時には、柚気蒸気量が多いため、
給水は充分にそれによって加熱されるので、補助ボイラ
２２からの蒸気による給水の加熱は停止される。このよ
うにして、給水温度を常に一定に保つことによって、給
水散水管１６の熱応力を減じるものである。第４図は本
発明の他の実施例である。
度検出器２４は、給水の温度を検出し、検出した温度を
電気信号に変換し、温度制御器２５へ送る。温度制御器
２５は、あらかじめ設定してある温度と比較し、給水温
度がその設定値より低い場合は、流量制御弁２１を開け
て補助ボイラ２２からミキシングヒータ２０へ供給する
蒸気流量を増す。給水温度が所定値より高い時は、温度
制御器２５は流量制御弁を絞る。原子炉の起動時および
停止時のように柚気配管７を通って給水加熱器１川こ流
入する蒸気量が減少少すると、原子炉圧力容器１内に流
入する給水の温度は、所定値より低下する。このような
時には、温度制御器２５の作用により補助ボィラ２２か
ら供給される蒸気によって給水が所定温度まで加熱され
る。原子炉の通常運転時には、柚気蒸気量が多いため、
給水は充分にそれによって加熱されるので、補助ボイラ
２２からの蒸気による給水の加熱は停止される。このよ
うにして、給水温度を常に一定に保つことによって、給
水散水管１６の熱応力を減じるものである。第４図は本
発明の他の実施例である。
沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器１内の冷却水の水質
を維持するために、原子炉冷却材浄化系を有している。
本実施例は、この系統に本発明の原子炉給水昇温装置を
造設したものである。原子炉冷却材浄化系は、再循環系
配管１７から取り出された原子炉圧力容器１内の冷却水
は、冷却材浄化ポンプ２７によって、再生熱交換器２８
、非再生熱交換器２９を通り、フィルタ設備３０で浄化
され、再び、再生熱交換器２８を経て、給水配管１５に
導かれ、原子炉圧力容器１に戻される。
を維持するために、原子炉冷却材浄化系を有している。
本実施例は、この系統に本発明の原子炉給水昇温装置を
造設したものである。原子炉冷却材浄化系は、再循環系
配管１７から取り出された原子炉圧力容器１内の冷却水
は、冷却材浄化ポンプ２７によって、再生熱交換器２８
、非再生熱交換器２９を通り、フィルタ設備３０で浄化
され、再び、再生熱交換器２８を経て、給水配管１５に
導かれ、原子炉圧力容器１に戻される。
この原子炉冷却材浄化系は、熱交換器とフィルタ設備を
バイパスするバイパス配管を有している。このバイパス
配管に前述のミキシングヒータ２０を設け、給水温度の
制御を行なおうとするものである。本実施例でも、前述
の実施例と同様な効果が得られる。しかし、本実施例で
は原子炉給水昇温装置の設備容器が、冷却材浄化ポンプ
２７の容量によって、制限を受ける欠点があるが、従来
設備に大きな影響を与えないで、本装置を造設できると
いう長所がある。上記の実施例では、蒸気加熱器として
、ミキシングヒータを用いてあるが、これは熱交換効果
がもっとも良いためで、ミキシングヒータの代りに熱交
換器も使用することができる。
バイパスするバイパス配管を有している。このバイパス
配管に前述のミキシングヒータ２０を設け、給水温度の
制御を行なおうとするものである。本実施例でも、前述
の実施例と同様な効果が得られる。しかし、本実施例で
は原子炉給水昇温装置の設備容器が、冷却材浄化ポンプ
２７の容量によって、制限を受ける欠点があるが、従来
設備に大きな影響を与えないで、本装置を造設できると
いう長所がある。上記の実施例では、蒸気加熱器として
、ミキシングヒータを用いてあるが、これは熱交換効果
がもっとも良いためで、ミキシングヒータの代りに熱交
換器も使用することができる。
本発明によれば、原子炉内給水散水管の温度変化を軽減
することが可能となり、配管の健全性への信頼度が向上
すると共に、原子炉水の加温装置として、原子炉起動時
の昇温および停止時の減溢が容易に実施できる。
することが可能となり、配管の健全性への信頼度が向上
すると共に、原子炉水の加温装置として、原子炉起動時
の昇温および停止時の減溢が容易に実施できる。
第１図は沸騰水型原子炉プラントの概略系統図、第２図
は第１図に示された沸騰水型原子炉における各部の状態
を示す説明図、第３図は沸騰水型原子炉に適用された本
発明の好適な一実施例の概略構成図、第４図は本発明の
他の実施例の系統図である。 １…・・・原子炉圧力容器、２・・・・・・主蒸気酸管
ト４・…・・タービン、１５・・・・・・給水配管、１
９・・・・・力ロ熱配管、２０・・・・・・ミキシング
ヒータ、２１・・・・・・流量制御弁、２２・・…・補
助ボィラ、２３・・…・蒸気配管、２４・・・・・・温
度検出器、２５・・・・・・温度制御器、２６…・・・
弁。 第１回 多ｚ図 第３図 第４図
は第１図に示された沸騰水型原子炉における各部の状態
を示す説明図、第３図は沸騰水型原子炉に適用された本
発明の好適な一実施例の概略構成図、第４図は本発明の
他の実施例の系統図である。 １…・・・原子炉圧力容器、２・・・・・・主蒸気酸管
ト４・…・・タービン、１５・・・・・・給水配管、１
９・・・・・力ロ熱配管、２０・・・・・・ミキシング
ヒータ、２１・・・・・・流量制御弁、２２・・…・補
助ボィラ、２３・・…・蒸気配管、２４・・・・・・温
度検出器、２５・・・・・・温度制御器、２６…・・・
弁。 第１回 多ｚ図 第３図 第４図
Claims (1)
- １ 原子炉からタービンに送られる蒸気の一部を用いて
前記原子炉に供給する冷却水を加熱してなる原子炉プラ
ントの運転方法において、前記原子炉の起動時または停
止時で前記蒸気を用いて前記原子炉内に供給する冷却水
の加熱ができない時に、補助蒸気発生器で発生した蒸気
を用いて前記冷却水を加熱することを特徴とする原子炉
プラントの運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56153592A JPS604439B2 (ja) | 1981-09-30 | 1981-09-30 | 原子炉プラントの運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56153592A JPS604439B2 (ja) | 1981-09-30 | 1981-09-30 | 原子炉プラントの運転方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5794698A JPS5794698A (en) | 1982-06-12 |
| JPS604439B2 true JPS604439B2 (ja) | 1985-02-04 |
Family
ID=15565855
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56153592A Expired JPS604439B2 (ja) | 1981-09-30 | 1981-09-30 | 原子炉プラントの運転方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS604439B2 (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63165692A (ja) * | 1986-12-27 | 1988-07-08 | 日立建機株式会社 | シ−ルド掘進機 |
| 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 |
| JP4916569B2 (ja) * | 2010-09-17 | 2012-04-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
-
1981
- 1981-09-30 JP JP56153592A patent/JPS604439B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5794698A (en) | 1982-06-12 |
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