JP2003302490A - 原子炉隔離時冷却設備 - Google Patents
原子炉隔離時冷却設備Info
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Abstract
(57)【要約】
【課題】沸騰水型原子炉の原子炉隔離時冷却設備におい
て、簡素化されたタービンポンプのタービン制御系を有
し、運転員の手動操作により原子炉への給水流量調整を
可能とする。 【解決手段】復水貯蔵槽２と、サプレッション・プール
３と、原子炉１から取り出した蒸気により駆動され、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４と、タービン・ポンプの流
量を監視する流量計５と、タービン・ポンプの流量を調
整するとともに、待機中は本原子炉隔離時冷却設備を原
子炉から隔離する流量調整弁６と、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１２と、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１３と、を備
え、蒸気加減弁には運転員による操作機能を設けず、流
量調整弁によりタービン・ポンプの流量を調整できるよ
うに構成されている。
て、簡素化されたタービンポンプのタービン制御系を有
し、運転員の手動操作により原子炉への給水流量調整を
可能とする。 【解決手段】復水貯蔵槽２と、サプレッション・プール
３と、原子炉１から取り出した蒸気により駆動され、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４と、タービン・ポンプの流
量を監視する流量計５と、タービン・ポンプの流量を調
整するとともに、待機中は本原子炉隔離時冷却設備を原
子炉から隔離する流量調整弁６と、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１２と、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１３と、を備
え、蒸気加減弁には運転員による操作機能を設けず、流
量調整弁によりタービン・ポンプの流量を調整できるよ
うに構成されている。
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。
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、核分裂反応を停止するが、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。
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、核分裂反応を停止するが、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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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
流量を調整するとともに、待機中は本原子炉隔離時冷却
設備を原子炉から隔離する流量調整弁と、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、を備え、前記蒸気加
減弁には運転員による操作機能を設けず、前記流量調整
弁により前記タービン・ポンプの流量を調整できるよう
に構成されていること、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。
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
流量を調整するとともに、待機中は本原子炉隔離時冷却
設備を原子炉から隔離する流量調整弁と、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、を備え、前記蒸気加
減弁には運転員による操作機能を設けず、前記流量調整
弁により前記タービン・ポンプの流量を調整できるよう
に構成されていること、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。
【００１６】また、請求項２の発明は、請求項１に記載
の原子炉隔離時冷却設備において、前記流量調整弁とは
別に、待機中に本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を備え、前記流量調整弁は空気作動
弁であって、空気源喪失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が全開
となっていること、を特徴とする。
の原子炉隔離時冷却設備において、前記流量調整弁とは
別に、待機中に本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を備え、前記流量調整弁は空気作動
弁であって、空気源喪失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が全開
となっていること、を特徴とする。
【００１７】請求項２に記載の発明によれば、請求項１
に記載の発明の作用・効果が得られるほか、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。
に記載の発明の作用・効果が得られるほか、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。
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］（請求項１に対応）
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。
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２
２ａ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。
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２
２ａ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。
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。
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。
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。
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１
０、給水配管１５を経て原子炉１に送られる。
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１
０、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。
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。
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。
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。
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。
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］（請求項１、２に対
応） 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。
応） 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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
の具体例を示す模式的系統図。
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、２
６…ばね、３１…油圧システム、３２…タービン制御装
置。
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、２
６…ばね、３１…油圧システム、３２…タービン制御装
置。
Claims (2)
- 【請求項１】 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とともに、待機
中は本原子炉隔離時冷却設備を原子炉から隔離する流量
調整弁と、 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、 を備え、 前記蒸気加減弁には運転員による操作機能を設けず、前
記流量調整弁により前記タービン・ポンプの流量を調整
できるように構成されていること、を特徴とする原子炉
隔離時冷却設備。 - 【請求項２】 請求項１に記載の原子炉隔離時冷却設備
において、 前記流量調整弁とは別に、待機中に本原子炉隔離時冷却
設備を原子炉から隔離するための止め弁を備え、 前記流量調整弁は空気作動弁であって、空気源喪失時に
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が全開となっていること、 を特徴とする原子炉隔離時冷却設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2002108034A JP4155495B2 (ja) | 2002-04-10 | 2002-04-10 | 原子炉隔離時冷却設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2002108034A JP4155495B2 (ja) | 2002-04-10 | 2002-04-10 | 原子炉隔離時冷却設備 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2003302490A true JP2003302490A (ja) | 2003-10-24 |
| JP4155495B2 JP4155495B2 (ja) | 2008-09-24 |
Family
ID=29391912
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2002108034A Expired - Fee Related JP4155495B2 (ja) | 2002-04-10 | 2002-04-10 | 原子炉隔離時冷却設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP4155495B2 (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013104729A (ja) * | 2011-11-11 | 2013-05-30 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉炉心冷却システム及びこれを用いた原子力発電プラント設備 |
| JP2013140079A (ja) * | 2012-01-05 | 2013-07-18 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉隔離時冷却装置 |
| JP2013217814A (ja) * | 2012-04-10 | 2013-10-24 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子力発電プラント |
| KR101508176B1 (ko) | 2013-10-11 | 2015-04-07 | 한국원자력연구원 | 개방형 연구로 노심 잔열 제거 장치 |
| JP2017044645A (ja) * | 2015-08-28 | 2017-03-02 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉隔離時冷却装置 |
| CN114856726A (zh) * | 2022-05-20 | 2022-08-05 | 上海交通大学 | 一种饱和蒸汽汽轮机乏汽容积流量及湿度实时确定方法 |
-
2002
- 2002-04-10 JP JP2002108034A patent/JP4155495B2/ja not_active Expired - Fee Related
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013104729A (ja) * | 2011-11-11 | 2013-05-30 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉炉心冷却システム及びこれを用いた原子力発電プラント設備 |
| JP2013140079A (ja) * | 2012-01-05 | 2013-07-18 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子炉隔離時冷却装置 |
| JP2013217814A (ja) * | 2012-04-10 | 2013-10-24 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子力発電プラント |
| KR101508176B1 (ko) | 2013-10-11 | 2015-04-07 | 한국원자력연구원 | 개방형 연구로 노심 잔열 제거 장치 |
| JP2017044645A (ja) * | 2015-08-28 | 2017-03-02 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉隔離時冷却装置 |
| CN114856726A (zh) * | 2022-05-20 | 2022-08-05 | 上海交通大学 | 一种饱和蒸汽汽轮机乏汽容积流量及湿度实时确定方法 |
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| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP4155495B2 (ja) | 2008-09-24 |
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