JP3089679B2 - 原子炉冷却材補給系統 - Google Patents
原子炉冷却材補給系統Info
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- JP3089679B2 JP3089679B2 JP03052165A JP5216591A JP3089679B2 JP 3089679 B2 JP3089679 B2 JP 3089679B2 JP 03052165 A JP03052165 A JP 03052165A JP 5216591 A JP5216591 A JP 5216591A JP 3089679 B2 JP3089679 B2 JP 3089679B2
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- Japan
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- reactor
- heat exchanger
- regenerative heat
- pump
- supply system
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉における
原子炉冷却、冷却材補給設備に関する。
原子炉冷却、冷却材補給設備に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の装置では、例えば、特開昭56−16
4997号公報に記載のように、原子炉の水質を規定値に維
持するための原子炉冷却材浄化系に残留熱除去機能をも
つように再生熱交換器バイパスラインを設けている。
4997号公報に記載のように、原子炉の水質を規定値に維
持するための原子炉冷却材浄化系に残留熱除去機能をも
つように再生熱交換器バイパスラインを設けている。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】従来の原子炉補助系統
設備では通常運転並びに異常運転状態に対して原子炉の
健全な運転状態、並びに、原子炉の安全性を確保するた
めに以下に示すような種々の設備を設置している。
設備では通常運転並びに異常運転状態に対して原子炉の
健全な運転状態、並びに、原子炉の安全性を確保するた
めに以下に示すような種々の設備を設置している。
【０００４】即ち、原子炉を停止させる場合、炉心から
の崩壊熱を除去するための残留熱除去系、原子炉の水質
を規定値を維持するための原子炉冷却材浄化系、原子炉
からの小漏洩補給並びに原子炉隔離時における炉心崩壊
熱除去のための原子炉隔離時冷却系のようにそれぞれの
事象に対して設備が独立して設置されている。
の崩壊熱を除去するための残留熱除去系、原子炉の水質
を規定値を維持するための原子炉冷却材浄化系、原子炉
からの小漏洩補給並びに原子炉隔離時における炉心崩壊
熱除去のための原子炉隔離時冷却系のようにそれぞれの
事象に対して設備が独立して設置されている。
【０００５】これらはそれぞれの事象が独立であるにも
かかわらず設備の共用化等は図られていない。
かかわらず設備の共用化等は図られていない。
【０００６】これらの設備共用化の例は特開昭56−1649
97号公報にあるように、残留熱除去系と原子炉冷却材浄
化系の機能共用を行った発明が提示されているものの、
抜本的な設備共用を図ったものは提示されていない。
97号公報にあるように、残留熱除去系と原子炉冷却材浄
化系の機能共用を行った発明が提示されているものの、
抜本的な設備共用を図ったものは提示されていない。
【０００７】本発明では残留熱除去、冷却材浄化並びに
冷却材補給を一つの系統設備で行なえる設備を提供する
ことにある。
冷却材補給を一つの系統設備で行なえる設備を提供する
ことにある。
【０００８】
【課題を解決するための手段】上記目標を達成するため
に、本発明では従来の原子炉冷却材浄化系のうち冷却材
を大気圧近傍まで減圧を行なう低圧型冷却材浄化系を用
い、この系統設備を構成する循環ポンプの吸込側配管に
復水貯蔵タンクからの冷却水吸込配管を設けるとともに
ポンプの駆動機として電動機並びに蒸気タービンをポン
プシャフトに直結して具備させ、電源喪失時にも機能維
持できるようにした。
に、本発明では従来の原子炉冷却材浄化系のうち冷却材
を大気圧近傍まで減圧を行なう低圧型冷却材浄化系を用
い、この系統設備を構成する循環ポンプの吸込側配管に
復水貯蔵タンクからの冷却水吸込配管を設けるとともに
ポンプの駆動機として電動機並びに蒸気タービンをポン
プシャフトに直結して具備させ、電源喪失時にも機能維
持できるようにした。
【０００９】更に、電源喪失時には前記電動機を発電機
として利用し、バッテリ電源の充電器へ接続し計装制御
機器への給電に供し、継続的な運転を可能とする。
として利用し、バッテリ電源の充電器へ接続し計装制御
機器への給電に供し、継続的な運転を可能とする。
【００１０】また、前記循環ポンプの駆動機の別の組合
わせとして、電動機とディーゼル駆動機を設けることに
より、同様の機能を持たせることができる。このディー
ゼル駆動機と循環ポンプシャフトは通常運転時は切離さ
れているが、電源喪失時においては機械的なカップラに
より接続される。
わせとして、電動機とディーゼル駆動機を設けることに
より、同様の機能を持たせることができる。このディー
ゼル駆動機と循環ポンプシャフトは通常運転時は切離さ
れているが、電源喪失時においては機械的なカップラに
より接続される。
【００１１】
【作用】原子炉が通常運転中は、本発明の系統設備は原
子炉との間で閉ループを構成し原子炉冷却材浄化運転を
行なう。この時、循環ポンプは交流電源より給電された
電動機により駆動される。この時、蒸気タービン側は空
転することになるが蒸気タービン内は大気圧状態であり
空転による構造上の問題は生じない。電源喪失時には駆
動機の一つである電動機の機能が喪失するため駆動蒸気
タービンへ導かれる原子炉からの蒸気配管を通じて原子
炉蒸気を通気し、ポンプをタービンにより駆動する。こ
の場合、ポンプシャフトと電動機は直結されているため
電動機は発電機として電力供給を行なえる。本電力を充
電器を介して蓄電池へ導くことにより系統運転に必要な
計装制御電源の供用時間を延長でき、電源喪失時の系統
運転継続時間を延長することができる。
子炉との間で閉ループを構成し原子炉冷却材浄化運転を
行なう。この時、循環ポンプは交流電源より給電された
電動機により駆動される。この時、蒸気タービン側は空
転することになるが蒸気タービン内は大気圧状態であり
空転による構造上の問題は生じない。電源喪失時には駆
動機の一つである電動機の機能が喪失するため駆動蒸気
タービンへ導かれる原子炉からの蒸気配管を通じて原子
炉蒸気を通気し、ポンプをタービンにより駆動する。こ
の場合、ポンプシャフトと電動機は直結されているため
電動機は発電機として電力供給を行なえる。本電力を充
電器を介して蓄電池へ導くことにより系統運転に必要な
計装制御電源の供用時間を延長でき、電源喪失時の系統
運転継続時間を延長することができる。
【００１２】
【実施例】図１に本発明の実施例を示している。
【００１３】図１に示す系統設備は循環ポンプ１，補助
ポンプ２，再生熱交換器３，非再生熱交換器４，サージ
タンク６，炉水浄化設備１３及び配管弁類で構成されて
いる。原子炉の通常運転時には原子炉７より吸引された
原子炉水の一部は再生熱交換器３の管側を通り、非再生
熱交換器４の管側を通って冷却された後に、減圧弁５に
より大気圧近傍まで減圧され炉水浄化設備１３を通り、
循環ポンプ１により昇圧され、再生熱交換器３の胴側で
再熱された後に原子炉へ再び戻される。この様に原子炉
通常運転中には原子炉水中の不純物並びにイオン状物質
を除去し原子炉水を規定の水質に維持する。次に原子炉
停止時冷却運転に際しては、原子炉停止後、タービンバ
イパス弁及び主復水器を用いた冷却運転ができなくなる
原子炉圧力まで低下した時に再生熱交換器３の管側への
通水を止め、バイパス弁１５を開放することにより、原
子炉へ戻される炉水の再熱を行なわずに原子炉へ戻すた
め原子炉の冷却が行なわれる。この時、原子炉圧力が低
くなった場合には補助ポンプ２を起動し循環ポンプ吸込
側の圧力を確保する。又、さらに圧力が低くなった場合
には補助ポンプ２のみの運転により炉水を循環冷却して
いく。
ポンプ２，再生熱交換器３，非再生熱交換器４，サージ
タンク６，炉水浄化設備１３及び配管弁類で構成されて
いる。原子炉の通常運転時には原子炉７より吸引された
原子炉水の一部は再生熱交換器３の管側を通り、非再生
熱交換器４の管側を通って冷却された後に、減圧弁５に
より大気圧近傍まで減圧され炉水浄化設備１３を通り、
循環ポンプ１により昇圧され、再生熱交換器３の胴側で
再熱された後に原子炉へ再び戻される。この様に原子炉
通常運転中には原子炉水中の不純物並びにイオン状物質
を除去し原子炉水を規定の水質に維持する。次に原子炉
停止時冷却運転に際しては、原子炉停止後、タービンバ
イパス弁及び主復水器を用いた冷却運転ができなくなる
原子炉圧力まで低下した時に再生熱交換器３の管側への
通水を止め、バイパス弁１５を開放することにより、原
子炉へ戻される炉水の再熱を行なわずに原子炉へ戻すた
め原子炉の冷却が行なわれる。この時、原子炉圧力が低
くなった場合には補助ポンプ２を起動し循環ポンプ吸込
側の圧力を確保する。又、さらに圧力が低くなった場合
には補助ポンプ２のみの運転により炉水を循環冷却して
いく。
【００１４】この原子炉停止時冷却運転は所内交流電源
が供給可能な状態について述べていることで、所内全交
流電源が喪失した様な事象を考えた場合循環ポンプ１の
駆動源を電動機より蒸気タービンに切替える。即ち、循
環ポンプ駆動タービン蒸気入口弁１６を開放することに
より、ポンプの駆動力は確保されるため、原子炉への冷
却水の補給は可能となる。この場合、非再生熱交換器を
冷却する冷却水系は交流電源喪失により機能喪失するた
め、炉水を直接冷却することはできないが、炉心崩壊熱
による原子炉圧力の上昇の後に、主蒸気逃がし弁による
蒸気の放出並びに本系統による冷却水の補給により原子
炉を高温待機状態に維持することは可能となる。
が供給可能な状態について述べていることで、所内全交
流電源が喪失した様な事象を考えた場合循環ポンプ１の
駆動源を電動機より蒸気タービンに切替える。即ち、循
環ポンプ駆動タービン蒸気入口弁１６を開放することに
より、ポンプの駆動力は確保されるため、原子炉への冷
却水の補給は可能となる。この場合、非再生熱交換器を
冷却する冷却水系は交流電源喪失により機能喪失するた
め、炉水を直接冷却することはできないが、炉心崩壊熱
による原子炉圧力の上昇の後に、主蒸気逃がし弁による
蒸気の放出並びに本系統による冷却水の補給により原子
炉を高温待機状態に維持することは可能となる。
【００１５】この場合、循環ポンプ吸込側配管は弁の切
替により、復水貯蔵タンク側の補給水ライン１１へ接続
されており、復水貯蔵タンク水が枯涸するまで冷却水補
給運転が可能となる。又、この運転を行なうに当って必
要な制御電源等はバッテリにより給電されることになる
が、バッテリへの充電電源は循環ポンプに直結された電
動機より給電されるためバッテリ自体の容量は小容量の
もので十分となる。
替により、復水貯蔵タンク側の補給水ライン１１へ接続
されており、復水貯蔵タンク水が枯涸するまで冷却水補
給運転が可能となる。又、この運転を行なうに当って必
要な制御電源等はバッテリにより給電されることになる
が、バッテリへの充電電源は循環ポンプに直結された電
動機より給電されるためバッテリ自体の容量は小容量の
もので十分となる。
【００１６】図２は循環ポンプの駆動源として電動機と
ディーゼル機関の二つを具備した実施例を示すものであ
る。ディーゼル機関１４を駆動機の一つとする場合、ポ
ンプシャフトとディーゼル機関を直結すると電動機によ
る運転を行なう場合に運転不可能となる恐れがあるた
め、ポンプシャフトとディーゼル機関は機械的なカップ
ラ１７を介して接続できる様にしている。即ち、電動機
によりポンプを駆動する場合はカップラ１７は切離され
ており電動機に作用する負荷はポンプの軸トルクのみに
なる様にしておく。一方交流電源喪失時には機械的にカ
ップラ１７を接続し、ディーゼル機関によりポンプを駆
動する様にしている。この場合の系統設備の運転方法は
前記の図１で示した方法と同一である。
ディーゼル機関の二つを具備した実施例を示すものであ
る。ディーゼル機関１４を駆動機の一つとする場合、ポ
ンプシャフトとディーゼル機関を直結すると電動機によ
る運転を行なう場合に運転不可能となる恐れがあるた
め、ポンプシャフトとディーゼル機関は機械的なカップ
ラ１７を介して接続できる様にしている。即ち、電動機
によりポンプを駆動する場合はカップラ１７は切離され
ており電動機に作用する負荷はポンプの軸トルクのみに
なる様にしておく。一方交流電源喪失時には機械的にカ
ップラ１７を接続し、ディーゼル機関によりポンプを駆
動する様にしている。この場合の系統設備の運転方法は
前記の図１で示した方法と同一である。
【００１７】
【発明の効果】本発明によれば、従来原子炉冷却材浄化
系、原子炉隔離時冷却系及び残留熱除去系により独立し
て達成されていた機能を一つの系統設備により達成する
ことができ、ポンプ，配管，熱交換器等の機器が削減で
きるのみならず、本設備に係る冷却水系、換気空調設備
並びに電源設備等のサポート設備の削減ないしは容量低
減を図ることができる。
系、原子炉隔離時冷却系及び残留熱除去系により独立し
て達成されていた機能を一つの系統設備により達成する
ことができ、ポンプ，配管，熱交換器等の機器が削減で
きるのみならず、本設備に係る冷却水系、換気空調設備
並びに電源設備等のサポート設備の削減ないしは容量低
減を図ることができる。
【図１】本発明の一実施例の系統図。
【図２】本発明の他の実施例の系統図。
１…循環ポンプ、２…補助ポンプ、３…再生熱交換器、
４…非再生熱交換器、５…減圧弁、６…サージタンク、
７…原子炉圧力容器、８…サプレッションチェンバ、９
…蒸気駆動タービン、１０…電動機、１１…補給水ライ
ン、１２…原子炉冷却材浄化装置バイパスライン、１３
…原子炉冷却材浄化装置、１４…ディーゼル駆動機、１
５…再生熱交換器バイパス弁、１６…タービン蒸気入口
弁、１７…カップラ。
４…非再生熱交換器、５…減圧弁、６…サージタンク、
７…原子炉圧力容器、８…サプレッションチェンバ、９
…蒸気駆動タービン、１０…電動機、１１…補給水ライ
ン、１２…原子炉冷却材浄化装置バイパスライン、１３
…原子炉冷却材浄化装置、１４…ディーゼル駆動機、１
５…再生熱交換器バイパス弁、１６…タービン蒸気入口
弁、１７…カップラ。
フロントページの続き (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 15/18 G21C 19/307 G21D 3/04
Claims (3)
- 【請求項１】再生熱交換器，非再生熱交換器，循環ポン
プ，補助ポンプ，サージタンク及び配管類を含む沸騰水
型原子炉の冷却材浄化系統において、 前記循環ポンプの駆動機として、電動機及びディーゼル
駆動機を具備し、 前記循環ポンプのシャフトと前記ディーゼル駆動機は機
械的なカップラを介して接続されている 原子炉冷却材補
給系統。 - 【請求項２】再生熱交換器，非再生熱交換器，循環ポン
プ，補助ポンプ，サージタンク及び配管類を含む沸騰水
型原子炉の冷却材浄化系統において、 前記循環ポンプの駆動機として電動機及び蒸気タービン
を具備するか又は電動機及びディーゼル駆動機を具備
し、 前記循環ポンプの駆動機として設ける電動機は全交流電
源喪失時には、もう一つの循環ポンプ駆動機を介して発
電機として利用する 原子炉冷却材補給系統。 - 【請求項３】請求項２において、前記発電機の利用方法
として発生した電気をバッテリ電源の充電器へ送電され
る原子炉冷却材補給系統。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP03052165A JP3089679B2 (ja) | 1991-03-18 | 1991-03-18 | 原子炉冷却材補給系統 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP03052165A JP3089679B2 (ja) | 1991-03-18 | 1991-03-18 | 原子炉冷却材補給系統 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04286995A JPH04286995A (ja) | 1992-10-12 |
| JP3089679B2 true JP3089679B2 (ja) | 2000-09-18 |
Family
ID=12907222
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP03052165A Expired - Lifetime JP3089679B2 (ja) | 1991-03-18 | 1991-03-18 | 原子炉冷却材補給系統 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3089679B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9847148B2 (en) * | 2011-03-30 | 2017-12-19 | Westinghouse Electric Company Llc | Self-contained emergency spent nuclear fuel pool cooling system |
| JP2013167541A (ja) * | 2012-02-16 | 2013-08-29 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | サプレッションプールの冷却装置及びその冷却方法並びに原子力プラントの冷却装置 |
-
1991
- 1991-03-18 JP JP03052165A patent/JP3089679B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH04286995A (ja) | 1992-10-12 |
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