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JPH04122892A - boiling water reactor - Google Patents

boiling water reactor

Info

Publication number
JPH04122892A
JPH04122892A JP2242642A JP24264290A JPH04122892A JP H04122892 A JPH04122892 A JP H04122892A JP 2242642 A JP2242642 A JP 2242642A JP 24264290 A JP24264290 A JP 24264290A JP H04122892 A JPH04122892 A JP H04122892A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
water
water supply
downcomer
reactor
core
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.)
Granted
Application number
JP2242642A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JP2942330B2 (en
Inventor
Hitoshi Tate
楯 等
Kenji Tominaga
富永 研司
Shiyouichirou Kinoshita
木下 詳一郎
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP2242642A priority Critical patent/JP2942330B2/en
Publication of JPH04122892A publication Critical patent/JPH04122892A/en
Application granted granted Critical
Publication of JP2942330B2 publication Critical patent/JP2942330B2/en
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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
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    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • 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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は給水系により炉心内を強制循環する沸騰水型原
子炉に関する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Industrial Application] The present invention relates to a boiling water nuclear reactor in which water is forcedly circulated within the reactor core by a water supply system.

〔従来の技術〕[Conventional technology]

従来の再循環系やインターナルポンプを設置しない沸騰
水型原子炉において、炉心出力を高めるためには給水系
により強制循環する方法がある。
In boiling water reactors that do not have conventional recirculation systems or internal pumps, there is a method of forced circulation using a water supply system to increase core output.

従来の給水系により炉心を強制循環する沸騰水型原子炉
は、(社)日本原子力学会r1989秋の大会jの「給
水駆動ジェットポンプを有する自然循環型BWRの検討
」に記載のように給水系が炉心内給水スパージャへ供給
する系とジェットポンプへ供給する系の2系統に分岐し
、その給水割合を各県の流量調整弁で調整している。
A boiling water reactor, which uses a conventional water supply system to forcefully circulate the core, has a water supply system as described in "Study of Natural Circulation BWR with Feedwater Driven Jet Pump" at the 1989 Autumn Conference of the Atomic Energy Society of Japan. The water is branched into two systems, one for supplying water to the core water sparger and the other for jet pumps, and the water supply ratio is adjusted by flow rate adjustment valves in each prefecture.

〔発明が解決しようとする課題〕[Problem to be solved by the invention]

上記従来技術は再循環系あるいはインターナルポンプと
いった強制炉心循環設備を持たない自然循環型原子炉で
は炉心内への流入量が制限されることから原子炉の出力
を増加させることができなかったため、従来の自然循環
型原子炉に給水系を分岐させその一部を強制炉心循環系
として炉心流入量を増大することにより炉心出力を大き
くする方法が考えられ、さらに原子炉圧力容器内のシュ
ラウド壁と圧力容器壁の間にこの給水を駆動水とするジ
ェットポンプを設置して炉心流量を増大することにより
炉心出力を大きくする方法も考えられているが、しかし
このように給水を駆動水とするジェットポンプを圧力容
器内に設ける場合にはジェットポンプを設けることによ
り流動抵抗が生じることから、従来の給水ポンプではジ
ェットポンプを用いることによる効果が相殺されて原子
炉出力の増加が困難となる問題があった。また従来の強
制炉心循環系またはインターナルポンプを持つ沸騰水型
原子炉では、その循環用ポンプが原子炉格納容器内にあ
るため機器の検査やメンテナンスが容易ではない問題が
あった。
The above conventional technology cannot increase the output of the reactor because the amount of flow into the reactor core is limited in natural circulation reactors that do not have forced core circulation equipment such as recirculation systems or internal pumps. A method of increasing the core output by branching the water supply system into a conventional natural circulation reactor and using part of it as a forced core circulation system to increase the amount of inflow into the core has been considered. A method of increasing the core output by increasing the core flow rate by installing a jet pump that uses this feed water as driving water between the walls of the pressure vessel has been considered; When a pump is installed in a pressure vessel, a jet pump creates flow resistance, so with conventional feed water pumps, the effect of using a jet pump is canceled out, making it difficult to increase reactor output. there were. In addition, in conventional boiling water reactors with forced core circulation systems or internal pumps, the circulation pumps are located inside the reactor containment vessel, making it difficult to inspect and maintain the equipment.

本発明は給水を駆動水とするジェットポンプを持つ沸騰
水型原子炉においてジェットポンプ跣動水の圧力を高め
て炉心への流入量を増加させることにより炉心出力が高
いうえ信頼性の高いプラントの得られる沸騰水型原子炉
を提供することを目的とする。
The present invention provides a boiling water reactor with a jet pump that uses feed water as the driving water, by increasing the pressure of the jet pump hydraulic water and increasing the amount of water flowing into the reactor core, thereby achieving high core output and a highly reliable plant. The purpose is to provide a boiling water reactor that can be obtained.

〔課題を解決するための手段〕[Means to solve the problem]

上記目的を達成するために、本発明の沸騰水型原子炉は
給水を能動水とするジェットポンプに接続している給水
ラインに原子炉格納容器の外側においてブースタポンプ
を設置し、ジェットポンプの記動圧力を増加させて炉心
への流入量を増加させることにより達成され、また給水
ラインのポンプや弁や給水加熱器等を原子炉格納容器の
外側に配置することにより達成される。
In order to achieve the above object, the boiling water reactor of the present invention has a booster pump installed outside the reactor containment vessel in the water supply line connected to the jet pump that uses the supply water as active water, and a booster pump is installed outside the reactor containment vessel. This is achieved by increasing the flow rate into the reactor core by increasing the dynamic pressure, and by locating water supply line pumps, valves, feed water heaters, etc. outside the reactor containment vessel.

〔作 用〕[For production]

上記の沸騰水型原子炉は強制炉心循環系として再循環系
やインターナルポンプを持たない沸騰水型原子炉の給水
配管を2本の給水枝管に分岐し、一方を炉水位より下方
のダウンカマ内の上部空間に接続し、他方をダウンカマ
内に設けた給水駆動ジェットポンプに接続しており、ま
た給水配管にはポンプが設置されており給水を原子炉圧
力容器に注水できるように加圧して給水加熱器により給
水温度を調整し、また給水枝管には流量調整弁が設置さ
れており給水を原子炉圧力容器内に注水できるように各
々の給水枝管への流量を調整し、さらに給水駆動ジェッ
トポンプへ接続している給水枝管ではブースタポンプに
より加圧して給水加熱器により給水温度を調整する。
The boiling water reactor described above has a forced core circulation system in which the water supply piping of a boiling water reactor without a recirculation system or internal pump is branched into two water supply branch pipes, one of which is connected to a downcomer below the reactor water level. One end is connected to the upper space inside the reactor, and the other is connected to a water supply drive jet pump installed inside the downcomer, and a pump is installed on the water supply piping to pressurize the supply water so that it can be injected into the reactor pressure vessel. The temperature of the feed water is adjusted by a feed water heater, and flow rate adjustment valves are installed in the water supply branch pipes to adjust the flow rate to each water supply branch pipe so that the feed water can be injected into the reactor pressure vessel. The water supply branch pipe connected to the drive jet pump is pressurized by a booster pump and the temperature of the water supply is adjusted by a water heater.

このようにしてダウンカマ上部に接続している給水枝管
には低温水を給水し、給水能動ジェットポンプに接続し
ている給水枝管には高温水を給水することになり、した
がってダウンカマ上部にはサブクール度の高い低温水が
流入してダウンカマに混入した蒸気泡を凝縮させること
ができ、また給水能動ジェットポンプへ接続している給
水枝管ではブースタポンプにより加圧されることにより
、給水能動圧力が上昇してダウンカマ内の水を多量に炉
心内へ供給することができ、したがってこの炉心流入量
の増加に伴い炉心出力が増加する。
In this way, low-temperature water is supplied to the water supply branch pipe connected to the top of the downcomer, and high-temperature water is supplied to the water supply branch pipe connected to the water supply active jet pump. Low-temperature water with a high degree of subcooling can flow in and condense steam bubbles mixed in the downcomer, and the water supply branch pipe connected to the water supply active jet pump is pressurized by the booster pump, increasing the water supply active pressure. As the amount of water in the downcomer increases, a large amount of water in the downcomer can be supplied into the core, and as a result, the core output increases as the amount of water flowing into the core increases.

また、原子炉圧力容器壁とシュラウド壁の間のダウンカ
マ内にリングヘッダを設け、給水枝管から複数のジェッ
トポンプに分岐する場所をダウンカマ内とすることによ
り、原子炉圧力容器を貫通する給水枝管の数を最小限に
することができる。
In addition, by installing a ring header in the downcomer between the reactor pressure vessel wall and the shroud wall, and by placing the location within the downcomer where the water supply branch pipe branches to multiple jet pumps, the water supply branch that penetrates the reactor pressure vessel The number of tubes can be minimized.

さらに給水枝管に設けられた流量調整弁によりジェット
ポンプに接続している給水枝管の流量を調整できるので
、炉心出力を高めるには流量調整弁の開度を大きくする
と共に炉心出力を抑制するには流量調整弁の開度を小さ
くすることにより、制柵棒の操作を行うことなく炉心の
出力制御が可能となる。
Furthermore, the flow rate of the water supply branch pipe connected to the jet pump can be adjusted using the flow rate adjustment valve installed in the water supply branch pipe, so in order to increase the core output, the opening degree of the flow rate adjustment valve must be increased and the core output must be suppressed. By reducing the opening degree of the flow control valve, it becomes possible to control the reactor core output without operating the barrier rods.

〔実施例〕〔Example〕

以下に本発明の一実施例を第1図から第7図により説明
する。
An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. 1 to 7.

第1図は本発明による沸騰水型原子炉の一実施例を示す
縦断面図である。第1図において、給水系を炉心内強制
循環系として使用する沸騰水型原子炉における原子炉圧
力容器1内で発生した蒸気はドライヤ5を通過したのち
主蒸気配管6を通ってタービン7に入り、タービン7を
駆動したのち復水ポンプ21を介して復水器8に入った
蒸気は冷却されて水に戻され、この水は給水配管9を通
ったのち給水枝管11.12を通って原子炉圧力容器1
に戻る。ここで給水枝管11.12と、ブースタポンプ
17と、流量調整弁13.14と、給水加熱器15は原
子炉格納容器18の外側に設置されている。
FIG. 1 is a longitudinal sectional view showing an embodiment of a boiling water nuclear reactor according to the present invention. In FIG. 1, steam generated in a reactor pressure vessel 1 in a boiling water reactor that uses a water supply system as an in-core forced circulation system passes through a dryer 5 and then enters a turbine 7 through a main steam pipe 6. After driving the turbine 7, the steam that enters the condenser 8 via the condensate pump 21 is cooled and returned to water, and this water passes through the water supply pipe 9 and then through the water supply branch pipes 11 and 12. Reactor pressure vessel 1
Return to Here, the water supply branch pipe 11.12, the booster pump 17, the flow rate regulating valve 13.14, and the feed water heater 15 are installed outside the reactor containment vessel 18.

この原子炉圧力容器1と炉心2を囲むシュラウド3との
間のダウンカマ4に導かれる給水配管9は途中で給水枝
管11および給水枝管12に分岐し、給水枝管11がダ
ウンカマ4上部に接続されるとともに、給水枝管12が
ダウンカマ4下部に接続される。給水配管9においては
所要数の給水ポンプ10および給水加熱器19により加
圧され温度調整される。さらに給水枝管11および給水
枝管12には各々の流量調整弁13および流量調整弁1
4が設置されており、給水配管9から給水枝管11と給
水枝管12に流れる割合を調整できる。またダウンカマ
4下部の給水駆動ジェットポンプ16に接続している給
水枝管12にはブースタポンプ17および給水加熱器1
5が設置されており、給水駆動ジェットポンプ16へ給
水する圧力を増加させ温度を調整できる構成である。
The water supply pipe 9 led to the downcomer 4 between the reactor pressure vessel 1 and the shroud 3 surrounding the reactor core 2 branches into a water supply branch pipe 11 and a water supply branch pipe 12 on the way, and the water supply branch pipe 11 is connected to the top of the downcomer 4. At the same time, the water supply branch pipe 12 is connected to the lower part of the downcomer 4. The water supply pipe 9 is pressurized and temperature-controlled by a required number of water supply pumps 10 and water supply heaters 19. Further, each of the water supply branch pipe 11 and the water supply branch pipe 12 has a flow rate adjustment valve 13 and a flow rate adjustment valve 1.
4 is installed, and the ratio of water flowing from the water supply pipe 9 to the water supply branch pipe 11 and the water supply branch pipe 12 can be adjusted. In addition, a booster pump 17 and a feed water heater 1 are connected to the water supply branch pipe 12 connected to the water supply drive jet pump 16 at the bottom of the downcomer 4.
5 is installed, and is configured to increase the pressure of water supplied to the water supply drive jet pump 16 and adjust the temperature.

第2図は本発明による沸騰水型原子炉の第1の実施例を
示す第1図のA−A断面図である。第2図において、第
1図の給水枝管12には流量調整弁14と給水加熱器1
5とブースタポンプ17が原子炉格納容器18の外側に
設置され、この給水枝管12内の圧力と温度と流量を調
整している。ここで給水枝管12は第2図のように原子
炉格納容器18内で原子炉圧力容器1外の位置において
さらに5本の配管に分岐し、原子炉圧力容器1とシュラ
ウド3の間のダウンカマ4下部に設けられた給水駆動ジ
ェットポンプ]6の各々に接続された構成である。
FIG. 2 is a sectional view taken along the line AA in FIG. 1, showing a first embodiment of the boiling water nuclear reactor according to the present invention. In FIG. 2, the water supply branch pipe 12 in FIG.
5 and a booster pump 17 are installed outside the reactor containment vessel 18 to adjust the pressure, temperature, and flow rate within this water supply branch pipe 12. Here, the water supply branch pipe 12 further branches into five pipes at a position outside the reactor pressure vessel 1 within the reactor containment vessel 18 as shown in FIG. 4 and a water supply drive jet pump provided at the lower part] 6.

上記構成ではダウンカマ4上部に接続した給水枝管11
を低温給水に設定するとともに、ダウンカマ4下部の給
水駆動ジェットポンプ12に接続した給水枝管12を高
温給水に設定する。これによりダウンカマ4部に混入す
る蒸気泡量に対して給水枝管11の低温給水を十分に供
給すると、蒸気泡は完全に凝縮されてダウンカマ4部の
静水頭および炉心2流量が確保される。このように蒸気
泡を完全に凝縮できる流量範囲内で給水枝管11と給水
枝管12の給水流量比を変化させることにより、炉心2
人口の冷却水のサブクール度を調節して炉心出力を制御
することができる。
In the above configuration, the water supply branch pipe 11 connected to the upper part of the downcomer 4
is set to low-temperature water supply, and the water supply branch pipe 12 connected to the water supply drive jet pump 12 at the bottom of downcomer 4 is set to high-temperature water supply. As a result, when the low-temperature water supply from the water supply branch pipe 11 is sufficiently supplied to the amount of steam bubbles mixed into the downcomer 4, the steam bubbles are completely condensed, and the hydrostatic head of the downcomer 4 and the core 2 flow rate are ensured. In this way, by changing the water supply flow rate ratio between the water supply branch pipe 11 and the water supply branch pipe 12 within the flow rate range that allows complete condensation of steam bubbles, the reactor core 2
Core power can be controlled by adjusting the subcooling degree of artificial cooling water.

第3図は第1図および第2図のブースタポンプ17圧力
と炉心2流量比との関係を例示する特性図である。本沸
騰水型原子炉の運転において原子炉圧力容器1内圧力は
プラント運転中に約70kg程度となっている。また給
水駆動ジェットポンプ16を給水により駆動している原
子炉の給水系の原子炉圧力容器1内吐出圧力はプラント
運転時原子炉圧力容器1内圧力より高い圧力である。こ
の圧力をA kg/ciとすると、給水記動ジェットポ
ンプ16に接続されている給水枝管12のブースタポン
プ17が第3図のように最大約20kg/cdであるこ
とから、給水枝管12の給水駆動ジェットポンプ16へ
の吐出圧力は最大約A+20kg/cIiとなる。ここ
で第3図に示す給水枝管12の給水輛動ジェットポンプ
16への吐出圧力(lIi動圧力)と炉心2流量比の特
性は、給水枝管12の給水駆動ジェットポンプ16への
吐出圧力がAkg/adの時の炉心流量比を“′規格値
1”とした場合に、ブースタポンプ17の吐出圧力範囲
を10〜20kg/cdとして使用すると高い炉心流量
比が得られる。
FIG. 3 is a characteristic diagram illustrating the relationship between the booster pump 17 pressure and the core 2 flow rate ratio in FIGS. 1 and 2. In the operation of this boiling water reactor, the pressure inside the reactor pressure vessel 1 is approximately 70 kg during plant operation. Further, the discharge pressure within the reactor pressure vessel 1 of the reactor water supply system in which the feed water driven jet pump 16 is driven by the water supply is higher than the pressure within the reactor pressure vessel 1 during plant operation. If this pressure is A kg/ci, the booster pump 17 of the water supply branch pipe 12 connected to the water supply dynamic jet pump 16 has a maximum pressure of about 20 kg/cd as shown in FIG. The maximum discharge pressure to the water supply drive jet pump 16 is approximately A+20 kg/cIi. Here, the characteristics of the discharge pressure (IIi dynamic pressure) of the water supply branch pipe 12 to the feed water drive jet pump 16 and the core 2 flow rate ratio shown in FIG. When the core flow rate ratio when is Akg/ad is "'standard value 1", a high core flow rate ratio can be obtained by using the booster pump 17 with a discharge pressure range of 10 to 20 kg/cd.

本実施例によれば、ダウンカマ4下部で給水記動ジェッ
トポンプ16に接続している給水枝管12にブースタポ
ンプ17を設置し、従来の給水駆動ジェットポンプの駆
動圧力に比べ高くすることとじており、これにより給水
記動ジェットポンプ16によるダウンカマ4からの水の
供給量を増加させることができるため炉心2への流入量
を増加させることができ、さらにこの炉心流入量の増加
により炉心出力を増大することができる。また給水枝管
12に設置されているブースタポンプ17および給水加
熱器15を原子炉格納容器18の外側に設置しており、
これによりプラント運転時にも機器の点検が容易となる
ためプラントの信頼性が向上する効果がある。
According to this embodiment, the booster pump 17 is installed in the water supply branch pipe 12 connected to the water supply driven jet pump 16 at the bottom of the downcomer 4, and the booster pump 17 is set at a higher driving pressure than the conventional water supply driven jet pump. As a result, the amount of water supplied from the downcomer 4 by the water supply dynamic jet pump 16 can be increased, so the amount of water flowing into the core 2 can be increased, and furthermore, this increase in the amount of water flowing into the core can increase the core output. can be increased. In addition, the booster pump 17 and feed water heater 15 installed in the water supply branch pipe 12 are installed outside the reactor containment vessel 18.
This makes it easier to inspect equipment during plant operation, which has the effect of improving plant reliability.

第4図は本発明による沸騰水型原子炉の第2の実施例を
示す第1図のA−A断面図である。第4図において、第
1図の給水枝管I2には流量調整弁14と給水加熱器1
5とブースタポンプ17が原子炉格納容器18の外側に
配置され、この給水枝管12内の圧力と温度と流量を調
整している。ここで給水枝管12は第4図のように給水
加熱器15の後方において各々の給水駆動ジェットポン
プ16に分岐されることなく原子炉圧力容器1内へ導か
れ、この原子炉圧力容器1内へ導かれた給水配管12は
原子炉圧力容器1とシュラウド3の間のダウンカマ4下
部に設けられたリングヘッダ20に接続されており、こ
のリングヘッダ20は5つの給水駆動ジェットポンプ1
6に接続されて、給水枝管12から送られる水を各給水
駆動ジェットポンプ16に分配する構成である。
FIG. 4 is a sectional view taken along the line AA in FIG. 1, showing a second embodiment of the boiling water nuclear reactor according to the present invention. In FIG. 4, the water supply branch pipe I2 in FIG.
5 and a booster pump 17 are arranged outside the reactor containment vessel 18 to adjust the pressure, temperature, and flow rate within this water supply branch pipe 12. Here, the feed water branch pipe 12 is guided into the reactor pressure vessel 1 at the rear of the feed water heater 15 without being branched to each feed water drive jet pump 16 as shown in FIG. The water supply pipe 12 led to the reactor pressure vessel 1 and the shroud 3 is connected to a ring header 20 provided at the bottom of the downcomer 4, and this ring header 20 is connected to the five water supply drive jet pumps 1.
6 and distributes water sent from the water supply branch pipe 12 to each water supply drive jet pump 16.

本実施例によれば、第1の実施例の効果に加えて給水枝
管12と給水駆動ジェットポンプ16を接続するさいに
原子炉圧力容器1を貫通する穴を最小限にすることがで
きる。また原子炉圧力容器1外側での給水枝管12の本
数の減少により被ばく線量を低減できるため原子炉格納
容器18内の給水枝管12の配置が容易になり、このこ
とにより安全性の高いプラントを供給できて経済性も向
上する効果がある。
According to this embodiment, in addition to the effects of the first embodiment, the hole penetrating the reactor pressure vessel 1 can be minimized when connecting the water supply branch pipe 12 and the water supply drive jet pump 16. In addition, the exposure dose can be reduced by reducing the number of water supply branch pipes 12 outside the reactor pressure vessel 1, making it easier to arrange the water supply branch pipes 12 inside the reactor containment vessel 18, which makes the plant safer. This has the effect of improving economic efficiency by supplying

第5図は本発明による沸騰水型原子炉の第3の実施例を
示す第1図および第4図の要部縦断面斜視図である。第
5図において、第1図および第4図の給水枝管12には
流量調整弁14と給水加熱器15とブースタポンプ17
が原子炉格納容器18の外側に配置され、この給水枝管
12内の圧力と温度と流量を調整している。ここで給水
枝管12は第4図および第5図のように給水加熱器15
の後方において各々の給水駆動ジェットポンプ16に分
岐されることなく原子炉圧力容W!1内へ導かれ、この
原子炉圧力容器1内へ導かれた給水枝管12は原子炉圧
力容器1とシュラウド3の間のダウンカマ4下部に設け
られたリングヘッダ20に接続されており、このリング
ヘッダ20は5つの給水駆動ジェットポンプ16に接続
されて、給水枝管12から送られてくる水を各給水駆動
ジェットポンプ16に分配するが、ここでは第5図に示
すようにリングへラダ20下部には給水駆動ジェットポ
ンプ16に給水するノズル22が設けられている構成で
ある。
FIG. 5 is a longitudinal cross-sectional perspective view of the main parts of FIGS. 1 and 4, showing a third embodiment of the boiling water nuclear reactor according to the present invention. In FIG. 5, the water supply branch pipe 12 in FIGS. 1 and 4 includes a flow rate regulating valve 14, a feed water heater 15, and a booster pump 17.
is arranged outside the reactor containment vessel 18, and adjusts the pressure, temperature, and flow rate within this water supply branch pipe 12. Here, the water supply branch pipe 12 is connected to a water supply heater 15 as shown in FIGS. 4 and 5.
The reactor pressure volume W! is not branched to each feed water drive jet pump 16 at the rear of the reactor pressure volume W! A water supply branch pipe 12 led into the reactor pressure vessel 1 is connected to a ring header 20 provided at the bottom of the downcomer 4 between the reactor pressure vessel 1 and the shroud 3. The ring header 20 is connected to five water supply drive jet pumps 16 and distributes the water sent from the water supply branch pipe 12 to each water supply drive jet pump 16, but here, as shown in FIG. A nozzle 22 for supplying water to the water supply driving jet pump 16 is provided at the lower part of the jet pump 20 .

上記構成では第5図のリングヘッダ20の縦断面形状は
垂直方向を長軸とした楕円形状または流線形状とする。
In the above configuration, the longitudinal cross-sectional shape of the ring header 20 shown in FIG. 5 is an elliptical shape or a streamlined shape with the long axis in the vertical direction.

このことにより原子炉圧力容器1とシュラウド3の間の
ダウンカマ4内を下方に流れる水の流路面積のリングへ
ラダ20による減少割合を最小限にすることができ、こ
のためダウンカマ4内を下方に流れる水のリングヘッダ
20による流路抵抗を最小限にすることができる。
This makes it possible to minimize the rate of decrease in the flow path area of the water flowing downward in the downcomer 4 between the reactor pressure vessel 1 and the shroud 3 by the rudder 20 to the ring. The flow path resistance caused by the ring header 20 for water flowing through the ring header 20 can be minimized.

本実施例によれば、第2の実施例の効果に加えてダウン
カマ4内でのリングヘッダ20による水の流動抵抗を最
小限にすることが可能となってプラント効率が向上する
効果がある。
According to this embodiment, in addition to the effects of the second embodiment, it is possible to minimize the flow resistance of water due to the ring header 20 within the downcomer 4, thereby improving plant efficiency.

第6図は本発明による沸騰水型原子炉の第4の実施例を
示す第1図および第2図または第4図または第4図およ
び第5図の炉心2流量と炉心2出力比との関係の特性側
図である。第7図は第6図のプラント運転方法を例示す
る特性図である。本沸騰水型原子炉において第1図の給
水配管9は2本の給水枝管11および給水枝管12に分
岐しており、各給水枝管11.12には各々の流量調整
弁13.14が設置されている。また給水駆動ジェット
ポンプ16に接続している給水枝管12にはブースタポ
ンプ17がMlされており、給水駆動ジェットポンプ1
6の駆動圧力を増大することができる構成である。
FIG. 6 shows a fourth embodiment of the boiling water reactor according to the present invention, and shows the relationship between the core 2 flow rate and the core 2 power ratio in FIGS. 1 and 2 or 4 or 4 and 5. It is a characteristic side view of a relationship. FIG. 7 is a characteristic diagram illustrating the plant operating method of FIG. 6. In this boiling water reactor, the water supply pipe 9 shown in FIG. is installed. Further, a booster pump 17 is connected to the water supply branch pipe 12 connected to the water supply drive jet pump 16, and the water supply drive jet pump 1 is connected to the booster pump 17.
This is a configuration that can increase the driving pressure of 6.

本沸騰水型原子炉の運転において、一方で給水枝管12
に設けられている流量調整弁14の開度を調整すること
により給水量を調整できる。第6図に制御棒位置を一定
とした時の炉心2流量と炉心2出力比の関係を例示して
おり、第6図の炉心出方比のB−0間は炉心流量の自然
循環領域であるが、炉心出力比のA−B間は給水即動ジ
ェットポンプ16への給水量に依存している炉心流量制
御による運転領域であり、この特性から給水駆動ジェッ
トポンプ16への給水量により炉心2出力を領域A−B
の範囲内で制御することができる。
In the operation of this boiling water reactor, on the one hand, the water supply branch pipe 12
The amount of water supplied can be adjusted by adjusting the opening degree of the flow rate adjustment valve 14 provided in the. Figure 6 illustrates the relationship between the core 2 flow rate and the core 2 power ratio when the control rod position is constant, and the area between B and 0 of the core exit ratio in Figure 6 is the natural circulation region of the core flow rate. However, the area between A and B of the core power ratio is an operating region where the core flow rate is controlled depending on the amount of water supplied to the feed water instant jet pump 16, and based on this characteristic, the amount of water supplied to the feed water driven jet pump 16 is 2 outputs to area A-B
can be controlled within the range of

本実施例によれば、制御棒の操作を行うことなく給水即
動ジェットポンプ16への給水量を制御することにより
第7図に示すような炉心出力比の領域A−B内でのプラ
ントの運転方法が可能であり、これにより電力の需要に
応じたプラント運転をより安全に実施することができて
、プラントの経済性を向上できる効果がある。
According to this embodiment, by controlling the amount of water supplied to the water supply immediate-acting jet pump 16 without operating the control rods, the plant can be controlled within the region A-B of the core power ratio as shown in FIG. This method allows the plant to be operated more safely in accordance with the demand for electricity, and has the effect of improving the economic efficiency of the plant.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

本発明によれば、炉心入口の冷却水サブクール度を変え
て炉心出力を制御することができ、さらに炉心流入量を
増大させて炉心出力を増加させることによりプラントの
経済性を向上できる効果がある。
According to the present invention, it is possible to control the core power by changing the degree of subcooling of the cooling water at the core inlet, and furthermore, by increasing the amount of inflow into the core and increasing the core power, there is an effect of improving the economic efficiency of the plant. .

さらに原子炉圧力容器外の給水枝管本数の減少によりプ
ラントの安全性および経済性を向上できる効果がある。
Furthermore, the reduction in the number of water supply branch pipes outside the reactor pressure vessel has the effect of improving plant safety and economic efficiency.

またダウンカマ内のリングヘッダの水の流路抵抗の減少
によりプラントの経済性を向上できる効果がある。
Furthermore, the economical efficiency of the plant can be improved by reducing the water flow path resistance of the ring header in the downcomer.

またプラントの炉心出力抑制をより安全に行うことがで
き、炉心出力の制御によりプラントの経済性を向上でき
るなどの効果かえられ、また給水配管や給水枝管の流量
調整弁などの機器を原子炉格納容器外に設置することに
より、機器の点検や調節が容易になる効果がある。
In addition, it is possible to suppress the reactor core power of the plant more safely, and the economic efficiency of the plant can be improved by controlling the reactor core power. Installing it outside the containment vessel has the effect of making equipment inspection and adjustment easier.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図は本発明による沸騰水型原子炉の一実施例を示す
縦断面図、第2図は本発明による沸騰水型原子炉の第1
の実施例を示す第1図のA−A断面図、第3図は第1図
および第2図のブースタポンプ圧力と炉心流量比との関
係を例示する特性図、第4図は本発明による沸騰水型原
子炉の第2の実施例を示す第1図のA、 −A断面図、
第5図は本発明による沸騰水型原子炉の第3の実施例を
示す第1図および第4図の要部縦断面斜視図、第6図は
本発明による沸騰水型原子炉の第4の実施例を示す第1
図などの炉心流量と炉心出方比との関係の特性側図、第
7図は第6図のプラントの運転方法を例示する特性図で
ある。 1・・・原子炉圧力容器、2・・・炉心、3・・シュラ
ウド、4・・・ダウンカマ、訃・・ドライヤ、6・・主
蒸気管、7・・・タービン、8・・・復水器、9・・・
給水配管、10・・・給水ポンプ、11.12・・・給
水枝管、13.14・・流量調整弁、15.19・・・
給水加熱器、16・・・給水訃動ジェットポンプ、17
・・・ブースタポンプ、18・・原子炉格納容器、20
・・・リングヘッダ、21・・・復水ポンプ、22・・
・ノズル。 代理人 弁理士  秋 本 正 実 第 図 ]6 第 図 第 図 ジニットホ・ン7° jj、[Thff1力 (kg/
crr?)第 図 A−A 1面 第 図 第 図 第 図 ■転 B−1−馨
FIG. 1 is a vertical cross-sectional view showing one embodiment of the boiling water reactor according to the present invention, and FIG.
FIG. 3 is a characteristic diagram illustrating the relationship between booster pump pressure and core flow rate ratio in FIGS. 1 and 2, and FIG. 4 is a cross-sectional view taken along line A-A in FIG. A, -A sectional view of FIG. 1 showing the second embodiment of the boiling water reactor,
FIG. 5 is a vertical cross-sectional perspective view of the main parts of FIGS. 1 and 4 showing a third embodiment of the boiling water reactor according to the present invention, and FIG. 6 is a fourth embodiment of the boiling water reactor according to the present invention. The first example of
FIG. 7 is a characteristic diagram illustrating the method of operating the plant shown in FIG. 6. 1...Reactor pressure vessel, 2...Reactor core, 3...Shroud, 4...Downcomer, butt...Dryer, 6...Main steam pipe, 7...Turbine, 8...Condensate Vessel, 9...
Water supply piping, 10... Water supply pump, 11.12... Water supply branch pipe, 13.14... Flow rate adjustment valve, 15.19...
Feed water heater, 16... Water feed water jet pump, 17
... Booster pump, 18 ... Reactor containment vessel, 20
...Ring header, 21...Condensate pump, 22...
·nozzle. Agent Patent Attorney Tadashi Akimoto Actual Diagram] 6 Figure Diagram 7° jj, [Thff1 force (kg/
crrr? ) Figure A-A Page 1 Figure Figure ■ Turn B-1-Kaoru

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1、核燃料からなる炉心と、炉心を囲むシュラウドと、
シュラウドを内包する圧力容器とからなる沸騰水型原子
炉において、原子炉に冷却材を供給する給水系を複数の
系列に分岐し、その一系列をブースタポンプで昇圧して
上記シュラウド壁と圧力容器壁間のダウンカマ内に設け
たジェットポンプの駆動水とし、その他の系列をダウン
カマ液相部に接続する構成としたことを特徴とする沸騰
水型原子炉。 2、上記圧力容器のシュラウド壁と圧力容器壁間のダウ
ンカマ内に上記複数の系列に分岐した複数の給水管の一
系列の給水管により供給される給水で駆動するジェット
ポンプに水を供給するためのリングヘッダを設け、上記
ダウンカマ内でリングヘッダ管から複数のジェットポン
プに駆動水を供給する分岐ノズルを設置したことを特徴
とする請求項1記載の沸騰水型原子炉。 3、上記ダウンカマ内に設けたリングヘッダ管の断面形
状をダウンカマの縦方向に長くて横方向に短くすること
により、ダウンカマ内を流れる水の流路面積を大きくし
てリングヘッダによる流路抵抗を小さくできる形状とし
たことを特徴とする請求項2記載の沸騰水型原子炉。 4、上記複数の系列に分岐した複数の給水管に弁を設け
、弁の開度により上記ジェットポンプに流れる駆動水の
流量を調整できる構成としたことを特徴とする請求項1
または請求項2または請求項3記載の沸騰水型原子炉。
[Claims] 1. A reactor core made of nuclear fuel, a shroud surrounding the reactor core,
In a boiling water reactor consisting of a pressure vessel containing a shroud, the water supply system that supplies coolant to the reactor is branched into multiple lines, and one of the lines is pressurized using a booster pump to connect the shroud wall and the pressure vessel. A boiling water nuclear reactor characterized in that water is used to drive a jet pump provided in a downcomer between walls, and other systems are connected to the liquid phase part of the downcomer. 2. To supply water to a jet pump driven by the water supplied by one series of water supply pipes branched into the plurality of water supply pipes in the downcomer between the shroud wall of the pressure vessel and the pressure vessel wall. 2. The boiling water nuclear reactor according to claim 1, further comprising a ring header, and a branch nozzle for supplying driving water from the ring header pipe to a plurality of jet pumps in the downcomer. 3. By making the cross-sectional shape of the ring header pipe provided inside the downcomer longer in the vertical direction of the downcomer and shorter in the lateral direction, the flow path area of the water flowing inside the downcomer is increased and the flow path resistance due to the ring header is reduced. The boiling water nuclear reactor according to claim 2, characterized in that it has a shape that can be made small. 4. Claim 1, characterized in that a plurality of water supply pipes branched into the plurality of systems are provided with valves, and the flow rate of the drive water flowing to the jet pump can be adjusted by the opening degree of the valves.
Or the boiling water nuclear reactor according to claim 2 or 3.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1995010836A1 (en) * 1993-10-12 1995-04-20 Arnold Otto Winfried Reinsch Passive decay heat removal and internal depressurization system for nuclear reactors

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WO1995010836A1 (en) * 1993-10-12 1995-04-20 Arnold Otto Winfried Reinsch Passive decay heat removal and internal depressurization system for nuclear reactors

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