JPS6046242B2 - 原子炉 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、原子炉に関するものである。

〔発明の背景〕

従来の沸騰水形原子炉では、タービン復水器より原子
炉圧力容器へ至る冷却水をタービンより拙筆された蒸気
を給水加熱器に導くことによつて加 熱している。

このような給水加熱法では原子炉の起動時や停止時に原
子炉圧力容器内で発生した蒸気がタービンをバイパスし
直接にタービン復水器へ至るような場合、タービンより
拙筆した蒸気による冷却水の加熱がおこなわれず、ター
ビン復水器によつて凝縮された温度の低い冷却水が、温
度の低いまま給水ポンプによつて原子炉圧力容器へ注入
される。 したがつて原子炉の起動時には、給水ポンプ
によつて原子炉圧力容器内への冷却水の供給がおこなわ
れる以前に原子炉圧力容器内の冷却水温度とほぼ同温度
の高温にある原子炉圧力容器内の給水配管（例えばノズ
ル）が、給水ポンプが起動され、タービン復水器内の温
度の低い冷却水が注入されるとただちに低温に冷却され
る。

又原子炉停止時には、タービンから拙筆された蒸気によ
つて加熱された高温の冷却水が流れていた給水配管は、
タービンヘの蒸気供給が停止した場合では、タービンよ
り拙筆された蒸気による冷却水の加熱がおこなわれない
ので、タービン復水器から導かれる温度の低い冷却水が
流れるためただちに低温となる。 このように従来の沸
騰水形原子炉では、原子炉一の起動時および停止時等に
、原子炉圧力容器内の給水配管の温度変化が大きくなる
可能性もある。

〔発明の目的〕本発明の、原子炉の起動時及び停止時に
おいてタービンから給水加熱器への抽気蒸気の供給状態
を精度良く検出でき、原子炉容器内の給水管への熱衝撃
を著しく抑制できる原子炉を提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明の特徴は、タービンを介することなく原子炉容器
内の蒸気を給水加熱器に導く第２抽気管を設け、第２抽
気管に開閉弁を設け、タービンと給水加熱器を連絡する
第１抽気管の圧力を検出してこの圧力に基づいて開閉弁
の開閉操作を行う第１制御手段を設け、開閉弁の下流側
で第２抽気管に圧力制御弁を設け、第２抽気管の圧力を
検出してこの圧力に基づいて圧力制御弁を操作し第２抽
気管を流れる蒸気圧力を所定圧力に制御する第２制御手
段を設けたことにある。

〔発明の実施例〕

以下、図面に基づいて本発明の実施例について説明する
が、これに先立つてまず第１図及び第２図に基づいて従
来の沸騰水形原子炉における動作特性について説明する
。

第１図において、１は沸騰水形原子炉の原子炉圧力容器
、２は原子炉圧力容器１内にて発生した蒸気が通る主蒸
気配管、３はタービン４への蒸気量を調節する蒸気加減
弁、５はタービン４をバイパスしタービン復水器８へ至
る蒸気量を調節するバイパス弁、６はタービン４をバイ
パスされる蒸気が流れるバイパス配管である。

タービン４より抽気された蒸気は、抽気配管７を通つて
給水加熱器１０の高温側に供給されてさらにタービン復
水器８へ回収される。

タービン復水器８はタービン復水器冷却系統９によりタ
ービン４から排出される蒸気を凝縮し冷却する。蒸気の
凝縮によつて得られた温度の低い冷却水は給水配管１２
を通り、給水加熱器１０にて抽気配管７より供給される
蒸気で加熱される。その後、冷却水は、給水ポンプ１１
によつて昇圧され、原子炉内給水配管１３および給水散
水管１４を経由して原子炉圧力容器１内に導かれる。こ
のような沸騰水形原子炉における原子炉起動時の各部の
状態変化を第２図に示す。

第２図に於て横軸は経過時間及び時刻、縦軸は各部の状
態変化を示す。

第２図において特性Ａ，ＢおよびＣは、それぞれ原子炉
起動時の原子炉圧力容器１内の蒸気圧力、タービン出力
およびタービン回転速度を示している。

ここで、タービン出力とは、タービン４に連結されてい
る発電機（図示せず）の電気出力である。又、特性Ｄ，
Ｅ及びＦは、それぞれ給水流量、タービン４からの蒸気
抽気量、および原子炉内給水配管１３の温度を示してい
る。原子炉起動時にはまず蒸気加減弁３およびバイパス
弁５を閉じたまま原子炉出力を上昇させる。

このとき原子炉圧力容器１内の蒸気圧力は、第２図の特
性Ａのように１００％まで上昇する。又、原子炉内給水
配管１３の温度は、原子炉圧力容器１内の蒸気圧力の飽
和温度とみなされ、蒸気圧力の上昇とともに特性Ｆのよ
うに上昇する。次に、原子炉圧力容器１内の蒸気圧力が
１００％になつた後に蒸気加減弁３を開いて、タービン
回転速度を特性Ｃのように１００％まで上昇させる。タ
ービン復水器８にはタービン４を通過した蒸気が流れこ
みタービン復水器冷却系統９によりこの蒸気は冷却され
て凝縮される。蒸気加減弁３を開くとともに給水ポンプ
１１を起動して原子炉圧力容器１内に冷却水を供給する
ので、給水流量は特性Ｄのよう−に上昇する。このとき
、特性Ｅに示されるようにタービン出力が上昇するまで
の間はタービン４からの蒸気抽気量は無く、タービン復
水器８にて凝縮された冷却水が給水加熱器１０によつて
加熱されることなく原子炉圧力容器１内へ注入される。
ノしたがつて、原子炉内給水配管１３の温度は冷却水の
温度まで直ちに低下する。発電機と電力系統をつなぐ遮
断器を投入するとともに蒸気加減弁３の開度を大きくし
て特性Ｂのようにタービン出力（電気出力）を上昇させ
る７と、タービン４を通過する蒸気は増し、タービン４
からの蒸気抽気量は特性Ｅのように増加し始め、給水加
熱器１０の高温側に抽気された蒸気が流れるようになり
、原子炉圧力容器１内に導かれる冷却水温度は上昇する
。

この結果、原子炉内給水配管温度は、タービン出力の上
昇に伴つて特性Ｆのように上昇する。タービン出力の上
昇に伴つてタービン４に供給すべき蒸気流量を増大させ
る必要があるので、特性Ｄに示すように途中より給水流
量を増加させる。前述の如く原子炉起動時には特性Ｆに
示されるように原子炉内給水配管１３の温度変化は大巾
となる。

このため、原子炉内給水配管１３に大きな熱衝撃が加わ
る。原子炉停止時の状態変化は上述の状態変化の逆にな
り、原子炉内給水配管１３の温度変化は同様に大巾とな
る。

従来の貫流式ボイラでは、ボイラ内の冷却水管の焼損を
防止するため、ボイラ起動時に所要の蒸気条件が得られ
るまで冷却水を最少流量流す必要がある。この時のボイ
ラ熱効率を高めるため、貫流式ボイラより発生した蒸気
量の全部をタービン復水器へ導いて冷却せず、一部を給
水加熱器へ導いて、ボイラへの給水を加熱するという方
法がとられている。沸騰水形原子炉の場合、上記の貫流
式ボイラのごとく最少流量を流すような起動法が行なわ
れていなく、又本発明は原子炉内配管の温度変化の緩和
が目的であるので貫流式ボイラの場合と異なる。

つまり、本発明は、タービンよりの蒸気抽気量が少ない
場合に、冷却水の加熱をおこなうことを考慮したもので
ある。第３図は、本発明の実施例を示す。

同図に於て第１図と同じ符号は同じ部分を示すので、こ
れらの部分についての説明は省復する。抽気配管７には
高圧力スイッチ１５、低圧力スイッチ１６および逆止弁
１７が設置される。

主蒸気配管２と抽気配管７を連絡する蒸気配管２１には
、遠隔作動弁２２、圧力制御弁２０、逆止弁１９および
圧力調節器１８が設置される。次に、第４図に基づいて
、本実施例の作動状態を説明する。

第４図において、特性Ａ−Ｆは第２図に示すものと同一
であつて、特性Ｇは第３図に示されるＧ点における蒸気
配管２１内の蒸気圧力を示す。

特．性Ｈは第３図に示されるＨ点における抽気配管７内
の蒸気圧力を示す。さらに、特性１は蒸気配管２１内の
蒸気流量を示している。原子炉起動時には、ます原子炉
の昇温昇圧運転が開始される（時間Ｔ。）。すなわち、
蒸気加減弁３およびバイパス弁５を閉じたまま原子炉出
力を上昇させる。このとき原子炉圧力容器１内の蒸気圧
力は、第４図の特性Ａのように１００％まで上昇する。
又、原子炉内給水配管温度は、原子炉圧力容器内蒸気圧
力の飽和温度とみなされ、特性Ｆのように土昇する。遠
隔作動弁２２は低圧力スイッチ１６からの信号により全
関している。すなわち、低圧力スイッチ１６は、抽気配
管７のＨ点における内蒸気圧力が一定値（設定圧力）以
下になると遠隔作動弁２２を全関する信号を発する。原
子炉起動時においては、当然のことながらＨ点の圧力が
低圧力スイッチ１６の設定圧力以下であるので、遠隔作
動弁２２は開いている。このため、フ原子炉圧力容器１
で発生した蒸気は、蒸気配管２１を通して給水加熱器１
０に供給される。この蒸気は、逆止弁１７があるので抽
気配管７をさかのぼつてタービン４には流入しない。原
子炉圧力容器１内の冷却水の水位が蒸気の流出によつて
低下ｊするのを防止して所定水位に維持するために、給
水ポンプ１１が時間Ｔ。に駆動されて復水器８より冷却
水が給水配管１２を通つて原子炉圧力容器１に供給され
る。給水配管１２を流れる冷却水は、給水加熱器１０に
おいて蒸気配管２１より供給さ”れる蒸気により加熱さ
れる。蒸気は、給水加熱器１０にて凝縮されてドレン水
となつて復水器８に導かれる。時間Ｔ。から時陣，の間
においては、原子炉圧力容器１から吐出された蒸気は、
蒸気配管２１、給水加熱器１０（蒸気は給水加熱器１０
にて凝縮されて水となるので、給水加熱器１０以降は水
の状態て）、復水器８、給水配管１２及び原子炉圧力容
器１を連絡する閉ループ内を流動する。Ｇ点の圧力は、
第４図の特性Ｇに示す如く時間ちから時間ｔ１までの間
に蒸気圧力（第４図の特性Ａ）の上昇とともに上昇する
。

しかし、Ｇ点の圧力は、時間ち以降において一定の圧力
に保持される。この操作は、圧力調節器１８及び圧力制
御弁２０によつて行われ、圧力制御器１８はＧ点の圧力
が一定になるように圧力制御弁２０の開度を調節する。
すなわち、圧力調節器１８は、逆止弁１９と圧力制御弁
２０との間における蒸気配管２１の蒸気圧力が設定圧力
（時間ｔ１でのＧ点の圧力値）より小さい場合には、圧
力制御弁２０の開度を増加させ、Ｇ点ゐ圧力が上記設定
圧力以上になる楊合には圧力制御弁２０の開度を減少さ
せてＧ点の圧力を設定圧力に調節する。圧力調節器１８
に設定された蒸気の設定圧力は、時腓，以降においてタ
ービン４から抽気される蒸気の圧力に等しい。圧力調節
器１８及び圧力制御弁２０は、、蒸気配管２１を通して
給水加熱器１０に所定圧力以下の蒸気を供給し、給水加
熱器１０の破損を防止する機能を有している。給水加熱
器１０の耐圧は、タービン４から抽気配管７した蒸気管
の圧力に耐えるように設計されている。タービンから抽
気された蒸気はタービン４でいくらかの仕事をした後で
抽気されているので、その抽気蒸気の圧力は主蒸気配管
２内の蒸気圧力よりもかなり低くなつている。タービン
４から蒸気が抽気される時間ちよりも前であつても、時
間ｔ１以前における原子炉圧力容器１内の蒸気圧力は、
時ｉ！１１Ｔ．５以後においてタービン４から抽気配管
７に吐出される抽気蒸気の圧力よりも低くなつているの
で、時間ｔ１以前においては、原子炉圧力容器１内の蒸
気圧力がほとんどそのまま給水加熱器１０に加えられる
。しかし、時間ｔ１以降においては、原子炉圧力容器１
、すなわち主蒸気配管２内の蒸気の圧力が、時間ら以後
におけるタービン４からの抽気された蒸気の圧力よりも
高くなる。このように高い圧力の蒸気が圧力制御弁２０
にて減圧されずにそのまま蒸気配管２１を介して給水加
熱器１０に加えられると、給水加熱器１０が破損する。
本実施例では、時間ζから原子炉圧力容器１内の蒸気圧
力が１００％になる時間までの間においては圧力制御弁
２０の開度が徐々に減少され、しかも原子炉圧力容器１
内の蒸気圧力が１００％になつた時点から時間らまての
間においては圧力制御弁２０の開度が圧力変動のない限
りは一定に保持されることによつて、時間ζ〜Ｔ５の範
囲でＧ点の圧力が設定圧力に抑制されるので、給水加熱
器１０が破損することはない。時間Ｔ。

−ｔ１の期間では前述したように蒸気が蒸気配管２１を
通して給水加熱器１０に供給されるので、原子炉圧力容
器１への給水流量、Ｇ点での圧力、Ｇ点での蒸気流量及
び原子炉内給水配管１３の温度は、第４図に示すように
原子炉圧力容器１内の蒸気圧力の上昇に伴つて、特性Ｄ
，Ｇ，ｌ及びＦのように変化する。時間ちになると前述
の如く圧力制御弁２０によりＧ点の圧力上昇が抑制され
るので、Ｇ点の蒸気流量は一定に保持される。

このため、時間ｔ１以降ては、所定期間の間、給水流量
（第４図の特性Ｄ）及び原子炉内給水配管温度（第４図
の特性Ｆ）が一定に保持される。時間ちで蒸気加減弁３
が徐々にあけられて原子炉圧力容器１内で発生した蒸気
が、タービン４に供給される。

この蒸気の供給によりタービン４の回転速度は、第４図
の特性Ｃの如く上昇して時間ちにて１００％に達する。
蒸気加減弁３を通してタービン４に蒸気を供給するので
、原子炉圧力容器１ではその分だけ多くの蒸気を発生す
る必要がある。このため、給水流量も、時腓，〜ちにか
けて第４図の特性Ｄの如く増加する。Ｈ点の圧力は、蒸
気加減弁３が開いてタービン４が回転し始めてタービン
４への蒸気供給量が増すとともに第４図の特性Ｈの如く
上昇する。時間ち〜ζの範囲では、タービン４の回転数
が一定であつてタービン４に供給される蒸気流量も一定
に保持されるので、給水流量及びＨ点の圧力も、第４図
の特性Ｄ及びＨの如く一定になる。逆止弁１７より上流
側の抽気配管７内には蒸気が流れていないが、抽気配管
７はタービン４内に連通している。このため、蒸気が流
れていなくても、タービン４の蒸気抽気位置で圧力がほ
とんどそのままＨ点に加わる。タービン４が回転した後
の所定の時機に、バイパス弁５が完全に閉じられる。時
間ζで、発電機と電力系統をつなぐ遮断器が投入される
。

発電機て発生した電力が、電力系統に送電される。遮断
器の投入とともに蒸気加減弁３の開度を増加させ、第４
図の特性Ｂの如く時間ちで１００％になるようにタービ
ン出力を上昇させる。これに伴つて、給水流量及びＨ点
の圧力も、）第４図の特性Ｄ及びＨのように増加する。
しかし、Ｇ点の圧力及びＧ点の蒸気流量は、圧力調節器
１８及び圧力制御弁２０の機能に基づいて一定に保持さ
れる。タービン出力（電気出力）を特性Ｂのように上５
昇させると、タービン４を通過する蒸気量は増加し、前
述したようにタービン４の抽気位置の圧力が加わつてい
るＨ点の圧力は特性Ｈのように上昇する。

しかし、Ｈ点の圧力よりもＧ点の圧力が高い状態では、
タービン４から抽気配管７への蒸気９の流れが生じない
。Ｈ点の圧力が高圧力スイッチ１５の設定値に至ると、
高圧力スイッチ１５は遠隔作動弁２２を全閉にする信号
を発する。この結果、その信号を入力して遠隔作動弁２
２が完全にしまり、Ｇ点の蒸気流量は零となる。高圧カ
スイツチ１５の圧力設定値は、低圧力スイッチ１６の圧
力設定値よりも高い。遠隔作動弁２２は、低圧力スイッ
チ１６の出力信号を入力して開され、高圧力スイッチ１
５の出力信号を入力して閉される。Ｈ点の圧力がＧ点の
圧力より高くなる結果、タービン４から抽気配管７を通
して流れる蒸気の抽気量は、第４図の特性Ｅのように上
昇する。

タービン４からの抽気蒸気が給水加熱器１０に供給され
ると、タービン４の抽気位置での蒸気温度は、タービン
４で仕事をした関係上、主蒸気配管２と蒸気配管２１と
の合流点での蒸気温度よりも若干低下するので、時間Ｔ
５以降において給水加熱器１０て加熱された冷却水の温
度がそれ以前に比べて若干低下する。このため、原子炉
内給水配管１３の温度が、第４図の特性Ｆに示すように
時間Ｔ５以降においてそれ以前よりも若干低下する。し
かし、この温度変動量は、従来の如く原子炉内給水配管
１３に大きな熱衝撃を加える程度のものでなく、原子炉
内給水配管１３の安全性を何ら損うものではない。上記
のように原子炉起動時のように、給水加熱器１０側の流
体としてタービン抽気が期待できないような状態におい
ても、主蒸気配管２よりの蒸気を用いて給水加熱を実施
できるので、原子炉内一給水配管１３の温度変化は大巾
なものとならない。

このような本実施例によれば、抽気配管７の蒸気圧力を
検出しているので、タービン４から給水加熱器１０への
抽気蒸気の供給状態を精度良く検．出てき、しかも遠隔
作動弁２２の開閉の切替動作をタービン抽気蒸気の供給
状態に応じて適切に行うことができる。

前述したような原子炉起動時においては、抽気配管７の
低圧力スイッチ１６にて設定された蒸気圧力低を精度良
く検出でき、遠隔ζ作動弁２２を適切に開てきる。これ
により、給水加熱器１０に蒸気配管２１を通して抽気蒸
気を適切に供給でき、従来のような給水流量を零から増
加させる起動時における給水の温度変動が著しく抑制さ
れ、原子炉内配管１３の受ける熱衝撃が著しく低下する
。また、高圧力スイッチ１５にて設定された抽気配管７
の蒸気圧力高を精度良く検出でき、遠隔作動弁２２を適
切に閉できる。このため、蒸気配管原子炉停止時には上
述の状態変化の逆向きとなり、同様に原子炉内給水配管
１３の温度変化は大巾とならない。原子炉停止時におい
て、前述したように抽気配管７の蒸気圧力が高圧）スイ
ッチ１５にて設定された値に低下したことを精度良く測
定でき、しかも蒸気配管２１による抽気蒸気の供給に適
切に切替えることができる。従つて、給水流量を零まで
低下させる原子炉の停止時における給水の温度変動が著
しく抑制され、原．子炉給水配管１３の受ける熱衝撃が
著しく低下する。〔発明の効果〕 本発明によれば、タービンから給水加熱器への抽気蒸気
の供給状態を精度良く検出てき、給水加熱器に供給する
抽気蒸気の供給経路をタービン抽気蒸気の供給状態に基
づいて適切に切替えることができる。

原子炉の起動時及び停止時における給水の温度変動を著
しく抑制てき、原子炉容器内の給水管に加わる熱衝撃を
著しく低下てきる。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の沸騰水形原子炉の系統図、第２図は第１
図に示された沸騰水形原子炉における各部の状態変化を
示す特性図、第３図は本発明の好適な一実施例である沸
騰水形原子炉の系統図、第４図は第３図の実施例の各部
の状態変化を示す特性図である。 １・・・・・・原子炉圧力容器、２・・・・・・主蒸気
配管、４・・・・・タービン、７・・・・・・抽気配管
、８・・・・・・タービン復水器、１０・・・・・・給
水加熱器、１２・・・・・給水配管、１３・・・・・・
原子炉内給水配管、１５・・・・・・高圧力スイッチ、
１６・・・・・・低圧力スイッチ、１８・・・・・・圧
力調節器、２０・・・・・・圧力制御弁、２１・・・・
・蒸気配管、２２・・・・・遠隔作動弁。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉容器と、タービンと、給水加熱器と、前記原
   子炉容器で発生した蒸気を前記タービンに導く蒸気管と
   、前記給水加熱器を介して前記原子炉容器内に冷却水を
   導く給水管と、前記タービンから抽気した蒸気を前記給
   水加熱器に導く第１抽気管とからなる原子炉において、
   前記タービンを介することなく前記原子炉容器内の蒸気
   を前記給水加熱器に導く第２抽気管を設け、前記第２抽
   気管に開閉弁を設け、前記第１抽気管の圧力を検出して
   この圧力に基づいて前記開閉弁の開閉操作を行う第１制
   御手段を設け、前記開閉弁の下流側で前記第２抽気管に
   圧力制御弁を設け、前記第２抽気管の圧力を検出してこ
   の圧力に基づいて前記圧力制御弁を操作し前記第２抽気
   管を流れる蒸気圧力を所定圧力に制御する第２制御手段
   を設けたことを特徴とする原子炉。