JPS63221293A - 崩壊熱除去装置 - Google Patents
崩壊熱除去装置Info
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- JPS63221293A JPS63221293A JP62053942A JP5394287A JPS63221293A JP S63221293 A JPS63221293 A JP S63221293A JP 62053942 A JP62053942 A JP 62053942A JP 5394287 A JP5394287 A JP 5394287A JP S63221293 A JPS63221293 A JP S63221293A
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- 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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- Separation Of Gases By Adsorption (AREA)
- Heat-Pump Type And Storage Water Heaters (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (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】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は高速増殖炉発電プラントにおけるナトリウム加
熱蒸気発生器を利用した原子炉崩壊熱除去装置に係る。
熱蒸気発生器を利用した原子炉崩壊熱除去装置に係る。
（従来の技術）
原子力発電プラントにおいては、原子炉停止後の炉心崩
壊熱を除去するための崩壊熱除去装置が設けられている
。崩壊熱除去装置の方式、システム構成には種々のもの
があるが、その−型式に蒸気発生器を利用したものがあ
る。
壊熱を除去するための崩壊熱除去装置が設けられている
。崩壊熱除去装置の方式、システム構成には種々のもの
があるが、その−型式に蒸気発生器を利用したものがあ
る。
蒸気発生器を利用した崩壊熱除去装置の代表的なものを
第２図、第３図につき説明する。
第２図、第３図につき説明する。
第２図は再循環型蒸気発生器を具えた原子力発電プラン
トの系統図である。この図において、原子炉１で発生し
た熱エネルギにより昇温した冷却材は、中間熱交換器２
に移送されここでで中間熱媒体と熱交換し、昇温した中
間熱媒体は蒸発器３、過熱器４に伝達される。一方、水
・蒸気系の水は蒸発器３において前記中間熱媒体と熱交
換し気水２相流となって、蒸気ドラム５に流入する。こ
の２相流はここで飽和蒸気、飽和水に分離される。
トの系統図である。この図において、原子炉１で発生し
た熱エネルギにより昇温した冷却材は、中間熱交換器２
に移送されここでで中間熱媒体と熱交換し、昇温した中
間熱媒体は蒸発器３、過熱器４に伝達される。一方、水
・蒸気系の水は蒸発器３において前記中間熱媒体と熱交
換し気水２相流となって、蒸気ドラム５に流入する。こ
の２相流はここで飽和蒸気、飽和水に分離される。
而して、飽和水は高圧給水加熱器６からの給水と混合し
て蒸発器３に戻され、飽和蒸気は過熱器４に送られて過
熱蒸気となり蒸気タービン７に送られる。蒸気タービン
７で仕事をした蒸気は復水器８において復水され、この
復水は低圧給水加熱器９で過熱され、脱気器１ｏで脱気
されて低圧給水加熱器６を経由して蒸気ドラム５に注入
される。
て蒸発器３に戻され、飽和蒸気は過熱器４に送られて過
熱蒸気となり蒸気タービン７に送られる。蒸気タービン
７で仕事をした蒸気は復水器８において復水され、この
復水は低圧給水加熱器９で過熱され、脱気器１ｏで脱気
されて低圧給水加熱器６を経由して蒸気ドラム５に注入
される。
なお、図中１１は一次冷却系主循環ポンプ、１２は復水
ポンプ、１３は給水ポンプ、１４は水蒸気再循環ポンプ
、１５は二次冷却系主循環ポンプ。
ポンプ、１３は給水ポンプ、１４は水蒸気再循環ポンプ
、１５は二次冷却系主循環ポンプ。
１６は発電機をそれぞれ示す。
上記構成の従来の原子力発電プラントにおいては、原子
炉停止後再循環ポンプが停止した状態にあっても、蒸気
ドラム５→蒸気発生器３→蒸気ドラム５の自然循環があ
るため、安定した状態で除熱がなされる。しかも、この
場合において最終的な整定温度が蒸気ドラム５の圧力に
応じた飽和温度となるため、原子炉運転時の温度からの
温度低下中が小さく抑えられ、各機器への熱衝撃が緩和
されると共に構造健全性が確保される。
炉停止後再循環ポンプが停止した状態にあっても、蒸気
ドラム５→蒸気発生器３→蒸気ドラム５の自然循環があ
るため、安定した状態で除熱がなされる。しかも、この
場合において最終的な整定温度が蒸気ドラム５の圧力に
応じた飽和温度となるため、原子炉運転時の温度からの
温度低下中が小さく抑えられ、各機器への熱衝撃が緩和
されると共に構造健全性が確保される。
しかしながら、上記構成の原子力発電プラントは、蒸気
ドラム５、再循環ポンプを必要とし、さらに熱的なバラ
ンス条件から後出の貫流型蒸気発生器に比し大きな伝熱
面積を必要とする欠点がある。
ドラム５、再循環ポンプを必要とし、さらに熱的なバラ
ンス条件から後出の貫流型蒸気発生器に比し大きな伝熱
面積を必要とする欠点がある。
第２図と同一部分には同一符号を付した第３図は貫流型
蒸気発生器を具えた原子力発電プラントの系統図である
。この原子力発電プラントにおいては、前記の原子力発
電プラントの蒸気発生器３、過熱器４．蒸気ドラム５に
代え一体貫流型蒸気発生器１７が設置されている。この
一体貫流型蒸気発生器１７において、高圧給水加熱器６
から供給された水・蒸気系の水は、一体貫流型蒸気発生
器１７を出るまでに過熱蒸気となって蒸気タービン１６
に供給される。
蒸気発生器を具えた原子力発電プラントの系統図である
。この原子力発電プラントにおいては、前記の原子力発
電プラントの蒸気発生器３、過熱器４．蒸気ドラム５に
代え一体貫流型蒸気発生器１７が設置されている。この
一体貫流型蒸気発生器１７において、高圧給水加熱器６
から供給された水・蒸気系の水は、一体貫流型蒸気発生
器１７を出るまでに過熱蒸気となって蒸気タービン１６
に供給される。
この構成の発電プラントは、再循環型蒸気発生器を具え
た第２図の発電プラントに比し、諸設備が簡略化され、
しかも必要伝熱面積が小さくて済むので、経済的には有
利である。
た第２図の発電プラントに比し、諸設備が簡略化され、
しかも必要伝熱面積が小さくて済むので、経済的には有
利である。
しかしながら、一体貫流型蒸気発生器の安定運転のため
には水・蒸気系の流量の下限に制限があり、この制限値
は一般に崩壊熱除去運転に必要とされる値よりもかなり
大きいため、再循環型蒸気発生器について前記した運転
上の利点を得ることはできない。
には水・蒸気系の流量の下限に制限があり、この制限値
は一般に崩壊熱除去運転に必要とされる値よりもかなり
大きいため、再循環型蒸気発生器について前記した運転
上の利点を得ることはできない。
（発明が解決しようとする問題点）
上記のように、再循環型、一体貫流型の各上記発生器は
それぞれ一長一短であり、設備的に簡素化して経済性を
維持しながら、崩壊熱除去運転時の安定運転を確保する
には不満足な点がある。
それぞれ一長一短であり、設備的に簡素化して経済性を
維持しながら、崩壊熱除去運転時の安定運転を確保する
には不満足な点がある。
本発明は上記の事状に基づきなされたもので、貫流型上
記発生器の利点である経済性を維持しながら、崩壊熱除
去運転時の安定運転を確保することができる崩壊熱除去
装置を得ることを目的としている。
記発生器の利点である経済性を維持しながら、崩壊熱除
去運転時の安定運転を確保することができる崩壊熱除去
装置を得ることを目的としている。
［発明の構成］
（問題点を解決するための手段）
本発明の崩壊熱除去装置は、貫流型蒸気発生器と、この
貫流型蒸気発生器出口から蒸気タービンに至る配管の蒸
気発生器量１１止弁の上流に気水分離、器入口止弁を介
して気相を連通させ、気水分離器水位調節弁を介して脱
気器から蒸気発生器に至る配管の主給水調節弁の上流に
、また逆止弁を介して蒸気発生器の入口側にそれぞれ液
相を連通させた気水分離器と、前記気水分離器の気相と
脱気器の脱気器とを連通ずる配管に設けた脱気器加熱調
節弁と、この脱気器加熱調節弁の上流に設けた主蒸気大
気放出弁と、前記脱気器と気水分離器を連通させる配管
に設けた気水分離器待機時水位調節弁とを有し、通常運
転時には前記気水分離器入口止弁を閉としてこれを主蒸
気回路から遮断し、復水器が使用可能である時の原子炉
停止後においては前記気水分離器入口止弁を開、蒸気発
生器出口止弁を閉として気水分離器、蒸気発生器を通じ
る自然循環を生じさせて除熱し、復水器が使用不能であ
る時の原子炉停止後においては気水分離器圧力調節弁を
閉、気水分離器入口止弁を開、蒸気発生器出口止弁を閉
として気水分離器内の水を蒸気発生器により蒸気に変換
しながら除熱するようにしたことを特徴とする。
貫流型蒸気発生器出口から蒸気タービンに至る配管の蒸
気発生器量１１止弁の上流に気水分離、器入口止弁を介
して気相を連通させ、気水分離器水位調節弁を介して脱
気器から蒸気発生器に至る配管の主給水調節弁の上流に
、また逆止弁を介して蒸気発生器の入口側にそれぞれ液
相を連通させた気水分離器と、前記気水分離器の気相と
脱気器の脱気器とを連通ずる配管に設けた脱気器加熱調
節弁と、この脱気器加熱調節弁の上流に設けた主蒸気大
気放出弁と、前記脱気器と気水分離器を連通させる配管
に設けた気水分離器待機時水位調節弁とを有し、通常運
転時には前記気水分離器入口止弁を閉としてこれを主蒸
気回路から遮断し、復水器が使用可能である時の原子炉
停止後においては前記気水分離器入口止弁を開、蒸気発
生器出口止弁を閉として気水分離器、蒸気発生器を通じ
る自然循環を生じさせて除熱し、復水器が使用不能であ
る時の原子炉停止後においては気水分離器圧力調節弁を
閉、気水分離器入口止弁を開、蒸気発生器出口止弁を閉
として気水分離器内の水を蒸気発生器により蒸気に変換
しながら除熱するようにしたことを特徴とする。
（作用）
上記構成の本発明崩壊熱除去装置においては、前記各種
弁の操作により、気水分離器を主蒸気回路から遮断した
り、気水分離器と蒸気発生器を通じる水の自然循環を生
じさせてこれにより崩壊熱の除去を行ったり、気水分離
器内の保有水を蒸気発生器に送り込んでその蒸発により
短時間の除熱を行ったりすることができる。而して、原
子炉の通常運転時は蒸気発生器は一体貫流型として作動
しているから、必要伝熱面積は少なくて済む。
弁の操作により、気水分離器を主蒸気回路から遮断した
り、気水分離器と蒸気発生器を通じる水の自然循環を生
じさせてこれにより崩壊熱の除去を行ったり、気水分離
器内の保有水を蒸気発生器に送り込んでその蒸発により
短時間の除熱を行ったりすることができる。而して、原
子炉の通常運転時は蒸気発生器は一体貫流型として作動
しているから、必要伝熱面積は少なくて済む。
（実施例）
第２図、第３図と同一部分には同一符号を付した第１図
は１本発明の一実施例を使用した原子力発電プラントの
系統図を示す０本発明の崩壊熱除去装置においては、気
水分離器１８が設けられている。気水分離器１８の気相
部は、蒸気発生器１７から上記タービン７に至る配管の
蒸気発生器１７内弁ｖ１の上流側に気水分離器入口止弁
ｖ２を介して接続され、気水分離器１８の底部は逆止弁
Ｖ、を介して蒸気発生器１７の水入口側に接続されてい
る。また、高圧給水加熱器６から蒸気発生器１７に至る
管路の主給水調節弁ｖ４の上流側は。
は１本発明の一実施例を使用した原子力発電プラントの
系統図を示す０本発明の崩壊熱除去装置においては、気
水分離器１８が設けられている。気水分離器１８の気相
部は、蒸気発生器１７から上記タービン７に至る配管の
蒸気発生器１７内弁ｖ１の上流側に気水分離器入口止弁
ｖ２を介して接続され、気水分離器１８の底部は逆止弁
Ｖ、を介して蒸気発生器１７の水入口側に接続されてい
る。また、高圧給水加熱器６から蒸気発生器１７に至る
管路の主給水調節弁ｖ４の上流側は。
気水分離器水位調節弁■５を介して気水分離器Ｌ８の液
相と接続されている。さらに、気水分離器１８の気相は
脱気器加熱調節弁ｖ６を介して脱気器１０の脱気器１０
ａに接続され、気水分離器圧力調節弁ｖ７を介して復水
器８に接続されている。
相と接続されている。さらに、気水分離器１８の気相は
脱気器加熱調節弁ｖ６を介して脱気器１０の脱気器１０
ａに接続され、気水分離器圧力調節弁ｖ７を介して復水
器８に接続されている。
また、気水分離器１８は気水分離器待機時水位調節弁Ｖ
、を介して脱器溜１０ａに接続されている。
、を介して脱器溜１０ａに接続されている。
また、気水分離器１８の気相から脱気器１０ａに至る配
管の前記気水分離器待機時水位調節弁Ｖ。
管の前記気水分離器待機時水位調節弁Ｖ。
の上流側には、主蒸気大気放出弁ｖｇが設けられている
。
。
上記構成の本発明崩壊熱除去装置は次のように作動する
。すなわち、原子炉の通常運転時にあっては、高圧給水
加熱器６からの給水は直接蒸気発生器１７に供給され、
蒸気発生器ｊ７をＬ′ｒ流する間に加熱され、出口にお
いては過熱蒸気となって蒸気タービン７に供給される。
。すなわち、原子炉の通常運転時にあっては、高圧給水
加熱器６からの給水は直接蒸気発生器１７に供給され、
蒸気発生器ｊ７をＬ′ｒ流する間に加熱され、出口にお
いては過熱蒸気となって蒸気タービン７に供給される。
この時、気水分離器１８には気水分離器水位調節弁Ｖ、
を介して給水が補給されており、気水分離器待機時水位
調節弁Ｖ、がその水位を定めている。
を介して給水が補給されており、気水分離器待機時水位
調節弁Ｖ、がその水位を定めている。
まず、復水器８が使用可能な状態での原子炉停止後の崩
壊熱除去運転について説明する。この場合には気水分離
器入口止弁■２を開とし、蒸気発生器出口止弁Ｖよを閉
とすることにより、蒸気発生器１７の出口の水・蒸気を
気水分離器１８に導入する。この水・蒸気から気水分離
器１８において分離された蒸気は、その一部が脱気器加
熱調節弁Ｖ、を介して脱気中に回収され、他部は気水分
離器圧力調節弁ｖ７を介して復水器７に排出され。
壊熱除去運転について説明する。この場合には気水分離
器入口止弁■２を開とし、蒸気発生器出口止弁Ｖよを閉
とすることにより、蒸気発生器１７の出口の水・蒸気を
気水分離器１８に導入する。この水・蒸気から気水分離
器１８において分離された蒸気は、その一部が脱気器加
熱調節弁Ｖ、を介して脱気中に回収され、他部は気水分
離器圧力調節弁ｖ７を介して復水器７に排出され。
気水分離器内圧力を所定圧力に調節する。また、気水分
離器１８において分離された飽和水は、気水分離器水位
調節弁ｖｓを通じて供給される給水と混合した後、蒸気
発生器１７の入口側に接続された配管を通じ逆止弁ｖ３
を通じて、自然循環により蒸気発生器１７に戻される。
離器１８において分離された飽和水は、気水分離器水位
調節弁ｖｓを通じて供給される給水と混合した後、蒸気
発生器１７の入口側に接続された配管を通じ逆止弁ｖ３
を通じて、自然循環により蒸気発生器１７に戻される。
蒸気発生器１７における除熱は沸騰を伴うため、蒸気発
生器１７内には２相流が生じている。上記の自然循環の
循環力は、前記２相流と前記気水分離器から蒸気発生器
１７に戻されるサブクール水との密度差によって生じる
ものであるが、前記密度差は十分であり蒸気発生器１７
の安定運転に必要な循環水量を確保することができる。
生器１７内には２相流が生じている。上記の自然循環の
循環力は、前記２相流と前記気水分離器から蒸気発生器
１７に戻されるサブクール水との密度差によって生じる
ものであるが、前記密度差は十分であり蒸気発生器１７
の安定運転に必要な循環水量を確保することができる。
次に、所内電源喪失等の復水器が使用不能な状態での原
子炉停止後の崩壊熱除去運転につき説明する。この場合
には、気水分離器圧力調節弁ｖ７を閉とし、主蒸気を主
蒸気大気放出弁Ｖ、から大気中に放出する。この時、気
水分離器入口止弁■２を開とし、蒸気発生器出口止弁Ｖ
□を閉とすることにより、気水分離器１８内に保有され
ていた水を蒸気発生器１７に送り込む。蒸気発生器１７
は主蒸気大気放出弁Ｖ、から蒸気を放出しながら、前記
の送り込まれた水を蒸気に変換し、この水が消費し尽く
されるまでの短時間除熱を行う。
子炉停止後の崩壊熱除去運転につき説明する。この場合
には、気水分離器圧力調節弁ｖ７を閉とし、主蒸気を主
蒸気大気放出弁Ｖ、から大気中に放出する。この時、気
水分離器入口止弁■２を開とし、蒸気発生器出口止弁Ｖ
□を閉とすることにより、気水分離器１８内に保有され
ていた水を蒸気発生器１７に送り込む。蒸気発生器１７
は主蒸気大気放出弁Ｖ、から蒸気を放出しながら、前記
の送り込まれた水を蒸気に変換し、この水が消費し尽く
されるまでの短時間除熱を行う。
［発明の効果］
上記から明らかなように本発明の崩壊熱除去装置におい
では、再循環型崩壊熱除去装置のように蒸気ドラム、再
循環ポンプを必要とせず、しかも通常運転時にあっては
蒸気発生器は一体貫流型として運転されるから、必要伝
熱面積は少なくて済み経済的である。さらに、崩壊熱除
去運転時には付設した気水分離器および蒸気発生器を通
じる自然循環が生じ、これにより除熱がなされるので高
温停止が可能である。また、所内電源喪失等により復水
器の使用ができない場合にも、気水分離器の保有する水
のみにより短時間の除熱を行うことができる。その結果
、原子炉、その各構成部材等への熱衝撃を緩和すること
ができ、原子炉の経済性、信頼性を向上させることがで
きる。
では、再循環型崩壊熱除去装置のように蒸気ドラム、再
循環ポンプを必要とせず、しかも通常運転時にあっては
蒸気発生器は一体貫流型として運転されるから、必要伝
熱面積は少なくて済み経済的である。さらに、崩壊熱除
去運転時には付設した気水分離器および蒸気発生器を通
じる自然循環が生じ、これにより除熱がなされるので高
温停止が可能である。また、所内電源喪失等により復水
器の使用ができない場合にも、気水分離器の保有する水
のみにより短時間の除熱を行うことができる。その結果
、原子炉、その各構成部材等への熱衝撃を緩和すること
ができ、原子炉の経済性、信頼性を向上させることがで
きる。
第１図は本発明の一実施例を使用した原子力発電プラン
トの系統図、第２図は従来の再循環型蒸気発生器を使用
した原子力発電プラントの系統図。 第７３図は従来の一体貫流型蒸気発生器を使用した原子
力発電プラントの系統図である。
トの系統図、第２図は従来の再循環型蒸気発生器を使用
した原子力発電プラントの系統図。 第７３図は従来の一体貫流型蒸気発生器を使用した原子
力発電プラントの系統図である。
Claims (1)
- 貫流型蒸気発生器と、この貫流型蒸気発生器出口から蒸
気タービンに至る配管の蒸気発生器出口止弁の上流に気
水分離器入口止弁を介して気相を連通させ、気水分離器
水位調節弁を介して脱気器から蒸気発生器に至る配管の
主給水調節弁の上流に、また逆止弁を介して蒸気発生器
の入口側にそれぞれ液相を連通させた気水分離器と、前
記気水分離器の気相と脱気器の脱気溜とを連通する配管
に設けた脱気器加熱調節弁と、この脱気器加熱調節弁の
上流に設けた主蒸気大気放出弁と、前記脱気溜と気水分
離器を連通させる配管に設けた気水分離器待機時水位調
節弁とを有し、通常運転時には前記気水分離器入口止弁
を閉としてこれを主蒸気回路から遮断し、復水器が使用
可能である時の原子炉停止後においては前記気水分離器
入口止弁蒸気発生器を通じる自然循環を生じさせて除熱
し、復水器が使用不能である時の原子炉停止後において
は気水分離器圧力調節弁を閉、気水分離器入口止弁を開
、蒸気発生器出口止弁を閉として気水分離器内の水を蒸
気発生器により蒸気に変換しながら除熱するようにした
ことを特徴とする崩壊熱除去装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62053942A JPS63221293A (ja) | 1987-03-11 | 1987-03-11 | 崩壊熱除去装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62053942A JPS63221293A (ja) | 1987-03-11 | 1987-03-11 | 崩壊熱除去装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63221293A true JPS63221293A (ja) | 1988-09-14 |
Family
ID=12956781
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62053942A Pending JPS63221293A (ja) | 1987-03-11 | 1987-03-11 | 崩壊熱除去装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63221293A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2985841A1 (fr) * | 2012-01-18 | 2013-07-19 | Technicatome | Systeme d'evacuation de la puissance residuelle d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
| JP2022502626A (ja) * | 2018-09-28 | 2022-01-11 | ジョイント・ストック・カンパニー サイエンティフィック リサーチ アンド デザイン インスティテュート フォー エナジー テクノロジーズ アトムプロエクト | 極端な影響後に原子力発電所を安全な状態にする方法とシステム |
-
1987
- 1987-03-11 JP JP62053942A patent/JPS63221293A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2985841A1 (fr) * | 2012-01-18 | 2013-07-19 | Technicatome | Systeme d'evacuation de la puissance residuelle d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
| WO2013107817A1 (fr) * | 2012-01-18 | 2013-07-25 | Societe Technique Pour L'energie Atomique Technicatome | Système d'évacuation de la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire à eau sous pression |
| CN104205238A (zh) * | 2012-01-18 | 2014-12-10 | 原子能技术公司 | 用于排放压水核反应堆的残余能量的系统 |
| JP2022502626A (ja) * | 2018-09-28 | 2022-01-11 | ジョイント・ストック・カンパニー サイエンティフィック リサーチ アンド デザイン インスティテュート フォー エナジー テクノロジーズ アトムプロエクト | 極端な影響後に原子力発電所を安全な状態にする方法とシステム |
| EP3859749A4 (en) * | 2018-09-28 | 2023-06-14 | Joint-Stock Company Scientific Research and Design Institute for Energy Technologies Atomproekt | METHOD AND SYSTEM FOR RECOVERING A NUCLEAR POWER PLANT TO A SAFE CONDITION AFTER AN EXTREME CASE |
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