JP2017067725A - 非常用炉心冷却系の代替循環冷却方法および原子力発電所 - Google Patents
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Abstract
Description
そして発明者らは、RHR熱交換器202の熱交換は、移動車両などによる代替熱交換器232によって実施可能であることに着目した。そして冷却した水を原子炉圧力容器110に供給するためには復水移送ポンプ220が利用可能であることに着目し、本発明を完成するに至った。
図3は実施例1を説明する図である。図3の例では、RHR熱交換器202の下流側から復水移送ポンプ220の上流側までは、高圧炉心注水系(HPCF)の配管を用いて連結している。
図4は実施例2を説明する図である。図4の例では、RHR熱交換器202の下流側から復水移送ポンプ220の上流側に連結するバイパスライン222を設けている。
Claims (3)
- 原子炉が停止した際に燃料の崩壊熱を除去するための残留熱除去系(RHR)と、復水貯蔵槽の水を原子炉に供給する復水補給水系(MUWC)とを備えた原子力発電所において、
残留熱除去系(RHR)の熱交換器の下流側から、復水補給水系(MUWC)の復水移送ポンプの上流側に連結し、
サプレッションチェンバの水を残留熱除去系(RHR)の熱交換器によって冷却し、復水移送ポンプによって原子炉注水または格納容器スプレイを行うことを特徴とする非常用炉心冷却系の代替循環冷却方法。 - 前記原子力発電所は復水貯蔵槽の水を原子炉に供給する高圧炉心注水系(HPCF)を備え、
前記残留熱除去系(RHR)の熱交換器の下流側から、前記復水補給水系(MUWC)の復水移送ポンプの上流側までは、前記高圧炉心注水系(HPCF)の配管を用いて連結することを特徴とする請求項1に記載の非常用炉心冷却系の代替循環冷却方法。 - 原子炉が停止した際に燃料の崩壊熱を除去するための残留熱除去系(RHR)と、復水貯蔵槽の水を原子炉に供給する復水補給水系(MUWC)とを備えた原子力発電所において、
残留熱除去系(RHR)の熱交換器の下流側から、復水補給水系(MUWC)の復水移送ポンプの上流側に連結するバイパスラインが設けられていて、
サプレッションチェンバの水を残留熱除去系(RHR)の熱交換器によって冷却し、復水移送ポンプによって原子炉注水または格納容器スプレイを行うことができることを特徴とする原子力発電所。
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