JPS6249103A - 原子力発電設備 - Google Patents

原子力発電設備

Info

Publication number
JPS6249103A
JPS6249103A JP60188779A JP18877985A JPS6249103A JP S6249103 A JPS6249103 A JP S6249103A JP 60188779 A JP60188779 A JP 60188779A JP 18877985 A JP18877985 A JP 18877985A JP S6249103 A JPS6249103 A JP S6249103A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
turbine
line
bypass
nuclear power
bleed
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
Application number
JP60188779A
Other languages
English (en)
Inventor
牛島 賛
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 Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP60188779A priority Critical patent/JPS6249103A/ja
Publication of JPS6249103A publication Critical patent/JPS6249103A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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

Landscapes

  • Supply And Distribution Of Alternating Current (AREA)
  • Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
  • Crystals, And After-Treatments Of Crystals (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、原子炉圧力容器からタービンへ導かれる主蒸
気の全Mを必要に応じてタービンをバイパスさせて復水
器へ導びくことのできる原子力発電設備に関する。
〔発明の技術的前頭とその問題点〕
一般に、原子力発電設備においては電力系統に事故が生
じた場合にも、原子炉の運転を継続づ−ることができる
ような工夫がなされている。
すなわち、電力系統の要求する負拘が低下した場合に、
発電機を駆動するタービンを低速回転させるために、原
子炉圧力容器からタービンへ導かれる主蒸気の一部を復
水器へバイパスさせるバイパスラインを設けている。
ところが、電力系統の事故のうら最も厳しい全負荷遮断
が発生した場合に、バイパス容量が小さい原子力発電設
備においては、タービンへの主蒸気の送給を遮断するこ
とができない。そこで、原子力発電設備側には運転を緊
急停止する必要が全くないにも拘らず、タービンを停止
させるために原子炉をスクラムさけなければならなかっ
た。
そのため、従来は第2図に示すように、バイパス容量を
大きくして、原子炉圧力容器から送給される定格蒸気流
量の主蒸気の全部をバイパスすることのできる原子力発
電設備を171発している。
この第2図の原子力発電設備における通常運転は次のよ
うにして行なわれる。
原子炉圧力容器1より主蒸気ライン2内へ導かれた主蒸
気は、途中の主蒸気止め弁3、タービン蒸気加減弁4を
経て高圧タービン5内へ流入して高圧タービン5の駆動
に供され、更に連結ライン6を通して低圧タービン7内
へ流入して低圧タービン7の駆動に供される。これによ
り高圧タービン5および低圧タービン7に回転軸8をも
って同一軸的に連結されている発電機9が回転させられ
所定量の発電を行なう。そして、低圧タービン7の駆動
に供された蒸気は、復水器10に導かれて復水ゼしめら
れ、復水ポンプ11および給水ポンプ12の輸送力によ
って給水ライン13を通して原子炉圧力容器1へ給水と
して還流させられる。
この給水は給水ライン13の途中に設けられた給水加熱
器14.15において、各タービン抽気ライン16.1
7を通して低圧タービン7および高圧タービン5から導
かれる抽気を熱源として加熱され、適温の状態で原子炉
圧力容器1内へ還流させられる。
一方、電力系統の事故により全負荷遮断が発生すると、
タービン圧力制御器18によってタービン蒸気加減弁4
を全開するとともに、主蒸気止め弁3の上流側の主蒸気
ライン2から分岐し復水器10に接続されているバイパ
スライン19の途中に設けられたバイパス弁20を全開
とし、定格流量の主蒸気の全量をバイパスライン19を
通して高圧タービン5および低圧タービン7をバイパス
させて復水器10へ導びく。同時に予め選択された制御
棒を炉心内(共に図示せず)に挿入させて、原子炉を低
出力状態での所内単独運転に移行させる。
ここで選択制御棒挿入(Select Rod In5
ert  :以下SRIという。)を行なうのは、所内
単独運転移行時に、高圧タービン5および低圧タービン
7から各給水加熱器15.14へ導かれるタービンの抽
気が失なわれて、給水の温度が低下することにより、原
子炉の出力上管が生じ、中性子束高となってスクラムが
生じるのを防止するために、予め原子炉の出力を抑制す
るものである。
ところが、この従来の原子力発電設備においては、全負
荷遮断が発生した後に、SRIが行なわれるので、炉内
ボイドが急激に消滅したり、急速な出力低下に伴って原
子炉圧力容器1からの主蒸気流出出と原子炉圧力容器1
内への給水流入量との不一致が生ずる等の大きな過度変
化が生じてしまう。そのため原子炉水位制御に大きな負
担がかかり、場合によっては炉水位高低スクラムが発生
するおそれがある。
また、SRIを行なうべき選択制御棒を各制御棒パター
ンに応じて予め計算により選択してJ3かなければなら
ない。そのための予測計韓や選択セットに手間がかかり
、管理が困難であった。また、炉心内に装荷されでいる
燃料の燃焼度が予測饋と相違している場合や、燃焼度が
不均一・であったりして、必ずしも目的の印加反応度が
得られないというおそれがあった。
更に、SR)を行なって原子炉の出力を低下させるもの
であるから、電力系統の事故が修復された後に初期の出
力まで復旧させるのに長時間を要し、この分だけ発電量
が低下づるという不都合があった。
(発明の目的) 本発明はこれらの点に鑑みてなされたものであり、発電
機への全負荷遮断が発生しても、給水の温度の低下を防
止することができ、しかもSRIを行なうことなく、原
子炉出力を減少さt!ないぐ所内単独運転へ円滑に移行
することのできる原子力発電設備を提供することを目的
とする。
〔発明の概要〕
本発明の原子力発電設備は、原子炉圧力容器からタービ
ンへ主蒸気を導びく主蒸気ラインの途中より、定格蒸気
流量の主蒸気を全部前記タービンをバイパスさせて復水
器へ導びくバイパスラインと、前記タービンからの抽気
を給水加熱器へ熱源として導びくタービン抽気ラインと
を有する原子力発電設備においで、前記バイパスライン
の途中からの抽気を前記給水加熱器へ熱源として尋びく
バイパス抽気ラインを設け、このバイパス抽気ラインと
前記タービン抽気ラインとを前記給水加熱器へ切換え接
続する切換え機構を設けて形成したことを特徴とする。
〔発明の実施例〕
以下、本発明の実施例を第1図について説明する。
第1図において従来と同一部分には同一符号を付しであ
る。
本実施例においては、全負荷遮断時においても各給水加
熱Z14.15へ熱源としてバイパスライン19内から
の抽気を導びくために、バイパスライン19のバイパス
弁20より下流側と各給水加熱器14.15との間をバ
イパス抽気ライン21.22によってそれぞれ連結して
いる。そして、通常時には各タービン抽気ライン16.
17から各給水加熱器14.15へタービンの抽気を導
びき、全負荷遮断時には他方の各バイパス抽気ライン2
1.22から各給水加熱器14.15へバイパスライン
19からの抽気を導びくために切換えFs構23を設け
ている。この切換え機構23は各タービン抽気ライン1
6.17と各バイパス抽気ライン21.22との各給水
加熱器14゜15への接続状態を切換えるものであり、
その構成各部は第1図において信号を示す破線をもって
相互に連結されている。本実施例においては、切換え機
構23としてタービン蒸気加減弁4およびバイパス弁2
0の他に、各バイパス抽気ライン21.22に抽気大口
弁24.25をそれぞれ設置ノ、更に発電機9の出力と
負荷のバランスを監視する出力負荷不平衡検出器26と
、この出力負荷不平衡検出器26からの指令を受けて合
弁4゜20.24.25を開閉制御するタービン制御器
27とを設けている。
次に、本実施例の作用を説明する。
通常運転時には、切換え機構23のタービン制御器27
によってタービン蒸気加減弁4を全開、バイパス弁20
.各抽気入口弁24.25を仝閉とさせ、従来と同様に
、原子炉圧力容器1からの主蒸気を全部高圧タービン5
および低圧タービン7に導ひいて発電機9を駆動さけて
発電を行なっている。同時に各給水加熱器14.15へ
は低圧タービン7、高圧タービン5の抽気が各タービン
抽気ライン16.17を通して送給される。これにより
所定温度に加熱された給水が給水ライン13を通して原
子炉圧力容器1内へ還流させられて行く。
一方、何らかの原因にJ:り電力系統に事故が発生し、
全負荷遮断が発生すると、発電機9の出力と負荷とのア
ンバランスを切換え漂構23の出力負荷不平衡検出器2
6が検知し、タービン制御器27へ出力負荷アンバラン
ス信号を送る。このタービン制御器27は出力負荷アン
バランス信号を受けるとタービン蒸気加減弁4へ急閉信
号を送って全開とさせ、バイパス弁20へ急閉信号を送
って全開どさせ、原子炉圧力容器1から送出されて来る
定格蒸気流量の主蒸気全部をバイパスライン19を通し
て復水器10ヘバイパスさUる。このバイパス時には、
低圧タービン7および高圧タービン5からの抽気が各給
水加熱器14.,15へ送給されなくなるので、タービ
ン制6[1器27は更に各抽気入口弁24.25へも開
信号を送って仝聞とさせ、バイパスライン19を流れる
主蒸気の−・部を抽気して各バイパス抽気ライン21.
22を通して各給水加熱器14.15へ熱源として送給
させる。これにより全負荷遮断後においても、給水ライ
ン13を流れる給水を各給水加熱314゜15によって
所定温度まで加熱した状態で原子炉圧力容器1内へ還流
させることが′C:きる。従って、給水の1ノ゛ブクー
ル増加を防止して、I6■子炉出力の上!Iや中性子束
高1へリップ等を防ぐことができる。
また、従来行なっていたSRIも必要なくなり、出力低
下時の外乱の印加もなくなり、S RIを行なうための
複貨[な選択制御棒の管理も不要となる。
このように本実施例に53いては全負荷遮断後において
も、原子炉出力を変化させることなく円滑に所内単独運
転に移行づることができる。
その後、電気系統の事故が修復されると切換え機構23
のタービン制御器27からタービン蒸気加減弁4へ全開
信号を送って全開とさせ、バイパスか20、各抽気大口
弁24.25へ全開信号を送って全開とさせ、高圧ター
ビン5および低圧タービン7を駆動させて発電機9によ
る通常の発電を再開させる。この発電の再開前において
も、原子炉は定格運転を継続しているものであるから、
発電機9による通常の発電を再開するまでに要lる復旧
時間は極めて短時間で済み、発電機の低下を防止するこ
とができる。
〔発明の効果〕
このように本発明の原子力発電設備は、発電機への全負
荷遮断が発生しても、給水の温度の低下を防止すること
ができ、しかもSRIを行なうことなく、原子炉出力を
減少さけないで所内単独運転へ円滑に移行することがで
きる等の効果を奏する。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の原子力発電設備の一実施例を示す系統
図、第2図は従来例の原子力発電設備を示ず系統図であ
る。 1・・・原子炉圧力容器、2・・・主蒸気ライン、4・
・・タービン蒸気加減弁、5・・・高圧タービン、7・
・・低圧タービン、10・・・復水器、14.15・・
・給水加熱器、16.17・・・タービン抽気ライン、
19・・・バイパスライン、20・・・バイパス弁、2
1.22・・・バイパス抽気ライン、23・・・切換え
機構、24゜25・・・抽気入口弁、26・・・出力負
荷不平衡検出器、27・・・タービン制御器。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、原子炉圧力容器からタービンへ主蒸気を導びく主蒸
    気ラインの途中より、定格蒸気流量の主蒸気を全部前記
    タービンをバイパスさせて復水器へ導びくバイパスライ
    ンと、前記タービンからの抽気を給水加熱器へ熱源とし
    て導びくタービン抽気ラインとを有する原子力発電設備
    において、前記バイパスラインの途中からの抽気を前記
    給水加熱器へ熱源として導びくバイパス抽気ラインを設
    け、このバイパス抽気ラインと前記タービン抽気ライン
    とを前記給水加熱器へ切換え接続する切換え機構を設け
    たことを特徴とする原子力発電設備。 2、切換え機構は、主蒸気ラインの途中に設けたタービ
    ン蒸気加減弁と、バイパスラインの途中に設けたバイパ
    ス弁と、バイパス抽気ラインの途中に設けた抽気入口弁
    と、発電量と負荷とのアンバランスを検出する出力負荷
    不平衡検出装置と、この出力負荷不平衡検出装置からの
    指令を受けて前記各弁を開閉させるタービン制御器とに
    より形成されていることを特徴とする特許請求の範囲第
    1項記載の原子力発電設備。
JP60188779A 1985-08-28 1985-08-28 原子力発電設備 Pending JPS6249103A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP60188779A JPS6249103A (ja) 1985-08-28 1985-08-28 原子力発電設備

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP60188779A JPS6249103A (ja) 1985-08-28 1985-08-28 原子力発電設備

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS6249103A true JPS6249103A (ja) 1987-03-03

Family

ID=16229641

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP60188779A Pending JPS6249103A (ja) 1985-08-28 1985-08-28 原子力発電設備

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS6249103A (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS59110044U (ja) * 1983-01-10 1984-07-25 のむら産業株式会社 穀物用調質タンク
JP2011157853A (ja) * 2010-01-29 2011-08-18 Chugoku Electric Power Co Inc:The 発電設備におけるタービンの熱回収装置および熱回収方法

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS59110044U (ja) * 1983-01-10 1984-07-25 のむら産業株式会社 穀物用調質タンク
JP2011157853A (ja) * 2010-01-29 2011-08-18 Chugoku Electric Power Co Inc:The 発電設備におけるタービンの熱回収装置および熱回収方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2809977B2 (ja) 制御装置
WO2023160444A1 (zh) 核电厂供热装置控制系统及方法
US3931503A (en) System for operating a boiling water reactor steam turbine power plant utilizing dual analog throttle pressure controllers
SE460317B (sv) Saett att reglera en kaernkraftsanlaeggning som har tvaa grupper av styrstavar, en grupp foer normal drift och en grupp foer snabbstopp
JPH0631814B2 (ja) 原子炉トリップの可変遅延装置
JPS6249103A (ja) 原子力発電設備
JPH0241715B2 (ja)
JP2006083731A (ja) 蒸気タービン発電設備及びその運転方法
JP3780789B2 (ja) 蒸気タービン装置
JPS5828689A (ja) 負荷喪失時の原子炉出力制御方法及び装置
JPH05134090A (ja) 全容量タービンバイパス原子力プラント
JPS61278790A (ja) 選択制御棒插入制御装置
JPS61223697A (ja) 原子力発電所における原子炉の出力制御装置
JPS63195595A (ja) 原子力発電所
JP3548644B2 (ja) タービン駆動給水ポンプ制御装置
JPH0346721B2 (ja)
JPH09257980A (ja) インターナルポンプシステム
JPS63285495A (ja) 原子炉制御装置
JPH0156716B2 (ja)
JPH0410597B2 (ja)
JPS61282706A (ja) 原子炉プラント
JPS60263896A (ja) 原子力発電プラント
JPH06109892A (ja) 原子炉出力制御装置
JPH0443996A (ja) 高速炉プラントの蒸気流量制御装置
JPH0566292A (ja) 原子炉スクラム抑制装置