JPH0517515B2 - - Google Patents
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- JPH0517515B2 JPH0517515B2 JP58217264A JP21726483A JPH0517515B2 JP H0517515 B2 JPH0517515 B2 JP H0517515B2 JP 58217264 A JP58217264 A JP 58217264A JP 21726483 A JP21726483 A JP 21726483A JP H0517515 B2 JPH0517515 B2 JP H0517515B2
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- Japan
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- reactor pressure
- pressure vessel
- core
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- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims description 10
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 8
- 238000010248 power generation Methods 0.000 claims description 7
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 6
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 5
- 230000001629 suppression Effects 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 3
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
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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
-
- 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)
- Supply And Distribution Of Alternating Current (AREA)
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
- Crystals, And After-Treatments Of Crystals (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は主蒸気隔離弁の閉弁時において循環ポ
ンプを停止して原子炉をスクラムする場合に生じ
る原子炉圧力の急上昇を防止した原子力発電設備
に関する。
ンプを停止して原子炉をスクラムする場合に生じ
る原子炉圧力の急上昇を防止した原子力発電設備
に関する。
［発明の技術的背景］
沸騰水形原子炉を用いた原子力発電設備では原
子炉圧力容器内で発生した蒸気は主蒸気管を介し
てタービンに供給される。また、原子炉圧力容器
内の冷却材は循環ポンプたとえば複数台のインタ
ナルポンプによつて炉心を通して循環される。ま
た、上記の主蒸気管が原子炉格納容器を貫通する
部分には主蒸気隔離弁が設けられており、非常時
にはこれら主蒸気隔離弁を閉弁して原子炉格納容
器内を隔離するように構成されている。もちろ
ん、このような場合には全制御棒が炉心内に全挿
入されて原子炉がスクラムされ、また逃がし安全
弁が開弁されて原子炉圧力容器内で発生する余剰
の蒸気をサプレツシヨンプール内に放出し、原子
炉圧力容器内の圧力上昇を防止するように構成さ
れている。
子炉圧力容器内で発生した蒸気は主蒸気管を介し
てタービンに供給される。また、原子炉圧力容器
内の冷却材は循環ポンプたとえば複数台のインタ
ナルポンプによつて炉心を通して循環される。ま
た、上記の主蒸気管が原子炉格納容器を貫通する
部分には主蒸気隔離弁が設けられており、非常時
にはこれら主蒸気隔離弁を閉弁して原子炉格納容
器内を隔離するように構成されている。もちろ
ん、このような場合には全制御棒が炉心内に全挿
入されて原子炉がスクラムされ、また逃がし安全
弁が開弁されて原子炉圧力容器内で発生する余剰
の蒸気をサプレツシヨンプール内に放出し、原子
炉圧力容器内の圧力上昇を防止するように構成さ
れている。
しかし、原子力発電設備では安全性が最優先さ
れるため、上記制御棒の挿入によるスクラムが失
敗した場合に備えて後備安全設備が備えられてい
る。この後備安全設備のひとつとして、スクラム
失敗時にインタナルポンプを全て停止し、炉心内
の蒸気泡の割合すなわちボイド率を大きくし、減
速材を兼用するこの冷却材の炉心内における量を
少なくし、原子炉を安全に停止させるものがあ
る。
れるため、上記制御棒の挿入によるスクラムが失
敗した場合に備えて後備安全設備が備えられてい
る。この後備安全設備のひとつとして、スクラム
失敗時にインタナルポンプを全て停止し、炉心内
の蒸気泡の割合すなわちボイド率を大きくし、減
速材を兼用するこの冷却材の炉心内における量を
少なくし、原子炉を安全に停止させるものがあ
る。
［背景技術の問題点］
ところで、上述の如くインタナルポンプを全て
停止した場合、炉心内ではボイド率が急激に上昇
する。このため、原子炉圧力容器内の原子炉圧力
が過渡的に急激に上昇する。もちろん、このよう
な場合には逃がし安全弁が開弁してこの原子炉圧
力容器内で発生する蒸気をサプレツシヨンチヤン
バに放出し、この原子炉圧力容器内の圧力上昇を
抑制するように構成されているが、この逃がし安
全弁の容量には限界があるため、過渡的に原子炉
圧力容器内の圧力が過度に上昇する。このため原
子炉圧力容器や燃料の健全性に悪影響が与えられ
る可能性があり、このような過渡的な圧力上昇は
好ましいものではなかつた。
停止した場合、炉心内ではボイド率が急激に上昇
する。このため、原子炉圧力容器内の原子炉圧力
が過渡的に急激に上昇する。もちろん、このよう
な場合には逃がし安全弁が開弁してこの原子炉圧
力容器内で発生する蒸気をサプレツシヨンチヤン
バに放出し、この原子炉圧力容器内の圧力上昇を
抑制するように構成されているが、この逃がし安
全弁の容量には限界があるため、過渡的に原子炉
圧力容器内の圧力が過度に上昇する。このため原
子炉圧力容器や燃料の健全性に悪影響が与えられ
る可能性があり、このような過渡的な圧力上昇は
好ましいものではなかつた。
本発明は以上の事情の基づいてなされたもの
で、その目的とするところはインタナルポンプな
どの循環ポンプを停止させて原子炉をスクラムさ
せる場合における原子炉圧力容器内の原子炉圧力
の過渡的な上昇を防止することができる原子力発
電設備を提供することにある。
で、その目的とするところはインタナルポンプな
どの循環ポンプを停止させて原子炉をスクラムさ
せる場合における原子炉圧力容器内の原子炉圧力
の過渡的な上昇を防止することができる原子力発
電設備を提供することにある。
すなわち本発明は、原子炉圧力容器と、この原
子炉圧力容器内に収容された炉心と、上記原子炉
圧力容器内の冷却材を上記炉心を通して循環させ
る複数台の循環ポンプと、上記原子炉圧力容器内
の原子炉圧力信号を受け主蒸気隔離弁の閉弁時に
原子炉圧力が所定の圧力以上に上昇した場合に上
記複数台の循環ポンプを１台または複数台ずつ順
次段階的に停止させる原子炉圧力制御装置とを備
えたものである。したがつて、複数台の循環ポン
プをその一部ずつ順次段階的に停止させることに
より、炉心内におけるボイドの急激な発生を防止
し、原子炉圧力容器内の過渡的な圧力上昇を防止
したものである。
子炉圧力容器内に収容された炉心と、上記原子炉
圧力容器内の冷却材を上記炉心を通して循環させ
る複数台の循環ポンプと、上記原子炉圧力容器内
の原子炉圧力信号を受け主蒸気隔離弁の閉弁時に
原子炉圧力が所定の圧力以上に上昇した場合に上
記複数台の循環ポンプを１台または複数台ずつ順
次段階的に停止させる原子炉圧力制御装置とを備
えたものである。したがつて、複数台の循環ポン
プをその一部ずつ順次段階的に停止させることに
より、炉心内におけるボイドの急激な発生を防止
し、原子炉圧力容器内の過渡的な圧力上昇を防止
したものである。
以下、図面を参照して本発明の一実施例を説明
する。図中１は原子炉圧力容器であつて、この原
子炉圧力容器内には炉心２が収容されている。ま
た、この原子炉圧力容器の底部には循環ポンプた
とえば複数台のインタナルポンプ４…が設けられ
ている。そして、これらインタナルポンプ４…に
よつて原子炉圧力容器１内の冷却材３は炉心２を
通して循環されるように構成されている。そし
て、これらインタナルポンプ４…の運転を制御し
炉心２を通過する冷却材３の流量すなわち炉心流
量を制御し、この炉心流量の制御によつて炉心２
内のボイド率を制御し、この原子炉の出力を制御
するように構成されている。なおこれらインタナ
ルポンプ４…を全て停止すれば原子炉圧力容器１
内の冷却材３は自然循環となり、上記炉心流量が
低下して炉心２内のボイド率が上昇し、原子炉が
停止するものであることは前述した通りである。
また、この炉心２内には下方から制御棒１５…が
制御棒駆動機構２０…によつて挿入あるいは引抜
きされ、この原子炉の停止、反応度の調整等がな
される。
する。図中１は原子炉圧力容器であつて、この原
子炉圧力容器内には炉心２が収容されている。ま
た、この原子炉圧力容器の底部には循環ポンプた
とえば複数台のインタナルポンプ４…が設けられ
ている。そして、これらインタナルポンプ４…に
よつて原子炉圧力容器１内の冷却材３は炉心２を
通して循環されるように構成されている。そし
て、これらインタナルポンプ４…の運転を制御し
炉心２を通過する冷却材３の流量すなわち炉心流
量を制御し、この炉心流量の制御によつて炉心２
内のボイド率を制御し、この原子炉の出力を制御
するように構成されている。なおこれらインタナ
ルポンプ４…を全て停止すれば原子炉圧力容器１
内の冷却材３は自然循環となり、上記炉心流量が
低下して炉心２内のボイド率が上昇し、原子炉が
停止するものであることは前述した通りである。
また、この炉心２内には下方から制御棒１５…が
制御棒駆動機構２０…によつて挿入あるいは引抜
きされ、この原子炉の停止、反応度の調整等がな
される。
そして、この炉心２内で発生した蒸気は気水分
離器２３で水と分離され、さらに蒸気乾燥器で湿
分を除去されたのち、主蒸気管５を介してタービ
ン８に送られ、このタービン８を駆動する。な
お、この主蒸気管５の途中には主蒸気隔離弁６お
よび主蒸気加減弁７が設けられている。そして、
上記タービン８から排出された蒸気は復水器１０
で凝縮され、復水となる。そして、この復水は復
水ポンプ１２、給水配管１１、給水ポンプ１４を
介して上記原子炉圧力容器１内に戻される。な
お、上記給水ポンプ１４は給水ポンプ駆動用ター
ビン１３によつて駆動されるように構成され、こ
の給水ポンプ駆動用タービン１３は上記主蒸気管
５から抽出された主蒸気によつて駆動される。ま
た、上記の主蒸気管５には逃がし安全弁１６…が
接続され、原子炉圧力が所定の圧力以上に上昇し
た場合にはこれら逃がし安全弁１６…が開弁し、
原子炉圧力容器１内に蒸気をサプレツシヨンチヤ
ンバ（図示せず）に放出し、この原子炉圧力容器
内の原子炉圧力が所定の圧力以上に上昇しないよ
うに構成されている。
離器２３で水と分離され、さらに蒸気乾燥器で湿
分を除去されたのち、主蒸気管５を介してタービ
ン８に送られ、このタービン８を駆動する。な
お、この主蒸気管５の途中には主蒸気隔離弁６お
よび主蒸気加減弁７が設けられている。そして、
上記タービン８から排出された蒸気は復水器１０
で凝縮され、復水となる。そして、この復水は復
水ポンプ１２、給水配管１１、給水ポンプ１４を
介して上記原子炉圧力容器１内に戻される。な
お、上記給水ポンプ１４は給水ポンプ駆動用ター
ビン１３によつて駆動されるように構成され、こ
の給水ポンプ駆動用タービン１３は上記主蒸気管
５から抽出された主蒸気によつて駆動される。ま
た、上記の主蒸気管５には逃がし安全弁１６…が
接続され、原子炉圧力が所定の圧力以上に上昇し
た場合にはこれら逃がし安全弁１６…が開弁し、
原子炉圧力容器１内に蒸気をサプレツシヨンチヤ
ンバ（図示せず）に放出し、この原子炉圧力容器
内の原子炉圧力が所定の圧力以上に上昇しないよ
うに構成されている。
そして、このような原子力発電設備には原子炉
圧力制御装置１７が設けられている。また、上記
原子炉圧力容器１内の原子炉圧力を検出する原子
炉圧力検出器２２が設けられている。そして、こ
の原子炉圧力検出器２２で検出された原子炉圧力
信号１８は上記原子炉圧力制御装置１７に送られ
る。この原子炉圧力制御装置１７は上記主蒸気隔
離弁６が閉弁されて原子炉が隔離された場合にお
いて制御棒の挿入によるスクラムが失敗し、原子
炉圧力が過度に上昇した場合、前記インタナルポ
ンプ４…にトリツプ信号を送り、これらインタナ
ルポンプ４…を停止させるように構成されてい
る。そして、この原子炉圧力制御装置１７は上記
インタナルポンプ４…を停止させる場合、たとえ
ば最初に12台のインタナルポンプ４…のうち３台
を停止させ、次に３〜５秒遅れてさらに３台のイ
ンタナルポンプ４…を停止させるように構成さ
れ、このようにして複数台のインタナルポンプ４
…を１台ないし複数台ずつ順次段階的に停止させ
るように構成されている。
圧力制御装置１７が設けられている。また、上記
原子炉圧力容器１内の原子炉圧力を検出する原子
炉圧力検出器２２が設けられている。そして、こ
の原子炉圧力検出器２２で検出された原子炉圧力
信号１８は上記原子炉圧力制御装置１７に送られ
る。この原子炉圧力制御装置１７は上記主蒸気隔
離弁６が閉弁されて原子炉が隔離された場合にお
いて制御棒の挿入によるスクラムが失敗し、原子
炉圧力が過度に上昇した場合、前記インタナルポ
ンプ４…にトリツプ信号を送り、これらインタナ
ルポンプ４…を停止させるように構成されてい
る。そして、この原子炉圧力制御装置１７は上記
インタナルポンプ４…を停止させる場合、たとえ
ば最初に12台のインタナルポンプ４…のうち３台
を停止させ、次に３〜５秒遅れてさらに３台のイ
ンタナルポンプ４…を停止させるように構成さ
れ、このようにして複数台のインタナルポンプ４
…を１台ないし複数台ずつ順次段階的に停止させ
るように構成されている。
次に、この一実施例の作用を説明する。原子炉
の異常時には主蒸気隔離弁が閉弁され、原子炉が
隔離されるとともに全制御棒１５…が炉心２内に
全挿入され、この原子炉がスクラムされる。しか
し、この制御棒１５…の挿入によるスクラムが失
敗した場合には炉心２から蒸気が発生し続ける。
このような場合には逃がし安全弁１６…が開弁
し、発生した蒸気をサプレツシヨンチヤンバに放
出するが、高出力状態では発生する蒸気を放出し
きれず、この原子炉圧力容器１内の原子炉圧力は
上昇する。そして、この場合原子炉圧力の上昇は
原子炉圧力検出器２２で検出され、その原子炉圧
力信号１８は原子炉圧力制御装置１７に送られ
る。そして、この原子炉圧力制御装置１７はこの
原子炉圧力が所定の圧力以上となるインタナルポ
ンプ４…にトリツプ信号１９…を送り、これらイ
ンタナルポンプ４…をたとえば３台ずつ順次段階
的に停止させる。したがつて、炉心流量は少しず
つ低下してゆき、炉心２内のボイド率が急激に大
きくなることはない。よつて、このようにして原
子炉を停止する際に原子炉圧力が過渡的に急激に
上昇することはない。
の異常時には主蒸気隔離弁が閉弁され、原子炉が
隔離されるとともに全制御棒１５…が炉心２内に
全挿入され、この原子炉がスクラムされる。しか
し、この制御棒１５…の挿入によるスクラムが失
敗した場合には炉心２から蒸気が発生し続ける。
このような場合には逃がし安全弁１６…が開弁
し、発生した蒸気をサプレツシヨンチヤンバに放
出するが、高出力状態では発生する蒸気を放出し
きれず、この原子炉圧力容器１内の原子炉圧力は
上昇する。そして、この場合原子炉圧力の上昇は
原子炉圧力検出器２２で検出され、その原子炉圧
力信号１８は原子炉圧力制御装置１７に送られ
る。そして、この原子炉圧力制御装置１７はこの
原子炉圧力が所定の圧力以上となるインタナルポ
ンプ４…にトリツプ信号１９…を送り、これらイ
ンタナルポンプ４…をたとえば３台ずつ順次段階
的に停止させる。したがつて、炉心流量は少しず
つ低下してゆき、炉心２内のボイド率が急激に大
きくなることはない。よつて、このようにして原
子炉を停止する際に原子炉圧力が過渡的に急激に
上昇することはない。
なお、第２図には原子炉停止時におけるこの実
施例の特性を示す。すなわち、この第２図から明
らかなようにインタナルポンプの停止台数が順次
増加した場合、原子炉圧力は低下したのちわずか
に上昇するだけであり、過渡的な圧力上昇はな
い。
施例の特性を示す。すなわち、この第２図から明
らかなようにインタナルポンプの停止台数が順次
増加した場合、原子炉圧力は低下したのちわずか
に上昇するだけであり、過渡的な圧力上昇はな
い。
上述の如く本発明は、原子炉圧力容器と、この
原子炉圧力容器内に収容された炉心と、上記原子
炉圧力容器内の冷却材を上記炉心を通して循環さ
せる複数台の循環ポンプと、上記原子炉圧力容器
内の原子炉圧力信号を受けた主蒸気隔離弁の閉弁
時に原子炉圧力が所定の圧力以上に上昇した場合
に上記複数台の循環ポンプを１台または複数台ず
つ順次段階的に停止させる原子炉圧力制御装置と
を備えたものである。したがついて、複数台の循
環ポンプをその一部ずつ順次段階的に停止させる
ことにより、炉心内におけるボイドの急激な発生
を防止し、原子炉圧力容器内の過渡的な圧力上昇
を防止することができる等その効果は大である。
原子炉圧力容器内に収容された炉心と、上記原子
炉圧力容器内の冷却材を上記炉心を通して循環さ
せる複数台の循環ポンプと、上記原子炉圧力容器
内の原子炉圧力信号を受けた主蒸気隔離弁の閉弁
時に原子炉圧力が所定の圧力以上に上昇した場合
に上記複数台の循環ポンプを１台または複数台ず
つ順次段階的に停止させる原子炉圧力制御装置と
を備えたものである。したがついて、複数台の循
環ポンプをその一部ずつ順次段階的に停止させる
ことにより、炉心内におけるボイドの急激な発生
を防止し、原子炉圧力容器内の過渡的な圧力上昇
を防止することができる等その効果は大である。
図は本発明の一実施例を示し、第１図は概略構
成図、第２図は原子炉停止時の原子炉圧力変動の
特性を示す線図である。 １……原子炉圧力容器、２……炉心、４……イ
ンタナルポンプ（循環ポンプ）、６……主蒸気隔
離弁、８……タービン、１７……原子炉圧力制御
装置、２２……原子炉圧力検出器。
成図、第２図は原子炉停止時の原子炉圧力変動の
特性を示す線図である。 １……原子炉圧力容器、２……炉心、４……イ
ンタナルポンプ（循環ポンプ）、６……主蒸気隔
離弁、８……タービン、１７……原子炉圧力制御
装置、２２……原子炉圧力検出器。
Claims (1)
- １ 原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器内に
収容された炉心と、上記原子炉圧力容器内の冷却
材を上記炉心を通して循環させる複数台の循環ポ
ンプと、上記原子炉圧力容器内の原子炉圧力信号
を受け主蒸気隔離弁の閉弁時に原子炉圧力が所定
の圧力以上に上昇した場合に上記複数台の循環ポ
ンプを１台または複数台ずつ順次段階的に停止さ
せる原子炉圧力制御装置とを具備したことを特徴
とする原子力発電設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58217264A JPS60108796A (ja) | 1983-11-18 | 1983-11-18 | 原子力発電設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58217264A JPS60108796A (ja) | 1983-11-18 | 1983-11-18 | 原子力発電設備 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60108796A JPS60108796A (ja) | 1985-06-14 |
| JPH0517515B2 true JPH0517515B2 (ja) | 1993-03-09 |
Family
ID=16701411
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58217264A Granted JPS60108796A (ja) | 1983-11-18 | 1983-11-18 | 原子力発電設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60108796A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0786552B2 (ja) * | 1988-09-16 | 1995-09-20 | 株式会社日立製作所 | 再循環流量制御装置及び方法 |
| JP3253934B2 (ja) | 1998-08-27 | 2002-02-04 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
-
1983
- 1983-11-18 JP JP58217264A patent/JPS60108796A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60108796A (ja) | 1985-06-14 |
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