JP2909247B2 - 蓄圧器 - Google Patents
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
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- G—PHYSICS
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- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/086—Pressurised water reactors
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- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
Description
したときに,蓄圧器本体内の蓄圧ガスにより蓄圧水を出
口ラインから原子炉系へ注水して,炉心を冷却する蓄圧
器に関するものである。
した。先ず図7の蓄圧器を説明すると,1が蓄圧器本
体,2が原子炉系(図示せず)へ延びた蓄圧水出口ライ
ン,3が同蓄圧水出口ライン2の途中に設けた逆止弁,
4がガス注入ライン,5が同ガス注入ライン4の途中に
設けたガス注入弁,6が蓄圧水注入ライン,7が同蓄圧
水注入ライン6の途中に設けた蓄圧水注入弁,8が蓄圧
器本体1内の蓄圧ガス(加圧ガスで,例えば窒素ガ
ズ),9が蓄圧器本体1内の蓄圧水である。
内に蓄圧ガス8と蓄圧水9とが蓄えられている。この蓄
圧器本体1内の圧力と原子炉系の圧力とを比較すると,
原子炉系の方が高くて,互いの間が逆止弁3により遮断
されている。この状態で,原子炉系に事故が発生して,
原子炉系の圧力が低下すると,蓄圧ガス8により加圧さ
れている蓄圧器本体1内の蓄圧水9が蓄圧水出口ライン
2→逆止弁3→原子炉系へ注水されて,炉心が冷却され
る。
1〜9が前記と同一の部分,10が出口渦巻ダンパー
で,同出口渦巻ダンパー10が蓄圧器本体1内の下部に
設置されている。また10aが出口渦巻ダンパー本体
で,同出口渦巻ダンパー本体10aには,頂部入口10
bと下部入口10cと出口10dとが設けられて,同出
口10dが蓄圧水出口ライン2に接続されている。
体1内に蓄圧ガス8と蓄圧水9とが蓄えられている。こ
の蓄圧器本体1内の圧力と原子炉系の圧力とを比較する
と,原子炉系の方が高くて,互いの間が逆止弁3により
遮断されている。この状態で,原子炉系に事故が発生し
て,原子炉系の圧力が低下すると,蓄圧ガス8により加
圧されている蓄圧器本体1内の蓄圧水9が出口渦巻ダン
パー10の頂部入口10bと下部入口10cとから渦巻
ダンパー本体10a内へ入り,渦流が形成される。また
この蓄圧水9が出口10d→蓄圧水出口ライン2→逆止
弁3→原子炉系へ注水されて,炉心が冷却される。
9に示す従来の蓄圧器には,次のことが要求されてい
る。即ち,蓄圧ガス8は,蓄圧水9の注水が進むととも
に膨張し,その機能を終えて,原子炉系へ入ってゆくこ
とになるが,この蓄圧ガス8は,炉心冷却を阻害する可
能性があり,原子炉系へ入ってゆく前に原子炉系外へ放
出することが望ましい。しかし原子炉系外への放出を早
く行うと,蓄圧器本来の機能を達成する前に蓄圧器本体
内を減圧させることになるので,原子炉系外へ放出を適
切な時期に行うように要求されている。
であり,その目的とする処は,蓄圧器本体内の減圧を適
切な時期に行うことができて 蓄圧ガスの原子炉系への
流入を防止できる蓄圧器を提供しようとする点にある。
めに,本発明は,原子炉系の圧力が減少したときに,蓄
圧器本体内の蓄圧ガスにより蓄圧水を蓄圧水出口ライン
から原子炉系へ注水して,炉心を冷却する蓄圧器におい
て,蓄圧ガスを導入する頂部入口と,蓄圧器本体内の蓄
圧水を接線方向に入れ渦流を形成して抵抗を大きくする
ことにより放出水量を少なくする下部入口と,原子炉系
以外のガス放出ラインに接続したガス出口とを具えた減
圧用渦巻ダンパーを蓄圧器本体内に設置している。
り,原子炉系に事故が発生して,原子炉系の圧力が低下
したときに,蓄圧ガスにより加圧している蓄圧器本体内
の蓄圧水を蓄圧水出口ライン→逆止弁→原子炉系へ注水
して,炉心を冷却する一方,蓄圧器本体内の蓄圧水を減
圧用渦巻ダンパーの下部入口から減圧用渦巻ダンパー本
体内へ接線方向に入れて,渦流を形成し,抵抗を大きく
して,蓄圧器本体内→減圧用渦巻ダンパー内→ガス放出
ラインへの放出水量を少なくする。そして蓄圧水の水位
が減圧用渦巻ダンパーの下部入口以下になったときに,
蓄圧ガスを頂部入口及び下部入口→減圧用渦巻ダンパー
内→ガス出口→ガス放出ラインを経て原子炉系外へ放出
する。
実施例により説明すると,1が蓄圧器本体,2が原子炉
系(図示せず)へ延びた蓄圧水出口ライン,3が同蓄圧
水出口ライン2の途中に設けた逆止弁,4がガス注入ラ
イン,5が同ガス注入ライン4の途中に設けたガス注入
弁,6が蓄圧水注入ライン,7が同蓄圧水注入ライン6
の途中に設けた蓄圧水注入弁,8が蓄圧器本体1内の蓄
圧ガス(加圧ガスで,例えば窒素ガズ),9が蓄圧器本
体1内の蓄圧水である。
ダンパーで,同減圧用渦巻ダンパー11が蓄圧器本体1
内に設置されている。そして同減圧用渦巻ダンパー11
は,減圧用渦巻ダンパー本体11aと,頂部入口11b
と,下部入口11cと,ガス出口11dとにより構成さ
れている。12が上記減圧用渦巻ダンパー11のガス出
口11dに接続したガス放出ラインで,同ガス放出ライ
ン12の途中に設けた並列枝路には,ガス放出弁13が
介装されている。
を具体的に説明する。蓄圧器本体1内に蓄圧ガス8と蓄
圧水9とが蓄えられている。この蓄圧器本体1内の圧力
と原子炉系の圧力とを比較すると,原子炉系の方が高く
て,互いの間が逆止弁により遮断されている。この状態
で,原子炉系に事故が発生して,原子炉系の圧力が低下
すると,蓄圧ガス8により加圧されている蓄圧器本体1
内の蓄圧水9が蓄圧水出口ライン2→逆止弁→原子炉系
へ注水されて,炉心が冷却される。
4に実線矢印で示すように減圧用渦巻ダンパー11の下
部入口11cから減圧用渦巻ダンパー本体11a内へ接
線方向に入って,渦流が形成され,抵抗が大きくなっ
て,蓄圧器本体1内から減圧用渦巻ダンパー11内を経
てガス放出ライン12へ放出される水量を少なくする。
この水は,無効水であり,出来るだけ少ないように設計
される。
水9の注水が進むとともに膨張して,その機能を終え,
図5に示すように減圧用渦巻ダンパー11の下部入口1
1cが蓄圧水9の水位から上に出るが,この状態になる
と,蓄圧ガス8が頂部入口11bと下部入口11cとか
ら減圧用渦巻ダンパー本体11a内へ入り,互いが合流
して,ガス出口11d→ガス放出ライン12から原子炉
系外へ放出される。
9の水位が減圧用渦巻ダンパー11の下部入口11cに
到達した時点で,蓄圧水9の炉心注入特性が変化する。
それに対して図7に示す実施例では,出口渦巻ダンパー
10が蓄圧器本体1内の下部に設置されており,蓄圧水
9の水位が出口渦巻ダンパー10の下部入口10cに到
達した時点,及び減圧用渦巻ダンパー11の下部入口1
1cに到達した時点で,蓄圧水9の炉心注入特性が変化
する。
弁13が開放したときでも,図4のように渦流が生じ,
抵抗が大きくて,減圧用渦巻ダンパー11からガス放出
ライン12への放出水量が少ないので,プラントを止め
ることなく,放出水量分を補給しながら,故障確認,閉
弁を行うことが可能になって,プラントの稼働率が向上
する。
に事故が発生して,原子炉系の圧力が低下したときに,
蓄圧ガスにより加圧している蓄圧器本体内の蓄圧水を蓄
圧水出口ライン→逆止弁→原子炉系へ注水して,炉心を
冷却する一方,蓄圧器本体内の蓄圧水を減圧用渦巻ダン
パーの下部入口から減圧用渦巻ダンパー本体内へ接線方
向に入れて,渦流を形成し,抵抗を大きくして,蓄圧器
本体内→減圧用渦巻ダンパー内→ガス放出ラインへの放
出水量を少なくする。そして蓄圧水の水位が減圧用渦巻
ダンパーの下部入口以下になったときに,蓄圧ガスを頂
部入口及び下部入口→減圧用渦巻ダンパー内→ガス出口
→ガス放出ラインを経て原子炉系外へ放出するので,蓄
圧器本体内の減圧を適切な時期に行うことができて 蓄
圧ガスの原子炉系への流入を防止できる。
面図である。
す正面図である。
示す正面図である。
る。
る。
る。
Claims (1)
- 【請求項1】 原子炉系の圧力が減少したときに,蓄圧
器本体内の蓄圧ガスにより蓄圧水を蓄圧水出口ラインか
ら原子炉系へ注水して,炉心を冷却する蓄圧器におい
て,蓄圧ガスを導入する頂部入口と,蓄圧器本体内の蓄
圧水を接線方向に入れ渦流を形成して抵抗を大きくする
ことにより放出水量を少なくする下部入口と,原子炉系
以外のガス放出ラインに接続したガス出口とを具えた減
圧用渦巻ダンパーを蓄圧器本体内に設置したことを特徴
とする蓄圧器。
Priority Applications (5)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP3097272A JP2909247B2 (ja) | 1991-04-26 | 1991-04-26 | 蓄圧器 |
EP92303740A EP0511016B1 (en) | 1991-04-26 | 1992-04-24 | Emergency coolant accumulator for nuclear reactor |
DE69204524T DE69204524T2 (de) | 1991-04-26 | 1992-04-24 | Notkühlungsspeicher für Kernreaktor. |
CN92103986A CN1031609C (zh) | 1991-04-26 | 1992-04-25 | 反应堆应急冷却液蓄液器 |
US07/965,951 US5309488A (en) | 1991-04-26 | 1992-10-26 | Emergency reactor coolant accumulator |
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---|---|---|---|
JP3097272A JP2909247B2 (ja) | 1991-04-26 | 1991-04-26 | 蓄圧器 |
US07/965,951 US5309488A (en) | 1991-04-26 | 1992-10-26 | Emergency reactor coolant accumulator |
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Family Applications (1)
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EP (1) | EP0511016B1 (ja) |
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CN (1) | CN1031609C (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2017519161A (ja) * | 2014-05-05 | 2017-07-13 | アスヴァッド イント, エス.エル.Asvad Int, S.L. | 原子炉内の加圧コンテナのための受動的減圧システム |
Families Citing this family (21)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5434201A (en) * | 1994-07-29 | 1995-07-18 | National Starch And Chemical Investment Holding Corporation | Process for production of starch based hot melt adhesives |
US5519743A (en) * | 1994-09-02 | 1996-05-21 | Westinghouse Electric Corporation | Primary coolant system of a nuclear power plant for providing coolant to a primary loop |
DE19653526C1 (de) * | 1996-12-20 | 1998-06-10 | Siemens Ag | Druckhalter mit Sprühvorrichtung |
KR100556288B1 (ko) * | 2003-07-16 | 2006-03-03 | 한국원자력연구소 | 피동형 유량조절기구용 기체 누출 방지장치를 구비한차세대 안전주입탱크 |
DE102005013791B3 (de) * | 2005-03-24 | 2006-06-08 | Zweckverband Landeswasserversorgung | Vorrichtung zur Druckstosssicherung in einem Rohrleitungssystem |
US7881421B2 (en) | 2006-11-28 | 2011-02-01 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Accumulator |
US7757715B2 (en) | 2006-11-28 | 2010-07-20 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Accumulator and method of manufacturing flow damper |
KR100945019B1 (ko) | 2008-05-08 | 2010-03-05 | 한국원자력연구원 | 중력구동 유량제어기를 구비한 안전주입탱크 |
US8559584B2 (en) * | 2010-12-20 | 2013-10-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor automatic depressurization system |
KR101071415B1 (ko) * | 2011-04-15 | 2011-10-07 | 한국수력원자력 주식회사 | Sbo와 loca 대처 피동 고압안전주입탱크 시스템 |
FR2975215B1 (fr) * | 2011-05-11 | 2013-05-10 | Areva | Reacteur nucleaire avec dispositif d'injection de nano particules en cas d'accident |
JP6081127B2 (ja) * | 2011-11-11 | 2017-02-15 | 株式会社東芝 | 原子炉水位計の水張り設備 |
KR101373676B1 (ko) * | 2012-08-03 | 2014-03-13 | 한국원자력연구원 | 분리된 질소탱크로 가압되는 질소가스탱크 분리형 안전주입탱크 시스템 |
US11373768B2 (en) * | 2013-03-12 | 2022-06-28 | Bwxt Mpower, Inc. | Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow |
US10529458B2 (en) | 2014-07-22 | 2020-01-07 | Bwxt Mpower, Inc. | Integral isolation valve systems for loss of coolant accident protection |
JP6614991B2 (ja) * | 2016-02-09 | 2019-12-04 | 三菱重工業株式会社 | フローダンパおよび蓄圧注水装置ならびに原子力設備 |
US10354763B2 (en) | 2015-12-07 | 2019-07-16 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Piping enhancement for backflow prevention in a multiple loop, metal cooled nuclear reactor system |
JP6650776B2 (ja) * | 2016-02-09 | 2020-02-19 | 三菱重工業株式会社 | フローダンパおよび蓄圧注水装置ならびに原子力設備 |
CN106409352B (zh) * | 2016-10-31 | 2018-05-08 | 中国核动力研究设计院 | 一种优化后的核动力装置设备冷却水系统 |
CN111276268B (zh) * | 2020-02-28 | 2021-08-27 | 西安交通大学 | 研究铅基堆蒸发器传热管破裂事故热工水力特性的实验装置及方法 |
CN115440399A (zh) * | 2022-09-16 | 2022-12-06 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于新型安注箱的多几何参数组合研究的阻尼器试验本体结构 |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3865688A (en) * | 1970-08-05 | 1975-02-11 | Frank W Kleimola | Passive containment system |
GB1472252A (en) * | 1973-04-25 | 1977-05-04 | Nuclear Power Co Ltd | Protective arrangements for cooling systems |
CA1027679A (en) * | 1973-07-31 | 1978-03-07 | Walter E. Desmarchais | Emergency core cooling system for a nuclear reactor |
SE411972B (sv) * | 1973-11-20 | 1980-02-11 | Kraftwerk Union Ag | Anordning for nodkylning av tryckvattenreaktorer |
FR2504305B1 (fr) * | 1981-04-17 | 1985-06-21 | Framatome Sa | Dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
US5085825A (en) * | 1991-05-03 | 1992-02-04 | General Electric Company | Standby safety injection system for nuclear reactor plants |
-
1991
- 1991-04-26 JP JP3097272A patent/JP2909247B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1992
- 1992-04-24 EP EP92303740A patent/EP0511016B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1992-04-25 CN CN92103986A patent/CN1031609C/zh not_active Expired - Lifetime
- 1992-10-26 US US07/965,951 patent/US5309488A/en not_active Expired - Lifetime
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
白石直他,「三菱簡素化PWR(MS−300/600)の高機能蓄圧タンクについて」,日本機械学会第68期通常総会講演会講演論文集(Vol.B),436−438(1991). |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2017519161A (ja) * | 2014-05-05 | 2017-07-13 | アスヴァッド イント, エス.エル.Asvad Int, S.L. | 原子炉内の加圧コンテナのための受動的減圧システム |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0511016A1 (en) | 1992-10-28 |
CN1031609C (zh) | 1996-04-17 |
CN1067133A (zh) | 1992-12-16 |
EP0511016B1 (en) | 1995-09-06 |
JPH04328494A (ja) | 1992-11-17 |
US5309488A (en) | 1994-05-03 |
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