[其他]核电站

说明书

本发明涉及一种核电站，更具体地说，涉及一种适于采用核反应堆的堆芯流量受给水控制的核电站。

当前，降低造价成为核电站的一个重大课题。例如，就沸水反应堆（此后称之为BWR电站）而言，正在研究一种配备有内置泵的新型核电站。在这种新型的发电站中，因为无需要现行BWR发电站中所使用的环循系统，使得反应堆容器的整个体积缩小了。

然而，仍然需要使反应堆容器进一步紧凑。在日本专利公告No.43-23117（即美国专利No.497，787，申请日为1965，10，19）和日本专利公告No.49-16920（美国专利No.3，621，926）中已公开了（虽然未直接提及）一种可将反应堆容器做得紧凑的一些实例。

在上述公告号为43-23117的日本专利中公开的一种BWR发电站中，一部份给水通过给水喷洒器（sparger）供到反应堆压力密闭壳内，而其余部份的给水则用作为喷射泵的驱动水，以便将冷却水送至堆芯。引入至给喷洒器的给水用来控制反应堆压力密壳中的水位。而且，在这种BWR电站中，由给水喷洒器排出的冷却水和由在堆芯上方蒸汽分离器中分离出的冷却水（这两种冷却水处于混合状态）被作为喷射泵驱动水的给水所冷却，接着被吸到喷射泵中。由这种热交换所进行的对喷射泵吸入水的冷却，其目的在于防止由于喷射泵中冷却水沸腾而产生气穴。

日本专利公告No.49-16920公开了一种BWR发电站，这种发电站有多个将从循环管中排出的冷却水用作为其驱动水的喷射泵和多个将一部份给水作为其驱动水的喷射泵，而其余部份给水则由给水喷洒器送入反应堆压力密闭壳内。在该公开专利中，还公开了（第6栏，37～44行）通过环行下流通道由给水喷洒器吸入到喷射泵中的冷却水进行冷却的方法，其方法与日本专利公告No.43-23117中所述的一样。

上述先有技术中的例子中都是这样安排的：将热交换器安装到反应堆压力密闭壳内，并利用此热交换器，使吸入到喷射泵的冷却水被喷射泵驱动水（即部份给水）冷却。然而，允许流到热交换器的吸入到喷射泵的冷却水和喷射泵驱动水之间的温差为5～60℃的等级，热交换器的被冷却一侧的流量为其冷却侧的流量的10倍。由于这一缘故，吸入到喷射泵的冷却水和喷射泵驱动水的热交换效率是很差的，从而使得吸入到喷射泵的冷却水的温度无明显降低。于是，在这种常规的例子中，防止可能在喷射泵中出现气穴的范围较窄，致使堆芯流量控制基本上改变不了反应堆的输出。具体地说，在常规的例子中是难以实现跟踪负荷运行的。

因此，本发明的目的在于提供一种可简化核反应堆结构的核电站。

本发明的另一个目的为提供一种能防止在喷射泵中产生气穴和能通过堆芯流量控制有效地改变反应堆功率的核电站。

本发明的再一个目的为提供一种能防止在跳闸期间反应堆的水位降低的核电站。

本发明还有一个目的是提供一种能小幅度且短周期地改变输出功率的核电站。

本发明的特征在于：在核电站设置了提供给水的装置，用于将部份给水引入到反应堆容器内的喷射泵中，作为驱动水;而将其余部份的给水则以低于引入到各喷射泵的那部份给水的温度引入到反应堆给水喷洒器中。

按照本发明，因为没有必要在反应堆容器中装入一个热交换器，用以加热作为喷射泵的驱动水的给水，从而反应堆的结构得以简化。

图1为本发明BWR发电站的较佳实施例示意图;

图2为用来说明给水泵28和高压给水加热器27的另一配置例子示意图;

图3为图1中给水温度控制器的示意图;

图4为说明一个喷射泵的轴向压力分布的特性曲线图;

图5为图1所示水位/输出控制器的详细原理图;

图6为图5所示水位控制器的详细接线图;

图7为图5中反应堆输出主控制器的示意详图;

图8为图5中电站状态鉴别器（plant    status    discrimi-nator）的示意详图;

图9为说明喷射泵驱动水流量和反应堆输出之间关系的特性曲线图;

图10为说明反应堆输出和温度差△T之间关系的特性曲线图;

图11为图8中限制器工作的特性曲线图;

图12为图1中汽轮机控制器和抽汽阀（bleeding    valve）控制器的示意详图;

图13为图12的抽汽阀控制器的示意详图;

图14为图12的抽汽量分配器的示意图;

图15A至15G分别基于图12中的抽汽阀控制器工作时的BWR发电站的响应特性图;

图16为图1所示总控制器的示意详图;