JP4489046B2 - How to start a natural circulation furnace - Google Patents
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Description
本発明は、自然循環型沸騰水型原子炉の起動初期に現れる不安定流動現象を防止または緩和し、起動安定化を図った自然循環炉の起動方法に関するものである。 The present invention relates to a startup method for a natural circulation reactor that prevents or alleviates an unstable flow phenomenon that appears in the early stage of startup of a natural circulation boiling water nuclear reactor and stabilizes the startup.
従来、軽水からなる冷却材を自然循環させる自然循環型沸騰水型原子炉(自然循環型BWR)が開発され、例えばオランダのドッドワード炉(原子炉熱出力183MW、既に閉鎖)や、現在開発中の大型自然循環炉などが知られている。このような自然循環炉の起動方法は、再循環ポンプを有する強制循環式の沸騰水型原子炉(BWR)の起動方法とは異なる。 Conventionally, a natural circulation boiling water reactor (natural circulation type BWR) that naturally circulates a coolant made of light water has been developed, such as the Dutch Doddword reactor (reactor thermal output 183 MW, already closed), and currently under development Large natural circulation furnaces are known. Such a method for starting a natural circulation reactor is different from a method for starting a forced circulation boiling water reactor (BWR) having a recirculation pump.
上述のドッドワード炉の起動方法では、非特許文献1に示すように、まず起動に先立ち停止時冷却系(Reactor Shutdown Cooling System)により冷却材温度が調整され、原子炉水位が維持される。冷却材温度が約95℃に達すると、制御棒が引き抜かれて原子炉は臨界となる。その後は核加熱により毎時45〜55℃の昇温率で冷却材温度が上昇され、タービンとバイパス弁とが閉鎖されて主蒸気ラインの小さなベントラインを使用した原子炉の圧力調整が行われる。
In the above-described method for starting a Dodward reactor, as shown in
原子炉圧力が4気圧に達すると、バイパス弁が開放され、さらに原子炉圧力の調整が行われる。原子炉圧力が増加してくると、原子炉浄化系(Reactor Water Cleanup System)が立ち上げられ、原子炉水位が調整される。なお、現在開発中の大型自然循環炉の起動方法はドッドワード炉にて確立された方法と同様である。 When the reactor pressure reaches 4 atm, the bypass valve is opened and the reactor pressure is adjusted. When the reactor pressure increases, the Reactor Water Cleanup System is started and the reactor water level is adjusted. The start-up method for the large-scale natural circulation reactor currently under development is the same as that established in the Doddward furnace.
非特許文献2には、起動過程の各段階が示されている。この文献に示された起動過程を図5のグラフにより説明する。図5に示すように、脱気期間(A)では主蒸気隔離弁「MSIV」が開とされ、蒸気ドレンラインを開放したまま冷却材が脱気される。冷却材は冷却材浄化系/停止時冷却系(Reactor Water Cleanup/Shutdown Cooling System)の補助ヒータや崩壊熱を用いて、80〜90℃まで昇温される。この時点での原子炉圧力は50〜60kPaである。
Non-Patent
脱気後には主蒸気隔離弁(MSIV)が閉鎖され、制御棒引き抜き(B)により臨界となって起動が開始される。原子炉水位をセパレータ頂部近くに(主蒸気ラインよりも十分に低く)維持したまま、核加熱により冷却材は加熱される。水位近傍の蒸発により原子炉圧力容器内は加圧される。炉心部はチムニーやセパレータの大きなヘッドにより、十分にサブクール状態を維持される。原子炉が昇温加圧されるにつれて、冷却材浄化系/停止時冷却系はダウンカマの温度調整、冷却材流量の増加、下部プレナム層状化防止用に用いられる。主蒸気隔離弁は、原子炉圧力が6.3MPaとなる起動過程の最後で再度開放される。これ以降は、タービンバイパス弁が原子炉圧力調整に用いられる。そして、原子炉出力が増加し、タービンの準備が行われる。 After deaeration, the main steam isolation valve (MSIV) is closed, and the control rod is pulled out (B) to start critical operation. The coolant is heated by nuclear heating while maintaining the reactor water level near the top of the separator (which is well below the main steam line). The inside of the reactor pressure vessel is pressurized by evaporation near the water level. The core is sufficiently subcooled by the chimney and the large separator head. As the reactor is heated and pressurized, the coolant purification / stop cooling system is used for downcomer temperature adjustment, coolant flow rate increase, and lower plenum stratification prevention. The main steam isolation valve is opened again at the end of the start-up process when the reactor pressure is 6.3 MPa. Thereafter, the turbine bypass valve is used for reactor pressure adjustment. The reactor power is then increased and the turbine is prepared.
一方、最近では自然循環型BWRを模擬した試験装置において、低圧低温の起動時に不安定流動現象が観測されており、低圧時に2つの不安定な流動挙動が発生する可能性があることがわかった。 On the other hand, recently, in a test apparatus simulating a natural circulation type BWR, an unstable flow phenomenon was observed at the start of low pressure and low temperature, and it was found that two unstable flow behaviors may occur at low pressure. .
非特許文献3および非特許文献4には、第1の不安定流動現象が示されている。この現象を図6によって説明する。図6(a)に示すように、チムニー部101を流れる冷却材に対し、図6(b)〜(d)に順次に示すように、炉心出口で発生したボイド103がサブクール状態のチムニー部101で成長および凝縮する結果、冷却材102としての冷水が充満することによって炉心流量が振動するガイセリング流量振動が発生する。このガイセリング流量振動現象は、炉心でのボイド103の発生および消滅が繰返されることにより発生するものとされる。なお、ガイセリング流量振動はドッドワード炉では22回の起動の際に一度も経験していない。しかしながら、もしこのようなガイセリング流量振動が発生するなら、炉心でボイド103の発生および消滅が繰返されることから、核熱フィードバックを介して大きな流量振動に至る可能性があると想定される。
Non-Patent
また、第2の不安定流動現象は、非特許文献4および非特許文献5に示されているフラッシング流量振動である。このフラッシング流量振動は、図7(a)〜(d)に順次に示すように、チムニー部101の上部領域でのボイド103の発生がチムニー部101の水力ヘッドを低下させ、炉心102における自然循環流105としての炉心流量が増加し、その後チムニー部101のボイド103が消滅し、炉心流量が再び減少することにより発生する。このフラッシング流量振動は、凝縮を伴わないだけ緩慢である。ドッドワード炉でも、起動時にこのようなフラッシング流量振動現象が発生した可能性がある。しかしながら、このフラッシング流量振動が発生する期間において、炉心104の流れは単相である。そのため、炉心104ではボイドの発生および消滅が生じることがなく、核熱フィードバックが生じないので、深刻な問題とならないが、流量振動そのものは可能な限り抑制して、安定な起動方法を確立すべきものである。
The second unstable flow phenomenon is the flushing flow rate vibration shown in Non-Patent Document 4 and Non-Patent
従来、このような自然循環型BWRの起動方法として、冷温停止状態にある自然循環型BWRを起動する際に、原子炉内を脱気することにより、炉心入口サブクーリングを原子炉出力と炉心入口サブクーリングで決まる不安定発生条件以下に設定した後に出力上昇を開始する方法が提案されている(例えば特許文献1参照)。
原子炉内を脱気する上述した従来の起動方法は、現行の強制循環型BWRでも採用している起動時の脱気運転を自然循環型BWRに適用したものであり、自然循環型BWRの水頭ヘッドを考慮すると、起動時に炉心入口サブクール度は小さくならず、自然循環型BWRの起動時不安定流動現象を必ずしも十分に抑制する方法ではない。 The above-described conventional startup method for degassing the inside of the nuclear reactor applies the degassing operation at startup, which is also adopted in the current forced circulation type BWR, to the natural circulation type BWR. Considering the head, the core inlet subcooling degree is not reduced at the time of start-up, and it is not necessarily a method for sufficiently suppressing the unstable flow phenomenon at the time of start-up of the natural circulation type BWR.
自然循環型BWRの2つの不安定流動現象の発生条件を図8により説明する。図8は自然循環型BWRの起動時の原子炉圧力容器軸方向のエンタルピ分布を示したものである。自然循環型BWRでは水頭ヘッドが大きいため、飽和エンタルピは原子炉圧力容器106の上部ほど小さくなる。低温低圧からの起動時において、通常の昇温率の場合、原子炉圧力容器106内のエンタルピ分布は図8にAまたはBで示したように、チムニー部101の上部で、まず飽和状態になることから、フラッシング流量振動が発生する可能性がある。また、もし起動時に原子炉出力が大きい場合、図8にCとして示したように、炉心104の出口で飽和状態になり、ガイセリング流量振動が発生する可能性がある。
The conditions for generating the two unstable flow phenomena of the natural circulation type BWR will be described with reference to FIG. FIG. 8 shows the enthalpy distribution in the axial direction of the reactor pressure vessel when the natural circulation type BWR is started. In the natural circulation type BWR, since the head is large, the saturation enthalpy becomes smaller toward the upper part of the
本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、予め冷却材が低圧となる条件を回避して、安定な起動を実現できる自然循環炉の起動方法を提供することを目的とする。 This invention is made | formed in view of such a situation, and it aims at providing the starting method of the natural circulation furnace which can implement | achieve the stable starting avoiding the conditions from which a coolant becomes low pressure previously.
発明者の検討によれば、上述した自然循環型BWRにおいては、大気圧から通常の運転圧力に昇圧させる過程において、とくに2〜3気圧の通過時点で流量が大きく振動する可能性があり、炉出力での不安定な反応度制御上に問題となることが判った。 According to the inventor's study, in the above-described natural circulation type BWR, in the process of increasing the pressure from the atmospheric pressure to the normal operating pressure, there is a possibility that the flow rate greatly oscillates particularly at the passage of 2 to 3 atmospheres. It turned out to be a problem for unstable reactivity control at the output.
すなわち、ガイセリング流量振動現象は、水と蒸気の密度比が大きい低圧の起動時に発生する可能性がある。そこで、冷却材の圧力を高くしたり、自然循環流量を多くすることにより水と蒸気の密度比を小さくすることで、ガイセリング流量振動現象の発生を抑制することが可能となると考えられる。例えば圧力を3気圧以上、冷却材の流速を2cm/s以上とすれば、ガイセリング振動現象は発生しないと考えられる。 That is, the Geisel flow rate oscillation phenomenon may occur at the time of low pressure start-up where the density ratio of water and steam is large. Therefore, it is considered that the occurrence of the Geisel flow rate oscillation phenomenon can be suppressed by increasing the coolant pressure or decreasing the density ratio of water and steam by increasing the natural circulation flow rate. For example, if the pressure is 3 atm or more and the flow rate of the coolant is 2 cm / s or more, it is considered that the Geiseling vibration phenomenon does not occur.
本発明は以上の知見に基づいてなされたものであり、自然循環型沸騰水型原子炉を起動する方法であって、脱気運転を完了した後、原子炉圧力容器内に冷却材を燃料集合体が完全に浸漬される状態まで満たし、前記冷却材の液面より上方の原子炉圧力容器内空間に不凝縮ガスを供給して充満させ、この不凝縮ガスのガス圧力を3気圧以上、好ましくは10気圧以上の高圧に加圧した後、核加熱による加圧を開始する自然循環炉の起動方法を提供する。 The present invention has been made based on the above knowledge, and is a method of starting a natural circulation boiling water reactor, and after completing a deaeration operation, the coolant is assembled into the reactor pressure vessel. Fill up to a state where the body is completely immersed, fill the reactor pressure vessel space above the coolant level with a non-condensable gas, and fill the non-condensed gas with a gas pressure of 3 atm, preferably Provides a method for starting a natural circulation furnace in which pressurization by nuclear heating is started after pressurization to a high pressure of 10 atmospheres or more.
本発明によれば、自然循環型BWRでは、ガイセリング流量振動は発生させないように、またフラッシング流量振動はなるべく短く穏やかになるように起動することができる。 According to the present invention, the natural circulation type BWR can be activated so as not to generate the Geisling flow rate vibration and to make the flushing flow rate vibration as short and gentle as possible.
以下、本発明に係る自然循環炉の起動方法の実施形態について、図1〜図4を参照して説明する。 Hereinafter, an embodiment of a method for starting a natural circulation furnace according to the present invention will be described with reference to FIGS.
[第1実施形態(図1)]
図1は、本発明の第1実施形態を説明するための自然循環型BWR構成図である。この図1に示すように、本実施形態では、原子炉圧力容器1の下部プレナム2の上方に炉心3が設けられ、炉心3の上方にはチムニー4が設けられている。上部プレナム5の上方にはセパレータ6およびドライヤ7が設けられている。また、原子炉圧力容器1の上部には主蒸気出口8が設けられ、その下方には給水口9が設けられている。
[First Embodiment (FIG. 1)]
FIG. 1 is a natural circulation type BWR configuration diagram for explaining a first embodiment of the present invention. As shown in FIG. 1, in this embodiment, a
このような構成において、自然循環炉の起動は制御棒11を引抜き、核加熱することにより行われる。核加熱開始により炉心3の出力が増加し、炉心3内の冷却材への伝熱が増加し、高温の非沸騰温水を経て気泡流に至るまで、流体の密度を下げることによって自然循環流が生じるようになる。すなわち、炉心3から上昇流が生じ、ダウンカマ10内で下降流が生じる。
In such a configuration, the natural circulation furnace is activated by pulling out the
ここで、自然循環炉の起動を開始する前の原子炉圧力容器1内では通常の脱気運転が行われ、冷却材は十分に脱気されていることを前提とする。また、炉心3を構成する燃料集合体3aの上端まで冷却材である軽水によって完全に充満されている状態を前提とする。このような条件においては、燃料集合体3aよりも上方にある冷却材の水面27aよりさらに上方の気相空間28は一般的に水蒸気によって充満されていると考えられる。
Here, it is assumed that a normal degassing operation is performed in the
本実施形態ではこの状態で、まず不凝縮性ガスである窒素ガス12を炉外から供給し、冷却材の水面27a上方のガスを窒素ガス12で置き換える。なお、窒素ガス12は原子炉格納容器内に封入される不凝縮ガスであり、新たに他の非凝縮ガスを供給する必要はなく、高圧維持には最適のガスである。
In this embodiment, in this state, first, nitrogen gas 12 that is a non-condensable gas is supplied from outside the furnace, and the gas above the
なお、ガス供給にあたっては、原子炉圧力容器1に接続される各配管を介して、供給した当該窒素ガス12が原子炉圧力容器1から外部に漏洩しないように、原子炉圧力容器1に接続される全配管のうち、ガス供給配管を除く配管に接続される弁を閉じることによって隔離させておく。
The gas supply is connected to the
このようにして密閉した状態で窒素ガス12の供給を継続すると、窒素ガス空間圧力は供給量に応じて大気圧を超えて単調に上昇を開始する。ガス供給を中止する圧力の上限は場合にもよるが、一般的には窒素ガスの占める圧力が3気圧以上、およそ10気圧程度まで高めるように運転計画する。目安となる10気圧程度の高圧に達したことが確認されれば、その時点で窒素ガス12の供給を終了させる。十分に時間が経過して定常状態に至ったことが確認されれば、ガス空間の最終圧力は供給ガスのみならず、下方に充満する水の飽和蒸気圧も加わったものとなる。 When the supply of the nitrogen gas 12 is continued in the sealed state in this way, the nitrogen gas space pressure starts to rise monotonously beyond the atmospheric pressure according to the supply amount. Although the upper limit of the pressure at which the gas supply is stopped depends on the case, the operation plan is generally made so that the pressure occupied by the nitrogen gas is increased to 3 atmospheres or more and about 10 atmospheres. If it is confirmed that a high pressure of about 10 atmospheres as a guide has been reached, the supply of nitrogen gas 12 is terminated at that point. If it is confirmed that a steady state has been reached after a sufficient amount of time, the final pressure in the gas space is not only the supply gas but also the saturated vapor pressure of water filling downward.
このように、本実施形態では、脱気運転を完了した後、原子炉圧力容器1内に冷却材を燃料集合体3aが完全に浸漬される状態まで満たし、冷却材の液面より上方の原子炉圧力容器内空間に不凝縮ガスである窒素ガス12を供給して充満させ、この窒素ガス12のガス圧力を3気圧以上、好ましくは10高圧以上に加圧する。
Thus, in this embodiment, after the deaeration operation is completed, the coolant is filled in the
この状態で核加熱による加圧を開始すれば、燃料集合体3aの表面から冷却材の沸騰によって発泡する気泡と周囲の冷却材とが熱混合して、一般的には気体と液体とから構成される気液の二相流状態が形成される。その二相流の圧力は上方のガス圧(10気圧程度の高圧)に水頭が加わった高圧状態で気泡が発生して上部に送られる。
If pressurization by nuclear heating is started in this state, bubbles that foam from the surface of the
このような10気圧を超える高圧においては、水と蒸気の密度比も大気圧下とは変化する。大気圧下の気液密度比はおよそ1/1600と極めて大きな差があるが、10気圧という高圧下では物性に変化が見られ、気液密度比も1/157と10倍程度増加し、1に近づくようにすることができる。 At such a high pressure exceeding 10 atmospheres, the density ratio of water and steam also changes from that under atmospheric pressure. Although the gas-liquid density ratio under atmospheric pressure is extremely different, approximately 1/1600, changes in physical properties are observed at a high pressure of 10 atmospheres, and the gas-liquid density ratio is increased by about 10 times to 1/157. Can be approached.
本発明の目的は起動時の二相流が炉心上部のサブクール領域で気泡凝縮することによって発生する液位の増減(ガイセリング)を防止することにあるが、本実施形態の方法を採用すれば、ガイセリング発生の主原因である気液密度比を低減させることができ、懸念されたガイセリングを防止できる可能性を高めることができる。特に供給ガス量を10気圧以上とした場合には完全にガイセリングを防止することが可能であり、3気圧以上であれば完全にガイセリングを防止できないまでも、振動を従来に比して大幅に軽減させることが可能である。また、本実施形態によれば、フラッシング流量振動は短く、穏やかにすることができる。 The purpose of the present invention is to prevent increase / decrease in liquid level (geysering) generated by bubble condensation in the subcool region in the upper part of the core of the two-phase flow at startup, but if the method of this embodiment is adopted, It is possible to reduce the gas-liquid density ratio, which is the main cause of the occurrence of geysering, and to increase the possibility of preventing the geysering concerned. Especially when the amount of gas supplied is 10 atmospheres or more, it is possible to completely prevent geysing, and when it is 3 atmospheres or more, vibrations can be greatly reduced compared to conventional cases, even if gaisering cannot be completely prevented. It is possible to make it. Further, according to the present embodiment, the flushing flow rate vibration is short and can be made gentle.
なお、本発明では不凝縮ガスとして窒素ガス以外のガスも適用可能であることは勿論であるが、窒素ガスを適用することが望ましい。窒素ガスは上述したように、原子炉格納容器に封入される不凝縮ガスであり、改めて窒素ガス以外の非凝縮ガスを供給する必要はなく、高圧維持には最適のガスであるからである。 In the present invention, it is of course possible to apply a gas other than nitrogen gas as the non-condensable gas, but it is desirable to apply nitrogen gas. As described above, the nitrogen gas is a non-condensable gas sealed in the reactor containment vessel, and it is not necessary to supply a non-condensable gas other than the nitrogen gas again, and is an optimal gas for maintaining a high pressure.
また、10気圧以上まで昇圧が達成され、大規模なガイセリングの発生の懸念が無くなるような十分な高圧に達した後は、窒素ガスは不要なものとなり、原子炉圧力容器1の外部にガスは排出させる必要がある。核加熱の継続で次第に軽水の蒸発が盛んになった時点で、それまで隔離していた主蒸気ドレン配管との仕切り弁(主蒸気ドレン弁)を次第に開放して、窒素ガスを順次に原子炉圧力容器1の外に排出すればよい。最終的なガスの排出先は、タービン建屋を介して、放射線量が十分低いことを確認した後、外気に放出させればよい。
Further, after the pressure is increased to 10 atmospheres or more and a sufficiently high pressure is reached so that there is no concern about the occurrence of large-scale guying, the nitrogen gas becomes unnecessary, and the gas is outside the
[第2実施形態(図2)]
図2は、本発明の第2実施形態を説明するための構成図である。なお第1実施形態と同一の構成については図2に図1と同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
[Second Embodiment (FIG. 2)]
FIG. 2 is a configuration diagram for explaining a second embodiment of the present invention. In addition, about the structure same as 1st Embodiment, the code | symbol same as FIG. 1 is attached | subjected to FIG. 2, and the overlapping description is abbreviate | omitted.
本実施形態では、第1実施形態における不凝縮ガスとしての窒素ガスに代えて、水蒸気を用いる。すなわち、脱気運転を完了した後、原子炉圧力容器1内に冷却材を燃料集合体3aが完全に浸漬される状態まで満たし、原子炉圧力容器1内における頂部近傍に位置する配管31から発電所内の利用可能な所内蒸気33を供給することにより、冷却材の水面27aで蒸気を凝縮させながら、冷却材を昇温させてその液面温度に対応する飽和圧力を保ちつつ、気相圧力を約3気圧以上、好ましくは10気圧以上の高圧に加圧した後、核加熱による加圧を開始する。
In the present embodiment, water vapor is used instead of the nitrogen gas as the non-condensable gas in the first embodiment. That is, after the deaeration operation is completed, the coolant is filled in the
蒸気の供給源としては、原子力発電所で使用する所内蒸気源30および蒸気配管31を利用する。所内蒸気源30としては、原子炉圧力容器1内の水面27aより上方の気相空間41に接続され原子炉圧力容器1の頂部近傍に位置する配管、例えば原子炉ベント配管を用いる。
As a steam supply source, an in-
本実施形態によれば、第1実施形態と比較して、原子炉圧力容器1の上部空間の加圧時間が長くなるが、供給蒸気は大気圧以上の圧力で供給され、脱気は完了しても水面の飽和温度は80〜90℃であるので、蒸気配管31からの供給蒸気は水面27aに接触して速やかに凝縮する。このような供給蒸気による凝縮が続く結果、冷却材は表面側から次第に水温を上昇させていく。そして、蒸気供給が継続されれば、水面27aの温度が高まるばかりでなく、水の熱伝導によって水面27a付近の高温水領域40のボリュームも増加する。あわせて、気相空間41の圧力も窒素ガス供給ほど急ではないが、水面凝縮の効果が緩慢になると、空間の圧力を昇圧させることも可能となる。
According to this embodiment, compared with the first embodiment, the pressurization time of the upper space of the
なお、本実施形態では、発電所内の利用可能な所内蒸気を供給することに代え、脱気器32にて発生する蒸気を使用することも可能である。すなわち、原子炉圧力容器1内における頂部近傍にヒータを有する脱気器32を配置して、冷却材の水面27aで蒸気を発生させ、冷却材を昇温させてその液面温度に対応する飽和圧力を保ちつつ、気相圧力を3気圧以上、好ましくは10気圧以上の高圧に加圧した後、核加熱による加圧を開始する方法を採用することができる。
In this embodiment, it is also possible to use steam generated in the
このような方法でも、供給蒸気が水面27aに接触して速やかに凝縮するので、冷却材を表面側から次第に水温を上昇させ、蒸気供給の継続により、水面27aの温度を高め、水の熱伝導によって水面27a付近の高温水領域40のボリュームを増加させ、気相空間41の圧力を昇圧させることができる。
Even in such a method, the supply steam comes into contact with the
[第3実施形態(図3)]
図3は、本発明の第3実施形態を説明するための構成図である。なお第1実施形態と同一の構成については図3に図1と同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
[Third Embodiment (FIG. 3)]
FIG. 3 is a block diagram for explaining a third embodiment of the present invention. In addition, about the structure same as 1st Embodiment, the code | symbol same as FIG. 1 is attached | subjected to FIG. 3, and the overlapping description is abbreviate | omitted.
本実施形態では、脱気運転を完了した後、原子炉圧力容器1内に冷却材を燃料集合体3aが完全に浸漬される状態まで満たし、原子炉圧力容器1の炉心シュラウド3b内面に開口端51aを有する供給配管51を用いて、原子炉圧力容器1の外部に設置したタンク52から脱気した高温水53を炉心シュラウド3b内の上部に供給した後、核加熱による加圧を開始する。
In this embodiment, after the deaeration operation is completed, the coolant is filled in the
すなわち、炉心3を囲む炉心シュラウド3b上部の流体温度を、核加熱開始前に予め高めておくため、外部から高温水53を供給するものである。供給配管51としては、炉心シュラウド3b内面に開口端51aを有する配管、例えばほう酸水注入ラインを利用し、炉心シュラウド3bの上部に高温水53を供給してから核加熱による加圧を開始する。
That is,
あわせて、原子炉圧力容器1の底部に位置する配管54を介して、高温水53の供給量に対応する量の冷水55を原子炉圧力容器1の底部から排出する。具体的には、例えばドレン配管や原子炉水浄化系配管などを利用して、高温水53にほぼ釣り合う量の冷水55を底部から抜く。こうすることによって、原子炉圧力容器1内の炉心シュラウド3b上部内の高温ボリュームを速やかに高温水で満たすことが可能となる。
In addition, an amount of
このように、炉心上部の冷却材を予め加熱した状況の下で次第に核加熱を開始すれば、ガイセリングが生ずる条件の一つである燃料上部(上部プレナム)のサブクール水が振動で急落する際に、燃料集合体3aへ接触する可能性を回避または軽減することができる。本実施形態によれば、完全なガイセリングの抑制とはならないまでも、凝縮の程度は大幅に軽減され、ガイセリングによる振動の程度(流体振動の振幅や周期)が軽減される。
In this way, if the nuclear heating is gradually started under the condition that the coolant in the upper part of the core is preheated, the subcooled water in the upper part of the fuel (upper plenum), which is one of the conditions that cause geelsing, suddenly drops due to vibration. The possibility of contact with the
[第4実施形態(図4)]
本発明の第4実施形態では、核加熱による加圧を開始した後、セパレータ温度および原子炉蒸気ドーム圧力を検出し、セパレータ温度と、原子炉蒸気ドーム圧力に対応する温度との比較により、セパレータでのボイド発生を判断し、このボイド発生期間に炉心出力を上昇させる方法について説明する。図4は、本発明の第4実施形態を説明するための構成図である。
[Fourth Embodiment (FIG. 4)]
In the fourth embodiment of the present invention, after the pressurization by the nuclear heating is started, the separator temperature and the reactor steam dome pressure are detected, and the separator temperature is compared with the temperature corresponding to the reactor steam dome pressure. A description will be given of a method of determining the generation of voids in the reactor and increasing the core power during the void generation period. FIG. 4 is a configuration diagram for explaining a fourth embodiment of the present invention.
本実施形態では、原子炉圧力容器1の下部プレナム2の上方に炉心3が設けられ、炉心3の上方にはチムニー4が設けられている。上部プレナム5の上方にはセパレータ6およびドライヤ7が設けられている。また、原子炉圧力容器1の上部には主蒸気出口8が設けられ、その下方には給水口9が設けられている。
In the present embodiment, a
さらに、自然循環炉の炉心出力計24、原子炉蒸気ドーム圧力計21、炉心入口温度計25、チムニー温度計23、セパレータ温度計22、炉心流量計26、原子炉水位計27が設けられている。そして、これらの計器により、それぞれオンライン測定が行われ、これらの測定諸量、すなわち炉心出力計Q、原子炉蒸気ドーム圧力P、炉心入口温度TIn、チムニー温度Tcmn、セパレータ温度Tsep、炉心流量Wおよび原子炉水位Lが出力制御装置60に入力されるようになっている。
Further, a natural circulation reactor
このような構成のもとで、自然循環炉の起動は制御棒11を引抜き、核加熱することにより行われる。すなわち、核加熱開始により炉心3の出力が増加し、炉心3内の冷却材への伝熱が増加し、高温の非沸騰温水を経て気泡流に至るまで、流体の密度を下げることによって自然循環流が生じ、炉心11から上昇流が生じ、ダウンカマ10内で下降流が生じる。
Under such a configuration, the natural circulation furnace is started by pulling out the
そして、出力制御装置60においては、セパレータ温度Tsepと原子炉蒸気ドーム圧力Pに対応する飽和温度との比較が行われ、これらの両者が等温と判断できるレベルにある場合には、セパレータ7部分の冷却材は飽和状態になり、ボイドが発生したと判断される。この時点で、出力制御装置60において、セパレータ6でのボイドが発生する期間に限って、一時的に炉心出力を上昇させる。
Then, in the output control device 60, the separator temperature Tsep is compared with the saturation temperature corresponding to the reactor steam dome pressure P, and when both of them are at a level at which it can be determined that they are isothermal, It is determined that the coolant is saturated and voids are generated. At this time, in the output control device 60, the core output is temporarily increased only during the period in which voids occur in the
このような第4実施形態によれば、セパレータ6でボイドが発生する期間を短縮させることが可能となるので、フラッシングによる流量振動(Flashing-induced oscillation)の期間を短縮することが可能となる。また、セパレータ6でボイドが発生する期間において、一時的に炉心出力を上昇させるため、低圧低温から高温高圧の起動時間を短縮することも可能となる。
According to the fourth embodiment as described above, it is possible to shorten the period in which the voids are generated in the
なお、出力制御装置60により、セパレータ6でボイドが発生する期間に限って一時的に炉心出力を上昇させる本実施形態では、過度に炉心出力を上昇させると、凝縮による流量振動(Condensation-induced oscillation)が発生する可能性も残される。したがって、炉心出力の上限はガイセリングが発生防止の出力までとする。すなわち、ズーバー数がサブクーリング数とフラッシング数の合計に等しくなる時の出力を満足するように出力制御装置60で炉心出力を制御する。これにより、凝縮による流量振動(Condensation-induced oscillation)の発生する可能性を防止することができる。
In the present embodiment in which the output controller 60 temporarily increases the core output only during the period in which the voids are generated in the
1‥原子炉圧力容器、2‥下部プレナム、3‥炉心、3a‥燃料集合体、3b‥炉心シュラウド、4‥チムニー、5‥上部プレナム、6‥セパレータ、7‥ドライヤ、8‥主蒸気出口、9‥給水口、10‥ダウンカマ、11‥制御棒、12‥窒素ガス、21‥原子炉蒸気ドーム圧力計、22‥セパレータ温度計、23‥チムニー温度計、24‥炉心出力計、25‥炉心入口温度計、26‥炉心流量計、27a‥水面、27‥原子炉水位計、28‥気相空間、30‥所内蒸気源、31‥蒸気配管、33‥所内蒸気、40‥高温水領域、41‥気相空間、51‥供給配管、51a‥開口端、52‥タンク、53‥高温水、54‥配管、55‥冷水、60‥出力制御装置。
1 reactor pressure vessel, 2 lower plenum, 3 core, 3a fuel assembly, 3b core shroud, 4 chimney, 5 upper plenum, 6 separator, 7 dryer, 8 main steam outlet, DESCRIPTION OF
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