JPS6145993A - 沸騰水型原子炉の再循環系 - Google Patents

沸騰水型原子炉の再循環系

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JPS6145993A
JPS6145993A JP59167521A JP16752184A JPS6145993A JP S6145993 A JPS6145993 A JP S6145993A JP 59167521 A JP59167521 A JP 59167521A JP 16752184 A JP16752184 A JP 16752184A JP S6145993 A JPS6145993 A JP S6145993A
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JP
Japan
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coolant
recirculation system
boiling water
reactor
flow rate
Prior art date
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Pending
Application number
JP59167521A
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English (en)
Inventor
高木 昭雄
山本 文昭
福元 龍二
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Engineering Corp
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Engineering Corp
Toshiba Corp
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Publication date
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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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)

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】 〔発明の技術分野〕 本発明は冷却材の流量の安定化を図った沸騰水型原子炉
の再循環系に関する。
[発明の技術的背景] 第5図乃至第7図を参照して従来例を説明する。
第5図は沸騰水型原子炉の概略構成を示す縦断面図であ
る。図中符号1は、原子炉圧力容器を示し、この原子炉
圧力容器1内には冷却材2および炉心3が収容されてい
る。上記炉心3は図示しない複数の燃料集合体および制
御棒等から構成されている。また上記炉心3はその上下
部を、上部格子板および炉心支持板によって支持されて
いるとともに、シュラウド4内に収容されている。炉心
3の上方にはシュラウドヘッド5が上記シュラウド4に
連続して設置されている。また上記シュラウドヘッド5
の上方には、給水スパージャ10が配設されている。前
記冷却材2は、炉心3を上方に流通する際炉心3の核反
応熱により昇温し、水と蒸気の二層流状前となる。二層
流状前となった冷却材2は、炉心3の上方に設置された
気水分離器11内に流入し、水と蒸気に分離される。こ
の内蒸気は、気水分離器11の上方に設置された蒸気乾
燥器12内に流入し、乾燥されて乾燥蒸気となり、前記
原子炉圧力容器1に接続された主蒸気管13を介して図
示しないタービン系に移送され発電に供される。一方分
離された水は、シュラウド4と原子炉圧力容器1との間
に形成されたダウンカマ部14を介して炉心3下方に流
下し、再度炉心3を上方に流通する。以下同様のサイク
ルをくりかえす。
かかる構成の沸騰水型原子炉において、炉心出力の制御
は、前記制御棒の炉心3への挿入度を制御する、および
再循環系を設置して、炉心冷却材流量を調整することに
より行なう。以下上記再循環系の構成について説明する
。すなわちダウンカマ部14には複数台(例えば左右夫
々10台の計20台)のジェノ1〜ポンプJP1乃至J
PIOが設置されている。一方原子炉圧力容器1の外側
には、第6図にも示すように2台の再循環ポンプ22.
22が設置されいる。これら再循環ポンプ22の突出側
および吸込側には夫々突出側主配管23.23および吸
込側主配管24.24が接続されており、突出側主配管
23.23にはリングヘッダ25.25が夫々接続され
ている。そして一方のリングヘッダ25からは5本の分
岐管26が接続されており、夫々1本の分岐管26には
前述した片側10台のジェットポンプJP1乃至JP1
0の内2台(JPlおよびJP2)が接続されている。
以下同様に各分岐管26に2台づつ接続されている。そ
して冷却材2は、吸込側主配管24、再循環ポンプ22
、突出側の主配管23を介してリングヘッダ25内に供
給され、さらに各分岐管26を介してジェットポンプJ
P1乃至JP10に供給される。そしてかかる構成の再
循環系により冷却材2を強制循環させて炉心流量を調整
し、出力制御を行なう。
[背景技術の問題点コ 上記構成によると、各分岐管26からジェットポンプJ
PI乃至JP10に供給される冷却材2の流量にばらつ
きが発生してしまう。その様相を第7図の測定結果を参
考にして説明する。第7図は横軸にジェットポンプの番
号をとり、縦軸にジェットポンプの流量をとり、各ジェ
ットポンプ毎の冷却材流量のばらつきを示した図である
。この図から明らかなように、JPI、JP2、JP5
、JP6、JP9およびJPloのジェットポンプの流
量は比較的大きいのに対して、JP3およびJP8とい
ったジェットポンプの冷却材流量は比較的小さく、全体
としてW型の分布になっていることがわかる。なお図中
破線で示す線図は理想的な流量分布を示す。このように
冷却材流量にばらつきが発生すると、冷却材2の流動特
性および炉心3の反応度が不安定になってしまうととも
に、配管に応力が発生したりあるいは振動が生ずるおそ
れがあり好ましいことではなかった。
〔発明の目的〕
本発明は以上の点に基づいてなされたものでその目的と
するところは、各分岐管からジェットポンプに供給され
る冷却材流量を平均化して冷却材流動特性および炉心反
応度の安定化を図るとともに、配管の応力発生および振
動現象を効果的に抑制することが可能な沸騰水型原子炉
の再循環系を提供することにある。
〔発明の概要〕
すなわち本発明による沸騰水型原子炉の再循環系は、原
子炉圧力容器の外側に設置された再循環ポンプと、この
再循環ポンプに主配管を介して接続されたリングヘッダ
と、このリングヘッダに分岐接続されているとともに上
記原子炉圧力容器内に複数台設置されたジェットポンプ
に接続された複数の分岐管とを備えた沸騰水型原子炉の
再循環系において、上記分岐管の有効断面積を変化させ
ることにより各ジェットポンプに供給される冷却材流量
の平均化を図ったことを特徴とするものである。
〔発明の実施例〕
以下第1図および第2図を参照して本発明の第1の実施
例を説明する。なお従来と同一部分については同一符号
を付して示しその説明は省略する。
第1図は本実施例による再循環系を示す平面図である。
図中符@51は、再循環ポンプを示し、左右1台づつ設
置されている。以下片側について説明する。再循環ポン
プ51の突出側には突出側主配管52が接続されており
、この突出側主配管52には、リングヘッダ53が接続
されている。このリングヘッダ53には、5本の分岐管
54A、54B、54C154Dおよび54Eが接続さ
れている。これら5本の分岐管54A、54B、54C
,54Dおよび54Eには10台のジェットポンプJP
I乃至JPIOが接続されている。すなわち分岐管54
AにはJPlおよびJP2が接続されており、以下同様
に分岐管54BにはJP3およびJP4、分岐管54C
にはJP5およびJP6、分岐管54DにはJP7およ
びJP8、分岐管54EにはJP9およびJPloが夫
々接続されている。上記分岐管54Bおよび54Dの配
管径は従来のそれよりも大きくなっており、逆に分岐管
54Cの配管径は小さくなっている。また分岐管54A
および54Eの配管径は従来通りとなっている。このよ
うに各分岐管54A、54B、54C154Dおよび5
4Eの配管径にばらつきを設けることにより、ジェット
ポンプJP1乃至JP10に供給される冷却材流量の平
均化を図る構成である。なお再循環ポンプ51の吸込側
には、吸込側主配管55が接続されており、この吸込側
主配管55は原子炉圧力容器1内に開放されている。ま
た上述した再循環系の構成を第2図に模式的に示した。
次に分岐管54A乃至54Eの配管径の決定について説
明する。まず冷却材の流れの状態を、以下の条件の基に
モデル化してみる。
(1)ジェットポンプJP1乃至JP10に流れる流体
はサブクールか、つ非圧縮性であり、流れは1次元的な
ものとする。
(2)再循環ポンプ51からの駆動流が分配される各分
岐管54A乃至54Eでの冷却材速度変化による圧力変
化を無視する。
(3)流体に働く力としては圧力および摩擦力のみとす
る。
このようにモデル化した流体の摩擦力(F)は−1般に
以下に示す式(I)で表わされる。
但し ΦTPF ; 2相摩擦係数 ノ  ;分岐管の長さ DH;水力直径 W  ;質量流量 gc;重力換算係数 ρf ;密度 Afp  :流路断面積 である。また前記各分岐管54A乃至54Eの基礎法定
式は、以下に示すようになる。
但し Pdrive  ;駆動側圧力 Pjeti  ;ジェットポンプ側圧力である。
ここで下記に示すように冷却材流量を一定とし、Wa 
=Wb =Wc =Wd =We =W     −−
−−(ITI)かつ密度を一定とする。
ρa−ρb=ρC=ρd−ρe−ρ    ・・・・・
・・・・・・(1’lllこれから多分岐管54A乃至
54Eの水力直径の比は、 Da:lJb:Dc:Dd:De=Aφa2: Ac/
Ac2:Ac/Ac2: Ac/Ac2: lee/A
e2・・・・・・・・・・(ff) ′となる。なお りa = Db =Dc := Dd =De = c
 o ns tan t   −−−−(X)である。
以上の計算により多分岐管54A乃至54Eの配管径は
決定される。ここで実際の計算例を示す。
多分岐管54A乃至54Eの長さ、およびリングヘッダ
53の長さは第3図に示すようなものとする。すなわち β! =(14=2690 122 =/!、3 =2703 Ms=ff6−λ7−28−29 =2438Lo =
Ilu  =β13=I2n  = 11081.2=
1212(mm) である。以下計算する。
まず前記式(■)および(X)より水力直径1月(+=
aないしe)が等しくなるように流路断面積A 】(i
 == aないしe)の比を定める。
Aa=i3 +A4 +Ag + A14=89391
3b=Ie、f#8+ノ+5=8249!c=17十!
1□=3650 Aci=A2+Ae+7.、=6249A e == 
AH十A2 +4 +AI。=8939したがって とt[る。
以上本実施例によると、多分岐管54A乃至54Eから
ジェットポンプJP1乃至JP10に供給される冷却材
の流量を均一にするべく、多分岐管54A乃至54Eの
配管径を上述した考え方で設定しているので、従来のよ
うにジェットポンプJP1乃至JP10の冷却材流量が
ばらつくことはなく、平均化した分布とすることが可能
となる。
このようにジェットポンプJP1乃至JP10の冷却材
流量の平均化を図ることにより、各配管に発生する応力
の低減、および振動を効果的に防止することができると
ともに、冷却材流動特性および炉心反応度の安定化を図
ることが可能となり、信頼性および安全性の高い沸騰水
型原子炉を得ることができる。なお上記−計算例により
算出された数値を目安として、その後の実験等により微
調整を行なうことが可能であり、実験、設計時間の短縮
を図ることができる。
次に第4図を参照して第2の実施例について説明する。
すなわち前記第1の実施例では、多分岐管54A乃至5
4Eの配管径を変化させてジエツトポンプJP1乃至J
P10の冷却材流量の均一化を図ったのに対して、この
第2の実施例では、分岐管54A乃至54Eの配管径は
同一として、分岐管54C内にオリフィス61を形成す
るとともに、分岐管54Aおよび54E内にオリフィス
62を夫々形成して−1これらオリフィス61および6
2により分岐管54C1および54A、54Eの内径を
絞ることにより、冷却材流量の平均化を図ろうとするも
のである。その際オリフィス61および62の径は、冷
却材流量の均一化を図るべく設定される。なお他の構成
は前記第1の実施例と同様であり、その説明は省略する
以上の構成によるとオリフィス61および62を形成し
て分岐管54G、および54A、54Eの内径を所定の
値に絞ることにより、各ジェットポンプJP1乃至JP
IOに供給される冷却材2の流量を平均化することが可
能となり、それによって各配管における応力発生および
振動発生を防止することができ、かつ冷却材流動特性お
よび炉心反応度の安定化を図ることが可能になる等前記
第1の実施例と同様の効果を奏することができる。
〔発明の効果〕
以上詳述したように本発明による沸騰水型原子炉の再循
環系は、原子炉圧力容器の外側に設置された再循環ポン
プと、この再循環ポンプに主配管を介して接続されたリ
ングヘッダと、このリングヘッダに分岐接続されている
とともに上記原子炉圧力容器内に複数台設置されたジェ
ットポンプに接続された複数の分岐管とを備えた沸騰水
型原子炉の再循環系において、上記分岐管の有効断面積
を変化させることにより各ジェットポンプに供給される
冷却材流量の平均化を図ったことを特徴とするものであ
る。
したがってジェットポンプの冷却材流量の均一化、それ
による配管の応力発生および振動発生の防止を図ること
ができるとともに、冷却材の流動特性および炉心反応度
の安定化を効果的に図ることか可能となる。
【図面の簡単な説明】
第1図乃至第3図は本発明の第1の実施例を示す図で、
第1図は再循環系の平面図、第2図は再循環系の一部を
模式的に示す図、第3図は実際の計算例の一例を示す図
、第4図は第2の実施例を示す再循環系の平面図、第5
図乃至第7図は従来例を示す図で、第5図は沸騰水型原
子炉の概略構成を示す縦断面図、第6図は再循環系の平
面図、第7図はジェットポンプの冷却材流量特性を示す
図である。 1・・・原子炉圧力容器、51・・・再循環ポンプ、5
2・・・突出側主配管、53・・・リングヘッダ、54
A。 54B、54C,54D、54E・・・分岐管、JP1
〜JP10・・・ジェットポンプ。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第1図 第2図 第3図 第4図 第5図

Claims (3)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)原子炉圧力容器の外側に設置された再循環ポンプ
    と、この再循環ポンプに主配管を介して接続されたリン
    グヘッダと、このリングヘッダに分岐接続されていると
    ともに上記原子炉圧力容器内に複数台設置されたジェッ
    トポンプに接続された複数の分岐管とを備えた沸騰水型
    原子炉の再循環系において、上記分岐管の有効断面積を
    変化させることにより各ジェットポンプに供給される冷
    却材流量の平均化を図ったことを特徴とする沸騰水型原
    子炉の再循環系。
  2. (2)各分岐管の配管径を異ならせることにより有効断
    面積を変化させ、各ジェットポンプに供給される冷却材
    流量の平均化を図ったことを特徴とする特許請求の範囲
    第1項記載の沸騰水型原子炉の再循環系。
  3. (3)任意の分岐管内にオリフィスを形成して配管径を
    絞ることにより有効断面積を変化させて各ジェットポン
    プに供給される冷却材流量の平均化を図ったことを特徴
    とする特許請求の範囲第1項記載の沸騰水型原子炉の再
    循環系。
JP59167521A 1984-08-10 1984-08-10 沸騰水型原子炉の再循環系 Pending JPS6145993A (ja)

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7568965B2 (en) 2004-01-14 2009-08-04 Konami Digital Entertainment Co., Ltd. Transformable toy and leg structure for toys
US8162713B2 (en) 2007-03-07 2012-04-24 Konami Digital Entertainment Co., Ltd. Leg member for transformable toy

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7568965B2 (en) 2004-01-14 2009-08-04 Konami Digital Entertainment Co., Ltd. Transformable toy and leg structure for toys
US8162713B2 (en) 2007-03-07 2012-04-24 Konami Digital Entertainment Co., Ltd. Leg member for transformable toy

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