JP2008116334A - Natural circulation reactor and method for controlling its output - Google Patents

Natural circulation reactor and method for controlling its output Download PDF

Info

Publication number
JP2008116334A
JP2008116334A JP2006300081A JP2006300081A JP2008116334A JP 2008116334 A JP2008116334 A JP 2008116334A JP 2006300081 A JP2006300081 A JP 2006300081A JP 2006300081 A JP2006300081 A JP 2006300081A JP 2008116334 A JP2008116334 A JP 2008116334A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
shroud
reactor
pressure vessel
coolant
reactor pressure
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
JP2006300081A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JP5052097B2 (en
Inventor
Takeetsu Shirakawa
川 健 悦 白
Yasushi Yamamoto
本 泰 山
Shinichi Morooka
岡 慎 一 師
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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 Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP2006300081A priority Critical patent/JP5052097B2/en
Publication of JP2008116334A publication Critical patent/JP2008116334A/en
Application granted granted Critical
Publication of JP5052097B2 publication Critical patent/JP5052097B2/en
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a reactor of a natural circulation type which makes it possible to improve the measurement accuracy and reliability in core flow rates. <P>SOLUTION: The natural circulation reactor 10 has a reactor pressure vessel 4, a shroud 5 set up in the reactor pressure vessel 4 and a core 13 placed in the shroud 5. Annular plates 21 are placed along the circumference of the reactor pressure vessel 4 below a downcomer section 6 formed by the reactor pressure vessel 4 and the shroud 5 and are perforated by rectifying guide tubes 22. Rotary restrictors 23 which can change the area of a flow channel in the rectifying guide tubes 22 are placed in each rectifying guide tube 22, and a Venturi flowmeter 24 to measure the flow rate of coolant 14A is set up in the rectifying guide tubes 22. By controlling the rotary restrictors 23 with controlling mechanisms 26 on the basis of values measured by the Venturi flowmeter 24, the flow rate of the coolant 14A in the core 13 is regulated. <P>COPYRIGHT: (C)2008,JPO&INPIT

Description

本発明は、自然循環型の沸騰水型原子炉（以下自然循環型原子炉ともいう）に係り、とりわけ冷却材の流量により原子炉の出力を制御することができ、またダウンカマ部の冷却材を十分混合することができる自然循環型原子炉およびその出力制御方法に関する。   The present invention relates to a natural circulation boiling water reactor (hereinafter also referred to as a natural circulation nuclear reactor), and in particular, the output of the nuclear reactor can be controlled by the flow rate of the coolant. The present invention relates to a natural circulation nuclear reactor that can be sufficiently mixed and a method for controlling its output.

一般に、沸騰水型原子炉において、原子炉内の冷却材を循環させる方法は２通り存在する。すなわち一つの方法は、強制循環ポンプを用いて冷却材を循環させる方法であり、もう一つの方法は、ポンプを用いることなく冷却材を自然循環させる方法である。このうち後者の自然循環させる方法は、原子炉の炉心で発生するボイド（蒸気）または冷却材密度の希薄な冷却材と、給水配管から供給される核加熱前の冷却材との比重差により、冷却水を自然循環させるものである。   In general, in a boiling water reactor, there are two methods for circulating the coolant in the reactor. That is, one method is a method of circulating a coolant using a forced circulation pump, and the other method is a method of naturally circulating a coolant without using a pump. Of these, the latter method of natural circulation is due to the difference in specific gravity between the void (steam) generated in the core of the nuclear reactor or the coolant with a low coolant density and the coolant before the nuclear heating supplied from the feed water pipe. Cooling water is naturally circulated.

以下、図１３を参照して一般の自然循環型原子炉について説明する。自然循環型原子炉１は、円筒形状からなる原子炉圧力容器４と、原子炉圧力容器４内に原子炉圧力容器４と同心円状に設置されたシュラウド５と、シュラウド５内に設置された多数の原子燃料集合体からなる炉心１３とを有している。また、原子炉圧力容器４とシュラウド５との間に、冷却水等からなる冷却材１４Ａが流れるダウンカマ部６が形成されている。   Hereinafter, a general natural circulation reactor will be described with reference to FIG. The natural circulation reactor 1 includes a reactor pressure vessel 4 having a cylindrical shape, a shroud 5 installed concentrically with the reactor pressure vessel 4 in the reactor pressure vessel 4, and many installed in the shroud 5. And a reactor core 13 made of the nuclear fuel assembly. Further, a downcomer portion 6 through which a coolant 14 </ b> A made of cooling water or the like flows is formed between the reactor pressure vessel 4 and the shroud 5.

また、給水スパージャ３が、ダウンカマ部６の上方に、原子炉圧力容器４の内周方向に沿って円環状に設けられている。この給水スパージャ３は、タービン復水器（図示せず）から給水ポンプ（図示せず）を介して供給される冷却材１４を、原子炉圧力容器４内に供給する。さらに、シュラウド５は、複数のシュラウドレグ７によって支持されている。この各シュラウドレグ７間の流路から、冷却材１４Ａが炉心１３の下部に導入される。またシュラウド５の上方に、セパレータ２が設けられており、このセパレータ２は、炉心１３において発生した気液二相流１４Ｂを蒸気と液体冷却材とに分離し、このうち飽和蒸気１４Ｃをドライヤ９および主蒸気配管１１を介してタービン（図示せず）に導く。   Further, the water supply sparger 3 is provided in an annular shape above the downcomer portion 6 along the inner circumferential direction of the reactor pressure vessel 4. The water supply sparger 3 supplies the coolant 14 supplied from a turbine condenser (not shown) via a water supply pump (not shown) into the reactor pressure vessel 4. Further, the shroud 5 is supported by a plurality of shroud legs 7. The coolant 14 </ b> A is introduced into the lower part of the core 13 from the flow path between the shroud legs 7. A separator 2 is provided above the shroud 5, and the separator 2 separates the gas-liquid two-phase flow 14 </ b> B generated in the core 13 into steam and liquid coolant, of which the saturated steam 14 </ b> C is separated into the dryer 9. And through a main steam pipe 11 to a turbine (not shown).

このように構成された自然循環型原子炉１において、冷却材１４Ａは、給水スパージャ３から供給されてダウンカマ部６内を下降する。その後、この冷却材１４Ａは、各シュラウドレグ７間の流路からシュラウド５内に流入し、炉心１３により加熱される。次に炉心１３で加熱された冷却材１４Ａは、飽和状態の気液二相流１４Ｂとなり、この気液二相流１４Ｂは、上述したように、セパレータ２により気相の飽和蒸気１４Ｃと液相の飽和冷却材１４Ｄとに分離される。このうち飽和蒸気１４Ｃは、主蒸気配管１１によりタービン（図示せず）に導かれ、発電に使用される。一方、飽和冷却材１４Ｄは、原子炉圧力容器４内の冷却材１４と混合され、給水スパージャ３からのタービン復水器からの冷却材１４Ａと更に混合されて再びダウンカマ部６を下降する。このようにして冷却材１４は、循環して用いられるようになっている。
特開平０８−１６６４９０号公報 In the natural circulation nuclear reactor 1 configured as described above, the coolant 14A is supplied from the feed water sparger 3 and descends in the downcomer portion 6. Thereafter, the coolant 14 </ b> A flows into the shroud 5 from the flow path between the shroud legs 7 and is heated by the core 13. Next, the coolant 14A heated in the core 13 becomes a gas-liquid two-phase flow 14B in a saturated state, and this gas-liquid two-phase flow 14B is mixed with the gas-phase saturated steam 14C and the liquid phase by the separator 2 as described above. And a saturated coolant 14D. Of these, the saturated steam 14C is led to a turbine (not shown) through the main steam pipe 11 and used for power generation. On the other hand, the saturated coolant 14D is mixed with the coolant 14 in the reactor pressure vessel 4, further mixed with the coolant 14A from the turbine condenser from the feed water sparger 3, and descends the downcomer portion 6 again. In this way, the coolant 14 is circulated and used.
JP 08-166490 A

従来の自然循環型原子炉１においては、給水スパージャ３から供給される冷却材１４Ａの比重と、炉心１３からの気液二相流１４Ｂとの比重差により、冷却材１４の自然循環を行なっている。すなわち、気液二相流１４Ｂは、冷却材１４Ａより比重が軽いため原子炉圧力容器４内を上昇する。これに対して冷却材１４Ａは、気液二相流１４Ｂより比重が重いため原子炉圧力容器４内を下降する。このようにして冷却材１４は、原子炉圧力容器４内を循環する。   In the conventional natural circulation nuclear reactor 1, the coolant 14 is naturally circulated by the specific gravity difference between the specific gravity of the coolant 14 </ b> A supplied from the feed water sparger 3 and the gas-liquid two-phase flow 14 </ b> B from the core 13. Yes. That is, the gas-liquid two-phase flow 14B rises in the reactor pressure vessel 4 because the specific gravity is lighter than that of the coolant 14A. On the other hand, the coolant 14A descends in the reactor pressure vessel 4 because the specific gravity is heavier than the gas-liquid two-phase flow 14B. In this way, the coolant 14 circulates in the reactor pressure vessel 4.

ところで、図１４は、従来の自然循環型原子炉における炉心流量と原子炉出力との関係を示す特性図である。図１４から明らかなように、炉心流量と原子炉出力との関係を示す特性は１本の曲線で示されている。一般に、原子炉出力は炉心出力を制御する制御棒の位置により決定されるが、炉心流量に対して炉心出力が一義的に定まることを意味している。すなわち、従来の自然循環型の沸騰水型原子炉は、強制循環型の沸騰水型原子炉と異なり、制御棒と炉心流量という２つの手段により原子炉出力を制御するという機能を有していないことを示している。   FIG. 14 is a characteristic diagram showing the relationship between the core flow rate and the reactor power in a conventional natural circulation nuclear reactor. As is apparent from FIG. 14, the characteristic indicating the relationship between the core flow rate and the reactor power is shown by a single curve. Generally, the reactor power is determined by the position of the control rod that controls the core power, which means that the core power is uniquely determined with respect to the core flow rate. That is, the conventional natural circulation type boiling water reactor does not have the function of controlling the reactor output by two means of the control rod and the core flow rate, unlike the forced circulation type boiling water reactor. It is shown that.

また、前述した沸騰水型原子炉、とくに自然循環型の沸騰水型原子炉においては、温度の低い冷却材と炉内を循環する冷却材とを混合するポンプなどが存在しないため、冷却材を均一に混合しにくいことが課題となっている。一般に冷却材の自然循環流量を測定する方法の一つとして、炉心入口温度の計測に基づいて自然循環流量を評価する方法が用いられている。しかしながら、仮に冷却材が十分に混合されない場合、ダウンカマ部における冷却材の流体密度が非均一となる。これにより炉心入口温度の計測に誤差が生じ、冷却材の流量を正確に測定できないおそれがある。   In addition, in the above-described boiling water reactor, in particular, a natural circulation boiling water reactor, there is no pump for mixing a coolant having a low temperature and a coolant circulating in the reactor. The problem is that it is difficult to mix uniformly. In general, as one method of measuring the natural circulation flow rate of the coolant, a method of evaluating the natural circulation flow rate based on the measurement of the core inlet temperature is used. However, if the coolant is not sufficiently mixed, the fluid density of the coolant in the downcomer portion becomes non-uniform. As a result, an error occurs in the measurement of the core inlet temperature, and the coolant flow rate may not be measured accurately.

本発明はこのような点を考慮してなされたものであり、炉心の制御棒を制御するのみならず、炉心における冷却材の流量を独立して制御することにより、原子炉の出力を制御することができ、起動、停止、および日負荷追従などの手動操作を容易にすることができる自然循環型原子炉、ならびに原子炉圧力容器内を循環する冷却材の混合を促進させることにより、炉心流量の測定精度および信頼性を向上させることができる自然循環型原子炉およびその出力制御方法を提供することを目的とする。   The present invention has been made in consideration of such points, and not only controls the control rods of the core, but also controls the reactor power by independently controlling the coolant flow rate in the core. The core flow rate by facilitating mixing of natural circulation reactors, which can facilitate and manual operations such as start, stop, and daily load tracking, and coolant circulating in the reactor pressure vessel It is an object of the present invention to provide a natural circulation nuclear reactor capable of improving the measurement accuracy and reliability and its power control method.

本発明は、原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、を有し、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に、冷却材が流れるダウンカマ部が形成された自然循環型原子炉において、ダウンカマ部の下方に原子炉圧力容器の円周方向に沿って設けられた環状板と、環状板に穿設され、原子炉圧力容器の軸線と平行する方向に延びるとともに、円筒形状からなる複数の整流ガイド管と、各整流ガイド管に設けられ、整流ガイド管内の流路面積を任意に変更可能な回転式絞り機構と、少なくとも１つの整流ガイド管内に設けられ、整流ガイド管内を流れる冷却材の流量を計測するベンチュリー流量計と、を備え、ベンチュリー流量計の計測値に基づいて、制御機構により回転式絞り機構を制御することにより炉心における冷却材の流量を調整することを特徴とする自然循環型原子炉である。   The present invention has a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, and a core installed in the shroud, and the coolant flows between the reactor pressure vessel and the shroud. In a natural circulation nuclear reactor in which a downcomer portion is formed, an annular plate provided along the circumferential direction of the reactor pressure vessel below the downcomer portion, and an axis of the reactor pressure vessel formed in the annular plate. A plurality of rectifying guide pipes that extend in parallel directions and have a cylindrical shape, a rotary throttle mechanism that is provided in each rectifying guide pipe and that can arbitrarily change the flow passage area in the rectifying guide pipe, and at least one rectifying guide A venturi flow meter that is provided in the pipe and measures the flow rate of the coolant flowing through the rectifying guide pipe, and the rotary throttle mechanism is controlled by the control mechanism based on the measured value of the venturi flow meter. It is a natural circulation reactor, characterized by adjusting the flow rate of the coolant in the reactor core by.

本発明は、原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、を有し、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に、冷却材が流れるダウンカマ部が形成された自然循環型原子炉において、ダウンカマ部の下方に原子炉圧力容器の円周方向に沿って設けられ、冷却材が流れる複数の流路孔が形成された環状板と、環状板の各流路孔内に設けられ、流路孔内の流路面積を任意に変更する回転式絞り機構と、環状板上方におけるシュラウド外周側面に設けられ、ダウンカマ部の流路を狭める垂直断面半楕円形状からなる絞り部材と、を備え、ダウンカマ部内の絞り部材の上方と下方との圧力差を差圧計により計測し、この圧力差に基づいて、制御機構により回転式絞り機構を調整することにより、炉心における冷却材の流量を調整することを特徴とする自然循環型原子炉である。   The present invention has a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, and a core installed in the shroud, and the coolant flows between the reactor pressure vessel and the shroud. In a natural circulation nuclear reactor in which a downcomer portion is formed, an annular plate provided along the circumferential direction of the reactor pressure vessel below the downcomer portion, and formed with a plurality of flow passage holes through which coolant flows, and an annular shape A rotary throttle mechanism that is provided in each channel hole of the plate and arbitrarily changes the channel area in the channel hole, and a vertical cross-section that is provided on the outer surface of the shroud above the annular plate and narrows the channel of the downcomer section A throttle member having a semi-elliptical shape, and the pressure difference between the upper and lower sides of the throttle member in the downcomer portion is measured by a differential pressure gauge, and the rotary throttle mechanism is adjusted by the control mechanism based on the pressure difference. By the core It is a natural circulation reactor, characterized by adjusting the flow rate of the coolant definitive.

本発明は、原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、を有し、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に、冷却材が流れるダウンカマ部が形成された自然循環型原子炉において、ダウンカマ部の下方に原子炉圧力容器の円周方向に沿って設けられ、冷却材が流れる複数の流路孔が形成された環状板と、環状板の各流路孔内に設けられ、流路孔内の流路面積を任意に変更する回転式絞り機構と、環状板上方においてダウンカマ部を閉塞するように設けられ、複数のオリフィス孔が形成されるとともに、環形状からなる流路閉塞板と、を備え、ダウンカマ部内の流路閉塞板の上方と下方との圧力差を差圧計により計測し、この圧力差に基づいて、制御機構により回転式絞り機構を調整することにより、炉心における冷却材の流量を調整することを特徴とする自然循環型原子炉である。   The present invention has a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, and a core installed in the shroud, and the coolant flows between the reactor pressure vessel and the shroud. In a natural circulation nuclear reactor in which a downcomer portion is formed, an annular plate provided along the circumferential direction of the reactor pressure vessel below the downcomer portion, and formed with a plurality of flow passage holes through which coolant flows, and an annular shape A rotary throttle mechanism is provided in each channel hole of the plate to arbitrarily change the channel area in the channel hole, and a plurality of orifice holes are formed so as to close the downcomer portion above the annular plate. In addition, a flow path closing plate having an annular shape is provided, and the pressure difference between the upper and lower sides of the flow path closing plate in the downcomer portion is measured by a differential pressure gauge, and the control mechanism rotates based on the pressure difference. Adjusting the aperture mechanism By a natural circulation reactor, characterized by adjusting the flow rate of the coolant in the reactor core.

本発明は、原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、を有し、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に、冷却材が流れるダウンカマ部が形成された自然循環型原子炉において、ダウンカマ部の上部に、乱流プロモータまたは旋回流発生部材からなる冷却材混合機構が設けられ、冷却材混合機構は、シュラウド上部のシュラウドヘッド近傍において冷却材の混合を促進することを特徴とする自然循環型原子炉である。   The present invention has a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, and a core installed in the shroud, and the coolant flows between the reactor pressure vessel and the shroud. In a natural circulation reactor in which a downcomer is formed, a coolant mixing mechanism comprising a turbulent promoter or a swirl flow generating member is provided above the downcomer, and the coolant mixing mechanism is located near the shroud head at the top of the shroud. It is a natural circulation reactor characterized by promoting the mixing of coolant.

本発明は、原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、を有し、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に、冷却材が流れるダウンカマ部が形成された自然循環型原子炉において、シュラウドの側面外周に、凹形状または凸形状からなる冷却材混合機構が設けられ、冷却材混合機構は、ダウンカマ部内における冷却材の混合を促進することを特徴とする自然循環型原子炉である。   The present invention has a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, and a core installed in the shroud, and the coolant flows between the reactor pressure vessel and the shroud. In the natural circulation reactor in which the downcomer portion is formed, a coolant mixing mechanism having a concave shape or a convex shape is provided on the outer periphery of the side surface of the shroud, and the coolant mixing mechanism promotes mixing of the coolant in the downcomer portion. It is a natural circulation reactor characterized by this.

本発明は、原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、を有し、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に、冷却材が流れるダウンカマ部が形成された自然循環型原子炉において、原子炉圧力容器とシュラウドは、水平断面が円形状からなり、シュラウドは、シュラウドの中心軸が原子炉圧力容器の中心軸に対して偏心するように設置されていることを特徴とする自然循環型原子炉である。   The present invention has a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, and a core installed in the shroud, and the coolant flows between the reactor pressure vessel and the shroud. In a natural circulation reactor with a downcomer, the reactor pressure vessel and the shroud have a circular horizontal cross section, and the shroud is designed so that the central axis of the shroud is eccentric with respect to the central axis of the reactor pressure vessel. It is a natural circulation reactor characterized by being installed in

本発明は、原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に形成される冷却材が流れるダウンカマ部の下方に原子炉圧力容器の円周方向に沿って設けられた環状板と、環状板に穿設され原子炉圧力容器の軸線と平行する方向に延び円筒形状からなる複数の整流ガイド管と、を有する自然循環型原子炉の出力を制御する方法であって、少なくとも１つの整流ガイド管についてその内部を流れる冷却材の流量を計測する工程と、この流量の計測値に基づいて、各整流ガイド管に設けられた回転式絞り機構を制御することにより整流ガイド管内の流路面積を変更する工程と、を有することを特徴とする自然循環型原子炉の出力制御方法である。   The present invention relates to a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, a core installed in the shroud, and a downcomer portion through which a coolant formed between the reactor pressure vessel and the shroud flows. An annular plate provided along the circumferential direction of the reactor pressure vessel below, a plurality of rectifying guide tubes formed in a cylindrical shape and extending in a direction parallel to the axis of the reactor pressure vessel, A method for controlling the output of a natural circulation nuclear reactor having a step of measuring a flow rate of a coolant flowing inside at least one rectifying guide tube, and each rectifying guide based on a measured value of the flow rate And a step of changing a flow passage area in the rectifying guide pipe by controlling a rotary throttle mechanism provided in the pipe.

本発明は、原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に形成される冷却材が流れるダウンカマ部の下方に原子炉圧力容器の円周方向に沿って設けられた環状板と、環状板上方に設けられダウンカマ部の流路を狭める絞り手段と、を有する自然循環型原子炉の出力を制御する方法であって、ダウンカマ部内の絞り手段の上方と下方との圧力差を測定する工程と、この圧力差に基づいて、環状板の流路孔に設けられた回転式絞り機構を制御することにより流路孔の流路面積を変更する工程と、を有することを特徴とする自然循環型原子炉の出力制御方法である。   The present invention relates to a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, a core installed in the shroud, and a downcomer portion through which a coolant formed between the reactor pressure vessel and the shroud flows. The output of a natural circulation nuclear reactor having an annular plate provided along the circumferential direction of the reactor pressure vessel below and a throttle means provided above the annular plate to narrow the flow path of the downcomer section A method of measuring a pressure difference between an upper part and a lower part of a throttle means in a downcomer portion, and controlling a rotary throttle mechanism provided in a channel hole of an annular plate based on the pressure difference And a step of changing the flow channel area of the flow channel hole.

本発明によれば、制御機構により回転式絞り機構を制御することにより炉心における冷却材の流量を調整するので、これにより自然循環型原子炉の出力を制御することができる。   According to the present invention, since the flow rate of the coolant in the core is adjusted by controlling the rotary throttle mechanism by the control mechanism, it is possible to control the output of the natural circulation reactor.

また、本発明によれば、冷却材混合機構により、シュラウド上部のシュラウドヘッド近傍およびダウンカマ部内における冷却材の混合を促進することができる。   Moreover, according to this invention, mixing of the coolant in the vicinity of the shroud head in the upper portion of the shroud and in the downcomer portion can be promoted by the coolant mixing mechanism.

さらにまた、本発明によれば、シュラウドは、シュラウドの中心軸が原子炉圧力容器の中心軸に対して偏心するように設置されているので、ダウンカマ部内における冷却材の混合を促進し、冷却材の温度を均一化することができる。   Furthermore, according to the present invention, since the shroud is installed so that the central axis of the shroud is eccentric with respect to the central axis of the reactor pressure vessel, the mixing of the coolant in the downcomer portion is promoted, and the coolant Can be made uniform.

第１の実施の形態
以下、本発明の第１の実施の形態について、図１および図２を参照して説明する。
ここで、図１は、本発明の第１の実施の形態を示す概略垂直断面図であり、図２は、本発明の第１の実施の形態を示す概略水平断面図である。 First Embodiment Hereinafter, a first embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. 1 and FIG.
Here, FIG. 1 is a schematic vertical sectional view showing a first embodiment of the present invention, and FIG. 2 is a schematic horizontal sectional view showing a first embodiment of the present invention.

まず、図１および図２により本実施の形態による自然循環型原子炉の概略について説明する。
図１および図２に示すように、自然循環型原子炉１は、円筒形状からなる原子炉圧力容器４と、原子炉圧力容器４内に原子炉圧力容器４と同心円状に設置された円筒形状のシュラウド５と、シュラウド５内に配置されるとともに、多数の原子燃料集合体からなる炉心１３とを有している。このうちシュラウド５は、上部にシュラウドヘッド１２を有している。 First, an outline of a natural circulation reactor according to the present embodiment will be described with reference to FIGS. 1 and 2.
As shown in FIGS. 1 and 2, a natural circulation reactor 1 includes a reactor pressure vessel 4 having a cylindrical shape, and a cylindrical shape installed concentrically with the reactor pressure vessel 4 in the reactor pressure vessel 4. And a reactor core 13 made up of a number of nuclear fuel assemblies. Of these, the shroud 5 has a shroud head 12 at the top.

また、原子炉圧力容器４とシュラウド５との間に、水等からなる冷却材１４Ａが流れるダウンカマ部６が形成されている。また、給水スパージャ３が、ダウンカマ部６の上方に、原子炉圧力容器４の内周方向に沿って円環状に設けられている。この給水スパージャ３は、タービン復水器（図示せず）から給水ポンプ（図示せず）を介して供給される給水配管１４から冷却材１４Ａを、原子炉圧力容器４内に供給する。   A downcomer portion 6 through which a coolant 14A made of water or the like flows is formed between the reactor pressure vessel 4 and the shroud 5. Further, the water supply sparger 3 is provided in an annular shape above the downcomer portion 6 along the inner circumferential direction of the reactor pressure vessel 4. The water supply sparger 3 supplies the coolant 14A into the reactor pressure vessel 4 from a water supply pipe 14 supplied from a turbine condenser (not shown) via a water supply pump (not shown).

またシュラウド５は、複数のシュラウドレグ７によって支持されている。冷却材１４Ａは、この各シュラウドレグ７間の流路から、炉心１３の下部に導入される。またシュラウド５の上方にセパレータ２が設けられ、セパレータ２の上方にドライヤ（蒸気乾燥器）９が設けられている。セパレータ２は、炉心１３において発生した気液二相流１４Ｂを蒸気と液体冷却材とに分離し、このうち飽和蒸気１４Ｃのみをドライヤ９および主蒸気配管１１を介してタービン（図示せず）に導く。また、ドライヤスカート１０が、シュラウドヘッド１２の上方に、セパレータ２を囲むように設けられている。   The shroud 5 is supported by a plurality of shroud legs 7. The coolant 14 </ b> A is introduced into the lower part of the core 13 from the flow path between the shroud legs 7. A separator 2 is provided above the shroud 5, and a dryer (steam dryer) 9 is provided above the separator 2. The separator 2 separates the gas-liquid two-phase flow 14 </ b> B generated in the core 13 into steam and liquid coolant, and only the saturated steam 14 </ b> C is transferred to the turbine (not shown) via the dryer 9 and the main steam pipe 11. Lead. A dryer skirt 10 is provided above the shroud head 12 so as to surround the separator 2.

図１に示すように、自然循環型原子炉１の原子炉圧力容器４内には、ダウンカマ部６の下方に原子炉圧力容器４の円周方向に沿って環状板２１が設けられ、この環状板２１に、円筒形状からなる複数の整流ガイド管２２が、環状板２１を貫通して設けられている（穿設されている）。また各整流ガイド管２２は、環状板２１上方の原子炉圧力容器４の軸線と平行する方向（図１の上下方向）に延びている。また各整流ガイド管２２端部内に、制御機構２６により各整流ガイド管２２内の流路面積を任意に変更可能な回転式絞り機構２３が設けられている。また少なくとも１つの整流ガイド管２２内に、整流ガイド管２２内を流れる冷却材１４Ａの流量を計測するベンチュリー流量計２４が設けられている。各制御機構２６は、電動機式に回転式絞り機構２３を駆動制御するものであり、それぞれが原子炉圧力容器４外方に設けられ、絞り駆動軸２５を介して回転式絞り機構２３に連結されている。すなわち各制御機構２６は、ベンチュリー流量計２４の計測値に基づいて回転式絞り機構２３を駆動制御することにより、炉心１３における冷却材１４Ａの流量を調整するようになっている。   As shown in FIG. 1, an annular plate 21 is provided in the reactor pressure vessel 4 of the natural circulation reactor 1 below the downcomer portion 6 along the circumferential direction of the reactor pressure vessel 4. A plurality of rectifying guide tubes 22 having a cylindrical shape are provided on the plate 21 so as to penetrate the annular plate 21 (perforated). Each rectifying guide tube 22 extends in a direction (vertical direction in FIG. 1) parallel to the axis of the reactor pressure vessel 4 above the annular plate 21. In addition, a rotary throttle mechanism 23 that can arbitrarily change the flow passage area in each rectification guide tube 22 by a control mechanism 26 is provided in the end portion of each rectification guide tube 22. A venturi flow meter 24 for measuring the flow rate of the coolant 14 </ b> A flowing through the rectifying guide tube 22 is provided in the at least one rectifying guide tube 22. Each control mechanism 26 drives and controls the rotary throttle mechanism 23 in the form of an electric motor. Each control mechanism 26 is provided outside the reactor pressure vessel 4 and is connected to the rotary throttle mechanism 23 via a throttle drive shaft 25. ing. That is, each control mechanism 26 adjusts the flow rate of the coolant 14 </ b> A in the core 13 by drivingly controlling the rotary throttle mechanism 23 based on the measurement value of the venturi flow meter 24.

次に、このような構成からなる本実施の形態の作用について述べる。
図１において、まず冷却材１４Ａが給水スパージャ３から供給され、ダウンカマ部６内を下降する。次に、冷却材１４Ａは整流ガイド管２２内へ入って整流ガイド管２２内を下方に流れ、この間、ベンチュリー流量計２４によりその流量が計測される。この際ベンチュリー流量計２４からの計測値は制御機構２６に送信され、制御機構２６は、この計測値に基づいて回転式絞り機構２３を駆動制御して回転式絞り機構２３内における冷却材１４Ａの流量を制御する。 Next, the operation of the present embodiment having such a configuration will be described.
In FIG. 1, first, the coolant 14 </ b> A is supplied from the water supply sparger 3 and descends in the downcomer portion 6. Next, the coolant 14 </ b> A enters the rectifying guide tube 22 and flows downward in the rectifying guide tube 22, while the flow rate is measured by the venturi flow meter 24. At this time, the measurement value from the venturi flow meter 24 is transmitted to the control mechanism 26, and the control mechanism 26 drives and controls the rotary throttle mechanism 23 on the basis of the measurement value to control the coolant 14A in the rotary throttle mechanism 23. Control the flow rate.

その後、冷却材１４Ａは、回転式絞り機構２３を通過し、各シュラウドレグ７間の流路からシュラウド５内に流入し、炉心１３により加熱される。炉心１３で加熱された冷却材１４Ａは、飽和状態の気液二相流１４Ｂとなる。この気液二相流１４Ｂは、上述したように、セパレータ２により気相の飽和蒸気１４Ｃと液相の飽和冷却材１４Ｄとに分離される。このうち飽和蒸気１４Ｃは、主蒸気配管１１によりタービン（図示せず）に導かれ、発電に使用される。飽和蒸気１４Ｃは、タービンにおいて発電が行なわれた後、再度液体となって給水スパージャ３を介して原子炉圧力容器４内に戻される（符号１４）。   Thereafter, the coolant 14 </ b> A passes through the rotary throttle mechanism 23, flows into the shroud 5 from the flow path between the shroud legs 7, and is heated by the core 13. The coolant 14A heated in the core 13 becomes a saturated gas-liquid two-phase flow 14B. As described above, the gas-liquid two-phase flow 14B is separated into the vapor-phase saturated vapor 14C and the liquid-phase saturated coolant 14D by the separator 2. Of these, the saturated steam 14C is led to a turbine (not shown) through the main steam pipe 11 and used for power generation. The saturated steam 14 </ b> C is converted into liquid again after being generated in the turbine and returned to the reactor pressure vessel 4 through the feed water sparger 3 (reference numeral 14).

一方、飽和冷却材１４Ｄは、原子炉圧力容器４内の冷却材と混合され、タービン復水器から給水スパージャ３を介して原子炉圧力容器４内へ供給される冷却材１４Ａと更に混合され、再びダウンカマ部６を下降する。このようにして冷却材１４Ａは、循環して用いられるようになっている。   On the other hand, the saturated coolant 14D is mixed with the coolant in the reactor pressure vessel 4, and further mixed with the coolant 14A supplied from the turbine condenser through the feed water sparger 3 into the reactor pressure vessel 4. The downcomer portion 6 is lowered again. In this way, the coolant 14A is used in a circulating manner.

このように、本実施の形態によれば、制御機構２６により回転式絞り機構２３を制御することにより炉心１３における冷却材１４Ａの流量を調整し、これにより自然循環型原子炉１の出力を制御することができる。すなわち炉心１３の制御棒を制御するのみならず、炉心１３における冷却材１４Ａの流量を独立して制御することにより、自然循環型原子炉１の出力を制御することができ、起動、停止、および日負荷追従などの手動操作を容易にすることができる。   Thus, according to the present embodiment, the flow rate of the coolant 14A in the core 13 is adjusted by controlling the rotary throttle mechanism 23 by the control mechanism 26, thereby controlling the output of the natural circulation nuclear reactor 1. can do. In other words, not only the control rod of the core 13 but also the flow rate of the coolant 14A in the core 13 can be controlled independently to control the output of the natural circulation reactor 1 to start, stop, and Manual operation such as daily load tracking can be facilitated.

また、本実施の形態によれば、原子炉圧力容器４内にベンチュリー流量計２４を設けて冷却材１４Ａの流量を実際に計測しているので、炉心流量の計測精度および信頼性を向上させることができる。   In addition, according to the present embodiment, since the venturi flow meter 24 is provided in the reactor pressure vessel 4 and the flow rate of the coolant 14A is actually measured, the measurement accuracy and reliability of the core flow rate can be improved. Can do.

第２の実施の形態
次に、本発明の第２の実施の形態について図３乃至図５を参照して説明する。
ここで、図３は、本発明の第２の実施の形態を示す概略垂直断面図であり、図４は、本発明の第２の実施の形態における絞り部材を示す拡大断面図であり、図５は、本発明の第２の実施の形態の変形例を示す拡大断面図である。
図３乃至図５に示す第２の実施の形態は、ダウンカマ部６内の構成が異なるものであり、他の構成や作用効果は上述した第１の実施の形態と略同一である。図３乃至図５において、図１および図２に示す第１の実施の形態と同一部分には同一の符号を付して詳細な説明は省略する。 Second Embodiment Next, a second embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS.
Here, FIG. 3 is a schematic vertical sectional view showing a second embodiment of the present invention, and FIG. 4 is an enlarged sectional view showing a diaphragm member in the second embodiment of the present invention. FIG. 5 is an enlarged sectional view showing a modification of the second embodiment of the present invention.
The second embodiment shown in FIG. 3 to FIG. 5 is different in the configuration in the downcomer unit 6, and other configurations and operational effects are substantially the same as those of the first embodiment described above. 3 to 5, the same parts as those of the first embodiment shown in FIGS. 1 and 2 are denoted by the same reference numerals, and detailed description thereof is omitted.

まず、図３により本実施の形態による自然循環型原子炉の概略について説明する。
図３に示すように、自然循環型原子炉１の原子炉圧力容器４内には、ダウンカマ部６の下方に原子炉圧力容器４の円周方向に沿って環状板２１が設けられ、環状板２１には冷却材１４Ａが流れる複数の流路孔２１ａが形成されている。また環状板２１の各流路孔２１ａ内に、制御機構２６により流路孔２１ａ内の流路面積を任意に変更する回転式絞り機構２３が設けられている。 First, the outline of the natural circulation reactor according to the present embodiment will be described with reference to FIG.
As shown in FIG. 3, an annular plate 21 is provided in the reactor pressure vessel 4 of the natural circulation reactor 1 below the downcomer portion 6 along the circumferential direction of the reactor pressure vessel 4. A plurality of flow path holes 21 a through which the coolant 14 </ b> A flows are formed in 21. Further, in each flow path hole 21a of the annular plate 21, a rotary throttle mechanism 23 that arbitrarily changes the flow area in the flow path hole 21a by the control mechanism 26 is provided.

また、環状板２１上方におけるシュラウド５外周側面に、ダウンカマ部６の流路を狭める絞り部材２７が設けられている。この絞り部材２７は、図４に示すように、垂直断面が半楕円形状からなっている。なお、絞り部材２７は、原子炉圧力容器４の内周側面に設けられていても良い。   In addition, a throttle member 27 for narrowing the flow path of the downcomer portion 6 is provided on the outer peripheral side surface of the shroud 5 above the annular plate 21. As shown in FIG. 4, the diaphragm member 27 has a semi-elliptical vertical cross section. The throttle member 27 may be provided on the inner peripheral side surface of the reactor pressure vessel 4.

また、原子炉圧力容器４に、ダウンカマ部６内の絞り部材２７の上方部分６ａと下方部分６ｂとの圧力差を計測する差圧計２８が連結されている。制御機構２６は、差圧計２８が計測した圧力差に基づいて、回転式絞り機構２３を調整し、これにより、炉心１３における冷却材１４Ａの流量を調整する。   In addition, a differential pressure gauge 28 for measuring a pressure difference between the upper portion 6 a and the lower portion 6 b of the throttle member 27 in the downcomer portion 6 is connected to the reactor pressure vessel 4. The control mechanism 26 adjusts the rotary throttle mechanism 23 based on the pressure difference measured by the differential pressure gauge 28, thereby adjusting the flow rate of the coolant 14 </ b> A in the core 13.

次に、このような構成からなる本実施の形態の作用について述べる。
図１において、まず冷却材１４Ａが給水スパージャ３から供給され、ダウンカマ部６内を下降する。この間、差圧計２８によりダウンカマ部６内の絞り部材２７の上方部分６ａと下方部分６ｂとの冷却材１４Ａの圧力差が計測される。この際差圧計２８からの計測値は制御機構２６に送信され、制御機構２６は、この計測値に基づいて回転式絞り機構２３を制御して回転式絞り機構２３内における冷却材１４Ａの流量を制御する。 Next, the operation of the present embodiment having such a configuration will be described.
In FIG. 1, first, the coolant 14 </ b> A is supplied from the water supply sparger 3 and descends in the downcomer portion 6. During this time, the pressure difference of the coolant 14A between the upper portion 6a and the lower portion 6b of the throttle member 27 in the downcomer portion 6 is measured by the differential pressure gauge 28. At this time, the measurement value from the differential pressure gauge 28 is transmitted to the control mechanism 26, and the control mechanism 26 controls the rotary throttle mechanism 23 based on this measurement value to control the flow rate of the coolant 14 </ b> A in the rotary throttle mechanism 23. Control.

変形例
次に第２の実施の形態における自然循環型原子炉の変形例を図５により説明する。図５に示す変形例は、図３および図４に示す絞り部材２７に代えて、複数のオリフィス孔２９ａが形成された閉塞板２９が設けられているものであり、他は図３および図４に示す自然循環型原子炉と略同一である。 Modified Example Next, a modified example of the natural circulation reactor in the second embodiment will be described with reference to FIG. The modification shown in FIG. 5 is provided with a closing plate 29 in which a plurality of orifice holes 29a are formed in place of the throttle member 27 shown in FIGS. 3 and 4, and the others are shown in FIGS. It is almost the same as the natural circulation reactor shown in

すなわち図５において、ダウンカマ部６の下方に、原子炉圧力容器４の円周方向に沿って冷却材１４Ａが流れる複数の流路孔２１ａが形成された環状板２１が設けられている。また、環状板２１の各流路孔２１ａ内に、制御機構２６により流路孔２１ａ内の流路面積を任意に変更する回転式絞り機構２３が設けられている。   That is, in FIG. 5, an annular plate 21 in which a plurality of flow path holes 21 a through which the coolant 14 </ b> A flows along the circumferential direction of the reactor pressure vessel 4 is provided below the downcomer portion 6. In addition, in each flow path hole 21 a of the annular plate 21, a rotary throttle mechanism 23 that arbitrarily changes the flow area in the flow path hole 21 a by the control mechanism 26 is provided.

また、環状板２１上方においてダウンカマ部６を閉塞するように環形状からなる流路閉塞板２９が設けられている。この流路閉塞板２９に、複数のオリフィス孔２９ａが形成されている。   In addition, a channel closing plate 29 having a ring shape is provided above the annular plate 21 so as to close the downcomer portion 6. A plurality of orifice holes 29 a are formed in the flow path closing plate 29.

また、原子炉圧力容器４に、ダウンカマ部６内の流路閉塞板２９の上方部分６ａと下方部分６ｂとの圧力差を計測する差圧計２８が連結されている。制御機構２６は、差圧計２８が計測した圧力差に基づいて、回転式絞り機構２３を調整することにより、炉心１３における冷却材１４Ａの流量を調整する。   Further, a differential pressure gauge 28 for measuring a pressure difference between the upper portion 6 a and the lower portion 6 b of the flow path closing plate 29 in the downcomer portion 6 is connected to the reactor pressure vessel 4. The control mechanism 26 adjusts the flow rate of the coolant 14 </ b> A in the core 13 by adjusting the rotary throttle mechanism 23 based on the pressure difference measured by the differential pressure gauge 28.

このように、本実施の形態によれば、制御機構２６により回転式絞り機構２３を制御することにより炉心１３における冷却材１４Ａの流量を調整し、これにより自然循環型原子炉１の出力を制御することができる。すなわち炉心１３の制御棒を制御するのみならず、炉心１３における冷却材１４Ａの流量を独立して制御することにより、自然循環型原子炉１の出力を制御することができ、起動、停止、および日負荷追従などの手動操作を容易にすることができる。   Thus, according to the present embodiment, the flow rate of the coolant 14A in the core 13 is adjusted by controlling the rotary throttle mechanism 23 by the control mechanism 26, thereby controlling the output of the natural circulation nuclear reactor 1. can do. In other words, not only the control rod of the core 13 but also the flow rate of the coolant 14A in the core 13 can be controlled independently to control the output of the natural circulation reactor 1 to start, stop, and Manual operation such as daily load tracking can be facilitated.

また、本実施の形態によれば、差圧計２８により冷却材１４Ａの流量を実際に計測しているので、炉心流量の計測精度および信頼性を向上させることができる。   Further, according to the present embodiment, since the flow rate of the coolant 14A is actually measured by the differential pressure gauge 28, the measurement accuracy and reliability of the core flow rate can be improved.

第３の実施の形態
次に、本発明の第３の実施の形態について図６乃至図８を参照して説明する。
ここで、図６は、本発明の第３の実施の形態を示す概略垂直断面図であり、図７は、本発明の第３の実施の形態を示す概略水平断面図であり、図８は、本発明の第３の実施の形態の変形例を示す斜視図である。
図６乃至図８に示す第３の実施の形態は、ダウンカマ部６内およびダウンカマ部６周辺の構成が異なるものであり、他の構成は上述した第１の実施の形態と略同一である。図６乃至図８において、図１および図２に示す第１の実施の形態と同一部分には同一の符号を付して詳細な説明は省略する。 Third Embodiment Next, a third embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS.
Here, FIG. 6 is a schematic vertical sectional view showing a third embodiment of the present invention, FIG. 7 is a schematic horizontal sectional view showing a third embodiment of the present invention, and FIG. FIG. 10 is a perspective view showing a modification of the third embodiment of the present invention.
The third embodiment shown in FIGS. 6 to 8 is different in the configuration in the downcomer portion 6 and the periphery of the downcomer portion 6, and the other configurations are substantially the same as those of the first embodiment described above. 6 to 8, the same parts as those of the first embodiment shown in FIGS. 1 and 2 are denoted by the same reference numerals, and detailed description thereof is omitted.

まず、図６により本実施の形態による自然循環型原子炉の概略について説明する。
図６に示すように、ダウンカマ部６の上部に、シュラウドヘッド１２近傍において冷却材１４Ａの混合を促進する冷却材混合機構３０が設けられている。この冷却材混合機構３０は、例えば乱流プロモータまたは旋回流発生部材（旋回羽根）からなり、図７に示すように、ドライヤスカート１０に沿って円周状に設けられている。 First, the outline of the natural circulation reactor according to the present embodiment will be described with reference to FIG.
As shown in FIG. 6, a coolant mixing mechanism 30 that promotes mixing of the coolant 14 </ b> A in the vicinity of the shroud head 12 is provided in the upper portion of the downcomer portion 6. The coolant mixing mechanism 30 includes, for example, a turbulent flow promoter or a swirl flow generating member (swirling blade), and is provided circumferentially along the dryer skirt 10 as shown in FIG.

この冷却材混合機構３０は、ドライヤスカート１０に設けられていても良く、あるいはシュラウドヘッド１２に設けられていても良い。   The coolant mixing mechanism 30 may be provided in the dryer skirt 10 or may be provided in the shroud head 12.

次に、このような構成からなる本実施の形態の作用について述べる。
図６において、まず冷却材１４Ａが原子炉圧力容器４内へ供給され、ダウンカマ部６内を下降する。次に、冷却材１４Ａは、炉心１３により加熱され、飽和状態の気液二相流１４Ｂとなる。次に、気液二相流１４Ｂは、セパレータ２により気相の飽和蒸気１４Ｃと飽和冷却材１４Ｄとに分離される。このうち飽和蒸気１４Ｃは、主蒸気配管１１によりタービン（図示せず）に導かれ、発電に使用される。この飽和蒸気１４Ｃは、タービンにおいて発電が行なわれた後、再度液体となって原子炉圧力容器４内に戻される。 Next, the operation of the present embodiment having such a configuration will be described.
In FIG. 6, first, the coolant 14 </ b> A is supplied into the reactor pressure vessel 4 and descends in the downcomer portion 6. Next, the coolant 14A is heated by the core 13 to become a saturated gas-liquid two-phase flow 14B. Next, the gas-liquid two-phase flow 14B is separated into a vapor-phase saturated vapor 14C and a saturated coolant 14D by the separator 2. Of these, the saturated steam 14C is led to a turbine (not shown) through the main steam pipe 11 and used for power generation. The saturated steam 14 </ b> C is converted into a liquid again after being generated in the turbine and returned to the reactor pressure vessel 4.

一方、飽和冷却材１４Ｄは、原子炉圧力容器４内の冷却材１４Ａと混合され、タービン復水器から原子炉圧力容器４内へ供給される冷却材１４Ａと更に混合され、再びダウンカマ部６を下降する。このようにして冷却材１４Ａは、循環して用いられるようになっている。   On the other hand, the saturated coolant 14D is mixed with the coolant 14A in the reactor pressure vessel 4, further mixed with the coolant 14A supplied from the turbine condenser into the reactor pressure vessel 4, and the downcomer portion 6 is again connected. Descend. In this way, the coolant 14A is used in a circulating manner.

ところで、タービン復水器から原子炉圧力容器４内へ供給される冷却材１４Ａは、通常比較的温度が低く、他方セパレータ２により気水分離された飽和冷却材１４Ｄは飽和状態にある。このタービン復水器からの冷却材１４Ａと、セパレータ２からの飽和冷却材１４Ｄとがダウンカマ部６内で混合される。この際、冷却材混合機構３０により、このダウンカマ部６における冷却材の混合が促進される。すなわち、飽和冷却材１４Ｄのほとんどはセパレータ２から排出されてダウンカマ部６へ流出するので、このようなセパレータ２からの飽和冷却材１４Ｄの流れと、冷却材混合機構３０とにより、ダウンカマ部６に乱流または旋回流１４Ｅ（図７参照）が発生する。このようにして、タービン復水器からの冷却材１４Ａとセパレータ２からの飽和冷却材１４Ｄとが混合される。   By the way, the coolant 14A supplied into the reactor pressure vessel 4 from the turbine condenser is usually at a relatively low temperature, while the saturated coolant 14D separated from the steam by the separator 2 is in a saturated state. The coolant 14 </ b> A from the turbine condenser and the saturated coolant 14 </ b> D from the separator 2 are mixed in the downcomer portion 6. At this time, the coolant mixing mechanism 30 promotes the mixing of the coolant in the downcomer portion 6. That is, most of the saturated coolant 14D is discharged from the separator 2 and flows out to the downcomer portion 6, so that the saturated coolant 14D from the separator 2 and the coolant mixing mechanism 30 cause the downcomer portion 6 to flow. Turbulent flow or swirl flow 14E (see FIG. 7) is generated. In this way, the coolant 14A from the turbine condenser and the saturated coolant 14D from the separator 2 are mixed.

上述したように、タービン復水器からの冷却材１４Ａの温度は、比較的低い。このため、この冷却材１４Ａがシュラウドヘッド１２やシュラウド５に直接接触した場合、シュラウド５内部の蒸気が凝縮されるおそれがある。したがって、ダウンカマ部６の上部に冷却材混合機構３０が設けられ、これにより冷却材１４Ａの混合が促進されることにより、シュラウド５内部の蒸気が凝縮されるおそれを低減することもできる。   As described above, the temperature of the coolant 14A from the turbine condenser is relatively low. For this reason, when this coolant 14A contacts the shroud head 12 and the shroud 5 directly, the vapor | steam inside the shroud 5 may be condensed. Therefore, the coolant mixing mechanism 30 is provided in the upper part of the downcomer part 6, and by this, mixing of coolant 14A is accelerated | stimulated, and also the possibility that the vapor | steam inside the shroud 5 may be condensed can also be reduced.

変形例
次に第３の実施の形態における自然循環型原子炉の変形例を図８により説明する。図８に示す変形例は、冷却材混合機構３０が複数の孔３０ａからなっている点が異なるものであり、他は図６および図７に示す自然循環型原子炉と略同一である。 Modification Next, a modification of the natural circulation nuclear reactor according to the third embodiment will be described with reference to FIG. The modification shown in FIG. 8 is different from the natural circulation nuclear reactor shown in FIGS. 6 and 7 except that the coolant mixing mechanism 30 includes a plurality of holes 30a.

すなわち図８において、冷却材混合機構３０は、ドライヤスカート１０に設けられた複数の孔３０ａからなっている。この場合、セパレータ２からの飽和冷却材１４Ｄは、孔３０ａ内を通過してダウンカマ部６へ流出する。この際、孔３０ａにより、飽和冷却材１４Ｄの流速が局所的に変化し、冷却材内に小さな渦が発生する。このようにして、孔３０ａが乱流プロモータとしての役割を果たし、タービン復水器からの冷却材１４Ａとセパレータ２からの飽和冷却材１４Ｄとの混合が促進される。   That is, in FIG. 8, the coolant mixing mechanism 30 includes a plurality of holes 30 a provided in the dryer skirt 10. In this case, the saturated coolant 14D from the separator 2 passes through the hole 30a and flows out to the downcomer portion 6. At this time, the flow rate of the saturated coolant 14D is locally changed by the holes 30a, and a small vortex is generated in the coolant. In this way, the hole 30a serves as a turbulent promoter, and mixing of the coolant 14A from the turbine condenser and the saturated coolant 14D from the separator 2 is promoted.

このように、本実施の形態によれば、ダウンカマ部６の上部に、例えば乱流プロモータまたは旋回流発生部材からなる冷却材混合機構３０が設けられているので、シュラウド５のシュラウドヘッド１２近傍における冷却材１４Ａの混合を促進することができる。これにより、ダウンカマ部６内の冷却材１４Ａの温度および流体密度を均一化して炉心流量の計測精度および信頼性を向上させることができる。   As described above, according to the present embodiment, the coolant mixing mechanism 30 made of, for example, a turbulent promoter or a swirling flow generating member is provided at the upper portion of the downcomer portion 6, so Mixing of the coolant 14A can be promoted. Thereby, the temperature and fluid density of the coolant 14A in the downcomer portion 6 can be made uniform, and the measurement accuracy and reliability of the core flow rate can be improved.

なお、図６乃至図８に示す第３の実施の形態と、図１および図２に示す第１の実施の形態、または図３乃至図５に示す第２の実施の形態とを組み合わせてもよい。   Note that the third embodiment shown in FIGS. 6 to 8 may be combined with the first embodiment shown in FIGS. 1 and 2 or the second embodiment shown in FIGS. Good.

第４の実施の形態
次に、本発明の第４の実施の形態について図９乃至図１１を参照して説明する。
ここで、図９は、本発明の第４の実施の形態を示す概略垂直断面図であり、図１０は、本発明の第４の実施の形態の変形例１を示す概略垂直断面図であり、図１０は、本発明の第４の実施の形態の変形例２を示す概略垂直断面図である。
図９乃至図１１に示す第４の実施の形態は、冷却材混合機構の構成が異なるものであり、他の構成は上述した第３の実施の形態と略同一である。図９乃至図１１において、図６乃至図８に示す第３の実施の形態と同一部分には同一の符号を付して詳細な説明は省略する。 Fourth Embodiment Next, a fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS.
Here, FIG. 9 is a schematic vertical sectional view showing a fourth embodiment of the present invention, and FIG. 10 is a schematic vertical sectional view showing a modification 1 of the fourth embodiment of the present invention. FIG. 10 is a schematic vertical sectional view showing a second modification of the fourth embodiment of the present invention.
The fourth embodiment shown in FIGS. 9 to 11 is different in the configuration of the coolant mixing mechanism, and the other configurations are substantially the same as those of the third embodiment described above. 9 to 11, the same parts as those of the third embodiment shown in FIGS. 6 to 8 are denoted by the same reference numerals, and detailed description thereof is omitted.

まず、図９により本実施の形態による自然循環型原子炉の概略について説明する。
図９に示すように、シュラウド５の側面外周に、三角柱型の突起からなる冷却材混合機構３１が設けられている。これにより、ダウンカマ部６内において冷却材１４Ａの乱流の発生が促進され、ダウンカマ部６内における冷却材１４Ａの混合が促進される。 First, the outline of the natural circulation reactor according to the present embodiment will be described with reference to FIG.
As shown in FIG. 9, a coolant mixing mechanism 31 including a triangular prism-shaped protrusion is provided on the outer periphery of the side surface of the shroud 5. Thereby, generation | occurrence | production of the turbulent flow of the coolant 14A is accelerated | stimulated in the downcomer part 6, and mixing of the coolant 14A in the downcomer part 6 is accelerated | stimulated.

なお、冷却材混合機構３１の形状は、凹形状または凸形状からなっていれば良く、三角柱型の突起に限定されない（例えば、後述する変形例１および２参照）。   The shape of the coolant mixing mechanism 31 may be a concave shape or a convex shape, and is not limited to a triangular prism type protrusion (for example, see Modifications 1 and 2 described later).

変形例１
次に第４の実施の形態における自然循環型原子炉の変形例１を図１０により説明する。図１０に示す変形例１は、冷却材混合機構３１がシュラウド５の側面外周に形成された螺旋溝３１ａからなっているものであり、他は図９に示す自然循環型原子炉と略同一である。 Modification 1
Next, modification 1 of the natural circulation nuclear reactor according to the fourth embodiment will be described with reference to FIG. In the first modification shown in FIG. 10, the coolant mixing mechanism 31 is composed of a spiral groove 31a formed on the outer periphery of the side surface of the shroud 5, and the others are substantially the same as the natural circulation nuclear reactor shown in FIG. is there.

すなわち図１０において、冷却材混合機構３１は、シュラウド５の側面外周に形成された螺旋溝３１ａからなっている。この螺旋溝３１ａは、シュラウド５の側面外周の全体に設けられている。   That is, in FIG. 10, the coolant mixing mechanism 31 includes a spiral groove 31 a formed on the outer periphery of the side surface of the shroud 5. The spiral groove 31 a is provided on the entire outer periphery of the side surface of the shroud 5.

これにより、ダウンカマ部６内の冷却材１４Ａに旋回流が発生し、冷却材１４Ａが混合され、ダウンカマ部６内の冷却材１４Ａの温度分布を解消することができる。   Thereby, a swirling flow is generated in the coolant 14 </ b> A in the downcomer portion 6, the coolant 14 </ b> A is mixed, and the temperature distribution of the coolant 14 </ b> A in the downcomer portion 6 can be eliminated.

変形例２
次に第４の実施の形態における自然循環型原子炉の変形例２を図１１により説明する。図１１に示す変形例２は、螺旋溝３１ｂがシュラウド５の側面外周の一部に設けられているものであり、他は図９に示す自然循環型原子炉と略同一である。 Modification 2
Next, modification 2 of the natural circulation nuclear reactor according to the fourth embodiment will be described with reference to FIG. In Modification 2 shown in FIG. 11, the spiral groove 31 b is provided in a part of the outer periphery of the side surface of the shroud 5, and the others are substantially the same as the natural circulation nuclear reactor shown in FIG. 9.

すなわち図１１において、冷却材混合機構３１は、シュラウド５の側面外周に形成された螺旋溝３１ｂからなっている。この螺旋溝３１ｂは、シュラウド５の側面外周の上部に部分的に設けられている。なお、螺旋溝３１ｂは、シュラウド５の側面外周のいずれか一部分に設けられていれば良く、シュラウド５の側面外周の中央部または下部であっても良い。   That is, in FIG. 11, the coolant mixing mechanism 31 includes a spiral groove 31 b formed on the outer periphery of the side surface of the shroud 5. The spiral groove 31 b is partially provided on the upper portion of the outer periphery of the side surface of the shroud 5. In addition, the spiral groove 31b should just be provided in any one part of the outer periphery of the side surface of the shroud 5, and may be the center part or lower part of the outer periphery of the side surface of the shroud 5.

このような螺旋溝３１ｂにより、ダウンカマ部６内の冷却材１４Ａに旋回流が発生し、冷却材１４Ａが混合され、ダウンカマ部６内の冷却材１４Ａの温度分布を解消することができる。   By such a spiral groove 31b, a swirling flow is generated in the coolant 14A in the downcomer portion 6, the coolant 14A is mixed, and the temperature distribution of the coolant 14A in the downcomer portion 6 can be eliminated.

このように、本実施の形態によれば、シュラウド５の側面外周に、凹形状または凸形状からなる冷却材混合機構３１が設けられているので、ダウンカマ部６内の冷却材１４Ａの混合を促進することができる。これにより、ダウンカマ部６内の冷却材１４Ａの温度および流体密度を均一化して炉心流量の計測精度および信頼性を向上させることができる。   As described above, according to the present embodiment, the coolant mixing mechanism 31 having a concave shape or a convex shape is provided on the outer periphery of the side surface of the shroud 5, so that the mixing of the coolant 14 </ b> A in the downcomer portion 6 is promoted. can do. Thereby, the temperature and fluid density of the coolant 14A in the downcomer portion 6 can be made uniform, and the measurement accuracy and reliability of the core flow rate can be improved.

なお、図９乃至図１１に示す第４の実施の形態と、図１および図２に示す第１の実施の形態、図３乃至図５に示す第２の実施の形態、または図６乃至図８に示す第３の実施の形態とを組み合わせてもよい。   The fourth embodiment shown in FIGS. 9 to 11, the first embodiment shown in FIGS. 1 and 2, the second embodiment shown in FIGS. 3 to 5, or the FIGS. 8 may be combined with the third embodiment shown in FIG.

第５の実施の形態
次に、本発明の第５の実施の形態について図１２を参照して説明する。
ここで、図１２は、本発明の第５の実施の形態を示す概略水平断面図である。
図１２に示す第５の実施の形態は、シュラウド５は、シュラウド５の中心軸Ｘ５が原子炉圧力容器４の中心軸Ｘ４に対して偏心するように設置されている点が異なるものであり、他の構成は上述した従来の自然循環型原子炉と略同一である。図１２において、図１３に示す自然循環型原子炉と同一部分には同一の符号を付して詳細な説明は省略する。 Fifth Embodiment Next, a fifth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
Here, FIG. 12 is a schematic horizontal sectional view showing a fifth embodiment of the present invention.
Fifth embodiment shown in FIG. 12, the shroud 5 is intended to point to the central axis X 5 of the shroud 5 is mounted for eccentric to the central axis X 4 of the reactor pressure vessel 4 is different The other configuration is substantially the same as that of the conventional natural circulation reactor described above. 12, the same parts as those in the natural circulation nuclear reactor shown in FIG. 13 are denoted by the same reference numerals, and detailed description thereof is omitted.

まず、図１２により本実施の形態による自然循環型原子炉の概略について説明する。
図１２に示すように、原子炉圧力容器４とシュラウド５は、ともに水平断面が円形状からなっている。このうちシュラウド５は、シュラウド５の中心軸Ｘ５が原子炉圧力容器４の中心軸Ｘ４に対して偏心するように設置されている。したがって、ダウンカマ部６の水平断面において、広い部分と狭い部分とが存在する。 First, the outline of the natural circulation reactor according to the present embodiment will be described with reference to FIG.
As shown in FIG. 12, both the reactor pressure vessel 4 and the shroud 5 have a circular horizontal cross section. Among these, the shroud 5 is installed such that the central axis X 5 of the shroud 5 is eccentric with respect to the central axis X 4 of the reactor pressure vessel 4. Therefore, there are a wide portion and a narrow portion in the horizontal cross section of the downcomer portion 6.

この場合、冷却材１４Ａは、ダウンカマ部６の狭い部分から広い部分へ流れるようになり（図１２の矢印）、ダウンカマ部６の冷却材が混合される。これにより、ダウンカマ部６内の冷却材１４Ａの温度および流体密度を均一化して炉心流量の計測精度および信頼性を向上させることができる。   In this case, the coolant 14A flows from the narrow portion of the downcomer portion 6 to the wide portion (arrow in FIG. 12), and the coolant of the downcomer portion 6 is mixed. Thereby, the temperature and fluid density of the coolant 14A in the downcomer portion 6 can be made uniform, and the measurement accuracy and reliability of the core flow rate can be improved.

以上、本発明の好適な実施の形態について説明してきたが、本発明は上述の各実施の形態に限定されるものではなく、発明の主旨を逸脱しない範囲で種々の変形をとることができる。また、複数の実施の形態を組み合わせて実施することも可能である。例えば、図１２に示す第５の実施の形態と図１および図２に示す第１の実施の形態、図３乃至図５に示す第２の実施の形態、図６乃至図８に示す第３の実施の形態、または図９乃至図１１に示す第４の実施の形態とを組み合わせてもよい。   The preferred embodiments of the present invention have been described above, but the present invention is not limited to the above-described embodiments, and various modifications can be made without departing from the spirit of the invention. It is also possible to implement a combination of a plurality of embodiments. For example, the fifth embodiment shown in FIG. 12, the first embodiment shown in FIGS. 1 and 2, the second embodiment shown in FIGS. 3 to 5, and the third embodiment shown in FIGS. Or the fourth embodiment shown in FIGS. 9 to 11 may be combined.

本発明による自然循環型原子炉の第１の実施の形態を示す概略垂直断面図。1 is a schematic vertical sectional view showing a first embodiment of a natural circulation nuclear reactor according to the present invention. 本発明による自然循環型原子炉の第１の実施の形態を示す概略水平断面図。1 is a schematic horizontal sectional view showing a first embodiment of a natural circulation nuclear reactor according to the present invention. 本発明による自然循環型原子炉の第２の実施の形態を示す概略垂直断面図。FIG. 3 is a schematic vertical sectional view showing a second embodiment of a natural circulation nuclear reactor according to the present invention. 本発明による自然循環型原子炉の第２の実施の形態における絞り部材を示す拡大断面図。The expanded sectional view which shows the throttle member in 2nd Embodiment of the natural circulation type | mold nuclear reactor by this invention. 本発明による自然循環型原子炉の第２の実施の形態の変形例を示す拡大断面図。The expanded sectional view which shows the modification of 2nd Embodiment of the natural circulation type nuclear reactor by this invention. 本発明による自然循環型原子炉の第３の実施の形態を示す概略垂直断面図。FIG. 5 is a schematic vertical sectional view showing a third embodiment of a natural circulation nuclear reactor according to the present invention. 本発明による自然循環型原子炉の第３の実施の形態を示す概略水平断面図。FIG. 5 is a schematic horizontal sectional view showing a third embodiment of a natural circulation nuclear reactor according to the present invention. 本発明による自然循環型原子炉の第３の実施の形態の変形例を示す斜視図。The perspective view which shows the modification of 3rd Embodiment of the natural circulation type nuclear reactor by this invention. 本発明による自然循環型原子炉の第４の実施の形態を示す概略垂直断面図。FIG. 5 is a schematic vertical sectional view showing a fourth embodiment of a natural circulation reactor according to the present invention. 本発明による自然循環型原子炉の第４の実施の形態の変形例１を示す概略垂直断面図。FIG. 9 is a schematic vertical sectional view showing a first modification of the fourth embodiment of the natural circulation nuclear reactor according to the present invention. 本発明による自然循環型原子炉の第４の実施の形態の変形例２を示す概略垂直断面図。FIG. 9 is a schematic vertical sectional view showing a second modification of the fourth embodiment of the natural circulation nuclear reactor according to the present invention. 本発明による自然循環型原子炉の第５の実施の形態を示す概略水平断面図。FIG. 9 is a schematic horizontal sectional view showing a fifth embodiment of a natural circulation reactor according to the present invention. 従来の自然循環型原子炉を示す概略垂直断面図。1 is a schematic vertical sectional view showing a conventional natural circulation nuclear reactor. 従来の自然循環型原子炉における炉心流量と原子炉出力との関係を示す特性図。The characteristic figure which shows the relationship between the core flow volume and reactor power in the conventional natural circulation type | mold reactor.

符号の説明Explanation of symbols

１・・・自然循環型原子炉、２・・・セパレータ、３・・・給水スパージャ、４・・・原子炉圧力容器、５・・・シュラウド、６・・・ダウンカマ部、７・・・シュラウドレグ、９・・・ドライヤ（蒸気乾燥器）、１０・・・ドライヤスカート、１１・・・主蒸気配管、１２・・・シュラウドヘッド、１３・・・炉心、１４・・・給水配管、１４Ａ・・・冷却材、１４Ｂ・・・気液二相流、１４Ｃ・・・飽和蒸気、１４Ｄ・・・飽和冷却材、２１・・・環状板、２１ａ・・・流路孔、２２・・・整流ガイド管、２３・・・回転式絞り機構、２４・・・ベンチュリー流量計、２５・・・絞り駆動軸、２６・・・制御機構、２７・・・絞り部材、２８・・・差圧計、２９・・・流路閉塞板、２９ａ・・・オリフィス孔、３０・・・冷却材混合機構、３０ａ・・・孔、３１・・・冷却材混合機構、３１ａ・・・螺旋溝、３１ｂ・・・螺旋溝 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Natural circulation type reactor, 2 ... Separator, 3 ... Water supply sparger, 4 ... Reactor pressure vessel, 5 ... Shroud, 6 ... Downcomer part, 7 ... Shroud Legs, 9 ... dryer (steam dryer), 10 ... dryer skirt, 11 ... main steam piping, 12 ... shroud head, 13 ... core, 14 ... water supply piping, 14A .... Coolant, 14B ... Gas-liquid two-phase flow, 14C ... Saturated steam, 14D ... Saturated coolant, 21 ... Annular plate, 21a ... Channel hole, 22 ... Rectification Guide tube, 23 ... Rotary throttle mechanism, 24 ... Venturi flow meter, 25 ... Throttle drive shaft, 26 ... Control mechanism, 27 ... Throttle member, 28 ... Differential pressure gauge, 29 ... Flow path blocking plate, 29a ... Orifice hole, 30 ... Coolant mixing mechanism 30a ... hole, 31 ... coolant mixing mechanism, 31a ... spiral groove, 31b ... spiral groove

Claims (11)

原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、を有し、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に、冷却材が流れるダウンカマ部が形成された自然循環型原子炉において、
ダウンカマ部の下方に原子炉圧力容器の円周方向に沿って設けられた環状板と、
環状板に穿設され、原子炉圧力容器の軸線と平行する方向に延びるとともに、円筒形状からなる複数の整流ガイド管と、
各整流ガイド管に設けられ、整流ガイド管内の流路面積を任意に変更可能な回転式絞り機構と、
少なくとも１つの整流ガイド管内に設けられ、整流ガイド管内を流れる冷却材の流量を計測するベンチュリー流量計と、を備え、
ベンチュリー流量計の計測値に基づいて、制御機構により回転式絞り機構を制御することにより炉心における冷却材の流量を調整することを特徴とする自然循環型原子炉。 The reactor has a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, and a core installed in the shroud, and a downcomer portion through which coolant flows is formed between the reactor pressure vessel and the shroud. In a natural circulation reactor
An annular plate provided along the circumferential direction of the reactor pressure vessel below the downcomer portion,
A plurality of rectifying guide tubes formed in an annular plate, extending in a direction parallel to the axis of the reactor pressure vessel, and having a cylindrical shape;
A rotary throttle mechanism provided in each rectifying guide pipe and capable of arbitrarily changing the flow passage area in the rectifying guide pipe;
A venturi flow meter provided in at least one rectifying guide pipe and measuring a flow rate of a coolant flowing in the rectifying guide pipe;
A natural circulation nuclear reactor characterized in that the flow rate of the coolant in the core is adjusted by controlling the rotary throttle mechanism by the control mechanism based on the measured value of the venturi flowmeter. 原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、を有し、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に、冷却材が流れるダウンカマ部が形成された自然循環型原子炉において、
ダウンカマ部の下方に原子炉圧力容器の円周方向に沿って設けられ、冷却材が流れる複数の流路孔が形成された環状板と、
環状板の各流路孔内に設けられ、流路孔内の流路面積を任意に変更する回転式絞り機構と、
環状板上方におけるシュラウド外周側面に設けられ、ダウンカマ部の流路を狭める垂直断面半楕円形状からなる絞り部材と、を備え、
ダウンカマ部内の絞り部材の上方と下方との圧力差を差圧計により計測し、この圧力差に基づいて、制御機構により回転式絞り機構を調整することにより、炉心における冷却材の流量を調整することを特徴とする自然循環型原子炉。 The reactor has a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, and a core installed in the shroud, and a downcomer portion through which coolant flows is formed between the reactor pressure vessel and the shroud. In a natural circulation reactor
An annular plate provided below the downcomer portion along the circumferential direction of the reactor pressure vessel, and formed with a plurality of flow path holes through which the coolant flows,
A rotary throttle mechanism that is provided in each channel hole of the annular plate and arbitrarily changes the channel area in the channel hole;
A throttle member provided on the outer peripheral side surface of the shroud above the annular plate and having a semi-elliptical vertical section that narrows the flow path of the downcomer portion,
The pressure difference between the upper and lower parts of the throttle member in the downcomer is measured by a differential pressure gauge, and the flow rate of the coolant in the core is adjusted by adjusting the rotary throttle mechanism by the control mechanism based on this pressure difference. A natural circulation reactor characterized by 原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、を有し、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に、冷却材が流れるダウンカマ部が形成された自然循環型原子炉において、
ダウンカマ部の下方に原子炉圧力容器の円周方向に沿って設けられ、冷却材が流れる複数の流路孔が形成された環状板と、
環状板の各流路孔内に設けられ、流路孔内の流路面積を任意に変更する回転式絞り機構と、
環状板上方においてダウンカマ部を閉塞するように設けられ、複数のオリフィス孔が形成されるとともに、環形状からなる流路閉塞板と、を備え、
ダウンカマ部内の流路閉塞板の上方と下方との圧力差を差圧計により計測し、この圧力差に基づいて、制御機構により回転式絞り機構を調整することにより、炉心における冷却材の流量を調整することを特徴とする自然循環型原子炉。 The reactor has a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, and a core installed in the shroud, and a downcomer portion through which coolant flows is formed between the reactor pressure vessel and the shroud. In a natural circulation reactor
An annular plate provided below the downcomer portion along the circumferential direction of the reactor pressure vessel and having a plurality of flow path holes through which the coolant flows,
A rotary throttle mechanism that is provided in each channel hole of the annular plate and arbitrarily changes the channel area in the channel hole;
Provided to close the downcomer portion above the annular plate, a plurality of orifice holes are formed, and a flow passage closing plate having an annular shape,
The pressure difference between the upper and lower sides of the channel blockage plate in the downcomer is measured with a differential pressure gauge, and the flow rate of the coolant in the core is adjusted by adjusting the rotary throttle mechanism with the control mechanism based on this pressure difference. A natural circulation reactor characterized by 原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、を有し、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に、冷却材が流れるダウンカマ部が形成された自然循環型原子炉において、
ダウンカマ部の上部に、乱流プロモータまたは旋回流発生部材からなる冷却材混合機構が設けられ、
冷却材混合機構は、シュラウド上部のシュラウドヘッド近傍において冷却材の混合を促進することを特徴とする自然循環型原子炉。 The reactor has a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, and a core installed in the shroud, and a downcomer portion through which coolant flows is formed between the reactor pressure vessel and the shroud. In a natural circulation reactor
A coolant mixing mechanism consisting of a turbulent promoter or a swirl flow generating member is provided at the upper part of the downcomer part,
A natural circulation nuclear reactor characterized in that the coolant mixing mechanism promotes mixing of coolant in the vicinity of the shroud head at the top of the shroud. シュラウドヘッド上方にドライヤスカートが設けられ、冷却材混合機構は、ドライヤスカートに設けられていることを特徴とする請求項４に記載の自然循環型原子炉。   The natural circulation nuclear reactor according to claim 4, wherein a dryer skirt is provided above the shroud head, and the coolant mixing mechanism is provided in the dryer skirt. 冷却材混合機構は、シュラウドヘッドに設けられていることを特徴とする請求項４に記載の自然循環型原子炉。   The natural circulation reactor according to claim 4, wherein the coolant mixing mechanism is provided in the shroud head. 原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、を有し、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に、冷却材が流れるダウンカマ部が形成された自然循環型原子炉において、
シュラウドの側面外周に、凹形状または凸形状からなる冷却材混合機構が設けられ、
冷却材混合機構は、ダウンカマ部内における冷却材の混合を促進することを特徴とする自然循環型原子炉。 The reactor has a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, and a core installed in the shroud, and a downcomer portion through which coolant flows is formed between the reactor pressure vessel and the shroud. In a natural circulation reactor
A coolant mixing mechanism having a concave shape or a convex shape is provided on the outer periphery of the side surface of the shroud,
A natural circulation nuclear reactor characterized in that the coolant mixing mechanism promotes mixing of the coolant in the downcomer section. 冷却材混合機構は、シュラウドの側面外周に形成された螺旋溝からなり、シュラウドの側面外周の少なくとも一部に設けられていることを特徴とする請求項７に記載の自然循環型原子炉。   The natural circulation nuclear reactor according to claim 7, wherein the coolant mixing mechanism is formed of a spiral groove formed on the outer periphery of the side surface of the shroud, and is provided on at least a part of the outer periphery of the side surface of the shroud. 原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、を有し、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に、冷却材が流れるダウンカマ部が形成された自然循環型原子炉において、
原子炉圧力容器とシュラウドは、水平断面が円形状からなり、
シュラウドは、シュラウドの中心軸が原子炉圧力容器の中心軸に対して偏心するように設置されていることを特徴とする自然循環型原子炉。 The reactor has a reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, and a core installed in the shroud, and a downcomer portion through which coolant flows is formed between the reactor pressure vessel and the shroud. In a natural circulation reactor
The reactor pressure vessel and shroud have a circular horizontal cross section,
The shroud is a natural circulation nuclear reactor characterized in that the central axis of the shroud is arranged to be eccentric with respect to the central axis of the reactor pressure vessel. 原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に形成される冷却材が流れるダウンカマ部の下方に原子炉圧力容器の円周方向に沿って設けられた環状板と、環状板に穿設され原子炉圧力容器の軸線と平行する方向に延び円筒形状からなる複数の整流ガイド管と、を有する自然循環型原子炉の出力を制御する方法であって、
少なくとも１つの整流ガイド管についてその内部を流れる冷却材の流量を計測する工程と、
この流量の計測値に基づいて、各整流ガイド管に設けられた回転式絞り機構を制御することにより整流ガイド管内の流路面積を変更する工程と、
を有することを特徴とする自然循環型原子炉の出力制御方法。 A reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, a core installed in the shroud, and an atom below the downcomer portion through which coolant formed between the reactor pressure vessel and the shroud flows. Natural circulation having an annular plate provided along the circumferential direction of the reactor pressure vessel, and a plurality of rectifying guide tubes formed in the annular plate and extending in a direction parallel to the axis of the reactor pressure vessel and having a cylindrical shape A method for controlling the output of a nuclear reactor,
Measuring the flow rate of the coolant flowing through the at least one rectifying guide tube;
Based on the measured value of the flow rate, the step of changing the flow path area in the rectifying guide pipe by controlling the rotary throttle mechanism provided in each rectifying guide pipe,
A power control method for a natural circulation reactor characterized by comprising: 原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドと、シュラウド内に設置された炉心と、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に形成される冷却材が流れるダウンカマ部の下方に原子炉圧力容器の円周方向に沿って設けられた環状板と、環状板上方に設けられダウンカマ部の流路を狭める絞り手段と、を有する自然循環型原子炉の出力を制御する方法であって、
ダウンカマ部内の絞り手段の上方と下方との圧力差を測定する工程と、
この圧力差に基づいて、環状板の流路孔に設けられた回転式絞り機構を制御することにより流路孔の流路面積を変更する工程と、
を有することを特徴とする自然循環型原子炉の出力制御方法。 A reactor pressure vessel, a shroud installed in the reactor pressure vessel, a core installed in the shroud, and an atom below the downcomer portion through which coolant formed between the reactor pressure vessel and the shroud flows. A method for controlling the output of a natural circulation reactor having an annular plate provided along the circumferential direction of the reactor pressure vessel, and a throttle means provided above the annular plate to narrow the flow path of the downcomer portion. ,
Measuring the pressure difference between the upper and lower sides of the throttle means in the downcomer section;
Based on this pressure difference, the step of changing the channel area of the channel hole by controlling the rotary throttle mechanism provided in the channel hole of the annular plate,
A power control method for a natural circulation reactor characterized by comprising:
JP2006300081A 2006-11-06 2006-11-06 Natural circulation reactor and its power control method Expired - Fee Related JP5052097B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2006300081A JP5052097B2 (en) 2006-11-06 2006-11-06 Natural circulation reactor and its power control method

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2006300081A JP5052097B2 (en) 2006-11-06 2006-11-06 Natural circulation reactor and its power control method

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2008116334A true JP2008116334A (en) 2008-05-22
JP5052097B2 JP5052097B2 (en) 2012-10-17

Family

ID=39502379

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2006300081A Expired - Fee Related JP5052097B2 (en) 2006-11-06 2006-11-06 Natural circulation reactor and its power control method

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP5052097B2 (en)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010210529A (en) * 2009-03-12 2010-09-24 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Boiling water reactor
JP2011069752A (en) * 2009-09-28 2011-04-07 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Boiling water reactor
KR101098557B1 (en) 2009-03-09 2011-12-26 한국과학기술원 Passive-type injection tank, injection method, and safety injection tank and injection method using the same
CN103871513A (en) * 2012-12-13 2014-06-18 中国核动力研究设计院 Reactor pressure vessel distributed simulation structure in integral simulation test

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH04286993A (en) * 1990-11-19 1992-10-12 General Electric Co <Ge> Method for augmenting load follow-up or spectrum shift function of nuclear reactor of single sprinkling natural boiled water circulation type
JP2003344574A (en) * 2002-05-24 2003-12-03 Hitachi Ltd Natural circulation nuclear reactor system and operation method therefor
JP2005345158A (en) * 2004-05-31 2005-12-15 Toshiba Corp Boiling water reactor installation and method for renewing it

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH04286993A (en) * 1990-11-19 1992-10-12 General Electric Co <Ge> Method for augmenting load follow-up or spectrum shift function of nuclear reactor of single sprinkling natural boiled water circulation type
JP2003344574A (en) * 2002-05-24 2003-12-03 Hitachi Ltd Natural circulation nuclear reactor system and operation method therefor
JP2005345158A (en) * 2004-05-31 2005-12-15 Toshiba Corp Boiling water reactor installation and method for renewing it

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101098557B1 (en) 2009-03-09 2011-12-26 한국과학기술원 Passive-type injection tank, injection method, and safety injection tank and injection method using the same
JP2010210529A (en) * 2009-03-12 2010-09-24 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Boiling water reactor
JP2011069752A (en) * 2009-09-28 2011-04-07 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Boiling water reactor
CN103871513A (en) * 2012-12-13 2014-06-18 中国核动力研究设计院 Reactor pressure vessel distributed simulation structure in integral simulation test
CN103871513B (en) * 2012-12-13 2016-06-29 中国核动力研究设计院 Reactor pressure vessel distributed simulation structure in integral simulation test

Also Published As

Publication number Publication date
JP5052097B2 (en) 2012-10-17

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5497454B2 (en) Pressurized water reactor skirt rectifier
JP5052097B2 (en) Natural circulation reactor and its power control method
WO2007100041A1 (en) Gas-water separator
JPH081361U (en) Modular steam separator
KR20140091714A (en) Pressurized water reactor with upper plenum including cross-flow blocking weir
JP4599319B2 (en) Steam separator
JPH04286993A (en) Method for augmenting load follow-up or spectrum shift function of nuclear reactor of single sprinkling natural boiled water circulation type
CN1021160C (en) Power control method and apparatus for natural circulating reactors
JP2007232505A (en) Natural circulation type boiling water reactor
JPH0727052B2 (en) A method for providing load following capability to a natural circulation boiling water reactor with free surface vapor separation.
US6504888B1 (en) Apparatus and methods of flow measurement for a boiling water reactor internal pump
JPS599877B2 (en) Reactor
US20070274428A1 (en) Natural circulation type boiling water reactor
KR20000034853A (en) Core internals of pressurized water reactor vessel
JP3971146B2 (en) Steam separator and boiling water reactor
JP2012058113A (en) Steam separation facility for nuclear reactor
JP4709602B2 (en) Reactor water supply equipment
JPH03103798A (en) System for giving natural circulating boiling water reactor with load following/ spectral shift faculty
JP2012112590A (en) Steam generator, and nuclear power plant
JP2971460B1 (en) Structure to promote mixing of fluid to be heated in reactor vessel
JP4504343B2 (en) Natural circulation boiling water reactor
EP0994488A1 (en) Upper core supporting structure for nuclear reactor with coolant flow stabilizing facility
Chuanxin et al. Experimental Investigation on Critical Heat Flux in Horizontal Tube
JPS63315984A (en) Method for normalizing core temperature of boiling water reactor
JPH05209979A (en) Startup method for nuclear reactor

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20090403

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20120330

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20120528

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20120629

A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20120724

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20150803

Year of fee payment: 3

LAPS Cancellation because of no payment of annual fees