JPH0194293A - 軽水冷却軽水減速型原子炉炉心の反応度制御方法 - Google Patents

軽水冷却軽水減速型原子炉炉心の反応度制御方法

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Publication number
JPH0194293A
JPH0194293A JP62251839A JP25183987A JPH0194293A JP H0194293 A JPH0194293 A JP H0194293A JP 62251839 A JP62251839 A JP 62251839A JP 25183987 A JP25183987 A JP 25183987A JP H0194293 A JPH0194293 A JP H0194293A
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JP
Japan
Prior art keywords
water
boric acid
pipe
valve
reactor
Prior art date
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Pending
Application number
JP62251839A
Other languages
English (en)
Inventor
Yasuo Komano
駒野 康男
Hiroshi Sano
宏 佐野
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.)
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Atomic Power Industries Inc
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Filing date
Publication date
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Publication of JPH0194293A publication Critical patent/JPH0194293A/ja
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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

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。

Description

【発明の詳細な説明】 (イ)発明の目的 [産業上の利用分野] この発明は軽水冷却軽水減速型の加圧水型原子炉炉心の
反応度制御方法、特に、炉心の低温状態と高温状態との
変化に対応した反応度補償技術に関するものである。
[従来の技術] 加圧水型原子炉における反応度制御設備としては、制御
棒、1次冷却材中硼素(ケミカルシムと称する)及びバ
ーナプルポイズンがある。このうち1次冷却材中硼素の
役目としては、 ■低温状態と高温状態との変化に対応した反応度補償 ■キセノン、サマリウム蓄積・崩壊の反応度補償■燃料
の燃焼による反応度補償 がある。
この1次冷却材中硼素は、その濃度を変更することによ
り反応度調整する。
[発明が解決しようとする問題点] しかるに、この1次冷却材中硼素による反応度制御技術
は、これを実施するための設備としては、大容量の硼酸
タンク、硼酸ポンプ、硼酸混合器、硼酸補給タンク、l
l!!回収装置、配管等の設備が必要となり、装置が大
型化、複雑化しかつコストも高くなる。
そこで、次にコスト低減のために、ケミカルシムを削除
することが考えられる。この時、前記のケミカルシムの
役目を他の手段で補う必要があるが、これをバーナプル
ポイズン棒の増加及び制御棒体数の増加で補った場合、
バーナプルポイズンの増加はあまり問題とならないが、
高価な制御棒体数が現行の約3.5倍程度必要となり、
逆にコスト増加になってしまう。
このように、制御棒体数が大幅に増加する理由は、高温
から低温への反応度変化が大きいことに加え、低温状態
では、高温状態に比べ制御棒及びバーナプルポイズンの
反応度抑制効果が小さくなることによる。小さくなる理
由は、低温状態では水の密度が高くなり、そこで中性子
が減速散乱及び吸収される確率が増え、制御棒やバーナ
プルポイズンに吸収される確率が減り、反応度抑制効果
が小さくなるためのである。しかし、前記役目の■、■
をバーナプルポイズンの増加及び制御棒体数の増加によ
り補い、■の役目を簡単な設備で補えれば、制御棒体数
の増加も約1.5倍程度で済み、全体のコストの低減を
はかることができる。
このようなことからケミカルシムの■の役目を簡単な設
備で代替できる技術の開発が望まれている。
この発明は上記の如き事情に鑑みてなされたものであっ
て、簡単な設備でケミカルシムの低温状態と高温状態と
の変化に対応した反応度補償の機能を肩代りすることが
できる反応度制御方法を提供することを目的とするもの
である。
(ロ)発明の構成 U問題を解決するための手段] この目的に対応して、この発明の軽水冷却軽水減速型原
子炉炉心の反応度制御方法は、軽水冷却軽水減速型原子
炉の炉心を冷却材が通る冷却材領域と水と硼酸水との置
換が可能な水置換領域に分離し、炉心の高温停止状態に
おいて前記水置換領域内の水を硼酸水と置換することを
特徴としている。
以下、この発明の詳細を一実施例を示す図面について説
明する。
第1図にはこの発明の軽水冷却軽水減速型原子炉炉心の
反応度制御方法を実施する場合に使用する反応度制御設
備が示されている。
第1図において1は反応度制御設備であり、反応度制御
設備1は燃料集合体2と水置換系3とを備えている。
燃料集合体2は、上部ノズル7、下部ノズル8、支持格
子11と制御棒案内シンプル12で構造材を成し、上部
ノズル7と下部ノズル8の間に燃料棒13と水置換管1
4及び炉内計装用管6が納められる。
水置換管14は1燃料束合体あたり1本または複数本有
り、上端は密閉された中空管である。水置換管は複数本
ごとに1組をなし、1組における水置換管は下部ノズル
8のレッグ部分で連結管15によって連結されている。
連結管15は、水または硼酸水の注入、排出のための接
続口16を持つ。一方、水置換系3は注入管17a、1
7b、水給排系20、硼酸水給排系30を有する。
下部炉心構造物側の注入管17aは、各燃料集合体への
注入口18を持ち、下部炉心板21の下側で連結されて
原子炉容器22側の注入管17bと接続位置23で接続
している。
注入管17bは、原子炉容器22を貫通しバルブ■7を
経て水給排系20と硼酸水給排系3oが接続されている
。水給排系20は水タンク24及び水供給ポンプ25を
備えている。硼酸水給排系30は硼酸水タンク26及び
硼酸水供給ポンプ27を備えている。
注入管17bは原子炉容器22を貫通した後4本の分岐
管28a−dに分岐する。
分岐管28aはバルブV1を経て水タンク24の液相部
へ通じている。
分岐管28bはバルブ■2を経て硼酸水タンク26の液
相部へ通じている。
分岐管28cは水タンク24の液相部がら水供給ポンプ
25を経てバルブv3にいたり、注入管17bに接続し
ている。
分岐管28dは硼酸水タンク26の液相部がら硼酸水供
給ポンプ27を経てバルブv4にいたり、注入管17b
に接続している。
−〇 − 原子炉容器22の外部の注入管17bは原子炉容器22
より下方に配置されている。これは、水置換管14内の
水または硼酸水と水タンク24または硼酸水タンク26
の間の差圧だけでなく、重力によっても水または硼酸水
が流れ落ちることを考慮したものである。
なお、水タンク24は配管31を介して給水設備に接続
し、かつ配管32を介して廃棄物処理設備に接続してい
る。
また硼酸水タンク26は配管33を介して硼酸水供給設
備に接続している。
[作用] この発明の反応度制御方法は以上のように構成された設
備を使用して次のようになされる。
1次冷却材を低温状態から高温状態とすると反応度は低
くなる。これは、低温状態の方が、水の密度が高く、核
分裂を起こす確率が高い熱中性子束が多くなるからであ
る。このため、低温状態では、高温状態に比べて、反応
度を多く抑制する必要がある。
このため、低温状態では、水置換領域には硼酸水を満た
し、硼酸中の硼素の熱中性子吸収により反応度を抑制す
る。出力運転する前に高温停止状態において、減圧によ
り硼酸水を排出し、その後、水に置換する。原子炉を低
温停止にする場合、その前の高温停止状態で、同様の方
法で水を硼酸水に置換する。
この操作は具体的には次のステップによって行う。
a、起動前、水置換管14は硼酸水で充満されている。
b、原子炉容器22の蓋をして、1次冷却材を昇温し、
高温停止状態になったところでバルブV2を開き、水置
換管14内の硼酸水を硼酸水タンク26の中に移動させ
る。この際、水置換管14内の水は、フラッシング及び
水頭差によって落下することとなる。水置換管14内の
硼酸水がなくなったら、バルブv2を閉じる。
C1次にバルブV3を開き、水供給ポンプ25を作動さ
せて、水置換管14内に水を注入する。
水置換管14内を水で充満させた後バルブ■3を閉じる
d、この状態で、運転を開始する。運転中は、水置換系
3の圧力は、圧力計P1で監視し、1次系の圧力よりも
高くなったらバルブv1を開いて水置換管14内の水を
水タンク24に移動させることにより減圧し、逆に1次
系の圧力よりも低くなったらバルブV3を開き、水供給
ポンプ25を作動させることによって加圧する。
e、プラントを停止する場合は、高温停止状態になった
ところで、バルブV、を開き、水置換管171内の水を
水タンク24の中に移動させる。
水置換管14内の水がなくなったらバルブV1を閉じる
f0次にバルブ■4を開き、硼酸水供給ポンプ27を作
動させて水置換管14内に硼酸水を注入する。水置換管
14内を硼酸水で充満させた後、バルブV4を閉じる。
q、この状態で1次冷却系の冷却を開始し、プラントを
低温停止状態とする。
(ハ)発明の効果 このように、この発明の反応度制御方法によれば、炉心
の低温状態と高温状態との変化に対応した反応度補償を
することが出来るので、この機能を果していた従来のケ
ミカルシムを削除でき、これに伴って、大容量の硼酸タ
ンク、硼酸ポンプ、硼酸補給タンク、硼酸回収装置等を
削除できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は反応度制御設備の構成説明図、及び第2図は燃
料集合体の横断面説明図である。 1・・・反応度制御設備  2・・・燃料集合体  3
・・・水置換系  6・・・炉内計装用管  7・・・
上部ノズル  8・・・下部ノズル  11・・・支持
格子12・・・制御棒案内シンプル  13・・・燃料
棒14・・・水@換管  15・・・連結管  16・
・・接続口  17a、17b・・・注入管  18・
・・注入口20・・・水給排系  21・・・下部炉心
板  22・・・原子炉容器  23・・・接続位置 
 24・・・水タンり  25・・・水供給ポンプ  
26・・・硼酸水タンク  27・・・硼酸水供給ポン
プ  28a〜d・・・分岐管  30・・・硼酸水給
排系  31,32゜33・・・配管

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 軽水冷却軽水減速型原子炉の炉心を冷却材が通る冷却材
    領域と水と硼酸水との置換が可能な水置換領域に分離し
    、炉心の高温停止状態において前記水置換領域内の水を
    硼酸水と置換することを特徴とする軽水冷却軽水減速型
    原子炉炉心の反応度制御方法
JP62251839A 1987-10-06 1987-10-06 軽水冷却軽水減速型原子炉炉心の反応度制御方法 Pending JPH0194293A (ja)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2010119840A1 (ja) * 2009-04-14 2010-10-21 三菱重工業株式会社 原子炉

Cited By (4)

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