JPS6291896A - 原子炉の残留熱除去装置 - Google Patents
原子炉の残留熱除去装置Info
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- JPS6291896A JPS6291896A JP60232215A JP23221585A JPS6291896A JP S6291896 A JPS6291896 A JP S6291896A JP 60232215 A JP60232215 A JP 60232215A JP 23221585 A JP23221585 A JP 23221585A JP S6291896 A JPS6291896 A JP S6291896A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- residual heat
- steam
- pressure vessel
- heat removal
- Prior art date
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- 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
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (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、タービン系と隔離された原子炉の残留熱除去
を行う原子炉の残留熱除去装置に関する。
を行う原子炉の残留熱除去装置に関する。
［発明の技術的背景とその問題点］
一般に、沸騰水型の原子力発電プラントには、原子炉が
停止され、原子炉圧力容器とタービンとが隔離された場
合に、原子炉圧力容器内を冷却するための原子炉の残留
熱除去装置が配置されている。
停止され、原子炉圧力容器とタービンとが隔離された場
合に、原子炉圧力容器内を冷却するための原子炉の残留
熱除去装置が配置されている。
第３図はこのような従来の原子炉の残留熱除去装置が配
置された原子力発電プラントの要部構成を示すもので、
炉心１を収容する原子炉圧力容器２には、一端をタービ
ン（図示Ｕず）に接続され、主蒸気隔離弁３を介挿され
た主蒸気配管４が接続されている。また、この主蒸気配
管４の主蒸気隔離弁３上流側には、それぞれ分岐して逃
し弁５と、タービン蒸気流量制御弁６および隔離時冷却
系タービン７と、蒸気流ｍ制御弁８および残留熱除去熱
交換器９とが配置されており、この残留熱除去熱交換器
９には原子炉圧力容器２に接続され、隔離時冷却系ポン
プ１０を介挿された隔離時冷却系配管１１が接続されて
いる。
置された原子力発電プラントの要部構成を示すもので、
炉心１を収容する原子炉圧力容器２には、一端をタービ
ン（図示Ｕず）に接続され、主蒸気隔離弁３を介挿され
た主蒸気配管４が接続されている。また、この主蒸気配
管４の主蒸気隔離弁３上流側には、それぞれ分岐して逃
し弁５と、タービン蒸気流量制御弁６および隔離時冷却
系タービン７と、蒸気流ｍ制御弁８および残留熱除去熱
交換器９とが配置されており、この残留熱除去熱交換器
９には原子炉圧力容器２に接続され、隔離時冷却系ポン
プ１０を介挿された隔離時冷却系配管１１が接続されて
いる。
このような原子力発電プラントでは、原子炉圧力容器２
内で発生した蒸気は主蒸気配管４を通り、タービンに導
かれ、発電が行われる。ここで原子炉が停止され、主蒸
気配管４に介挿された主蒸気隔離弁３か閉鎖され、原子
炉圧力容器２とタービンとが隔離された場合には、炉心
１内で崩壊熱の発生が持続し、原子炉圧力容器２内の圧
力が上昇するため逃し弁５から蒸気が排出される。
内で発生した蒸気は主蒸気配管４を通り、タービンに導
かれ、発電が行われる。ここで原子炉が停止され、主蒸
気配管４に介挿された主蒸気隔離弁３か閉鎖され、原子
炉圧力容器２とタービンとが隔離された場合には、炉心
１内で崩壊熱の発生が持続し、原子炉圧力容器２内の圧
力が上昇するため逃し弁５から蒸気が排出される。
さらに炉心１を冷却し、残留熱除去を行う場合には、蒸
気を主蒸気配管４から残留熱除去熱交換器９へ導き、凝
縮させ、この凝縮した水を再び隔離時冷却系ポンプ１０
で加圧して隔離性冷却系配管１１により原子炉圧力容器
２内へ循環させる。
気を主蒸気配管４から残留熱除去熱交換器９へ導き、凝
縮させ、この凝縮した水を再び隔離時冷却系ポンプ１０
で加圧して隔離性冷却系配管１１により原子炉圧力容器
２内へ循環させる。
なお、このとき隔離時冷却系ポンプ１０は、炉心１内で
発生する蒸気の一部を使い、隔離時冷却系タービン７を
回転させてその動力を得ている。
発生する蒸気の一部を使い、隔離時冷却系タービン７を
回転させてその動力を得ている。
このようにして原子炉圧力容器２内の残留熱除去を行う
場合、原子炉圧力容器２に過大な熱応力が加わり、原子
炉の健全性、安全性が損われないようにするため、従来
は運転員が原子炉圧力容器２内に配置された温度検出器
によって測定された温度を監視しながら手動で蒸気流量
制御弁８の弁開度調節を行い、原子炉圧力容器２から残
留熱除去熱交換器９へ導入される蒸気流量の調節を行い
、あらかじめ設定された目標温度変化にしたがって減温
率の調節を行っていた。
場合、原子炉圧力容器２に過大な熱応力が加わり、原子
炉の健全性、安全性が損われないようにするため、従来
は運転員が原子炉圧力容器２内に配置された温度検出器
によって測定された温度を監視しながら手動で蒸気流量
制御弁８の弁開度調節を行い、原子炉圧力容器２から残
留熱除去熱交換器９へ導入される蒸気流量の調節を行い
、あらかじめ設定された目標温度変化にしたがって減温
率の調節を行っていた。
第４図に示すグラフは、このような残紹熱除去を行う場
合の目標となる目標温度変化を示す減温率目標曲線の例
を示すもので、縦軸は原子炉圧力容器２の温度を示し、
横軸は経過時間を示し、点線Ａは減温率目標曲線を示し
、実線Ｂは実際の原子炉圧力容器２の温度変化を示して
いる。
合の目標となる目標温度変化を示す減温率目標曲線の例
を示すもので、縦軸は原子炉圧力容器２の温度を示し、
横軸は経過時間を示し、点線Ａは減温率目標曲線を示し
、実線Ｂは実際の原子炉圧力容器２の温度変化を示して
いる。
このグラフに示されるように、減温率目標曲線に示され
る目標温度変化にしたがって運転員が手動で行う従来の
原子炉の残留熱除去装置では、炉心１に供給される各杆
給水系からの給水等の効果を予測して原子炉圧力容器２
の実際の温度変化と、目標温度変化とを一致させること
は非常に困難であり、減温効率が悪化するとともに、原
子炉圧力容器２に過大な熱応ツノが加わる危険性がある
。また、このような原子炉の残留熱除去装置の操作は、
運転員の負担の増大を招くという問題がある。
る目標温度変化にしたがって運転員が手動で行う従来の
原子炉の残留熱除去装置では、炉心１に供給される各杆
給水系からの給水等の効果を予測して原子炉圧力容器２
の実際の温度変化と、目標温度変化とを一致させること
は非常に困難であり、減温効率が悪化するとともに、原
子炉圧力容器２に過大な熱応ツノが加わる危険性がある
。また、このような原子炉の残留熱除去装置の操作は、
運転員の負担の増大を招くという問題がある。
［発明の目的］
本発明は、かかる従来の事情に対処してなされたもので
、目標温度変化にしたがって自動的に正確に減温を行う
ことができ、原子炉に過大な熱応力が加わることを防止
して、原子炉の健全性、信頼性の向上を図り、かつ、運
転員の負担の低減を図ることのできる原子炉の残留熱除
去装置を提供しようとするものである。
、目標温度変化にしたがって自動的に正確に減温を行う
ことができ、原子炉に過大な熱応力が加わることを防止
して、原子炉の健全性、信頼性の向上を図り、かつ、運
転員の負担の低減を図ることのできる原子炉の残留熱除
去装置を提供しようとするものである。
［発明の概要コ
すなわち本発明の原子炉の残留熱除去装置は、原子炉で
発生する蒸気を冷却する残留熱除去熱交換器と、この残
留熱除去熱交換器に導入される前記蒸気の流ｍを調節す
る蒸気流量制御弁と、原子炉の状態を測定する測定手段
と、この測定手段から入力されるデータからあらかじめ
設定された原子炉圧力容器内温度の時間変化率を満たす
蒸気流出間となる前記蒸気流量制御弁の弁開度を計算し
、この弁開度にしたがって前記蒸気流量制御弁の制御を
行う制御手段とを備えたことにより、目標温度変化にし
たがって自動的に正確に減温を行うことができ、原子炉
に過大な熱応力が加わることを防止して、原子炉の健全
性、信頼性の向上を図り、かつ、運転員の負担の低減を
図ることのできるようにしたものである。
発生する蒸気を冷却する残留熱除去熱交換器と、この残
留熱除去熱交換器に導入される前記蒸気の流ｍを調節す
る蒸気流量制御弁と、原子炉の状態を測定する測定手段
と、この測定手段から入力されるデータからあらかじめ
設定された原子炉圧力容器内温度の時間変化率を満たす
蒸気流出間となる前記蒸気流量制御弁の弁開度を計算し
、この弁開度にしたがって前記蒸気流量制御弁の制御を
行う制御手段とを備えたことにより、目標温度変化にし
たがって自動的に正確に減温を行うことができ、原子炉
に過大な熱応力が加わることを防止して、原子炉の健全
性、信頼性の向上を図り、かつ、運転員の負担の低減を
図ることのできるようにしたものである。
［発明の実施例１
以下、本発明の詳細を図面に示ず一実施例について説明
する。
する。
第１図は本発明の一実施例の原子炉の残留熱除去装置が
配置された原子力発電プラントの要部構成を示すもので
、炉心１を収容する原子炉圧力容器２には、一端をター
ビン（図示μず）に接続され、主蒸気隔離弁３を介挿さ
れた主蒸気配管４が接続されている。またこの主蒸気配
管４の主蒸気隔離弁３上流側には、それぞれ分岐して逃
し弁５とタービン蒸気流量制御弁６および隔離時冷却系
タービン７と、蒸気流量制御弁８および残留熱除去熱交
換器９とが配置されており、この残留熱除去熱交換器９
には原子炉圧力容器２に接続され、隔離時冷却系ポンプ
１０を介挿された隔離性冷却系配管１１が接続されてい
る。ざらにこの実施例の原子炉の残留熱除去装置では、
原子炉圧力容器２内の熱出力を測定する熱出力検出装置
１２と、原子炉圧力容器２内の水位を検出する水位検出
装置１３と、原子炉圧力容器２内の圧力を検出する圧力
検出装置１４と、原子炉圧力容器２内に供給される給水
の流星および温度を検出する給水流通、温度検出装置１
５と、蒸気流量を検出する蒸気流量検出装置１６と、こ
れらの検出装置１２．１３．１４．１５．１６から入力
されるデータから、あらかじめ設定された目標温度変化
を満たす蒸気流出量となるよう、蒸気流量制御弁８の弁
開度を計算し、制御する制御装置１７とが配置されてい
る。
配置された原子力発電プラントの要部構成を示すもので
、炉心１を収容する原子炉圧力容器２には、一端をター
ビン（図示μず）に接続され、主蒸気隔離弁３を介挿さ
れた主蒸気配管４が接続されている。またこの主蒸気配
管４の主蒸気隔離弁３上流側には、それぞれ分岐して逃
し弁５とタービン蒸気流量制御弁６および隔離時冷却系
タービン７と、蒸気流量制御弁８および残留熱除去熱交
換器９とが配置されており、この残留熱除去熱交換器９
には原子炉圧力容器２に接続され、隔離時冷却系ポンプ
１０を介挿された隔離性冷却系配管１１が接続されてい
る。ざらにこの実施例の原子炉の残留熱除去装置では、
原子炉圧力容器２内の熱出力を測定する熱出力検出装置
１２と、原子炉圧力容器２内の水位を検出する水位検出
装置１３と、原子炉圧力容器２内の圧力を検出する圧力
検出装置１４と、原子炉圧力容器２内に供給される給水
の流星および温度を検出する給水流通、温度検出装置１
５と、蒸気流量を検出する蒸気流量検出装置１６と、こ
れらの検出装置１２．１３．１４．１５．１６から入力
されるデータから、あらかじめ設定された目標温度変化
を満たす蒸気流出量となるよう、蒸気流量制御弁８の弁
開度を計算し、制御する制御装置１７とが配置されてい
る。
このような原子炉の残留熱除去装置の制御装置１７では
、次のようにして蒸気流量制御弁８の弁開度を設定し、
その制御を行う。
、次のようにして蒸気流量制御弁８の弁開度を設定し、
その制御を行う。
原子炉圧力容器２内の温度を一定の目標温度変化にした
がって変化させる場合、原子炉圧力容器？内がほぼ飽和
状態であると仮定すると、この目標温度変化（ｄＴ／ｄ
ｔ）ｄは次式によって目標圧力変化（ｄＰ／ｄｔ）ｄに
変換される。
がって変化させる場合、原子炉圧力容器？内がほぼ飽和
状態であると仮定すると、この目標温度変化（ｄＴ／ｄ
ｔ）ｄは次式によって目標圧力変化（ｄＰ／ｄｔ）ｄに
変換される。
（ｄＰ／ｄｔ）ｄ＝ （ｄＴ／ｄｔ）ｄ／ （ｄＴｓ／
ｄＰ） なおここで（ｄＴｓ／ｄＰ）は飽和温度の圧力微分値で
あり、蒸気表と、圧力検出器１４がらの圧力信号により
求めることができる。一方、原子炉圧力容器２内の圧力
変化率ｄ Ｐ／ｄ ｔは、原子炉圧力容器２内の体積を
ＶＲ１原子炉圧力容器内の冷却材の総質量をＭ、原子炉
圧力容器内の総エネルギーの和をＵとすると、 ｄＰ／ｄｔ＝−［ｄＭ／ｄｔ−ｖ＋９ｖ１０ｈ（ｄＵ／
ｄｔ−ｄＭ／ｄｔ−ｈ）］ ／［Ｍθｖ／ａ Ｐ ＋（１／Ｊ）（θｖ／ａｈ） ＶＩ２］＝ｆ＋ ｄＭ／
ｄｔ＋ｆ２ｄＬＪ／ｄｔ・・・・・・・・・・・・（１
） ただし、 「１＝（θｖ１０ｈ−ｈ−ｖ）／ ［Ｍθｖ／ａ Ｐ＋
（１／Ｊ）（′ａｖ／ａｈ）ＶＲ］ｆ２＝−（θｖ／
ａ ｈ ） ／ ［Ｍａ ｙ／９ Ｐ＋（１／Ｊ）（つ
Ｖｌつｈ）Ｖｐ］ として与えられる。
ｄＰ） なおここで（ｄＴｓ／ｄＰ）は飽和温度の圧力微分値で
あり、蒸気表と、圧力検出器１４がらの圧力信号により
求めることができる。一方、原子炉圧力容器２内の圧力
変化率ｄ Ｐ／ｄ ｔは、原子炉圧力容器２内の体積を
ＶＲ１原子炉圧力容器内の冷却材の総質量をＭ、原子炉
圧力容器内の総エネルギーの和をＵとすると、 ｄＰ／ｄｔ＝−［ｄＭ／ｄｔ−ｖ＋９ｖ１０ｈ（ｄＵ／
ｄｔ−ｄＭ／ｄｔ−ｈ）］ ／［Ｍθｖ／ａ Ｐ ＋（１／Ｊ）（θｖ／ａｈ） ＶＩ２］＝ｆ＋ ｄＭ／
ｄｔ＋ｆ２ｄＬＪ／ｄｔ・・・・・・・・・・・・（１
） ただし、 「１＝（θｖ１０ｈ−ｈ−ｖ）／ ［Ｍθｖ／ａ Ｐ＋
（１／Ｊ）（′ａｖ／ａｈ）ＶＲ］ｆ２＝−（θｖ／
ａ ｈ ） ／ ［Ｍａ ｙ／９ Ｐ＋（１／Ｊ）（つ
Ｖｌつｈ）Ｖｐ］ として与えられる。
ココテ、１／Ｊは定数、■、θ■／θｈ、ｈ。
つ１０Ｐは物性値およびその変化率を表し、蒸気表より
求められる。また冷却材総貿ｆｆ１Ｍは、原子炉圧力容
器内の水位検出器１３からの水位信号により計算される
。
求められる。また冷却材総貿ｆｆ１Ｍは、原子炉圧力容
器内の水位検出器１３からの水位信号により計算される
。
一方、原子炉圧力容器２内の冷却材総質量Ｍの時間変化
ｄＭ／ｄｔおよびエネルギーの時間変化ｄＵ／ｄｔは、
ｗｃを蒸気流ω調節弁８より残留熱除去熱交換器９へ導
かれる蒸気流刊、ｈｃを蒸気エンタルピ、ΣＷを原子炉
圧力容器２内に流出入する冷却材および蒸気の量からＷ
ｃを除いたものの和、Σｗｈをそのエネルギー総和、Ｑ
を炉心１の発熱量とすると、 ｄＭ／ｄｔ＝ΣＷ−Ｗｃ ｄＵ／ｄｔ＝Ｑ＋ΣＷｈ−Ｗｃｈｃ となる。ここでΣＷ、ΣＷｈ、Ｑ、ｈｃは、それぞれ給
水流量、温度検出装置１５、蒸気流量検出装置１６、熱
出力検出装置１２からの信号により＆１算される。ここ
で上式を（１）式に代入し、ｄＰ／ｄｔを目標圧力変化
（ｄＰ／ｄｔ）ｄとすれば、 Ｗｃ＝［ｆ＋ ΣＷ＋ｆ２ （Ｑ＋ΣＷｈ）−（ｄＰ／
ｄ’ｌｌ：）ｄ ］／ （ｆ＋ 十ｆ２ ｈｇ）ざらに
上式を目標温度変化に直せば Ｗｃ＝（「＋ΣＷ＋ｆ２ （Ｑ＋ΣＷｉｌ＞−［（ｄＴ
／ｄｔ）ｄ／（ｄ丁ｓ／ｄＰ）］）／（＋’ｌ＋ ’
ｆ’２ｈＱ） となり、検出装置１２．１３．１４．１５．１６からの
入力信号により上式を計算し、必要となる蒸気流量調節
弁８から残留熱除去熱交換器９へ導かれる蒸気流ＭＷＣ
が計算され、蒸気流ｍ調節弁８が制御される。
ｄＭ／ｄｔおよびエネルギーの時間変化ｄＵ／ｄｔは、
ｗｃを蒸気流ω調節弁８より残留熱除去熱交換器９へ導
かれる蒸気流刊、ｈｃを蒸気エンタルピ、ΣＷを原子炉
圧力容器２内に流出入する冷却材および蒸気の量からＷ
ｃを除いたものの和、Σｗｈをそのエネルギー総和、Ｑ
を炉心１の発熱量とすると、 ｄＭ／ｄｔ＝ΣＷ−Ｗｃ ｄＵ／ｄｔ＝Ｑ＋ΣＷｈ−Ｗｃｈｃ となる。ここでΣＷ、ΣＷｈ、Ｑ、ｈｃは、それぞれ給
水流量、温度検出装置１５、蒸気流量検出装置１６、熱
出力検出装置１２からの信号により＆１算される。ここ
で上式を（１）式に代入し、ｄＰ／ｄｔを目標圧力変化
（ｄＰ／ｄｔ）ｄとすれば、 Ｗｃ＝［ｆ＋ ΣＷ＋ｆ２ （Ｑ＋ΣＷｈ）−（ｄＰ／
ｄ’ｌｌ：）ｄ ］／ （ｆ＋ 十ｆ２ ｈｇ）ざらに
上式を目標温度変化に直せば Ｗｃ＝（「＋ΣＷ＋ｆ２ （Ｑ＋ΣＷｉｌ＞−［（ｄＴ
／ｄｔ）ｄ／（ｄ丁ｓ／ｄＰ）］）／（＋’ｌ＋ ’
ｆ’２ｈＱ） となり、検出装置１２．１３．１４．１５．１６からの
入力信号により上式を計算し、必要となる蒸気流量調節
弁８から残留熱除去熱交換器９へ導かれる蒸気流ＭＷＣ
が計算され、蒸気流ｍ調節弁８が制御される。
第２図のグラフはこの実施例の原子炉の残留熱除去装置
によって制御された残留熱除去の様子を示すもので、こ
のグしフにおいて、縦軸は原子炉圧力容器２の温度変化
を示し、横軸は経過時間を示し、点線Ａは目標減温曲線
を示し、実線Ｃは実際の原子炉圧力容器２の温度変化を
示しでいる。
によって制御された残留熱除去の様子を示すもので、こ
のグしフにおいて、縦軸は原子炉圧力容器２の温度変化
を示し、横軸は経過時間を示し、点線Ａは目標減温曲線
を示し、実線Ｃは実際の原子炉圧力容器２の温度変化を
示しでいる。
このグラフかられかるように、この実施例の原子炉の残
留熱除去装置では、従来の原子炉の残留熱除去装置によ
り運転員が手動操作で行った残留熱除去に比べ実際の原
子炉圧力容器２の温度変化を目標温度変化に近く制御す
ることができる。
留熱除去装置では、従来の原子炉の残留熱除去装置によ
り運転員が手動操作で行った残留熱除去に比べ実際の原
子炉圧力容器２の温度変化を目標温度変化に近く制御す
ることができる。
したがって、減温効率が良く、しかも安全に残留熱除去
を行うことができる。また運転員の手を介さず、自動的
に残留熱除去を行うことでき、運転員の負担の低減を行
うことができる。
を行うことができる。また運転員の手を介さず、自動的
に残留熱除去を行うことでき、運転員の負担の低減を行
うことができる。
［発明の効果］
以上述べたように本発明の原子炉の残留熱除去装置では
、減温率目標曲線にしたがって自動的に、正確に減温を
行うことができ、効率よく残留熱除去を行うことができ
、かつ、原子炉に過大な熱応力が加わることを防止して
、原子炉の健全性、信頼性の向上を図ることができる。
、減温率目標曲線にしたがって自動的に、正確に減温を
行うことができ、効率よく残留熱除去を行うことができ
、かつ、原子炉に過大な熱応力が加わることを防止して
、原子炉の健全性、信頼性の向上を図ることができる。
また運転はの手を解さず、自動的に残留熱除去を行うこ
とができるので、運転員の負担の低減を図ることができ
る。
とができるので、運転員の負担の低減を図ることができ
る。
第１図は本発明の原子炉の残留熱除去装置を配置された
原子力発電プラントの要部構成を示す配管系統図、第２
図は残留熱除去を行う場合の減温率目標曲線および実際
の原子炉圧力容器の温度変化を示づグラフ、第３図は従
来の原子炉の残留熱除去装置が配置された原子力発電プ
ラントの要部構成を示１配管系統図、第４図は、残留熱
除去を行う場合の減温率目標曲線および従来の原子炉の
残留熱除去装置による実際の原子炉圧力容器の温度変化
を示すグラフである。 １・・・・・・・・・炉心 ２・・・・・・・・・原子炉圧力容器 ８・・・・・・・・・蒸気流量制御弁 ９・・・・・・・・・残留熱除去熱交換器１２・・・・
・・・・・熱出力検出装置１３・・・・・・・・・水１
ヴ検出装置１４・・・・・・・・・圧ノＪ検出装置１５
・・・・・・・・・給水流量、温度検出装置１６・・・
・・・・・・蒸気流団検出装置１７・・・・・・・・・
制御装置 第２図 第３図 第４図
原子力発電プラントの要部構成を示す配管系統図、第２
図は残留熱除去を行う場合の減温率目標曲線および実際
の原子炉圧力容器の温度変化を示づグラフ、第３図は従
来の原子炉の残留熱除去装置が配置された原子力発電プ
ラントの要部構成を示１配管系統図、第４図は、残留熱
除去を行う場合の減温率目標曲線および従来の原子炉の
残留熱除去装置による実際の原子炉圧力容器の温度変化
を示すグラフである。 １・・・・・・・・・炉心 ２・・・・・・・・・原子炉圧力容器 ８・・・・・・・・・蒸気流量制御弁 ９・・・・・・・・・残留熱除去熱交換器１２・・・・
・・・・・熱出力検出装置１３・・・・・・・・・水１
ヴ検出装置１４・・・・・・・・・圧ノＪ検出装置１５
・・・・・・・・・給水流量、温度検出装置１６・・・
・・・・・・蒸気流団検出装置１７・・・・・・・・・
制御装置 第２図 第３図 第４図
Claims (1)
- （１）原子炉で発生する蒸気を冷却する残留熱除去熱交
換器と、この残留熱除去熱交換器に導入される前記蒸気
の流量を調節する蒸気流量制御弁と、原子炉の状態を測
定する測定手段と、この測定手段から入力されるデータ
からあらかじめ設定された原子炉圧力容器内温度の時間
変化率を満たす蒸気流出量となる前記蒸気流量調節弁の
弁開度を計算しこの弁開度にしたがって前記蒸気流量制
御弁の制御を行う制御手段とを備えたことを特徴とする
原子炉の残留熱除去装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60232215A JPS6291896A (ja) | 1985-10-17 | 1985-10-17 | 原子炉の残留熱除去装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60232215A JPS6291896A (ja) | 1985-10-17 | 1985-10-17 | 原子炉の残留熱除去装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6291896A true JPS6291896A (ja) | 1987-04-27 |
Family
ID=16935785
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60232215A Pending JPS6291896A (ja) | 1985-10-17 | 1985-10-17 | 原子炉の残留熱除去装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6291896A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2000019285A (ja) * | 1998-07-06 | 2000-01-21 | Hitachi Ltd | 原子炉除熱系 |
-
1985
- 1985-10-17 JP JP60232215A patent/JPS6291896A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2000019285A (ja) * | 1998-07-06 | 2000-01-21 | Hitachi Ltd | 原子炉除熱系 |
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