JPS63218897A - 加圧水型原子炉 - Google Patents
加圧水型原子炉Info
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- JPS63218897A JPS63218897A JP62051678A JP5167887A JPS63218897A JP S63218897 A JPS63218897 A JP S63218897A JP 62051678 A JP62051678 A JP 62051678A JP 5167887 A JP5167887 A JP 5167887A JP S63218897 A JPS63218897 A JP S63218897A
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- Japan
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- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 21
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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
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】
（イ）発明の目的
［産業上の利用分野］
この発明は原子炉容器、蒸気発生器、１次冷却材循環ポ
ンプ、加圧器、１次冷却材管及び弁類からなる１次冷却
設備と１次冷却材中のほう素濃度、保有水岱、水質の調
整及び１次冷却設備への１次冷却材の補給を主な目的と
する化学体積制ｍ設備からなる加圧水型原子炉に関する
ものである。
ンプ、加圧器、１次冷却材管及び弁類からなる１次冷却
設備と１次冷却材中のほう素濃度、保有水岱、水質の調
整及び１次冷却設備への１次冷却材の補給を主な目的と
する化学体積制ｍ設備からなる加圧水型原子炉に関する
ものである。
原子炉の安全上及び運転上の見地から炉心の核設計の方
針は運転時の異常な過渡変化状態でも燃料の健全性を確
保できる炉心特性を有し、最大反応度価値を有する制御
棒クラスタ１本が全引抜きの状態であっても常に炉心の
未臨界性を維持し、炉心を連続的に、かつ、安定に制御
でき、通常の運転＠御を行うのに十分な負の反応度効果
を有することを考慮して設計される。そして、この核的
性能については、炉心に核燃料を初装荷或いは燃料交換
時に初臨界から１ｓ温全出力運転状態にもってゆく際に
試験によって！！ｆ１１に把握される。
針は運転時の異常な過渡変化状態でも燃料の健全性を確
保できる炉心特性を有し、最大反応度価値を有する制御
棒クラスタ１本が全引抜きの状態であっても常に炉心の
未臨界性を維持し、炉心を連続的に、かつ、安定に制御
でき、通常の運転＠御を行うのに十分な負の反応度効果
を有することを考慮して設計される。そして、この核的
性能については、炉心に核燃料を初装荷或いは燃料交換
時に初臨界から１ｓ温全出力運転状態にもってゆく際に
試験によって！！ｆ１１に把握される。
［従来の技術］
従来の加圧水型原子炉の冷却系の構成は第２図に示す通
りであって、１次冷却系は原子炉容器１を有し、原子炉
容ＷＡ１の出口側に蒸気発生器２の高温側が１次冷却材
高温配管３により接続し、また、蒸気発生２ｓ２の低温
側が１次冷却材ポンプ４を含む１次冷却材低温配管５に
より原子炉容器１の入口側に接続している。
りであって、１次冷却系は原子炉容器１を有し、原子炉
容ＷＡ１の出口側に蒸気発生器２の高温側が１次冷却材
高温配管３により接続し、また、蒸気発生２ｓ２の低温
側が１次冷却材ポンプ４を含む１次冷却材低温配管５に
より原子炉容器１の入口側に接続している。
一方、化学体積制御設備６は体積制御タンク７、はう素
除去系８、はう素補給系１１を有し、その入口側配管で
ある抽出配管１２は１次冷却材低温配管５の１次冷却材
ポンプ４の上流側に接続し、また、その出口側配管であ
る充填配管１３は充填ポンプ１４を介して１次冷却材低
温配管５の１次冷却材ポンプ４の下流側に接続している
。
除去系８、はう素補給系１１を有し、その入口側配管で
ある抽出配管１２は１次冷却材低温配管５の１次冷却材
ポンプ４の上流側に接続し、また、その出口側配管であ
る充填配管１３は充填ポンプ１４を介して１次冷却材低
温配管５の１次冷却材ポンプ４の下流側に接続している
。
また、加圧器１５は液相部１６、気相部１７及び気相部
１７内に設けられたスプレィ１８を備え、液相部１６は
加圧器サージ管２１によって１次冷却材高温配管３に接
続している。また、スプレィ１８は加圧器スプレィ配管
２２によって１次冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ
４の下流側で接続しており、かつ加圧器補助スプレィ配
管２３を介して充填配管１３と接続している゛。
１７内に設けられたスプレィ１８を備え、液相部１６は
加圧器サージ管２１によって１次冷却材高温配管３に接
続している。また、スプレィ１８は加圧器スプレィ配管
２２によって１次冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ
４の下流側で接続しており、かつ加圧器補助スプレィ配
管２３を介して充填配管１３と接続している゛。
［発明が解決しようとする問題点］
さて、上述の核的性能の試験を行うに当っては化学体積
制御設備６及び加圧器１５を動作させて１次冷却系内の
ほう素濃度を種々に変えて１次冷却系内のほう素濃度が
均一になったところで核特性を測定する必要があるが、
従来の１次冷却設備と化学体積制御設備６の系統構成で
は核特性を把握する上で支障ない程度に１次系内のほう
素濃度が均一になるまでには一般的に２〜３時間と比較
的に時間がかかり不必要に試験期間が長くなるという問
題点があった。典型的な試験例の場合、試験期間積算で
約２０時間弱が均一になるまでの待機時間として無駄に
費されている。これは通常の負荷変化に伴う１次冷却材
の熱膨張及び収縮による圧力変化を緩和する目的で設け
られている加圧器１５が、第２図に示すように、１次冷
却材管３及び５、原子炉容器１、蒸気発生器２及び１次
冷却材ポンプ４の如く循環回路を構成しているものでは
なく、負荷変化に伴う正及び負のサージ流による圧力変
動を目的として１次冷却材１％温配管３に接続する加圧
器サージ配管２１及び１次冷却材低温配管５から分岐し
た加圧器スプレィ配管２２によって１次冷却材循環回路
と接続しているのみだからである。
制御設備６及び加圧器１５を動作させて１次冷却系内の
ほう素濃度を種々に変えて１次冷却系内のほう素濃度が
均一になったところで核特性を測定する必要があるが、
従来の１次冷却設備と化学体積制御設備６の系統構成で
は核特性を把握する上で支障ない程度に１次系内のほう
素濃度が均一になるまでには一般的に２〜３時間と比較
的に時間がかかり不必要に試験期間が長くなるという問
題点があった。典型的な試験例の場合、試験期間積算で
約２０時間弱が均一になるまでの待機時間として無駄に
費されている。これは通常の負荷変化に伴う１次冷却材
の熱膨張及び収縮による圧力変化を緩和する目的で設け
られている加圧器１５が、第２図に示すように、１次冷
却材管３及び５、原子炉容器１、蒸気発生器２及び１次
冷却材ポンプ４の如く循環回路を構成しているものでは
なく、負荷変化に伴う正及び負のサージ流による圧力変
動を目的として１次冷却材１％温配管３に接続する加圧
器サージ配管２１及び１次冷却材低温配管５から分岐し
た加圧器スプレィ配管２２によって１次冷却材循環回路
と接続しているのみだからである。
他方、１次冷却材中のほう素ｍ度を制御する化学体積Ｉ
ＩＪＩＤ設備６は、１次冷却材低温配管５の１次冷却材
ポンプ４の出口側及び加圧器補助スプレィ配管２３に接
続しているが、後者は、原子炉の通常冷却停止時の加圧
器１５の冷却を目的に設置されているものである。
ＩＪＩＤ設備６は、１次冷却材低温配管５の１次冷却材
ポンプ４の出口側及び加圧器補助スプレィ配管２３に接
続しているが、後者は、原子炉の通常冷却停止時の加圧
器１５の冷却を目的に設置されているものである。
それ故、加圧器内はう素濃度は、化学体積制御設備６に
よって直接的に制御されるのではなく循環回路（すなわ
ち、１次冷却系ループ）を経由して間接的に制御される
に過ぎないからである。
よって直接的に制御されるのではなく循環回路（すなわ
ち、１次冷却系ループ）を経由して間接的に制御される
に過ぎないからである。
このようなことから加圧器及び１次冷却材管、原子炉容
器、蒸気発生器及び１次冷却材ポンプからなる循環回路
部のほう素濃度を直接的に制御して、１次冷却設備内の
ほう素濃度の均一化に要する時間を短縮し得る技術の開
発が望まれている。
器、蒸気発生器及び１次冷却材ポンプからなる循環回路
部のほう素濃度を直接的に制御して、１次冷却設備内の
ほう素濃度の均一化に要する時間を短縮し得る技術の開
発が望まれている。
この発明は上記の如き事情に鑑みてなされたものであっ
て、加圧器内及び１次冷却材管、原子炉容器、蒸気発生
器及び１次冷却材ポンプからなる循環回路部のほう素濃
度を直接的に制御して、絶えず１次冷却設備内のほう素
濃度の均一化を計り試験期間を短縮し得る加圧水型原子
炉を提供することを目的とするものである。
て、加圧器内及び１次冷却材管、原子炉容器、蒸気発生
器及び１次冷却材ポンプからなる循環回路部のほう素濃
度を直接的に制御して、絶えず１次冷却設備内のほう素
濃度の均一化を計り試験期間を短縮し得る加圧水型原子
炉を提供することを目的とするものである。
（ロ）発明の構成
［問題を解決するための手段］
この目的に対応して、この発明の加圧水型原子炉は、化
学体積制御設備の充填配管を流量配分器を介して１次冷
却材低温配管及び加圧器液相部に接続させ、かつ、前記
体積制御ｌｌｌ設備の抽出配管を流量配分器を介して前
記１次冷却材低温配管及び前記加圧器液相部に接続させ
てなることを特徴としている。
学体積制御設備の充填配管を流量配分器を介して１次冷
却材低温配管及び加圧器液相部に接続させ、かつ、前記
体積制御ｌｌｌ設備の抽出配管を流量配分器を介して前
記１次冷却材低温配管及び前記加圧器液相部に接続させ
てなることを特徴としている。
以下、この発明の詳細を一実施例を示す図面について説
明する。
明する。
第１図において１０は原子炉１次冷却系であり、原子炉
１次冷却系１０は原子炉容＠１を有し、原子炉容器１の
出口側に蒸気発生器２の高温側が１次冷却材高温配管３
により接続し、また、蒸気発生器２の低温側が１次冷却
材ポンプ４を含む１次冷却材低温配管５により原子炉容
器１の入口側に接続している。
１次冷却系１０は原子炉容＠１を有し、原子炉容器１の
出口側に蒸気発生器２の高温側が１次冷却材高温配管３
により接続し、また、蒸気発生器２の低温側が１次冷却
材ポンプ４を含む１次冷却材低温配管５により原子炉容
器１の入口側に接続している。
一方、化学体積制御設備６は体積制御タンク７、はう素
除去系８、はう素補給系１１を有し、その入口側配管で
ある抽出配管１２は１次冷却材低温配管５の１次冷却材
ポンプ４の上流側に接続し、また、その出口側配管であ
る充填配管１３は充填ポンプ１４を介して１次冷却材低
温配管５の１次冷却材ポンプ４の下流側に接続している
。
除去系８、はう素補給系１１を有し、その入口側配管で
ある抽出配管１２は１次冷却材低温配管５の１次冷却材
ポンプ４の上流側に接続し、また、その出口側配管であ
る充填配管１３は充填ポンプ１４を介して１次冷却材低
温配管５の１次冷却材ポンプ４の下流側に接続している
。
また、加圧器１５は液相部１６、気相部１７及び気相部
１７内に設けられたスプレィ１８を備え、液相部１６は
加圧器サージ管２１によって１次冷却材高温配管３に接
続している。また、スプレィ１８は加圧器スプレィ配管
２２によって１次冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ
４の下流側で接続しており、かつ加圧器補助スプレィ配
管２３を介して充填配管１３と接続している。以上の構
成は従来の加圧水型原子炉の冷却系の構成と異ならない
。
１７内に設けられたスプレィ１８を備え、液相部１６は
加圧器サージ管２１によって１次冷却材高温配管３に接
続している。また、スプレィ１８は加圧器スプレィ配管
２２によって１次冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ
４の下流側で接続しており、かつ加圧器補助スプレィ配
管２３を介して充填配管１３と接続している。以上の構
成は従来の加圧水型原子炉の冷却系の構成と異ならない
。
特に重要な点は以下の化学体ｔａＩＩ１ｍ設備６と原子
炉１次冷却系１０及び加圧器１５との接続である。
炉１次冷却系１０及び加圧器１５との接続である。
すなわち、化学体積制御設備６の充填配管１３を流量配
分器２４によって２つに分岐させ一方１３ａを１次冷却
材低温配管５の１次冷却材ポンプ４の下流側に接続し、
他方１３ｂを加圧器１５の液相部１６に接続させ、かつ
、前記体積制御設備６の抽出配管１２を２つに分岐させ
て流量配分器２５で合流させるようにして、一方１２ａ
を前記１次冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ４の上
流側に接続し他方１２ｂを加圧器１５の液相部１６に接
続させている。
分器２４によって２つに分岐させ一方１３ａを１次冷却
材低温配管５の１次冷却材ポンプ４の下流側に接続し、
他方１３ｂを加圧器１５の液相部１６に接続させ、かつ
、前記体積制御設備６の抽出配管１２を２つに分岐させ
て流量配分器２５で合流させるようにして、一方１２ａ
を前記１次冷却材低温配管５の１次冷却材ポンプ４の上
流側に接続し他方１２ｂを加圧器１５の液相部１６に接
続させている。
［作用］
このように構成された加圧水型原子炉設備においては、
１次冷却水は原子炉容器内１の加圧水型原子炉によって
加熱され原子炉容器１．１次冷却材配管３，５、蒸気発
生器２及び１次冷却材ポンプ４からなる循環回路を１次
冷却材ポンプ４の運転により強制循環される。
１次冷却水は原子炉容器内１の加圧水型原子炉によって
加熱され原子炉容器１．１次冷却材配管３，５、蒸気発
生器２及び１次冷却材ポンプ４からなる循環回路を１次
冷却材ポンプ４の運転により強制循環される。
１次冷却材中のほう素濃度は、蒸気発生器２と１次冷却
材ポンプ４間の１次冷却材低温配管５と加圧器１５の内
液相部１６とを配管１２ａ。
材ポンプ４間の１次冷却材低温配管５と加圧器１５の内
液相部１６とを配管１２ａ。
１２ｂにて接続し途中流量配分器２５を経由して、化学
体積制御設備６へと接続する抽出配管１２、化学体積制
御設備６から流量配分器２４を経由して、１次冷却材ポ
ンプ４と原子炉容器１の間の１次冷却材低温配管５及び
加圧器１５の内液相部１６に接続する充填配管１３ａ、
１３ｂ（１３）及び化学体積制御設備６によって制御さ
れる。
体積制御設備６へと接続する抽出配管１２、化学体積制
御設備６から流量配分器２４を経由して、１次冷却材ポ
ンプ４と原子炉容器１の間の１次冷却材低温配管５及び
加圧器１５の内液相部１６に接続する充填配管１３ａ、
１３ｂ（１３）及び化学体積制御設備６によって制御さ
れる。
この実施例の場合、加圧器液相部１６と原子炉１次冷却
系１０と化学体積制御設備６を流量配分器２４．２５を
介して抽出配管１２．１２ａ。
系１０と化学体積制御設備６を流量配分器２４．２５を
介して抽出配管１２．１２ａ。
１２ｂ１充填配管１３．１３ａ、１３ｂで接続して加圧
器液相部１６及び原子炉１次冷却系１０の１次冷却材量
を考慮したほう素添加及び冷却材抽出によるほう素除去
を行うことにより、はぼ同時に加圧器液相部と循環部の
ほう素濃度の均一化が達成されることになる。
器液相部１６及び原子炉１次冷却系１０の１次冷却材量
を考慮したほう素添加及び冷却材抽出によるほう素除去
を行うことにより、はぼ同時に加圧器液相部と循環部の
ほう素濃度の均一化が達成されることになる。
（ハ）発明の効果
このように、この発明によれば、化学体積制御設備の１
次冷却設備への抽出、充填配管を１次冷却材低温配管に
加えて加圧器に、加圧器内及び循環回路内の水体積密度
等を考慮して適切に制御された流量配分器を介して接続
することによって加圧器と循環回路部のほう素濃度を絶
えず均一に制御することが可能となり、従来の方法では
１次冷却系内のほう素濃度が均一になるのに比較的に時
間がかかっていたものが本発明によれば絶えず均一化が
図られる加圧水型原子炉を得ることができる。
次冷却設備への抽出、充填配管を１次冷却材低温配管に
加えて加圧器に、加圧器内及び循環回路内の水体積密度
等を考慮して適切に制御された流量配分器を介して接続
することによって加圧器と循環回路部のほう素濃度を絶
えず均一に制御することが可能となり、従来の方法では
１次冷却系内のほう素濃度が均一になるのに比較的に時
間がかかっていたものが本発明によれば絶えず均一化が
図られる加圧水型原子炉を得ることができる。
第１図はこの発明の一実施例に係わる加圧水型原子炉の
系統図、及び第２図は従来の加圧水型原子炉の系統図で
ある。 １・・・原子炉容器 ２・・・蒸気発生器 ３・・
・１次冷却材高温配管 ４・・・１次冷却材ポンプ５
・・・１次冷却材低温配管 ６・・・化学体積制御設
備 ７・・・体積制御タンク ８・・・はう素除去
系１０・・・原子炉１次冷却系 １１・・・はう素補
給系１２・・・抽出配管 １３・・・充填配管 １
４・・・充填ポンプ １５・・・加圧器 １６・・
・液相部１７・・・気相部 １８・・・スプレィ
２１・・・加圧器サージ管 ２２・・・加圧器スプレ
ィ配管２３・・・加圧器補助スプレィ配管 ２４・・
・流量配分器 ２５・・・流量配分器 特許出願人 三菱原子カニ業株式会社代理人弁理
士 川 井 冶 男第２図
系統図、及び第２図は従来の加圧水型原子炉の系統図で
ある。 １・・・原子炉容器 ２・・・蒸気発生器 ３・・
・１次冷却材高温配管 ４・・・１次冷却材ポンプ５
・・・１次冷却材低温配管 ６・・・化学体積制御設
備 ７・・・体積制御タンク ８・・・はう素除去
系１０・・・原子炉１次冷却系 １１・・・はう素補
給系１２・・・抽出配管 １３・・・充填配管 １
４・・・充填ポンプ １５・・・加圧器 １６・・
・液相部１７・・・気相部 １８・・・スプレィ
２１・・・加圧器サージ管 ２２・・・加圧器スプレ
ィ配管２３・・・加圧器補助スプレィ配管 ２４・・
・流量配分器 ２５・・・流量配分器 特許出願人 三菱原子カニ業株式会社代理人弁理
士 川 井 冶 男第２図
Claims (1)
- 化学体積制御設備の充填配管を流量配分器を介して１次
冷却材低温配管及び加圧器液相部に接続させ、かつ、前
記体積制御設備の抽出配管を流量配分器を介して前記１
次冷却材低温配管及び前記加圧器液相部に接続させてな
ることを特徴とする加圧水型原子炉
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62051678A JPS63218897A (ja) | 1987-03-06 | 1987-03-06 | 加圧水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62051678A JPS63218897A (ja) | 1987-03-06 | 1987-03-06 | 加圧水型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63218897A true JPS63218897A (ja) | 1988-09-12 |
| JPH0471480B2 JPH0471480B2 (ja) | 1992-11-13 |
Family
ID=12893539
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62051678A Granted JPS63218897A (ja) | 1987-03-06 | 1987-03-06 | 加圧水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63218897A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2019507877A (ja) * | 2016-03-10 | 2019-03-22 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 原子炉冷却系配管温度分布測定システム |
-
1987
- 1987-03-06 JP JP62051678A patent/JPS63218897A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2019507877A (ja) * | 2016-03-10 | 2019-03-22 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 原子炉冷却系配管温度分布測定システム |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0471480B2 (ja) | 1992-11-13 |
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