JPS61175593A - 沸騰水型原子力発電プラントの再循環系の十字分岐管の設計方法 - Google Patents

沸騰水型原子力発電プラントの再循環系の十字分岐管の設計方法

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JPS61175593A
JPS61175593A JP60014263A JP1426385A JPS61175593A JP S61175593 A JPS61175593 A JP S61175593A JP 60014263 A JP60014263 A JP 60014263A JP 1426385 A JP1426385 A JP 1426385A JP S61175593 A JPS61175593 A JP S61175593A
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    • YGENERAL 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
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は沸騰水型原子力発電プラント(以下BWR,発
電プラントと呼ぶ)に係シ、特に安定なプラント発電出
力を得るに好適な、炉心に冷却材を供給する原子炉再循
環系の十字分岐管に関するものである。
〔発明の背景〕
BWR発電プラントニ、原子炉の炉心に冷却材(冷却水
)を循環させ、炉心部で冷却材を加熱して高圧蒸気化し
、その高圧蒸気でタービン発電機を駆動し、発電を行う
ものである。原子炉の出力制御は、制御棒で行うほか、
炉心流量を変えるだけでも行うことができ、これがBW
Rの最大の特いる蒸気の核的特性を利用している。炉心
の流量を減少すると、蒸気量が増え、減速材密度が減少
する結果、核反応の度合が減少、出力も減少する。
出力が減少すると、蒸気の発生竜が減って元の蒸気量に
戻り、炉心に出力が減少した状態で落ち着く。逆に炉心
流量を増加すると、出力が上った状態に炉心を落着かせ
ることができる。また炉心流′せを一定にした場合は炉
心のある部分で核分裂の度合が増加すると、その部分の
蒸気量が増え、蒸気量の増加により核分裂の度合が減る
という負のフィードパンク特性があり、このため、BW
R,炉心は自己制御性を持っているといわれる。
このように、炉心流量を増減させると原子炉出力がほぼ
比例して変化する。他方、原子炉蒸気発生量の変化分に
相当するだけタービン発電機によるプラント出力は変化
する。
炉心流量に再循環流量の調節によって調節される。再循
環流量の叫節に、再循環ポンプ駆動モータの電源周波数
を操作して、再循環ポンプ回転速度を変化させることに
よって行う。平常、出力制仰に炉心流量調整によって行
われ、制御棒位置の調整に主として長時間の燃焼に伴う
反応度補償及び炉心内の出力分布の調節のために行われ
る。
再循環ループに圧力容器の外部にそれぞれ1台の再循環
ポンプを有する2つのループで構成されている。炉心を
循環する冷却材のうち約1〜1はこの再循環ループに取
出され、再循環ポンプで昇圧された後、ジェットポンプ
の駆動流体として、1 2   。
そのノズルに供給される。桟シの約百〜iがジェットポ
ンプに吸引されて、駆動流と混合後、炉心を流れる。ジ
ェットポンプに炉心シュラウドと圧力容器壁の間の環状
空間部であるダウンカマ部に通常16〜20台設置され
る。ジェットポンプは可動部分のない構造であり、通常
2台1組になっており、1組に対して1本のライザ管と
2個の駆動ノズル、吸込口、スロート及びディフューザ
を有している。炉心流fldジェットポンプディフュー
ザから吐出される流量の合計であり、各々のジエツ賃ポ
ンプ吐出流量に、ディフューザの上部及び下部のタップ
間差圧(ダブルタップ差圧)又げディフューザ上部と炉
心下部プVナム間の差圧(シングルタップ差圧)から求
まる。炉内に設置される16〜20台のジェットポンプ
は同一の形状、寸法、特性を持っている。また、再循環
ポンプによる駆動水流量が犬であるほどジェットポンプ
から炉心への吐出水流tは犬となる。
次に、再循環ループについて図を用いて詳述する。再循
環ループに第2図に示すように戻シ曲管部12″、T字
管付戻シ曲管部13、入口弁14、吸込管23、再循環
ポンプ8、吐出管15、出口弁16、母管17、十字分
岐管(以下クロスと呼ぶ)18、ヘッダ曲管19、レデ
ューサ20.1字分岐部21、ライザ管22よ多構成さ
れている。
沸騰水型原子炉の運転時において、再循環ループ配管内
を原子炉圧力容器1内の冷却水が流れる。
すなわち、ポンプ8が駆動され、原子炉圧力容器内の冷
却水に曲管部12、T字管何曲管部13、大口弁14、
吸込管23、ポンプ8、吐出管15、出口弁16、母管
17を順次通過して、クロス18内に流入する。冷却水
にクロス1Bで流動経路が分けられ、その一部にクロス
18から直接、レデューサ20.ライザ管22を通って
原子炉圧力容器1内のジェットポンプ(第2図にげ図示
せず)駆動水となる。大部分である残シの冷却水は、ク
ロス18からヘッダ曲管19に配設された複数個のT字
管分岐部21により分岐せられ、夫々ライザ管22を経
てジェットポンプ駆動水となる。
第3図(a)、第3図(b)、第3図(C)はクロX1
B(7)正面断面図、側面断面図、A−A平面断面を夫
々示す。これら図において、母管17から流れf。
にクロス18でヘッダ曲管19方向へ流れflef2と
、レデューサ20方向への流れf3に分れる。この分岐
部の流れは、分岐中央部に大きな旋回流動が無くレデュ
ーサ部20内で非常に複雑な流動を呈する流れ(第4図
)と、渦心が両側のヘッダ曲管を貫通するような旋回流
動を伴う流れ・、(第5図)とが交互に生ずる場合があ
る。すなわ5.2クロス部18でに渦心の発生、消滅が
あって ゛流動が不安定でラシ、ft 、 ft 、f
s方向の流動抵抗の変化や、これに伴う各ライザ管への
流量7′ 分配、圧力損失が不規則に変動して、再循環ループ全体
の流量が安定しない可能性がある。
流動実験によるとクロス部18のヘッダ曲管19側への
流れfx 、 ftの抵抗損失係数は渦心有り(第5図
)のときが渦心なしく第4図)をときの約2倍であるこ
とがわかつ九。
また、クロス部に渦心の無い流動時(第4図)の各ライ
ザ管22の流量配分は第6図(この図に再循環ループで
再循環ポンプ1台について5本のライブ管22がある場
合の例である)のようであシ、中央ライブ管(ライブ管
番号3)流量が他のライザ管電Ettよシ少々大きいが
全体に平坦な分布となっている。一方、クロス部に渦心
がある流動時(第5図)には各ライブ管の流動配分は中
央ライブ管7)il 寸のみが飛び抜けて大きい第7図
に示す分布となっている。すなわち、炉心に流入するジ
ェットポンプから吐出される冷却水に、炉心周方向で不
均一となり、炉内流動が不均一となる可能性がある。
ところで、再循環ループの全水力損失ΔHH第8図を参
照して次式で求まる。
・・・(吸込口損失及び吸込、吐出管路摩擦損失)・・
・(クロス分岐部の損失) ・・・(T字分岐損失:クロス分岐から1字分岐1.−
までの管Iii+1擦損失) °°゛(レデューサ部の損失) ・・・(ヘッダ曲管端部コーナの損失と′r字分岐から
そのコーナまでの管摩擦損失) ・・・(各ライブ管の曲が9.絞シ、2方向分岐、ジェ
ットポンプノズルなどの損失とライブ管からジェットポ
ンプノズルまでの管摩擦損失) ここに、 QI :ライザ管流量 Qo :曲管流量 ζ、ξ :損失係数 λ:管摩擦損失係数 t:配管長さ 烏、 、D、 d :配管内径 AO+ A、a:管路断面積。
上式よシ、クロス部の損失係数ζ4の変動は、直接、Δ
Hの変動につながることがわかる。したがってクロス部
で渦心有りと無しのときではΔHに の差が生じることになる。
一般に、ポンプの作動点はポンプ自身の性能曲線とシス
テム損失曲線の交点(ヘッド、流量、抵抗(損失)のバ
ランスのとれた状態)として定まるので、交点よシも抵
抗が増加すると、ポンプが発揮する揚程では抵抗を補い
きれず流量が減少する。また、ポンプが発揮する揚程が
抵抗より太きい場合には流量が増加する。
この概略を第9図に示すと、第9図の0点にてζ4が大
きい値をとるとシステムの損失合計は■となるが、■の
運転点はとり得ないので■に落ち着く。次に■で、逆に
ζ4が小になると■へ移動するが、■の運転点にとり得
ないので■に落ち着く。実際には■と■の線上を往復す
ることになる。
すなわち、再循環ポンプの流量−ヘッド特性は再循環ポ
ンプモータの回転数が一定にもかかわらず、第10図に
示す点AとBとの間を往来して、ヘッド差Δh、流量差
ΔQを生じる恐れがある。
以上のように、従来形の十字分岐管を用いたBWR,発
電プラントi流量やヘッドが動揺する恐れのある再循環
ループを有している。而して前述したように再循環ルー
プの流量とプラント発電出力は密接な関係にあるために
、変動率からいえば微小なオーダであるにせよプラント
出力変動の可能性があるという欠点を有していた。
〔発明の目的〕
本発明の目的は、上記し九従来技術の欠点をなくシ、プ
ラント発電出力の安定な運転を行い得るBWR,発電プ
ラントの再循環系の十字分岐管を提供するにある。
〔発明の概要〕
本発明は不安定な十字分岐部の流動特性に着目し、流動
状況検討後、実験的に確認した結果なさ?L念ものであ
る。以下本発明の詳細な説明する。
まず、いかにして第4図、第5図のような流れとなるか
を推定してみる。最初に、クロス部に渦心有、υとか無
しとかの区別をされない流れの状態を仮想する。第3図
(a)、 (a)、 (C)に示すように、母管を上昇
してきた流れfon分岐部にて左右のヘッダ曲り管への
流れft 、 fz 、ライザ管側への流れfsと分岐
する。左右のヘッダ管にはそれぞれ2本のライブ管が下
流に配設されであるので、分岐流れの流量比fx  :
fs  :fzは理想的には約2:1:2である。中央
ライブ管へ向かう流れfsufoの約1になると予想さ
れる。しかじながら、ヘッダ曲管の開口部を過ぎたレデ
ューサ20の入口側の流路面積は流量が約1に減少し几
にもかかわらず、母管の流路面積と同じであシ、この部
分は流路の急拡大部と同等とみなすことができ、fsの
流れは実質的に急減速流れとなる。
急減速の流れでは一般に渦が形成されやすい。そこで、
ここにおいては、第11図に示すような回転が反対方向
の渦A、渦Bを形成すると考えられる。そして、渦Aが
安定して形成されている場合がクロス部に渦心がなくレ
デューサ入口で複雑な流動を呈する状態(第4図)であ
り、クロス部に渦心有りの状態(第5図)に、渦Bが何
らかのきっかけで、中央ライブ管へ向かう通り抜は流れ
によって渦Aより成長し、更に、通り抜は流れから運動
量を補給されて持続しているものと推定される。以上よ
り、レデューサ入口の過大流路面積部を除去して、流動
不安定の元々の原因と推定される渦の発生を防止するこ
とが考えられる。しかし、ここで、単に中央ライザ管入
口のみに着目していたのでは不十分ということに注意し
なければならない。その理由はヘッダ曲管の管内径大、
すなわち、ヘッダ曲管のクロス部での開口部面積が過大
であったり、開口位置が不適当でおると、母管側からの
?#、aiヘッダ曲管開口部で、中央ライザ管方向に向
かう前に急減速流れとなり、不安定要因となる渦を発生
させ得るからである。そこで、本発明に中央ライザ管方
向の速度分布の方面から問題を見直し、積極的にクロス
部の減速流れ領域を除去し、これによって不安定要因と
なり得る渦の発生を解消したものである。
以上の検討に基づき、本発明でに、一つのパラメータと
して、以下の(1)〜(3)で定義される母管から中央
ライザ管へ向かう流れの速度(Z方向速度)■、を導入
した。
(1)クロス分岐部上流、すなわち、母管内ではV、は
Voで一定である。
(2)z方向各位置での管断面積A島で、そこを通過す
る流ftQを除してV、とする。
ここで、ヘッダ曲管開口部でに第12図に示スように開
口面積を無視し、単純にZ方向に垂直な面積とする。
(3)左右のヘッダ曲管へ流れが分岐流出するが、その
分岐した量の分だけ、2方向の流量Qi減少する。ヘッ
ダ曲管への分岐流量は、第13図に示すように、斜線の
微小部分を考え、Z方向位置を2、.2.におけるヘッ
ダ曲管方向への流出速度にz、におけるZ方向速度V、
と等しいとする。
斜線微小部の面積をSとすると斜線部からの流出量Q’
 tiQ’ =sx’y、となる。よッテ、z、でのZ
方向通過流量Qは Q=Qo−ΣQ /、       ・・・・・・(b
)となり、上記(a)、 (b)をまとめるとA。
となる。
ここに、Qo:母管の流量 Do :母管の内径 Z:ヘッダ曲管取付中心りを起点と した母管から中央ライザ管方向 の距離。取付中心から上流側( (すなわち母管側)を負←)値、 下流側(すなわち中央ライブ管 側)を正(ト)値とする(第12図 を参照)。
各形状の十字分岐管に関するZ方向の速度■1の分布を
第14図に、流動状況実験結果を付して示す。渦有無等
に上流よシ空気泡を注入する可視ように構成され次クロ
ス分岐管が良好であることが判明した。
〔発明の実施例〕
以上の説明および図面においては、先述の従来例と同一
構成部分は同一符号で示す。第1図(a)は本発明実施
例による十字分岐管である。本実施例HlループIC5
本のライザ管を有する再循環系の十字分岐管であり、図
示にしていないが、他の4本のライザ管に左右のヘッダ
曲管から枝分かれするようになっている。本実施例にお
ける各部は、母管内径をDOとしたとき、ヘッダ曲管の
内径=”D0、ヘッダ曲管取付中心=゛母管内径縮小開
始点よ#)HDo下流、中央ライザ管の取付位置=十字
管中心軸上ヘッダ曲管取付中心よ、?HDo下流、中央
ライブ管のクロス部での開口直径” 委D oに構成さ
れている。さらに、内面が仕上加工が容易なように、単
一曲率を有した曲面仕上となっている。第1図(b) 
H本実施例のZ方向速度分布を示し梃ものであり、−0
,5<−”−<0.2の範囲でhD o       
     V 。
が0.9以上に構成されている。本実施例によるクロス
部の流動状態可視化結果を第1図(C)に示すが、従来
とは全く異なシ、第4図、第5図に示したような渦はも
ちろんのこと存在しなく、きわめてスムーズな流れを呈
している。本実施例使用時の5本のライブ管の流量配分
に常に第6図のような均一な配分となっている。また、
本発明でtz−0、5(−(0,2でちが0.75以上
と走置的に流動状D o      V 。
態を構成の面から把握したことによシ、新設計の次びに
流動確認実験をする必要がなく、机上で良否が判定でき
、経済性、工期短縮の点でもきわめて有効である。本発
明利用時の十字分岐管設計のフローの一例を第15図に
示す。
〔発明の効果〕
以上述べ友ように、本発明によれば、従来のBWR,発
電プラントの構造を大きく変更することなく、きわめて
簡単な構造で、再循環系の流動を安定化し、出力変動の
ない安定なりWR発電プラントを提供できる。更に、再
循環ポンプの負荷変動や再循環配管への変動荷重が減少
するので、これらに事故が発生する確率が低下し、プラ
ント運転が安定化し、信頼性が向上する。
【図面の簡単な説明】
第1図(a)は本発明の一実施例である十字分岐管構成
図、第1図(b)h母管からライブ管方向への速度分布
図、第1図(C)は可視化実験結果図、第2図は沸謄水
型原子力発電プラントの再循環ループの構成説明図、第
3a、第3b、第3C図第3図(a)に従来の十字分岐
管の正面断面図、第3図(b)h側面断面図、第3図(
C)はA−A断面図、第4図は該十字分岐管に旋回流が
発生していない場合の流動状況説明図、第5図は同十字
分岐管に発生する旋回流の説明図、第6図および第7図
は再循環系の流!変動時の各ライブ管流量分配説明図、
第8図は再循環系の水力損失説明図、第9図は再循環系
の流量変動現象説明図、第10図に再循環ポンプの運転
特性図、第11図は十字分岐部の渦生成説明図、第12
図および第13図は管内速度の定義説明図、第14図は
各種十字分岐管の速度分布と流動実験結果図、第15図
は十字分岐管の設計手順図である。 訃・・再循環ポンプ、17・・・母管、18・・・クロ
ス部、19・・・ヘッダ曲管、22・・・ライザ管、D
o・・・母管の内径、Vo・・・母管内の流速、L・・
・ヘッダ曲管取付中心、2・・・ヘッダ曲管取付中心を
起点とした中央ライザ管方向の距離、Vm・・・流速。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1、開口を四方に有し第1開口は再循環ポンプ吐出口に
    連結している母管に接続され第1開口と対向する開口に
    ライザ管が接続されまた前記母管とライザ管が接続され
    ていない二つの開口にはそれぞれヘッダ曲管が接続され
    前記保管の内径をD_0、流速をV_0、前記ヘッダ曲
    管取付中心を起点とした前記母管から前記ライザ管方向
    の距離をZ、その位置をZ_■、Z_■位置でのZ方向
    流速をV_■としたとき−0.5<Z/D_0<0.2
    の範囲全域でV_■/V_0が0.75以上であるよう
    に構成されたことを特徴とする沸騰水型原子力発電プラ
    ントの再循環系の十字分岐管。
JP60014263A 1985-01-30 1985-01-30 沸騰水型原子力発電プラントの再循環系の十字分岐管の設計方法 Granted JPS61175593A (ja)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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JP2008249578A (ja) * 2007-03-30 2008-10-16 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 配管溶接部の予防保全方法

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2008249578A (ja) * 2007-03-30 2008-10-16 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 配管溶接部の予防保全方法
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