JPH0454914B2 - - Google Patents
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- JPH0454914B2 JPH0454914B2 JP58207154A JP20715483A JPH0454914B2 JP H0454914 B2 JPH0454914 B2 JP H0454914B2 JP 58207154 A JP58207154 A JP 58207154A JP 20715483 A JP20715483 A JP 20715483A JP H0454914 B2 JPH0454914 B2 JP H0454914B2
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- Japan
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- coolant
- coolant supply
- reactor
- heat exchanger
- regenerative heat
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Classifications
-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
Description
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子炉冷却材供給設備に係り、特に
主循環系冷却材と浄化系冷却材とが合流される合
流配管部を具えた原子炉冷却材供給設備に関す
る。 〔発明の背景〕 原子炉において発生された熱は、熱媒体として
循環される冷却材によつて外部に取り出され、発
電等に用いられる。通常、このとき循環使用され
る冷却材の一部を連続的に抜き出して浄化系にて
浄化した後、これを再び主循環系に合流させるよ
うにしている。このような原子炉冷却材供給設備
の一従来例を沸騰水型原子炉の場合について第１
図の系統構成図により説明する。 第１図において、沸騰水型の原子炉１には、図
示されていない主循環系冷却材供給装置から冷却
材供給主管ライン２を介して主循環系冷却材が供
給される。原子炉１内の冷却材は、再循環ポンプ
３によつて強制的に対流させられるようになつて
いる。この再循環される冷却材の一部所定量が浄
化系循環ポンプ４によつて抜き出され、冷却材浄
化系に導びかれるようになつている。冷却材浄化
系は再生熱交換器５、非再性熱交換機６、過脱
塩装置７等から構成されている。この浄化系に流
入された冷却材は、再生熱交換器５と非再生熱交
換器６とによつて所定温度に冷却された後、過
脱塩器７に流入され、過脱塩器７によつて浄化
された冷却材は、前記浄化系循環ポンプ４によつ
て昇圧され、前記再生熱交換器５によつて加熱さ
れた後、冷却材供給主管ライン２に設けられてい
る合流管部８に流入される。 このように構成された従来の原子炉冷却材供給
設備にあつては、通常運転時における冷却材浄化
系からの戻り冷却材の温度と主循環系冷却材の温
度とは、ほぼ同等になるように制御され合流され
るようになつている。 しかし、原子炉起動、停止または高温待機（原
子炉出力を出さずに運転継続する態様）の期間に
おいては、合流されるこれらの冷却材の温度バラ
ンスがくずれ、主循環系冷却材供給主管ラインの
温度が40℃以下となるのに対して浄化系からの冷
却材の温度は220℃以上となることがある。 このように温度差が180℃以上にも達する二つ
の流体が合流されると、合流配管部８においては
局所的に非常に大きな温度差を持つ部分が発生し
これによつて非常に大きな熱応力が作用すること
になる。合流配管部８の管壁（冷却材に接触して
いる側）の任意の一点に作用する熱応力は、合流
流体の流れ挙動に応じて大きく変化する繰返し応
力となる。しかも、この応力は原子炉の起動及び
停止等の度に繰返し作用するので、合流配管部８
に高サイクル熱疲労によるクラツク等の損傷が発
生する恐れがある。 そこで従来、合流配管部８をサーマルスリーブ
構造のものとすることによつて、主要部の熱応力
を緩和して熱疲労を低減させ、クラツク等の損傷
を防止しようとすることが行なわれている。しか
し、起動または停止時の期間に生ずる如き非常に
大きな温度差による高サイクル熱疲労を、サーマ
ルスリーブ構造だけで吸収させることは困難であ
り、上記損傷を十分に防止させることができない
という欠点があつた。 第２図はこの欠点を補なうために考えられた原
子炉冷却材供給設備の従来例を示す。第２図に示
す原子炉冷却材供給設備は、前述第１図の原子炉
冷却材供給設備において高サイクル熱疲労による
クラツク等の損傷が発生する恐れの強い運転モー
ドすなわち原子炉起動、停止または高温待機時に
は、浄化後の冷却材を再生熱交換器５により加熱
せずに、切換弁９，１０によりバイパスライン１
１に通水させ、主循環系冷却材供給主管ライン２
に設けられている合流配管部８に流入させる系統
構成としており、これにより合流配管部８におい
て合流される夫々の冷却材の温度のバランスを保
ち、過大な熱応力の発生を防止するものである。 しかし、第２図に示す原子炉冷却材供給設備
は、再生熱交換器５により浄化系戻り冷却材の加
熱を行なわないため、第１図に示す原子炉冷却材
供給設備と比較して、合流配管部８から原子炉１
に至る間の冷却材温度が低下し熱効率が低下する
と同時に、原子炉ノズル１２において炉水との温
度差による高サイクル熱疲労の恐れが大きくな
り、また、浄化系循環ポンプ４によつて抜き出さ
れ冷却材浄化装置に導びかれる冷却材が再生熱交
換器５にて冷却されないので、これを所定温度に
冷却後過脱塩装置７に流入させるためには、非
再生熱交換器６の容量増大が必要になるという問
題があつた。 〔発明の目的〕 本発明の目的は、如上の問題を伴うことなく、
浄化系冷却材を主循環系冷却材に合流させる合流
配管部の熱疲労を大幅に低減でき、合流配管部の
高サイクル熱疲労による損傷を防止できる原子炉
冷却材供給設備を提供することにある。 〔発明の概要〕 本発明は、主循環系冷却材供給主管ラインと、
再生熱交換器、非再生熱交換器および過脱塩器
を有する浄化系と、この浄化系の過脱塩器通過
後に該再生熱交換器内の戻り側を経た浄化系戻り
冷却材を主循環系冷却材供給主管ラインに合流さ
せる合流部とからなる原子炉冷却材供給設備にお
いて、主循環系冷却材供給主管ラインから分岐し
て上記再生熱交換器内の戻り側と過脱塩器の上
流側との間の浄化系流路へバイパスするバイパス
ラインと、該バイパスライン中に設けられた常時
は閉である弁と、主循環系冷却材供給主管ライン
中に該バイパスライン分岐点より下流側に設けら
れた常時は開である弁と、主循環系冷却材供給主
管ライン中の冷却材の流量および温度が夫々所定
値より低下したときに上記前者の弁を開に、後者
の弁を閉にする自動制御装置とを備えたことを特
徴とするものである。 〔発明の実施例〕 本発明の一実施例を第３図により説明する。図
中、第１図の従来例と同一構成・同一機能の部分
は同一符号で示し、その説明は省略する。 第３図においては、第１図に示した従来例と異
なり、浄化系の戻り冷却材が再生熱交換器５を通
過する手前の合流配管部２２にて浄化系戻りライ
ン１３へバイパスするライン１４が冷却材供給主
管ライン２から分岐しており、このバイパスライ
ン１４及びその分岐部より下流側の冷却材供給主
管ライン２に夫々自動弁１５及び１６が設けら
れ、またバイパスライン１４上に逆止弁２３が設
けられている。また、冷却材供給主管ライン２に
主循環系の冷却材供給量および温度を夫々検出す
る流量検出器１７と温度検出器１８とが設けら
れ、それらの検出器１７，１８から出力される流
量信号Ｆおよび温度信号Ｔは、それぞれ比較器１
９，２０に入力されている。比較器１９，２０の
他の入力端には、予め設定された基準流量信号
F0と基準温度信号T0とが入力されている。比較
器１９，２０はそれぞれ入力信号ＦがF0以下に
なつた時、且つ入力信号ＴがT0以下になつた時、
自動弁１５を開、１６を閉とする論理信号を出力
するように構成されている。この比較器１９，２
０の出力信号はAND回路２１を介して自動弁１
５，１６に入力されている。 このように構成された本発明実施例の動作を以
下に説明する。 通常運転時にあつては、主循環系の冷却材供給
主管ライン２から供給される冷却材は約210℃に
昇温されている。一方、浄化系からの戻り冷却材
も約225℃に昇温されている。それらの冷却材は
合流配管部８で合流され、原子炉１内に供給され
る。すなわち、このとき自動弁１５は閉、１６は
開となつている。 ところが、原子炉１の起動時、停止時または高
温待機時にあつては、第１表に例示されているよ
うに、主循環系から供給される冷却材の流量は、
定格運転時の２％程度に低減され、しかもその温
度は38℃程度に低下される。一方、浄化系戻り冷
却材の温度は上記の約225℃に維持されたままで
ある。このように温度差大なる二つの冷却材が合
流配管部８に流入すると、前述したように高サイ
クル熱疲労による損傷発生につながる危険性が大
となる。
主循環系冷却材と浄化系冷却材とが合流される合
流配管部を具えた原子炉冷却材供給設備に関す
る。 〔発明の背景〕 原子炉において発生された熱は、熱媒体として
循環される冷却材によつて外部に取り出され、発
電等に用いられる。通常、このとき循環使用され
る冷却材の一部を連続的に抜き出して浄化系にて
浄化した後、これを再び主循環系に合流させるよ
うにしている。このような原子炉冷却材供給設備
の一従来例を沸騰水型原子炉の場合について第１
図の系統構成図により説明する。 第１図において、沸騰水型の原子炉１には、図
示されていない主循環系冷却材供給装置から冷却
材供給主管ライン２を介して主循環系冷却材が供
給される。原子炉１内の冷却材は、再循環ポンプ
３によつて強制的に対流させられるようになつて
いる。この再循環される冷却材の一部所定量が浄
化系循環ポンプ４によつて抜き出され、冷却材浄
化系に導びかれるようになつている。冷却材浄化
系は再生熱交換器５、非再性熱交換機６、過脱
塩装置７等から構成されている。この浄化系に流
入された冷却材は、再生熱交換器５と非再生熱交
換器６とによつて所定温度に冷却された後、過
脱塩器７に流入され、過脱塩器７によつて浄化
された冷却材は、前記浄化系循環ポンプ４によつ
て昇圧され、前記再生熱交換器５によつて加熱さ
れた後、冷却材供給主管ライン２に設けられてい
る合流管部８に流入される。 このように構成された従来の原子炉冷却材供給
設備にあつては、通常運転時における冷却材浄化
系からの戻り冷却材の温度と主循環系冷却材の温
度とは、ほぼ同等になるように制御され合流され
るようになつている。 しかし、原子炉起動、停止または高温待機（原
子炉出力を出さずに運転継続する態様）の期間に
おいては、合流されるこれらの冷却材の温度バラ
ンスがくずれ、主循環系冷却材供給主管ラインの
温度が40℃以下となるのに対して浄化系からの冷
却材の温度は220℃以上となることがある。 このように温度差が180℃以上にも達する二つ
の流体が合流されると、合流配管部８においては
局所的に非常に大きな温度差を持つ部分が発生し
これによつて非常に大きな熱応力が作用すること
になる。合流配管部８の管壁（冷却材に接触して
いる側）の任意の一点に作用する熱応力は、合流
流体の流れ挙動に応じて大きく変化する繰返し応
力となる。しかも、この応力は原子炉の起動及び
停止等の度に繰返し作用するので、合流配管部８
に高サイクル熱疲労によるクラツク等の損傷が発
生する恐れがある。 そこで従来、合流配管部８をサーマルスリーブ
構造のものとすることによつて、主要部の熱応力
を緩和して熱疲労を低減させ、クラツク等の損傷
を防止しようとすることが行なわれている。しか
し、起動または停止時の期間に生ずる如き非常に
大きな温度差による高サイクル熱疲労を、サーマ
ルスリーブ構造だけで吸収させることは困難であ
り、上記損傷を十分に防止させることができない
という欠点があつた。 第２図はこの欠点を補なうために考えられた原
子炉冷却材供給設備の従来例を示す。第２図に示
す原子炉冷却材供給設備は、前述第１図の原子炉
冷却材供給設備において高サイクル熱疲労による
クラツク等の損傷が発生する恐れの強い運転モー
ドすなわち原子炉起動、停止または高温待機時に
は、浄化後の冷却材を再生熱交換器５により加熱
せずに、切換弁９，１０によりバイパスライン１
１に通水させ、主循環系冷却材供給主管ライン２
に設けられている合流配管部８に流入させる系統
構成としており、これにより合流配管部８におい
て合流される夫々の冷却材の温度のバランスを保
ち、過大な熱応力の発生を防止するものである。 しかし、第２図に示す原子炉冷却材供給設備
は、再生熱交換器５により浄化系戻り冷却材の加
熱を行なわないため、第１図に示す原子炉冷却材
供給設備と比較して、合流配管部８から原子炉１
に至る間の冷却材温度が低下し熱効率が低下する
と同時に、原子炉ノズル１２において炉水との温
度差による高サイクル熱疲労の恐れが大きくな
り、また、浄化系循環ポンプ４によつて抜き出さ
れ冷却材浄化装置に導びかれる冷却材が再生熱交
換器５にて冷却されないので、これを所定温度に
冷却後過脱塩装置７に流入させるためには、非
再生熱交換器６の容量増大が必要になるという問
題があつた。 〔発明の目的〕 本発明の目的は、如上の問題を伴うことなく、
浄化系冷却材を主循環系冷却材に合流させる合流
配管部の熱疲労を大幅に低減でき、合流配管部の
高サイクル熱疲労による損傷を防止できる原子炉
冷却材供給設備を提供することにある。 〔発明の概要〕 本発明は、主循環系冷却材供給主管ラインと、
再生熱交換器、非再生熱交換器および過脱塩器
を有する浄化系と、この浄化系の過脱塩器通過
後に該再生熱交換器内の戻り側を経た浄化系戻り
冷却材を主循環系冷却材供給主管ラインに合流さ
せる合流部とからなる原子炉冷却材供給設備にお
いて、主循環系冷却材供給主管ラインから分岐し
て上記再生熱交換器内の戻り側と過脱塩器の上
流側との間の浄化系流路へバイパスするバイパス
ラインと、該バイパスライン中に設けられた常時
は閉である弁と、主循環系冷却材供給主管ライン
中に該バイパスライン分岐点より下流側に設けら
れた常時は開である弁と、主循環系冷却材供給主
管ライン中の冷却材の流量および温度が夫々所定
値より低下したときに上記前者の弁を開に、後者
の弁を閉にする自動制御装置とを備えたことを特
徴とするものである。 〔発明の実施例〕 本発明の一実施例を第３図により説明する。図
中、第１図の従来例と同一構成・同一機能の部分
は同一符号で示し、その説明は省略する。 第３図においては、第１図に示した従来例と異
なり、浄化系の戻り冷却材が再生熱交換器５を通
過する手前の合流配管部２２にて浄化系戻りライ
ン１３へバイパスするライン１４が冷却材供給主
管ライン２から分岐しており、このバイパスライ
ン１４及びその分岐部より下流側の冷却材供給主
管ライン２に夫々自動弁１５及び１６が設けら
れ、またバイパスライン１４上に逆止弁２３が設
けられている。また、冷却材供給主管ライン２に
主循環系の冷却材供給量および温度を夫々検出す
る流量検出器１７と温度検出器１８とが設けら
れ、それらの検出器１７，１８から出力される流
量信号Ｆおよび温度信号Ｔは、それぞれ比較器１
９，２０に入力されている。比較器１９，２０の
他の入力端には、予め設定された基準流量信号
F0と基準温度信号T0とが入力されている。比較
器１９，２０はそれぞれ入力信号ＦがF0以下に
なつた時、且つ入力信号ＴがT0以下になつた時、
自動弁１５を開、１６を閉とする論理信号を出力
するように構成されている。この比較器１９，２
０の出力信号はAND回路２１を介して自動弁１
５，１６に入力されている。 このように構成された本発明実施例の動作を以
下に説明する。 通常運転時にあつては、主循環系の冷却材供給
主管ライン２から供給される冷却材は約210℃に
昇温されている。一方、浄化系からの戻り冷却材
も約225℃に昇温されている。それらの冷却材は
合流配管部８で合流され、原子炉１内に供給され
る。すなわち、このとき自動弁１５は閉、１６は
開となつている。 ところが、原子炉１の起動時、停止時または高
温待機時にあつては、第１表に例示されているよ
うに、主循環系から供給される冷却材の流量は、
定格運転時の２％程度に低減され、しかもその温
度は38℃程度に低下される。一方、浄化系戻り冷
却材の温度は上記の約225℃に維持されたままで
ある。このように温度差大なる二つの冷却材が合
流配管部８に流入すると、前述したように高サイ
クル熱疲労による損傷発生につながる危険性が大
となる。
本発明によれば、熱効率の低下、原子炉ノズル
における高サイクル熱疲労の危険性増加及び浄化
系の非再生熱交換器の容量増大を伴なわずに、浄
化系戻り冷却材を主循環系冷却材に合流させる合
流配管部の熱疲労を大幅に低減することができ、
合流配管部の高サイクル熱疲労による損傷を防止
でき、これによつて、原子炉プラントの信頼性及
び稼動率が向上する。
における高サイクル熱疲労の危険性増加及び浄化
系の非再生熱交換器の容量増大を伴なわずに、浄
化系戻り冷却材を主循環系冷却材に合流させる合
流配管部の熱疲労を大幅に低減することができ、
合流配管部の高サイクル熱疲労による損傷を防止
でき、これによつて、原子炉プラントの信頼性及
び稼動率が向上する。
第１図及び第２図は、従来の原子炉冷却材供給
設備の系統構成図、第３図及び第４図は夫々本発
明の異なる実施例を示す系統構成図である。 １…原子炉、２…冷却材供給主管ライン、５…
再生熱交換器、６…非再生熱交換器、７…過脱
塩装置、８…合流配管部、１２…原子炉ノズル、
１３…浄化系戻りライン、１４…バイパスライ
ン、１５，１６…自動弁、１７…流量検出器、１
８…温度検出器、１９，２０…比較器、２１…
AND回路、２２…バイパスライン流入部、２３
…逆止弁、２４…浄化系行きライン。
設備の系統構成図、第３図及び第４図は夫々本発
明の異なる実施例を示す系統構成図である。 １…原子炉、２…冷却材供給主管ライン、５…
再生熱交換器、６…非再生熱交換器、７…過脱
塩装置、８…合流配管部、１２…原子炉ノズル、
１３…浄化系戻りライン、１４…バイパスライ
ン、１５，１６…自動弁、１７…流量検出器、１
８…温度検出器、１９，２０…比較器、２１…
AND回路、２２…バイパスライン流入部、２３
…逆止弁、２４…浄化系行きライン。
Claims (1)
- １ 原子炉内に冷却材を供給する主循環系冷却材
供給主管ラインと；原子炉内から抜き出された一
部の冷却材が順に流れる再生熱交換器、非再生熱
交換器および過脱塩器を含み、過脱塩器通過
後の冷却材が該再生熱交換器内の戻り側を経て流
れるようにした浄化系と化系の該再生熱交換器内
の戻り側を通過した冷却材を主循環系冷却材主管
ラインに合流させる合流部と；からなる原子炉冷
却材供給設備において、主循環系冷却材供給主管
ラインから分岐して上記再生熱交換器内の戻り側
と過脱塩器の上流側との間の浄化系流路へバイ
パスするバイパスラインと、該バイパスライン中
に設けられた常時は閉である弁と、主循環系冷却
材供給主管ラインの該バイパスライン分岐点より
下流側にて主循環系冷却材供給主管ライン中に設
けられ常時は開である弁と、主循環系冷却材供給
主管ライン中の冷却材の流量および温度が夫々所
定値より低下したときに上記前者の弁を開に、後
者の弁を閉にする自動制御装置と、を備えたこと
を特徴とする原子炉冷却材供給設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58207154A JPS60100095A (ja) | 1983-11-04 | 1983-11-04 | 原子炉冷却材供給設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58207154A JPS60100095A (ja) | 1983-11-04 | 1983-11-04 | 原子炉冷却材供給設備 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60100095A JPS60100095A (ja) | 1985-06-03 |
| JPH0454914B2 true JPH0454914B2 (ja) | 1992-09-01 |
Family
ID=16535113
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58207154A Granted JPS60100095A (ja) | 1983-11-04 | 1983-11-04 | 原子炉冷却材供給設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60100095A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH06105314B2 (ja) * | 1985-10-17 | 1994-12-21 | 株式会社日立製作所 | 原子炉冷却材浄化系 |
-
1983
- 1983-11-04 JP JP58207154A patent/JPS60100095A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60100095A (ja) | 1985-06-03 |
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