JPH0361920B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0361920B2 JPH0361920B2 JP59024720A JP2472084A JPH0361920B2 JP H0361920 B2 JPH0361920 B2 JP H0361920B2 JP 59024720 A JP59024720 A JP 59024720A JP 2472084 A JP2472084 A JP 2472084A JP H0361920 B2 JPH0361920 B2 JP H0361920B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- heat exchanger
- liquid level
- pressure vessel
- nuclear reactor
- water
- 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
-
- 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)
- Production Of Liquid Hydrocarbon Mixture For Refining Petroleum (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、例えば、都市周辺に設置される多目
的小型、中型の原子炉として好適な沸騰水型原子
炉に関する。
的小型、中型の原子炉として好適な沸騰水型原子
炉に関する。
第１図において、従来の一般的な沸騰水型原子
炉（以下、BWR）の概略を示す。第１図に、圧
力容器１内に装荷された炉心２の出力は制御棒３
を操作することにより調節されるようになつてい
る。この炉心２で発生した熱は再循環系４により
炉心２の上部に蒸気および水の二相の形で取り除
かれる。５はジエツトポンプである。蒸気および
水の二相は気水分離器６ならびに蒸気乾燥機７に
よつて分離され、蒸気のみが主蒸気ライン８およ
び蒸気加減弁９を介してタービン１０へ供給され
る。タービン１０へ導かれた蒸気は復水器１１に
より水に還元され、給水ポンプ１２により再び圧
力容器１に戻される。
炉（以下、BWR）の概略を示す。第１図に、圧
力容器１内に装荷された炉心２の出力は制御棒３
を操作することにより調節されるようになつてい
る。この炉心２で発生した熱は再循環系４により
炉心２の上部に蒸気および水の二相の形で取り除
かれる。５はジエツトポンプである。蒸気および
水の二相は気水分離器６ならびに蒸気乾燥機７に
よつて分離され、蒸気のみが主蒸気ライン８およ
び蒸気加減弁９を介してタービン１０へ供給され
る。タービン１０へ導かれた蒸気は復水器１１に
より水に還元され、給水ポンプ１２により再び圧
力容器１に戻される。
一方、第２図に従来の一般的な加圧水型原子炉
（以下、PWR）の概略を示す。第２図に示すよう
に、PWRにおいても圧力容器１に装荷された炉
心２の出力を制御棒３の操作により調節してい
る。炉心２で発生した熱は冷却水にうばわれて再
循環系４を経て熱交換器１４に導かれる。熱交換
器１４の１次側から２次側へ移動した熱は２次系
ポンプ１５の循環水を介してタービン等へ導かれ
る。また、PWRでは１次系の圧力を制御する加
圧器１３が設けられて蒸気相部が形成されている
が、圧力容器１、熱交換器１４ならびに再循環系
４は液相のみである。
（以下、PWR）の概略を示す。第２図に示すよう
に、PWRにおいても圧力容器１に装荷された炉
心２の出力を制御棒３の操作により調節してい
る。炉心２で発生した熱は冷却水にうばわれて再
循環系４を経て熱交換器１４に導かれる。熱交換
器１４の１次側から２次側へ移動した熱は２次系
ポンプ１５の循環水を介してタービン等へ導かれ
る。また、PWRでは１次系の圧力を制御する加
圧器１３が設けられて蒸気相部が形成されている
が、圧力容器１、熱交換器１４ならびに再循環系
４は液相のみである。
以上のように、従来のBWR、PWRのいずれに
おいても、炉心２の出力を変える場合には制御棒
３を操作することにより調節するのが一般的であ
つた。
おいても、炉心２の出力を変える場合には制御棒
３を操作することにより調節するのが一般的であ
つた。
しかし、都市周辺に設置される多目的中小型炉
等においては、炉心の健全性を維持するための運
転管理（PCIOMR：ならし運転）の制約上、日
間負荷変動等の負荷の急増や急低下に対応するこ
とは困難である。すなわち、炉心の健全性維持の
立場から制御棒を急速に挿入したり引抜いたりす
ることは好ましくなく、急激な負荷変化に耐える
燃料を製作するにはプラント全体のコスト高とな
つて実用的でない。また、従来のBWRにおいて
制御棒の操作以外の出力変化調整手段として、給
水ポンプや再循環系ポンプによる流量制御を行う
ことが考えられるが、構成および操作上の複雑化
を招き、これも実用的でない。
等においては、炉心の健全性を維持するための運
転管理（PCIOMR：ならし運転）の制約上、日
間負荷変動等の負荷の急増や急低下に対応するこ
とは困難である。すなわち、炉心の健全性維持の
立場から制御棒を急速に挿入したり引抜いたりす
ることは好ましくなく、急激な負荷変化に耐える
燃料を製作するにはプラント全体のコスト高とな
つて実用的でない。また、従来のBWRにおいて
制御棒の操作以外の出力変化調整手段として、給
水ポンプや再循環系ポンプによる流量制御を行う
ことが考えられるが、構成および操作上の複雑化
を招き、これも実用的でない。
本発明は、充分な信頼性、安全性を確保し、か
つ簡単な構成にて、需要に応じた負荷の急変に対
応して容易に炉心出力を追従制御しうるBWRを
提供することを目的とする。
つ簡単な構成にて、需要に応じた負荷の急変に対
応して容易に炉心出力を追従制御しうるBWRを
提供することを目的とする。
上記目的を達成するために、本発明は、BWR
において、熱交換器の１次系内の液相部および蒸
気相部の割合を液位に応じて調整することにより
２次系への交換熱量を制御するようにした点に特
徴を有する。
において、熱交換器の１次系内の液相部および蒸
気相部の割合を液位に応じて調整することにより
２次系への交換熱量を制御するようにした点に特
徴を有する。
すなわち、交換熱量を増加させると、圧力容器
に戻る冷却水のサブクールが増加し、炉心のボイ
ド率が低下する。これにより、炉心の出力が上昇
する。一方、交換熱量を減少させると、圧力容器
に戻る冷却水のサブクールが減少し、炉心のボイ
ド率が上昇する。これにより、炉心の出力が降下
する。
に戻る冷却水のサブクールが増加し、炉心のボイ
ド率が低下する。これにより、炉心の出力が上昇
する。一方、交換熱量を減少させると、圧力容器
に戻る冷却水のサブクールが減少し、炉心のボイ
ド率が上昇する。これにより、炉心の出力が降下
する。
このように本発明によれば、BWR固有のボイ
ド反応度を利用することにより、負荷に応じた交
換熱量ならびに炉心出力を熱交換器の１次側液位
で制御できる。
ド反応度を利用することにより、負荷に応じた交
換熱量ならびに炉心出力を熱交換器の１次側液位
で制御できる。
以下、本発明によるBWRの各実施例を図面に
基づいて説明する。
基づいて説明する。
第３図に本発明の実施例を示す。第３図におい
て第１図または第２図と同一の部分には同一の符
号を用いて以下説明する。
て第１図または第２図と同一の部分には同一の符
号を用いて以下説明する。
まず、配管系について述べる。炉心２より発生
した熱は圧力容器１内において蒸気となり、熱交
換器１４の１次側に送られる。この蒸気の熱は熱
交換器１４において２次側に冷却水にうばわれ、
蒸気は凝縮する。２次側に移動した熱は２次系ポ
ンプ１５により各負荷に供給される。また、熱交
換器１４で凝縮した蒸気は熱交換器１４の１次側
に蓄積され、液相部が形成される。そして、蓄積
した冷却水は再循環系４の再循環系ポンプ１８お
よび制御弁１７を介して再び圧力容器１に戻され
る。以下同様のサイクルをくり返して熱出力が取
出される。
した熱は圧力容器１内において蒸気となり、熱交
換器１４の１次側に送られる。この蒸気の熱は熱
交換器１４において２次側に冷却水にうばわれ、
蒸気は凝縮する。２次側に移動した熱は２次系ポ
ンプ１５により各負荷に供給される。また、熱交
換器１４で凝縮した蒸気は熱交換器１４の１次側
に蓄積され、液相部が形成される。そして、蓄積
した冷却水は再循環系４の再循環系ポンプ１８お
よび制御弁１７を介して再び圧力容器１に戻され
る。以下同様のサイクルをくり返して熱出力が取
出される。
次に、以上のように構成されたBWRの出力制
御について述べる。熱交換器１４の一般的な特性
として“１次側に蒸気、２次側に水”という形の
熱交換は、〓１次側に水、２次側に蒸気”という
形での熱交換よりも大きい（２〜10倍）ことが確
認されている。このことを利用し、熱交換器１４
の１次側における蒸気相部と液相部との割合を調
節することにより交換熱量を制御することがで
き、したがつて原子炉出力を制御することができ
る。
御について述べる。熱交換器１４の一般的な特性
として“１次側に蒸気、２次側に水”という形の
熱交換は、〓１次側に水、２次側に蒸気”という
形での熱交換よりも大きい（２〜10倍）ことが確
認されている。このことを利用し、熱交換器１４
の１次側における蒸気相部と液相部との割合を調
節することにより交換熱量を制御することがで
き、したがつて原子炉出力を制御することができ
る。
出力制御装置は、熱交換器１４の１次系に設け
られた液位計１６と、その計測信号Ｌに応じて熱
交換器１４の１次側の液位を制御する制御装置と
より構成される。制御装置としては、再循環系ポ
ンプ１８を用いてその吐出量を制御するようにす
るか、あるいは制御弁１７を用いてその弁開度を
制御するようにする。このようにすることによ
り、液位計１６により熱交換器１４の１次側の液
位を計測すれば蒸気相部と液相部との割合を知る
ことができるので、再循環系ポンプ１８あるいは
制御弁１７を制御することによつて所望の出力を
得ることができる。
られた液位計１６と、その計測信号Ｌに応じて熱
交換器１４の１次側の液位を制御する制御装置と
より構成される。制御装置としては、再循環系ポ
ンプ１８を用いてその吐出量を制御するようにす
るか、あるいは制御弁１７を用いてその弁開度を
制御するようにする。このようにすることによ
り、液位計１６により熱交換器１４の１次側の液
位を計測すれば蒸気相部と液相部との割合を知る
ことができるので、再循環系ポンプ１８あるいは
制御弁１７を制御することによつて所望の出力を
得ることができる。
以上のように構成されたBWRの各部の特性を
第４図〜第９図に示す。第４図に示すように、熱
交換器１４の１次側液位をＬとし、このＬの関数
である２次側の交換熱量をＱとする。また、第５
図に示すように、圧力容器１から出力される蒸気
の１次系循環流量をＷとし、１次系出口エンタル
ピをＨとする。なお、図中の添符号maxは最大
値、satは飽和、subはサブクールを示している。
第４図〜第９図に示す。第４図に示すように、熱
交換器１４の１次側液位をＬとし、このＬの関数
である２次側の交換熱量をＱとする。また、第５
図に示すように、圧力容器１から出力される蒸気
の１次系循環流量をＷとし、１次系出口エンタル
ピをＨとする。なお、図中の添符号maxは最大
値、satは飽和、subはサブクールを示している。
さて、第６図に示すように、液位Ｌの上昇に伴
い、蒸気相部の割合が減少するので交換熱量Ｑが
減少する。液位Ｌが低い場合には交換熱量Ｑが増
加し蒸気の凝縮量も増加する。したがつて、液位
Ｌを一定に保持するには、第７図からわかるよう
に、圧力容器１への循環流量Ｗを増加させればよ
い。液位Ｌの低下に伴つて蒸気相部での交換熱量
Ｑが増加し、逆に液相部での交換熱量が減少する
ので熱交換器１４の出口エンタルピＨは、第８図
に示すように、サブクールが増加する。一方、液
位Ｌが上昇した場合は飽和に近づく。そして、第
９図に示すように、液位Ｌの低下に伴つて圧力容
器１内に注水される再循環水は飽和に近づき、こ
れによつて炉心２によるボイド率が増加するが、
逆に出力は低下することとなる。
い、蒸気相部の割合が減少するので交換熱量Ｑが
減少する。液位Ｌが低い場合には交換熱量Ｑが増
加し蒸気の凝縮量も増加する。したがつて、液位
Ｌを一定に保持するには、第７図からわかるよう
に、圧力容器１への循環流量Ｗを増加させればよ
い。液位Ｌの低下に伴つて蒸気相部での交換熱量
Ｑが増加し、逆に液相部での交換熱量が減少する
ので熱交換器１４の出口エンタルピＨは、第８図
に示すように、サブクールが増加する。一方、液
位Ｌが上昇した場合は飽和に近づく。そして、第
９図に示すように、液位Ｌの低下に伴つて圧力容
器１内に注水される再循環水は飽和に近づき、こ
れによつて炉心２によるボイド率が増加するが、
逆に出力は低下することとなる。
このように、本発明のBWRによれば、負荷が
変化した場合に熱交換器内の液位を制御するだけ
で出力制御を行うことができる。
変化した場合に熱交換器内の液位を制御するだけ
で出力制御を行うことができる。
以上の如く、本発明の要旨は熱交換器１４内の
蒸気相部と液相部との割合を調整装置１７，１８
により調整して出力制御を行う点にあるから、こ
のことを利用して種々の変形態様が考えられる。
以下に各例を説明する。
蒸気相部と液相部との割合を調整装置１７，１８
により調整して出力制御を行う点にあるから、こ
のことを利用して種々の変形態様が考えられる。
以下に各例を説明する。
第１０図は、配管の破断に伴う冷却材喪失事故
（LOCA）時に圧力容器１内に冷却水を注水する
緊急注水段を設けた例である。緊急注水手段は圧
力容器１内の冷却水量を測定する液位計１９と再
循環系４とより構成される。液位計１９の指示か
ら圧力容器１内の冷却水量の急低下現象を判断
し、再循環系ポンプ１８の吐出量を増加させる
か、あるいは制御弁１７の開度を増加させて熱交
換器１４内の冷却水を強制的に圧力容器１内に注
水することにより炉心２を完全に冠水することが
できる。また、この注水により熱交換器１４の液
位が低下するが、その際に炉心２で発生した熱の
一部を２次系に移動させることができる。
（LOCA）時に圧力容器１内に冷却水を注水する
緊急注水段を設けた例である。緊急注水手段は圧
力容器１内の冷却水量を測定する液位計１９と再
循環系４とより構成される。液位計１９の指示か
ら圧力容器１内の冷却水量の急低下現象を判断
し、再循環系ポンプ１８の吐出量を増加させる
か、あるいは制御弁１７の開度を増加させて熱交
換器１４内の冷却水を強制的に圧力容器１内に注
水することにより炉心２を完全に冠水することが
できる。また、この注水により熱交換器１４の液
位が低下するが、その際に炉心２で発生した熱の
一部を２次系に移動させることができる。
第１１図は、出力の急上昇あるいは停止時の停
止手段についての例を示すものである。停止手段
は、炉心２に設けられた中性子束計２０（または
手動２１）と、再循環系４とより構成される。中
性子束計２０（または、手動２１）の信号から、
出力停止の必要性を判断し、再循環系ポンプ１８
の吐出量をゼロとするか、あるいは制御弁１７を
全閉して圧力容器１への注水を停止するようにす
る。このようにすることにより、圧力容器１内の
冷却水は熱交換器１４側に移動し、炉心２が露出
し、冷却材密度が低下することになるので出力が
停止する。炉心２は出力が低いので蒸気のみで充
分冷却される。
止手段についての例を示すものである。停止手段
は、炉心２に設けられた中性子束計２０（または
手動２１）と、再循環系４とより構成される。中
性子束計２０（または、手動２１）の信号から、
出力停止の必要性を判断し、再循環系ポンプ１８
の吐出量をゼロとするか、あるいは制御弁１７を
全閉して圧力容器１への注水を停止するようにす
る。このようにすることにより、圧力容器１内の
冷却水は熱交換器１４側に移動し、炉心２が露出
し、冷却材密度が低下することになるので出力が
停止する。炉心２は出力が低いので蒸気のみで充
分冷却される。
第１２図は、再循環系４にポンプを使用するこ
となく再循環水をその自重により圧力容器１に移
動するようにした例を示したものである。そのた
めに、熱交換器１４は圧力容器１よりも高い位置
に配置されている。中小型炉では再循環流量が少
ないので自重落下による循環で十分である。この
ようにすることにより、省エネルギー化が図れ
る。
となく再循環水をその自重により圧力容器１に移
動するようにした例を示したものである。そのた
めに、熱交換器１４は圧力容器１よりも高い位置
に配置されている。中小型炉では再循環流量が少
ないので自重落下による循環で十分である。この
ようにすることにより、省エネルギー化が図れ
る。
以上述べた如く、本発明によれば、熱交換器の
蒸気相部と液相部との割合を液位制御することで
調節することができるから、需要に応じた負荷の
急変に対応して容易に出力を追従制御することが
でき、その場合の信頼性、安全性は充分に確保さ
れ、かつ簡単な構成で実現可能である。
蒸気相部と液相部との割合を液位制御することで
調節することができるから、需要に応じた負荷の
急変に対応して容易に出力を追従制御することが
でき、その場合の信頼性、安全性は充分に確保さ
れ、かつ簡単な構成で実現可能である。
第１図は従来のBWRの概略を示すブロツク
図、第２図は従来のPWRの概略を示すブロツク
図、第３図は本発明によるBWRの実施例を示す
ブロツク図、第４図は熱交換器の諸量の説明図、
第５図は圧力容器および炉心の諸量の説明図、第
６図は液位に対する交換熱量の変化を示す特性
図、第７図は液位に対する循環流量の変化を示す
特性図、第８図は液位に対する出口エンタルピの
変化を示す特性図、第９図は液位に対するボイド
率および出力の変化を示す特性図、第１０図は緊
急注水手段を設けた他の実施例を示すブロツク
図、第１１図は出力停止手段を設けた他の実施例
を示すブロツク図、第１２図は再循環系の他の例
を示すブロツク図である。 １……圧力容器、２……炉心、４……再循環
系、１６……液位計、１７……制御弁、１８……
再循環系ポンプ、１９……液位計、２０……中性
子束計。
図、第２図は従来のPWRの概略を示すブロツク
図、第３図は本発明によるBWRの実施例を示す
ブロツク図、第４図は熱交換器の諸量の説明図、
第５図は圧力容器および炉心の諸量の説明図、第
６図は液位に対する交換熱量の変化を示す特性
図、第７図は液位に対する循環流量の変化を示す
特性図、第８図は液位に対する出口エンタルピの
変化を示す特性図、第９図は液位に対するボイド
率および出力の変化を示す特性図、第１０図は緊
急注水手段を設けた他の実施例を示すブロツク
図、第１１図は出力停止手段を設けた他の実施例
を示すブロツク図、第１２図は再循環系の他の例
を示すブロツク図である。 １……圧力容器、２……炉心、４……再循環
系、１６……液位計、１７……制御弁、１８……
再循環系ポンプ、１９……液位計、２０……中性
子束計。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 核燃料を装荷した圧力容器と、この圧力容器
内で発生した蒸気を凝縮する熱交換器と、この熱
交換器内で凝縮した冷却水を前記圧力容器内に戻
す再循環系とを備えた沸騰水型原子炉において、
前記熱交換器の１次系内の液相部と蒸気相部との
割合を調整する調整装置を具備したことを特徴と
する沸騰水型原子炉。 ２ 特許請求の範囲第１項記載の原子炉におい
て、調整手段は、熱交換器の１次側の液位を計測
する液位計と、この液位計からの計測信号に応じ
て熱交換器の１次側の液位を制御する液位制御装
置とを備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉。 ３ 特許請求の範囲第２項記載の原子炉におい
て、液位制御装置は、冷却水を熱交換器から圧力
容器内に戻す再循環系ポンプであることを特徴と
する沸騰水型原子炉。 ４ 特許請求の範囲第２項記載の原子炉におい
て、液位制御装置は、熱交換器を圧力容器よりも
高い位置に設けて構成されたことを特徴とする沸
騰水型原子炉。 ５ 特許請求の範囲第１項、第２項、第３項また
は第４項記載の原子炉において、調整手段は、圧
力容器内の冷却水量の異常低下を検出して熱交換
器内の冷却水を圧力容器内に注水する緊急注水手
段を備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉。 ６ 特許請求の範囲第１項、第２項、第３項、第
４項または第５項記載の原子炉において、調整手
段は、炉心出力の異常上昇を検出し熱交換器から
圧力容器への冷却水循環を停止する緊急停止手段
を備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59024720A JPS60169793A (ja) | 1984-02-13 | 1984-02-13 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59024720A JPS60169793A (ja) | 1984-02-13 | 1984-02-13 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60169793A JPS60169793A (ja) | 1985-09-03 |
| JPH0361920B2 true JPH0361920B2 (ja) | 1991-09-24 |
Family
ID=12145991
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59024720A Granted JPS60169793A (ja) | 1984-02-13 | 1984-02-13 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60169793A (ja) |
-
1984
- 1984-02-13 JP JP59024720A patent/JPS60169793A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60169793A (ja) | 1985-09-03 |
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