JPS603589A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
- Publication number
- JPS603589A JPS603589A JP58110664A JP11066483A JPS603589A JP S603589 A JPS603589 A JP S603589A JP 58110664 A JP58110664 A JP 58110664A JP 11066483 A JP11066483 A JP 11066483A JP S603589 A JPS603589 A JP S603589A
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- JP
- Japan
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- reactor
- gas
- pressure vessel
- boiling water
- heat exchanger
- 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.)
- Pending
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は原子炉圧力容器中に凝縮熱交換器を具備した熱
供給を主目的とする沸騰水型原子炉に関する。
供給を主目的とする沸騰水型原子炉に関する。
この種の沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという。）におい
ては、熱出力が低いため機器の簡素化、小規模化、高性
能化等が経済コスト面から要求されている。そのため再
循環ポンプを用いず気液二相流のもつ浮力によって生じ
る自然循環力のみによって原子炉圧力容器中の冷却材を
回流させたり、炉物理の原理に反して制御棒を鉛直上方
から挿入して反応度を制御したり、炉内に熱交換器を設
けたりしている。
ては、熱出力が低いため機器の簡素化、小規模化、高性
能化等が経済コスト面から要求されている。そのため再
循環ポンプを用いず気液二相流のもつ浮力によって生じ
る自然循環力のみによって原子炉圧力容器中の冷却材を
回流させたり、炉物理の原理に反して制御棒を鉛直上方
から挿入して反応度を制御したり、炉内に熱交換器を設
けたりしている。
第１図はこの自然循環型のＢＷＲを示したものである。
このＢＷＲは次のように動作する。すなわち原子炉圧力
容器４内において、冷却材は炉心１の下部から単相とな
って流入し、炉心１内の発熱部な通つて気液二相流とな
り、ライザー２内をその浮力により上昇する。そしてそ
の上昇中に自らの浮力によって循環力を養い自らの液面
３に到る。この自由液面３の上下には原子炉圧力容器４
の外部から二次冷却材６を炉内に導くことによって−次
冷却材と熱交換させる凝縮熱交換器５が設けられている
。そして、自由液面３に達した一次冷却材のうち、蒸気
分は凝縮熱交換器５に触れて凝縮することにより、また
液分は二次冷却材６と単相熱交換してサブクールされる
ことによりエンタルピを失い、ダウンカマ７部を流下し
、炉心１に戻って循環する。
容器４内において、冷却材は炉心１の下部から単相とな
って流入し、炉心１内の発熱部な通つて気液二相流とな
り、ライザー２内をその浮力により上昇する。そしてそ
の上昇中に自らの浮力によって循環力を養い自らの液面
３に到る。この自由液面３の上下には原子炉圧力容器４
の外部から二次冷却材６を炉内に導くことによって−次
冷却材と熱交換させる凝縮熱交換器５が設けられている
。そして、自由液面３に達した一次冷却材のうち、蒸気
分は凝縮熱交換器５に触れて凝縮することにより、また
液分は二次冷却材６と単相熱交換してサブクールされる
ことによりエンタルピを失い、ダウンカマ７部を流下し
、炉心１に戻って循環する。
次に、この凝縮熱交換器５の熱交換性能を説明する。
いま−例として炉内圧力１６ ａｔａ、（飽和温度２０
０℃）、サブクール度１１℃、熱出力１０ ＭＷｔ （
８，６０Ｘ１０６ ｋ ’ａ １ ）の場合のヒートバ
ランスは熱交換効率１ を１００％とすれば下式（１）（２）で表わされる。
０℃）、サブクール度１１℃、熱出力１０ ＭＷｔ （
８，６０Ｘ１０６ ｋ ’ａ １ ）の場合のヒートバ
ランスは熱交換効率１ を１００％とすれば下式（１）（２）で表わされる。
〔凝縮熱交換量〕十〔サブクール分の単相熱交換量〕＝
〔炉心熱出力〕 ・・・・・・（１） すなわち ここでＸはクォリティ、ｍは自然循環流量、ｃｐは液体
（水）の比熱である。
〔炉心熱出力〕 ・・・・・・（１） すなわち ここでＸはクォリティ、ｍは自然循環流量、ｃｐは液体
（水）の比熱である。
上式の左辺二項の割合、すなわち凝縮熱交換量の全体に
対する割合ｒはｒ ＝ ４６２．６ｘ／（４６２，６ｘ
＋１１ ）となるが、この値はクォリティＸによって変
化する。実際のクォリティは５％（ｘ＝０．０５） 前
後であるから、この場合のｒをめると約７０％にも達す
る。従って、自由液面３より上方の蒸気部における凝縮
熱交換効率を高める事が装置の小形化を図る意味からも
望まれる。
対する割合ｒはｒ ＝ ４６２．６ｘ／（４６２，６ｘ
＋１１ ）となるが、この値はクォリティＸによって変
化する。実際のクォリティは５％（ｘ＝０．０５） 前
後であるから、この場合のｒをめると約７０％にも達す
る。従って、自由液面３より上方の蒸気部における凝縮
熱交換効率を高める事が装置の小形化を図る意味からも
望まれる。
ところで、このような凝縮熱交換器５においては不凝縮
ガスの存在によりその伝熱量は大きく変化する。
ガスの存在によりその伝熱量は大きく変化する。
例えば・蒸気ｈ゛凝縮熱交換器５′）表面に膜状に 。
凝縮する膜状凝縮において、蒸気流速が小さくか １つ
、液膜が層流の場合には、たとえ不凝縮ガスの濃度が１
％であっても伝熱量は（’に、％）倍程度に減少する。
、液膜が層流の場合には、たとえ不凝縮ガスの濃度が１
％であっても伝熱量は（’に、％）倍程度に減少する。
また雰囲気温度によっても大幅に変化する。
一方、液膜が乱流になれば前記と同濃度でも不凝縮ガス
の混入に伴う伝熱量の減衰度はこれ程でな（０，８程度
に抑えられる。一般に蒸気流速が太き（、蒸気が乱流に
なるにつれて不凝縮ガスの影響は非常に小さくなる。
の混入に伴う伝熱量の減衰度はこれ程でな（０，８程度
に抑えられる。一般に蒸気流速が太き（、蒸気が乱流に
なるにつれて不凝縮ガスの影響は非常に小さくなる。
実際の凝縮熱交換器５は管群となっているが、この場合
の凝縮伝熱量ｑは不凝縮ガスの質量濃度がＷｇｏｏ 、
不凝縮ガスを含む雰囲気と等しい飽和温度下における飽
和蒸気の凝縮伝熱量なｑｓｏｔ とすると次式（３）で
与えられる。
の凝縮伝熱量ｑは不凝縮ガスの質量濃度がＷｇｏｏ 、
不凝縮ガスを含む雰囲気と等しい飽和温度下における飽
和蒸気の凝縮伝熱量なｑｓｏｔ とすると次式（３）で
与えられる。
ｑ／ｑ、１＝ｅｘｐ（−５，４部ｇｏｏ） ・−・・・
・（３）ここでＷｇｏｏ ＝ ０．１でｑ／ｑｓａｔ”
０．５８ ｔ Ｗ ｇＣ）Ｃ）”” ｏ、ｏｉで、ｑ
／ｑ ｓａｔ ＝ ０．９５であるから、Ｗｇｏｏの値
が小さくなるにつれて不凝縮ガスの効果は軽減されるけ
れども、濃度によっては無視できないものである。
・（３）ここでＷｇｏｏ ＝ ０．１でｑ／ｑｓａｔ”
０．５８ ｔ Ｗ ｇＣ）Ｃ）”” ｏ、ｏｉで、ｑ
／ｑ ｓａｔ ＝ ０．９５であるから、Ｗｇｏｏの値
が小さくなるにつれて不凝縮ガスの効果は軽減されるけ
れども、濃度によっては無視できないものである。
また蒸気が凝縮熱交換器５の表面に滴状に凝縮する滴状
凝縮においても、不凝縮ガスの存在は凝縮熱伝導率を低
下させる最大の因子であり、第２図に示すような実験結
果が得られており、その伝熱量の減衰度は膜状凝縮の場
合と同様に大きいものである。なお、第２図は滴状凝縮
熱伝導率におよぼす不凝縮ガスの影響を示した線図であ
る。
凝縮においても、不凝縮ガスの存在は凝縮熱伝導率を低
下させる最大の因子であり、第２図に示すような実験結
果が得られており、その伝熱量の減衰度は膜状凝縮の場
合と同様に大きいものである。なお、第２図は滴状凝縮
熱伝導率におよぼす不凝縮ガスの影響を示した線図であ
る。
そして、ＢＷＲにおけるこの種の不凝縮ガスは次の３種
類である。すなわち、第１は原子炉圧力容器４内で冷却
材である水が放射線分解された際に生じる酸素と水素で
ある。第２は冷却材が放射化されて生じる窒素（Ｎ−１
６）と酸素（０−１９）のような短寿命放射性核種であ
る。第３は核分裂によって生成されたクリプトン、キセ
ノン等の希ガスである。
類である。すなわち、第１は原子炉圧力容器４内で冷却
材である水が放射線分解された際に生じる酸素と水素で
ある。第２は冷却材が放射化されて生じる窒素（Ｎ−１
６）と酸素（０−１９）のような短寿命放射性核種であ
る。第３は核分裂によって生成されたクリプトン、キセ
ノン等の希ガスである。
ところが、従来の発電用プラントにおけるＢＷＲにおい
ては凝縮熱交換器は用いられておらず、熱交換効率を高
めるために不凝縮ガスを原子炉圧力容器４から積極的に
抽出除去することは何ら行なわれておらず、単にタービ
ン復水器の部分で気水分離器によって大気圧下に減圧さ
れたガスを−次系から抽出していたにすぎなかった。
ては凝縮熱交換器は用いられておらず、熱交換効率を高
めるために不凝縮ガスを原子炉圧力容器４から積極的に
抽出除去することは何ら行なわれておらず、単にタービ
ン復水器の部分で気水分離器によって大気圧下に減圧さ
れたガスを−次系から抽出していたにすぎなかった。
本発明はこれらの点に鑑みてなされたものであり、原子
炉圧力容器内に内蔵された凝縮熱交換器の熱交換効率を
高（することができ、熱出力が大きく、しかも凝縮熱交
換器等を小形に形成することができ、経済的にも優れて
いる沸騰水型原子炉を提供することを目的とする。
炉圧力容器内に内蔵された凝縮熱交換器の熱交換効率を
高（することができ、熱出力が大きく、しかも凝縮熱交
換器等を小形に形成することができ、経済的にも優れて
いる沸騰水型原子炉を提供することを目的とする。
本発明は、凝縮熱交換器の熱交換効率を低下させる不凝
縮性ガスを積極的に原子炉圧力容器へ抽出し除去する気
体処理装置を設けて、熱交換効率が高く、熱出力の大き
い熱供給を目的とした沸騰水型原子炉を形成したことを
特徴とする。
縮性ガスを積極的に原子炉圧力容器へ抽出し除去する気
体処理装置を設けて、熱交換効率が高く、熱出力の大き
い熱供給を目的とした沸騰水型原子炉を形成したことを
特徴とする。
以下、本発明を第３図から第５図に示す実施例について
説明する。
説明する。
第３図は本発明の一実施例を示し、気体処理装置として
原子炉圧力容器４の容器上蓋の部分から抽出管８および
不凝縮性ガス抽出器９によって不凝縮ガスを抽出するよ
うに形成したものである。
原子炉圧力容器４の容器上蓋の部分から抽出管８および
不凝縮性ガス抽出器９によって不凝縮ガスを抽出するよ
うに形成したものである。
そして、不凝縮性ガス抽出器９を流出した不凝縮性ガス
は同図矢印方向に流れるにつれて、予冷器１０において
冷却され、そして再結合器１１において酸素と水素とが
再結合されて水蒸気とされ、復水器１２においてその水
蒸気が復水せしめられ、還流路１３を通して原子炉圧力
容器４内へ給水される。
は同図矢印方向に流れるにつれて、予冷器１０において
冷却され、そして再結合器１１において酸素と水素とが
再結合されて水蒸気とされ、復水器１２においてその水
蒸気が復水せしめられ、還流路１３を通して原子炉圧力
容器４内へ給水される。
なお、原子炉圧力容器４内へ給水される復水の一部を分
岐管１３ａにより不凝縮性ガス抽出器９へ戻して、再処
理するようにしてもよい。
岐管１３ａにより不凝縮性ガス抽出器９へ戻して、再処
理するようにしてもよい。
更に、復水器１２でオフガスとして残留した短寿命放射
性核種や希ガスは同図矢印方向に流れるにつれて、予冷
器１４において更に冷却され、乾燥器１５において乾燥
され、フィルタ１６において固形物を除去され、活性炭
ホールドアツプ塔１７に流入する。そして、この活性炭
ホールドアツプ塔１７においてオフガスは活性炭に吸着
除去される。そして、放射性のないガスのみがこの活性
炭ホールドアツプ塔１７を流出し、粒子フィルタ１８に
より活性炭の １微粒子等を除去され、真空ポンプ１９
等のブロアーによって排出筒ｚ５を通して、安全基準内
のガスとして大気中に排出させられる。
性核種や希ガスは同図矢印方向に流れるにつれて、予冷
器１４において更に冷却され、乾燥器１５において乾燥
され、フィルタ１６において固形物を除去され、活性炭
ホールドアツプ塔１７に流入する。そして、この活性炭
ホールドアツプ塔１７においてオフガスは活性炭に吸着
除去される。そして、放射性のないガスのみがこの活性
炭ホールドアツプ塔１７を流出し、粒子フィルタ１８に
より活性炭の １微粒子等を除去され、真空ポンプ１９
等のブロアーによって排出筒ｚ５を通して、安全基準内
のガスとして大気中に排出させられる。
このような不凝縮ガスの抽出除去が連続的に行なわれる
から、原子炉圧力容器４の自由液面３より上部の空間内
における不凝縮ガスの含有量が極めて少なくなる。これ
により、凝縮熱交換器５の表面を水蒸気と隔離する不凝
縮ガスがな（なり、水蒸気の凝縮が良好に行なわれ、内
部の二次冷却材が十分に加温されることとなり、熱交換
効率が高（なる。
から、原子炉圧力容器４の自由液面３より上部の空間内
における不凝縮ガスの含有量が極めて少なくなる。これ
により、凝縮熱交換器５の表面を水蒸気と隔離する不凝
縮ガスがな（なり、水蒸気の凝縮が良好に行なわれ、内
部の二次冷却材が十分に加温されることとなり、熱交換
効率が高（なる。
なお、第３図に示した気体処理装置において、予冷却器
１４と乾燥器１５との間にオフガスを３０分程度滞留さ
せて短寿命放射性核種を崩壊除去するホールドアツプ配
管を設けてもよい。
１４と乾燥器１５との間にオフガスを３０分程度滞留さ
せて短寿命放射性核種を崩壊除去するホールドアツプ配
管を設けてもよい。
また、予冷器１０から復水器１２までで形成されている
再結合系と、予冷器１４から粒子フィルタ１８までで形
成されている活性炭吸着系とを直列に接続しないで、相
互に独立させて設けてもよい。しかし、除去効率の見地
からは、第３図のように接続するとよい。また、第４図
に示すように、抽出管８を緊急炉心冷却系加の注入管２
１の仕切弁部の下流側に仕切弁ｎを介して接続し、その
抽出管８に気体処理装置列および還流管１３を接続する
と、原子炉圧力容器４に直結するノズルを省略すること
ができる。これによりノズル数を削除することができ原
子炉の安全性を高（することができる。
再結合系と、予冷器１４から粒子フィルタ１８までで形
成されている活性炭吸着系とを直列に接続しないで、相
互に独立させて設けてもよい。しかし、除去効率の見地
からは、第３図のように接続するとよい。また、第４図
に示すように、抽出管８を緊急炉心冷却系加の注入管２
１の仕切弁部の下流側に仕切弁ｎを介して接続し、その
抽出管８に気体処理装置列および還流管１３を接続する
と、原子炉圧力容器４に直結するノズルを省略すること
ができる。これによりノズル数を削除することができ原
子炉の安全性を高（することができる。
また、第５図に示すように気体処理装置列を複数個設け
て切換運転可能にすれば、一系統の気体処理装置２４が
故障しても、他系統に切換え運転することにより、常に
気体処理を行なうことができ、また、任意の装置を休止
させて活性炭等の再生を行なうことができる。
て切換運転可能にすれば、一系統の気体処理装置２４が
故障しても、他系統に切換え運転することにより、常に
気体処理を行なうことができ、また、任意の装置を休止
させて活性炭等の再生を行なうことができる。
このように本発明の沸騰水型原子炉においては、不凝縮
ガスを原子炉圧力容器より常に確実に抽出除去すること
ができ、原子炉圧力容器内の凝縮熱交換器の熱交換効率
を高（することができ、十分な熱出力を供給することが
でき、一定熱出力を目的とする場合には熱交換面積を低
減できるので、凝縮熱交換器を小形に形成することがで
き、経済的にも侵れている等の効果を奏する。
ガスを原子炉圧力容器より常に確実に抽出除去すること
ができ、原子炉圧力容器内の凝縮熱交換器の熱交換効率
を高（することができ、十分な熱出力を供給することが
でき、一定熱出力を目的とする場合には熱交換面積を低
減できるので、凝縮熱交換器を小形に形成することがで
き、経済的にも侵れている等の効果を奏する。
第１図は凝縮熱交換器を有する沸騰水型原子炉を示す縦
断側面図、第２図は滴状凝縮熱伝導率におよぼす不凝縮
ガスの影響を示した線図、第３図から第５図はそれぞれ
本発明の沸騰水型原子炉の実施例を示す系統図である。 ４・・・原子炉圧力容器、５・・・凝縮熱交換器、１１
・・・再結合器、１２・・・復水器、】７・・・活性炭
ホールドアツプ塔、２０・・・緊急炉心冷却系、２４・
・・気体処理装置。 出願人代理人 猪 股 清 （１１） 第 ｌ 図 弗 ２ ＠ 熱＊、求ＢＴＵ／ｆｔ２ｈ ｆ直向 第３ 図 ２５ ｔ７ｆθ〃／２Δ侃ｉ １７ ｙＢ／ｑ”’ −−−１
３ａ ＼ ／３
断側面図、第２図は滴状凝縮熱伝導率におよぼす不凝縮
ガスの影響を示した線図、第３図から第５図はそれぞれ
本発明の沸騰水型原子炉の実施例を示す系統図である。 ４・・・原子炉圧力容器、５・・・凝縮熱交換器、１１
・・・再結合器、１２・・・復水器、】７・・・活性炭
ホールドアツプ塔、２０・・・緊急炉心冷却系、２４・
・・気体処理装置。 出願人代理人 猪 股 清 （１１） 第 ｌ 図 弗 ２ ＠ 熱＊、求ＢＴＵ／ｆｔ２ｈ ｆ直向 第３ 図 ２５ ｔ７ｆθ〃／２Δ侃ｉ １７ ｙＢ／ｑ”’ −−−１
３ａ ＼ ／３
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器内に凝縮熱交換器を有し、気液二相
流の有する浮力により冷却材を自然循環せしめる沸騰水
型原子炉において、前記凝縮熱交換器の熱交換効率を低
下させる不凝縮性ガスを前記原子炉圧力容器外へ抽出除
去する気体処理装置を設けたことを特徴とする沸騰水型
原子炉。 ２、気体処理装置を原子炉の緊急炉心冷却系の注入管に
分岐接続したことを特徴とする特許請求の範囲第１項記
載の沸騰水型原子炉。 ３、気体処理装置を複数個設けるとともに相互に切換運
転自在に形成したことを特徴とする特許請求の範囲第１
項または第２項記載の沸騰水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58110664A JPS603589A (ja) | 1983-06-20 | 1983-06-20 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58110664A JPS603589A (ja) | 1983-06-20 | 1983-06-20 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS603589A true JPS603589A (ja) | 1985-01-09 |
Family
ID=14541340
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58110664A Pending JPS603589A (ja) | 1983-06-20 | 1983-06-20 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS603589A (ja) |
-
1983
- 1983-06-20 JP JP58110664A patent/JPS603589A/ja active Pending
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