JPH03220497A - 自然循環式沸騰水型原子炉 - Google Patents
自然循環式沸騰水型原子炉Info
- Publication number
- JPH03220497A JPH03220497A JP2013629A JP1362990A JPH03220497A JP H03220497 A JPH03220497 A JP H03220497A JP 2013629 A JP2013629 A JP 2013629A JP 1362990 A JP1362990 A JP 1362990A JP H03220497 A JPH03220497 A JP H03220497A
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- JP
- Japan
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- shroud
- reactor
- coolant
- flow rate
- steam
- 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.)
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- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For 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】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は炉心内に流入する冷却材の流量を可変として原
子炉出力を変更できるように構成した自然循環式沸騰水
型原子炉に関する。
子炉出力を変更できるように構成した自然循環式沸騰水
型原子炉に関する。
（従来の技術）
従来の沸騰水型原子炉は一般に第２図に示すように構成
されている。すなわち図中、符号１で示す原子炉圧力容
器内には中心部に炉心２が配置され、この炉心２を覆う
ように筒状のシュラウド３が配設されている。このシュ
ラウド３と原子炉圧力容器１との間隙の下部には複数の
再循環ポンプ４が配設されている。
されている。すなわち図中、符号１で示す原子炉圧力容
器内には中心部に炉心２が配置され、この炉心２を覆う
ように筒状のシュラウド３が配設されている。このシュ
ラウド３と原子炉圧力容器１との間隙の下部には複数の
再循環ポンプ４が配設されている。
炉心２における核反応によって生成した熱エネルギーを
得て、冷却水は高温高圧の蒸気となってシュラウド３内
を上方向に流れる。水と蒸気との混合流は、セパレータ
５によって水分が分離された後に、さらにドライヤ６に
導入され、ここで湿分が除去された後に、主蒸気管７を
通り、タービン８に導かれる。タービン８を駆動し仕事
をしたのちの蒸気はコンデンサ９において復水とされ、
二の復水は主給水管ｌＯを通り、再びシュラウド３の外
側の環状流路に流入する。
得て、冷却水は高温高圧の蒸気となってシュラウド３内
を上方向に流れる。水と蒸気との混合流は、セパレータ
５によって水分が分離された後に、さらにドライヤ６に
導入され、ここで湿分が除去された後に、主蒸気管７を
通り、タービン８に導かれる。タービン８を駆動し仕事
をしたのちの蒸気はコンデンサ９において復水とされ、
二の復水は主給水管ｌＯを通り、再びシュラウド３の外
側の環状流路に流入する。
ところで第２図に示すような強制循環式沸騰水型原子炉
においては、大型の再循環ポンプ４およびそれに付属す
る補助発電設備および制御装置などを装備する必要があ
るため、原子炉のシステム構成が複雑化し、設備費およ
び運転コストも高騰する問題点がある。
においては、大型の再循環ポンプ４およびそれに付属す
る補助発電設備および制御装置などを装備する必要があ
るため、原子炉のシステム構成が複雑化し、設備費およ
び運転コストも高騰する問題点がある。
近年、システムの簡素化と設備コスト、運転コストの低
減とを図る目的で再循環ポンプ４を装備しない自然循環
式沸騰水型原子炉の開発が進められている。この形式の
沸騰水型原子炉は、冷却材を強制的に循環させる機器を
設けず、シュラウド３の内外を流れる冷却材の密度差に
基づく自然循環力によって冷却材を循環させるものであ
る。
減とを図る目的で再循環ポンプ４を装備しない自然循環
式沸騰水型原子炉の開発が進められている。この形式の
沸騰水型原子炉は、冷却材を強制的に循環させる機器を
設けず、シュラウド３の内外を流れる冷却材の密度差に
基づく自然循環力によって冷却材を循環させるものであ
る。
（発明が解決しようとする課題）
しかしながら、上述した従来の自然循環式沸騰木型原子
炉においては、出力を変更する手段としては炉心の下部
から炉心に挿入される図示してない制御棒にのみ依存す
る事となる。一方、従来の強制循環式沸騰水型原子炉で
は再循環ポンプ４の回転数を変え、炉心流量を変更する
ことによっても容易に出力を変更させることができる０
例えば高出力運転中にタービントリップ等の異常現象が
発生した場合、制御棒を挿入して原子炉を停止するが、
何らかの異常によってこの制御棒の挿入が遅れたり、ま
たは挿入不能の場合、再循環ポンプ４を急速に停止する
ことによりバックアップの停止手段として用意されてい
るほう酸水注入系の作動を行うまでに原子炉出力を低下
させておくことができる。
炉においては、出力を変更する手段としては炉心の下部
から炉心に挿入される図示してない制御棒にのみ依存す
る事となる。一方、従来の強制循環式沸騰水型原子炉で
は再循環ポンプ４の回転数を変え、炉心流量を変更する
ことによっても容易に出力を変更させることができる０
例えば高出力運転中にタービントリップ等の異常現象が
発生した場合、制御棒を挿入して原子炉を停止するが、
何らかの異常によってこの制御棒の挿入が遅れたり、ま
たは挿入不能の場合、再循環ポンプ４を急速に停止する
ことによりバックアップの停止手段として用意されてい
るほう酸水注入系の作動を行うまでに原子炉出力を低下
させておくことができる。
ところが、自然循環式沸騰水型原子炉では、再循環ポン
プが設けられてないので、炉心へ流入する冷却材の炉心
流量を制御することはできず、制御棒のみが出力を低下
させる手段となっている。
プが設けられてないので、炉心へ流入する冷却材の炉心
流量を制御することはできず、制御棒のみが出力を低下
させる手段となっている。
このため、何らかの原因で制御棒の挿入が遅れたり挿入
不能の場合には高出力状態のままでほう酸水注入系作動
を待つため原子炉停止に要する時間が多く必要となる課
題がある。
不能の場合には高出力状態のままでほう酸水注入系作動
を待つため原子炉停止に要する時間が多く必要となる課
題がある。
本発明は上記ＩＩＭを解決するためになされたもので、
制御棒に異常が生じた場合等に、先ず出力を低下でき安
全性の高い自然循環式沸騰水型原子炉を提供することに
ある。
制御棒に異常が生じた場合等に、先ず出力を低下でき安
全性の高い自然循環式沸騰水型原子炉を提供することに
ある。
（課題を解決するための手段）
本発明は原子炉圧力容器内に配置した炉心で冷却材を加
熱し、その加熱された冷却材を炉心の外側を包囲して設
けたシュラウド内を上昇させ、そのシュラウドの上部に
設けたセパレータで前記加熱された冷却材中の蒸気を分
離し、その蒸気をセパレータの上方に設けたドライヤを
通して乾燥し、その乾燥された蒸気を原子炉圧力容器内
から主蒸気管を通してタービンへ導き、タービンで仕事
をした蒸気を復水し、その復水を主給水管を通して原子
炉圧力容器内へ冷却材として給水する再循環ポンプを使
用しない自然循環式沸騰水型原子炉において、前記主給
水管に炉心流量制御装置を設けるとともに、この炉心流
量制御装置に前記シュラウド内 流入するシュラウド内給水管と、シュラウド外給水管と
を接続してなることを特徴とする。
熱し、その加熱された冷却材を炉心の外側を包囲して設
けたシュラウド内を上昇させ、そのシュラウドの上部に
設けたセパレータで前記加熱された冷却材中の蒸気を分
離し、その蒸気をセパレータの上方に設けたドライヤを
通して乾燥し、その乾燥された蒸気を原子炉圧力容器内
から主蒸気管を通してタービンへ導き、タービンで仕事
をした蒸気を復水し、その復水を主給水管を通して原子
炉圧力容器内へ冷却材として給水する再循環ポンプを使
用しない自然循環式沸騰水型原子炉において、前記主給
水管に炉心流量制御装置を設けるとともに、この炉心流
量制御装置に前記シュラウド内 流入するシュラウド内給水管と、シュラウド外給水管と
を接続してなることを特徴とする。
（作用）
主給水管から炉心流量制御装置を通して流量配分された
冷却材は炉心を包囲するシュラウドの内側と外側にそれ
ぞれシュラウド内給水管と、シュラウド外給水管から流
入する。シュラウド内に流入される冷却材によってシュ
ラウド内に流れている蒸気泡がつぶれる。そのため、シ
ュラウド内の密度は低下し、シュラウド内外の密度差は
低下し、自然循環駆動力が低下し、炉心流量が低下する
ことになる。
冷却材は炉心を包囲するシュラウドの内側と外側にそれ
ぞれシュラウド内給水管と、シュラウド外給水管から流
入する。シュラウド内に流入される冷却材によってシュ
ラウド内に流れている蒸気泡がつぶれる。そのため、シ
ュラウド内の密度は低下し、シュラウド内外の密度差は
低下し、自然循環駆動力が低下し、炉心流量が低下する
ことになる。
したがって、シュラウド内に流量配分した冷却材の流量
を変更することによって炉心流量を変え、原子炉出力を
低下させてほう酸水注入と併せて安全に原子炉の停止を
行うことができる。
を変更することによって炉心流量を変え、原子炉出力を
低下させてほう酸水注入と併せて安全に原子炉の停止を
行うことができる。
（実施例）
第１図を参照しながら本発明に係る自然循環式沸騰水型
原子炉の一実施例を説明する。
原子炉の一実施例を説明する。
第１図中、符号１は沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器を
示しており、この原子炉圧力容器１内には炉心２が配置
されている。この炉心２は図示してない多数本の燃料集
合体が格子状にほぼ等間隔に炉心支持板によって林立さ
れてなるものである。
示しており、この原子炉圧力容器１内には炉心２が配置
されている。この炉心２は図示してない多数本の燃料集
合体が格子状にほぼ等間隔に炉心支持板によって林立さ
れてなるものである。
炉心２の外側は下方から上方に沿って延在する筒状シュ
ラウド３で包囲されている。シュラウド３の上部にはこ
のシュラウド３内の沸騰水と蒸気とを分離するためのセ
パレータ５が設けられている。
ラウド３で包囲されている。シュラウド３の上部にはこ
のシュラウド３内の沸騰水と蒸気とを分離するためのセ
パレータ５が設けられている。
このセパレータ５の上方には、このセパレータ５で分離
された蒸気を乾燥するためのドライヤ６が設けられてい
る。ドライヤ６で乾燥された蒸気は主蒸気管７を通して
タービン８へ送られる。主蒸気管７は原子炉圧力容器１
とタービン８との間を連結している。タービン８で仕事
をした後の蒸気はタービン８の下流側に設けたコンデン
サ９で冷却されて復水となる。コンデンサ９の出口側に
は原子炉圧力容器１内に復水を冷却材として給水する主
給水管１０が設けられている。この主給水管１０には炉
心流量制御装置１１が設けられている。この炉心流量制
御装置１１の出口側にはシュラウド３の内側に冷却材を
流入するためのシュラウド内給水管１２と、シュラウド
３の外側に冷却材を流入するためのシュラウド外給水管
１３が接続されている。
された蒸気を乾燥するためのドライヤ６が設けられてい
る。ドライヤ６で乾燥された蒸気は主蒸気管７を通して
タービン８へ送られる。主蒸気管７は原子炉圧力容器１
とタービン８との間を連結している。タービン８で仕事
をした後の蒸気はタービン８の下流側に設けたコンデン
サ９で冷却されて復水となる。コンデンサ９の出口側に
は原子炉圧力容器１内に復水を冷却材として給水する主
給水管１０が設けられている。この主給水管１０には炉
心流量制御装置１１が設けられている。この炉心流量制
御装置１１の出口側にはシュラウド３の内側に冷却材を
流入するためのシュラウド内給水管１２と、シュラウド
３の外側に冷却材を流入するためのシュラウド外給水管
１３が接続されている。
なお、図中符号１４は原子炉圧力容器１に流入された自
然循環する冷却材を示している。また、炉心■の下部か
ら図示してないが制御棒が挿抜自在に配設されている。
然循環する冷却材を示している。また、炉心■の下部か
ら図示してないが制御棒が挿抜自在に配設されている。
しかして、上記実施例に係る原子炉においては従来シュ
ラウド３の外側にのみ流入していた冷却材の一部を炉心
流量制御装置１１によってシュラウド３の内側に流入す
るように構成している。
ラウド３の外側にのみ流入していた冷却材の一部を炉心
流量制御装置１１によってシュラウド３の内側に流入す
るように構成している。
このため、炉心流量を低下させて出力を低下させたい場
合には、炉心流量制御装置１１によってシュラウド３内
へ注入する冷却材の給水流量の割合を増加させる。これ
によって、シュラウド３内の気泡をつぶし、シュラウド
３内の密度を増加させ、シュラウド３の内外密度差を減
少させ、炉心流量を低下させることができ、原子炉出力
を低下させることができる。
合には、炉心流量制御装置１１によってシュラウド３内
へ注入する冷却材の給水流量の割合を増加させる。これ
によって、シュラウド３内の気泡をつぶし、シュラウド
３内の密度を増加させ、シュラウド３の内外密度差を減
少させ、炉心流量を低下させることができ、原子炉出力
を低下させることができる。
本発明によれば、何らかの原因で制御棒の挿入が遅れた
り、挿入不能の場谷にあっても、炉心流量制御装置によ
って、炉心流量を低下させ、原子炉出力を低出力状態と
することができる。そしてこの後はう酸水注入系を作動
させて炉の停止を行うことができるので、原子炉の安全
上きわめて効果が大きい。
り、挿入不能の場谷にあっても、炉心流量制御装置によ
って、炉心流量を低下させ、原子炉出力を低出力状態と
することができる。そしてこの後はう酸水注入系を作動
させて炉の停止を行うことができるので、原子炉の安全
上きわめて効果が大きい。
第１図は本発明に係る自然循環式沸騰水型原子炉の一実
施例を示す概略構成図、第２図は従来の強制循環式沸騰
水型原子炉を示す概略構成図である。 １・・原子炉圧力容器、 ２・・・炉心。 ３・・・シュラウド、 ４・・・再循環ポンプ、５
・セパレータ、 ６・・ドライヤ、７・・・主
蒸気管、 ８・・タービン、９ ・コンデンサ、
１０・・・主給水管、１１−炉心流量制御装置、 １２・・・シュラウド内給水管、 １３・・・シュラウド外給水管、 １４・・・冷却材。 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１
名）
施例を示す概略構成図、第２図は従来の強制循環式沸騰
水型原子炉を示す概略構成図である。 １・・原子炉圧力容器、 ２・・・炉心。 ３・・・シュラウド、 ４・・・再循環ポンプ、５
・セパレータ、 ６・・ドライヤ、７・・・主
蒸気管、 ８・・タービン、９ ・コンデンサ、
１０・・・主給水管、１１−炉心流量制御装置、 １２・・・シュラウド内給水管、 １３・・・シュラウド外給水管、 １４・・・冷却材。 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１
名）
Claims (1)
- 原子炉圧力容器内に配置した炉心で冷却材を加熱し、そ
の加熱された冷却材を炉心の外側を包囲して設けたシュ
ラウド内を上昇させ、そのシュラウドの上部に設けたセ
パレータで前記加熱された冷却材中の蒸気を分離し、そ
の蒸気をセパレータの上方に設けたドライヤを通して乾
燥し、その乾燥された蒸気を原子炉圧力容器内から主蒸
気管を通してタービンへ導き、タービンで仕事をした蒸
気を復水し、その復水を主給水管を通して原子炉圧力容
器内へ冷却材として給水する再循環ポンプを使用しない
自然循環式沸騰水型原子炉において、前記主給水管に炉
心流量制御装置を設けるとともに、この炉心流量制御装
置に前記シュラウドの内側と外側に流量配分された冷却
材を流入するシュラウド内給水管と、シュラウド外給水
管とを接続してなることを特徴とする自然循環式沸騰水
型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2013629A JP2835120B2 (ja) | 1990-01-25 | 1990-01-25 | 自然循環式沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2013629A JP2835120B2 (ja) | 1990-01-25 | 1990-01-25 | 自然循環式沸騰水型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03220497A true JPH03220497A (ja) | 1991-09-27 |
| JP2835120B2 JP2835120B2 (ja) | 1998-12-14 |
Family
ID=11838529
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2013629A Expired - Lifetime JP2835120B2 (ja) | 1990-01-25 | 1990-01-25 | 自然循環式沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2835120B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2020165660A (ja) * | 2019-03-28 | 2020-10-08 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Ａｔｗｓ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉 |
| EP3953945A1 (en) * | 2019-04-11 | 2022-02-16 | GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | Use of isolation condenser and/or feedwater to limit core flow, core power, and pressure in a boiling water reactor |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101588183B1 (ko) * | 2014-10-14 | 2016-01-28 | 한국원자력연구원 | 복합순환 일체형 원자로 및 그 동작 방법 |
-
1990
- 1990-01-25 JP JP2013629A patent/JP2835120B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2020165660A (ja) * | 2019-03-28 | 2020-10-08 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Ａｔｗｓ対策設備やそれを備えた自然循環型沸騰水型原子炉 |
| EP3953945A1 (en) * | 2019-04-11 | 2022-02-16 | GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | Use of isolation condenser and/or feedwater to limit core flow, core power, and pressure in a boiling water reactor |
| JP2022528179A (ja) * | 2019-04-11 | 2022-06-08 | ジーイー－ヒタチ・ニュークリア・エナジー・アメリカズ・エルエルシー | 沸騰水型原子炉における炉心流量、炉心出力、および圧力を制限するための非常用復水器および／または給水の使用 |
| US11955248B2 (en) | 2019-04-11 | 2024-04-09 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Use of isolation condenser and/or feedwater to limit core flow, core power, and pressure in a boiling water reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2835120B2 (ja) | 1998-12-14 |
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