JP4155495B2

JP4155495B2 - Cooling equipment for reactor isolation

Info

Publication number: JP4155495B2
Application number: JP2002108034A
Authority: JP
Inventors: 和夫久島
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2002-04-10
Filing date: 2002-04-10
Publication date: 2008-09-24
Anticipated expiration: 2022-04-10
Also published as: JP2003302490A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉の通常時の給水設備が使用不能となった場合にこれに代わって原子炉への給水を行い、炉心の冷却に必要な水位を維持する機能を有する原子炉隔離時冷却設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】
沸騰水型原子力プラントでは、原子炉で発生した蒸気により直接タービン発電機を回転させ、発電を行う。タービン発電機を回転させた後の蒸気は、復水器により冷却・凝縮され、給水設備により再び原子炉へ供給される。何らかの理由により通常の給水設備が使用不能となった場合には、直ちに原子炉に制御棒が挿入され、核***反応を停止するが、核燃料は未臨界となった後も崩壊熱を発生し続けるため、これを冷却するための非常用の給水設備として、原子炉隔離時冷却設備を備えている。本設備はまた、原子炉につながる配管の破断のような事故発生時に、原子炉へ冷却水を供給する機能も有している。
【０００３】
図４は、従来の原子炉隔離時冷却設備の構成例を示す。図４において、原子炉隔離時冷却設備は、原子炉１へ給水配管１５を介して通常の復水器からの給水が不能となった場合に水源となり、また通常運転時、定期点検時の常用水源となる復水貯蔵槽２と、事故時に水源となり、さらに図示しない原子炉格納容器内の事故時に放出された蒸気を凝縮させるサプレッション・プール３とを有する。また、原子炉１から取り出された蒸気により駆動され、復水貯蔵槽２またはサプレッション・プール３の水を原子炉１へ供給するタービン・ポンプ４と、タービン・ポンプ４のポンプ流量（以下、単に「流量」という）を監視する流量計５とが設けられている。このタービンポンプ４と復水貯蔵槽２およびサプレッション・プール３は吸込配管７によって接続されており、タービンポンプ４と給水配管１５は吐出配管１０によって連結されている。
【０００４】
原子炉隔離時冷却設備にはさらに、待機中に原子炉隔離時冷却設備を原子炉１から隔離する止め弁１７が吐出配管１０に設けられている。また、吸込配管７には、水源を切り替えるための復水貯蔵槽側吸込弁８およびサプレッション・プール側吸込弁９が設けられている。
【０００５】
さらに、主蒸気管１６から駆動蒸気をタービン・ポンプ４のタービン４ａに導く蒸気供給配管１１が主蒸気管１６から分岐されており、この蒸気供給配管１１にはタービン・ポンプ４への駆動蒸気の供給と停止を切り替えるための蒸気入口弁１２と、タービン・ポンプ４のタービン４ａへ導かれる駆動蒸気流量を調整するための蒸気加減弁１３とが設けられている。このタービン・ポンプ４で駆動使用された蒸気は排気配管１４を介してサプレッション・プール３に至る構成となっている。
【０００６】
図５は、図４の原子炉隔離時冷却設備のタービン・ポンプ４を構成するタービン４ａの制御系の構成例を示す。図５において、蒸気加減弁１３の弁棒２１にはピストン２２ａが接続され、ピストン２２ａはシリンダ２２内で往復運動できるように構成されている。ピストン２２ａは油圧システム３１によって駆動され、油圧システム３１はタービン制御装置３２によって制御される。
【０００７】
何らかの理由により通常の給水設備が使用不能となった場合、原子炉１の水位が低下して水位低設定値に至ると、原子炉隔離時冷却設備の起動信号が発せられ、図４に示す蒸気入口弁１２、止め弁１７が全開するとともに、タービン・ポンプ４の流量制御が開始される。
【０００８】
タービン・ポンプ４の流量制御として、吐出配管１０に設けられた流量計５により検出されたタービン・ポンプ４の流量を、タービン制御装置３２において予め設定された定格流量と比較する。この偏差に応じた信号が油圧システム３１に送られ、これによってピストン２２ａが作動して、蒸気加減弁１３の開度を変える。これによって、タービン・ポンプ４のタービン４ａへの駆動蒸気流量が調整され、タービン・ポンプ４の回転数が変化してタービン・ポンプ４の流量が制御される。
【０００９】
待機状態では、図４に示すように、復水貯蔵槽側吸込弁８を全開、サプレッション・プール側吸込弁９を全閉としており、タービン・ポンプ４の初期水源は復水貯蔵槽２となるが、必要に応じサプレッション・プール３に切り替えることも可能なようにしている。なお、図において、白抜きで示す弁（たとえば図４の弁８、１２)は開状態を表し、黒塗りで示す弁（たとえば図４の弁９）は閉状態を表す。
【００１０】
タービン・ポンプ４により吐出された水は、吐出配管１０、給水配管１５を経て原子炉１に送られる。一方、タービン・ポンプ４のタービン４ａの駆動蒸気は、原子炉１から主蒸気管１６、蒸気供給配管１１を経てタービン・ポンプ４のタービン４ａに供給され、これを回転させた後、排気蒸気として排気配管１４を経てサプレッション・プール３へ送られ、凝縮される。
【００１１】
原子炉１の水位が回復し、水位高設定値に達すると、原子炉隔離時冷却設備の停止信号が発せられ、蒸気入口弁１２、蒸気加減弁１３、止め弁１７は全閉となる。この後、再び原子炉１の水位が低下して水位低設定値に至ると、原子炉隔離時冷却設備の起動信号が発せられる。
【００１２】
原子炉隔離時冷却設備は、原子炉１の水位に応じて自動的に起動、停止を繰り返す設計としているが、運転員がタービン制御装置３２を操作することにより、タービン・ポンプ４の回転数を変化させ、原子炉１への給水流量を調整し、起動、停止の頻度を減らすことも可能なようにしている。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】
ところで、従来の原子炉隔離時冷却設備では、電気と油圧によるタービン制御系を採用していることから、タービン制御系全体が複雑化、大型化し、保守点検時の負担も大きくなっている。タービン・ポンプ４の吐出圧力を直接利用した機械式制御系を採用すれば、簡素化は可能であるが、従来のように運転員が手動操作によりタービン・ポンプ４の回転数を変化させ、原子炉１への給水流量を調整することはできなくなる。
【００１４】
本発明の目的は、簡素化されたタービン制御系を有し、運転員が手動操作により原子炉への給水流量を調整することが可能な原子炉隔離時冷却設備を提供することにある。
【００１５】
【課題を解決するための手段】
本発明は上記目的を達成するものであって、請求項１の発明は、原子炉の通常運転時に使用される原子炉給水設備が使用不能となった場合にこれに代わって原子炉への給水を行い、原子炉内の水位を炉心の冷却に必要な水位に維持する機能を有する沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却設備において、復水器からの給水が不能となった場合に水源となる復水貯蔵槽と、原子炉の事故時に水源となるサプレッション・プールと、原子炉から取り出した蒸気により駆動され、前記復水貯蔵槽またはサプレッション・プールの水を原子炉へ供給するタービン・ポンプと、前記復水貯蔵槽およびサプレッション・プールから前記タービン・ポンプに至る吸込配管と、前記吸込配管に設けられ、水源を切り替えるための復水貯蔵槽側吸込弁およびサプレッション・プール側吸込弁と、前記タービン・ポンプから原子炉に至る吐出配管と、原子炉から前記タービン・ポンプのタービンに至る蒸気供給配管と、前記蒸気供給配管に設けられ、前記タービン・ポンプのタービンへの駆動蒸気の供給と停止を切り替えるための蒸気入口弁と、前記蒸気供給配管に設けられ、前記タービン・ポンプのタービンへの駆動蒸気流量を調整するための蒸気加減弁と、前記タービン・ポンプのタービンから前記サプレッション・プールに至る排気配管と、
前記吐出配管に設けられ、前記蒸気加減弁の開度を調節する差圧検出配管が設けられたフローノズルと、前記タービン・ポンプの流量を監視する流量計と、前記タービン・ポンプの流量を調整する流量調整弁と、前記原子炉隔離時冷却設備を原子炉から隔離するための止め弁と、を備え、
前記流量調整弁は空気源によって作動し、前記空気源が喪失した時には前記流量調整弁が全開となることにより、前記タービン・ポンプの定格流量を確保可能とするとともに、待機中は前記流量調整弁を全開とし前記止め弁を全閉とすること、を特徴とする。
請求項１に記載の発明によれば、簡素化されたタービン制御系を用いて、運転員が手動操作により原子炉への給水流量を調整することができる。また、運転員が手動操作により原子炉への給水流量を調整中に流量調整弁の作動用空気源が喪失しても、タービン・ポンプの定格流量を確保できる。
【００１８】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の形態について、図１〜図３を参照して詳細に説明する。ここで、従来と、または相互に共通または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【００１９】
［第１の実施の形態］
図１および図２は、本実施の形態による原子炉隔離時冷却設備の構成例を示す。図１において、図４および図５に示した従来の原子炉隔離時冷却設備と異なる点を説明すると、次のとおりである。すなわち、タービン・ポンプ４から原子炉１に至る吐出配管１０に止め弁１７（図４）がなく、その代わりに、流量調整弁６が配置されている。この流量調整弁６は、タービン・ポンプ４の流量を調整するとともに、待機中は本原子炉隔離時冷却設備を原子炉１から隔離する。
【００２０】
図２は、図１の原子炉隔離時冷却設備のタービン・ポンプ４のタービン制御系の構成例を示す。図２において、蒸気加減弁１３の弁棒２１にはピストン２２ａが接続され、ピストン２２ａはシリンダ２２内で往復運動できるようになっている。シリンダ２２のピストン２２ａをはさんで両側に、低圧側差圧検出配管２４および高圧側差圧検出配管２５が接続されている。高圧側差圧検出配管２５側の水圧が相対的に大きくなると、ピストン２２ａが押し下げられ、蒸気加減弁１３の開度が大きくなる向きに接続されている。
【００２１】
一方、タービン・ポンプ４のポンプ吐出側には、流路が縮小するフローノズル２３が配置されており、フローノズル２３の流路縮小部は低圧側差圧検出配管２４に接続され、フローノズル２３の流路面積回復部が高圧側差圧検出配管２５に接続されている。さらに、ピストン２２ａを押し上げて蒸気加減弁１３の開度を小さくする向きに付勢するように、ばね２６が配置されている。
【００２２】
次に、以上のように構成した本実施の形態の原子炉隔離時冷却設備の作用について説明する。図１および図２において、何らかの理由により通常の給水設備が使用不能となった場合、原子炉１の水位が低下して水位低設定値に至ると、原子炉隔離時冷却設備の起動信号が発せられ、図１に示した蒸気入口弁１２および流量調整弁６が全開する。この結果、蒸気加減弁１３を経てタービン・ポンプ４に駆動蒸気が流入し、タービン・ポンプ４が起動する。
【００２３】
タービン・ポンプ４の流量増加に伴い、フローノズル２３で発生する差圧は流量の二乗にほぼ比例して増加する。なお、ここで差圧が生じるのは、フローノズル２３で流路面積が絞られているために、絞り部で流速が増し、動圧が増す分だけ静圧が低下することによる。
【００２４】
この差圧は、低圧側差圧検出配管２４および高圧側差圧検出配管２５を満たした水を介してピストン２２ａに伝えられ、弁棒２１を押し下げる方向に作用する。弁棒２１を押し上げる方向には駆動蒸気の圧力およびばね２６のばね力が作用しており、タービン・ポンプ４の流量が定格流量となった時に、これらの弁棒２１に作用する力のつりあいにより定まる蒸気加減弁１３の開度が、ちょうど定格流量を吐出させるのに必要な駆動蒸気流量を流すのに必要な開度となるようにしている。
【００２５】
待機状態では、図１に示すように、復水貯蔵槽側吸込弁８を全開、サプレッション・プール側吸込弁９を全閉としており、タービン・ポンプ４の初期水源は復水貯蔵槽２となるが、必要に応じサプレッション・プール３に切り替えることも可能なようにしている。タービン・ポンプ４により吐出された水は、吐出配管１０、給水配管１５を経て原子炉１に送られる。
【００２６】
一方、タービン・ポンプ４の駆動蒸気は、原子炉１から主蒸気管１６、蒸気供給配管１１を経てタービン・ポンプ４のタービン４ａに供給され、このタービン４ａを回転させた後、排気蒸気として排気配管１４を経てサプレッション・プール３へ送られ、凝縮される。
【００２７】
原子炉１の水位が回復し、水位高設定値に達すると、原子炉隔離時冷却設備の停止信号が発せられ、蒸気入口弁１２および流量調整弁６が全閉となる。この後、再び原子炉１の水位が低下して水位低設定値に至ると、原子炉隔離時冷却設備の起動信号が発せられる。
【００２８】
原子炉隔離時冷却設備は、原子炉１の水位に応じて自動的に起動、停止を繰り返す設計としているが、運転員が流量計５を監視しながら流量調整弁６を操作することにより、原子炉１への給水流量を調整し、起動、停止の頻度を減らすことも可能なようにしている。
【００２９】
この実施の形態によれば、電気と油圧によるタービン制御系を使用しないためにタービン制御系が簡素化され、運転員はタービン・ポンプ４の回転数を操作することなく、手動操作により原子炉への給水流量を調整することができる。
【００３０】
なお、フローノズル２３は、流量の変化に応じて差圧が変化するものであればよく、フローノズルの代わりに例えばオリフィス等の流動抵抗体を用いることも可能である。
【００３１】
［第２の実施の形態］
図３は、本実施の形態による原子炉隔離時冷却設備の構成例を示す。タービン制御系の構成例は図２と同様である。
本実施の形態では、第１の実施の形態における流量調整弁６とは別に、待機中に原子炉隔離時冷却設備を原子炉１から隔離するための止め弁１７を備え、流量調整弁６は空気作動とし、空気源喪失時には流量調整弁６が全開となるようにしている。
【００３２】
このような構成とすることにより、万一運転員が流量調整弁６を手動操作している時に作動用空気源が喪失しても、流量調整弁６は全開となり、タービン・ポンプ４の定格流量を流すことができる。また、待機時には流量調整弁６を全開とし、止め弁１７を全閉動作させておく。これにより、何らかの理由によって通常の原子炉給水設備が使用不能となって原子炉の水位低信号が出た場合、原子炉隔離時冷却設備の起動信号によって止め弁１７が開き、直ちに流路が確保できる。
【００３３】
【発明の効果】
本発明によれば、沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却設備において、タービン制御系を簡素化でき、しかも、運転員が手動操作により原子炉への給水流量を調整することが可能である。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子炉隔離時冷却設備の第１の実施の形態の模式的系統図であって、原子炉隔離時冷却設備の起動初期の状態を示す。
【図２】図１の原子炉隔離時冷却設備のタービン制御系の具体例を示す模式的系統図。
【図３】本発明に係る原子炉隔離時冷却設備の第２の実施の形態の模式的系統図であって、原子炉隔離時冷却設備の起動初期の状態を示す。
【図４】従来の原子炉隔離時冷却設備の模式的系統図であって、原子炉隔離時冷却設備の起動初期の状態を示す。
【図５】図４の原子炉隔離時冷却設備のタービン制御系の具体例を示す模式的系統図。
【符号の説明】
１…原子炉、２…復水貯蔵槽、３…サプレッション・プール、４…タービン・ポンプ、４ａ…タービン、５…流量計、６…流量調整弁、７…吸込配管、８…復水貯蔵槽側吸込弁、９…サプレッション・プール側吸込弁、１０…吐出配管、１１…蒸気供給配管、１２…蒸気入口弁、１３…蒸気加減弁、１４…排気配管、１５…給水配管、１６…主蒸気管、１７…止め弁、２１…弁棒、２２…シリンダ、２２ａ…ピストン、２３…フローノズル、２４…低圧側差圧検出配管、２５…高圧側差圧検出配管、２６…ばね、３１…油圧システム、３２…タービン制御装置。[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention provides a reactor having a function of supplying water to a reactor instead of a normal water supply facility of a boiling water reactor and maintaining a water level necessary for cooling the core. Related to isolation cooling equipment.
[0002]
[Prior art]
In a boiling water nuclear power plant, a turbine generator is directly rotated by steam generated in a nuclear reactor to generate power. The steam after rotating the turbine generator is cooled and condensed by the condenser, and supplied again to the reactor by the water supply equipment. If for some reason the normal water supply facility becomes unavailable, a control rod is immediately inserted into the reactor and the fission reaction is stopped, but nuclear fuel continues to generate decay heat even after it becomes subcritical. As an emergency water supply system for cooling this, a reactor isolation cooling system is provided. This facility also has the function of supplying cooling water to the reactor in the event of an accident such as a break in the piping connected to the reactor.
[0003]
FIG. 4 shows a configuration example of a conventional reactor isolation cooling facility. In FIG. 4, the reactor isolation cooling facility becomes a water source when water from the normal condenser cannot be supplied to the reactor 1 through the water supply pipe 15, and is used regularly during normal operation and periodic inspection. It has a condensate storage tank 2 as a water source, and a suppression pool 3 that becomes a water source in the event of an accident and condenses steam released in the event of an accident in a reactor containment vessel (not shown). Also, a turbine pump 4 that is driven by steam taken out from the nuclear reactor 1 and supplies water from the condensate storage tank 2 or the suppression pool 3 to the nuclear reactor 1, and a pump flow rate of the turbine pump 4 (hereinafter simply referred to as “pump flow rate”). And a flow meter 5 for monitoring “flow rate”). The turbine pump 4, the condensate storage tank 2 and the suppression pool 3 are connected by a suction pipe 7, and the turbine pump 4 and the water supply pipe 15 are connected by a discharge pipe 10.
[0004]
The reactor isolation cooling facility is further provided with a stop valve 17 in the discharge pipe 10 for isolating the reactor isolation cooling facility from the reactor 1 during standby. The suction pipe 7 is provided with a condensate storage tank side suction valve 8 and a suppression pool side suction valve 9 for switching the water source.
[0005]
Further, a steam supply pipe 11 that leads the drive steam from the main steam pipe 16 to the turbine 4 a of the turbine pump 4 is branched from the main steam pipe 16, and the steam supply pipe 11 supplies the drive steam to the turbine pump 4. A steam inlet valve 12 for switching between supply and stop and a steam control valve 13 for adjusting the flow rate of driving steam guided to the turbine 4 a of the turbine pump 4 are provided. The steam driven and used by the turbine pump 4 reaches the suppression pool 3 via the exhaust pipe 14.
[0006]
FIG. 5 shows a configuration example of a control system of the turbine 4a constituting the turbine pump 4 of the reactor isolation cooling facility of FIG. In FIG. 5, a piston 22 a is connected to the valve rod 21 of the steam control valve 13, and the piston 22 a is configured to reciprocate within the cylinder 22. The piston 22 a is driven by a hydraulic system 31, and the hydraulic system 31 is controlled by a turbine control device 32.
[0007]
When a normal water supply facility becomes unusable for some reason, when the water level of the reactor 1 drops and reaches a low water level set value, a start signal for the reactor isolation cooling facility is issued, and the steam shown in FIG. The inlet valve 12 and the stop valve 17 are fully opened, and the flow control of the turbine pump 4 is started.
[0008]
As the flow rate control of the turbine pump 4, the flow rate of the turbine pump 4 detected by the flow meter 5 provided in the discharge pipe 10 is compared with the rated flow rate set in advance in the turbine control device 32. A signal corresponding to this deviation is sent to the hydraulic system 31, whereby the piston 22 a is operated to change the opening of the steam control valve 13. As a result, the flow rate of the driving steam to the turbine 4a of the turbine pump 4 is adjusted, the rotational speed of the turbine pump 4 is changed, and the flow rate of the turbine pump 4 is controlled.
[0009]
In the standby state, as shown in FIG. 4, the condensate storage tank side suction valve 8 is fully opened and the suppression pool side suction valve 9 is fully closed, and the initial water source of the turbine pump 4 is the condensate storage tank 2. However, it is possible to switch to the suppression pool 3 as necessary. In the figure, the white valves (for example, the valves 8 and 12 in FIG. 4) indicate the open state, and the black valves (for example, the valve 9 in FIG. 4) indicate the closed state.
[0010]
The water discharged by the turbine pump 4 is sent to the nuclear reactor 1 through the discharge pipe 10 and the water supply pipe 15. On the other hand, the driving steam of the turbine 4a of the turbine pump 4 is supplied from the reactor 1 to the turbine 4a of the turbine pump 4 through the main steam pipe 16 and the steam supply pipe 11, and after rotating this, as exhaust steam. It is sent to the suppression pool 3 via the exhaust pipe 14 and condensed.
[0011]
When the water level of the nuclear reactor 1 recovers and reaches the water level high set value, a stop signal for the reactor isolation cooling equipment is issued, and the steam inlet valve 12, the steam control valve 13, and the stop valve 17 are fully closed. Thereafter, when the water level of the nuclear reactor 1 is lowered again and reaches a low water level set value, a start signal for the reactor isolation cooling facility is issued.
[0012]
The reactor isolation cooling system is designed to automatically start and stop depending on the water level of the reactor 1. However, the operator operates the turbine controller 32 to change the rotational speed of the turbine pump 4. It is made possible to adjust the feed water flow rate to the nuclear reactor 1 to reduce the frequency of starting and stopping.
[0013]
[Problems to be solved by the invention]
By the way, since the conventional reactor isolation cooling system employs a turbine control system using electricity and hydraulic pressure, the entire turbine control system becomes complicated and large, and the burden during maintenance and inspection increases. If a mechanical control system that directly uses the discharge pressure of the turbine pump 4 is adopted, simplification is possible. However, as in the prior art, the operator changes the number of revolutions of the turbine pump 4 by manual operation and The feed water flow rate to the furnace 1 cannot be adjusted.
[0014]
An object of the present invention is to provide a reactor isolation cooling facility that has a simplified turbine control system and allows an operator to adjust the flow rate of feed water to the reactor by manual operation.
[0015]
[Means for Solving the Problems]
The present invention achieves the above-mentioned object, and the invention according to claim 1 provides water supply to a reactor instead of the reactor water supply equipment used during normal operation of the reactor. In a cooling system for isolating a reactor in a boiling water reactor that has the function of maintaining the water level in the reactor at the level required for cooling the core, the water source is supplied when the water supply from the condenser becomes impossible. A condensate storage tank, a suppression pool that serves as a water source in the event of a nuclear reactor, and a turbine that is driven by steam extracted from the reactor and supplies water from the condensate storage tank or suppression pool to the reactor a pump, before the suction pipe leading to the turbine pump from Kifuku water storage tank and the suppression pool, the provided suction pipe, condensate storage tank side suction valve for switching the water source and suppressor A pool-side suction valve, a discharge pipe from the turbine pump to the reactor, a steam supply pipe from the reactor to the turbine of the turbine pump, and the steam supply pipe. A steam inlet valve for switching between supply and stop of driving steam to the turbine, a steam control valve for adjusting a driving steam flow rate to the turbine of the turbine pump provided in the steam supply pipe, and the turbine Exhaust piping from the pump turbine to the suppression pool;
A flow nozzle provided in the discharge pipe and provided with a differential pressure detection pipe for adjusting the opening of the steam control valve, a flow meter for monitoring the flow rate of the turbine pump, and adjusting the flow rate of the turbine pump And a stop valve for isolating the reactor isolation cooling equipment from the reactor ,
The flow rate adjustment valve is operated by an air source, and when the air source is lost, the flow rate adjustment valve is fully opened, so that the rated flow rate of the turbine pump can be secured and the flow rate adjustment valve is in a standby state. Is fully open and the stop valve is fully closed.
According to the first aspect of the present invention, the operator can adjust the feed water flow rate to the reactor by manual operation using the simplified turbine control system. Even if the operator manually adjusts the feed water flow rate to the reactor, the rated flow rate of the turbine pump can be secured even if the air source for operating the flow rate adjustment valve is lost.
[0018]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described in detail with reference to FIGS. Here, parts that are common to or similar to those in the past are denoted by common reference numerals, and redundant description is omitted.
[0019]
[First Embodiment ]
1 and 2 show a configuration example of a reactor isolation cooling facility according to the present embodiment. In FIG. 1, points different from the conventional reactor isolation cooling equipment shown in FIGS. 4 and 5 will be described as follows. That is, the discharge pipe 10 extending from the turbine pump 4 to the nuclear reactor 1 does not have the stop valve 17 (FIG. 4), and instead, the flow rate adjustment valve 6 is arranged. The flow rate regulating valve 6 regulates the flow rate of the turbine pump 4 and isolates the reactor isolation cooling equipment from the reactor 1 during standby.
[0020]
FIG. 2 shows a configuration example of the turbine control system of the turbine pump 4 of the reactor isolation cooling facility of FIG. In FIG. 2, a piston 22 a is connected to the valve rod 21 of the steam control valve 13 so that the piston 22 a can reciprocate within the cylinder 22. A low pressure side differential pressure detection pipe 24 and a high pressure side differential pressure detection pipe 25 are connected to both sides of the piston 22 a of the cylinder 22. When the water pressure on the high-pressure side differential pressure detection pipe 25 side is relatively increased, the piston 22a is pushed down, and the opening of the steam control valve 13 is increased.
[0021]
On the other hand, a flow nozzle 23 whose flow path is reduced is disposed on the pump discharge side of the turbine pump 4, and the flow path reducing portion of the flow nozzle 23 is connected to the low pressure side differential pressure detection pipe 24. Is connected to the high pressure side differential pressure detection pipe 25. Further, a spring 26 is arranged so as to push up the piston 22a and bias it in a direction to reduce the opening of the steam control valve 13.
[0022]
Next, the operation of the reactor isolation cooling facility of the present embodiment configured as described above will be described. In FIG. 1 and FIG. 2, when the normal water supply facility becomes unusable for some reason, when the water level of the reactor 1 drops and reaches a low water level set value, a start signal for the reactor isolation cooling facility is issued. Then, the steam inlet valve 12 and the flow rate adjusting valve 6 shown in FIG. 1 are fully opened. As a result, the driving steam flows into the turbine pump 4 through the steam control valve 13 and the turbine pump 4 is started.
[0023]
As the flow rate of the turbine pump 4 increases, the differential pressure generated at the flow nozzle 23 increases substantially in proportion to the square of the flow rate. Here, the differential pressure is generated because the flow area is throttled by the flow nozzle 23, so that the flow velocity is increased at the throttle portion, and the static pressure is reduced by the increase of the dynamic pressure.
[0024]
This differential pressure is transmitted to the piston 22a through the water filling the low pressure side differential pressure detection pipe 24 and the high pressure side differential pressure detection pipe 25, and acts in the direction of pushing down the valve rod 21. The pressure of the driving steam and the spring force of the spring 26 are acting in the direction in which the valve stem 21 is pushed up. When the flow rate of the turbine pump 4 reaches the rated flow rate, the balance of the forces acting on these valve stems 21 is balanced. The determined opening degree of the steam control valve 13 is set to the opening degree necessary for flowing the driving steam flow rate necessary for discharging the rated flow rate.
[0025]
In the standby state, as shown in FIG. 1, the condensate storage tank side suction valve 8 is fully opened and the suppression pool side suction valve 9 is fully closed, and the initial water source of the turbine pump 4 is the condensate storage tank 2. However, it is possible to switch to the suppression pool 3 as necessary. The water discharged by the turbine pump 4 is sent to the nuclear reactor 1 through the discharge pipe 10 and the water supply pipe 15.
[0026]
On the other hand, the driving steam of the turbine pump 4 is supplied from the nuclear reactor 1 through the main steam pipe 16 and the steam supply pipe 11 to the turbine 4a of the turbine pump 4, and after rotating the turbine 4a, the exhaust steam is exhausted as exhaust steam. It is sent to the suppression pool 3 via the pipe 14 and condensed.
[0027]
When the water level of the nuclear reactor 1 recovers and reaches the water level high set value, a stop signal for the reactor isolation cooling equipment is issued, and the steam inlet valve 12 and the flow rate adjusting valve 6 are fully closed. Thereafter, when the water level of the nuclear reactor 1 is lowered again and reaches a low water level set value, a start signal for the reactor isolation cooling facility is issued.
[0028]
The reactor isolation cooling equipment is designed to automatically start and stop depending on the water level of the reactor 1, but when the operator operates the flow control valve 6 while monitoring the flow meter 5, The feed water flow rate to the furnace 1 is adjusted so that the frequency of starting and stopping can be reduced.
[0029]
According to this embodiment, since the turbine control system based on electricity and hydraulic pressure is not used, the turbine control system is simplified, and the operator can manually move to the nuclear reactor without operating the rotational speed of the turbine pump 4. The feed water flow rate can be adjusted.
[0030]
The flow nozzle 23 only needs to have a differential pressure that changes in accordance with a change in the flow rate, and a flow resistor such as an orifice can be used instead of the flow nozzle.
[0031]
[Second Embodiment ]
FIG. 3 shows a configuration example of the reactor isolation cooling facility according to the present embodiment. A configuration example of the turbine control system is the same as that in FIG.
In the present embodiment, in addition to the flow rate adjustment valve 6 in the first embodiment, a stop valve 17 for isolating the reactor isolation cooling equipment from the reactor 1 during standby is provided. Air operation is performed, and the flow rate adjustment valve 6 is fully opened when the air source is lost.
[0032]
With this configuration, even if the operator manually operates the flow rate adjustment valve 6, even if the operating air source is lost, the flow rate adjustment valve 6 is fully opened, and the rated flow rate of the turbine pump 4 is Can flow. Further, during standby, the flow rate adjustment valve 6 is fully opened, and the stop valve 17 is fully closed. As a result, when the normal reactor water supply facility becomes unusable for some reason and a low water level signal is output, the stop valve 17 is opened by the start signal of the reactor isolation cooling facility, and the flow path is secured immediately. it can.
[0033]
【The invention's effect】
According to the present invention, the turbine control system can be simplified in the reactor isolation cooling facility of the boiling water reactor, and the operator can adjust the feed water flow rate to the reactor by manual operation. .
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a schematic system diagram of a first embodiment of a cooling system for reactor isolation according to the present invention, and shows a state at an initial start of the cooling system for reactor isolation.
FIG. 2 is a schematic system diagram showing a specific example of a turbine control system of the reactor isolation cooling facility of FIG. 1;
FIG. 3 is a schematic system diagram of a second embodiment of a cooling system for reactor isolation according to the present invention, and shows a state at an initial start of the cooling system for reactor isolation.
FIG. 4 is a schematic system diagram of a conventional reactor isolation cooling facility and shows an initial startup state of the reactor isolation cooling facility.
5 is a schematic system diagram showing a specific example of a turbine control system of the reactor isolation cooling facility of FIG. 4;
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Reactor, 2 ... Condensate storage tank, 3 ... Suppression pool, 4 ... Turbine pump, 4a ... Turbine, 5 ... Flow meter, 6 ... Flow control valve, 7 ... Suction piping, 8 ... Condensate storage tank Side suction valve, 9 ... Suppression / pool side suction valve, 10 ... Discharge piping, 11 ... Steam supply piping, 12 ... Steam inlet valve, 13 ... Steam control valve, 14 ... Exhaust piping, 15 ... Water supply piping, 16 ... Main steam Pipe, 17 ... Stop valve, 21 ... Valve rod, 22 ... Cylinder, 22a ... Piston, 23 ... Flow nozzle, 24 ... Low pressure side differential pressure detection pipe, 25 ... High pressure side differential pressure detection pipe, 26 ... Spring, 31 ... Hydraulic pressure System 32 ... Turbine controller.

Claims

原子炉の通常運転時に使用される原子炉給水設備が使用不能となった場合にこれに代わって原子炉への給水を行い、原子炉内の水位を炉心の冷却に必要な水位に維持する機能を有する沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却設備において、復水器からの給水が不能となった場合に水源となる復水貯蔵槽と、原子炉の事故時に水源となるサプレッション・プールと、原子炉から取り出した蒸気により駆動され、前記復水貯蔵槽またはサプレッション・プールの水を原子炉へ供給するタービン・ポンプと、前記復水貯蔵槽およびサプレッション・プールから前記タービン・ポンプに至る吸込配管と、前記吸込配管に設けられ、水源を切り替えるための復水貯蔵槽側吸込弁およびサプレッション・プール側吸込弁と、前記タービン・ポンプから原子炉に至る吐出配管と、原子炉から前記タービン・ポンプのタービンに至る蒸気供給配管と、前記蒸気供給配管に設けられ、前記タービン・ポンプのタービンへの駆動蒸気の供給と停止を切り替えるための蒸気入口弁と、前記蒸気供給配管に設けられ、前記タービン・ポンプのタービンへの駆動蒸気流量を調整するための蒸気加減弁と、前記タービン・ポンプのタービンから前記サプレッション・プールに至る排気配管と、
前記吐出配管に設けられ、前記蒸気加減弁の開度を調節する差圧検出配管が設けられたフローノズルと、前記タービン・ポンプの流量を監視する流量計と、前記タービン・ポンプの流量を調整する流量調整弁と、前記原子炉隔離時冷却設備を原子炉から隔離するための止め弁と、を備え、
前記流量調整弁は空気源によって作動し、前記空気源が喪失した時には前記流量調整弁が全開となることにより、前記タービン・ポンプの定格流量を確保可能とするとともに、待機中は前記流量調整弁を全開とし前記止め弁を全閉とすること、を特徴とする原子炉隔離時冷却設備。A function to supply water to the reactor when the reactor water supply equipment used during normal operation of the reactor becomes unusable and maintain the water level in the reactor at the level required for cooling the core In a cooling system for boiling water reactors with a reactor water, a condensate storage tank that becomes a water source when water supply from the condenser becomes impossible, a suppression pool that becomes a water source in the event of a reactor accident, It is driven by the steam taken out from the reactor, leading a turbine pump for supplying water in the condensate storage tank or suppression pool into the reactor, before Kifuku water storage tank and the suppression pool to the turbine pump A suction pipe, a condensate storage tank side suction valve and a suppression pool side suction valve provided in the suction pipe for switching the water source, and the turbine pump to the reactor. A discharge pipe, a steam supply pipe from a nuclear reactor to the turbine of the turbine pump, and a steam inlet valve provided in the steam supply pipe for switching between supply and stop of driving steam to the turbine of the turbine pump A steam control valve for adjusting a driving steam flow rate to the turbine of the turbine pump, provided in the steam supply pipe, and an exhaust pipe from the turbine of the turbine pump to the suppression pool;
A flow nozzle provided in the discharge pipe and provided with a differential pressure detection pipe for adjusting the opening of the steam control valve, a flow meter for monitoring the flow rate of the turbine pump, and adjusting the flow rate of the turbine pump And a stop valve for isolating the reactor isolation cooling equipment from the reactor ,
The flow rate adjustment valve is operated by an air source, and when the air source is lost, the flow rate adjustment valve is fully opened, so that the rated flow rate of the turbine pump can be secured and the flow rate adjustment valve is in a standby state. The reactor isolation cooling system characterized by fully opening and closing the stop valve.