【課題】 給水ポンプの大容量化改造を行わずに、定格発電容量増加に対応できる給水システム、給水制御方法及び装置を提供することである。
【解決手段】 給水システムは、原子炉の給水を行う給水ポンプとして常用のタービン駆動給水ポンプ１６ａ、１６ｂと電動機駆動給水ポンプ１７ａ、１７ｂとを備え、予備として設けられていた電動機駆動給水ポンプ１７ａ、１７ｂの一部を常用化し、常用化された予備の電動機駆動給水ポンプ１７ａにより、定格運転状態での蒸気発生量を増加させる設備改造に伴い、増加蒸気流量相当の給水増加必要量を原子炉１１に供給する。 （もっと読む）

【課題】
原子炉熱出力の増加に際して給水温度を下げて運転する原子力発電プラントの運転方法において、原子炉の炉心特性上適切な給水温度の低下範囲を提供することを目的とする。
【解決手段】
原子炉熱出力の増加に際して給水温度を下げて運転する原子力発電プラントにおいて、原子炉熱出力の増加幅をＡ（％）、原子炉熱出力の増加前の給水温度をＴ１（℃）、増加後の給水温度をＴ２（℃）とするとき、蒸気系から抽気して給水加熱器へ送る蒸気量などを減少させ、
Ｔ１−４０≦Ｔ２≦Ｔ１−１、
Ｔ１−Ｔ２≧１.３×Ａ、
０.０５×（Ｔ１−Ｔ２）≦Ａ
を満たすことを特徴とする原子力発電プラントの運転方法。 （もっと読む）

【課題】 本発明は、冷却水の温度を安全な範囲に保持することができるとともにブローダウン水を十分に冷却できるように冷却水流量を制御する冷却制御装置及び冷却制御方法を提供することを目的とする。
【解決手段】 熱交換器１７、１８で冷却されたブローダウン水の温度を第１温度検出器２５で検出すると、このブローダウン水の温度が許容範囲内に収まるように、第１流量制御弁装置２６の開度が制御されるとともに、熱交換器１７、１８で排出ライン２４に排出される冷却水の温度を第２温度検出器２８で検出すると、この冷却水の温度が許容範囲内に収まるように、第２流量制御弁装置２９の開度が制御されて、熱交換器１７、１８を通水する冷却水が流量制御される。このように流量制御することで、冷却水及びブローダウン水の温度を許容上下温度内に収めることができる。 （もっと読む）

【課題】炉心の圧力損失特性、安定性余裕、過渡時の設計余裕を増出力前とほぼ同等としつつ、プラント機器の構成の大幅な変更を行わずに、プラントの増出力を可能にする原子力プラント及びその運転方法を提供する。
【解決手段】原子炉の第２運転サイクルにおける熱出力を、第２運転サイクルより少なくとも一運転サイクル以上前の第１運転サイクルにおける熱出力よりも増大させ、蒸気系から抽気して給水加熱器に導く抽気蒸気の内、特に高圧タービン途中及び高圧タービン出口からの抽気蒸気の主蒸気流量に対する割合を、第１運転サイクルに対して第２運転サイクルでは小さくし、給水加熱器から排出される水の温度を1℃以上、４０℃以下低下させることである。 （もっと読む）

【課題】 変動要因を考慮したプラント制御定数の最適化が実施可能であり、かつ複数の制御定数について複数の応答特性がプラント運転許容範囲内にある領域の判断が行える方法を提供すること。
【解決手段】 プラントの応答特性を調整する制御系における各制御定数を最適化するプラント制御定数の最適化方法において、前記制御系における全ての制御定数の中から最適化したい制御定数を選択し、前記プラントの状態量のうち、制御による応答特性に影響を与える量であり運転中経時的に変化する変動要因を選択し、この変動要因に対して、応答特性がプラント運転許容範囲内にある領域が最大となるよう、選択した制御定数を最適化する、ことを特徴とするプラント制御定数の最適化方法。 （もっと読む）

【課題】 本発明は、ＭＳＲにおけるわずかな圧力変動に基づく誤動作の可能性を小さくするとともにＭＳＲの圧力保護を行うことができる蒸気タービン発電設備及びその運転方法を提供することを目的とする。
【解決手段】 ＧＶ１３の全閉を指示しているときに、圧力検出スイッチ２０で検出した圧力が所定の圧力値より高く、且つ、ＧＶ１３の少なくとも１つが全閉状態でないことを検出すると、圧力上昇保護部２１がＭＳＶ１２の全閉を指令して、タービントリップする。 （もっと読む）

【課題】 原子力発電プラント制御装置の単体での動作確認試験、及び他の制御装置実機と組合せた動作確認試験が容易となる試験方法及び試験プログラムを提供する。
【解決手段】 ＡＰＲ１０１、ＲＦＣ１０６及び炉心シミュレータ１０２は制御装置用ネットワークである主要制御系ＮＥＴ１１１に接続されている。ＲＣ＆ＩＳ１０３及びＲＣ＆ＩＳシミュレータ１０４も制御装置用ネットワークであるＲＣ＆ＩＳ・ＮＥＴ１１２に接続されている。ここでＲＣ＆ＩＳシミュレータ１０４はＲＣ＆ＩＳ１０３からの伝送による制御棒操作指令に対して制御棒の動作を模擬し、ＲＣ＆ＩＳ１０３に対して制御棒位置を伝送によって出力する装置である。二つのネットワークは共通コントローラ１２１を介して接続されており、ＡＰＲ１０１、炉心シミュレータ１０２、ＲＣ＆ＩＳ１０３、ＲＣ＆ＩＳシミュレータ１０４がすべて伝送でつながっている。またＡＰＲ１０１とＲＣ＆ＩＳ１０３間はメタルケーブルで接続されており、制御棒操作指令はメタル信号によって出力される。 （もっと読む）

【課題】
原子力プラントにおいて原子炉熱出力の増加に際して、主蒸気の発生量を抑制し、かつ主蒸気系の設計余裕減少を抑制しつつ電気出力を増加させることを目的とする。
【解決手段】
原子力発電システムにおいて、高圧タービン途中からの抽気を選択的に減少させ、主蒸気の抽気で加熱する給水の加熱量を減らし、給水のエンタルピ（温度）を下げることにより主蒸気流量の増加を抑制すると同時に、低圧タービンへ入る蒸気量を増加させることで低圧タービンでのエネルギー回収量（発電量）を増加させ、原子炉の電気出力を増加させる。 （もっと読む）

【課題】 原子炉系統や炉水に含まれる過酸化水素を速やかに分解して所望の場所に戻すことができるようにした原子炉水回収装置を提供すること。
【解決手段】 原子炉ウェル９と復水貯蔵タンク４の間の炉水系統配管１３に、貴金属を活性炭に担持させた過酸化水素分解性の高い触媒を使用した原子炉水回収装置１２を設置し、原子炉ウェル９から復水貯蔵タンク４に炉水を回収するとき、炉水に含まれている過酸化水素を分解処理し、復水貯蔵タンク４に過酸化水素が含まれていない水が貯蔵されるようにしたもの。
これにより、復水浄化器５のイオン交換樹脂の洗浄に、復水貯蔵タンク４に貯蔵されている炉水を使用しても、イオン交換樹脂が劣化する虞れがなくなり、且つ、復水貯蔵タンク４に速やかに炉水が移送できるので、定期検査時間が短縮できる。
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【課題】原子炉の運転をよりフレキシブルにする運転方法を提供する。
【解決手段】本発明は、原子炉の運転方法に関する。燃料集合体は、核燃料棒（３）を備え、少なくともひとつのタイプの核燃料棒を備える。核燃料棒において、クラッディング（１７）は、完全に再結晶化したジルコニウムベースの合金からなり、０．８〜１．３重量％のニオブと、１０００〜１７００ｐｐｍの酸素と、を含む。酸化ウランの核燃料ペレット（２３）は、クラッディング（１７）の内側に積み重ねられる。原子炉の運転条件は、電力の過渡中に制御されて、核燃料棒（３）の線形出力密度が、しきい値の線形出力密度に比べて低いままであって、しきい値の線形出力密度は４３０Ｗ／cmを越える値であり、及び／又は、核燃料棒（３）の線形出力密度の変動が、しきい値の変動に比べて低いままであって、しきい値の変動が１８０Ｗ／cmを越える値である。 （もっと読む）