JPH0352593B2 - - Google Patents

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JPH0352593B2
JPH0352593B2 JP56061100A JP6110081A JPH0352593B2 JP H0352593 B2 JPH0352593 B2 JP H0352593B2 JP 56061100 A JP56061100 A JP 56061100A JP 6110081 A JP6110081 A JP 6110081A JP H0352593 B2 JPH0352593 B2 JP H0352593B2
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JP
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pressure
circuit
pressurizer
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discharge
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/09Pressure regulating arrangements, i.e. pressurisers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
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    • GPHYSICS
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    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • 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
    • 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
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    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Control Of Fluid Pressure (AREA)
  • Safety Valves (AREA)
  • Jet Pumps And Other Pumps (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、加圧水型原子炉の停止時の間1次回
路の圧力を制御する方法に、より詳細には、加圧
水型原子炉の加圧器のフラツデイングないし散水
時の間の制御方法に関する。
加圧水型原子炉の1次冷却回路は、1個以上の
ループを有し、各々のループにおいては水が1次
ポンプの作用の下に炉心と蒸気発生器との間に循
環され、蒸気発生器においては核分裂反応により
生じた熱が水に吸収され、蒸気発生器においては
この水から熱を受けた2次流体が蒸発し、ターボ
電気機械に蒸気が供給される。
原子炉が稼動している時、1次水は炉心部にお
いて320℃のオーダーの温度にあり、これを液体
の状態に保つには、1次回路の圧力は約158.1
Kg/cm2(155バール)に保たれている。この圧力
は、加熱又は冷水のスプレーを行なう加圧器の作
用により制御される。この圧力が低下する傾向を
示す時は、加熱器の水の一部を加熱管系により蒸
発させて、加圧器の上部ドームを占有する蒸気の
クツシヨンの容積及び圧力(この圧力は加圧器の
底部に開口している膨張管により1次回路全体に
伝達される)を増大させる。その反対に、加圧器
の上部にある蒸気相に冷水をスプレーすることに
より、蒸気の一部を凝縮させて、1次回路の圧力
を減少させる。
第1図において、太い1点鎖線でもつてきわめ
て概略的に表わした1次回路1は、炉心2、1次
ポンプ3及び蒸気発生器4を備えている。加圧器
5の膨張配管は、炉心2と蒸気発生器4との間の
熱水配管に連結されている。
化学及び容積制御回路(RCV回路)は、良く
知られているように、1次回路1の分路上に配設
されている。RCV回路は2つの連続した膨張段
をもつた排出配管8を備えている。第1の膨張段
即ち高圧段は、膨張オリフイス装置9によつて、
また第2の膨張段即ち低圧段は調節弁10によつ
てそれぞれ形成される。各々の膨張段の前方には
図示しない冷却装置が設けられている。排出配管
8の排出流量は、使用される膨張オリフイス装置
9のオリフイス数の関数である。
排出配管8中の圧力は、調節弁10により制御
され、調節弁10は、その直ぐ上流側の個所11
において生成され調節装置12に作用する圧力信
号の制御の下におかれている。RCV回路は、図
示しないレベル調節器を通常有する容積制御リザ
ーバー13を、調節弁10に続いて備えている。
RCV回路は、ポンプ15を有する供給配管14
により閉ループ状に形成され、ポンプ15は排出
された流体又は個所16から補充された付加水
を、供給調節弁17を介して1次回路1に再流入
させる。供給流量は個所19のところで測定され
た水のレベル及び供給調節弁17の下流側の個所
20において測定された流量信号に従うように調
節器18を介し制御される。
加圧器5の蒸気相上に冷水をスプレーするスプ
レー回路22は、供給配管14への分路を形成
し、スプレー制御弁23に至つている。
原子炉を停止させようとする時は、制御棒の降
下により核反応を確実に終了させた後、1次回路
1を比較的低い温度及び圧力に徐々にもち来たす
ことが必要になる。
30.6Kg/cm2(30バール)の圧力及び約180゜の温
度とし得る第1相においては、全ループを一様に
冷却させるために少くとも1つの1次ポンプを作
動状態に保ちながら主凝縮器又は大気への蒸気の
排出に着手する。それと同時に、ポンプを作動さ
せるに必要な最小の値を保ちながら圧力値を減少
させるために加圧器内においてスプレーに着手す
る。この第1相の間に加圧器5中の1次水は飽和
平衝において気−液2相状態になつている。
それに続く第2相では、1次ポンプを作動状態
に保ちながら、1つの閉回路により構成される原
子炉の停止時冷却回路(RRA回路)を働かせる
と共に、各第1次ループについて取出し及び圧入
を行うが、この圧入の一部はRCV回路の個所2
5(第1図)において行われる。しかし70゜の温
度達成が望まれるこの第2相の間に、1次ポンプ
の最低作動圧力である少くとも23.46Kg/cm2(23
バール)の圧力を維持せねばならない。この条件
は加圧器5の膨張配管に対する非常に大きな熱歪
みを防止しようとするならば、単相の環境によつ
てのみ実現され得る。従つて、この第2相につい
ては、加圧器5の頂部にある蒸気の気泡を消失さ
せることが必要になる。
最初の2相状態では、1次圧力を制御するのは
加圧器であるが、それに続く第2相では、1次圧
力は、排出配管8の調節弁10により調節され、
その場合供給調節弁17は、加圧器5の液レベル
が一定且つ最大であるため、或る一定の目標流量
値をもつている。排出配管8の流量は、或る大き
な圧力降下のために予定された高圧膨張オリフイ
ス装置9のオリフイスによつては供給されず、こ
の流量は、RRA回路の個所25への圧入によつ
て得られる。
しかし気泡の消失は、2相状態と単相状態との
中間で、或る中間相を通過し、この時には気泡は
加圧器の上部の下方部分を占めているにすぎず、
この中間相の間は液位の変化ないし推移を追跡で
きない。その理由は、一連のスプレーノズルに近
い加圧器ドームの上部に測定要素を配設すること
が困難なためである。この中間相においては、低
圧の排出弁10による通常の制御には、基準圧と
して直接に1次圧力が用いられず、静的にも動的
にもこの1次圧力を表わさない或る回路の圧力が
用いられる、という不つごうが存在する。このよ
うな回路の圧力は、加圧器の上部の蒸気気泡を消
失させる最終相において1次回路の圧力を信頼で
きるように制御するには不充分である。
急激な圧力変動に対しては気泡は熱を吸収しな
い断熱系を構成する。気泡は圧力の作用下で再吸
収すなわち消失させることが困難となる。という
のは、この消失は温度の再平衝化を経なければな
らず、この温度の再平衝化は長期間を要するから
である。また注入流量及び排出流量の検査による
気泡の推移の間接的な観察は、温度変化の効果に
基づいて、1次回路の容積変化により、誤りを含
んだものになる。こうした気泡の推移についての
不正確さのため、1次流体が予想外の過圧の下に
おかれ、停止時冷却回路の開弁などをひき起こす
ことがある。
本発明によれば、ほぼ一定の圧力の下において
の1次ポンプの作動並びに気泡の推移の監視によ
り、有効にしかも的確に、加圧器の蒸気の気泡の
加圧器の上部の下方部分を消失させることができ
る。
本発明によれば、液位検出が働らかなくなる加
圧器の上部に液位が到達した時、供給配管に一定
の流量を保ち、1次回路の圧力の直接測定値に基
づいて速動型の調節装置により排出流量を制御
し、次に加圧器に対する連続的なスプレーに取り
かかり、加圧器内にての凝縮による圧力低下によ
り直接惹起される排出流量の減少を検出し、これ
を新たなスプレーが排出流量に対しもはや効力を
示さなくなるまで行い、その場合に冷却が排出調
節弁による圧力制御でもつて続けられるようにす
るものである。
本発明の好ましい実施態様による制御方法は、
1次回路の圧力の直接測定値に基づいた排出調節
弁の調節装置よりも応答速度の遅い調節速度を使
用し、排出流量の変動の測定値に基づいてスプレ
ー制御弁の流量を制御することにより自動化され
る。
第2図に示した本発明の好ましい実施例につい
て以下に詳述する。
個所19において得た加圧器5の水位を表わす
信号は、切替装置30を介して、供給調節弁17
の調節装置18に供給される。同様に排出調節弁
10の調節装置12は、圧力計11に切替装置3
1を介し接続され、切替装置31は比較器33の
出力信号を他方の接点に受ける。比較器33は、
原子炉の1次回路1に直接取付けた圧力計34の
信号を受け、目標圧力値を表わす信号は導線35
を経て比較器33に供給される。
特にスプレー量制御弁23は、切替装置37を
介し比較器38の出力信号を受ける調節装置36
により制御される。比較器38は排出配管8の調
節弁10の下流側に配設された流量計40の信号
と、供給配管の調節弁17の下流側に配設された
流量計41の信号とを受ける。増加−減少回路4
2(majorateur−minorateur)は流量計41と
比較器38との間に介在されている。
3つの切替装置30,31,37を第2図の位
置と逆の左方にセツトすると、全体の装置は、第
1図に示した状態と同一の状態になる。この状態
において、1次回路1の冷却の第1相が行われ、
即ち1次回路1の連続的なスプレーと、高圧膨張
オリフイス装置9のオリフイスの下流側圧力の関
数としての排出流量の制御と、加圧器5の内部の
水位の関数としての供給流量制御とが行われる。
水位が加圧器5の上部に到達してそれ以上の水
位の変化を正確に追跡できなくなると、切替装置
30,31,37を第2図の位置にセツトし、互
に結合された異なる反応速度をもつ2つの制御経
路を動作させることにより、気泡の自動消失を行
わせる。
供給量は、個所19においての測定から調節装
置18が切離された調節弁17によつて、一定の
値に保たれる。
個所34において測定された実際の1次圧力
と、導線35に供給される目標圧力との、比較器
33においての比較結果は、応答速度の早い調節
装置12によつて、調節弁10の開放を制御し、
或る排出流量を生ずる。この排出流量は流量計4
0において測定され、個所41において測定した
排出流量から増加−減少回路42により減少を行
つて得た目標流量と、比較器38において比較さ
れる。この比較の結果としての信号は、制御弁2
3の開放を制御して加圧器5のスプレーを行わせ
る応答速度が比較的おそい調節装置36に供給さ
れる。このスプレーは蒸気の凝縮と1次圧力の減
少とをひき起こす。1次圧力の低下は、圧力計3
4−比較器33−調節装置12の経路により、調
節弁10の開度の減少として直ちに現出され、ス
プレーは排出流量が減少して目標値となるまで保
持される。この作動は、増加−減少回路42によ
る減少の作用が排出流量に対してもはや効力をも
たなくなるまで反復される。この時には気泡は確
実に消失している。この時点では実際には等価の
容量の水による置換を必要とする蒸気の凝縮は生
ぜず、恰も全供給量が加圧器5のスプレーの方に
分路されることなく1次回路1の配管中に直接導
入されるかのような動作が行われる。その場合の
スプレーのただ1つの効果は、加圧器5を冷却し
て加圧器5の温度と1次回路1の温度とを均一化
することである。
気泡が消失した後は排出調節弁10による圧力
調節をもつて冷却が続けられる。
蒸気の気泡の完全なフラツデイングの前に制御
モードを切替える機能及び段階的或いは連続的な
気泡消失終了へのスプレーの制御機能をマイクロ
プロセツサーに組込むことによつて更に自動化を
完全にすることもできる。
また加圧器5の内部の蒸発加熱管を制御するた
めに調節装置36と同様の調節装置を使用するな
らば、上述した制御経路を、単相状態から2相状
態への移行のためにも使用し得る。個所41の供
給流量測定信号について増加−減少回路42にお
いて増加させた目標信号を比較器38のため形成
してもよく、その場合には、増加−減少回路42
において信号を減少させた上記実施例の場合とは
逆の作動が行われる。
本発明は上述した実施例のみに限定されず、細
部の構造又は均等物置換のみについて相違するに
すぎない他の全ての変形も本発明の範囲に包含さ
れる。即ち手動により制御方法を実施することも
でき、その場合は制御弁23を直接操作して次々
にスプレーを行わせ、スプレーにより蒸気が凝縮
し、従つて1次回路の圧力が低下し、排出流量の
即時的な変化が生じたかどうかを、流量計40に
よる簡単な測定により検出することもできる。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来の制御回路の概略的な配列図、第
2図は本発明による制御方法に使用される制御回
路を示す第1図に対応する配列図である。 符合の説明、1…1次回路、5…加圧器、10
…排出調節弁、12…調節装置、13…容積制御
リザーバー、14…供給配管、15…1次ポン
プ、17…供給調節弁、34…個所。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 加圧水型原子炉停止時にその1次回路の圧力
    を制御する方法であつて、1次回路の分流回路で
    あり、1次回路の排出弁を持つた容積制御回路
    と、容積制御タンクと、供給調節弁を通して上記
    1次回路へ再注入するためのポンプとを有する容
    積制御回路を備え、該第1次回路が、蒸気相に散
    水するための回路を備えた蒸気−液体加圧器に連
    結され、該蒸気相が容積制御回路の供給配管を通
    して供給されかつ弁によつて制御されるところの
    装置を使用するための方法であり、 二次蒸気の排出による1次回路の冷却時に、加
    圧器に収容された蒸気に冷たい水を連続的に散水
    し、1次回路の排出量を排出弁の上流及び上流膨
    張段の下流で直接に取つた圧力測定値の関数とし
    て制御し、かつ該排出量を加圧器内の液位の関数
    として制御し、液位が加圧器の上方部分に届き、
    液位検出が不可能となつたとき、 (a) 供給配管に一定の流量を維持し、 (b) 上記1次回路の圧力の直接測定に基づいて迅
    速型の調節装置により排出流量を制御し、 (c) 参照値に対して排出量を減少させるために、
    上記加圧器において最初の連続散水をなし、 (d) 散水後に、加圧器における凝縮によつて生じ
    る圧力低下によつて直ちに発生する排出量の減
    少を検出し、 (e) 散水が排出量に影響を与えなくなるまで連続
    散水と上記検出を続け、 (f) 上記排出弁によつて、圧力調節装置を介して
    加圧器を連続的に冷却する ことを特徴とする加圧型原子炉の1次回路圧力の
    制御方法。 2 上記1次回路の圧力の直接測定に基づいた排
    出弁の調節装置よりもおそい応答速度の調節装置
    を使用し、排出流量の変動の測定に基づき散水制
    御弁の流量を自動制御する特許請求の範囲第1項
    記載の加圧型原子炉の1次回路圧力の制御方法。
JP6110081A 1980-05-14 1981-04-22 Method of controlling primary circuit pressure of pwr type reactor Granted JPS577596A (en)

Applications Claiming Priority (1)

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FR8010874A FR2482760A1 (fr) 1980-05-14 1980-05-14 Procede de regulation de la pression du circuit primaire pendant les phases de mise a l'arret d'un reacteur nucleaire a eau sous pression

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS577596A JPS577596A (en) 1982-01-14
JPH0352593B2 true JPH0352593B2 (ja) 1991-08-12

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Country Status (10)

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EP (1) EP0040160B1 (ja)
JP (1) JPS577596A (ja)
KR (1) KR860000505B1 (ja)
BR (1) BR8102757A (ja)
DE (1) DE3160354D1 (ja)
ES (1) ES8507284A1 (ja)
FR (1) FR2482760A1 (ja)
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ZA (1) ZA812667B (ja)

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