JPS6036987A - 原子炉の主蒸気バイパス装置 - Google Patents
原子炉の主蒸気バイパス装置Info
- Publication number
- JPS6036987A JPS6036987A JP58144930A JP14493083A JPS6036987A JP S6036987 A JPS6036987 A JP S6036987A JP 58144930 A JP58144930 A JP 58144930A JP 14493083 A JP14493083 A JP 14493083A JP S6036987 A JPS6036987 A JP S6036987A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- steam
- bypass
- pipe
- main steam
- control valve
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (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］
本発明は原子炉の主蒸気バイパス装置に係る。
［発明の技術的背景］
沸騰水型原子力発電所（以下ＢＷＲ）は、概略第１図に
示す如く構成されている。１なわち、炉心１は圧力容器
２内に収容され、圧力容器２は格納容器３内に収容され
ている。圧力容器２内の気相部２ａは格納容器３を貫通
する主蒸気管４ににつてタービン５に連通され、タービ
ン５に設けた復水器６の液相部は図示省略給水系を介し
て、圧力容器２の液相部２ｂに連通されている。
示す如く構成されている。１なわち、炉心１は圧力容器
２内に収容され、圧力容器２は格納容器３内に収容され
ている。圧力容器２内の気相部２ａは格納容器３を貫通
する主蒸気管４ににつてタービン５に連通され、タービ
ン５に設けた復水器６の液相部は図示省略給水系を介し
て、圧力容器２の液相部２ｂに連通されている。
なお、主蒸気管４の格納容器３内の部分には圧力容器側
に逃し弁７、格納容器側に主蒸気隔離弁８が設けである
。なお、逃し弁７の逃し配管７ａは格納容器３底部に設
けたザプレツションプール９に連通されている。さらに
、主蒸気管４の格納容器３外の部分には、格納容器３側
から順に主蒸気隔離弁１０．中間にバイパス弁１１を有
し主蒸気管４と復水器６を連通さゼるバイパス管′１２
、圧力検出器１３、蒸気加減弁１４が設番ノられている
。
に逃し弁７、格納容器側に主蒸気隔離弁８が設けである
。なお、逃し弁７の逃し配管７ａは格納容器３底部に設
けたザプレツションプール９に連通されている。さらに
、主蒸気管４の格納容器３外の部分には、格納容器３側
から順に主蒸気隔離弁１０．中間にバイパス弁１１を有
し主蒸気管４と復水器６を連通さゼるバイパス管′１２
、圧力検出器１３、蒸気加減弁１４が設番ノられている
。
圧力制御装置１５は、圧力検出器１３からのタービン入
口圧力信号１６、蒸気加減弁１４からの加減弁開度信号
１７、タービン５からのタービン速度信号１８を制御入
力としバイパス弁開度要求信号１９によりバイパス弁１
１を制御する。図中、２０は発電機を示す。
口圧力信号１６、蒸気加減弁１４からの加減弁開度信号
１７、タービン５からのタービン速度信号１８を制御入
力としバイパス弁開度要求信号１９によりバイパス弁１
１を制御する。図中、２０は発電機を示す。
ＢＷＲプラントにおいては、圧力容器２内で発生した蒸
気がタービン５に送られ、タービン５は発動機を駆動し
発電する。タービン５内でエネルギを消費した蒸気は、
復水器６で復水されこの水は図示省略の給水系により、
圧力容器２の液相部２ｂに戻される。
気がタービン５に送られ、タービン５は発動機を駆動し
発電する。タービン５内でエネルギを消費した蒸気は、
復水器６で復水されこの水は図示省略の給水系により、
圧力容器２の液相部２ｂに戻される。
上記のＢＷＲプラン１〜にＪ３いて、発ｆｆ１ｌｆｆ１
２０の負荷遮断が生じるとタービン５のオーバスピード
を防止するため、蒸気加減弁１４が魚閉される。
２０の負荷遮断が生じるとタービン５のオーバスピード
を防止するため、蒸気加減弁１４が魚閉される。
また、同時に圧力制御装＠１５はタービン速邸信号１８
、加減弁開度信号１７、タービン人ロ圧力信号１６に基
き、バイパス弁開度要求信号１９を発し、バイパス弁１
１をｆｆｆｌき余剰蒸気を復水器６に直接放出する。さ
らに、この時、炉心に制御棒を挿入するか、再循環流量
を減少させるかにより、原子炉の熱出力を下げて原子炉
での蒸気発生量を減少させる。
、加減弁開度信号１７、タービン人ロ圧力信号１６に基
き、バイパス弁開度要求信号１９を発し、バイパス弁１
１をｆｆｆｌき余剰蒸気を復水器６に直接放出する。さ
らに、この時、炉心に制御棒を挿入するか、再循環流量
を減少させるかにより、原子炉の熱出力を下げて原子炉
での蒸気発生量を減少させる。
このようにして、原子炉の低出力運転を行ない、電力系
統の復旧後出力を上昇させ、発電ｔＪ ２０を再併入し
て送電を開始する。
統の復旧後出力を上昇させ、発電ｔＪ ２０を再併入し
て送電を開始する。
なお、バイパス弁１１の開放が失敗した場合には、逃し
弁７が開き、主蒸気管４内の蒸気をサプレッションブー
ル９に逃し、圧力の上昇を抑制する。
弁７が開き、主蒸気管４内の蒸気をサプレッションブー
ル９に逃し、圧力の上昇を抑制する。
第２図Ａは、加減弁１４閉鎖バイパス弁１１開放時の原
子炉出力、主蒸気流量の経時変化、第２図Ｂはバイパス
回流ｍ１原子炉圧力の経時変化をそれぞれ示す。加減弁
１４がｒＪＩじられると、曲線Ｃ２に示すように主蒸気
流量が減少し、そのため曲線Ｃ４に示すように原子炉圧
力が上昇する。また、曲線Ｃ１に示すように前記の圧力
上管により、その出力も上昇する。ここで、バイパス弁
１１が聞かれ曲線Ｃ３のようにほぼ１００％の蒸気を復
水器６に逃すため、原子炉圧力の上昇は抑制される。さ
らに、制御棒挿入、再循環流量の減少等によって原子炉
出力は低下し、主蒸気流量、原子炉圧力は曲線Ｃ２、Ｃ
４に見られるように低下する。
子炉出力、主蒸気流量の経時変化、第２図Ｂはバイパス
回流ｍ１原子炉圧力の経時変化をそれぞれ示す。加減弁
１４がｒＪＩじられると、曲線Ｃ２に示すように主蒸気
流量が減少し、そのため曲線Ｃ４に示すように原子炉圧
力が上昇する。また、曲線Ｃ１に示すように前記の圧力
上管により、その出力も上昇する。ここで、バイパス弁
１１が聞かれ曲線Ｃ３のようにほぼ１００％の蒸気を復
水器６に逃すため、原子炉圧力の上昇は抑制される。さ
らに、制御棒挿入、再循環流量の減少等によって原子炉
出力は低下し、主蒸気流量、原子炉圧力は曲線Ｃ２、Ｃ
４に見られるように低下する。
このようにして、最終的には定格出力の４０％程度の原
子炉出力に落着く。この状態で電力系統の復旧を持つの
である。
子炉出力に落着く。この状態で電力系統の復旧を持つの
である。
［背景技術の問題点］
上記から明らかなように、一時的にはバイパス管１２に
１００％程度の蒸気を流す必要があるので、バイパス管
を１００％の蒸気に見合う太さとしなければならず、ま
た復水器の容■も大きくしなければならない。どころが
、１００％流ず必要があるのは約１０秒程度の短ａｙ間
であり、その後は４０％程度のバイパス流量となるので
、蒸気のようにバイパス管、復水器の容量を大きくする
ことは一面では不経済と言うことができる。
１００％程度の蒸気を流す必要があるので、バイパス管
を１００％の蒸気に見合う太さとしなければならず、ま
た復水器の容■も大きくしなければならない。どころが
、１００％流ず必要があるのは約１０秒程度の短ａｙ間
であり、その後は４０％程度のバイパス流量となるので
、蒸気のようにバイパス管、復水器の容量を大きくする
ことは一面では不経済と言うことができる。
［発明の目的］
本発明は上記の小情に基ぎなされたもので、バイパス管
、復水器の容器を小さクシ１ｑる主蒸気バイパス装置を
１０ることを目的とり−る。
、復水器の容器を小さクシ１ｑる主蒸気バイパス装置を
１０ることを目的とり−る。
［発明の概要］
一本発朗にあっては主蒸気管の格納容器内にある部分に
サプレッションブールに連通ずる蒸気逃し管を設け、こ
の蒸気逃し加減弁を設り、これを主蒸気加減弁閉鎖時に
聞かせ、原子炉が低出力運転状態に安定したら開すよう
にして、前記目的を達成している。
サプレッションブールに連通ずる蒸気逃し管を設け、こ
の蒸気逃し加減弁を設り、これを主蒸気加減弁閉鎖時に
聞かせ、原子炉が低出力運転状態に安定したら開すよう
にして、前記目的を達成している。
［発明の実施例］
第１図と同一部分には同一符号を附した第３図は本発明
の一実施例を示す。本発明においては、主蒸気管４の格
納容器３内にある部分に、サプレッションプール９に連
通ずる蒸気逃し管２１を設参ノであり、この管の中間に
設番ノだ蒸気逃し加減弁２２を、圧力制御装置１５から
の蒸気逃−し加減弁開度要求イ５号２３によって開閉さ
せるようにしである。
の一実施例を示す。本発明においては、主蒸気管４の格
納容器３内にある部分に、サプレッションプール９に連
通ずる蒸気逃し管２１を設参ノであり、この管の中間に
設番ノだ蒸気逃し加減弁２２を、圧力制御装置１５から
の蒸気逃−し加減弁開度要求イ５号２３によって開閉さ
せるようにしである。
発電機２０の負荷″ａ１７ｉが生じた場合の作動につい
て、Ｍ４図を参照して説明する。負荷遮断が生じると、
圧力制御装置１５はバイパス弁聞度要求信＠１９、蒸気
逃し加減弁開度要求信号２３を発生し、バイパス流量１
１、蒸気逃し加減弁２２を聞く。これにより、蒸気は第
４図の曲線Ｃ５に示したように、蒸気逃し加減弁２２を
通って゛す゛プレッジョンプール９に流入しここで復水
すると共に、バイパス弁１１を通って復水器６に流入し
ここで復水する。その後、制御棒挿入、再循環流ｍの減
少により、曲線Ｃ４で示すように原子炉出力が低下さぼ
られると、曲線Ｃ３’で示すバイパス弁１１を通じての
流量のみで余剰蒸気の処理が可能となるので、蒸気逃し
加減弁２２は閉じられる。
て、Ｍ４図を参照して説明する。負荷遮断が生じると、
圧力制御装置１５はバイパス弁聞度要求信＠１９、蒸気
逃し加減弁開度要求信号２３を発生し、バイパス流量１
１、蒸気逃し加減弁２２を聞く。これにより、蒸気は第
４図の曲線Ｃ５に示したように、蒸気逃し加減弁２２を
通って゛す゛プレッジョンプール９に流入しここで復水
すると共に、バイパス弁１１を通って復水器６に流入し
ここで復水する。その後、制御棒挿入、再循環流ｍの減
少により、曲線Ｃ４で示すように原子炉出力が低下さぼ
られると、曲線Ｃ３’で示すバイパス弁１１を通じての
流量のみで余剰蒸気の処理が可能となるので、蒸気逃し
加減弁２２は閉じられる。
なあ、蒸気逃し管２１のの蒸気逃し加減弁２２の下流を
逃し配管７ａに合流さＵるにうにしでもよい。
逃し配管７ａに合流さＵるにうにしでもよい。
［発明の効果］
上記したように、本願発明においては、発電１幾負荷遮
断直後の短時間、すなわちほぼ１００％の蒸気放出を行
ねなりれぽならない間は、バイパス弁、蒸気逃し加減弁
の双方で蒸気を放出Ｊるので、バイパス弁、バイパス管
、復水器の容量を小さくでき、コスト的に有利である。
断直後の短時間、すなわちほぼ１００％の蒸気放出を行
ねなりれぽならない間は、バイパス弁、蒸気逃し加減弁
の双方で蒸気を放出Ｊるので、バイパス弁、バイパス管
、復水器の容量を小さくでき、コスト的に有利である。
第１図は従来のＢＷＲのプラントの概略系統図、第２図
へ、Ｂはその負荷鴻ｒｆｌｉ ＩＩ；’ｊの状態を説明
するだめのグラフ、第３図は本発明−実施（Ｈｌの［１
１Ｂ系統図、第４図はその負荷遮断時の状態を説明づる
ためのグラフである。 １・・・炉心 ２・・・圧力容器 ３・・・格胛橿容器
４・・・主蒸気管 ５・・・タービン ６・・・復水器 １１・・・バイパス弁１４・・・蒸気
加減弁 １５・・・圧力ｆｉＩＩ ｔａｎ Ｈｉ面２０
・・・発電機２１・・・蒸気逃し管２２・・・蒸気逃し
加減弁 出願代理人 弁理± ５１ｉｊ 池 五 ［！ｉｓ弗
／ 図 ５ 第 ２ 図 ０ ５ １０ １５ ２０ 后間（参′） 第 ３ 図 １５ 第 ４ 図 ＴＲ間ｃ秒）
へ、Ｂはその負荷鴻ｒｆｌｉ ＩＩ；’ｊの状態を説明
するだめのグラフ、第３図は本発明−実施（Ｈｌの［１
１Ｂ系統図、第４図はその負荷遮断時の状態を説明づる
ためのグラフである。 １・・・炉心 ２・・・圧力容器 ３・・・格胛橿容器
４・・・主蒸気管 ５・・・タービン ６・・・復水器 １１・・・バイパス弁１４・・・蒸気
加減弁 １５・・・圧力ｆｉＩＩ ｔａｎ Ｈｉ面２０
・・・発電機２１・・・蒸気逃し管２２・・・蒸気逃し
加減弁 出願代理人 弁理± ５１ｉｊ 池 五 ［！ｉｓ弗
／ 図 ５ 第 ２ 図 ０ ５ １０ １５ ２０ 后間（参′） 第 ３ 図 １５ 第 ４ 図 ＴＲ間ｃ秒）
Claims (1)
- 圧力容器の気相部とタービン入口とを連ねる主蒸気管に
、蒸気加減弁およびその上流側と復水器を連ね中間にバ
イパス弁をそなえるバイパス管を有するものにおいて、
前記主蒸気管の格納容器内にある部分と格納容器底部の
ザブレッションプールとを連ね中間に蒸気逃し加減弁を
そなえた蒸気逃し管を設番〕、発電機の負荷遮断時に前
記バイパス弁と蒸気逃し加減弁とを同時に聞き、原子炉
出力の低出力への落着きが見られた後、前記蒸気逃し加
減弁を閉じるようにしたことを特徴とする原子炉の主蒸
気バイパス装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58144930A JPS6036987A (ja) | 1983-08-10 | 1983-08-10 | 原子炉の主蒸気バイパス装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58144930A JPS6036987A (ja) | 1983-08-10 | 1983-08-10 | 原子炉の主蒸気バイパス装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6036987A true JPS6036987A (ja) | 1985-02-26 |
Family
ID=15373506
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58144930A Pending JPS6036987A (ja) | 1983-08-10 | 1983-08-10 | 原子炉の主蒸気バイパス装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6036987A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011226783A (ja) * | 2010-04-15 | 2011-11-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力発電プラント |
| JP2012093324A (ja) * | 2010-10-29 | 2012-05-17 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力発電プラントの運転制御装置 |
| JP2014055951A (ja) * | 2012-09-13 | 2014-03-27 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 代替ｒｐｖエネルギーの除去経路のための方法及びシステム |
-
1983
- 1983-08-10 JP JP58144930A patent/JPS6036987A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011226783A (ja) * | 2010-04-15 | 2011-11-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力発電プラント |
| JP2012093324A (ja) * | 2010-10-29 | 2012-05-17 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力発電プラントの運転制御装置 |
| JP2014055951A (ja) * | 2012-09-13 | 2014-03-27 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 代替ｒｐｖエネルギーの除去経路のための方法及びシステム |
| EP2709112A3 (en) * | 2012-09-13 | 2016-04-13 | GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | Method and system for an alternate reactor pressure vessel energy removal path |
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