JPS5844240B2 - 沸騰水型原子力発電所の運転方法 - Google Patents

沸騰水型原子力発電所の運転方法

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JPS5844240B2
JPS5844240B2 JP51080996A JP8099676A JPS5844240B2 JP S5844240 B2 JPS5844240 B2 JP S5844240B2 JP 51080996 A JP51080996 A JP 51080996A JP 8099676 A JP8099676 A JP 8099676A JP S5844240 B2 JPS5844240 B2 JP S5844240B2
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JP
Japan
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boiling water
reactor
power plant
nuclear power
turbine
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JP51080996A
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勇 豊吉
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Toshiba Corp
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Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
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    • 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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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Control Of Steam Boilers And Waste-Gas Boilers (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は沸騰水型原子炉の運転方法に係り、特に原子炉
の給水温度を制御して燃料の燃焼度を改善した沸騰水型
原子力発電所の運転方法に関する。
従来の沸騰水型原子炉の発電プラントは、原子炉への給
水をタービンからの抽気蒸気で給水加熱器を介して加熱
している。
しかし、給水加熱量は制御されていない。
ところで、第1図に示す如く沸騰水型原子炉は、炉心熱
出力を一定にすると給水温度が高くなるにしたがって炉
心内のボイド率は増加する。
これによって、水の中性子減速能は低下して熱中性子数
が減少する。
このため中性子実効増倍率は、第2図に示す如く給水温
度が高くなるにしたがって低下する。
又、中性子の無限増倍率は第3図に示す如く燃焼度によ
って変化すると共にボイド率によっても変化する。
すなわち、無限増倍率は燃焼度のある値でピーク点を有
し、左右どちらに移動しても低下する。
又、無限増倍率は、ボイド率が小さい程大きくなる。
更に、平均ボイド率が大きい程、燃焼度末期の中性子増
倍率は太きい。
これは、Pu239 の生成がボイド率が大きい程大き
いからである。
ところが、上記従来の原子力発電プラントは、前述の効
果を考慮せず、燃焼度の全期にわたってほぼ40%の平
均ボイド率(定格出力時)で運転している。
本発明は、上述の事情に鑑みてなされたもので、原子炉
のボイド率を、装荷された燃料を交換することなくして
運転する1期間中に変化させて1運転期間(1サイクル
)中の燃焼度を改善する沸騰水型原子力発電所の運転方
法を得ることを目的とする。
すなわち、本発明の沸騰水型原子力発電所の運転方法は
、装荷された燃料を交換することなくして運転する期間
の前半はボイド率を高くし、後半になるにしたがってボ
イド率を下げていく運転方法である。
以下図面を参照して本発明の一実施例を説明する。
第4図に示す如く沸騰水型原子炉(以下単に原子炉と記
す)41は主蒸気ライン42を介してタービン43.4
4に接続されている。
タービン43.44はタンデム接続され、タービン43
で仕事をした蒸気は、接続ライン45を介してタービン
44に入り、これを駆動する。
タービン44には主復水器46が接続される。
主復水器46は、復水ポンプ47を介して第1の給水加
熱器48に接続される。
この給水加熱器48は、給水ポンプ49を介して第2の
給水加熱器50に接続される。
この第2の給水加熱器50は、第3の給水加熱器51を
介して前記原子炉41へ接続される。
前記タービン43と前記第3の給水加熱器51とを結ぶ
抽気ライン52には、第3の可変絞り弁53が介設され
る。
又、前記第2の給水加熱器50と前記接続ライン45を
結ぶ抽気ライン54には、第2の可変絞り弁55が介設
される。
更に、前記第1の給水加熱器4Bとタービン44を結ぶ
抽気ライン56には、第1の可変絞り弁57が介設され
ている。
次に運転方法を説明する。
先ず、1サイクル中の運転初期から中期にかけては、第
5図、第6図に示す如く第1〜第3の可変絞り弁57,
55゜53を全開にして給水温度を高めて運転する。
すなわち、運転初期はボイド率を高めて中性子スペクト
ルを硬化させて運転する。
このためU238の中性子共鳴吸収が増加して、Pu2
39 への転換比が増加し燃焼度が改善される。
運転が継続されて燃焼度末期に近づいたなら第1〜第3
の可変絞り弁57,55.53を絞って給水温度を下げ
ボイド率を低くして運転する。
このため軟化した中性子スペクトルによってPu239
が核反応に寄与して燃焼度を増すことができる。
この可変絞り弁の操作は、第5図、第6図に示す如く急
激に絞り込んでも良いが段階的に数回に分けて絞り込む
様にすると炉心への影響をより改善することができる。
これは、第7図に示す如く可変絞り弁53,55゜57
の開閉操作を、炉心へ挿入されている制御棒40の挿入
状態をプロセスボンピユータ71で制御することによっ
て行なえる。
すなわち、制御棒40の挿入密度CRDがある値CRD
oよりも低くなったら可変絞り弁53,55.57を絞
り込んで給水温度を下げる。
これを、第8図のフローチャートを利用して説明すれば
、炉心1の制御棒密度を2で計算し、その結果CHDを
比較器3のCRDoと比較し、CHD<CRDoの関係
にあれば可変絞り弁53,55.57を絞り込む。
反対にCHD>CRDoの関係であれば可変絞り弁53
.55.57を開く。
尚、給水加熱器へ流入する加熱蒸気は、原子炉から直に
主蒸気を抽出しても良い。
以上説明のように本発明の沸騰水型原子力発電所の運転
方法は、給水温度を制御して運転するためU238から
Pu239への転換比が向上して燃焼度を改善できる。
又、これにより制御棒をより多く引抜くことが可能とな
り出力分布の平坦化(炉心特性の向上)に役立つ。
更に制御棒と同じように反応度の制御が行なえる制御棒
の制御能力を小さくすることができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は給水温度とボイド率の関係を示すグラフ、第2
図は給水温度と実効増倍率の関係を示すグラフ、第3図
は燃焼度と無限増倍率の関係をボイド率を基に示すグラ
フ、第4図は本発明の沸騰水型原子力発電所の運転方法
を説明するための系統図、第5図は1サイクル中の弁の
開度の状態を示すグラフ、第6図は1サイクル中の給水
温度を示すグラフ、第7図は本発明の他の実施例を示す
プロセス系統図、第8図は第7図の運転方法を示すフロ
ーチャート図である。 41・・・・・・原子炉、43,44・・・・・・ター
ビン、48.50.51・・・・・・給水加熱器、53
,55゜57・・・・・・可変絞り弁。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 沸騰水型原子炉と、この原子炉で発生した蒸気で、
    駆動されるタービンと、このタービンから出てきた蒸気
    を復水にする復水器と、この復水器からの復水を前記タ
    ービン又は原子炉から抽出した蒸気で加熱する給水加熱
    器と、この給水加熱器と前記タービン又は原子炉を結ぶ
    抽出ラインに介設された可変絞り弁とから構成された沸
    騰水型原子力発電所において、前記可変絞り弁を運転開
    始当初は開にしておき、運転が進行するにしたがって絞
    り込んでいくことを特徴とする沸騰水型原子力発電所の
    運転方法。
JP51080996A 1976-07-09 1976-07-09 沸騰水型原子力発電所の運転方法 Expired JPS5844240B2 (ja)

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JPS538495A JPS538495A (en) 1978-01-25
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ID=13734090

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* Cited by examiner, † Cited by third party
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JPS60174649U (ja) * 1984-04-27 1985-11-19 愛知機械工業株式会社 ボツクス

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2521256B2 (ja) * 1986-03-05 1996-08-07 株式会社日立製作所 自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法
JP2007232500A (ja) * 2006-02-28 2007-09-13 Hitachi Ltd 原子炉の運転方法及び原子力発電プラント
JP4982270B2 (ja) * 2006-06-27 2012-07-25 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉の運転方法及び原子力発電プラント
JP5502267B2 (ja) * 2007-08-02 2014-05-28 株式会社東芝 原子炉の運転方法
JP5449716B2 (ja) * 2008-07-31 2014-03-19 株式会社東芝 沸騰水型原子炉
JP5452513B2 (ja) * 2011-01-27 2014-03-26 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉の運転方法
JP7508389B2 (ja) * 2021-02-25 2024-07-01 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子力発電プラントの出力制御装置及び出力制御方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS60174649U (ja) * 1984-04-27 1985-11-19 愛知機械工業株式会社 ボツクス

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JPS538495A (en) 1978-01-25

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