JPS5848880B2 - 圧力管型原子炉 - Google Patents
圧力管型原子炉Info
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- JPS5848880B2 JPS5848880B2 JP54134199A JP13419979A JPS5848880B2 JP S5848880 B2 JPS5848880 B2 JP S5848880B2 JP 54134199 A JP54134199 A JP 54134199A JP 13419979 A JP13419979 A JP 13419979A JP S5848880 B2 JPS5848880 B2 JP S5848880B2
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- 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
-
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は圧力管型原子炉の給水加熱に関する。
従来、原子炉の給水加熱はタービンから抽気した蒸気に
より復水器からの水（給水）を加熱している。
より復水器からの水（給水）を加熱している。
第１図＆’！５５０ＭＷｔ級の圧力管型原子炉の主蒸気
系および給水系を示すもので、高圧タービン１、低圧タ
ービン２，３、発電機４、湿分分離器５、復水器６、空
気抽出器７、グランド蒸気復水器８、低圧給水加熱器９
，１０，１１、高圧給水加熱器１２，１３、復水ポンプ
１４、給水ポンプ１５とを備えている。
系および給水系を示すもので、高圧タービン１、低圧タ
ービン２，３、発電機４、湿分分離器５、復水器６、空
気抽出器７、グランド蒸気復水器８、低圧給水加熱器９
，１０，１１、高圧給水加熱器１２，１３、復水ポンプ
１４、給水ポンプ１５とを備えている。
そして蒸気ドラムから出た高圧蒸気１６は高圧タービン
１に入り、この高圧タービン１から出た一部低圧蒸気１
７は湿分分離器５により湿分を取り除かれたうえで低圧
タービン２，３に入る。
１に入り、この高圧タービン１から出た一部低圧蒸気１
７は湿分分離器５により湿分を取り除かれたうえで低圧
タービン２，３に入る。
前記低圧タービン２，３から出た蒸気１８と高圧タービ
ン１から出た一部蒸気１９は復水器６に送られる。
ン１から出た一部蒸気１９は復水器６に送られる。
また給水２５を加熱するために、高圧タービン１および
低圧タービン２，３から蒸気２０，２１ ，２２，２３
，２４が抽気され、対応する低圧給水加熱器９，１０，
１１および高圧給水加熱器１２．１３に送られ、前記蒸
気２０〜２４は給水を加熱後、水２６となり、復水器６
に入る。
低圧タービン２，３から蒸気２０，２１ ，２２，２３
，２４が抽気され、対応する低圧給水加熱器９，１０，
１１および高圧給水加熱器１２．１３に送られ、前記蒸
気２０〜２４は給水を加熱後、水２６となり、復水器６
に入る。
前記５ ５ ０ ＭＷｔ級の圧力管型原子炉の定格出力
時においては、約９ １ ０ ｔ／ｈの給水が第１段の
低圧給水加熱器９で約３５℃から約５９℃まで加熱され
、第２段以後の給水加熱器１０〜１３で約１８２℃まで
加熱される。
時においては、約９ １ ０ ｔ／ｈの給水が第１段の
低圧給水加熱器９で約３５℃から約５９℃まで加熱され
、第２段以後の給水加熱器１０〜１３で約１８２℃まで
加熱される。
一方、圧力管型原子炉においては、核分裂によって発生
した熱エネルギーのうち約６％は圧力管の外側の減速材
（重水）中で発生する。
した熱エネルギーのうち約６％は圧力管の外側の減速材
（重水）中で発生する。
すなわち５ ５ ０ ＭＷｔ級の原子炉では定格出力時
に約３３ＭＷの熱が重水中で発生する。
に約３３ＭＷの熱が重水中で発生する。
この熱は流量１ ４ ０ ０ ｔ／ｈの重水の温度を約
２０℃上昇させ、重水の炉心出口温度を約７０℃とする
。
２０℃上昇させ、重水の炉心出口温度を約７０℃とする
。
第２図に５５０ＭＷｔ級圧力管型原子炉の重水循環、系
統を示す。
統を示す。
この第２図に示される重水循環系統は炉心２７、重心ダ
ンプ・タンク２８、重水循環ポンプ２９、重水冷却器３
０を有し、炉心２７で約７０℃まで温度上昇した重水３
１は２基の重水冷却器３０（１基あたりの伝熱面積は約
１０００７７Ｌ″）により約４９℃になるまで冷却され
る。
ンプ・タンク２８、重水循環ポンプ２９、重水冷却器３
０を有し、炉心２７で約７０℃まで温度上昇した重水３
１は２基の重水冷却器３０（１基あたりの伝熱面積は約
１０００７７Ｌ″）により約４９℃になるまで冷却され
る。
重水冷却器３０から出た低温の重水３２の一部３３はポ
イズン供給・除去系へ送られ、他の一部は炉心２Ｔに戻
される。
イズン供給・除去系へ送られ、他の一部は炉心２Ｔに戻
される。
重水ダンプ２８には前記ポイズン供給・除去系から重水
３４が戻される。
３４が戻される。
重水冷却器３０に入る高温の重水３１の熱は補機冷却水
３５を介して海水にすてられる。
３５を介して海水にすてられる。
本発明の目的は重水中で発生した熱を給水加熱に用い、
タービンからの蒸気抽出量を減らすことにより発電効率
の高い圧力管型原子炉を提供することにある。
タービンからの蒸気抽出量を減らすことにより発電効率
の高い圧力管型原子炉を提供することにある。
本発明の特徴は冷却材と減速材が分離されている圧力管
型原子炉において、低圧給水加熱器列の前段に熱交換器
が設けられ、該熱交換器の１次側には減速材もしくは減
速材で加熱された流体が、２次側には給水がそれぞれ通
過せしめられ、炉心で加熱された前記減速材もしくは減
速材で加熱された流体の熱により給水が加熱され、かつ
タービンから抽気される蒸気が減少せしめられていると
ころに存し、この構成によりタービンからの蒸気抽出量
を減少せしめることによって発電効率の高い圧力管型原
子炉を得たものである。
型原子炉において、低圧給水加熱器列の前段に熱交換器
が設けられ、該熱交換器の１次側には減速材もしくは減
速材で加熱された流体が、２次側には給水がそれぞれ通
過せしめられ、炉心で加熱された前記減速材もしくは減
速材で加熱された流体の熱により給水が加熱され、かつ
タービンから抽気される蒸気が減少せしめられていると
ころに存し、この構成によりタービンからの蒸気抽出量
を減少せしめることによって発電効率の高い圧力管型原
子炉を得たものである。
以下本発明を図面に基づいて説明する。
第３図は本発明の一実施例を示すもので、熱交換器３６
、重水冷却器３７が設置されている外は前記第１図に示
される圧力型原子炉と同様である。
、重水冷却器３７が設置されている外は前記第１図に示
される圧力型原子炉と同様である。
前記熱交換器３６は低圧給水加熱器列の前段、すなわち
第１図に示される第１段の給水加熱器９の取り付け位置
に設けられ、熱交換器３６の１次側には第２図に示され
る炉心２７で温度上昇された高温の重水３１が通過せし
められ、２次側にはグランド蒸気復水器８から低圧給水
加熱器１０，１１・・・を含む低圧給水加熱器列に向う
給水２５が通過せしめられる。
第１図に示される第１段の給水加熱器９の取り付け位置
に設けられ、熱交換器３６の１次側には第２図に示され
る炉心２７で温度上昇された高温の重水３１が通過せし
められ、２次側にはグランド蒸気復水器８から低圧給水
加熱器１０，１１・・・を含む低圧給水加熱器列に向う
給水２５が通過せしめられる。
前記冷却器３７は重水３１の流れ方向において前記熱交
換器３６の下流側に設けられており、重水冷却器３７の
１次側には熱交換器３６から出た重水が通過せしめられ
、２次側には補機冷却水３５が送られる。
換器３６の下流側に設けられており、重水冷却器３７の
１次側には熱交換器３６から出た重水が通過せしめられ
、２次側には補機冷却水３５が送られる。
また重水冷却器３７は重水冷却器出口温度を検出し、補
機冷却水３５の流量を調整して重水冷却器出口炉心入口
の重水３２の温度を設定温度に保つものである。
機冷却水３５の流量を調整して重水冷却器出口炉心入口
の重水３２の温度を設定温度に保つものである。
重水冷却器３７の熱交換量は当然熱交換器３６より小さ
くなる。
くなる。
前述構成の本発明圧力管型原子炉では従来、給水２５を
加熱するために低圧タービンから抽気していた第１段の
低圧給水加熱用の蒸気２０は抽気する必要はなくなり、
タービンの回転に使用できるので発電効率を向上させる
ことができる。
加熱するために低圧タービンから抽気していた第１段の
低圧給水加熱用の蒸気２０は抽気する必要はなくなり、
タービンの回転に使用できるので発電効率を向上させる
ことができる。
１例として５５０ＭＷｔ級の圧力管型原子炉を考える。
熱交換器３６には伝熱面積１５００ｍ”，熱通過率１
０ ３Ｋｃａｌ／ ｍ ｈ’Ｃの向流型を用いると、定
格出力時には流量９ １ ０ ｔ／ｈの給水２５の温度
を約３５℃から約５８．５℃まで上昇させることができ
、流量ｔ４００ｔ／ｈの重水３１の温度（熱交換器出口
温度）を６９℃から約５３．８°Ｃまで下げることが可
能となる。
０ ３Ｋｃａｌ／ ｍ ｈ’Ｃの向流型を用いると、定
格出力時には流量９ １ ０ ｔ／ｈの給水２５の温度
を約３５℃から約５８．５℃まで上昇させることができ
、流量ｔ４００ｔ／ｈの重水３１の温度（熱交換器出口
温度）を６９℃から約５３．８°Ｃまで下げることが可
能となる。
また２５％出力時には２ ５ ６ ｔ／ｈの給水２５の
温度を４０℃から約５４．９℃まで上昇させ、１４００
ｔ／ｈの重水３１の温度を５５℃から約５２．３℃まで
下げることができる。
温度を４０℃から約５４．９℃まで上昇させ、１４００
ｔ／ｈの重水３１の温度を５５℃から約５２．３℃まで
下げることができる。
タービンから抽気した蒸気のみで加熱する従来の圧力管
型原子炉では、第１段の低圧給水加熱器の出口温度は定
格出力時は約５９℃、２５％出力時は４１’Ｃであるの
で、本発明圧力管型原子炉は定格出力時には従来のもの
とほぼ同等な温度が得られる。
型原子炉では、第１段の低圧給水加熱器の出口温度は定
格出力時は約５９℃、２５％出力時は４１’Ｃであるの
で、本発明圧力管型原子炉は定格出力時には従来のもの
とほぼ同等な温度が得られる。
また低出力時には従来のものより高い給水温度となるが
、定格出力時の第１段の給水加熱器出口温度５８．５℃
よりは低いので給水ポンプのキャビテーションなどの問
題はおこらない。
、定格出力時の第１段の給水加熱器出口温度５８．５℃
よりは低いので給水ポンプのキャビテーションなどの問
題はおこらない。
また炉心側としても２５％出力時に給水温度が２０℃上
昇したとしても、炉心人口エンタルピは２ ８ ３．
５ Ｋｃａｌ／ ｋｇから２ ８ ４． ８ Ｋｃａｎ
／ｋｇになる程度で出力分布、熱的制限値への影警は
小さく問題ない。
昇したとしても、炉心人口エンタルピは２ ８ ３．
５ Ｋｃａｌ／ ｋｇから２ ８ ４． ８ Ｋｃａｎ
／ｋｇになる程度で出力分布、熱的制限値への影警は
小さく問題ない。
以上の結果から給水温度に関しては従来のものと同等な
効果が得られる。
効果が得られる。
つぎに重水温度について考える。
熱交換器３６の出口の重水温度は炉出力によって異なり
定格出力時、２５％出力時で従来の圧力管型原子炉の重
水冷却器の出口温度（補機冷却水流量により設定温度４
９℃に制御される）よりそれぞれ約５℃、約３℃高くな
る。
定格出力時、２５％出力時で従来の圧力管型原子炉の重
水冷却器の出口温度（補機冷却水流量により設定温度４
９℃に制御される）よりそれぞれ約５℃、約３℃高くな
る。
したがって重水冷却器３７により重水冷却器出口炉心入
口の温度を設定温度になるように補機冷却水３５の流量
を変えて調整する。
口の温度を設定温度になるように補機冷却水３５の流量
を変えて調整する。
向流型の重水冷却器の伝熱面積を３０Ｏｍ、熱通過率を
１ ０３Ｋｃａｌ／ ｍｈ’ｃとし、定格出力時に補機
冷却水３５を＋２５０ｔ／ｈ流すことにより重水温度を
５３．８℃から約４９℃にすることができる。
１ ０３Ｋｃａｌ／ ｍｈ’ｃとし、定格出力時に補機
冷却水３５を＋２５０ｔ／ｈ流すことにより重水温度を
５３．８℃から約４９℃にすることができる。
また２５％出力時には約２５０ｔ／ｈ流すことにより重
水温度を５２．３℃から約４９℃にすることができる。
水温度を５２．３℃から約４９℃にすることができる。
つぎにタービンから抽気蒸気量を減らした場合の発電気
出力の増加量について述べる。
出力の増加量について述べる。
定格出力時に第１図において第ｌ段の低圧給水加熱器９
に抽気する蒸気２０のエンクルピは５６６ＫＣａｌ／ｋ
ｇ、流量は約２９ｔ／ｈである。
に抽気する蒸気２０のエンクルピは５６６ＫＣａｌ／ｋ
ｇ、流量は約２９ｔ／ｈである。
この蒸気がタービンの回転に用いられて５ ３ ４．
９ Ｋｃａｌ ／ｋｇのエンタルピをもつ蒸気１８とな
った場合（タービンから排出する蒸気のエンタルピはタ
ービンからの抽気蒸気量を減らした場合でも変らないと
仮定）、発電気出力は従来の発電機出力１ ６ ５ Ｍ
Ｗｅに比べて約０．６％増大する。
９ Ｋｃａｌ ／ｋｇのエンタルピをもつ蒸気１８とな
った場合（タービンから排出する蒸気のエンタルピはタ
ービンからの抽気蒸気量を減らした場合でも変らないと
仮定）、発電気出力は従来の発電機出力１ ６ ５ Ｍ
Ｗｅに比べて約０．６％増大する。
なお第１図，第２図と第３図とで同一部材には同じ符号
を付して説明している。
を付して説明している。
第４図は本発明の他の実施例を示すものであって、重水
系統と給水系統を別建屋に設置した場合の実施例を示す
。
系統と給水系統を別建屋に設置した場合の実施例を示す
。
圧力管型原子炉においては通常重水系統は原子炉建屋内
に、給水加熱器はタービン建屋に配置される。
に、給水加熱器はタービン建屋に配置される。
そこで第４図に示す実施例では重水冷却器３０と、給水
２５を加熱するための熱交換器３６との間に、軽水循環
ポンプ３９を備える閉ループの軽水循環系統が接続され
ている。
２５を加熱するための熱交換器３６との間に、軽水循環
ポンプ３９を備える閉ループの軽水循環系統が接続され
ている。
該軽水循環系統を流れる軽水３８は、重水系統の重水冷
却器３０で高温の重水３１と熱交換され、温度上昇され
た軽水３８により給水２５を加熱するようにしている。
却器３０で高温の重水３１と熱交換され、温度上昇され
た軽水３８により給水２５を加熱するようにしている。
これにより重水系統を原子炉建屋内に、給水加熱器をタ
ービン建屋に配置して重水３１による給水２５の加熱が
可能となる。
ービン建屋に配置して重水３１による給水２５の加熱が
可能となる。
本発明は以上説明した構戒，作用のもので、高温の重水
を利用して給水を加熱するようにしているので、タービ
ンからの抽気を減少でき、したがって発電効率を向上し
うる効果がある。
を利用して給水を加熱するようにしているので、タービ
ンからの抽気を減少でき、したがって発電効率を向上し
うる効果がある。
第１図は圧力管型原子炉の主蒸気系および給水系の系統
図、第２図は重水系の系統図である。 第３図は本発明による給水加熱の系統図、第４図は重水
系統と給水系統とを別建屋に配置した本発明による給水
加熱の系統図である。 ｉｏ，１ｉ・・・・・・低圧給水加熱器、２１，２２・
・・・・・低圧タービンから抽気した蒸気、２５・・・
・・・給水、２６・・・・・・給水加熱後の水、２７・
・・・・・炉心、３０，３７・・・・・・重水冷却器か
ら出る重水、３５・・・・・・補機冷却水、３６・・・
・・・熱交換器、３８・・・・・・軽水。
図、第２図は重水系の系統図である。 第３図は本発明による給水加熱の系統図、第４図は重水
系統と給水系統とを別建屋に配置した本発明による給水
加熱の系統図である。 ｉｏ，１ｉ・・・・・・低圧給水加熱器、２１，２２・
・・・・・低圧タービンから抽気した蒸気、２５・・・
・・・給水、２６・・・・・・給水加熱後の水、２７・
・・・・・炉心、３０，３７・・・・・・重水冷却器か
ら出る重水、３５・・・・・・補機冷却水、３６・・・
・・・熱交換器、３８・・・・・・軽水。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 冷却材と減速材が分離されている圧力管型原子炉に
おいて、低圧給水加熱器列の前段に熱交換器が設けられ
、該熱交換器の１次側には減速材もしくは減速材で加熱
された流体が、２次側には給水がそれぞれ通過せしめら
れ、炉心で加熱された前記減速材もしくは減速材で加熱
された流体の熱により給水が加熱され、かつタービンか
ら抽気される蒸気が減少せしめられていることを特徴と
する圧力管型原子炉。 ２ 前記熱交換器には重水冷却器に連結された閉ループ
の軽水循環系統が接続されており、重水冷却器で加熱さ
れた軽水の熱により給水が加熱されるように構成されて
いることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の圧力
管型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP54134199A JPS5848880B2 (ja) | 1979-10-19 | 1979-10-19 | 圧力管型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP54134199A JPS5848880B2 (ja) | 1979-10-19 | 1979-10-19 | 圧力管型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5658698A JPS5658698A (en) | 1981-05-21 |
| JPS5848880B2 true JPS5848880B2 (ja) | 1983-10-31 |
Family
ID=15122739
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP54134199A Expired JPS5848880B2 (ja) | 1979-10-19 | 1979-10-19 | 圧力管型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5848880B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP6689657B2 (ja) * | 2016-04-18 | 2020-04-28 | 日本コークス工業株式会社 | 粉砕処理システム |
-
1979
- 1979-10-19 JP JP54134199A patent/JPS5848880B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5658698A (en) | 1981-05-21 |
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