JPS63210699A - 原子炉プラント - Google Patents
原子炉プラントInfo
- Publication number
- JPS63210699A JPS63210699A JP62042661A JP4266187A JPS63210699A JP S63210699 A JPS63210699 A JP S63210699A JP 62042661 A JP62042661 A JP 62042661A JP 4266187 A JP4266187 A JP 4266187A JP S63210699 A JPS63210699 A JP S63210699A
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- Japan
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- heat
- water supply
- flow path
- cooling coil
- steam generator
- 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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Classifications
-
- 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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、原子炉の冷却系構造に係り、特に高温ガス冷
却炉に使用するのに好適な崩壊熱除去系に関する。
却炉に使用するのに好適な崩壊熱除去系に関する。
従来、中小型高温ガス冷却炉では、原子炉停止後に発生
する崩壊熱を除去するため、第２図に示すように、主冷
却系と独立した冷却系を構成している。原子炉が停止す
ると、炉内で発生した崩壊熱は、燃料要素、炉内構造物
を通して、熱伝導で原子炉圧力容器１へ伝わる。さらに
原子炉圧力容器１表面から、輻射伝熱により、最終的に
原子炉圧力容器１の外側に設けられた冷却コイル３へ放
熱される。冷却コイルで加熱された冷却水は、熱交換器
７で、冷却され、ポンプ９により再び冷却コイルへ送り
出される。またポンプ９が故障した場合には、弁１ｏが
開き、非常用給水源８から冷却コイル３へ結水され、崩
壊熱を除去する。
する崩壊熱を除去するため、第２図に示すように、主冷
却系と独立した冷却系を構成している。原子炉が停止す
ると、炉内で発生した崩壊熱は、燃料要素、炉内構造物
を通して、熱伝導で原子炉圧力容器１へ伝わる。さらに
原子炉圧力容器１表面から、輻射伝熱により、最終的に
原子炉圧力容器１の外側に設けられた冷却コイル３へ放
熱される。冷却コイルで加熱された冷却水は、熱交換器
７で、冷却され、ポンプ９により再び冷却コイルへ送り
出される。またポンプ９が故障した場合には、弁１ｏが
開き、非常用給水源８から冷却コイル３へ結水され、崩
壊熱を除去する。
なお、この種の崩壊熱除去系に関連するものには、例え
ば特開昭５６−１４２４８０号が挙げら九る。
ば特開昭５６−１４２４８０号が挙げら九る。
上記従来技術は、崩壊熱を、冷却コイルへの放熱だけで
除去できるように、原子炉からの発熱を完全に絶縁させ
ず、定格出力運転時にも、原子炉圧力容器表面から、一
定量の放熱損失があった。
除去できるように、原子炉からの発熱を完全に絶縁させ
ず、定格出力運転時にも、原子炉圧力容器表面から、一
定量の放熱損失があった。
本発明の目的は、定格運転時の放熱損失を減少できる崩
壊熱除去系を提供することである。
壊熱除去系を提供することである。
上記目的は、蒸気発生器給水系の一部をバイパスさせ、
冷却コイル入口部に接続させる流路と、冷却コイル出口
部と、蒸気発生器入口部を接続させる流路を形成するこ
とにより達成される。
冷却コイル入口部に接続させる流路と、冷却コイル出口
部と、蒸気発生器入口部を接続させる流路を形成するこ
とにより達成される。
定格出力運転時においては、蒸気発生器の給水系からバ
イパスされた冷却水を、冷却コイルへ導き、原子炉圧力
容器からの放熱を吸収させる。その後冷却水を、蒸気発
生器入口部において、給水と合流させる。
イパスされた冷却水を、冷却コイルへ導き、原子炉圧力
容器からの放熱を吸収させる。その後冷却水を、蒸気発
生器入口部において、給水と合流させる。
また原子炉停止後は、蒸気発生器の給水ポンプの吐出圧
を下げて運転するので、弁の操作により冷却コイルへの
給水源を切換えて、崩壊熱を除去する。
を下げて運転するので、弁の操作により冷却コイルへの
給水源を切換えて、崩壊熱を除去する。
これによって、定格運転時の放熱を、蒸気発生器への給
水加熱に使用でき、また崩壊熱を従来と同様に除去でき
る。
水加熱に使用でき、また崩壊熱を従来と同様に除去でき
る。
以下、本発明の実施例１を、第１図により説明する。な
お、原子炉圧力容器１、蒸気発生器２、冷却コイル３、
タービン４、復水器５、給水ポンプ６、熱交換器７、非
常用給水源８は、第２図に示した従来例のものと同一と
する。
お、原子炉圧力容器１、蒸気発生器２、冷却コイル３、
タービン４、復水器５、給水ポンプ６、熱交換器７、非
常用給水源８は、第２図に示した従来例のものと同一と
する。
（１）実施例１の構成を、第１図により説明する。
まず蒸気発生器２の給水流路１１から、流路１６を分岐
させ、冷却コイル３の入口部に接続させる。また、冷却
コイル３の出口部から、流路１７を分岐させ、給水流路
１１に合流させる。
させ、冷却コイル３の入口部に接続させる。また、冷却
コイル３の出口部から、流路１７を分岐させ、給水流路
１１に合流させる。
なお、流路１６．１５には、それぞれ逆止弁１８．１９
を、流路１３，１５には、弁２０゜２１を設けている。
を、流路１３，１５には、弁２０゜２１を設けている。
次に、本実施例の動作を説明する。定格出力運転時には
、弁２０を閉、弁２１を開とする。
、弁２０を閉、弁２１を開とする。
その結果給水の一部が、分岐流路１６より、冷却コイル
３へ導かれ、原子炉圧力容器１表面からの放熱を吸収し
、分岐流路１７を経て、給水流路１１へ合流するという
循環流路が形成される。
３へ導かれ、原子炉圧力容器１表面からの放熱を吸収し
、分岐流路１７を経て、給水流路１１へ合流するという
循環流路が形成される。
この際放熱量は、全て輻射によって冷却コイル３に伝え
られるとすると、次式より求まる。
られるとすると、次式より求まる。
εＩ Ａｘ ε２
ここでσ：ステファン・ボルツマン定数（Ｊ／イに４
） ＡＬ：原子炉圧力容器放熱面積（イ） Ａ２：冷却コイル受熱面ａ（イ） Ｔ １ ： ｇ子炉圧力容器表面温度（Ｋ）Ｔ２：冷却
コイル表面温度（Ｋ） ｃｌ：原子炉圧力容器の輻射率 ε２：冷却コイルの輻射率 仮に、原子炉圧力容器が、直径３ｍ、表面温度約４００
℃、炉中心から冷却コイルまでの距にか、４．２ｍ、給
水温度が約２００℃、給水圧力１．８ＭＰａとすると、
放熱量は約８２０ＫＷとなる。
） ＡＬ：原子炉圧力容器放熱面積（イ） Ａ２：冷却コイル受熱面ａ（イ） Ｔ １ ： ｇ子炉圧力容器表面温度（Ｋ）Ｔ２：冷却
コイル表面温度（Ｋ） ｃｌ：原子炉圧力容器の輻射率 ε２：冷却コイルの輻射率 仮に、原子炉圧力容器が、直径３ｍ、表面温度約４００
℃、炉中心から冷却コイルまでの距にか、４．２ｍ、給
水温度が約２００℃、給水圧力１．８ＭＰａとすると、
放熱量は約８２０ＫＷとなる。
分岐流量が、全給水流量の１２．５ ％とすると、放熱
を吸収し、合流した後の給水温度を約２℃上昇させるこ
とができる。
を吸収し、合流した後の給水温度を約２℃上昇させるこ
とができる。
次に、原子炉停止後には、弁２ｏを開、弁２１を閑と切
換える。これにより、流路１３゜熱交換器７、非常用給
水ＷＸ８、流路１５、冷却コイル３という循環流路を形
成させる。冷却コイル３への給水源としては、非常用給
水源８を用い、給水源８と冷却コイル３人口部の高度差
、および冷却コイル３で加熱されることにより生じる自
然循環力によって従来の補助ポンプ９なしでも、崩壊熱
が除去できる。
換える。これにより、流路１３゜熱交換器７、非常用給
水ＷＸ８、流路１５、冷却コイル３という循環流路を形
成させる。冷却コイル３への給水源としては、非常用給
水源８を用い、給水源８と冷却コイル３人口部の高度差
、および冷却コイル３で加熱されることにより生じる自
然循環力によって従来の補助ポンプ９なしでも、崩壊熱
が除去できる。
このように、本実施例では、定格出力運転時には、原子
炉圧力容器１からの放熱損失を給水加熱として有効に使
用でき、原子炉停止後は、弁操作により、流路を切換え
、崩壊熱除去に使用可能となる。
炉圧力容器１からの放熱損失を給水加熱として有効に使
用でき、原子炉停止後は、弁操作により、流路を切換え
、崩壊熱除去に使用可能となる。
（２）実施例２の構成を、第３図により説明する。
この実施例２は、熱交換器７の代替として、非常用給水
源８内へ、多数のと−１−パイプ２２を挿入した以外は
、実施例１と同様である。
源８内へ、多数のと−１−パイプ２２を挿入した以外は
、実施例１と同様である。
本実施例では、空気冷却器のような大型の熱交換器７で
なく、複数のヒートパイプ２２を挿入しているので、崩
壊熱除去系のコストを低減できる。また、ヒートパイプ
２２自体が、受動的な原理、即ちパイプ内と自然＠環に
よって、崩壊熱を吸収して高温となる非常用給水源８内
の冷却水温度を低下できるので、より信頼性が向上する
。
なく、複数のヒートパイプ２２を挿入しているので、崩
壊熱除去系のコストを低減できる。また、ヒートパイプ
２２自体が、受動的な原理、即ちパイプ内と自然＠環に
よって、崩壊熱を吸収して高温となる非常用給水源８内
の冷却水温度を低下できるので、より信頼性が向上する
。
（３）実施例３の購成を、第４図により説明する。
この実施例３は、蒸気発生器２を炉心側方に設置した、
５ｉｄｅ −ｂｙ −５ｉｄｅ型と呼ばれる実施例１と
異なり蒸気発生器２を炉心上方に設置したＶｉｒｔｉｃ
ａｌ −Ｉｎ −Ｌｉｎｅ型と呼ばれる一体型のプラン
トを表わしたものである。
５ｉｄｅ −ｂｙ −５ｉｄｅ型と呼ばれる実施例１と
異なり蒸気発生器２を炉心上方に設置したＶｉｒｔｉｃ
ａｌ −Ｉｎ −Ｌｉｎｅ型と呼ばれる一体型のプラン
トを表わしたものである。
実施例３では、実施例１同様、給水流路１１から流ｖｒ
１６を分岐し、冷却コイル３人口部に接続させる。そし
て、冷却コイル３出口部から流路１７を設け、給水流路
１１に合流させる。さらに主蒸気流路１２から、流路２
５を分岐し、熱交換器７に接続させる。なお、流路１１
，１５，１６には、それぞれ逆止弁２６，１９，１８を
、流路１２．１３．２５には、弁２３，２０．２４を設
けている。
１６を分岐し、冷却コイル３人口部に接続させる。そし
て、冷却コイル３出口部から流路１７を設け、給水流路
１１に合流させる。さらに主蒸気流路１２から、流路２
５を分岐し、熱交換器７に接続させる。なお、流路１１
，１５，１６には、それぞれ逆止弁２６，１９，１８を
、流路１２．１３．２５には、弁２３，２０．２４を設
けている。
実施例３の動作は、次のようになる。定格出力運転時は
、弁２３を開として、弁２０，２４を閉とする。これに
より、原子炉圧力容器１からの放熱を給水の一部が吸収
し、合流後の給水温度上昇に使用できる。
、弁２３を開として、弁２０，２４を閉とする。これに
より、原子炉圧力容器１からの放熱を給水の一部が吸収
し、合流後の給水温度上昇に使用できる。
原子炉停止後は、弁２３，２０を開とし、弁２４は閉と
する。これにより、流路１５．補助ポンプ９、冷却コイ
ル３、流路１７、流路１３．熱交換器７、非常用給水源
８という循環流路が形成され、崩壊熱を除去する。また
、この型式のプラントでは、蒸気発生器２を炉心上部に
配置しているので、炉停止後は、高温の冷却材に伝熱管
がさらされることになる。このため、補助ポンプ９によ
り、送水圧を高め、蒸気発生器２内へも、冷却水を送水
し、伝熱管を保護できるようにする。
する。これにより、流路１５．補助ポンプ９、冷却コイ
ル３、流路１７、流路１３．熱交換器７、非常用給水源
８という循環流路が形成され、崩壊熱を除去する。また
、この型式のプラントでは、蒸気発生器２を炉心上部に
配置しているので、炉停止後は、高温の冷却材に伝熱管
がさらされることになる。このため、補助ポンプ９によ
り、送水圧を高め、蒸気発生器２内へも、冷却水を送水
し、伝熱管を保護できるようにする。
また定格出力運転中に、給水ポンプ６が停止した場合に
は、弁２０，２３を閉とし、弁２４を開とする。そして
、補助ポンプ９を起動し、流路１５、冷却コイル３．蒸
気発生器２、流路２５、熱交換器７、非常用給水源８と
いう循環流路を形成する０本実施例のようなプラント配
置では、このような蒸気発生器２への給水能力喪失時に
は、原子炉圧力容器１内での冷却材の自然循環が起こり
、炉心上部の蒸気発生器２の伝熱管が過熱され、健全性
ｔ、損う可能性がある。
は、弁２０，２３を閉とし、弁２４を開とする。そして
、補助ポンプ９を起動し、流路１５、冷却コイル３．蒸
気発生器２、流路２５、熱交換器７、非常用給水源８と
いう循環流路を形成する０本実施例のようなプラント配
置では、このような蒸気発生器２への給水能力喪失時に
は、原子炉圧力容器１内での冷却材の自然循環が起こり
、炉心上部の蒸気発生器２の伝熱管が過熱され、健全性
ｔ、損う可能性がある。
そこで本実施例では、崩壊熱除去系の非常用給水源８を
給水源として、冷却コイル３が原子炉圧力容器ｌからの
崩壊熱を吸収した後、蒸気発生器２へ給水可能となり、
蒸気発生器２の伝熱管過熱を防止できる。
給水源として、冷却コイル３が原子炉圧力容器ｌからの
崩壊熱を吸収した後、蒸気発生器２へ給水可能となり、
蒸気発生器２の伝熱管過熱を防止できる。
従って、本実施例では、定格出力運転時は、原子炉圧力
容器からの放熱損失を給水加熱として利用する。また、
原子炉停止後、あるいは蒸気発生器給水喪失のような事
故時には、流路を切換え、崩壊熱を除去すると同時に、
蒸気発生器の伝熱管の過熱を防止でき、原子炉プラント
としての安全性を向上できる。
容器からの放熱損失を給水加熱として利用する。また、
原子炉停止後、あるいは蒸気発生器給水喪失のような事
故時には、流路を切換え、崩壊熱を除去すると同時に、
蒸気発生器の伝熱管の過熱を防止でき、原子炉プラント
としての安全性を向上できる。
本発明によれば、原子炉圧力容器の外側に設置した冷却
コイルに接続する流路を切換えることで、定格出力運転
時には、冷却コイルへの放熱を蒸気発生器の給水加熱に
使用できるので、原子炉からの放熱損失の有効利用が図
れる。
コイルに接続する流路を切換えることで、定格出力運転
時には、冷却コイルへの放熱を蒸気発生器の給水加熱に
使用できるので、原子炉からの放熱損失の有効利用が図
れる。
また、Ｖｉｒｔｉｃａｌ Ｉｎ−Ｌｉｎｅ型のプラン
トでは、原子炉停止後、あるいは蒸気発生器の給水能力
喪失時において、崩壊熱除去系の非常用給水源から、冷
却コイルを経て、蒸気発生器へ給水できるので、原子炉
圧力容器内で生じる自然循環による蒸気発生器伝熱管の
過熱を防止でき、安全性が向上する。
トでは、原子炉停止後、あるいは蒸気発生器の給水能力
喪失時において、崩壊熱除去系の非常用給水源から、冷
却コイルを経て、蒸気発生器へ給水できるので、原子炉
圧力容器内で生じる自然循環による蒸気発生器伝熱管の
過熱を防止でき、安全性が向上する。
第１図は本発明の実施例１のフロー図、第２図は従来技
術の崩壊熱除去系を示すフロー図、第３図は本発明の実
施例２のフロー図、第４図は本発明の実施例３のフロー
図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・蒸気発生器、３・・
・冷却コイル、４・・・タービン、５・・・復水器、６
・・・給水ポンプ、７・・・熱交換器、８・・・非常用
給水源、９・・・補助ポンプ、１１・・・給水流路、１
２・・・主蒸気流路、１６．１７・・・分岐流路、２２
・・・ヒートパイプ。
術の崩壊熱除去系を示すフロー図、第３図は本発明の実
施例２のフロー図、第４図は本発明の実施例３のフロー
図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・蒸気発生器、３・・
・冷却コイル、４・・・タービン、５・・・復水器、６
・・・給水ポンプ、７・・・熱交換器、８・・・非常用
給水源、９・・・補助ポンプ、１１・・・給水流路、１
２・・・主蒸気流路、１６．１７・・・分岐流路、２２
・・・ヒートパイプ。
Claims (1)
- １、原子炉圧力容器と蒸気発生器と蒸気発生器用の給水
および復水装置と、原子炉停止後に、原子炉圧力容器表
面からの熱を吸収する冷却コイルと、冷却コイルへの給
水装置及びコイル内の冷却水を冷却する熱交換器より成
る原子炉プラントにおいて、前記冷却コイルの出入口部
と、蒸気発生器の給水流路とを接続する流路と、流路に
弁を設けたことを特徴とする原子炉プラント。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62042661A JPS63210699A (ja) | 1987-02-27 | 1987-02-27 | 原子炉プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62042661A JPS63210699A (ja) | 1987-02-27 | 1987-02-27 | 原子炉プラント |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63210699A true JPS63210699A (ja) | 1988-09-01 |
Family
ID=12642196
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62042661A Pending JPS63210699A (ja) | 1987-02-27 | 1987-02-27 | 原子炉プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63210699A (ja) |
-
1987
- 1987-02-27 JP JP62042661A patent/JPS63210699A/ja active Pending
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