JPS6093391A - 原子炉発電プラント - Google Patents
原子炉発電プラントInfo
- Publication number
- JPS6093391A JPS6093391A JP58200811A JP20081183A JPS6093391A JP S6093391 A JPS6093391 A JP S6093391A JP 58200811 A JP58200811 A JP 58200811A JP 20081183 A JP20081183 A JP 20081183A JP S6093391 A JPS6093391 A JP S6093391A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water
- reactor
- water supply
- recirculation
- temperature
- 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
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (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】
［発明の利用分野〕
本発明は、沸騰水型））’ｒｃ子炉発電プランＩ−に係
り、原−ト炉気力容器と力；（子炉給水系の接続部であ
る原子炉圧力容器給水ノズルの熱疲労防止、及び給水の
影響を受ける坊（子炉内部構造物に関する。
り、原−ト炉気力容器と力；（子炉給水系の接続部であ
る原子炉圧力容器給水ノズルの熱疲労防止、及び給水の
影響を受ける坊（子炉内部構造物に関する。
従来の沸騰水型力；Ｃ子炉充電ブラントの原子炉給水系
、百＠環系の構成を第１図に示す。再＠環系は、〃７〔
子炉圧力容器Ｉ内の冷却材を強ａ；ｑ循環させる原ｒ−
炉再循環ポンブ２．再＃ｉ環出ロライン３、再循環入口
ライン４、原子炉再１４１１環ポンプ入口弁５、及び原
子炉再循環ポンプ出口弁６より構成され、再循環系には
、原子炉停止時冷却系７が接続されている。定常運転状
態においては、再１ｉ７環人口ライン４及び再循環出口
ライン５の内部流体温度はほぼ等しく約２７６℃である
。一方、原子炉給水系は、復水ライン８より接続さ扛、
給水ポンプ９、給水加熱器］０、及び弁１１、給水配管
１２等により構成されている。、従来の原子炉圧力容器
ｌの全体図を第２図に示す１．原子炉圧力容器ｌへの給
水の注入口である給水ノズル１３では、原子炉の各運転
状態に対し、杓り、４℃〜約２１６℃の給水を注入する
１、一方原子炉圧力容器ｌ内の炉水温度は、給水ノズル
１２部近傍で定常運転状ｆルで約２８９℃と高湿である
。従って、原子炉圧力容器１と原子炉給水系の接続部で
ある給水ノズルＩ３においては、原子炉の各運転状態に
おいＣＩｉ水（高温）と給水（低温）が継続的に合流し
、最高で約２８０℃、定常運転状態においても約７０℃
の温度差をもつ流体が合流するために、熱疲労が生じる
可能性があった。
、百＠環系の構成を第１図に示す。再＠環系は、〃７〔
子炉圧力容器Ｉ内の冷却材を強ａ；ｑ循環させる原ｒ−
炉再循環ポンブ２．再＃ｉ環出ロライン３、再循環入口
ライン４、原子炉再１４１１環ポンプ入口弁５、及び原
子炉再循環ポンプ出口弁６より構成され、再循環系には
、原子炉停止時冷却系７が接続されている。定常運転状
態においては、再１ｉ７環人口ライン４及び再循環出口
ライン５の内部流体温度はほぼ等しく約２７６℃である
。一方、原子炉給水系は、復水ライン８より接続さ扛、
給水ポンプ９、給水加熱器］０、及び弁１１、給水配管
１２等により構成されている。、従来の原子炉圧力容器
ｌの全体図を第２図に示す１．原子炉圧力容器ｌへの給
水の注入口である給水ノズル１３では、原子炉の各運転
状態に対し、杓り、４℃〜約２１６℃の給水を注入する
１、一方原子炉圧力容器ｌ内の炉水温度は、給水ノズル
１２部近傍で定常運転状ｆルで約２８９℃と高湿である
。従って、原子炉圧力容器１と原子炉給水系の接続部で
ある給水ノズルＩ３においては、原子炉の各運転状態に
おいＣＩｉ水（高温）と給水（低温）が継続的に合流し
、最高で約２８０℃、定常運転状態においても約７０℃
の温度差をもつ流体が合流するために、熱疲労が生じる
可能性があった。
また、従来の原子炉圧力容器内部構造物を図３に示す。
シュラウドへッドボル１〜１４、スタンドパイプ１５は
給水スパーンャ１６近くに位置しているため、給水スパ
ーンャ１６からの低温の給水が直接さらされるので、給
水ノズル１３と同様に熱疲労が生じる可能性があった。
給水スパーンャ１６近くに位置しているため、給水スパ
ーンャ１６からの低温の給水が直接さらされるので、給
水ノズル１３と同様に熱疲労が生じる可能性があった。
従って、プラント寿命中（約４０年間）に、これらの給
水ノズル１３、シュラウドヘラ１くポル１〜１４、スタ
ン１くバイブＪ５に熱疲労による損傷が発生する可能性
があった。
水ノズル１３、シュラウドヘラ１くポル１〜１４、スタ
ン１くバイブＪ５に熱疲労による損傷が発生する可能性
があった。
また、従来の沸騰水型原子炉発電プラントでは。
給水は、給水スパーンャ１Ｇから原子炉圧力容器】の中
心に向って噴出され、ダウンカマ部１８を下降しジェッ
トポンプ１７により炉水と混合された。従来型では給水
スパーンャ１６からの噴出方向が水平方向であるのでダ
ウンカマ部１８への下降流が不均一になリジエツトポン
プ１７出口での温度が不均一になり燃料の燃焼効率に悪
影響を及ぼす可能性があった。従来の再循環系は、再循
環水出口ノズル１９より炉水を再循環ラインに導き、再
循環ポンプ２により強制循環し、再循環水入１コノズル
２（Ｎこより戻る閉ループを構成していた。
心に向って噴出され、ダウンカマ部１８を下降しジェッ
トポンプ１７により炉水と混合された。従来型では給水
スパーンャ１６からの噴出方向が水平方向であるのでダ
ウンカマ部１８への下降流が不均一になリジエツトポン
プ１７出口での温度が不均一になり燃料の燃焼効率に悪
影響を及ぼす可能性があった。従来の再循環系は、再循
環水出口ノズル１９より炉水を再循環ラインに導き、再
循環ポンプ２により強制循環し、再循環水入１コノズル
２（Ｎこより戻る閉ループを構成していた。
さらに、従来の再循環水入口ノズル２０は炉心部下方に
位置していたので、万一再循環水入［１ラインにおいて
配管の破断が生じるような場合、冷却材喪失の可能性を
有していた。。
位置していたので、万一再循環水入［１ラインにおいて
配管の破断が生じるような場合、冷却材喪失の可能性を
有していた。。
また、給水配管を再１環配管に、再循環ポンプと原子炉
圧力容器間で接続する構造では、万一、再循環入口ライ
ン、又は、給水ラインの一方において、配管の破断が生
じるような場合、冷却材喪失の可能性を有し、その可能
性は、通常の、給水ラインと再循環ラインが原子炉圧力
容器に別々に入る場合の約２倍であった。
圧力容器間で接続する構造では、万一、再循環入口ライ
ン、又は、給水ラインの一方において、配管の破断が生
じるような場合、冷却材喪失の可能性を有し、その可能
性は、通常の、給水ラインと再循環ラインが原子炉圧力
容器に別々に入る場合の約２倍であった。
本発明の目的は、沸騰水型、原子炉発電プラントにおい
て、原子炉圧力容器内部で原子炉給水系と再循環水入日
系を接続することにより、従来の給水ノズル噴出口又は
噴出ノズルを排除し、給水ノズル、シュラウドへラドボ
ルト、スタンドパイプでの高温、低温流体混合による高
サイクル熱疲労損傷のポテンシャルを皆無にし、さらに
、給水系と再循環水入日系を接続することにより、ジェ
ットポンプ出口部近傍での原子炉圧力容器内の円周３６
０°方向での温度分布炉内下降流量を均一にし、燃料の
燃焼効率を向上させる沸騰水型原子炉発電プラン１−を
提供することにある。
て、原子炉圧力容器内部で原子炉給水系と再循環水入日
系を接続することにより、従来の給水ノズル噴出口又は
噴出ノズルを排除し、給水ノズル、シュラウドへラドボ
ルト、スタンドパイプでの高温、低温流体混合による高
サイクル熱疲労損傷のポテンシャルを皆無にし、さらに
、給水系と再循環水入日系を接続することにより、ジェ
ットポンプ出口部近傍での原子炉圧力容器内の円周３６
０°方向での温度分布炉内下降流量を均一にし、燃料の
燃焼効率を向上させる沸騰水型原子炉発電プラン１−を
提供することにある。
本発明は、原子炉圧力容器内部で原子炉給水系と、再循
環本人口系を接続することにより、従来型の給水ノズル
、シュラウドへラドボルト、スタンドパイプの熱疲労を
皆無にすることにある。又、本発明により、再循環水と
給水が混合した流体が、ジェットポンプを介し炉内に均
一・に注入さｉＬるので、ジェットポンプ出口での温度
分布及び流量は均一になり、燃料の燃焼効率は向上し、
さらに。
環本人口系を接続することにより、従来型の給水ノズル
、シュラウドへラドボルト、スタンドパイプの熱疲労を
皆無にすることにある。又、本発明により、再循環水と
給水が混合した流体が、ジェットポンプを介し炉内に均
一・に注入さｉＬるので、ジェットポンプ出口での温度
分布及び流量は均一になり、燃料の燃焼効率は向上し、
さらに。
再循環水流ｉ／ダウンカマ流量が、従来型に比し大きく
なるので、ジエン１〜ポンプの径を小さくし、原子炉圧
力容器内径を縮小することが出来ので、燃焼効率の高い
コンバク１〜な柳騰水型原子炉発電プラントとすること
ができる。
なるので、ジエン１〜ポンプの径を小さくし、原子炉圧
力容器内径を縮小することが出来ので、燃焼効率の高い
コンバク１〜な柳騰水型原子炉発電プラントとすること
ができる。
さらに、従来型でのライザーを排し再循環水入口ノズル
を炉心部より上方の位置に設けることにより、万−再循
環水入１コラインにおいて、配管の破断が生じるような
場合でも、冷却材喪失の可能性は全く無くなった。
を炉心部より上方の位置に設けることにより、万−再循
環水入１コラインにおいて、配管の破断が生じるような
場合でも、冷却材喪失の可能性は全く無くなった。
本発明の実施例を第４図及び第５図により説明する。第
４図において、給水ライン１２は、給水ノズル１３、改
良型給水スパーンャ１６′、炉内分岐管２３を経て、原
子炉圧力容器ｌ内で、サーマルスリーブ付ティ２Ｉを介
して再循環水入口ライン４に接続する。第５図は、本発
明による原子炉圧力容器１及び炉内構造物を示す。
４図において、給水ライン１２は、給水ノズル１３、改
良型給水スパーンャ１６′、炉内分岐管２３を経て、原
子炉圧力容器ｌ内で、サーマルスリーブ付ティ２Ｉを介
して再循環水入口ライン４に接続する。第５図は、本発
明による原子炉圧力容器１及び炉内構造物を示す。
本発明により、ば、従来の給水ノズル１３．シュラウド
へラドボルト１４、スタンドパイプＩ５での炉水と給水
の温度差に起因する高サイクル熱疲労は皆無となる。一
方、給水うｒンを再循環うｒンに接続することにより、
再循環う・ｒンのジェッ←ポンプ１７出ロ部温度は従来
のジエツ１〜ポンプ１７出ロ部での温度より多少低くな
るが、このことによるジェットポンプ１７出ロ部での高
サイクル熱疲労は、はぼ無視できると考える。表１に定
常運転状態、及び給水ＪＪＩＪ熱器機能喪失時の、従来
の給水ノズル１３での給水温度、炉水温度及び（炉水−
給水温度）本発明によるジエン１−ポンプＪフ出］コ部
での再循環水温度、炉水温度及び（炉水温度−再循環水
温度）を示す。
へラドボルト１４、スタンドパイプＩ５での炉水と給水
の温度差に起因する高サイクル熱疲労は皆無となる。一
方、給水うｒンを再循環うｒンに接続することにより、
再循環う・ｒンのジェッ←ポンプ１７出ロ部温度は従来
のジエツ１〜ポンプ１７出ロ部での温度より多少低くな
るが、このことによるジェットポンプ１７出ロ部での高
サイクル熱疲労は、はぼ無視できると考える。表１に定
常運転状態、及び給水ＪＪＩＪ熱器機能喪失時の、従来
の給水ノズル１３での給水温度、炉水温度及び（炉水−
給水温度）本発明によるジエン１−ポンプＪフ出］コ部
での再循環水温度、炉水温度及び（炉水温度−再循環水
温度）を示す。
表１ 給水温度、再循環水温度及び炉水温度低温流体と
高温流体の温度差によるメタル表面（ノズル面内）に生
じる熱応力変動は次式で計算される。
高温流体の温度差によるメタル表面（ノズル面内）に生
じる熱応力変動は次式で計算される。
ここで
’ｔ’、：炉水温度
′Ｊ″Ｎ：給水温度、又は再循環水温度σ ：変動応力
（変動振幅） ν ：ポアソン比 ＩΣ ：縦弾性係数 Ａ Ｔ 、、、 ：メタル表面温度変動率α ：線膨張
係数 η ：補ｉＥ係数 表１及び（１）式より、従来型の給水ノズル近（・ 傍で発生する熱応力と、本発明によるジェットポンプ１
７出ロ部に発生する熱応力を比較すると定常運転状態で
＋ ６／７３キ０．２２ に最も厳しい給水加熱器喪失
時に５４ ／２８４．６＝ ０ 、１９ に低減される
。
（変動振幅） ν ：ポアソン比 ＩΣ ：縦弾性係数 Ａ Ｔ 、、、 ：メタル表面温度変動率α ：線膨張
係数 η ：補ｉＥ係数 表１及び（１）式より、従来型の給水ノズル近（・ 傍で発生する熱応力と、本発明によるジェットポンプ１
７出ロ部に発生する熱応力を比較すると定常運転状態で
＋ ６／７３キ０．２２ に最も厳しい給水加熱器喪失
時に５４ ／２８４．６＝ ０ 、１９ に低減される
。
また、本発明では給水ラインを再循環ラインに接続する
ので、接続部であるティ２１において高サイクルの熱疲
労が発生する可能性があるが、ティ２１にサーマルスリ
ーブ２２を設けることにより高サイクルの熱疲労は解決
されると考える。第６図に、サーマルスリーブ付ティ１
７の一例を示す。第６図は、ティ２１において低温流体
注入側にサーマルスリーブ２２を設け、さらに低温、高
温流体混合部にもサーマルスリーブ２２′を設けた構造
としている。さらに、サーマルスリーブ２２の噴出口を
しぼる事により混合効果を高め、サーマルスリーブ２２
′出口部では、はぼ一定温度の流体とするような構造と
している。この様な構造の給水ラインと再循環ラインの
接続部に使用することにより、接続部での高サイクル熱
疲労は問題ないと考えられる。第７図は、ティ２１とサ
ーマルスリーブ２２を用いた接続部の他の例を示す。
ので、接続部であるティ２１において高サイクルの熱疲
労が発生する可能性があるが、ティ２１にサーマルスリ
ーブ２２を設けることにより高サイクルの熱疲労は解決
されると考える。第６図に、サーマルスリーブ付ティ１
７の一例を示す。第６図は、ティ２１において低温流体
注入側にサーマルスリーブ２２を設け、さらに低温、高
温流体混合部にもサーマルスリーブ２２′を設けた構造
としている。さらに、サーマルスリーブ２２の噴出口を
しぼる事により混合効果を高め、サーマルスリーブ２２
′出口部では、はぼ一定温度の流体とするような構造と
している。この様な構造の給水ラインと再循環ラインの
接続部に使用することにより、接続部での高サイクル熱
疲労は問題ないと考えられる。第７図は、ティ２１とサ
ーマルスリーブ２２を用いた接続部の他の例を示す。
さらに、本発明によれば給水は、給水ラインと再循環ラ
インの接続部近傍において、再ｍ環水と充分に混合され
、はぼ炉水温度と等しい温度で原子炉圧力容器１内に戻
され、ジェットポンプ１７を介して炉水と混合さＡしる
のでジェットポンプ出口部では、円周３６０°でほぼ均
一な温度分布となり、燃料の燃焼効率を向−■ニさせる
ことができる。
インの接続部近傍において、再ｍ環水と充分に混合され
、はぼ炉水温度と等しい温度で原子炉圧力容器１内に戻
され、ジェットポンプ１７を介して炉水と混合さＡしる
のでジェットポンプ出口部では、円周３６０°でほぼ均
一な温度分布となり、燃料の燃焼効率を向−■ニさせる
ことができる。
さらに、本発明によれば、従来の給水ラインを再循環ラ
インに接続し、再循環水入口ノズル２９、ジエン１〜ポ
ンプ１７を介し給水を原子炉に戻すことになるので、Ｉ
Ｉ工循環水流量／ダウンカマ流景が、従来型に比し人さ
くなる。従って従来型に比し、ジエン１−ポンプ１７の
径を小さくすることができ、そＡしに伴い原子炉圧力容
器１の内径の縮小が可能であり、コンパクトで合理的な
沸騰水型原子発電プラントと釘ることがで、きる。
インに接続し、再循環水入口ノズル２９、ジエン１〜ポ
ンプ１７を介し給水を原子炉に戻すことになるので、Ｉ
Ｉ工循環水流量／ダウンカマ流景が、従来型に比し人さ
くなる。従って従来型に比し、ジエン１−ポンプ１７の
径を小さくすることができ、そＡしに伴い原子炉圧力容
器１の内径の縮小が可能であり、コンパクトで合理的な
沸騰水型原子発電プラントと釘ることがで、きる。
本発明によれは、従来の給水ノズル、シュラウドへッド
ボル１−、スタンドパイプ等での高サイクル熱疲労によ
る損傷のポテンシャルを皆無にすることができる。
ボル１−、スタンドパイプ等での高サイクル熱疲労によ
る損傷のポテンシャルを皆無にすることができる。
さらに、燃料の燃焼効率も向上させることができ、また
、原子炉圧力容器の内径を縮小したコンパクトな沸騰水
型発電プラントとすることができる。
、原子炉圧力容器の内径を縮小したコンパクトな沸騰水
型発電プラントとすることができる。
第１は従来の沸騰水型原子炉発電プラン１〜の給水系、
再循環水系の構成図、第２図は、従来の原子炉圧力容器
の縦断面図、第３図は、従来の原子炉圧力容器及び炉内
構造物の縦断面図、第１１図は、本発明の一実施例の沸
騰水型に丁ｃ子炉発電プラントの給水系、再循環系の構
成図、第５図は、本発明の原子炉圧力容器及び炉内構造
物の縦断面図、第６図、第７図は本発明に使用のティの
縦断面図である。 】・・・原子炉圧力容器、２・・・原子炉再循環ポンプ
、３・・・再循環出口ライン、４・・・再循環入口ライ
ン、５・・・原子炉再循環ポンプ人口弁、６・・原子炉
再循環ポンプ出口弁、７・・・原子炉停止時冷却系、８
・・・復水ライン、９・・・給水ポンプ、１０・・給水
加熱漸、１８・・・ダウンカマ部、１９・・再循環水出
口ノズル、２０・・・再循環水入口ノズル、２１・・テ
ィ、２２・・サーマルスリーブ、２２′・・・サーマル
スリーブ、２３・・・炉内分岐管。 代理人 弁理士 高橋明夫
再循環水系の構成図、第２図は、従来の原子炉圧力容器
の縦断面図、第３図は、従来の原子炉圧力容器及び炉内
構造物の縦断面図、第１１図は、本発明の一実施例の沸
騰水型に丁ｃ子炉発電プラントの給水系、再循環系の構
成図、第５図は、本発明の原子炉圧力容器及び炉内構造
物の縦断面図、第６図、第７図は本発明に使用のティの
縦断面図である。 】・・・原子炉圧力容器、２・・・原子炉再循環ポンプ
、３・・・再循環出口ライン、４・・・再循環入口ライ
ン、５・・・原子炉再循環ポンプ人口弁、６・・原子炉
再循環ポンプ出口弁、７・・・原子炉停止時冷却系、８
・・・復水ライン、９・・・給水ポンプ、１０・・給水
加熱漸、１８・・・ダウンカマ部、１９・・再循環水出
口ノズル、２０・・・再循環水入口ノズル、２１・・テ
ィ、２２・・サーマルスリーブ、２２′・・・サーマル
スリーブ、２３・・・炉内分岐管。 代理人 弁理士 高橋明夫
Claims (1)
- ｌ、沸騰水型原子炉発電プラントの配管、弁、ポンプ、
水ノズル、給水スパーンャ等から構成される原子炉給水
系において、給水スパージャを改良し、原子炉圧力容器
内部にて、再循環系入口ラインに接続することを特徴と
する原子炉発電プラン１〜。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58200811A JPS6093391A (ja) | 1983-10-28 | 1983-10-28 | 原子炉発電プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58200811A JPS6093391A (ja) | 1983-10-28 | 1983-10-28 | 原子炉発電プラント |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6093391A true JPS6093391A (ja) | 1985-05-25 |
Family
ID=16430586
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58200811A Pending JPS6093391A (ja) | 1983-10-28 | 1983-10-28 | 原子炉発電プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6093391A (ja) |
-
1983
- 1983-10-28 JP JP58200811A patent/JPS6093391A/ja active Pending
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