JPH06265665A - 自然循環型沸騰水型原子炉 - Google Patents
自然循環型沸騰水型原子炉Info
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- JPH06265665A JPH06265665A JP5055986A JP5598693A JPH06265665A JP H06265665 A JPH06265665 A JP H06265665A JP 5055986 A JP5055986 A JP 5055986A JP 5598693 A JP5598693 A JP 5598693A JP H06265665 A JPH06265665 A JP H06265665A
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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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】低圧の起動時に、安定した自然循環流量を得
る。 【構成】原子炉圧力容器１内に、炉心２、ライザ３、シ
ュラウド、ダウンカマ５および下部プレナムをそれぞれ
設ける。下部プレナム７の底部に、ドレン配管１０を接
続する。ドレン配管１０に、バルブ２１を介して熱交換
器２２を取り付ける。熱交換器２２から出る注水配管２
３の先端を、ダウンカマ５の下部に配置する。低圧の起
動時に、バルブ２１を開いて炉水６を熱交換器２２に送
る。熱交換器２２で加熱した炉水６を、注水配管２３か
ら下部プレナム７内に戻す、これにより、下部プレナム
７の温度が上がり、安定した自然循環流量が得られる。
る。 【構成】原子炉圧力容器１内に、炉心２、ライザ３、シ
ュラウド、ダウンカマ５および下部プレナムをそれぞれ
設ける。下部プレナム７の底部に、ドレン配管１０を接
続する。ドレン配管１０に、バルブ２１を介して熱交換
器２２を取り付ける。熱交換器２２から出る注水配管２
３の先端を、ダウンカマ５の下部に配置する。低圧の起
動時に、バルブ２１を開いて炉水６を熱交換器２２に送
る。熱交換器２２で加熱した炉水６を、注水配管２３か
ら下部プレナム７内に戻す、これにより、下部プレナム
７の温度が上がり、安定した自然循環流量が得られる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は自然循環型沸騰水型原子
炉に係り、特に低圧の起動時に安定した自然循環流量を
確保することができる自然循環型沸騰水型原子炉に関す
る。
炉に係り、特に低圧の起動時に安定した自然循環流量を
確保することができる自然循環型沸騰水型原子炉に関す
る。
【０００２】
【従来の技術】図４は、従来の自然循環型沸騰水型原子
炉を示すもので、図中、符号１は原子炉圧力容器であ
り、この原子炉圧力容器１内には、炉心２が格納されて
いるとともに、炉心２の上部にはライザ３が形成され、
これらの外側には、円筒状をなすシュラウド４を介しダ
ウンカマ５が形成されている。そして炉水６は、ダウン
カマ５、下部プレナム７、炉心２およびライザ３を自然
循環しており、炉心２で発生した蒸気は、主蒸気管８を
介し、図示しないガスタービンに送られるとともに、タ
ービンで仕事をした後の蒸気は、復水後、給水管９を介
して原子炉圧力容器１内に戻されるようになっている。
炉を示すもので、図中、符号１は原子炉圧力容器であ
り、この原子炉圧力容器１内には、炉心２が格納されて
いるとともに、炉心２の上部にはライザ３が形成され、
これらの外側には、円筒状をなすシュラウド４を介しダ
ウンカマ５が形成されている。そして炉水６は、ダウン
カマ５、下部プレナム７、炉心２およびライザ３を自然
循環しており、炉心２で発生した蒸気は、主蒸気管８を
介し、図示しないガスタービンに送られるとともに、タ
ービンで仕事をした後の蒸気は、復水後、給水管９を介
して原子炉圧力容器１内に戻されるようになっている。
【０００３】前記原子炉圧力容器１の底部には、図４に
示すように、冷却材浄化系の一部であるドレン配管１０
が設けられており、このドレン配管１０で抽出された炉
水６は、電気ヒータ等で構成される熱交換器１１に送ら
れ、ここで加熱された炉水６は、注水配管１２および給
水管９を介し、ダウンカマ５に戻されるようになってい
る。
示すように、冷却材浄化系の一部であるドレン配管１０
が設けられており、このドレン配管１０で抽出された炉
水６は、電気ヒータ等で構成される熱交換器１１に送ら
れ、ここで加熱された炉水６は、注水配管１２および給
水管９を介し、ダウンカマ５に戻されるようになってい
る。
【０００４】以上の構成において、起動（原子炉の昇温
昇圧）時に崩壊熱が利用できない場合には、炉水６を、
熱交換器１１により大気圧下で１００℃程度まで充分に
熱する。そしてその後、制御棒を引き抜いて原子炉を臨
界にし、核加熱により原子炉を昇温昇圧する。
昇圧）時に崩壊熱が利用できない場合には、炉水６を、
熱交換器１１により大気圧下で１００℃程度まで充分に
熱する。そしてその後、制御棒を引き抜いて原子炉を臨
界にし、核加熱により原子炉を昇温昇圧する。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】図５は、自然循環型沸
騰水型原子炉における自然循環特性を示すものである。
自然循環流量は、炉心・ライザ部とダウンカマ部との密
度差で決まり、通常運転時のような高圧条件下では、僅
かな出力でも自然循環流量が多く、熱的に安定している
ことが判る。一方、低圧の起動時の自然循環特性は詳細
な評価がなされていないが、低圧では水と蒸気との密度
比が大きくなるので、同一の出力に対して自然循環流量
は定格時よりも多いと考えられており、低圧の起動時に
充分な自然循環流量が確保されないといった問題は発生
しないとされている。しかしながら、低圧の起動時に、
安定な高流量の自然循環流量を確保することは重要であ
る。
騰水型原子炉における自然循環特性を示すものである。
自然循環流量は、炉心・ライザ部とダウンカマ部との密
度差で決まり、通常運転時のような高圧条件下では、僅
かな出力でも自然循環流量が多く、熱的に安定している
ことが判る。一方、低圧の起動時の自然循環特性は詳細
な評価がなされていないが、低圧では水と蒸気との密度
比が大きくなるので、同一の出力に対して自然循環流量
は定格時よりも多いと考えられており、低圧の起動時に
充分な自然循環流量が確保されないといった問題は発生
しないとされている。しかしながら、低圧の起動時に、
安定な高流量の自然循環流量を確保することは重要であ
る。
【０００６】原子炉の起動時の圧力は、大気圧程度であ
る。出力の大きな自然循環型原子炉では、自然循環流量
を増加させるめ、上下寸法の比較的大きなライザが設け
られている。自然循環流量は、前述のように炉心・ライ
サ部とダウンカマ部との密度差で決まるが、この密度差
は、温度差もしくはボイド率の差による。自然循環流量
を増加させるには、炉心・ライザ部の温度もしくはボイ
ド率を、ダウンカマ部のそれよりも大きくする必要があ
る。また、炉心・ライザ部において、下部ほど温度もし
くはボイド率を大きくした方が自然循環流量が多くな
る。逆に、ダウンカマ部の温度を炉心・ライザ部より高
くすると自然循環流量は低下する。すなわち、自然循環
型原子炉の起動時（大気圧近傍）において、図６に示す
ような温度分布となれば、高流量の自然循環量が確保さ
れる。
る。出力の大きな自然循環型原子炉では、自然循環流量
を増加させるめ、上下寸法の比較的大きなライザが設け
られている。自然循環流量は、前述のように炉心・ライ
サ部とダウンカマ部との密度差で決まるが、この密度差
は、温度差もしくはボイド率の差による。自然循環流量
を増加させるには、炉心・ライザ部の温度もしくはボイ
ド率を、ダウンカマ部のそれよりも大きくする必要があ
る。また、炉心・ライザ部において、下部ほど温度もし
くはボイド率を大きくした方が自然循環流量が多くな
る。逆に、ダウンカマ部の温度を炉心・ライザ部より高
くすると自然循環流量は低下する。すなわち、自然循環
型原子炉の起動時（大気圧近傍）において、図６に示す
ような温度分布となれば、高流量の自然循環量が確保さ
れる。
【０００７】ところが、前記従来の自然循環型原子炉に
おいては、熱交換器１１で加熱した炉水６をダウンカマ
５に戻すようにしているため、ダウンカマ５の温度が上
昇し、高流量の自然循環流量の増加は困難である。ま
た、熱交換器１１を通した高温の炉水６を、給水管９か
ら注水しており、この注水位置は、通常水位よりやや下
方程度の高さであるので、大気圧下では１００℃までの
炉水６しか注水できない。さらに、注水位置が原子炉圧
力容器１の上部であるため、自然循環力が弱く安定した
自然循環流は期待できない。そして、低圧の起動時に充
分な自然循環流量が得られない場合には、低温の炉水６
が炉心２に流入して反応度変化が生じ、不安定な熱流動
現象が生じるおそれがあるとともに、下部プレナム７内
において温度成層化が生じ、原子炉圧力容器１の熱応力
を厳しくするおそれがある。
おいては、熱交換器１１で加熱した炉水６をダウンカマ
５に戻すようにしているため、ダウンカマ５の温度が上
昇し、高流量の自然循環流量の増加は困難である。ま
た、熱交換器１１を通した高温の炉水６を、給水管９か
ら注水しており、この注水位置は、通常水位よりやや下
方程度の高さであるので、大気圧下では１００℃までの
炉水６しか注水できない。さらに、注水位置が原子炉圧
力容器１の上部であるため、自然循環力が弱く安定した
自然循環流は期待できない。そして、低圧の起動時に充
分な自然循環流量が得られない場合には、低温の炉水６
が炉心２に流入して反応度変化が生じ、不安定な熱流動
現象が生じるおそれがあるとともに、下部プレナム７内
において温度成層化が生じ、原子炉圧力容器１の熱応力
を厳しくするおそれがある。
【０００８】そこで一部では、これを解決するために種
々の提案がなされている。すなわち、自然循環型原子炉
の起動法およびそのシステム例としては、特公平３−６
１１５９号公報に開示されているものがある。これは、
原子炉圧力容器内に熱交換器を内蔵させ、起動時に原子
炉圧力容器外に備えられているボイラからの熱を、熱交
換器を介して原子炉冷却水に予め供給するものである。
しかしながら、この方法でも、ダウンカマ上部の炉水の
みを暖めているため、自然循環の駆動力が得られず、高
流量の自然循環流量を確保することは困難である。
々の提案がなされている。すなわち、自然循環型原子炉
の起動法およびそのシステム例としては、特公平３−６
１１５９号公報に開示されているものがある。これは、
原子炉圧力容器内に熱交換器を内蔵させ、起動時に原子
炉圧力容器外に備えられているボイラからの熱を、熱交
換器を介して原子炉冷却水に予め供給するものである。
しかしながら、この方法でも、ダウンカマ上部の炉水の
みを暖めているため、自然循環の駆動力が得られず、高
流量の自然循環流量を確保することは困難である。
【０００９】また、自然循環型原子炉の例としては、特
開昭５９−２１７１８８号公報に開示されているものが
ある。これは、原子炉圧力容器内の炉心下部に熱交換器
を設置し、起動に要する時間を短かくしかつ起動時の制
御を容易にするものである。ところがこの方法は、下部
プレナムを暖めるため高流量の自然循環流量は得易いも
のの、下部プレナム内には制御棒案内管やその駆動機構
が多数設けられているため、熱交換器を設置する場所の
確保が困難である。
開昭５９−２１７１８８号公報に開示されているものが
ある。これは、原子炉圧力容器内の炉心下部に熱交換器
を設置し、起動に要する時間を短かくしかつ起動時の制
御を容易にするものである。ところがこの方法は、下部
プレナムを暖めるため高流量の自然循環流量は得易いも
のの、下部プレナム内には制御棒案内管やその駆動機構
が多数設けられているため、熱交換器を設置する場所の
確保が困難である。
【００１０】さらに、沸騰水型原子炉圧力容器の例とし
ては、特開平４−１８８０９６号公報に示されているも
のがある。これは、起動時に原子炉圧力容器内の温度分
布をできるだけ均一にするために、冷却材浄化系配管か
ら圧力容器内の炉心上方の高温の冷却材を取り出し、圧
力容器がボトムドレン配管を介して原子炉圧力容器底面
から注水するものである。ところが、この方法にも２つ
の問題がある。すなわち、原子炉が臨界以前では、炉心
上部に高温の冷却材は存在しないため、高温の冷却水を
下部プレナムに注水できず、高流量の自然循環流量は確
保できない。また、通常の冷却材浄化系の流れは、圧力
容器底部から冷却材を抽出する方向であるため、このよ
うな方法を採用した場合には、冷却材浄化系のポンプ特
性を変更する必要がある。
ては、特開平４−１８８０９６号公報に示されているも
のがある。これは、起動時に原子炉圧力容器内の温度分
布をできるだけ均一にするために、冷却材浄化系配管か
ら圧力容器内の炉心上方の高温の冷却材を取り出し、圧
力容器がボトムドレン配管を介して原子炉圧力容器底面
から注水するものである。ところが、この方法にも２つ
の問題がある。すなわち、原子炉が臨界以前では、炉心
上部に高温の冷却材は存在しないため、高温の冷却水を
下部プレナムに注水できず、高流量の自然循環流量は確
保できない。また、通常の冷却材浄化系の流れは、圧力
容器底部から冷却材を抽出する方向であるため、このよ
うな方法を採用した場合には、冷却材浄化系のポンプ特
性を変更する必要がある。
【００１１】本発明は、かかる現況に鑑みてなされたも
ので、低圧の起動時に安定した自然循環流量を確保する
ことができる自然循環型沸騰水型原子炉を提供すること
を目的とする。
ので、低圧の起動時に安定した自然循環流量を確保する
ことができる自然循環型沸騰水型原子炉を提供すること
を目的とする。
【００１２】
【課題を解決するための手段】本発明は、前記目的を達
成する手段として、原子炉圧力容器底部のドレン配管
に、バルブを介して熱交換器を接続するとともに、熱交
換器からの出口配管の先端を、ダウンカマの底部近傍位
置に開口し、前記バルブを、低圧の起動時に開放して、
高温水を下部プレナムに注入するようにしたことを特徴
とする。
成する手段として、原子炉圧力容器底部のドレン配管
に、バルブを介して熱交換器を接続するとともに、熱交
換器からの出口配管の先端を、ダウンカマの底部近傍位
置に開口し、前記バルブを、低圧の起動時に開放して、
高温水を下部プレナムに注入するようにしたことを特徴
とする。
【００１３】そして、本発明においては、下部プレナム
での飽和温度と下部プレナムの温度との差に応じて熱交
換器の出力を調整する制御器を備えていることが好まし
い。
での飽和温度と下部プレナムの温度との差に応じて熱交
換器の出力を調整する制御器を備えていることが好まし
い。
【００１４】
【作用】本発明に係る自然循環型沸騰水型原子炉におい
ては、低圧の起動時にバルブが開放され、下部プレナム
内の炉水がドレン配管を介し抽出される。そして、熱交
換器で昇温した高温水が、ダウンカマ底部近傍位置から
下部プレナムに注入される。
ては、低圧の起動時にバルブが開放され、下部プレナム
内の炉水がドレン配管を介し抽出される。そして、熱交
換器で昇温した高温水が、ダウンカマ底部近傍位置から
下部プレナムに注入される。
【００１５】ところで、自然循環流量は、前述のよう
に、炉心・ライザ部のようなシュラウド内側と、ダウン
カマであるシュラウド外側との密度差により決定され
る。すなわち、シュラウド内部の温度が高いほど、また
シュラウド内部で蒸気が発生すればするほど、自然循環
流量は増大することになる。
に、炉心・ライザ部のようなシュラウド内側と、ダウン
カマであるシュラウド外側との密度差により決定され
る。すなわち、シュラウド内部の温度が高いほど、また
シュラウド内部で蒸気が発生すればするほど、自然循環
流量は増大することになる。
【００１６】本発明においては、高温水を直接下部プレ
ナムに注入しているので、ダウンカマの温度を上げるこ
となく下部プレナム温度を上昇させることができ、しか
も大気圧下では、上下寸法の大きなライザを採用してい
る自然循環炉では水頭ヘッドが大きく、飽和温度が原子
炉圧力容器内部で約２５℃も異なるため、より高温の高
温水を注入することができ、自然循環駆動力を増加させ
ることができる。この結果、原子炉起動以前において
も、安定した自然循環流が確保され、また原子炉起動後
の非常に出力の小さい領域においても、炉心入口のサブ
クール度が小さいため、炉心で蒸気が発生し易くなり、
さらに自然循環駆動力が増加して自然循環流量は増加す
る。
ナムに注入しているので、ダウンカマの温度を上げるこ
となく下部プレナム温度を上昇させることができ、しか
も大気圧下では、上下寸法の大きなライザを採用してい
る自然循環炉では水頭ヘッドが大きく、飽和温度が原子
炉圧力容器内部で約２５℃も異なるため、より高温の高
温水を注入することができ、自然循環駆動力を増加させ
ることができる。この結果、原子炉起動以前において
も、安定した自然循環流が確保され、また原子炉起動後
の非常に出力の小さい領域においても、炉心入口のサブ
クール度が小さいため、炉心で蒸気が発生し易くなり、
さらに自然循環駆動力が増加して自然循環流量は増加す
る。
【００１７】そして、本発明において、下部プレナムで
の飽和温度と下部プレナムの温度との差に応じて熱交換
器の出力を調整する制御器を設けることにより、下部プ
レナム温度に合せて熱交換器出力を調整することが可能
となる。
の飽和温度と下部プレナムの温度との差に応じて熱交換
器の出力を調整する制御器を設けることにより、下部プ
レナム温度に合せて熱交換器出力を調整することが可能
となる。
【００１８】
【実施例】以下、本発明の一実施例を図面を参照して説
明する。
明する。
【００１９】図１は、本発明の一実施例に係る自然循環
型沸騰水型原子炉を示すもので、図中、符号１は原子炉
圧力容器であり、この原子炉圧力容器１内には、炉心２
が格納されているとともに、炉心２の上部にはライザ３
が形成され、これらの外側には、円筒状をなすシュラウ
ド４を介して、ダウンカマ５が形成されている。そして
炉水６は、ダウンカマ５、下部プレナム７、炉心２およ
びライザ３を自然循環しており、炉心２で発生した蒸気
は、主蒸気管８を介し図示しないタービンに送られると
ともに、タービンで仕事をした後の蒸気は、復水後、給
水管９を介し給水として原子炉圧力容器１内に戻される
ようになっている。
型沸騰水型原子炉を示すもので、図中、符号１は原子炉
圧力容器であり、この原子炉圧力容器１内には、炉心２
が格納されているとともに、炉心２の上部にはライザ３
が形成され、これらの外側には、円筒状をなすシュラウ
ド４を介して、ダウンカマ５が形成されている。そして
炉水６は、ダウンカマ５、下部プレナム７、炉心２およ
びライザ３を自然循環しており、炉心２で発生した蒸気
は、主蒸気管８を介し図示しないタービンに送られると
ともに、タービンで仕事をした後の蒸気は、復水後、給
水管９を介し給水として原子炉圧力容器１内に戻される
ようになっている。
【００２０】前記原子炉圧力容器１の底部には、図１に
示すように、冷却材浄化系の一部であるドレン配管１０
が設けられており、このドレン配管１０には、バルブ２
１を介して熱交換器２２が接続され、この熱交換器２２
出口の注水配管２３の先端は、前記ダウンカマ５の底部
に開口している。そして、熱交換器２２で加熱された炉
水６は、ダウンカマ５の底部から直接下部プレナム７内
に注水されるようになっている。
示すように、冷却材浄化系の一部であるドレン配管１０
が設けられており、このドレン配管１０には、バルブ２
１を介して熱交換器２２が接続され、この熱交換器２２
出口の注水配管２３の先端は、前記ダウンカマ５の底部
に開口している。そして、熱交換器２２で加熱された炉
水６は、ダウンカマ５の底部から直接下部プレナム７内
に注水されるようになっている。
【００２１】この下部プレナム７内には、図１に示すよ
うに、圧力計２４および温度計２５がそれぞれ設けられ
ており、これらからの出力信号は、制御器２６に入力さ
れ、制御器２６からの制御信号により、前記バルブ２１
の開閉制御および熱交換器２２の出力制御がなされるよ
うになっている。
うに、圧力計２４および温度計２５がそれぞれ設けられ
ており、これらからの出力信号は、制御器２６に入力さ
れ、制御器２６からの制御信号により、前記バルブ２１
の開閉制御および熱交換器２２の出力制御がなされるよ
うになっている。
【００２２】すなわち、制御器２６は、前記圧力計２４
からの出力信号に基づき、下部プレナム７での飽和温度
を計算するとともに、この計算結果と前記温度計２５か
らの出力信号との差を求めるようになっており、前記熱
交換器２２は、この差信号によりその出力が調整される
ようになっている。
からの出力信号に基づき、下部プレナム７での飽和温度
を計算するとともに、この計算結果と前記温度計２５か
らの出力信号との差を求めるようになっており、前記熱
交換器２２は、この差信号によりその出力が調整される
ようになっている。
【００２３】次に、本実施例の作用について説明する。
【００２４】低圧の起動時には、バルブ２１を開いて炉
水６を熱交換器２２に送り、この熱交換器２２で加熱し
た高温水を、ダウンカマ５の下部から下部プレナム７に
戻す。
水６を熱交換器２２に送り、この熱交換器２２で加熱し
た高温水を、ダウンカマ５の下部から下部プレナム７に
戻す。
【００２５】一例として、大気圧、炉水３０℃から原子
炉の起動（昇温昇圧）時の熱交換器２２の出力変化、温
度計２５の温度変化および自然循環流量変化を図２に示
す。
炉の起動（昇温昇圧）時の熱交換器２２の出力変化、温
度計２５の温度変化および自然循環流量変化を図２に示
す。
【００２６】最初は、原子炉圧力容器１内の冷却材温度
は均一で３０℃である。蒸気ドーム部の圧力が大気圧で
あるので、水頭ヘッドを考えると下部プレナム７の飽和
温度は１２５℃である。制御器２６からの信号によりバ
ルブ２１が開放されるとともに、熱交換器２２が起動さ
れる。すると、制御器２６はまず、下部プレナム７の温
度が１２５℃になるよう熱交換器２２の出力を調整す
る。この熱交換器２２で加熱された炉水６が、注水配管
２３によりダウンカマ５の下部に注水されると、下部プ
レナム７内の冷却材温度は３０℃以上となり、自然循環
流が生じる。高温水が、ダウンカマ５の底部から下部プ
レナム７に供給されることにより、自然循環流量は下部
プレナム７の温度上昇とともに増加していく。そして、
下部プレナム７の温度が上昇していくと、温度計２５の
出力信号値が増加していき、制御器２６により、熱交換
器２２の出力が低く抑えられる。
は均一で３０℃である。蒸気ドーム部の圧力が大気圧で
あるので、水頭ヘッドを考えると下部プレナム７の飽和
温度は１２５℃である。制御器２６からの信号によりバ
ルブ２１が開放されるとともに、熱交換器２２が起動さ
れる。すると、制御器２６はまず、下部プレナム７の温
度が１２５℃になるよう熱交換器２２の出力を調整す
る。この熱交換器２２で加熱された炉水６が、注水配管
２３によりダウンカマ５の下部に注水されると、下部プ
レナム７内の冷却材温度は３０℃以上となり、自然循環
流が生じる。高温水が、ダウンカマ５の底部から下部プ
レナム７に供給されることにより、自然循環流量は下部
プレナム７の温度上昇とともに増加していく。そして、
下部プレナム７の温度が上昇していくと、温度計２５の
出力信号値が増加していき、制御器２６により、熱交換
器２２の出力が低く抑えられる。
【００２７】このようにして自然循環流量が充分に確保
できたならば、制御棒が引き抜かれて出力が増加する。
この結果、熱交換器２２と炉心２との出力とにより、炉
心２およびライザ３の温度がさらに上昇し、自然循環流
量が増加して安定な流れとなる。
できたならば、制御棒が引き抜かれて出力が増加する。
この結果、熱交換器２２と炉心２との出力とにより、炉
心２およびライザ３の温度がさらに上昇し、自然循環流
量が増加して安定な流れとなる。
【００２８】しかして、図３に示すように、低圧の起動
時において、炉心入口サブクール度を低下でき、低出力
でも炉心内で蒸気の発生が容易となって自然循環駆動力
が増加し、高流量の自然循環流量が安定に得られる。こ
の結果、低圧、低出力で生じ易い不安定流動現象の発生
を阻止でき、また、下部プレナム温度の成層化を防止す
ることができる。
時において、炉心入口サブクール度を低下でき、低出力
でも炉心内で蒸気の発生が容易となって自然循環駆動力
が増加し、高流量の自然循環流量が安定に得られる。こ
の結果、低圧、低出力で生じ易い不安定流動現象の発生
を阻止でき、また、下部プレナム温度の成層化を防止す
ることができる。
【００２９】
【発明の効果】以上説明したように本発明は、低圧の起
動時にバルブを開放し、熱交換器で加熱した高温水を、
ダウンカマの底部近傍位置から下部プレナムに注入する
ようにしているので、低圧の起動時に安定した自然循環
流量を確保することができる。
動時にバルブを開放し、熱交換器で加熱した高温水を、
ダウンカマの底部近傍位置から下部プレナムに注入する
ようにしているので、低圧の起動時に安定した自然循環
流量を確保することができる。
【００３０】そして、本発明において、下部プレナムで
の飽和温度と下部プレナムの温度との差に応じて熱交換
器の出力を調整する制御器を設けることにより、下部プ
レナム温度に合せて熱交換器出力を調整することができ
る。
の飽和温度と下部プレナムの温度との差に応じて熱交換
器の出力を調整する制御器を設けることにより、下部プ
レナム温度に合せて熱交換器出力を調整することができ
る。
【図１】本発明の一実施例に係る自然循環型沸騰水型原
子炉を示す全体構成図。
子炉を示す全体構成図。
【図２】起動時の熱交換器出力、下部プレナム温度およ
び自然循環流量変化を示すグラフ。
び自然循環流量変化を示すグラフ。
【図３】本発明の効果を示すグラフ。
【図４】従来の自然循環型沸騰水型原子炉を示す構成
図。
図。
【図５】自然循環型原子炉の自然循環特性を示すグラ
フ。
フ。
【図６】高流量の自然循環流量時の温度分布を示す説明
図。
図。
１ 原子炉圧力容器 ２ 炉心 ３ ライザ ４ シュラウド ５ ダウンカマ ６ 炉水 ７ 下部プレナム ２１ バルブ ２２ 熱交換器 ２３ 注水配管 ２４ 圧力計 ２５ 温度計 ２６ 制御器
Claims (2)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器底部のドレン配管に、バ
ルブを介して熱交換器を接続するとともに、熱交換器か
らの出口配管の先端を、ダウンカマの底部近傍位置に開
口し、前記バルブを、低圧の起動時に開放して、高温水
を下部プレナムに注入することを特徴とする自然循環型
沸騰水型原子炉。 - 【請求項２】 下部プレナムでの飽和温度と下部プレナ
ムの温度との差に応じて熱交換器の出力を調整する制御
器を備えていることを特徴とする請求項１記載の自然循
環型沸騰水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5055986A JPH06265665A (ja) | 1993-03-16 | 1993-03-16 | 自然循環型沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5055986A JPH06265665A (ja) | 1993-03-16 | 1993-03-16 | 自然循環型沸騰水型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06265665A true JPH06265665A (ja) | 1994-09-22 |
Family
ID=13014411
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5055986A Pending JPH06265665A (ja) | 1993-03-16 | 1993-03-16 | 自然循環型沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06265665A (ja) |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007225511A (ja) * | 2006-02-24 | 2007-09-06 | Hitachi Ltd | 原子炉監視装置及び出力制御装置 |
| JP2007232395A (ja) * | 2006-02-27 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 自然循環型沸騰水型原子炉の温度検出装置 |
| JP2007232503A (ja) * | 2006-02-28 | 2007-09-13 | Hitachi Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
| WO2009097033A2 (en) * | 2007-11-15 | 2009-08-06 | The State Of Oregon Acting By And Through The State System Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Stable startup system for a nuclear reactor |
| JP2011017720A (ja) * | 2010-09-17 | 2011-01-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
| US9330796B2 (en) | 2007-11-15 | 2016-05-03 | Nuscale Power, Llc | Stable startup system for a nuclear reactor |
| CN115050491A (zh) * | 2022-06-24 | 2022-09-13 | 中国核动力研究设计院 | 一种用于小型模块化堆的全压式辅助升温升压系统及方法 |
-
1993
- 1993-03-16 JP JP5055986A patent/JPH06265665A/ja active Pending
Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007225511A (ja) * | 2006-02-24 | 2007-09-06 | Hitachi Ltd | 原子炉監視装置及び出力制御装置 |
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| WO2009097033A3 (en) * | 2007-11-15 | 2009-11-12 | The State Of Oregon Acting By And Through The State System Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Stable startup system for a nuclear reactor |
| US8891723B2 (en) | 2007-11-15 | 2014-11-18 | State of Oregon Acting by and Through The State Board of Higher Education on Behalf or Oregon State University, The Oregon State University | Stable startup system for a nuclear reactor |
| US9330796B2 (en) | 2007-11-15 | 2016-05-03 | Nuscale Power, Llc | Stable startup system for a nuclear reactor |
| US9431136B2 (en) | 2007-11-15 | 2016-08-30 | Nuscale Power, Llc | Stable startup system for nuclear reactor |
| JP2011017720A (ja) * | 2010-09-17 | 2011-01-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉システム及び原子炉制御方法 |
| CN115050491A (zh) * | 2022-06-24 | 2022-09-13 | 中国核动力研究设计院 | 一种用于小型模块化堆的全压式辅助升温升压系统及方法 |
| CN115050491B (zh) * | 2022-06-24 | 2024-05-07 | 中国核动力研究设计院 | 一种用于小型模块化堆的全压式辅助升温升压系统及方法 |
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