JPS62298797A - 高速増殖炉プラントの運転方法 - Google Patents
高速増殖炉プラントの運転方法Info
- Publication number
- JPS62298797A JPS62298797A JP61141631A JP14163186A JPS62298797A JP S62298797 A JPS62298797 A JP S62298797A JP 61141631 A JP61141631 A JP 61141631A JP 14163186 A JP14163186 A JP 14163186A JP S62298797 A JPS62298797 A JP S62298797A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- main
- steam generator
- secondary system
- heat exchanger
- reactor
- 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.)
- Pending
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 12
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 claims description 26
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 claims description 26
- 239000011734 sodium Substances 0.000 claims description 26
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 9
- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 24
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 12
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 7
- 238000011017 operating method Methods 0.000 description 5
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 5
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 4
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 description 4
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000003601 intercostal effect Effects 0.000 description 2
- 230000002123 temporal effect Effects 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 1
- 230000001568 sexual effect Effects 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 239000008400 supply water Substances 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
3、発明の詳細な説明
[発明の目的]
(産業上の利用分野)
本発明は、原子力発電等に利用される高速増殖炉プラン
トの運転方法に関する。
トの運転方法に関する。
(従来の技術)
一般に高速増殖炉プラン1〜では、燃料である核分裂性
物質の核分裂によって1しる熱エネルギーを取出すとと
もに、核分裂にともなって放出される中性子によってプ
ランケラ1へ燃料等から有用な核分裂性物質を生成させ
る。
物質の核分裂によって1しる熱エネルギーを取出すとと
もに、核分裂にともなって放出される中性子によってプ
ランケラ1へ燃料等から有用な核分裂性物質を生成させ
る。
第4図はこのような高速増殖炉1ラントの一例としてタ
ンク型高速増殖炉プラントを示す−bので、図において
符号」はタンク型の原子炉容器を示している。原子炉容
器1内には、主1次系を構成する原子炉2、中間熱交換
器3、主1次系ポンプ4等が液体ナトリウム5等の冷却
材中に浸漬されて配置されている。そして、主1次系ポ
ンプ4により原子炉2下方から上方へ向けて流れ、中間
熱交換器3の1次側へ循環される液体ナトリウム5の流
れが形成され、原子炉2て発生する熱エネルギーを中間
熱交換器3の2次側を循環される主2次系へ伝える。
ンク型高速増殖炉プラントを示す−bので、図において
符号」はタンク型の原子炉容器を示している。原子炉容
器1内には、主1次系を構成する原子炉2、中間熱交換
器3、主1次系ポンプ4等が液体ナトリウム5等の冷却
材中に浸漬されて配置されている。そして、主1次系ポ
ンプ4により原子炉2下方から上方へ向けて流れ、中間
熱交換器3の1次側へ循環される液体ナトリウム5の流
れが形成され、原子炉2て発生する熱エネルギーを中間
熱交換器3の2次側を循環される主2次系へ伝える。
なお、原子炉容器1内には熱交換器6が配置されており
、この熱交換器6と、熱交換器6に接続されたポンプ7
、空気冷却器8とによって補助冷却系か構成されている
。
、この熱交換器6と、熱交換器6に接続されたポンプ7
、空気冷却器8とによって補助冷却系か構成されている
。
主2次系では、主2次系ポンプ9によって中間熱交換器
3の2次側と、蒸気発生器10のナトリウム側との間を
液体ナトリウム雪の冷却材が循環され、中間熱交換器3
で主1次系から受は取った熱エネルギーを、蒸気発生器
10の水蒸気側を循環される水蒸気系へ伝える。
3の2次側と、蒸気発生器10のナトリウム側との間を
液体ナトリウム雪の冷却材が循環され、中間熱交換器3
で主1次系から受は取った熱エネルギーを、蒸気発生器
10の水蒸気側を循環される水蒸気系へ伝える。
蒸気発生器10の水蒸気側を循環される水蒸気系は、こ
こて゛発生した蒸気によりタービン11を回転させ、こ
の蒸気を復水器12て水に戻し、給水加熱器13.1/
1等で加熱し−で、給水ポンプ15によって再び蒸気発
生器10内へ給水する。
こて゛発生した蒸気によりタービン11を回転させ、こ
の蒸気を復水器12て水に戻し、給水加熱器13.1/
1等で加熱し−で、給水ポンプ15によって再び蒸気発
生器10内へ給水する。
上記構成の高速増殖炉プラントで゛は例えば外部電源喪
失等が生じ原子炉がスクラムされ、この後水蒸気系によ
る蒸気発生器10の水蒸気側への給水による崩壊熱除去
運転か行なえない場合にはポンプ7を起動し補助冷却系
により原子炉2の冷却を行なう。そして蒸気発生器入口
給水陽画1弁16を急閉させるとともに、蒸気発生器出
口ブロー弁17を急閉し、主2次系ポンプ9をポニーし
一タによって駆動して、蒸気発生器10の内部保有水を
減尺沸騰させてブロー除熱を行なうという方法で高速増
殖炉プラントの運転を行ない、崩壊熱の除去が行なわれ
る。
失等が生じ原子炉がスクラムされ、この後水蒸気系によ
る蒸気発生器10の水蒸気側への給水による崩壊熱除去
運転か行なえない場合にはポンプ7を起動し補助冷却系
により原子炉2の冷却を行なう。そして蒸気発生器入口
給水陽画1弁16を急閉させるとともに、蒸気発生器出
口ブロー弁17を急閉し、主2次系ポンプ9をポニーし
一タによって駆動して、蒸気発生器10の内部保有水を
減尺沸騰させてブロー除熱を行なうという方法で高速増
殖炉プラントの運転を行ない、崩壊熱の除去が行なわれ
る。
(発明が解決しようとする問題点)
しかしながら上記説明の従来の高速増殖炉プラントの運
転方法では、縦軸を温度、横軸を時間とした第5図のグ
ラフに示すように、実線aて示す主2次系の蒸気発生器
入口液体ナトリウム温度に対して、点線すで示す蒸気発
生型出[])(k体ツートリウム温度か、水系の蒸気発
生器内の保イ」水の減少に伴い急上昇する。
転方法では、縦軸を温度、横軸を時間とした第5図のグ
ラフに示すように、実線aて示す主2次系の蒸気発生器
入口液体ナトリウム温度に対して、点線すで示す蒸気発
生型出[])(k体ツートリウム温度か、水系の蒸気発
生器内の保イ」水の減少に伴い急上昇する。
このため第6図のグラフに実線CてホーJ’J、うに、
主2次系の中間熱交換器人口液体ナトリウム温度が急上
昇し、これによって点線dて示すように主1次系の中間
熱交換器出口液体すトリウム湿度も上昇し、一点鎖線e
で示すように主1次系の燃料出口液体ナトリウム温度か
上昇する。
主2次系の中間熱交換器人口液体ナトリウム温度が急上
昇し、これによって点線dて示すように主1次系の中間
熱交換器出口液体すトリウム湿度も上昇し、一点鎖線e
で示すように主1次系の燃料出口液体ナトリウム温度か
上昇する。
このように従来の高速増殖炉プラントの運転方法では、
主2次系における急激で大幅な温度上昇が中間熱交換器
から主1次系へ伝えられ、原子炉等の主1次系を構成す
る機器に熱衝撃が加わり、健全性が損われるという問題
が生じる。
主2次系における急激で大幅な温度上昇が中間熱交換器
から主1次系へ伝えられ、原子炉等の主1次系を構成す
る機器に熱衝撃が加わり、健全性が損われるという問題
が生じる。
本発明は、かかる従来の事情に対処してなされたもので
、外部電源喪失等が生じた場合のブロー除熱運転時−C
も、主1次系を構成する機器に熱衝撃が加わることを防
止することができ、健全性を維持し、安全性の向上を図
ることのできる高速増殖炉プラントの運転方法を提供し
ようとするものである。
、外部電源喪失等が生じた場合のブロー除熱運転時−C
も、主1次系を構成する機器に熱衝撃が加わることを防
止することができ、健全性を維持し、安全性の向上を図
ることのできる高速増殖炉プラントの運転方法を提供し
ようとするものである。
[発明の構成]
(問題点を解決するための手段)
すなわら本発明方法は、原子炉と中間熱交換器の1次側
との間に冷却材を循環する主1次系と、前記中間熱交換
器の2次側と蒸気発生器のナトリウム側との間に主2次
系ポンプにより冷却材を循I寞する主2次系と、前記蒸
気発生器の水蒸気側に循環される水蒸気系とを備えた。
との間に冷却材を循環する主1次系と、前記中間熱交換
器の2次側と蒸気発生器のナトリウム側との間に主2次
系ポンプにより冷却材を循I寞する主2次系と、前記蒸
気発生器の水蒸気側に循環される水蒸気系とを備えた。
’j’!、 速l曽殖炉プラントの運転方法において、
前記主2次系の前記蒸気発生器の入口側および出口側の
少なくと〜し一方に弁を配置し、ブロー除熱運転時に前
記−L2次系ポンプを停止させるとともに、前記弁を開
とづる。
前記主2次系の前記蒸気発生器の入口側および出口側の
少なくと〜し一方に弁を配置し、ブロー除熱運転時に前
記−L2次系ポンプを停止させるとともに、前記弁を開
とづる。
(作用)
本発明の高速増殖炉プラントの運転方法では、外部電源
喪失発生時等、ブロー除熱運転時に、主2次系ポンプを
停止させるとともに、に2次系の蒸気発生器の入口側お
よび出口側の少なくとも一方に配置された弁を閉とし、
主2次系の冷却材流れを停止させる。従って、水蒸気系
の蒸気発生器内の保有水減少に伴なう熱衝撃が、中間熱
交換器から主1次系を構成する機器に伝えられることか
なく、健全性を維持することかできる。
喪失発生時等、ブロー除熱運転時に、主2次系ポンプを
停止させるとともに、に2次系の蒸気発生器の入口側お
よび出口側の少なくとも一方に配置された弁を閉とし、
主2次系の冷却材流れを停止させる。従って、水蒸気系
の蒸気発生器内の保有水減少に伴なう熱衝撃が、中間熱
交換器から主1次系を構成する機器に伝えられることか
なく、健全性を維持することかできる。
(実施例)
以下本発明の一実施例方法を図面を参照して説明する。
第1図は高速増殖炉プラン1〜の一例を示すもので、こ
の実施例方法を行なう高速増fi!i炉1ラントでは、
主2次系の蒸気発生器のナトリウム側の人[]側および
出[」側の両方にそれぞれ弁1B、19か介挿されてい
る。なお他の部分については、第4図に示す高速増り1
1′i炉1ラン1へど同様であるため、同一部分には同
一7.−1’ ;4をト]シて中復した説明は省略する
。
の実施例方法を行なう高速増fi!i炉1ラントでは、
主2次系の蒸気発生器のナトリウム側の人[]側および
出[」側の両方にそれぞれ弁1B、19か介挿されてい
る。なお他の部分については、第4図に示す高速増り1
1′i炉1ラン1へど同様であるため、同一部分には同
一7.−1’ ;4をト]シて中復した説明は省略する
。
上記構成の高速増殖炉プラントにおいてこの実施例方法
では、外部電源喪失等が生じた時の10−除熱運転時に
は、直ちに補助冷却系のポンプ7を起動し、原子炉2の
冷却を行なうとともに、蒸気発生器入口隔離弁16を急
閉し、蒸気発生器出口ブロー弁17を急開させ、さらに
主2次系ポンプ9を停止させ、弁18.19を急閉させ
る。
では、外部電源喪失等が生じた時の10−除熱運転時に
は、直ちに補助冷却系のポンプ7を起動し、原子炉2の
冷却を行なうとともに、蒸気発生器入口隔離弁16を急
閉し、蒸気発生器出口ブロー弁17を急開させ、さらに
主2次系ポンプ9を停止させ、弁18.19を急閉させ
る。
−1−記構成のこの実施例方法では、原子炉2スクラム
後直らに主2次系ポンプ9か停止され、主2次系の蒸気
発生器10の入口側および出口側の配置された弁18.
19が急閉されるので、主2次系内の液体ナト1戸シム
の流れが完全に停止される。
後直らに主2次系ポンプ9か停止され、主2次系の蒸気
発生器10の入口側および出口側の配置された弁18.
19が急閉されるので、主2次系内の液体ナト1戸シム
の流れが完全に停止される。
この時、主2次系の中間熱交換器入口液体ナトリウム温
度および主1次系の中間熱交換器出口液体ナトリウム湿
度は、縦軸を温度、横軸を時間とした第2図のグラフに
それぞれ実線f、点線qて゛示すように変化する。すな
わち、前述の第6図のグラフに示す従来の方法における
蒸気発生器10内の保有水減少に伴なう主2次系の中間
熱交換器入口液体ナトリウム温度および主1次系の中間
熱交換器出口液体ナトリウム温度の上昇に比べて、その
温度上昇を大幅に低減することかできる。
度および主1次系の中間熱交換器出口液体ナトリウム湿
度は、縦軸を温度、横軸を時間とした第2図のグラフに
それぞれ実線f、点線qて゛示すように変化する。すな
わち、前述の第6図のグラフに示す従来の方法における
蒸気発生器10内の保有水減少に伴なう主2次系の中間
熱交換器入口液体ナトリウム温度および主1次系の中間
熱交換器出口液体ナトリウム温度の上昇に比べて、その
温度上昇を大幅に低減することかできる。
従って、縦軸を温度、横軸を時間とした第3図のグラフ
に実線りで示すように、燃料出口液体ナトリウム温度は
、点線iで示す従来方法における燃料出口液体ナトリウ
ム温度のように上昇することはなく、原子炉容器1、原
子炉2、中間熱交換器3等の主1次系を構成する機器に
熱衝撃が加わることを防止することかでき、健仝↑1を
維持することかできる。
に実線りで示すように、燃料出口液体ナトリウム温度は
、点線iで示す従来方法における燃料出口液体ナトリウ
ム温度のように上昇することはなく、原子炉容器1、原
子炉2、中間熱交換器3等の主1次系を構成する機器に
熱衝撃が加わることを防止することかでき、健仝↑1を
維持することかできる。
[発明の効果]
上述のように本発明の高速増殖炉1ラン1〜の運転方法
では、ブロー除熱運転時に、主2次系ポンプを停止させ
るとともに、主2次系の蒸気発生器の入口側および出口
側の少なくとも一方に配置された弁を閉とするので、蒸
気発生器内の保有水の減少に伴なう急激で大幅な温度上
昇が主1次系へ伝えられ、主1次系を構成する機器に熱
衝撃か加わることを防止することができ、健全性を維持
し、安全性の向上を図ることができる。
では、ブロー除熱運転時に、主2次系ポンプを停止させ
るとともに、主2次系の蒸気発生器の入口側および出口
側の少なくとも一方に配置された弁を閉とするので、蒸
気発生器内の保有水の減少に伴なう急激で大幅な温度上
昇が主1次系へ伝えられ、主1次系を構成する機器に熱
衝撃か加わることを防止することができ、健全性を維持
し、安全性の向上を図ることができる。
第1図は本発明の一実施例方法を行なう高速増殖炉プラ
ントの構成を示す配管系統図、第2図は主2次系の中間
熱交換器入口液体ナトリウム温度および主1次系の中間
熱交換器出口液体す1〜リウム温度の時間変化を示すグ
ラフ、第3図は本発明の一実施例方法にお1プる燃おl
出口液体ナトリウム温度および従来方法にお(プる燃料
出口液体ナトリウム温度の肋間変化を示すグラフ、第4
図は高速増殖炉プラントの構成を示す配管系統図、第5
図は主2次系の蒸気発生器入口液体ナトリウム温度およ
び蒸気発生器出口液体すトリウム温度の時間変化を示す
グラフ、第6図は主2次系の中間熱交換器入口液体ナト
リウム温度、主1次系の中間熱交換器用ロ液体ナトリウ
ム温庶、主1次系の燃−〇 − 斜出ロ液体ナトリウム温磨の時間変化を示すグラフであ
る。 1・・・・・・・・・原子炉容器 2・・・・・・・・・原子炉 3・・・・・・・・・中間熱交換器 5・・・・・・・・・液体ナトリウム 9・・・・・・・・・主2次系ポンプ 10・・・・・・・・・蒸気発生器 15・・・・・・・・・給水ポンプ 18.19・・・弁
ントの構成を示す配管系統図、第2図は主2次系の中間
熱交換器入口液体ナトリウム温度および主1次系の中間
熱交換器出口液体す1〜リウム温度の時間変化を示すグ
ラフ、第3図は本発明の一実施例方法にお1プる燃おl
出口液体ナトリウム温度および従来方法にお(プる燃料
出口液体ナトリウム温度の肋間変化を示すグラフ、第4
図は高速増殖炉プラントの構成を示す配管系統図、第5
図は主2次系の蒸気発生器入口液体ナトリウム温度およ
び蒸気発生器出口液体すトリウム温度の時間変化を示す
グラフ、第6図は主2次系の中間熱交換器入口液体ナト
リウム温度、主1次系の中間熱交換器用ロ液体ナトリウ
ム温庶、主1次系の燃−〇 − 斜出ロ液体ナトリウム温磨の時間変化を示すグラフであ
る。 1・・・・・・・・・原子炉容器 2・・・・・・・・・原子炉 3・・・・・・・・・中間熱交換器 5・・・・・・・・・液体ナトリウム 9・・・・・・・・・主2次系ポンプ 10・・・・・・・・・蒸気発生器 15・・・・・・・・・給水ポンプ 18.19・・・弁
Claims (1)
- (1)原子炉と中間熱交換器の1次側との間に冷却材を
循環する主1次系と、前記中間熱交換器の2次側と蒸気
発生器のナトリウム側との間に主2次系ポンプにより冷
却材を循環する主2次系と、前記蒸気発生器の水蒸気側
に循環される水蒸気系とを備え、かつ主2次系に蒸気発
生器隔離弁を設置していない高速増殖炉プラントの運転
方法において、前記主2次系の前記蒸気発生器の入口側
および出口側の少なくとも一方に弁を配置し、ブロー除
熱運転を実施する場合には、前記主2次系ポンプを停止
させるとともに、前記弁を閉とすることを特徴とする高
速増殖炉プラントの運転方法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP61141631A JPS62298797A (ja) | 1986-06-18 | 1986-06-18 | 高速増殖炉プラントの運転方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP61141631A JPS62298797A (ja) | 1986-06-18 | 1986-06-18 | 高速増殖炉プラントの運転方法 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS62298797A true JPS62298797A (ja) | 1987-12-25 |
Family
ID=15296530
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP61141631A Pending JPS62298797A (ja) | 1986-06-18 | 1986-06-18 | 高速増殖炉プラントの運転方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS62298797A (ja) |
-
1986
- 1986-06-18 JP JP61141631A patent/JPS62298797A/ja active Pending
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US8891723B2 (en) | Stable startup system for a nuclear reactor | |
US6795518B1 (en) | Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same | |
US10726961B2 (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 | |
US9431136B2 (en) | Stable startup system for nuclear reactor | |
US9728281B2 (en) | Auxiliary condenser system for decay heat removal in a nuclear reactor | |
JPS62187291A (ja) | 原子炉の受動的安全装置 | |
CN106653107A (zh) | 一种液态金属冷却池式反应堆非能动事故余热排出系统 | |
CA2066828A1 (en) | Passive indirect shutdown cooling system for nuclear reactors | |
JPS62298797A (ja) | 高速増殖炉プラントの運転方法 | |
JPH02210295A (ja) | 補助炉心冷却装置 | |
JPS62298798A (ja) | 高速増殖炉プラントの運転方法 | |
KR960011210B1 (ko) | 피동형 가압경수로 | |
JPS62204193A (ja) | 自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法 | |
Perry et al. | Seventeen years of LMFBR experience: Experimental breeder reactor II (EBR-II) | |
Feldman et al. | Unprotected loss-of-heat sink simulation in the EBR-II plant | |
Liu et al. | Study on Reverse Heat Transfer Phenomenon of Steam Generator in Station Blackout Accident | |
Wider et al. | Safety aspects of heavy metal-cooled accelerator-driven waste | |
GB2067822A (en) | Nuclear reactor heat sink | |
JPH058996B2 (ja) | ||
JPH01172800A (ja) | 崩壊熱除去装置 | |
Lee et al. | An Assessment of Transient Over-Power Accident in the PGSFR | |
Birbraer et al. | Comparison of decay heat exchangers placing in the primary circuit of pool type fast reactor | |
JPS61145498A (ja) | タンク型高速増殖炉の運転方法 | |
JPS59228193A (ja) | 原子力発電プラント | |
Levy | Three Mile Island: A Call for Fundamentals and Real-Time Analysis |