JPS62204193A - 自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法 - Google Patents
自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法Info
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- JPS62204193A JPS62204193A JP61046426A JP4642686A JPS62204193A JP S62204193 A JPS62204193 A JP S62204193A JP 61046426 A JP61046426 A JP 61046426A JP 4642686 A JP4642686 A JP 4642686A JP S62204193 A JPS62204193 A JP S62204193A
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法に関す
るものである。
るものである。
第９図は従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の系統構成の
概略説明図で、１は原子炉格納容器、２は原子炉圧力容
器、３はシュラウド、４は炉心、５は制御棒、６は再循
環ポンプ、７は給水配管、８は給水ポンプ、９は主蒸気
管、１０はタービン、１１は発電機、１２は復水器を示
している。
概略説明図で、１は原子炉格納容器、２は原子炉圧力容
器、３はシュラウド、４は炉心、５は制御棒、６は再循
環ポンプ、７は給水配管、８は給水ポンプ、９は主蒸気
管、１０はタービン、１１は発電機、１２は復水器を示
している。
ＢＷＲにおいては、炉心４部に冷却材の沸騰により蒸気
泡が存在し、この炉心４部に存在する蒸気泡は、何らか
の原因で出力が上昇すると沸騰の度合が増加して、核反
応を維持する熱中性子を減らす方向に作用するので、出
力上昇を緩和するという自己制御性をもっている。
泡が存在し、この炉心４部に存在する蒸気泡は、何らか
の原因で出力が上昇すると沸騰の度合が増加して、核反
応を維持する熱中性子を減らす方向に作用するので、出
力上昇を緩和するという自己制御性をもっている。
また、ＢＷＲは、炉心４部で冷却材の一部が沸騰し蒸気
泡が発生し、シュラウド３内外に冷却材の密度差に起因
する大きな自然循環力ができること。また、原子炉圧力
容器２の内側でジェットポンプを介し、抵抗の少ない流
路が形成されることにより、大きな自然循環能力がある
。このため。
泡が発生し、シュラウド３内外に冷却材の密度差に起因
する大きな自然循環力ができること。また、原子炉圧力
容器２の内側でジェットポンプを介し、抵抗の少ない流
路が形成されることにより、大きな自然循環能力がある
。このため。
再循環ポンプ６が停止しても自然循環により炉心を十分
に冷却することができる。
に冷却することができる。
しかし、工学的安全設備の設計に際しては、仮想的な一
次系配管破断を設計ベースとするために、従来ＢＷＲで
は、大容量の非常用炉心冷却系（ＥＣＣ８）を設置して
いた。
次系配管破断を設計ベースとするために、従来ＢＷＲで
は、大容量の非常用炉心冷却系（ＥＣＣ８）を設置して
いた。
一方、設置の合理化のために、ＢＷＲの進化、変遷の過
程では、第１０図に示す如く、−次配管の想定破断面積
を小さくして、ＥＣＣ８の容量の低減と安全性の一層の
向上がなされてきた。
程では、第１０図に示す如く、−次配管の想定破断面積
を小さくして、ＥＣＣ８の容量の低減と安全性の一層の
向上がなされてきた。
４番
第１０図におイテ、ＡＢＷＲは従来型ＢＷＲ１ＨＰＣＩ
は高圧注入系、Ｃ８は炉心スプレー系。
は高圧注入系、Ｃ８は炉心スプレー系。
ＬＰＣ工は低圧注入系、ＨＦＯ２は高圧炉心スプレー系
、ＬＰＣ５は低圧炉心スプレー系、ＲＣＩＣは原子炉分
離時冷却系、ＬＰＦＬは低圧注水系、ＦＷは給水系、Ｍ
Ｓは主蒸気系、ＡＤＳは自動減圧系、０７Ｇは気体廃棄
物処理系、ＲＨＲは残留熱除去系を示している。
、ＬＰＣ５は低圧炉心スプレー系、ＲＣＩＣは原子炉分
離時冷却系、ＬＰＦＬは低圧注水系、ＦＷは給水系、Ｍ
Ｓは主蒸気系、ＡＤＳは自動減圧系、０７Ｇは気体廃棄
物処理系、ＲＨＲは残留熱除去系を示している。
なお、特開昭５７−１７５２９３号公報、特開昭５９−
１９５１９８号公報には、自然循環型原子炉に関する技
術が開示されている。
１９５１９８号公報には、自然循環型原子炉に関する技
術が開示されている。
従来のＢＷＲは、再循環ポンプを用いた強制循環方式を
用いているため、信頼性の向上のためには系統構成が複
雑となり、強制循環用の外部再循環配管が設けられてい
るため仮想的な配管破断用のＥＣＣ８の容量の大幅な低
減は困難であり、さらに再循環ポンプの故障等の強制循
環喪失時のプラントへの影響の低減も困難であった。
用いているため、信頼性の向上のためには系統構成が複
雑となり、強制循環用の外部再循環配管が設けられてい
るため仮想的な配管破断用のＥＣＣ８の容量の大幅な低
減は困難であり、さらに再循環ポンプの故障等の強制循
環喪失時のプラントへの影響の低減も困難であった。
本発明は、ＢＷＲの一層の信頼性、安全性、経済性を追
求し、設置の一層の合理化を可能にするため、制御棒や
ポンプ等の動的機器によらず原子炉出力を制御する自然
循環型ＢＷＲの制御方法を提供可能とすることを目的と
するものである。
求し、設置の一層の合理化を可能にするため、制御棒や
ポンプ等の動的機器によらず原子炉出力を制御する自然
循環型ＢＷＲの制御方法を提供可能とすることを目的と
するものである。
前述の如き目的を達成する本発明の構成は、炉心を囲み
原子炉圧力容器内に設けられているシュラウドの内外の
冷却材の密度差で生じる差圧により自然循環力で前記炉
心に冷却材を流す沸騰水型原子炉において、前記炉心内
におけるボイド率を制御して熱中性子束を変化させ、原
子炉出力を制御することを特徴とするものである。
原子炉圧力容器内に設けられているシュラウドの内外の
冷却材の密度差で生じる差圧により自然循環力で前記炉
心に冷却材を流す沸騰水型原子炉において、前記炉心内
におけるボイド率を制御して熱中性子束を変化させ、原
子炉出力を制御することを特徴とするものである。
すなわち１本発明は自然循環方式を採用し、従来ＢＷＲ
に存在した大口径の外部ループを削除することにより、
単純な系統構成、仮想的な配管破断を想定して設置する
ＥＣＣ８の容量を低減可能にしたものである。なお、自
然循環型ＢＷＲの出力変化は、原子炉水位、原子炉圧力
、給水温度の変化で制御すものである。
に存在した大口径の外部ループを削除することにより、
単純な系統構成、仮想的な配管破断を想定して設置する
ＥＣＣ８の容量を低減可能にしたものである。なお、自
然循環型ＢＷＲの出力変化は、原子炉水位、原子炉圧力
、給水温度の変化で制御すものである。
本発明の自然循環型ＢＷＲの制御方法における原子炉出
力の制御は、炉心に存在する蒸気泡の割合で原子炉出力
を変化させるもので、その作用について説明する。
力の制御は、炉心に存在する蒸気泡の割合で原子炉出力
を変化させるもので、その作用について説明する。
（１）Ｍ子炉水位による出力制御
原子炉水位を上昇させるとシュラウド内外の差圧が大き
くなり、自然循環による炉心流量が増加するにの炉心流
量の増加により、炉心の蒸気泡割合が減少して熱中性子
束が上昇し、原子炉出力を増加させることができる。
くなり、自然循環による炉心流量が増加するにの炉心流
量の増加により、炉心の蒸気泡割合が減少して熱中性子
束が上昇し、原子炉出力を増加させることができる。
（２）原子炉圧力による出力制御
原子炉水位を上昇させると蒸気泡の比容積が小さくなり
炉心部での蒸気泡存在割合が小さくなり中性子の減速能
力が高まる。このため、熱中性子束が上昇し原子炉出力
を増加させることができる。
炉心部での蒸気泡存在割合が小さくなり中性子の減速能
力が高まる。このため、熱中性子束が上昇し原子炉出力
を増加させることができる。
（３）給水温度による出力制御
給水温度を低下させると炉心部での蒸気泡存在割合が減
少して熱中性子束が上昇し、原子炉出力を増加させるこ
とができる。
少して熱中性子束が上昇し、原子炉出力を増加させるこ
とができる。
以下、実施例について説明する。
第２図は本発明の自然循環型ＢＷＲの制御方法の実施例
の実施に用いられる自然循環型ＢＷＲのシステム構成の
説明図、第１図は同じく原子炉圧力容器の説明図、第３
図は同じく多段気水分離器の説明図である。これらの図
で、第９図と同一部分には同一符号が付してあり、１０
ａ及び１０ｂはそれぞれ高圧タービン及び低圧タービン
、１３はタービンバイパス弁、１４は復水濾過装置、１
５は復水脱塩装置、１６は復水ポンプ、１７は給水加熱
器、１８は原子炉圧力容器３の下部プレナム、１９は炉
心４の上部に設けられている気水分離器、２０及び２１
はそれぞれ気水分離器の入口ノズル及び入口ベーンを示
している。
の実施に用いられる自然循環型ＢＷＲのシステム構成の
説明図、第１図は同じく原子炉圧力容器の説明図、第３
図は同じく多段気水分離器の説明図である。これらの図
で、第９図と同一部分には同一符号が付してあり、１０
ａ及び１０ｂはそれぞれ高圧タービン及び低圧タービン
、１３はタービンバイパス弁、１４は復水濾過装置、１
５は復水脱塩装置、１６は復水ポンプ、１７は給水加熱
器、１８は原子炉圧力容器３の下部プレナム、１９は炉
心４の上部に設けられている気水分離器、２０及び２１
はそれぞれ気水分離器の入口ノズル及び入口ベーンを示
している。
この自然循環型ＢＷＲでは、原子炉で発生した蒸気は、
主蒸気管９を通りタービン１０ａ、１０ｂを回した後エ
ネルギを失ない復水となる。復水は復水ポンプ１６で昇
圧され、複数の給水加熱器１７で昇温された後、給水ポ
ンプ８で原子炉に供給される。給水加熱器１７は、ター
ビン油気あるいは蒸気管から分流させた蒸気により給水
温度を上昇させる。給水加熱器１７は熱交換容量を変化
できるよう必要に応じ熱交換器のドレン弁を開閉するこ
とができる。
主蒸気管９を通りタービン１０ａ、１０ｂを回した後エ
ネルギを失ない復水となる。復水は復水ポンプ１６で昇
圧され、複数の給水加熱器１７で昇温された後、給水ポ
ンプ８で原子炉に供給される。給水加熱器１７は、ター
ビン油気あるいは蒸気管から分流させた蒸気により給水
温度を上昇させる。給水加熱器１７は熱交換容量を変化
できるよう必要に応じ熱交換器のドレン弁を開閉するこ
とができる。
原子炉圧力容器２は、第１図に示す如く、炉心４をシュ
ラウド３で囲み、炉心４部で沸騰した二相の水・蒸気は
シュラウド３内側を上昇し、気水分離器１９で水と蒸気
に分離され１分離された水は、シュラウド３外側を下向
し、再び炉心４部に流入する。
ラウド３で囲み、炉心４部で沸騰した二相の水・蒸気は
シュラウド３内側を上昇し、気水分離器１９で水と蒸気
に分離され１分離された水は、シュラウド３外側を下向
し、再び炉心４部に流入する。
気水分離器１９゛には第３図に示す如き多段の気水分離
器を用いるので、原子炉水位を上下に変動させても一定
の効率を達成することができる。
器を用いるので、原子炉水位を上下に変動させても一定
の効率を達成することができる。
蒸気系には、圧力制御弁を設置し所定の原子炉圧力で運
転することができる。
転することができる。
次に、この自然循環型ＢＷＲの原子炉出力制御法におい
て説明する。
て説明する。
ＢＷＲの出力は、大きな出力変動は制御棒操作で実施し
、中程度の出力制御や負荷追従は炉心流量を変動させる
こと等により炉内の蒸気泡割合を変化させて実施される
が、炉心流量と原子炉出力との間には次のような相関関
係がある。
、中程度の出力制御や負荷追従は炉心流量を変動させる
こと等により炉内の蒸気泡割合を変化させて実施される
が、炉心流量と原子炉出力との間には次のような相関関
係がある。
すなわち、炉心流量Ｗと原子炉出力Ｑとの間には炉内の
蒸気泡割合χを介して、一般に次の相関関係が成立する
。
蒸気泡割合χを介して、一般に次の相関関係が成立する
。
Ｑ＝ｆｓ （１−χ） ・・・・
・・（１）Ｗ＝ｆｘ（χ）
・・・・・・（２）関数形ｆ１（１−χ）、ｆｚ（χ）
は炉心及び圧力容器内構造物の形状や寸法により変化す
るが。
・・（１）Ｗ＝ｆｘ（χ）
・・・・・・（２）関数形ｆ１（１−χ）、ｆｚ（χ）
は炉心及び圧力容器内構造物の形状や寸法により変化す
るが。
代表的なりＷＲについて、炉心流量Ｗと原子炉出力Ｑの
関係を図示すると第４図が得られる。この図の横軸、縦
軸にはそれぞれ炉心流量Ｗ、Ｘ子炉出炉出力とってあり
、又はこの出力以下で運転されることを示している。こ
の図は、炉心流量が増加すると、エネルギバランスに基
づき炉心部の蒸気泡割合が減少して減速材の水が増加す
るため、中性子束が増加して原子炉出力が増加すること
を表している。
関係を図示すると第４図が得られる。この図の横軸、縦
軸にはそれぞれ炉心流量Ｗ、Ｘ子炉出炉出力とってあり
、又はこの出力以下で運転されることを示している。こ
の図は、炉心流量が増加すると、エネルギバランスに基
づき炉心部の蒸気泡割合が減少して減速材の水が増加す
るため、中性子束が増加して原子炉出力が増加すること
を表している。
炉心流量は原子炉水位、原子炉内圧力、給水温度により
増減させることができる。それによって原子炉の出力制
御が行なわれる。
増減させることができる。それによって原子炉の出力制
御が行なわれる。
（１）Ｒ出炉水位による出力制御
原子炉水位ａを上昇させるとシュラウド内外の差圧ΔＰ
が大きくなり、自然循環による炉心流量Ｗが増加する。
が大きくなり、自然循環による炉心流量Ｗが増加する。
ここで、原子炉水位Ｑと炉心流量Ｗとの関係は、−次近
似として次式が成立する。
似として次式が成立する。
＝否７ｉ四７＝扉ア ・・・・・・（３）こ
こで、 ρ：液相密度 ｇ：重力加速度 Ω：原子炉水位（炉心下端〜水面） χ：シュラウド内側の平均蒸気泡割合 添字 Ｏ：シュラウド外側 工：シュラウド内側 Ｓ：静水頭 Ｆ：摩擦損失 Ａ：加速損失 第５図は（３）式の原子炉水位Ｑと炉心流量Ｗとの関係
を示したもので、（ａ）において横軸。
こで、 ρ：液相密度 ｇ：重力加速度 Ω：原子炉水位（炉心下端〜水面） χ：シュラウド内側の平均蒸気泡割合 添字 Ｏ：シュラウド外側 工：シュラウド内側 Ｓ：静水頭 Ｆ：摩擦損失 Ａ：加速損失 第５図は（３）式の原子炉水位Ｑと炉心流量Ｗとの関係
を示したもので、（ａ）において横軸。
縦軸にはそれぞれ、炉心流量Ｗ１Ｍ子炉出炉０がとって
ありＡ、Ｂは（ｂ）において炉心下部をＱ＝０としたと
きの原子炉水位がＱ＾、ＱＢの点を示している。炉心流
量Ｗと原子炉出力Ｑとの間には第４図の関係があるので
、原子炉水位と原子炉出力との間の関係は第６図に示す
ようになる。この図の横軸、縦軸にはそれぞれ原子炉水
位Ｑ、原子炉出力Ｑがとっである。
ありＡ、Ｂは（ｂ）において炉心下部をＱ＝０としたと
きの原子炉水位がＱ＾、ＱＢの点を示している。炉心流
量Ｗと原子炉出力Ｑとの間には第４図の関係があるので
、原子炉水位と原子炉出力との間の関係は第６図に示す
ようになる。この図の横軸、縦軸にはそれぞれ原子炉水
位Ｑ、原子炉出力Ｑがとっである。
ところで、ＢＷＲでは、炉心を通過してきた気液混合流
は気水分離器で、タービンに送られる蒸気と再び炉心に
戻される水とに分ける必要があり、この気水分離器の効
率が炉内水位に影響されるため、従来のＢＷＲでは、気
水分離器の性能維持のため、原子炉水位を一定に保持す
る方向で制御されてきた。
は気水分離器で、タービンに送られる蒸気と再び炉心に
戻される水とに分ける必要があり、この気水分離器の効
率が炉内水位に影響されるため、従来のＢＷＲでは、気
水分離器の性能維持のため、原子炉水位を一定に保持す
る方向で制御されてきた。
これに対して、この発明の自然循環型ＢＷＲでは、気水
分離器として多段の気水分離器を用いており、この多段
の気水分離器は水位変化の影響を受けに＜＜、水位の変
化によっても気水分離器の性能を維持できるため、原子
炉水位を変化させて原子炉出力を制御することができる
。また、原子炉水位は、第７図に示す如く、復水器１２
ホツトウエルからの給水量を給水ポンプ８により加減す
ることにより制御し、水位計２４によりその値を直接監
視する。なお、第７図は、蒸気および給水系統図で、第
１．第２及び第３図と同一部分には同一符号が付してあ
り、２２は定圧器、２３はタービン蒸気加減弁、２４は
水位計を示している。
分離器として多段の気水分離器を用いており、この多段
の気水分離器は水位変化の影響を受けに＜＜、水位の変
化によっても気水分離器の性能を維持できるため、原子
炉水位を変化させて原子炉出力を制御することができる
。また、原子炉水位は、第７図に示す如く、復水器１２
ホツトウエルからの給水量を給水ポンプ８により加減す
ることにより制御し、水位計２４によりその値を直接監
視する。なお、第７図は、蒸気および給水系統図で、第
１．第２及び第３図と同一部分には同一符号が付してあ
り、２２は定圧器、２３はタービン蒸気加減弁、２４は
水位計を示している。
（２）炉内圧力による出力制御
炉内圧力を上昇させると、炉心での蒸気泡割合が減少し
原子炉圧力は増加する。
原子炉圧力は増加する。
ところで、従来のＢＷＲでは１発電用タービンの蒸気流
入圧力を一定値に維持しなければならない要請のために
定圧運転が行なわれていた。
入圧力を一定値に維持しなければならない要請のために
定圧運転が行なわれていた。
これに対して、この発明の自然循環型ＢＷＲでは、蒸気
圧力を制御することにより、炉心出力を制御するもので
あり、従来必要とした再循環ループを必要としない。発
電用として一定圧の蒸気が必要な場合には第７図に示す
如く、蒸気タービン１０の前段に定圧器２２を設置する
。蒸気圧力の調整はタービン蒸気加減弁２３とタービン
バイパス弁１３とを連動させて制御することによって行
われる。
圧力を制御することにより、炉心出力を制御するもので
あり、従来必要とした再循環ループを必要としない。発
電用として一定圧の蒸気が必要な場合には第７図に示す
如く、蒸気タービン１０の前段に定圧器２２を設置する
。蒸気圧力の調整はタービン蒸気加減弁２３とタービン
バイパス弁１３とを連動させて制御することによって行
われる。
この自然循環型ＢＷＲは中小出力用原子炉への適用を対
象としており、都市接近炉として設置する場合に需要の
増加が見込まれる民生用の熱源として利用する場合には
、この定圧器は不要となり、さらに単純化が可能である
。
象としており、都市接近炉として設置する場合に需要の
増加が見込まれる民生用の熱源として利用する場合には
、この定圧器は不要となり、さらに単純化が可能である
。
（３）給水温度による出力制御
給水温度を上下させると炉心での発生熱が冷却材の温度
上昇に使用され蒸気泡の存在割合が小さくなる。炉心部
の蒸気泡が減少すれば、熱中性子束が増加し、原子炉出
力を増加させることができる。給水温度の制御は給水加
熱器１７に供給する蒸気量を調整するか、あるいは給水
加熱器１７のドレン弁を開閉して伝熱面積を変化させて
実施される。第８図は給水加熱器１７の温度制御例を示
すもので、２５ａ、２５ｂ、２５ｃ及び２６ａ。
上昇に使用され蒸気泡の存在割合が小さくなる。炉心部
の蒸気泡が減少すれば、熱中性子束が増加し、原子炉出
力を増加させることができる。給水温度の制御は給水加
熱器１７に供給する蒸気量を調整するか、あるいは給水
加熱器１７のドレン弁を開閉して伝熱面積を変化させて
実施される。第８図は給水加熱器１７の温度制御例を示
すもので、２５ａ、２５ｂ、２５ｃ及び２６ａ。
２６ｂ、２６ｃはそれぞれ給水加熱器１７ａ。
１７ｂ、１７ｃの給水加熱器蒸気弁及び給水加熱器ドレ
ン弁を示しており、給水加熱器蒸気弁２５ａ。
ン弁を示しており、給水加熱器蒸気弁２５ａ。
２５ｂ、２５ｃをそれぞれ閉、半開、全開状態、給水加
熱器ドレン弁２１３ａ、２６ｂ、２６ｃはそれぞれ閉、
開、開状態とした場合を示し、伝熱面積が、それぞれ、
Ｃ２小、大の場合を示しである。
熱器ドレン弁２１３ａ、２６ｂ、２６ｃはそれぞれ閉、
開、開状態とした場合を示し、伝熱面積が、それぞれ、
Ｃ２小、大の場合を示しである。
なお、エネルギ需要が増加して原子炉の出方を増加させ
たい場合には、給水加熱器への蒸気の分岐を停止し、炉
心で発生した蒸気を全量発電にふりむけることができる
。
たい場合には、給水加熱器への蒸気の分岐を停止し、炉
心で発生した蒸気を全量発電にふりむけることができる
。
以上の実施例の自然循環型ＢＷＲの制御方法は、次のよ
うな効果を得ることができる。
うな効果を得ることができる。
（１）再循環ポンプによる強制循環方式の代りに自然循
環方式を採用しているので、再循環配管、再循環ポンプ
及びモータ、ジ句エツトポンプ等の炉内構造物を削除し
、より中、純な系統猜成とすることができるため、信頼
性を向上させることができる。
環方式を採用しているので、再循環配管、再循環ポンプ
及びモータ、ジ句エツトポンプ等の炉内構造物を削除し
、より中、純な系統猜成とすることができるため、信頼
性を向上させることができる。
（２）強制循環用の大口径の外部再循環配管を削除する
ことができるので、ＥＣＣ８の容量を大幅に削減できる
。試算によると、〜６００ＧＰＭのＲＣＩＣ２台程度で
１仮想的な配管破断に対しても炉心を冠水維持できる。
ことができるので、ＥＣＣ８の容量を大幅に削減できる
。試算によると、〜６００ＧＰＭのＲＣＩＣ２台程度で
１仮想的な配管破断に対しても炉心を冠水維持できる。
（３）外部電源喪失や再循環ポンプ故障等の１−ランジ
エントに対して、燃料の健全性を全く損うことなく対応
できる。
エントに対して、燃料の健全性を全く損うことなく対応
できる。
本発明の自然循環型ＢＷＲの制御方法は、制御棒やポン
プ等の動的機器によらず原子炉出力の制御可能とし、Ｂ
ＷＲの一層の合理化を可能とするもので、産業上の効果
の大なるものである。
プ等の動的機器によらず原子炉出力の制御可能とし、Ｂ
ＷＲの一層の合理化を可能とするもので、産業上の効果
の大なるものである。
第１図は、本発明の自然循環型ＢＷＲの制御方法の実施
例の実施に用いられる自然循環型ＢＷＲの原子炉容器の
説明図、第２図は同じくシステム構成の説明図、第３図
は同じく多段気水分離器の説明図、第４図は炉心流量と
原子炉出力との関係を示す線図、第５図は原子炉水位と
炉心流量との関係を示す説明図、第６図は原子炉水位と
原子炉出力との関係を示す説明図、第７図は本発明の自
然循環型ＢＷＲの制御方法の実施例の実施に用いられる
自然循環型ＢＷＲの蒸気及び給水系統の説明図、第８図
は同じく給水加熱器の温度制御の説明図、第９図は従来
のＢＷＲの系統構成の説明図、第１０図は従来のＢＷＲ
の進化、変遷の過程を示す説明図である。 ２・・・原子炉圧力容器、３・・・シュラウド、４・・
・炉心。 ７・・・給水配管、９・・・主蒸気管、１０ａ・・・高
圧タービン、１０ｂ・・・低圧タービン、１１・・・発
電機、１２・・・復水器、１７・・・給水加熱器、１９
・・・気水分（ほか１名） ２・・・原）火ｒ圧力未習； ５・・・シュラウド ４・・・ａｔｅ 乙８・・・下金ｐフ゛レガム １９−・・気フＪく、分離器 半 ３ 図 不 ５ 図 ＃〜＊、量Ｗ 虎さ炉２に止ｐ 第 ７ 目 第 ８ 図
例の実施に用いられる自然循環型ＢＷＲの原子炉容器の
説明図、第２図は同じくシステム構成の説明図、第３図
は同じく多段気水分離器の説明図、第４図は炉心流量と
原子炉出力との関係を示す線図、第５図は原子炉水位と
炉心流量との関係を示す説明図、第６図は原子炉水位と
原子炉出力との関係を示す説明図、第７図は本発明の自
然循環型ＢＷＲの制御方法の実施例の実施に用いられる
自然循環型ＢＷＲの蒸気及び給水系統の説明図、第８図
は同じく給水加熱器の温度制御の説明図、第９図は従来
のＢＷＲの系統構成の説明図、第１０図は従来のＢＷＲ
の進化、変遷の過程を示す説明図である。 ２・・・原子炉圧力容器、３・・・シュラウド、４・・
・炉心。 ７・・・給水配管、９・・・主蒸気管、１０ａ・・・高
圧タービン、１０ｂ・・・低圧タービン、１１・・・発
電機、１２・・・復水器、１７・・・給水加熱器、１９
・・・気水分（ほか１名） ２・・・原）火ｒ圧力未習； ５・・・シュラウド ４・・・ａｔｅ 乙８・・・下金ｐフ゛レガム １９−・・気フＪく、分離器 半 ３ 図 不 ５ 図 ＃〜＊、量Ｗ 虎さ炉２に止ｐ 第 ７ 目 第 ８ 図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、炉心を囲み原子炉圧力容器内に設けられているシユ
ラウドの内外の冷却材の密度差で生じる差圧により自然
循環力で前記炉心に冷却材を流す沸騰水型原子炉におい
て、前記炉心内におけるボイド率を制御して熱中性子束
を変化させ、原子炉出力を制御することを特徴とする自
然循環型沸騰水型原子炉の制御方法。 ２、前記ボイド率の制御が、原子炉水位の制御原子炉圧
力の制御及び給水温度の制御の少なくとも一つによつて
行われる特許請求の範囲第１項記載の自然循環型沸騰水
型原子炉の制御方法。 ３、前記ボイド率の制御が、タービンを回転した後の復
水を前記原子炉圧力容器に戻す給水系に設けられた複数
個の熱交換器の胴側に供給する蒸気を蒸気加減弁または
ドレン弁で制御して熱交換量を調整し原子炉への給水温
度を制御して行われる特許請求の範囲第１項記載の自然
循環型沸騰水型原子炉の制御方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61046426A JP2521256B2 (ja) | 1986-03-05 | 1986-03-05 | 自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61046426A JP2521256B2 (ja) | 1986-03-05 | 1986-03-05 | 自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62204193A true JPS62204193A (ja) | 1987-09-08 |
| JP2521256B2 JP2521256B2 (ja) | 1996-08-07 |
Family
ID=12746823
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61046426A Expired - Lifetime JP2521256B2 (ja) | 1986-03-05 | 1986-03-05 | 自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2521256B2 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007225461A (ja) * | 2006-02-24 | 2007-09-06 | Hitachi Ltd | 原子炉の出力制御方法及び原子炉プラント |
| JP2007225530A (ja) * | 2006-02-27 | 2007-09-06 | Hitachi Ltd | 原子炉出力制御装置 |
| JP2007232392A (ja) * | 2006-02-27 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 自然循環型沸騰水型原子炉の給水制御装置及び原子力発電プラント |
| CN110265158A (zh) * | 2019-06-24 | 2019-09-20 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种多功率尺度一体化反应堆及其使用方法 |
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1986
- 1986-03-05 JP JP61046426A patent/JP2521256B2/ja not_active Expired - Lifetime
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| CN110265158A (zh) * | 2019-06-24 | 2019-09-20 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种多功率尺度一体化反应堆及其使用方法 |
| CN110265158B (zh) * | 2019-06-24 | 2024-09-24 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | 一种多功率尺度一体化反应堆及其使用方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2521256B2 (ja) | 1996-08-07 |
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