JPS6118155B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS6118155B2 JPS6118155B2 JP752519A JP251975A JPS6118155B2 JP S6118155 B2 JPS6118155 B2 JP S6118155B2 JP 752519 A JP752519 A JP 752519A JP 251975 A JP251975 A JP 251975A JP S6118155 B2 JPS6118155 B2 JP S6118155B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- pressure
- pump
- turbine
- coolant
- 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
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 16
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 3
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 10
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 4
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 3
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000005856 abnormality Effects 0.000 description 1
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 1
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 230000001629 suppression Effects 0.000 description 1
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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明はBWRプラントにおける原子炉緊急出
力低下制御方法に関する。
力低下制御方法に関する。
一般に、原子力発電所においては、その定格出
力運転中に発電機の負荷しや断が起るとその発電
機に引続いてタービンも停止し、そのため原子炉
は定格出力から無負荷状態となり、原子炉内の圧
力は急激な上昇を始める。
力運転中に発電機の負荷しや断が起るとその発電
機に引続いてタービンも停止し、そのため原子炉
は定格出力から無負荷状態となり、原子炉内の圧
力は急激な上昇を始める。
このような場合、タービンバイパス弁を開放し
て余剰蒸気の一部を復水器へ逃し、原子炉内の圧
力上昇を抑えるようにしているが、上記タービン
バイパス弁の容量には制限があり、これだけでは
十分な圧力抑制が不可能な事態も想定され、その
場合、原子炉内の圧力がさらに上昇する。そして
原子炉圧力高等の原子炉スクラム条件となると、
全ての制御棒が原子炉の炉心内に挿入され、原子
炉の停止が行なわれるようにしてある。
て余剰蒸気の一部を復水器へ逃し、原子炉内の圧
力上昇を抑えるようにしているが、上記タービン
バイパス弁の容量には制限があり、これだけでは
十分な圧力抑制が不可能な事態も想定され、その
場合、原子炉内の圧力がさらに上昇する。そして
原子炉圧力高等の原子炉スクラム条件となると、
全ての制御棒が原子炉の炉心内に挿入され、原子
炉の停止が行なわれるようにしてある。
しかしながら、万一原子炉スクラムができない
ような異常事態を発生したときには、最終的な手
段として後備保護装置を作動させて原子炉を停止
させるという手段をとるが、その前に原子炉の出
力制御用の再循環流量制御系の再循環ポンプを停
止させて再循環流量を急速に低減させて、原子炉
内に冷却材の流量を低下させることによつて原子
炉出力を抵下さ、原子炉内圧力の上昇を抑制する
方法がとられている。
ような異常事態を発生したときには、最終的な手
段として後備保護装置を作動させて原子炉を停止
させるという手段をとるが、その前に原子炉の出
力制御用の再循環流量制御系の再循環ポンプを停
止させて再循環流量を急速に低減させて、原子炉
内に冷却材の流量を低下させることによつて原子
炉出力を抵下さ、原子炉内圧力の上昇を抑制する
方法がとられている。
すなわち、原子炉スクラムができないような場
合には、原子炉内の炉心流量をすみやかに低減さ
せて、冷却材の沸騰を促し、気泡の発生を増加さ
せ、その結果出力に負の反応度を生じさせ、炉心
出力を減少させることが行なわれている。
合には、原子炉内の炉心流量をすみやかに低減さ
せて、冷却材の沸騰を促し、気泡の発生を増加さ
せ、その結果出力に負の反応度を生じさせ、炉心
出力を減少させることが行なわれている。
しかしながら、上述のように原子炉スクラムが
可能な異常事態発生時においても、従来は原子炉
給水系の給水ポンプによつて温度の低い給水が原
子炉へ注入されるので、原子炉内部の冷却材の温
度より温度の低い給水が、気泡を次々につぶして
いき上記沸騰による気泡の発生を抑制し、原子炉
出力の反応度をむしろ高めてしまう等に都合があ
ることが判つた。
可能な異常事態発生時においても、従来は原子炉
給水系の給水ポンプによつて温度の低い給水が原
子炉へ注入されるので、原子炉内部の冷却材の温
度より温度の低い給水が、気泡を次々につぶして
いき上記沸騰による気泡の発生を抑制し、原子炉
出力の反応度をむしろ高めてしまう等に都合があ
ることが判つた。
本発明はこのような点に鑑み、前述の如き異常
事態発生時に炉心内の気泡の発生を確実に増加さ
せ確実に原子炉出力の低下を画り得るようにした
原子炉緊急出力低下制御方法を提供することを目
的とする。
事態発生時に炉心内の気泡の発生を確実に増加さ
せ確実に原子炉出力の低下を画り得るようにした
原子炉緊急出力低下制御方法を提供することを目
的とする。
第１図において、符号１は格納容器であつて、
その中には内部に炉心２を装着した原子炉圧力容
器内３が収納されている。
その中には内部に炉心２を装着した原子炉圧力容
器内３が収納されている。
上記原子炉出力容器３には再循環ポンプ４を有
する再循環ループ５が接続されており、その再循
環ループ５によつて原子炉内の冷却材を再循環さ
せ、炉心部を流れる冷却材流量を変化させて原子
炉出力制御を行なうよう構成されている。
する再循環ループ５が接続されており、その再循
環ループ５によつて原子炉内の冷却材を再循環さ
せ、炉心部を流れる冷却材流量を変化させて原子
炉出力制御を行なうよう構成されている。
前記出力容器３には主蒸気導管６、主蒸気止め
弁７等を介してタービン８が接続されている。
弁７等を介してタービン８が接続されている。
しかして、圧力容器３で発生した蒸気は主蒸気
導管６および主蒸気導止め弁７等を経て主タービ
ン８に供給され、主タービン８を駆動し、これに
よつてタービン発電機９を駆動発電する。
導管６および主蒸気導止め弁７等を経て主タービ
ン８に供給され、主タービン８を駆動し、これに
よつてタービン発電機９を駆動発電する。
また、主タービン８から復水器１０へ送出され
た排気は復水器１０で復水せしめられ、脱塩器１
１、給水加熱器１２を経て給水ポンプ１３によつ
て圧力容器３へ還流せしめられる。なお、１４は
バイパス弁である。
た排気は復水器１０で復水せしめられ、脱塩器１
１、給水加熱器１２を経て給水ポンプ１３によつ
て圧力容器３へ還流せしめられる。なお、１４は
バイパス弁である。
一方、圧力容器３には炉内圧力検出器１５が接
続されており、その炉内圧力検出器１５からの圧
力信号は比較器１６で設定値と比較され、その差
信号が制御器１７に印加される。そして、上記圧
力信号が或る規定値以上になると、再循環ポンプ
４および給水ポンプ１３に停止信号が与えられる
ように構成されている。すなわち、原子炉内の圧
力が或る値以上になると、再循環ポンプのコイル
が励磁され再循環ポンプが停止され、また給水ポ
ンプ用電動機或はタービンが停止せしめられる。
続されており、その炉内圧力検出器１５からの圧
力信号は比較器１６で設定値と比較され、その差
信号が制御器１７に印加される。そして、上記圧
力信号が或る規定値以上になると、再循環ポンプ
４および給水ポンプ１３に停止信号が与えられる
ように構成されている。すなわち、原子炉内の圧
力が或る値以上になると、再循環ポンプのコイル
が励磁され再循環ポンプが停止され、また給水ポ
ンプ用電動機或はタービンが停止せしめられる。
しかして、上記系統が定格出力運転中、発電機
の負荷しや断を起すと、原子炉は定格出力から急
激に無負荷状態となり、原子炉内の圧力は急上昇
を始める。そして、その圧力上昇値が原子炉のス
クラム規定値まで達すると、原子炉は自動的にス
クラムし安全停止を行なう。
の負荷しや断を起すと、原子炉は定格出力から急
激に無負荷状態となり、原子炉内の圧力は急上昇
を始める。そして、その圧力上昇値が原子炉のス
クラム規定値まで達すると、原子炉は自動的にス
クラムし安全停止を行なう。
ところが、万一何らかの事故により原子炉がス
クラムし得なかつた場合には、これを中性子束信
号等によつて検知して最終的な原子炉停止手段で
ある後備保護装置が作動する前に、原子炉内在の
上昇によつて制御器１７が作動し、原子炉の出力
制御用の再循環流量制御系の再循環ポンプ４およ
び給水ポンプ１３が同時に停止せしめられる。
クラムし得なかつた場合には、これを中性子束信
号等によつて検知して最終的な原子炉停止手段で
ある後備保護装置が作動する前に、原子炉内在の
上昇によつて制御器１７が作動し、原子炉の出力
制御用の再循環流量制御系の再循環ポンプ４およ
び給水ポンプ１３が同時に停止せしめられる。
したがつて、原子炉内の冷却材の循環は急速に
弱まることになり、冷却材が沸騰を続け、気泡の
発生が増加して出力の負の反応度が加わり、炉心
出力が減少し、原子炉内の圧力の異常上昇を確実
に防止することができる。
弱まることになり、冷却材が沸騰を続け、気泡の
発生が増加して出力の負の反応度が加わり、炉心
出力が減少し、原子炉内の圧力の異常上昇を確実
に防止することができる。
これらの状態を第２ａ図乃至第２ｂ図に示す。
すなわち、本発明によれば第２ａ図に示すように
炉心入口冷却材の温度は従来の方式より高くな
り、気泡を多く発生せしめ出力減少をはやめるこ
とがわかる。第２ｂ図は原子炉出力、第２ｃ図は
原子炉圧力、第２ｂ図は給水流量の減少の状況を
示し、圧力ピークも従来よりも低く抑えることが
でき、それによる原子炉等の機器に与える衝撃を
著しく緩和させ、さらには原子炉の安全性をも著
しく向上せしめることができる。
すなわち、本発明によれば第２ａ図に示すように
炉心入口冷却材の温度は従来の方式より高くな
り、気泡を多く発生せしめ出力減少をはやめるこ
とがわかる。第２ｂ図は原子炉出力、第２ｃ図は
原子炉圧力、第２ｂ図は給水流量の減少の状況を
示し、圧力ピークも従来よりも低く抑えることが
でき、それによる原子炉等の機器に与える衝撃を
著しく緩和させ、さらには原子炉の安全性をも著
しく向上せしめることができる。
上記給水ポンプ等の停止に引続き、数秒後には
原子炉圧力逃し弁が開くなどによつて、より安全
状態に保持されることは従来と同じである。
原子炉圧力逃し弁が開くなどによつて、より安全
状態に保持されることは従来と同じである。
以上説明したように、本発明においては、ター
ビンの停止、主蒸気導管全閉や負荷しや断などで
原子炉圧力容器の圧力が高くなるという異常時に
再循環ポンプと同時に給水ポンプをも停止させる
ようにしたので、冷却材の沸騰による気泡発生が
給水によつて抑えられることがなく、積極的に気
泡を発生増加せしめ、すみやかに原子炉出力圧力
を抑制し、原子炉の安全性を著しく向上させるこ
とができる等の効果を奏する。
ビンの停止、主蒸気導管全閉や負荷しや断などで
原子炉圧力容器の圧力が高くなるという異常時に
再循環ポンプと同時に給水ポンプをも停止させる
ようにしたので、冷却材の沸騰による気泡発生が
給水によつて抑えられることがなく、積極的に気
泡を発生増加せしめ、すみやかに原子炉出力圧力
を抑制し、原子炉の安全性を著しく向上させるこ
とができる等の効果を奏する。
第１図は本発明に係る原子力発電所の概略系統
図、第２ａ図乃至第２ｄ図はそれぞれ本発明の炉
心入口冷却材温度、原子炉出力、原子較内圧およ
び給水流量の変化を従来方法と比較して示す線図
である。 ３…原子炉圧力容器、４…再循環ポンプ、８…
タービン、１３…給水ポンプ、１５…炉内圧力検
出器、１７…制御器。
図、第２ａ図乃至第２ｄ図はそれぞれ本発明の炉
心入口冷却材温度、原子炉出力、原子較内圧およ
び給水流量の変化を従来方法と比較して示す線図
である。 ３…原子炉圧力容器、４…再循環ポンプ、８…
タービン、１３…給水ポンプ、１５…炉内圧力検
出器、１７…制御器。
Claims (1)
- １ 原子炉圧力容器内の圧力が所定圧力以上とな
り、かつ原子炉スクラムができない場合に、上記
原子炉圧力容器内の圧力上昇を検出し、この圧力
上昇信号によつて原子炉の再循環ポンプおよび給
水ポンプを停止することを特徴とする、原子炉緊
急出力低下制御方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP752519A JPS6118155B2 (ja) | 1974-12-24 | 1974-12-24 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP752519A JPS6118155B2 (ja) | 1974-12-24 | 1974-12-24 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5174197A JPS5174197A (ja) | 1976-06-26 |
| JPS6118155B2 true JPS6118155B2 (ja) | 1986-05-10 |
Family
ID=11531608
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP752519A Expired JPS6118155B2 (ja) | 1974-12-24 | 1974-12-24 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6118155B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4584165A (en) * | 1983-02-09 | 1986-04-22 | General Electric Company | Redundant reactivity control system |
-
1974
- 1974-12-24 JP JP752519A patent/JPS6118155B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5174197A (ja) | 1976-06-26 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4818475A (en) | Turbine-generator shaft-coupled auxiliary generators supplying short-duration electrical loads for an emergency coolant injection system | |
| US10950358B2 (en) | PWR decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel | |
| EP2839480B1 (en) | Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor | |
| JP3954659B2 (ja) | 過渡的過出力に対する強化保護系 | |
| JPS6118155B2 (ja) | ||
| JPS58117489A (ja) | 高温反応炉を遮断するための方法 | |
| JP3095485B2 (ja) | 全容量タービンバイパス原子力プラント | |
| JP5352375B2 (ja) | 原子炉出力制御装置 | |
| JP3136786B2 (ja) | 原子炉水位制御方法及び装置 | |
| JP3095468B2 (ja) | 原子炉スクラム抑制装置 | |
| JPS62237397A (ja) | 沸騰水型原子炉の安全保護装置 | |
| JPS6050318B2 (ja) | 原子炉制御装置 | |
| JPS6049278B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の安全保護方法 | |
| JPH06201880A (ja) | ほう酸流出防止装置 | |
| JPS60173495A (ja) | 原子炉保護装置 | |
| CN110808109A (zh) | 核电站核反应堆在紧急状态下应急供水装置 | |
| JPH0690307B2 (ja) | 原子炉保護方法および装置 | |
| JPS5950390A (ja) | 沸騰水形原子炉の非常用停止装置 | |
| JPS59225392A (ja) | 原子炉炉心冷却設備 | |
| JPS61243397A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| JPS6267495A (ja) | 原子炉隔離時冷却系 | |
| JPS6224759B2 (ja) | ||
| JPS6128893A (ja) | 原子力発電プラント | |
| JPS62251698A (ja) | 原子炉水位低下緩和装置 | |
| JPH02272394A (ja) | ほう酸水注入装置 |