JPH09113669A - Reactor water injection facility - Google Patents
Reactor water injection facilityInfo
- Publication number
- JPH09113669A JPH09113669A JP7268325A JP26832595A JPH09113669A JP H09113669 A JPH09113669 A JP H09113669A JP 7268325 A JP7268325 A JP 7268325A JP 26832595 A JP26832595 A JP 26832595A JP H09113669 A JPH09113669 A JP H09113669A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water injection
- generator
- steam turbine
- reactor
- injection pump
- 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
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 141
- 238000002347 injection Methods 0.000 title claims abstract description 116
- 239000007924 injection Substances 0.000 title claims abstract description 116
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 11
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 11
- 230000008878 coupling Effects 0.000 description 9
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 description 9
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 description 9
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 9
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 5
- 238000000034 method Methods 0.000 description 5
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 4
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 230000001629 suppression Effects 0.000 description 2
- 238000010795 Steam Flooding Methods 0.000 description 1
- 230000003213 activating effect Effects 0.000 description 1
- 230000003628 erosive effect Effects 0.000 description 1
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
-
- 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
- Control Of Non-Positive-Displacement Pumps (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】注水ポンプから原子炉圧力容器への注水流量の
制御が、周囲の機器に影響されることなく自由にでき、
かつこの注水流量の制御にかかわらず発電機の出力周波
数が一定で安定した電源供給が可能な原子炉注水設備を
提供する。
【解決手段】原子炉圧力容器内へ注水を行う注水ポンプ
３と、この注水ポンプを駆動する蒸気タービン１とを備
え、この蒸気タービンが発電機２をも駆動するように形
成されている原子炉注水設備において、前記蒸気タービ
ン１と発電機２とを速度変換器４を介して結合するとと
もに、この速度変換器４を、蒸気タービン１の速度変化
にかかわらず発電機２の回転数が一定となるように制御
するようにした。
(57) [Abstract] [Problem] It is possible to freely control the flow rate of water injection from a water injection pump to a reactor pressure vessel without being affected by surrounding equipment.
Moreover, a reactor water injection facility is provided which is capable of stable power supply with a constant output frequency of the generator regardless of the control of the water injection flow rate. A reactor is provided with a water injection pump (3) for injecting water into a reactor pressure vessel and a steam turbine (1) that drives the water injection pump, and the steam turbine is also configured to drive a generator (2). In the water injection facility, the steam turbine 1 and the generator 2 are connected via a speed converter 4, and the speed converter 4 is configured so that the rotation speed of the generator 2 is constant regardless of the speed change of the steam turbine 1. It was controlled to become.
Description
【発明の詳細な説明】Detailed Description of the Invention
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は原子炉注水設備の改
良に係わり、特に原子炉圧力容器（ＲＰＶ）内の蒸気を
動力源として蒸気タービンを駆動し、この蒸気タービン
により注水ポンプを駆動して原子炉圧力容器内への注水
が行なわれるとともに、このタービンに発電機も結合さ
れ、他機器への電源供給を行うように形成されている原
子炉注水設備に関するものである。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to an improvement of a reactor water injection system, and in particular, a steam turbine is driven by using steam in a reactor pressure vessel (RPV) as a power source, and a water injection pump is driven by the steam turbine. The present invention relates to a reactor water injection facility that is configured to perform water injection into a reactor pressure vessel and also connect a power generator to this turbine to supply power to other equipment.
【０００２】[0002]
【従来の技術】従来一般に採用されているこの種の原子
炉注水設備としては、沸騰水型原子力発電（ＢＷＲ）プ
ラントの原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）がある。この
注水設備は、図３にも示されているように、原子炉格納
容器１３内に設置された原子炉圧力容器１２内で発生し
た蒸気の一部を、配管２３を介して蒸気タービン１８に
導き、前記蒸気タービン１８を駆動して原子炉隔離時冷
却系注水ポンプ１７を起動することにより、復水貯蔵タ
ンク１４内の冷却水を配管１９および配管２０を介して
前記原子炉圧力容器１２内へ注水するように形成されて
いる。2. Description of the Related Art As a reactor water injection system of this type that has been generally adopted conventionally, there is a reactor isolation cooling system (RCIC) of a boiling water nuclear power plant (BWR) plant. As shown in FIG. 3, this water injection facility causes a part of the steam generated in the reactor pressure vessel 12 installed in the reactor containment vessel 13 to the steam turbine 18 via the pipe 23. The cooling water in the condensate storage tank 14 is guided to the inside of the reactor pressure vessel 12 via the pipes 19 and 20 by driving the steam turbine 18 and activating the reactor isolation cooling system water injection pump 17. It is designed to pour water into.
【０００３】前記原子炉隔離時冷却系注水ポンプ１７に
おける流量調整，すなわちポンプの回転数の調整は、一
般にタービンを駆動する蒸気の量を加減することにより
行われている。The adjustment of the flow rate of the cooling water injection pump 17 for reactor isolation cooling, that is, the adjustment of the rotational speed of the pump is generally performed by adjusting the amount of steam for driving the turbine.
【０００４】また、注水と同時に発電も行う注水設備と
しては、例えば特開昭６２−１２６３９２号公報に示さ
れているような設備のものも知られている。これは図４
に示すように、ディーゼルエンジン２４に直結して注水
ポンプ１７および発電機２５を設置して、前記ディーゼ
ルエンジン２４を起動して注水ポンプ１７を駆動するこ
とにより復水タンク１４内の水を前記原子炉圧力容器１
内へ注水すると同時に、前記ディーゼルエンジン２４が
発電機２５も駆動して電源供給も行なうように形成され
ている。Further, as a water injection facility for generating power at the same time as water injection, there is known an equipment as disclosed in, for example, Japanese Patent Laid-Open No. 62-126392. This is Figure 4
As shown in FIG. 3, the water injection pump 17 and the generator 25 are directly connected to the diesel engine 24, and the water in the condensate tank 14 is driven by starting the diesel engine 24 and driving the water injection pump 17. Furnace pressure vessel 1
The diesel engine 24 also drives the generator 25 and supplies electric power at the same time when water is injected into the interior.
【０００５】[0005]
【発明が解決しようとする課題】前記従来技術に示した
沸騰水型原子力発電プラントの原子炉隔離時冷却系系統
設備では、冷却水量調整の関係から注水ポンプの回転数
を制御する必要がある。これは、原子炉圧力容器内の水
位を一定に保つように注水流量を調節する必要があるの
に加えて、炉心圧力が変化して原子炉隔離時冷却系ター
ビンへの蒸気の流量が変化するためである。In the nuclear reactor isolation cooling system system equipment of the boiling water nuclear power plant described in the above-mentioned prior art, it is necessary to control the rotation speed of the water injection pump in consideration of the cooling water amount adjustment. This is because it is necessary to adjust the water injection flow rate so as to keep the water level in the reactor pressure vessel constant, and in addition, the core pressure changes and the flow rate of steam to the reactor isolation cooling turbine changes. This is because.
【０００６】注水ポンプの回転数を制御する方法として
は、注水ポンプの回転数を直接制御する方法と、タービ
ン吸込配管に流量調節弁を設置してタービンへの蒸気量
を調節し、タービンの回転数を制御する方法とが考えら
れる。従来の原子炉隔離時冷却系においては、後者の方
法、つまりタービン入口蒸気量を調整することにより、
タービンの回転数を制御するようにしている。As a method of controlling the rotation speed of the water injection pump, a method of directly controlling the rotation speed of the water injection pump and a method of installing a flow control valve in the turbine suction pipe to adjust the amount of steam to the turbine to rotate the turbine A method of controlling the number is considered. In the conventional reactor isolation cooling system, the latter method, that is, by adjusting the turbine inlet steam amount,
The rotation speed of the turbine is controlled.
【０００７】しかし、このタービン入口蒸気量を調整す
ることによりタービンの回転数を制御するものでは、流
量調節弁の前後で差圧が生じるため、エロージョンを起
こす恐れがあり、また、さらにタービンに直結して発電
機を追加設置しても、注水ポンプの回転数を変化させる
と発電機の周波数も変化してしまうため、安定した電源
供給を行うことが困難となる。However, in the case of controlling the rotational speed of the turbine by adjusting the turbine inlet steam amount, a differential pressure is generated before and after the flow rate control valve, which may cause erosion, and is further directly connected to the turbine. Even if a generator is additionally installed, changing the rotation speed of the water injection pump also changes the frequency of the generator, making it difficult to supply power stably.
【０００８】また、例えば特開昭６２−１２６３９２号
公報に示されているものでは、駆動源としてディーゼル
機関の設置の必要があり、設置場所の制限やコストの面
から不利である。また、注水ポンプと発電機の回転数を
合わせる必要があるため、注水ポンプ流量を調節すれば
発電機周波数が変化し、一方発電機周波数を一定とする
と注水ポンプ流量を調節することが困難となる。Further, for example, in the one disclosed in Japanese Patent Laid-Open No. 62-126392, it is necessary to install a diesel engine as a drive source, which is disadvantageous in terms of restrictions on installation place and cost. Also, since it is necessary to match the rotation speeds of the water injection pump and the generator, adjusting the water injection pump flow rate changes the generator frequency, while making the generator frequency constant makes it difficult to adjust the water injection pump flow rate. .
【０００９】また、注水ポンプあるいは発電機のどちら
かのみを単独で運転することができない。原子炉隔離時
冷却系注水ポンプは原子炉水位を一定に保つことを目的
としているため、原子炉水位が回復すれば運転の必要が
なくなる。一方、発電機はプラントの全交流電源喪失時
に非常用電源としての役割を担うことを目的としてお
り、通常電源の復帰や非常用ディーゼル発電機の起動ま
では運転を続行する必要がある。このように注水ポンプ
と発電機ではその使用目的が異なっており、これらのも
のではこの両者が一致した場合にしか運転することがで
きない嫌いがあった。Moreover, it is not possible to operate either the water injection pump or the generator alone. Since the cooling water injection pump for the reactor isolation cooling system is intended to keep the reactor water level constant, it will not be necessary to operate once the reactor water level is restored. On the other hand, the generator is intended to play a role as an emergency power source when all AC power of the plant is lost, and it is necessary to continue operation until the normal power source is restored or the emergency diesel generator is started. In this way, the water injection pump and the generator have different purposes of use, and there was a dislike that they could only be operated when the two matched.
【００１０】本発明はこれに鑑みなされたもので、その
目的とするところは、注水ポンプから原子炉圧力容器へ
の注水流量の制御が、周囲の機器に影響されることなく
自由にでき、かつこの注水流量の制御に係わらず発電機
の出力周波数が一定で安定した電源供給が可能なこの種
の原子炉注水設備を提供するにある。The present invention has been made in view of the above circumstances, and an object thereof is to control the water injection flow rate from a water injection pump to a reactor pressure vessel freely without being affected by surrounding equipment, and It is an object of the present invention to provide a reactor water injection facility of this type capable of supplying power stably with a constant output frequency of a generator regardless of the control of the water injection flow rate.
【００１１】[0011]
【課題を解決するための手段】すなわち本発明は、原子
炉圧力容器内へ注水を行う注水ポンプと、この注水ポン
プを駆動する蒸気タービンとを備え、この蒸気タービン
が発電機をも駆動するように形成されている原子炉注水
設備において、前記蒸気タービンと発電機とを速度変換
器を介して結合するとともに、この速度変換器を、蒸気
タービンの速度変化にかかわらず発電機の回転数が一定
となるように制御するようになし所期の目的を達成する
ようにしたものである。また、タービンと発電機の間あ
るいはタービンと注水ポンプの間に連軸機を設置するよ
うにしたものである。That is, the present invention comprises a water injection pump for injecting water into a reactor pressure vessel, and a steam turbine for driving the water injection pump. The steam turbine also drives a generator. In the reactor water injection facility formed in, the steam turbine and the generator are coupled via a speed converter, and the speed converter is configured so that the rotation speed of the generator is constant regardless of the speed change of the steam turbine. It is designed to achieve the intended purpose without any control. Further, a connecting shaft machine is installed between the turbine and the generator or between the turbine and the water injection pump.
【００１２】すなわち、このように形成された原子炉注
水設備であると、蒸気タービンと発電機とが速度変換器
を介して結合され、かつ発電機の回転数が一定となるよ
うに制御されるので、タービンの回転数の変化とは関係
なく発電機の回転数を制御することが可能となり、した
がって、注水ポンプから原子炉圧力容器への注水流量の
制御が、周囲の機器に影響されることなく自由にでき、
かつこの注水流量の制御に係わらず発電機の出力周波数
が一定で安定した電源供給が可能となるのである。That is, in the reactor water injection system thus formed, the steam turbine and the generator are connected to each other through the speed converter, and the number of revolutions of the generator is controlled to be constant. Therefore, it becomes possible to control the rotation speed of the generator regardless of the change in the rotation speed of the turbine.Therefore, the control of the water injection flow rate from the water injection pump to the reactor pressure vessel is affected by the surrounding equipment. You can freely
Moreover, regardless of the control of the water injection flow rate, the output frequency of the generator is constant and stable power supply is possible.
【００１３】[0013]
【発明の実施の形態】以下図示した実施例に基づいて本
発明を詳細に説明する。図１にはその原子炉注水設備の
系統が示されている。図中１３が原子炉格納容器であ
り、１２が原子炉圧力容器、１が原子炉圧力容器からの
蒸気で駆動される蒸気タービン、３がこの蒸気タービン
に駆動される注水ポンプ、２が同じく蒸気タービンに駆
動される発電機である。DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS The present invention will be described below in detail with reference to the illustrated embodiments. Figure 1 shows the system of the reactor water injection system. In the figure, 13 is a containment vessel, 12 is a reactor pressure vessel, 1 is a steam turbine driven by steam from the reactor pressure vessel, 3 is a water injection pump driven by this steam turbine, and 2 is also steam. It is a generator driven by a turbine.
【００１４】発電機２は、連軸機，すなわちクラッチ５
と速度変換器，すなわち流体継手４を介して蒸気タービ
ン１に設置されており、注水ポンプ３はクラッチ６を介
して前記蒸気タービン１に連結して設置されている。こ
の構成で、タービン吸込配管７より導かれた蒸気流は蒸
気タービン１を駆動し、その駆動力により発電機２およ
び注水ポンプ３が駆動される。The generator 2 is a shaft machine, that is, a clutch 5.
Is installed in the steam turbine 1 via a speed converter, that is, a fluid coupling 4, and the water injection pump 3 is installed in connection with the steam turbine 1 via a clutch 6. With this configuration, the steam flow guided from the turbine suction pipe 7 drives the steam turbine 1, and the driving force thereof drives the generator 2 and the water injection pump 3.
【００１５】発電機２と蒸気タービン１の間に設置され
た流体継手４は、蒸気タービン１の回転数を変換して発
電機２へと伝達しており、この流体継手４を調整するこ
とにより、前記発電機４の回転数が制御される。流体継
手４と発電機２の間、および蒸気タービン１と前記注水
ポンプ３との間にはそれぞれクラッチ５およびクラッチ
６が設置されており、通常時は両方とも接続されてい
る。A fluid coupling 4 installed between the generator 2 and the steam turbine 1 converts the rotational speed of the steam turbine 1 and transmits it to the generator 2. By adjusting the fluid coupling 4, The rotation speed of the generator 4 is controlled. A clutch 5 and a clutch 6 are installed between the fluid coupling 4 and the generator 2 and between the steam turbine 1 and the water injection pump 3, respectively, and both are normally connected.
【００１６】注水ポンプ３のみを運転したい場合にはク
ラッチ５を切り離し、発電機２のみを運転したい場合に
はクラッチ６を切り離す。あるいは、通常時はクラッチ
６のみを接続状態にしておき、発電機能を必要とする時
のみクラッチ５を接続するようにしてもよい。あるい
は、通常時はクラッチ５とクラッチ６ともに切り離して
おき、発電機能が必要な場合にはクラッチ５を接続し、
原子炉注水機能が必要な場合にはクラッチ６を接続する
ことにしてもよい。The clutch 5 is disengaged when only the water injection pump 3 is to be operated, and the clutch 6 is disengaged when only the generator 2 is to be operated. Alternatively, only the clutch 6 may be normally engaged and the clutch 5 may be engaged only when the power generation function is required. Alternatively, both the clutch 5 and the clutch 6 are normally disengaged, and the clutch 5 is connected when a power generation function is required,
The clutch 6 may be connected when the reactor water injection function is required.
【００１７】図２はタービンと注水ポンプの間に速度変
換器を設置した原子炉注水設備である。発電機２はクラ
ッチ５を介して蒸気タービン１に設置されており、注水
ポンプ３は流体継手４とクラッチ６を介して前記蒸気タ
ービン１に連結して設置されている。タービン吸込配管
７には流量調節弁１１が設置されており、原子炉圧力容
器内からの蒸気の流量を一定に調節している。FIG. 2 shows a reactor water injection system in which a speed converter is installed between a turbine and a water injection pump. The generator 2 is installed in the steam turbine 1 via a clutch 5, and the water injection pump 3 is installed in connection with the steam turbine 1 via a fluid coupling 4 and a clutch 6. A flow rate control valve 11 is installed in the turbine suction pipe 7 to regulate the flow rate of steam from the reactor pressure vessel to a constant value.
【００１８】この一定流量の蒸気流が蒸気タービン１を
駆動し、その駆動力により発電機２および注水ポンプ３
が駆動される。注水ポンプ３と蒸気タービン１の間に設
置された流体継手４は蒸気タービン１の回転数を変換し
て注水ポンプ３へと伝達しており、この流体継手４を調
整することにより、注水ポンプ３の回転数を制御し、注
水流量を制御することが可能となる。This constant flow of steam drives the steam turbine 1, and the driving force thereof drives the generator 2 and the water injection pump 3.
Is driven. A fluid coupling 4 installed between the water injection pump 3 and the steam turbine 1 converts the rotation speed of the steam turbine 1 and transmits it to the water injection pump 3. By adjusting this fluid coupling 4, the water injection pump 3 It is possible to control the number of revolutions of the water and the flow rate of water injection.
【００１９】前記蒸気タービン１と発電機２の間、およ
び流体継手４と注水ポンプ３との間にはそれぞれクラッ
チ５およびクラッチ６が設置されており、通常時は両方
とも接続されている。注水ポンプ３のみを運転したい場
合にはクラッチ５を切り離し、発電機２のみを運転した
い場合にはクラッチ６を切り離す。あるいは、通常時は
クラッチ６のみを接続状態にしておき、発電機能を必要
とする時のみクラッチ５を接続することにしてもよい
し、通常時はクラッチ５とクラッチ６ともに切り離して
おき、発電機能が必要な場合には前記クラッチ５、原子
炉注水機能が必要な場合にはクラッチ６を接続すること
にしてもよい。A clutch 5 and a clutch 6 are installed between the steam turbine 1 and the generator 2, and between the fluid coupling 4 and the water injection pump 3, respectively, and both are normally connected. The clutch 5 is disengaged when only the water injection pump 3 is to be operated, and the clutch 6 is disengaged when only the generator 2 is to be operated. Alternatively, only the clutch 6 may be connected in the normal state and the clutch 5 may be connected only when the power generation function is required. In the normal state, both the clutch 5 and the clutch 6 may be disengaged. It is also possible to connect the clutch 5 when the above is required and the clutch 6 when the reactor water injection function is required.
【００２０】次に、本発明の運転モード例を従来の原子
炉隔離時冷却系を参考にしながら図１を用いて説明す
る。本発明の原子炉注水設備の運転モードは自動起動モ
ードと系統試験モードがある。まず自動起動モードにつ
いて説明する。原子炉がタービン系から隔離され、逃が
し安全弁が作動する等により原子炉水位が低下し水位低
となった時、および何らかの理由で所内電源が喪失され
た時、原子炉注水設備が自動起動する。Next, an example of the operation mode of the present invention will be described with reference to FIG. 1 while referring to the conventional cooling system for nuclear reactor isolation. The operation mode of the reactor water injection system of the present invention includes an automatic start mode and a system test mode. First, the automatic start mode will be described. When the reactor water level is lowered due to the reactor being separated from the turbine system, the relief safety valve is activated, etc. and the water level becomes low, and when the on-site power supply is lost for some reason, the reactor water injection facility is automatically started.
【００２１】この時クラッチ５およびクラッチ６は連結
された状態になっており、発電機２と注水ポンプ３の両
方が起動する。発電機２はバッテリーの充電を行い、注
水ポンプ３は冷却水の原子炉圧力容器１２内への注水を
行う。所内電源が復帰すると、クラッチ５が切り離され
て前記発電機２が自動停止する。また、注水ポンプ３に
よる注水により原子炉水位が上昇し、水位高となるとク
ラッチ６が切り離されて注水ポンプは自動停止する。At this time, the clutch 5 and the clutch 6 are in the engaged state, and both the generator 2 and the water injection pump 3 are activated. The generator 2 charges the battery, and the water injection pump 3 injects cooling water into the reactor pressure vessel 12. When the on-site power is restored, the clutch 5 is disengaged and the generator 2 is automatically stopped. Further, the water level of the reactor rises due to the water injection by the water injection pump 3, and when the water level becomes high, the clutch 6 is disengaged and the water injection pump automatically stops.
【００２２】その後再び水位が低下して水位低となると
クラッチ６が再び連結されて、注水ポンプ３が自動再起
動する。クラッチ５とクラッチ６の両方が切り離される
と、蒸気タービン１が自動停止し、その後再び前記クラ
ッチ５とクラッチ６が連結される。水源は、従来の原子
炉隔離時冷却系設備と同じく第１水源を復水貯蔵タンク
１４水とし、前記復水貯蔵タンク１４水がなくなった時
点でサプレッションプール１５水へ手動にて切り替え
る。After that, when the water level is lowered again and the water level is lowered again, the clutch 6 is re-engaged and the water injection pump 3 is automatically restarted. When both the clutch 5 and the clutch 6 are disengaged, the steam turbine 1 is automatically stopped, and then the clutch 5 and the clutch 6 are connected again. As the water source, the first water source is the condensate storage tank 14 water as in the conventional reactor isolation cooling system equipment, and when the condensate storage tank 14 water is exhausted, the suppression pool 15 water is manually switched.
【００２３】次に系統試験モードについて説明する。プ
ラント通常運転時に前記原子炉圧力容器１２内の蒸気を
用いて本原子炉注水設備を手動起動し、前記復水貯蔵タ
ンク１４水を試験配管１６を経て前記復水貯蔵タンク１
４に戻す閉ループにて系統試験を行う。また、据付試験
時等の原子炉蒸気が使用不能の場合には所内蒸気を用い
て系統試験を行う。Next, the system test mode will be described. During normal plant operation, the steam in the reactor pressure vessel 12 is used to manually start the reactor water injection system, and the condensate storage tank 14 is supplied to the condensate storage tank 1 through the test pipe 16.
Perform a system test in a closed loop returning to 4. If the reactor steam cannot be used during the installation test, etc., a system test will be performed using the steam in the plant.
【００２４】以上説明してきたように本発明では、従来
のＢＷＲプラントの原子炉隔離時冷却系設備に見られる
ような原子炉注水設備に発電機が追加設置されたもので
あっても、外部電源喪失時にディーゼル発電機等とは別
の安定した一定周波数の電源を確保することが可能とな
り、プラントの設計外事象に対する安全性の向上を図る
ことが可能となる。As described above, according to the present invention, even if the generator is additionally installed in the reactor water injection facility as seen in the conventional reactor isolation cooling system facility of the BWR plant, the external power source is used. At the time of loss, it is possible to secure a stable power source with a constant frequency different from the diesel generator, etc., and it is possible to improve the safety against non-design events of the plant.
【００２５】また蒸気タービンと発電機の間、あるいは
蒸気タービンと注水ポンプの間に速度変換器を設置した
ことにより、タービンの回転数とは独立して発電機ある
いは注水ポンプの回転数を制御することが可能となり、
発電機からの周波数一定の安定した電源供給および注水
ポンプから原子炉圧力容器への注水流量の制御が可能と
なる。By installing a speed converter between the steam turbine and the generator or between the steam turbine and the water injection pump, the rotation speed of the generator or the water injection pump is controlled independently of the rotation speed of the turbine. Is possible,
It enables stable power supply with constant frequency from the generator and control of water injection flow from the water injection pump to the reactor pressure vessel.
【００２６】そして、タービンと発電機および注水ポン
プの間に連軸機を設置したことにより、発電機あるいは
注水ポンプの単独運転が可能となり、プラント状態に応
じた運転モードの柔軟な選択が可能となる。さらに、原
子炉注水設備が安定した発電機能を持ったことにより、
従来から緊急時の電源供給用に設置されていた蓄電池の
容量を低減することが可能となり、直流電源設備室のサ
イズおよびその関連機器の低減が可能となる。By installing a connecting shaft machine between the turbine, the generator and the water injection pump, the generator or the water injection pump can be operated independently, and the operation mode can be flexibly selected according to the plant condition. Become. Furthermore, because the reactor water injection facility had a stable power generation function,
It is possible to reduce the capacity of a storage battery that has been conventionally installed for power supply in an emergency, and it is possible to reduce the size of a DC power supply equipment room and its related devices.
【００２７】[0027]
【発明の効果】以上説明してきたように本発明によれ
ば、注水ポンプから原子炉圧力容器への注水流量の制御
が、周囲の機器に影響されることなく自由にでき、かつ
この注水流量の制御に係わらず発電機の出力周波数が一
定で安定した電源供給が可能なこの種の原子炉注水設備
を得ることができる。As described above, according to the present invention, the flow rate of water injected from the water injection pump to the reactor pressure vessel can be freely controlled without being affected by surrounding equipment, and the flow rate of this water injection can be controlled. It is possible to obtain a reactor water injection system of this kind in which the output frequency of the generator is constant and stable power supply is possible regardless of control.
【図１】本発明の原子炉注水設備の一実施例を示す系統
図である。FIG. 1 is a system diagram showing an embodiment of a reactor water injection system of the present invention.
【図２】本発明の原子炉注水設備の他の実施例を示す系
統図である。FIG. 2 is a system diagram showing another embodiment of the reactor water injection system of the present invention.
【図３】従来の原子炉注水設備の一例を示す系統図であ
る。FIG. 3 is a system diagram showing an example of a conventional reactor water injection facility.
【図４】従来の原子炉注水設備の一例を示す系統図であ
る。FIG. 4 is a system diagram showing an example of a conventional reactor water injection facility.
１…蒸気タービン、２…発電機、３…注水ポンプ、４…
流体継手、５…クラッチ、６…クラッチ、７…タービン
吸気配管、８…タービン排気配管、９…注水ポンプ吸込
配管、１０…注水ポンプ吐出配管、１１…流量調整弁、
１２…原子炉圧力容器、１３…原子炉格納容器、１４…
復水貯蔵タンク、１５…サプレッションプール、１６…
試験配管、１７…原子炉隔離時冷却系注水ポンプ、１８
…蒸気タービン、１９…配管、２０…配管、２１…配
管、２３…配管、２４…ディーゼルエンジン、２５…発
電機。1 ... Steam turbine, 2 ... Generator, 3 ... Water injection pump, 4 ...
Fluid coupling, 5 ... Clutch, 6 ... Clutch, 7 ... Turbine intake pipe, 8 ... Turbine exhaust pipe, 9 ... Water injection pump suction pipe, 10 ... Water injection pump discharge pipe, 11 ... Flow control valve,
12 ... Reactor pressure vessel, 13 ... Reactor containment vessel, 14 ...
Condensate storage tank, 15 ... Suppression pool, 16 ...
Test piping, 17 ... Reactor isolation cooling system water injection pump, 18
... Steam turbine, 19 ... Piping, 20 ... Piping, 21 ... Piping, 23 ... Piping, 24 ... Diesel engine, 25 ... Generator.
Claims (7)
プと、この注水ポンプを駆動する蒸気タービンとを備
え、この蒸気タービンが発電機をも駆動するように形成
されている原子炉注水設備において、 前記蒸気タービンと発電機とを速度変換器を介して結合
するとともに、この速度変換器を、蒸気タービンの速度
変化にかかわらず発電機の回転数が一定となるように制
御するようにしたことを特徴とする原子炉注水設備。1. A reactor water injection facility comprising a water injection pump for injecting water into a reactor pressure vessel and a steam turbine for driving the water injection pump, the steam turbine being formed so as to also drive a generator. In the above, while connecting the steam turbine and the generator via a speed converter, the speed converter is controlled so that the rotation speed of the generator is constant regardless of the speed change of the steam turbine. Reactor water injection facility characterized by
プと、この注水ポンプを駆動する蒸気タービンとを備
え、この蒸気タービンが発電機をも駆動するように形成
されている原子炉注水設備において、 前記蒸気タービンと発電機との間に速度変換器を設ける
とともに、この速度変換器を調整することにより発電機
の出力周波数を制御するようにしたことを特徴とする原
子炉注水設備。2. A reactor water injection facility including a water injection pump for injecting water into a reactor pressure vessel and a steam turbine for driving the water injection pump, the steam turbine being formed so as to also drive a generator. 2. A reactor water injection facility, wherein a speed converter is provided between the steam turbine and the generator, and the output frequency of the generator is controlled by adjusting the speed converter.
および蒸気タービンと前記注水ポンプとの間に、それぞ
れ連軸機を設置し、注水ポンプおよび発電機がそれぞれ
単独で運転できるように形成されている請求項１あるい
は２記載の原子炉注水設備。3. A connecting shaft machine is installed between the steam turbine and the speed converter and between the steam turbine and the water injection pump, and the water injection pump and the generator are formed so that they can operate independently. The reactor water injection system according to claim 1 or 2.
プと、この注水ポンプを駆動する蒸気タービンとを備
え、この蒸気タービンが発電機をも駆動するように形成
されている原子炉注水設備において、 前記蒸気タービンと前記注水ポンプとを速度変換器を介
して結合し、この速度変換器を調整することにより前記
注水ポンプの流量を制御するようにしたことを特徴とす
る原子炉注水設備。4. A reactor water injection facility comprising a water injection pump for injecting water into a reactor pressure vessel and a steam turbine for driving the water injection pump, the steam turbine being configured to also drive a generator. 2. The reactor water injection facility, wherein the steam turbine and the water injection pump are connected via a speed converter, and the flow rate of the water injection pump is controlled by adjusting the speed converter.
プと、この注水ポンプを駆動する蒸気タービンとを備
え、この蒸気タービンが発電機をも駆動するように形成
されている原子炉注水設備において、 前記蒸気タービンの回転数を、前記発電機の所定の出力
周波数に見合う一定の回転数で回転させるとともに、前
記蒸気タービンと前記注水ポンプとを速度変換器を介し
て結合し、この速度変換器を調整することにより前記注
水ポンプの流量を制御するようにしたことを特徴とする
原子炉注水設備。5. A reactor water injection facility comprising a water injection pump for injecting water into the reactor pressure vessel and a steam turbine for driving the water injection pump, the steam turbine being formed so as to also drive a generator. In, while rotating the rotation speed of the steam turbine at a constant rotation speed corresponding to a predetermined output frequency of the generator, the steam turbine and the water injection pump are coupled via a speed converter, and the speed conversion is performed. A reactor water injection facility characterized in that the flow rate of the water injection pump is controlled by adjusting a reactor.
機を設置し、前記注水ポンプが単独で運転できるように
形成されている請求項４あるいは５記載の原子炉注水設
備。6. The reactor water injection facility according to claim 4 or 5, wherein a connecting shaft machine is installed between the steam turbine and the generator, and the water injection pump can be operated independently.
び前記蒸気タービンと発電機との間に、それぞれ連軸機
を設置し、注水ポンプおよび発電機がそれぞれ単独で運
転できるように形成されている請求項４あるいは５記載
の原子炉注水設備。7. A connecting shaft machine is installed between the steam turbine and the speed converter, and between the steam turbine and the generator, and the water injection pump and the generator are formed so as to be able to operate independently. The reactor water injection facility according to claim 4 or 5.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7268325A JPH09113669A (en) | 1995-10-17 | 1995-10-17 | Reactor water injection facility |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7268325A JPH09113669A (en) | 1995-10-17 | 1995-10-17 | Reactor water injection facility |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09113669A true JPH09113669A (en) | 1997-05-02 |
Family
ID=17456981
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7268325A Pending JPH09113669A (en) | 1995-10-17 | 1995-10-17 | Reactor water injection facility |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH09113669A (en) |
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1999028915A1 (en) * | 1997-11-27 | 1999-06-10 | Siemens Aktiengesellschaft | Device for supplying a neutron-absorbing fluid into the primary circuit of a pressurised water nuclear reactor and process for increasing neutron absorption in such a reactor |
| AT6970U3 (en) * | 2004-03-05 | 2005-03-25 | Va Tech Hydro Gmbh & Co | MACHINE SET OF A MEMORY POWER PLANT |
| JP2011196801A (en) * | 2010-03-18 | 2011-10-06 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | System for emergency |
| EP2549484A1 (en) | 2011-07-20 | 2013-01-23 | Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. | Nuclear power plant |
| JP2013104729A (en) * | 2011-11-11 | 2013-05-30 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Nuclear reactor core cooling system and nuclear power plant facility equipped with the same |
| JP2013217814A (en) * | 2012-04-10 | 2013-10-24 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Nuclear power plant |
| JP2014006167A (en) * | 2012-06-26 | 2014-01-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Nuclear reactor core cooling system and nuclear power plant |
| JP2014010114A (en) * | 2012-07-02 | 2014-01-20 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Auxiliary cooling device and auxiliary cooling method |
| JP2015503088A (en) * | 2011-10-28 | 2015-01-29 | インダストリー−アカデミック・コーオペレーション・ファウンデーション，ヨンナム・ユニバーシティＩｎｄｕｓｔｒｙ−Ａｃａｄｅｍｉｃ Ｃｏｏｐｅｒａｔｉｏｎ Ｆｏｕｎｄａｔｉｏｎ，Ｙｅｕｎｇｎａｍ Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ | Reactor cooling management system |
| JP2017044645A (en) * | 2015-08-28 | 2017-03-02 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Cooling device at time of reactor isolation |
-
1995
- 1995-10-17 JP JP7268325A patent/JPH09113669A/en active Pending
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1999028915A1 (en) * | 1997-11-27 | 1999-06-10 | Siemens Aktiengesellschaft | Device for supplying a neutron-absorbing fluid into the primary circuit of a pressurised water nuclear reactor and process for increasing neutron absorption in such a reactor |
| AT6970U3 (en) * | 2004-03-05 | 2005-03-25 | Va Tech Hydro Gmbh & Co | MACHINE SET OF A MEMORY POWER PLANT |
| JP2011196801A (en) * | 2010-03-18 | 2011-10-06 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | System for emergency |
| EP2549484A1 (en) | 2011-07-20 | 2013-01-23 | Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd. | Nuclear power plant |
| JP2015503088A (en) * | 2011-10-28 | 2015-01-29 | インダストリー−アカデミック・コーオペレーション・ファウンデーション，ヨンナム・ユニバーシティＩｎｄｕｓｔｒｙ−Ａｃａｄｅｍｉｃ Ｃｏｏｐｅｒａｔｉｏｎ Ｆｏｕｎｄａｔｉｏｎ，Ｙｅｕｎｇｎａｍ Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ | Reactor cooling management system |
| JP2013104729A (en) * | 2011-11-11 | 2013-05-30 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Nuclear reactor core cooling system and nuclear power plant facility equipped with the same |
| JP2013217814A (en) * | 2012-04-10 | 2013-10-24 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Nuclear power plant |
| JP2014006167A (en) * | 2012-06-26 | 2014-01-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Nuclear reactor core cooling system and nuclear power plant |
| JP2014010114A (en) * | 2012-07-02 | 2014-01-20 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Auxiliary cooling device and auxiliary cooling method |
| JP2017044645A (en) * | 2015-08-28 | 2017-03-02 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Cooling device at time of reactor isolation |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4818475A (en) | Turbine-generator shaft-coupled auxiliary generators supplying short-duration electrical loads for an emergency coolant injection system | |
| JPH09113669A (en) | Reactor water injection facility | |
| CA2262233C (en) | Gas turbine starting control system | |
| MXPA04000487A (en) | Turbine controls testing device. | |
| AU2002305592A1 (en) | Turbine controls testing device | |
| WO2002044555A1 (en) | Flywheel based ups apparatus and method for using same | |
| JPS6042357B2 (en) | How to operate a water turbine or pump turbine | |
| WO2003046929A2 (en) | System for and method of controlling a nuclear power plant | |
| JP4155495B2 (en) | Cooling equipment for reactor isolation | |
| JP4045431B2 (en) | Reactor water injection equipment | |
| JPH05264774A (en) | Emergency reactor cooling equipment | |
| JPS6299602A (en) | Steam turbine control device | |
| CN114893385B (en) | Method for starting and debugging condensing type steam-driven air compressor for solid waste furnace | |
| JP2001349975A (en) | Reactor water injection system by steam turbine driven pump | |
| JPS59143992A (en) | Reactor isolation cooling system | |
| JPH049798A (en) | Cooling system at nuclear reactor isolation | |
| JPS6036987A (en) | Bypass device for main steam of nuclear reactor | |
| JPH03229196A (en) | Nuclear power plant | |
| JPH08285202A (en) | Fluidized bed boiler generating plant | |
| JPH09281283A (en) | Pump driving device for atomic powder plant | |
| JPH01244204A (en) | Low speed operating device for stand-by water supplying pump turbine | |
| JPH0499995A (en) | Recirculation pump driving device for fast reactor coolant | |
| JPH0341644B2 (en) | ||
| JPH0220833B2 (en) | ||
| JPS61256186A (en) | Condensed water pump remote starting device |