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発明の名称 原子炉の給水装置
発行国 日本国特許庁(JP)
公報種別 公開特許公報(A)
公開番号 特開2007−147466(P2007−147466A)
公開日 平成19年6月14日(2007.6.14)
出願番号 特願2005−343016(P2005−343016)
出願日 平成17年11月29日(2005.11.29)
代理人 【識別番号】100100310
【弁理士】
【氏名又は名称】井上 学
発明者 藤本 清志 / 椎名 孝次 / 木藤 和明 / 茶木 雅夫
要約 課題
原子炉圧力容器の給水ノズルとサーマルスリーブとの間の環状流路に形成される高低温水界面への温度変動外乱の影響を抑制し、温度変動による熱疲労が給水ノズルや、その内側のサーマルスリーブに生じることを防止する。

解決手段
原子力発電所の原子炉圧力容器11に設けられ、給水系統が接続されている給水ノズル1と、その内側のサーマルスリーブ3と、その端部にT字管6を介して接続されたヘッダー管35と、そのヘッダー管35に接続された注水ノズル2とを基本構成として備える。給水ノズル1やサーマルスリーブ3やT字管6やヘッダー管35や注水ノズル2は原子炉の定格運転時における原子炉圧力容器11内の炉水の液面より下方に配置される。サーマルスリーブ3の中心軸3aの位置よりも下方に注水ノズル2の吐出口36の中心軸2aが位置するようにサーマルスリーブ3と注水ノズル2が配置される。
特許請求の範囲
【請求項1】
原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器から蒸気を高圧タービン及び低圧タービンへ供給する蒸気系統と、
前記低圧タービンから排出された蒸気を水に凝縮する復水器と、
前記水を給水加熱器で加熱してポンプで給水管を通じて前記原子炉圧力容器に向けて導く給水系統と、
前記原子炉圧力容器内の原子炉運転水位よりも下方の高さに配置されて、前記原子炉圧力容器の給水ノズルと、
前記給水ノズル内に装備され、前記給水管と連通しているサーマルスリーブと、
前記原子炉圧力容器内に装備され、前記サーマルスリーブに連通しているヘッダー管と、
前記原子炉運転水位よりも下方の高さに配置され、前記ヘッダー管に連通して前記原子炉圧力容器内に前記水を吐出する注水ノズルと、を備えた原子炉の給水装置において、
前記注水ノズルの前記水を吐出する吐出口の高さ方向中心位置が前記サーマルスリーブの高さ方向中心位置より下方に配置されている原子炉の給水装置。
【請求項2】
請求項1において、前記吐出口の最も高い位置が、前記給水ノズルの下部内壁面の高さ位置より下方に配置されている原子炉の給水装置。
【請求項3】
請求項1又は請求項2において、前記吐出口の向きが前記原子炉圧力容器中心に向かう水平方向、あるいは前記原子炉圧力容器中心に向かう斜め下方向、あるいは下向きである原子炉の給水装置。
【請求項4】
請求項1又は請求項2において、前記注水ノズルには、複数の吐出口が設けられ、前記複数の吐出口の内の少なくとも一つの吐出口の吐出向きが、前記原子炉圧力容器中心に向かう水平方向、あるいは前記原子炉圧力容器中心に向かう斜め下方向、あるいは下向き方向の各方向のいずれか一つの方向であり、前記各吐出口の内の他の少なくとも一つの吐出口の向きが、前記各方向の内の前記一つの方向以外の方向である原子炉の給水装置。
【請求項5】
請求項1から請求項4までのいずれか一項において、前記ヘッダー管は連通管で接続されて上下多段に装備され、前記下段のヘッダー管に前記注水ノズルを装備してある原子炉の給水装置。
【請求項6】
請求項1から請求項5までのいずれか一項において、前記原子炉は、前記原子炉の建設当初の原子炉の定格熱出力を前記建設の後に前記当初の定格熱出力を超えて上昇させた出力向上後の原子炉である原子炉の給水装置。
【請求項7】
請求項6において、前記給水系統は、前記水の前記給水ノズルの入口での温度を前記原子炉の建設当初の定格運転時のその温度よりも1℃以上低下させて前記原子炉圧力容器内に向けて導く給水系統である原子炉の給水装置。


発明の詳細な説明
【技術分野】
【0001】
本発明は原子炉への給水を司る給水装置に関し、特には、原子炉圧力容器内への給水の給水温度を建設当初の定格熱出力運転時に比較して低下させて原子炉の運転を行う場合であっても原子炉圧力容器の健全性を維持するのに好適な原子炉の給水装置に関するものである。
【背景技術】
【0002】
通常の沸騰水型原子炉の設計ではまず、炉心の熱出力を決定し、その熱出力で最高の熱効率が得られるように主蒸気管以降の蒸気の流れを最適化している。具体的には、復水器で蒸気を水にすると熱サイクルの原理から通常の沸騰水型原子炉の圧力(約7MPa)ではエネルギーの2/3が排出される。
【0003】
そこで、前述のように、蒸気のうちの一部を抽気して給水加熱器における給水を加熱するために用いる。この場合、抽気した抽気蒸気の熱が回収されるため原子炉の熱効率は向上する。一般に再循環ポンプとジェットポンプを用いて、湿分分離器を備えている沸騰水型原子炉においては、蒸気のうち最終的に低圧タービン出口から復水器に送られる蒸気の量は約55%で、残りの蒸気は給水の加熱に用いている。
【0004】
従来公知の特許文献3において、給水管,主蒸気配管,原子炉内の構造物にかかる負荷の増加を抑制するため、主蒸気流量及び給水流量を増加させずに給水温度を低下させる方法が提案されている。
【0005】
この際、給水ノズル部では高温の炉水と低温の給水との間には大きな温度差が生じ、前記給水ノズル部での熱応力及び熱疲労が懸念される。従って、耐熱応力や耐熱疲労に優れた給水システムが必要になる。
【0006】
さらに言及すれば、原子力発電所に採用されている原子炉には原子炉圧力容器内への給水系統が接続されている。その給水系統の給水管は、図3に示す原子炉圧力容器11の給水ノズル1の入口1aに接続され、給水ノズル1内のサーマルスリーブ3に連通している。そのサーマルスリーブ3の原子炉圧力容器11内側の端部には、流路がT字状のT字管6が一端に接続され、T字管6の残りの二端にはヘッダー管35が接続され、原子炉圧力容器内壁面に沿ってヘッダー管35が水平に設けられている。そのヘッダー管35に注水ノズル2が給水の吐出口36を原子炉圧力容器中心方向に向かう水平方向にむけて設置されている。
【0007】
給水ノズル1やサーマルスリーブ3やT字管6や注水ノズル2やヘッダー管35等は、原子炉の定格運転時の炉水の水面下に位置しているので、原子炉の定格運転時には高温の炉水7にさらされている。このような高温環境の中に、給水系統を通じて注水ノズル2から原子炉圧力容器内の高温の炉水7の温度よりも低い温度の給水8が原子炉圧力容器のダウンカマ上方において原子炉圧力容器中心方向に向かう水平方向に吐出される。
【0008】
このように、サーマルスリーブ3内には高温の炉水7の温度よりも低温の給水8が通るので、サーマルスリーブ3と給水ノズル1との間の環状流路9には、図4のように、高温水20と低温水21との高低温水界面22が発生し、高低温水界面22から下方が低温に、上方が高温に曝されている。
【0009】
このような状況下で、注水ノズル2から低温の給水8が原子炉圧力容器内に吐出されると、シュラウドヘッドボルト4やシュラウドヘッドボルトリング5に給水の流れが変更されて低温の給水を有する跳ね返り水23が、図4のように、発生して環状流路9内に入ってくることがある。
【0010】
このような状態では、給水ノズル1の入口1a側で行き止まりの環状流路9であるにもかかわらず、その環状流路9内に流れが発生して高低温水界面22の位置が変動して給水ノズル1やサーマルスリーブ3に熱衝撃を連続的に発生させる。低温の跳ね返り水23が環状流路9に入らないまでも、跳ね返り水23が給水ノズル1の原子炉圧力容器
11の付け根部近傍に接触することで、その部分が熱衝撃を受ける。
【0011】
このような熱衝撃の発生は、シュラウドヘッドボルト4やシュラウドヘッドボルトリング5が注水ノズル2に接近して配置されていない場合でもスタンドパイプで低温の跳ね返り水23が発生することも考えられ、少なからず発生する可能性がある。このような熱衝撃の発生は出来るだけ回避することが原子炉の安全を今以上さらに向上するに際して考慮されるべきである。
【0012】
また、前述の跳ね返り水23はサーマルスリーブ3での熱交換や原子炉圧力容器11内に放出されたときに温度が上昇するが、高低温水界面22を形成する低温水21の温度より低いことが推定される。そのため、注水ノズル2から放出される跳ね返り水23が直接高低温水界面22へ作用すると温度変動幅が大きくなり、給水ノズル1及びサーマルスリーブ3で熱疲労が発生しやすくなるため、これも回避する必要がある。
【0013】
原子炉圧力容器の給水ノズル部での熱衝撃を防止する例として特許文献1が掲げられ、ノズル内にサーマルスリーブを採用する例として特許文献2が掲げられる。
【0014】
【特許文献1】特開昭55−48696号公報
【特許文献2】特開2005−201696号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【0015】
特許文献1のように、給水ノズルの高さ位置を原子炉の定格運転時の炉水の水位を超える高さに変更することで、炉水や給水の各温度の影響を受けないようにして、給水ノズルで懸念される熱衝撃による熱疲労を排除するものが考えられている。しかしながら、既存の原子力発電所の発電プラントに採用されている原子炉では、給水ノズルが原子炉圧力容器内の炉水の水面下の高さに配置されているため、給水ノズルと原子炉容器内の炉水の液面との位置関係を変えると原子炉圧力容器内に設置されている気水分離器や蒸気乾燥器の性能を確保できるかが懸念される。
【0016】
したがって、原子炉圧力容器内の機器の性能を確保するためには、原子炉圧力容器内の炉水の液面より下方に給水ノズルを設置した状態で、給水ノズル部の熱衝撃による熱疲労を回避することが望まれる。
【0017】
また、別の特許文献2では、ノズル部にサーマルスリーブを採用することが類似するが、冷却水の注入流量の安定化が目的であり、給水ノズル部の熱衝撃や熱疲労に関しては言及されていない。
【0018】
したがって、本発明の目的は、給水ノズルが炉水の液面下の高さに配置されている原子炉圧力容器に対する給水を熱衝撃を極力避けながら達成することにある。
【課題を解決するための手段】
【0019】
本発明の基本的要件は、原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器から蒸気を高圧タービン及び低圧タービンへ供給する蒸気系統と、前記低圧タービンから排出された蒸気を水に凝縮する復水器と、前記水を給水加熱器で加熱してポンプで給水管を通じて前記原子炉圧力容器に向けて導く給水系統と、前記原子炉圧力容器内の原子炉運転水位よりも下方の高さに配置されて、前記原子炉圧力容器の給水ノズルと、前記給水ノズル内に装備され、前記給水管と連通しているサーマルスリーブと、前記原子炉圧力容器内に装備され、前記サーマルスリーブに連通しているヘッダー管と、前記原子炉運転水位よりも下方の高さに配置され、前記ヘッダー管に連通して前記原子炉圧力容器内に前記水を吐出する注水ノズルと、を備えた原子炉の給水装置において、前記注水ノズルの前記水を吐出する吐出口の高さ方向中心位置が前記サーマルスリーブの高さ方向中心位置より下方に配置されている原子炉の給水装置である。
【発明の効果】
【0020】
本発明によれば、注水ノズルによる原子炉圧力容器内への吐出位置が給水ノズルの中心軸の高さよりも低い位置になり、原子炉圧力容器内壁面に沿って下降する炉水の流れに吐出後の給水が同伴されて下降して、上方の給水ノズルに到達困難となって給水ノズル部の熱衝撃の発生が抑制できる。
【発明を実施するための最良の形態】
【0021】
本発明の第1実施例を以下に説明する。原子力発電所の原子炉は、図9のように、原子炉圧力容器11に接続されている主蒸気系統と給水系統とを備えている。主蒸気系統は、原子炉圧力容器11内から蒸気を高圧タービン26及び低圧タービン28へ供給する系統である。
【0022】
即ち、原子炉圧力容器11内で発生した高温高圧な蒸気は、主蒸気配管19を通じて高圧タービン26に供給されてその高圧タービン26を回転するのに用いられる。その高圧タービン26で用いられた蒸気は湿分分離器27に供給されて湿分が低減される。湿分が低減された蒸気は低圧タービン28に供給されて低圧タービン28を回転するのに用いられる。このように主蒸気系統の各タービンで用いられた蒸気は、復水器に供給され、そこで蒸気は凝縮されて低温の水となる。
【0023】
高圧タービン26と低圧タービン28が回転駆動されると、各タービンに接続されている発電機が各タービンの回転駆動力で駆動されて発電作用を発揮し、発電電力はケーブルで原子力発電所外へ送電されるように構成されている。
【0024】
各タービンで用いられた蒸気が復水器29で低温の水に戻された後に、その水は給水として給水系統で取り扱われる。給水系統は以下の通りである。即ち、給水系統は、復水器29で蒸気から生成した水を給水として給水管37に通して給水ポンプ31でその給水を原子炉圧力容器11内に給水する。その給水管37の途中には、低圧給水加熱器30と高圧給水加熱器32とが直列に装備され、給水系統を通過中の給水を加熱する。
【0025】
給水系統の低温給水加熱器30へは給水との熱交換対象流体として蒸気が湿分分離器
27と低圧タービン28の中間段から抽出して供給されている。同じく、給水系統の高圧給水加熱器32には、給水との熱交換対象流体として蒸気が高圧タービン26の中間段と最終段から抽出して供給されている。高圧タービン26の最終段から抽出された蒸気を高圧給水加熱器32へ供給する配管の途中には、抽気流量調整弁33が設けられて高温給水加熱器へ供給する蒸気量を抽気流量調整弁33の開度調整で調整できる。
【0026】
また、給水系統には、高圧給水加熱器32を給水が迂回する給水バイパス管34や、高圧給水加熱器32内の熱源である蒸気を低温給水加熱器30に供給する配管や、低温給水加熱器30の熱源である蒸気等の流体を復水器29に供給する配管等が付属する。
【0027】
給水系統は、給水ノズルの入口での給水の温度を前記原子炉の建設当初の定格運転時のその温度よりも1℃以上低下させて前記原子炉圧力容器11内に向けて導くことが出来るように、抽気流量調整弁33を建設当初の定格運転時よりも絞る(閉じる方向)操作を行って、高圧タービン26内の蒸気(熱源)を高圧給水加熱器32へ供給する流量を減らす。
【0028】
あるいは、給水ポンプ31からの給水を高圧給水加熱器32に供給せず、給水バイパス管34に通して直接原子炉圧力容器11へ給水することで、給水ノズルの入口での給水の温度を、建設当初の定格運転時の給水ノズルの入口における給水温度よりも1℃以上低下させて出力向上運転条件とする。給水バイパス管34に流量調整弁を設けて、その流量調整弁の開度を調整して、給水バイパス管34と高圧給水加熱器32への給水の流量配分を調整し、給水ノズルの入口での給水の温度を、建設当初の定格運転時の給水ノズルの入口における給水温度よりも1℃以上低下させて出力向上運転条件とするようにしても良い。
【0029】
このように、通常運転時の給水温度の振れ幅以上である1℃以上給水温度を下げればよい。ただし、給水は原子炉圧力容器11に入るときに原子炉圧力容器11内の飽和温度の水と混合するから、給水ノズル部近傍の構成物間に温度差が生じる。給水温度を下げすぎるとこの部分で温度差が大きくなり、熱疲労の観点から設計限界を超える懸念があるので、その懸念が無いように設計限界との兼ね合いも考慮して下げ幅を設定する。
【0030】
図9において、Qは原子炉圧力容器内で生成される熱出力百分率を、Gは図9の系統内の質量流量百分率を、Hは同じくエンタルピ(kJ/kg)を示す。図9でQ=105とあるのは、原子炉建設当初の定格熱出力の熱出力百分率Qが100%であったものを建設後に105%にまで出力向上したことを意味している。
【0031】
改良型沸騰水型原子炉における原子炉圧力容器11内の構成を図2に示す。原子炉圧力容器11内のシュラウド12内に炉心17が設置される。核分裂性物質を含む炉心17で水を沸騰させ、沸騰によって生じた蒸気は温水と混合状態で気水分離器13に流入して液滴を含む蒸気と温水に分離される。
【0032】
気水分離器13で分離された温水は、給水ノズル1から原子炉圧力容器11内への給水と混合して原子炉圧力容器11とシュラウド12との間に形成されたダウンカマ14を下方へ向けて通り、原子炉圧力容器11底部に設けた再循環ポンプ15で駆動され、下部プレナム16を経由して炉心17に再循環される。
【0033】
一方、気水分離器13で分離された液滴を含む蒸気は、気水分離器13の上方に配置された蒸気乾燥器18で蒸気内の液滴が除去され、その後、主蒸気配管19を経由して高圧タービン26,低圧タービン28へと送られ、高圧タービン,低圧タービンの軸と連動した発電機で電気を発生させている。
【0034】
各タービンで用いられた蒸気は復水器29で凝縮され水となり、その水は給水として各給水加熱器で温度調整されて給水ポンプ31で昇圧され、給水ノズル1の内側を通過して注水ノズル2から原子炉圧力容器11内に吐出され給水される。給水ノズル1は原子炉圧力容器11の周方向に複数設けられている。注水ノズル2からの給水の吐出方向は、水平断面で温水と冷却水が均一に混合されるように、図3の(b)図中の一点鎖線で示す原子炉圧力容器11中心に向かう水平方向となっている。
【0035】
改良型沸騰水型原子炉の給水ノズル1部の構造を図1に示す。原子炉圧力容器11内で下降する高温の炉水7と、その炉水よりも低温の給水8の温度差による熱応力,熱疲労を低減するため、給水ノズル1内部には、給水ノズル1と同心状にサーマルスリーブ3を設置して直接温度差のある二流体が給水ノズル1内で接触することを回避している。その給水ノズル1の内壁面とサーマルスリーブ3の外壁面との間には、環状流路9が設けられている。
【0036】
給水ノズル1の給水の入口1aに近い部位には、サーマルスリーブ3の一端が一体化されている。サーマルスリーブ3の他端である先端には、Tの字状のT字管6が接続され、そのT字管6の左右両端には左右のヘッダー管35が接続され、そのヘッダー管35にはLの字状の注水ノズル2が複数個接続されている。
【0037】
注水ノズル2は、図1のように、ヘッダー管35の下部位置に接続され、給水の吐出口36が、図3の(b)図中の一点鎖線で示す原子炉圧力容器11中心に向かう水平方向に向いている。給水は注水ノズル2の吐出口36から原子炉圧力容器11中心に向かう水平方向に吐出して原子炉圧力容器11内に給水される。吐出口36の中心を通っている注水ノズル2の中心軸2aは、サーマルスリーブ3と給水ノズル1の共通の中心軸3aよりも下方に配置されている。
【0038】
ヘッダー管35の近傍には、図1のように、シュラウドヘッドボルト4やシュラウドヘッドボルトリング5が配置されている。原子炉の定格運転時の炉水の通常運転水位が図2(b)中に示したA−A矢視レベルの高さにあるので、その高さより低い位置に設けられている給水ノズル1内は高温の炉水によって満たされ、シュラウドヘッドボルトリング5や注水ノズル2やヘッダー管35やT字管6やサーマルスリーブ3は、その高温の炉水中に存在する。当然に、給水ノズル1内面とサーマルスリーブ3外面との間の環状流路9にも高温の炉水7が満たされている。
【0039】
次に、原子炉圧力容器11内の高温の炉水7と給水ノズル1からの低温の給水8の流れについて説明する。原子炉圧力容器11内の気水分離器13で蒸気と分離された高温の炉水7(例えば、280℃)は、注水ノズル2の上方から流れてくる。その後、高温の炉水7は注水ノズル2から吐出された低温の給水8と混合して、ダウンカマ14を通り、再循環ポンプ15で駆動され、下部プレナム16を経由して炉心17に再循環される。
【0040】
低温の給水8は、給水管37から給水ノズル1内のサーマルスリーブ3を通り、T字管6で2方向に分流されてその二方向にあるヘッダー管35内に通って各注水ノズル2内に至り、その各注水ノズルの吐出口36から原子炉圧力容器11内に吐出する。
【0041】
注水ノズル2の吐出口36の向きは、原子炉圧力容器11中心に向かう水平向きになっているので、原子炉圧力容器11内に吐出された低温の給水8は、原子炉圧力容器11中心に向かう水平方向へ移動,拡散しながら高温の炉水7と混合する。
【0042】
図1の(b)図のA矢視より、注水ノズル2の出口近傍を見ると、図1の(a)図のように、その近傍には、低温の給水8の放出を遮るものは直近に無いので、原子炉圧力容器11内の広範囲に給水できる。そのため、高温の炉水7と低温の給水8の混合を促進できる。
【0043】
また、原子炉圧力容器11内へ放出された低温の給水8が注水ノズル2から吐出した直後に給水ノズル1側へ瞬時に跳ね返ることは無い。従って、給水ノズル1内面とサーマルスリーブ3外面の間の環状流路9に、図4に示すように形成される高低温水界面22への変動を抑制し、給水ノズル1の熱応力及び熱疲労の発生を防止でき、給水ノズル1の構造健全性を向上させることができる。
【0044】
また、注水ノズル2の中心軸2aの延長線上には、給水の吐出を遮るものは無いが、原子炉圧力容器11内の中央部には構造物がある。さらに、高温の炉水7の循環流量が注水ノズル2からの給水流量より多いため、原子炉圧力容器11内の流れは高温の炉水7の流れが支配的である。
【0045】
以上より、原子炉圧力容器11内に放出された低温の給水8は、瞬時ではないが給水ノズル1側への跳ね返りの流れはある。高温の炉水7は注水ノズル2の上方から下方へ流れており、低温の給水8は水平方向へ放出しているため、注水ノズル2の高さ位置より高い位置に低温の給水8が跳ね返ることは無い。一方、注水ノズル2の中心軸2aは吐出口
36の中心軸でもあるが、その中心軸2aの位置をサーマルスリーブ3の中心軸3aも含めて、その位置より下方にしている。そのため、給水ノズル1内面とサーマルスリーブ3外面との間に形成される高低温水界面22での温度変動に対する跳ね返り水23の影響を小さくすることができる。なお、注水ノズル2の配置は、従来に比べて、設置場所をヘッダー管35の上部から下部に変更するのみで対応できるため、容易に本実施例を実現できる。
【0046】
また、跳ね返り水23は給水ノズル1より下方の原子炉圧力容器11内壁面に衝突する可能性がある。しかしながら、シュラウドヘッドボルトリング5に給水が当たって跳ね返ることがなく、シュラウドヘッドボルトリング5よりも原子炉圧力容器11の中心軸側にて跳ね返ることになるので、高温の炉水7と低温の給水8が原子炉圧力容器11内で十分混合されて跳ね返り、その跳ね返りの勢力も衰えているため、原子炉圧力容器11内壁へ跳ね返り水23が衝突した時の熱応力及び熱疲労への影響は従来になく抑制できる乃至は無くすることが出来る。
【0047】
なお、本実施例では、注水ノズル2の出口向きが原子炉圧力容器11中心に向かう水平方向であるが、斜め下方向でもほぼ同様の効果が得られる。
【0048】
本発明の第2実施例を図5に示す。本実施例の特徴は、注水ノズル2の吐出口36の面の最も高い位置を給水ノズル1内壁面の下部位置より低くしている。より好ましくは、注水ノズル2の吐出口36の面の最も高い位置を給水ノズル1内壁面と原子炉圧力容器11内壁面が接する位置より低くする。その他の構成は既述の第1実施例と同じである。
【0049】
第2実施例の場合、図1の第1実施例に比べて、注水ノズル2のヘッダー管35への取付け側の長さを長くして、注水ノズル2の吐出口36の中心軸2aの高さ位置が一層低くしてある。そのため、跳ね返り水が生じても給水ノズル1内面とサーマルスリーブ3外面との間に形成される高低温水界面での温度変動はより確実に抑制できる。なお、注水ノズル2の取付け箇所については、図1の実施例と同様に、従来例の注水ノズル2のヘッダー管35への設置場所を上下に変更するのみで対応できるため、容易に本実施例を実現できる。
【0050】
また、跳ね返り水は給水ノズル1より下方の原子炉圧力容器11内壁面に衝突する可能性がある。しかしながら、高温の炉水7と低温の給水8が原子炉圧力容器11内で十分混合されて跳ね返るため、原子炉圧力容器11内壁へ衝突時の熱応力及び熱疲労への影響は無い。
【0051】
なお、本実施例では、注水ノズル2の吐出口36の向きが原子炉圧力容器11中心に向かう水平方向であるが、斜め下方向でもほぼ同様の効果が得られる。
【0052】
本発明の第3実施例を図6に示す。本実施例の特徴は、一つの注水ノズル2に給水の吐出口36が2つあることであり、その一つは原子炉圧力容器11の中心に向かう水平方向の吐出口36aであり、もう一つは下向きの吐出口36bである。その他の構成は第1実施例と同じである。
【0053】
本実施例では、注水ノズル2の吐出口36a,36bが2つあり、1方向だけではなく、2方向で高温の炉水7と低温の給水8を混合させることができ、混合促進につながる。
【0054】
なお、本実施例では注水ノズル2の吐出口36a,36bが2つであるが、吐出後の給水を上方向の流れに誘導する吐出方向でなければ吐出口が3つ以上でも本実施例と同様の効果が得られる。また、本実施例では注水ノズル2の吐出口36a,36bの向きは原子炉圧力容器11中心に向かう水平方向と下向きであるが、原子炉圧力容器11中心に向かう水平方向と斜め下向き、あるいは原子炉圧力容器11中心に向かう斜め下向きと下向きの組み合わせでも同様の効果が得られる。
【0055】
本発明の第4実施例を図7に示す。本実施例の特徴は、注水ノズル2をヘッダー管35の上部に設置しながらも、注水ノズル2の中心軸2aの高さ位置をサーマルスリーブ3と給水ノズル1の中心軸3aの高さ位置よりも低く、好ましくは注水ノズル2の吐出口の面が給水ノズル1の下部内壁面よりも下方の位置より低くしたことである。
【0056】
本実施例では、T字管6のTの字の一辺を成す配管部分を延長し且つ直角に曲げてサーマルスリーブ3にその延長端部を接続してある。そのT字管6の延長によって、先に説明したように注水ノズル2の吐出口が給水ノズル1の下部内壁面よりも下方の位置より低い位置に配置される。その他の構成は実施例1と同じである。
【0057】
このように、サーマルスリーブ3からT字管6の延長配管部分が下方向に曲がりT字管6に接続されたヘッダー管35が前述の各実施例よりも低い位置に配置されている。そのため、給水ノズル1の下部内壁面が下方向に曲がったT字管6により隠れている。そのため、給水ノズル1内面とサーマルスリーブ3外面との間の環状流路9に形成される高低温水界面への温度変動に影響する跳ね返り水の流れとともに高温の炉水7の流れも抑制できる。高温の炉水7の流れは、ヘッダー管35の上部に当たって、あるいはヘッダー管35の下部で渦巻いて乱れて、環状流路9に進入しやすいが、そのヘッダー管35の高さ位置が給水ノズル1よりも低い位置にあるから、環状流路9に給水や高温の炉水7が進入することを抑制できる。
【0058】
なお、本実施例では、注水ノズル2の構造は現行の構造と同様としているが、図1,図5や図6の実施例で示した注水ノズル2の構造と配置を図7の配置位置を低めたヘッダー管35に適用しても問題は無い。
【0059】
本発明の第5実施例を図8に示す。本実施例の特徴は、ヘッダー管35の下方に下段のヘッダー管25を配置し、上段のヘッダー管35に下段のヘッダー管25を連通管24で連通接続し、その下段のヘッダー管25の側部に吐出口が水平方向に向けられた注水ノズル2を連通接続してある。その注水ノズル2は水平直線状の短管で構成され、その中心軸2aは、給水ノズル1の中心軸3aよりも低い位置であって、このましくは、注水ノズル2の吐出口が給水ノズル1の下部内壁面よりも下方の位置より低い位置に配置される。その他の構成は実施例1と同じである。
【0060】
本実施例では、サーマルスリーブ3,T字管6,連通管24,下段のヘッダー管25を通じて注水ノズル2から低温の給水8を吐出する。T字管6と下段のヘッダー管25との隙間が狭くなっているので、給水ノズル1内面とサーマルスリーブ3外面との間の環状流路9に形成される高低温水界面への温度変動に影響する跳ね返り水の流れも高温の炉水7の流れも抑制できる。
【0061】
以上のように、既存の沸騰水型原子炉の給水システムを本発明のいずれかの実施例による給水システムに代替し、出力を向上した運転を行えば、例え給水温度が従来よりも低下しても十分に高信頼性の維持が出来、現状のプラント運転前に比べて電気出力の増加が図れる有効な原子力発電システムとなる。
【0062】
本発明の実施例によれば、給水ノズル,サーマルスリーブ,T字管及び注水ノズルは定格運転時における圧力容器内の循環炉水の液面より下方に配置され、注水ノズルの出口面の中心軸位置をサーマルスリーブの中心軸位置より下方に設けることで、注水ノズルの出口近傍には給水の放出を遮るものは無いため、原子炉圧力容器内の広範囲で高温の炉水と低温の給水を混合させることができる。また、注水ノズルの出口位置を低くしたことで、原子炉圧力容器中央から給水の跳ね返りがあっても、給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間に形成される高低温水界面への温度変動に影響を小さくすることができる。また、跳ね返り水は原子炉圧力容器内で十分混合されているので、原子炉圧力容器の内壁面に跳ね返り水が衝突しても問題はない。
【0063】
また、給水ノズル,サーマルスリーブ,T字管及び注水ノズルは定格運転時における圧力容器内の循環炉水の液面より下方に配置され、給水ノズルの下部内壁面と原子炉圧力容器の内壁面が接する位置より下方に注水ノズルの吐出口面を設けた実施例に合っては、原子炉圧力容器内の広範囲で高温の炉水と低温の給水を混合させることができるうえに、注水ノズルの出口位置を低くしたことで、原子炉圧力容器中央から給水の跳ね返りがあっても、給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間に形成される高低温水界面への温度変動に影響は無く、跳ね返り水も給水ノズルより下方の原子炉圧力容器壁面へ衝突する。また、跳ね返り水は原子炉圧力容器内で十分混合されているので、原子炉圧力容器の内壁面に跳ね返り水が衝突しても問題はない。従って、より確実に熱応力及び熱疲労を抑制できる構造健全性を向上させ得る。
【0064】
また、注水ノズルの吐出口を複数設けた実施例にあっては、原子炉圧力容器内の給水の炉水との混合範囲が広がるため、原子炉圧力容器の内壁面に跳ね返り水が衝突しても問題はない。
【0065】
注水ノズルの出口向きが原子炉圧力容器中心に向かう水平方向、あるいは原子炉圧力容器中心に向かう斜め下方向、あるいは下方向にすることで、原子炉圧力容器内の高温の炉水と注水ノズルからの低温の給水の混合促進につながる。
【0066】
注水ノズルの吐出口向きが原子炉圧力容器中心に向かう水平方向かつ原子炉圧力容器中心に向かう斜め下方向あるいは下向きの組み合わせにする実施例にあっては、より一層高温の炉水と低温の給水の混合促進につながる。
【0067】
給水ノズル,サーマルスリーブ,T字管及び注水ノズルは定格運転時における圧力容器内の循環炉水の液面より下方に配置され、給水ノズルのT字管の下方に下部水平管を設け、下部水平管とT字管は連通管で接続し、注水ノズルを下部水平管上に設け、注水ノズルの出口面の中心軸位置をサーマルスリーブの中心軸位置より下方に設ける実施例にあっては、給水ノズルの原子炉圧力容器側の環状流路近傍に構造物があるため、跳ね返り水の影響を受けにくくなり、熱応力及び熱疲労を抑制できる構造健全性を向上させた給水ノズルを実現できる。
【0068】
原子炉建設当時の定格熱出力よりも熱出力を上昇させた出力向上後の原子炉にいずれかの実施例による給水システムを設けて、原子炉圧力容器への給水ノズル入口温度の温度が原子炉建設当時に設定した温度以下でも給水ノズル部の構造健全性を維持ないしは向上させつつ、原子力発電の出力向上に寄与できる。
【0069】
原子炉建設当時の定格熱出力よりも熱出力を上昇させた出力向上後の原子炉に本発明のいずれかの実施例を採用して、原子炉出力向上後の定格運転時の給水ノズル入口温度を原子炉建設当時の定格運転時の給水ノズル入口温度よりも1℃以上低下させた出力向上運転でも給水ノズルの構造健全性を維持もしくは向上しつつ、原子力発電の出力向上に寄与できる。
【0070】
いずれの実施例においても、原子力発電システムにおいて、炉心熱出力の増加に際し、原子炉から発生する蒸気量を増加させずに給水温度を低下して除熱する運転法の場合、給水ノズル部で温度差の大きな炉水と給水が混合しても、給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間の環状流路内に形成される高低温水界面への温度変動外乱を抑制することができ、温度変動に起因した高サイクル熱疲労の発生を防止できるため、負担をかけないで原子力発電所の電気出力を増加させることができる。
【産業上の利用可能性】
【0071】
本発明は、原子力発電所の原子炉に付属する給水システムに利用される。
【図面の簡単な説明】
【0072】
【図1】本発明の第1実施例による原子炉の給水ノズル部近傍の構造を示す図にして、(a)図は給水部ノズル部を原子炉圧力容器の内側((b)図のA矢視)から見た立面図であり、(b)図は(a)図のB−B断面図である。
【図2】本発明が実施される対象の原子炉の原子炉圧力容器の概要にして、(a)図は気水分離器の高さ位置((b)図のA―A矢視)から見た横断面図であり、(b)図は原子炉圧力容器の縦断面図である。
【図3】従来例による原子炉の給水ノズル部近傍の構造を示す図にして、(a)図は給水部ノズル部を原子炉圧力容器の内側((b)図のA矢視)から見た立面図であり、(b)図は(a)図のB−B断面図である。
【図4】図3の(b)図における主要部の拡大断面図である。
【図5】本発明の第2実施例による原子炉の給水ノズル部近傍の構造を示す図にして、(a)図は給水部ノズル部を原子炉圧力容器の内側((b)図のA矢視)から見た立面図であり、(b)図は(a)図のB−B断面図である。
【図6】本発明の第3実施例による原子炉の給水ノズル部近傍の構造を示す図にして、(a)図は給水部ノズル部を原子炉圧力容器の内側((b)図のA矢視)から見た立面図であり、(b)図は(a)図のB−B断面図である。
【図7】本発明の第4実施例による原子炉の給水ノズル部近傍の構造を示す図にして、(a)図は給水部ノズル部を原子炉圧力容器の内側((b)図のA矢視)から見た立面図であり、(b)図は(a)図のB−B断面図である。
【図8】本発明の第5実施例による原子炉の給水ノズル部近傍の構造を示す図にして、(a)図は給水部ノズル部を原子炉圧力容器の内側((b)図のA矢視)から見た立面図であり、(b)図は(a)図のB−B断面図である。
【図9】本発明の実施例が適用される原子炉の主蒸気系統と給水系統との系統図である。
【符号の説明】
【0073】
1…給水ノズル、2…注水ノズル、3…サーマルスリーブ、4…シュラウドヘッドボルト、5…シュラウドヘッドボルトリング、6…T字管、7…高温の炉水、8…低温の給水、9…環状流路、11…原子炉圧力容器、12…シュラウド、13…気水分離器、14…ダウンカマ、15…再循環ポンプ、16…下部プレナム、17…炉心、18…蒸気乾燥器、19…主蒸気配管、20…高温水、21…低温水、22…高低温水界面、23…跳ね返り水、24…連通管、25,35…ヘッダー管、26…高圧タービン、27…湿分分離器、28…低圧タービン、29…復水器、30…低圧給水加熱器、31…給水ポンプ、32…高圧給水加熱器、33…抽気流量調整弁、34…給水バイパス管、36,36a,36b…吐出口、37…給水管。




 

 


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