JP3231317B2 - 専用の発電機をそなえた炉心隔離冷却系 - Google Patents
専用の発電機をそなえた炉心隔離冷却系Info
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- JP3231317B2 JP3231317B2 JP51443591A JP51443591A JP3231317B2 JP 3231317 B2 JP3231317 B2 JP 3231317B2 JP 51443591 A JP51443591 A JP 51443591A JP 51443591 A JP51443591 A JP 51443591A JP 3231317 B2 JP3231317 B2 JP 3231317B2
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- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
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- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F04—POSITIVE - DISPLACEMENT MACHINES FOR LIQUIDS; PUMPS FOR LIQUIDS OR ELASTIC FLUIDS
- F04D—NON-POSITIVE-DISPLACEMENT PUMPS
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- F04D13/04—Units comprising pumps and their driving means the pump being fluid driven
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- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F04—POSITIVE - DISPLACEMENT MACHINES FOR LIQUIDS; PUMPS FOR LIQUIDS OR ELASTIC FLUIDS
- F04D—NON-POSITIVE-DISPLACEMENT PUMPS
- F04D7/00—Pumps adapted for handling specific fluids, e.g. by selection of specific materials for pumps or pump parts
- F04D7/02—Pumps adapted for handling specific fluids, e.g. by selection of specific materials for pumps or pump parts of centrifugal type
- F04D7/08—Pumps adapted for handling specific fluids, e.g. by selection of specific materials for pumps or pump parts of centrifugal type the fluids being radioactive
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- 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
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Description
【発明の詳細な説明】 技術分野 本発明は原子炉に関するものであり、更に詳しくは炉
心隔離冷却（RCIC:reactor−core isolation coolin
g）系に関するものである。本発明の主要な目的は一体
となっている原子炉プラントに対する電力が失われた場
合の有効性を増強したRCIC系を提供することである。
心隔離冷却（RCIC:reactor−core isolation coolin
g）系に関するものである。本発明の主要な目的は一体
となっている原子炉プラントに対する電力が失われた場
合の有効性を増強したRCIC系を提供することである。
核分裂炉はウラン同位元素（U233、U235）およびプル
トニウム同位元素（Pu239、Pu241）のような核分裂性原
子の核分裂に頼っている。中性子の吸収時に、核分裂性
原子が壊変して、数個の高エネルギー中性子とともに低
原子量、高運動エネルギーの原子が生じる。核分裂生成
物の運動エネルギーは熱として素早く消散される。熱は
原子炉の主要なエネルギー生成物である。壊変の間に放
出される中性子のいくつかが他の核分裂性原子によって
吸収され、壊変と熱発生の連鎖反応が生じる。原子炉内
の核分裂性原子は連鎖反応が自己維持できるように配列
される。
トニウム同位元素（Pu239、Pu241）のような核分裂性原
子の核分裂に頼っている。中性子の吸収時に、核分裂性
原子が壊変して、数個の高エネルギー中性子とともに低
原子量、高運動エネルギーの原子が生じる。核分裂生成
物の運動エネルギーは熱として素早く消散される。熱は
原子炉の主要なエネルギー生成物である。壊変の間に放
出される中性子のいくつかが他の核分裂性原子によって
吸収され、壊変と熱発生の連鎖反応が生じる。原子炉内
の核分裂性原子は連鎖反応が自己維持できるように配列
される。
二相原子炉では、主として液状の熱伝達媒体の蒸発に
よって生じる蒸気圧の形で炉心の発生する熱が蓄積され
る。この蒸気圧を使ってタービンを回転させることがで
き、タービンは発電機を駆動して電気を発生する。ター
ビンからの凝縮液を原子炉に戻して、再循環液と合流さ
せ、更に熱伝達と冷却を行うことができる。二相炉の主
要な例は沸騰水炉（BWR:boiling−water reactor）で
ある。二相炉は単相炉と対照的である。単相炉は主とし
て液体金属のような液状の熱伝達媒体の温度上昇の形で
エネルギーを蓄積する。沸騰水炉に関連する下記の説明
は容易に他の形式の二相炉に一般化して適用できる。
よって生じる蒸気圧の形で炉心の発生する熱が蓄積され
る。この蒸気圧を使ってタービンを回転させることがで
き、タービンは発電機を駆動して電気を発生する。ター
ビンからの凝縮液を原子炉に戻して、再循環液と合流さ
せ、更に熱伝達と冷却を行うことができる。二相炉の主
要な例は沸騰水炉（BWR:boiling−water reactor）で
ある。二相炉は単相炉と対照的である。単相炉は主とし
て液体金属のような液状の熱伝達媒体の温度上昇の形で
エネルギーを蓄積する。沸騰水炉に関連する下記の説明
は容易に他の形式の二相炉に一般化して適用できる。
地震によって誘起され得る故障のような広範囲の故障
シナリオを取り扱うように、新式の原子炉プラントは設
計されている。たとえば、過熱による損傷から炉心を防
護しながら原子炉を安全に停止させて、原子炉からター
ビンを急速に隔離するように原子炉を設計しなければな
らない。炉心の反応度を下げるために炉心内に制御棒を
挿入することができる。それにも拘わらず、炉心はかな
りの量の「崩壊」熱を発生し続ける。防護系が無い場合
は、崩壊熱により原子炉容器の中に圧力増加が生じるこ
とがある。この圧力により、原子炉容器内または結合さ
れた導管内にひびが生じることがある。ひびにより、冷
却材の喪失が生じることがある。冷却材の喪失によっ
て、炉心からの熱伝達が妨げられることがあり、次に炉
心溶融が生じることがある。これにより、本質的にプラ
ントは回復不能となる。
シナリオを取り扱うように、新式の原子炉プラントは設
計されている。たとえば、過熱による損傷から炉心を防
護しながら原子炉を安全に停止させて、原子炉からター
ビンを急速に隔離するように原子炉を設計しなければな
らない。炉心の反応度を下げるために炉心内に制御棒を
挿入することができる。それにも拘わらず、炉心はかな
りの量の「崩壊」熱を発生し続ける。防護系が無い場合
は、崩壊熱により原子炉容器の中に圧力増加が生じるこ
とがある。この圧力により、原子炉容器内または結合さ
れた導管内にひびが生じることがある。ひびにより、冷
却材の喪失が生じることがある。冷却材の喪失によっ
て、炉心からの熱伝達が妨げられることがあり、次に炉
心溶融が生じることがある。これにより、本質的にプラ
ントは回復不能となる。
炉心隔離冷却（RCIC）系は主タービンが原子炉から隔
離された場合に炉心を防護するために沸騰水炉で使用さ
れる防護系の一種を構成する。RCIC系は水位が所定のし
きい値より下降したときに外部タンクからの水を容器内
にポンプ作用で送り込むことにより原子炉圧力容器内の
水位を調節する。RCICポンプはRCICタービンによって駆
動される。原子炉圧力容器からの蒸気出力は（主タービ
ンに供給する）主蒸気管路からそらされて、RCICタービ
ンを駆動する。
離された場合に炉心を防護するために沸騰水炉で使用さ
れる防護系の一種を構成する。RCIC系は水位が所定のし
きい値より下降したときに外部タンクからの水を容器内
にポンプ作用で送り込むことにより原子炉圧力容器内の
水位を調節する。RCICポンプはRCICタービンによって駆
動される。原子炉圧力容器からの蒸気出力は（主タービ
ンに供給する）主蒸気管路からそらされて、RCICタービ
ンを駆動する。
RCICタービン自体の動力は蒸気により与えられるが、
普通のRCIC系は電力に依存している。たとえば、RCIC運
転では普通、電気的に動作するある弁を開閉することに
より蒸気と水の流れの道筋を決定し直さなければならな
い。更に、RCIC系が原子炉圧力容器内にポンプ作用で水
を送り込む速度を調節する制御ループは電気を必要とす
る。詳しく述べると、このループには普通、RCICポンプ
出力を測定するために使用される流れ要素、測定された
流れを目標流と比較するために必要とされる制御用電子
回路、および電子的に制御される流体圧駆動タービン加
減弁が含まれる。付加的なRCIC制御用電子回路も、それ
らの動作のため電気を必要とする。
普通のRCIC系は電力に依存している。たとえば、RCIC運
転では普通、電気的に動作するある弁を開閉することに
より蒸気と水の流れの道筋を決定し直さなければならな
い。更に、RCIC系が原子炉圧力容器内にポンプ作用で水
を送り込む速度を調節する制御ループは電気を必要とす
る。詳しく述べると、このループには普通、RCICポンプ
出力を測定するために使用される流れ要素、測定された
流れを目標流と比較するために必要とされる制御用電子
回路、および電子的に制御される流体圧駆動タービン加
減弁が含まれる。付加的なRCIC制御用電子回路も、それ
らの動作のため電気を必要とする。
更に、いくつかのRCIC構成要素、たとえば制御用電子
回路およびモータ弁は過熱しやすい。熱はRCICタービン
を駆動する蒸気から、そして電気回路からの消散から、
伝導、ふく射、および対流により累積する。熱に鋭敏な
RCIC構成要素を防護するため、普通交流で駆動されるプ
ラントの加熱、換気および空気調和（HVAC:heating,ven
tilation and air conditioning）系によって冷却を
行うことができる。
回路およびモータ弁は過熱しやすい。熱はRCICタービン
を駆動する蒸気から、そして電気回路からの消散から、
伝導、ふく射、および対流により累積する。熱に鋭敏な
RCIC構成要素を防護するため、普通交流で駆動されるプ
ラントの加熱、換気および空気調和（HVAC:heating,ven
tilation and air conditioning）系によって冷却を
行うことができる。
多数のRCIC系および他の安全系は幾分電力に頼るの
で、安全原子炉プラントは主タービンの停止（shutdow
n）とともに交流電力の喪失に対処しなければならな
い。地震が原子炉プラントに至る電力線を倒し、これに
より主タービンが隔離されて、発電所の停電（station
blackout）に至ることがある。したがって、主タービ
ンから、そして外部電力網および現場のディーゼル発電
機からの電力の喪失にもかかわらず、崩壊熱を扱うため
にRCIC運転が利用できなければならない。
で、安全原子炉プラントは主タービンの停止（shutdow
n）とともに交流電力の喪失に対処しなければならな
い。地震が原子炉プラントに至る電力線を倒し、これに
より主タービンが隔離されて、発電所の停電（station
blackout）に至ることがある。したがって、主タービ
ンから、そして外部電力網および現場のディーゼル発電
機からの電力の喪失にもかかわらず、崩壊熱を扱うため
にRCIC運転が利用できなければならない。
原子炉プラントには普通、プラントが交流電力から切
り離された場合の大形後備電池が含まれる。通常運転の
間、電池は交流電力によって充電される。停電の間は、
電池が交流電力に取って代わる。しかし、このような電
池によって蓄積されるエネルギーは必然的に制限され
る。更に、RCIC系は電池電力を他の多くのプラント系と
共用しなければならない。普通、電池は２、３時間の電
力を供給することができる。しかし、妥当な目標値は約
８時間の後備電力である。この付加的な電力を供給する
ために、より大きな寸法と数の電池を使用することがで
きる。しかし、必要な電池電力をそなえた系のコスト、
体積、および複雑さの問題がある。更に、電池電力を割
り当てる際に問題がある。停電の間、炉心を防護するた
めに欠くことができないRCIC系を犠牲にして、重要度の
低い装置が電池を枯渇させることがあるからである。
り離された場合の大形後備電池が含まれる。通常運転の
間、電池は交流電力によって充電される。停電の間は、
電池が交流電力に取って代わる。しかし、このような電
池によって蓄積されるエネルギーは必然的に制限され
る。更に、RCIC系は電池電力を他の多くのプラント系と
共用しなければならない。普通、電池は２、３時間の電
力を供給することができる。しかし、妥当な目標値は約
８時間の後備電力である。この付加的な電力を供給する
ために、より大きな寸法と数の電池を使用することがで
きる。しかし、必要な電池電力をそなえた系のコスト、
体積、および複雑さの問題がある。更に、電池電力を割
り当てる際に問題がある。停電の間、炉心を防護するた
めに欠くことができないRCIC系を犠牲にして、重要度の
低い装置が電池を枯渇させることがあるからである。
必要とされるのは、崩壊熱の長時間の取り扱いを行う
ことができ、プラントの他の部分系の要求からは比較的
独立して電力にアクセスするRCIC系である。このRCIC系
は付加的な大形電池や、比較的高価でかさ張る代替品を
必要としないことが好ましい。
ことができ、プラントの他の部分系の要求からは比較的
独立して電力にアクセスするRCIC系である。このRCIC系
は付加的な大形電池や、比較的高価でかさ張る代替品を
必要としないことが好ましい。
発明の概要 本発明によれば、RCIC系に補助発電機を設ける。RCIC
構成要素が使用する電気を、この専用のRCIC発電機が供
給する。詳しく述べると、RCIC系の室の冷却および制御
系がこの発電機から給電される。主電池は少なくとも部
分的にRCIC負荷から解放され得る。更に、RCIC発電機を
使用して、主電池またはRCIC系専用の電池を充電するこ
とにより、RCICタービンが一時的に停止しているとき電
力を供給することができる。
構成要素が使用する電気を、この専用のRCIC発電機が供
給する。詳しく述べると、RCIC系の室の冷却および制御
系がこの発電機から給電される。主電池は少なくとも部
分的にRCIC負荷から解放され得る。更に、RCIC発電機を
使用して、主電池またはRCIC系専用の電池を充電するこ
とにより、RCICタービンが一時的に停止しているとき電
力を供給することができる。
RCIC発電機はRCICポンプが運転しているときはいつで
も電力を供給するので、RCIC系により水が出力される速
度を調節するために必要とされる電力を都合よく供給す
ることができる。同様に、電気エネルギーの消費とRCIC
タービンを通る蒸気流により熱が累積するとき、RCIC発
電機は電気を供給する。都合のよいことに、RCIC系の室
の冷却は少なくとも部分的にRCIC発電機の出力によって
行うことができる。
も電力を供給するので、RCIC系により水が出力される速
度を調節するために必要とされる電力を都合よく供給す
ることができる。同様に、電気エネルギーの消費とRCIC
タービンを通る蒸気流により熱が累積するとき、RCIC発
電機は電気を供給する。都合のよいことに、RCIC系の室
の冷却は少なくとも部分的にRCIC発電機の出力によって
行うことができる。
したがって、発電所の停電の間、RCIC系は少なくとも
部分的に自己給電することができる。RCIC系は炉心の防
護に欠くことができないので、このRCIC発電機は炉心が
防護される時間を伸ばすことができる。もちろん、発電
機が運転していないとき遂行されなければならないRCIC
機能を実行するため電池電力を使用することができる。
これらの機能には、RCIC運転を開始するために必要とさ
れる弁制御、および一時的な運転停止の後でRCICタービ
ンを再始動するために必要とされる制御機能が含まれ
る。RCICポンプがオフである間に必要とされる電気は主
電池が供給することができ、または専用のRCIC電池がこ
の機能を提供することができる。いずれの場合も、RCIC
タービンが運転しているとき主電池とRCIC電池の一方ま
たは両方を充電することにより、発電機は電池の動作を
伸ばす。
部分的に自己給電することができる。RCIC系は炉心の防
護に欠くことができないので、このRCIC発電機は炉心が
防護される時間を伸ばすことができる。もちろん、発電
機が運転していないとき遂行されなければならないRCIC
機能を実行するため電池電力を使用することができる。
これらの機能には、RCIC運転を開始するために必要とさ
れる弁制御、および一時的な運転停止の後でRCICタービ
ンを再始動するために必要とされる制御機能が含まれ
る。RCICポンプがオフである間に必要とされる電気は主
電池が供給することができ、または専用のRCIC電池がこ
の機能を提供することができる。いずれの場合も、RCIC
タービンが運転しているとき主電池とRCIC電池の一方ま
たは両方を充電することにより、発電機は電池の動作を
伸ばす。
発電機で得られる利点の１つとして、発電所の停電の
間、空間の冷却（冷房）のための電力の供給がある。こ
れらの特徴により、RCIC系は制御用電子回路およびアク
チュエータの過熱を避けることができる。したがって、
RCIC系は長期間有効に運転することができる。その結
果、比較的長い発電所の停電の間、炉心を防護すること
ができる。本発明のこれらの特徴および利点ならびに他
の特徴および利点は付図を参照した詳細な説明で明らか
となる。
間、空間の冷却（冷房）のための電力の供給がある。こ
れらの特徴により、RCIC系は制御用電子回路およびアク
チュエータの過熱を避けることができる。したがって、
RCIC系は長期間有効に運転することができる。その結
果、比較的長い発電所の停電の間、炉心を防護すること
ができる。本発明のこれらの特徴および利点ならびに他
の特徴および利点は付図を参照した詳細な説明で明らか
となる。
図面の簡単な説明 図１は本発明による沸騰水炉プラントの概略図であ
る。
る。
実施例の説明 本発明によれば原子炉プラント100には、炉心106を取
り囲む原子炉圧力容器104を持つ沸騰水炉102が含まてい
る。炉心106を通る容器104内の冷却水の再循環はポンプ
108によって行われる。炉心106を通って上向きに流れる
水の幾分かは蒸気に変換される。蒸気は水から分離さ
れ、通常の運転の間、常時間の弁114で定められた通り
主蒸気管路112を介して主タービン110に送られる。蒸気
はタービン110を駆動するので、その軸116が出力発電機
118を駆動することにより、電気が出力線120を介して電
力網に供給される。蒸気はその圧力エネルギーをタービ
ン110に伝えて、凝縮する。復水は水管路124を介して流
体取扱系122に流出する。流体取扱系122は水管路126な
らびに常時間の逆止め弁128および130を介して復水を容
器104にポンプ作用で戻す。RCIC系により水を送るとき
は、逆止め弁128は水の流体取扱系122への逆流を防止す
る。
り囲む原子炉圧力容器104を持つ沸騰水炉102が含まてい
る。炉心106を通る容器104内の冷却水の再循環はポンプ
108によって行われる。炉心106を通って上向きに流れる
水の幾分かは蒸気に変換される。蒸気は水から分離さ
れ、通常の運転の間、常時間の弁114で定められた通り
主蒸気管路112を介して主タービン110に送られる。蒸気
はタービン110を駆動するので、その軸116が出力発電機
118を駆動することにより、電気が出力線120を介して電
力網に供給される。蒸気はその圧力エネルギーをタービ
ン110に伝えて、凝縮する。復水は水管路124を介して流
体取扱系122に流出する。流体取扱系122は水管路126な
らびに常時間の逆止め弁128および130を介して復水を容
器104にポンプ作用で戻す。RCIC系により水を送るとき
は、逆止め弁128は水の流体取扱系122への逆流を防止す
る。
発電所の停電の場合には、原子炉102は停止される。
この停止には、制御棒を炉心106に挿入してその反応度
を制限すること、および弁114および128を閉じてタービ
ン110を原子炉102から隔離することが含まれる。炉心反
応度の低下にもかかわらず、かなりの崩壊熱が数日間続
くことがあり得る。容器104の内側の温度が約500゜Fか
ら比較的安全な300゜Fに下がるまで炉心を防護するよう
に炉心隔離冷却（RCIC）系132が設計される。この300゜
Fの温度では、他の炉心冷却手段が用いられる。
この停止には、制御棒を炉心106に挿入してその反応度
を制限すること、および弁114および128を閉じてタービ
ン110を原子炉102から隔離することが含まれる。炉心反
応度の低下にもかかわらず、かなりの崩壊熱が数日間続
くことがあり得る。容器104の内側の温度が約500゜Fか
ら比較的安全な300゜Fに下がるまで炉心を防護するよう
に炉心隔離冷却（RCIC）系132が設計される。この300゜
Fの温度では、他の炉心冷却手段が用いられる。
炉心の防護には、容器104内の安全な水位を維持する
ことが含まれる。水位が落ち過ぎると、熱が炉心から伝
達されず、炉心が損傷する。水位が高過ぎると、水が蒸
気管路に流出して、タービンの作用を乱すことがある。
ことが含まれる。水位が落ち過ぎると、熱が炉心から伝
達されず、炉心が損傷する。水位が高過ぎると、水が蒸
気管路に流出して、タービンの作用を乱すことがある。
低水位表示器LLからの低水位表示に応動して、RCIC系
は水貯蔵タンク134からポンプにより容器104に水を送り
込む。更に詳しく述べると、水位表示器LLは計測バス13
5を介して低水位表示をRCIC系132に送る。RCIC系132はR
CICポンプ136に、水タンク134から常時開の弁140および
水管路138を通して水をくみ出させる。水はポンプ136か
ら、原子炉の低水位に応動して開かれる弁144および水
管路142を通して送り出される。水管路142は水管路126
と合流する。原子炉の低水位の間、逆止め弁130は開い
たままになっているが、上記のように逆止め弁128は閉
じられる。したがって、RCICポンプ136からの水は容器1
04に送り込まれる。代表的なポンプ流量は毎分約800ガ
ロンである。タンク134内の水は通常の運転の間に流体
取扱系122から供給される原子炉復水であり、原子炉102
への８時間の給水に対して復水が適切に供給される。給
水の純度の適当なレベルを確保するために復水が使用さ
れる。
は水貯蔵タンク134からポンプにより容器104に水を送り
込む。更に詳しく述べると、水位表示器LLは計測バス13
5を介して低水位表示をRCIC系132に送る。RCIC系132はR
CICポンプ136に、水タンク134から常時開の弁140および
水管路138を通して水をくみ出させる。水はポンプ136か
ら、原子炉の低水位に応動して開かれる弁144および水
管路142を通して送り出される。水管路142は水管路126
と合流する。原子炉の低水位の間、逆止め弁130は開い
たままになっているが、上記のように逆止め弁128は閉
じられる。したがって、RCICポンプ136からの水は容器1
04に送り込まれる。代表的なポンプ流量は毎分約800ガ
ロンである。タンク134内の水は通常の運転の間に流体
取扱系122から供給される原子炉復水であり、原子炉102
への８時間の給水に対して復水が適切に供給される。給
水の純度の適当なレベルを確保するために復水が使用さ
れる。
RCICポンプ136はRCICタービン146により軸148を介し
て駆動される。RCICタービンは主タービン110に比べて
かなり小さい。寸法が小さいので、運転停止の間に原子
炉が供給する蒸気管路150に沿った、より小さな蒸気流
でRCICタービンを駆動することができる。この小さい寸
法はRCICポンプ136を駆動するには十分である。寸法が
十分であるので、RCICタービン146にはその回転速度を
制限するタービン加減弁151が含まれている。
て駆動される。RCICタービンは主タービン110に比べて
かなり小さい。寸法が小さいので、運転停止の間に原子
炉が供給する蒸気管路150に沿った、より小さな蒸気流
でRCICタービンを駆動することができる。この小さい寸
法はRCICポンプ136を駆動するには十分である。寸法が
十分であるので、RCICタービン146にはその回転速度を
制限するタービン加減弁151が含まれている。
容器104への水流速度を調節するように、タービン加
減弁151がRCIC制御器152により制御バス154を介して制
御される。更に詳しく述べると、水管路142を通る流量
は流れ要素（FE:flow element）156によって測定され
る。流量測定値は信号線157を介してRCIC制御器152に伝
えられる。RCIC制御器152は測定された流量を目標流量
と比較する。測定された流量が過大であれば、RCIC制御
器152はタービン加減弁151を部分的に閉じることにより
タービン146への蒸気流を減らす。これにより、タービ
ン146の回転速度およびRCICポンプ136の回転速度が低下
する。測定された流量が目標流量より低下したときは、
上記と逆の作用が行われる。
減弁151がRCIC制御器152により制御バス154を介して制
御される。更に詳しく述べると、水管路142を通る流量
は流れ要素（FE:flow element）156によって測定され
る。流量測定値は信号線157を介してRCIC制御器152に伝
えられる。RCIC制御器152は測定された流量を目標流量
と比較する。測定された流量が過大であれば、RCIC制御
器152はタービン加減弁151を部分的に閉じることにより
タービン146への蒸気流を減らす。これにより、タービ
ン146の回転速度およびRCICポンプ136の回転速度が低下
する。測定された流量が目標流量より低下したときは、
上記と逆の作用が行われる。
RCIC制御器152は水位表示器LLから低水位表示を計測
バス159を介して受け、玉形弁158およびタービン加減弁
151を開くことによりRCICタービン146を始動する。上側
水位しきい値になったことを高水位表示器HLが示すと、
対応する表示がバス159を介してRCIC制御器152に送られ
る。このときRCIC制御器152は蒸気供給弁158およびター
ビン加減弁151に閉じるように命じる。これにより、タ
ービン146およびポンプ136は停止し、それは水位が低水
位表示器LLによって監視される水位より再び低くなるま
で続く。
バス159を介して受け、玉形弁158およびタービン加減弁
151を開くことによりRCICタービン146を始動する。上側
水位しきい値になったことを高水位表示器HLが示すと、
対応する表示がバス159を介してRCIC制御器152に送られ
る。このときRCIC制御器152は蒸気供給弁158およびター
ビン加減弁151に閉じるように命じる。これにより、タ
ービン146およびポンプ136は停止し、それは水位が低水
位表示器LLによって監視される水位より再び低くなるま
で続く。
RCICの数個の構成要素は温度に敏感である。すべての
構成要素は約100゜Fの周囲温度で動作するように設計さ
れている。しかし、140゜Fから150゜Fより高い温度で性
能の悪化や損傷が生じることがあり得る。詳しく述べる
と、RCIC制御器152の電子構成要素、流体圧駆動式ター
ビン加減弁151用の制御器、弁140、144、158、182およ
び190を動作させる電動機はすべて高過ぎる温度を受け
やすい。したがって、RCIC系132はルームクーラ160を使
用することによりRCICエンクロージャ162の内部を冷却
する。RCICエンクロージャ162の中には、害をこうむり
やすいRCIC構成要素が入っている。ルームクーラ160は
電気で動作するフレオン利用真空冷却装置である。蒸気
がエンクロージャ162内に漏れた場合に生じるようにル
ームクーラ160が温度を約140℃より低く維持できなかっ
た場合には、RCIC系132が運転停止する。
構成要素は約100゜Fの周囲温度で動作するように設計さ
れている。しかし、140゜Fから150゜Fより高い温度で性
能の悪化や損傷が生じることがあり得る。詳しく述べる
と、RCIC制御器152の電子構成要素、流体圧駆動式ター
ビン加減弁151用の制御器、弁140、144、158、182およ
び190を動作させる電動機はすべて高過ぎる温度を受け
やすい。したがって、RCIC系132はルームクーラ160を使
用することによりRCICエンクロージャ162の内部を冷却
する。RCICエンクロージャ162の中には、害をこうむり
やすいRCIC構成要素が入っている。ルームクーラ160は
電気で動作するフレオン利用真空冷却装置である。蒸気
がエンクロージャ162内に漏れた場合に生じるようにル
ームクーラ160が温度を約140℃より低く維持できなかっ
た場合には、RCIC系132が運転停止する。
主タービン110が原子炉102から隔離されたとき交流電
力が利用可能なままになっていれば、プラントの加熱、
換気および空気調和系はまだ利用できる。しかし、発電
所の停電の場合には、代替電源が必要とされる。プラン
ト100には後備電池164が含まれるが、その容量は２、３
時間プラントの要求にこたえられるに過ぎない。
力が利用可能なままになっていれば、プラントの加熱、
換気および空気調和系はまだ利用できる。しかし、発電
所の停電の場合には、代替電源が必要とされる。プラン
ト100には後備電池164が含まれるが、その容量は２、３
時間プラントの要求にこたえられるに過ぎない。
本発明によれば、RCIC系132には補助の発電機200が設
けられる。発電機200はRCICタービン146の軸148によっ
て駆動される。したがって、ポンプ136によって水が送
られているときは常に、電気が供給される。この電気を
使用して、ルームクーラ160、RCIC制御器152、RCICター
ビン146の調速機、および玉形弁158の電動機が動作す
る。容器104内への水流を制限するためにポンプ136をオ
フにした後、隔離の開始時と隔離中にRCICタービン146
を始動するために電池電力が使用される。ルームクーラ
装置、RCIC制御器152、RCICモータ弁、タービン付属
品、計測器、および制御器を動作させるためにも電池電
力が使用される。
けられる。発電機200はRCICタービン146の軸148によっ
て駆動される。したがって、ポンプ136によって水が送
られているときは常に、電気が供給される。この電気を
使用して、ルームクーラ160、RCIC制御器152、RCICター
ビン146の調速機、および玉形弁158の電動機が動作す
る。容器104内への水流を制限するためにポンプ136をオ
フにした後、隔離の開始時と隔離中にRCICタービン146
を始動するために電池電力が使用される。ルームクーラ
装置、RCIC制御器152、RCICモータ弁、タービン付属
品、計測器、および制御器を動作させるためにも電池電
力が使用される。
電力は電力管理器166によって管理される。電力管理
器166はバス168を介して交流電力を受け、バス170を介
して電池164から電池電力を受け、また線172を介してRC
IC発電機200から電力を受けるように構成される。電力
管理器166はこれら三つの電源からの電力をRCIC制御器1
52に供給する。電力管理器166は必要に応じて利用可能
な交流電力を電池164の充電およびRCIC制御器152に分配
する。交流電力が無い場合には、電力管理器166はバス1
74を介してRCIC発電機200からの電力をRCIC制御器152に
送る。交流電力もRCIC発電機の電力も無い場合には、電
力管理器166は必要に応じて電池電力をRCIC制御器152に
送る。電力管理器166はRCIC発電機の余分の電力を電池1
64の充電に使うこともできる。電力管理器には、交流電
力を直流に変換し、またその逆を行うために、適当なイ
ンバータおよび積分器が含まれる。
器166はバス168を介して交流電力を受け、バス170を介
して電池164から電池電力を受け、また線172を介してRC
IC発電機200から電力を受けるように構成される。電力
管理器166はこれら三つの電源からの電力をRCIC制御器1
52に供給する。電力管理器166は必要に応じて利用可能
な交流電力を電池164の充電およびRCIC制御器152に分配
する。交流電力が無い場合には、電力管理器166はバス1
74を介してRCIC発電機200からの電力をRCIC制御器152に
送る。交流電力もRCIC発電機の電力も無い場合には、電
力管理器166は必要に応じて電池電力をRCIC制御器152に
送る。電力管理器166はRCIC発電機の余分の電力を電池1
64の充電に使うこともできる。電力管理器には、交流電
力を直流に変換し、またその逆を行うために、適当なイ
ンバータおよび積分器が含まれる。
RCIC制御器152は原子炉計測器および専用のRCIC計測
器と協力して、原子炉の水位、原子炉の圧力、RCICエン
クロージャ162の中の温度、ポンプ136を通る水の流量、
および弁158を通る蒸気の流量を監視する。この監視の
結果に基づいて、RCIC制御器152はタービン加減弁151を
調節することにより炉心を防護する。RCIC構成要素に対
する安全な温度レベルを維持するための必要に応じて、
RCIC制御器152はバス176を介してルームクーラ160も動
作させる。これらの機能の遂行の必要に応じて、RCIC制
御器152は電力および制御信号を158、144、182、140、
および190のようなRCICの電動弁に分配する。（図を簡
単にするため、これらの弁に対する制御線および電力線
は図示されていない。） 付加的な安全手段を設けるため、原子炉プラント100
ではウェットウェル180内のサプレッションプール178が
RCIC系132に結合される。何らかの理由で貯蔵タンク134
からの流れが止まると、弁140が閉じられ、常時閉の弁1
82が開かれることにより、原子炉102に対する代替の冷
却水源が用意される。RCICポンプ136と通じるようにす
るため、弁140の下流にある水管路138に、弁182によっ
て制御される水管路184が結合されている。サプレッシ
ョンプール178は冷却材喪失事故の間、圧力軽減を行う
ように設計されている。このプールの中味はポンプ136
を防護するためにストレーナ（strainer）186によって
濾過しなければならない粒子状物質を含んでいる可能性
が高い。
器と協力して、原子炉の水位、原子炉の圧力、RCICエン
クロージャ162の中の温度、ポンプ136を通る水の流量、
および弁158を通る蒸気の流量を監視する。この監視の
結果に基づいて、RCIC制御器152はタービン加減弁151を
調節することにより炉心を防護する。RCIC構成要素に対
する安全な温度レベルを維持するための必要に応じて、
RCIC制御器152はバス176を介してルームクーラ160も動
作させる。これらの機能の遂行の必要に応じて、RCIC制
御器152は電力および制御信号を158、144、182、140、
および190のようなRCICの電動弁に分配する。（図を簡
単にするため、これらの弁に対する制御線および電力線
は図示されていない。） 付加的な安全手段を設けるため、原子炉プラント100
ではウェットウェル180内のサプレッションプール178が
RCIC系132に結合される。何らかの理由で貯蔵タンク134
からの流れが止まると、弁140が閉じられ、常時閉の弁1
82が開かれることにより、原子炉102に対する代替の冷
却水源が用意される。RCICポンプ136と通じるようにす
るため、弁140の下流にある水管路138に、弁182によっ
て制御される水管路184が結合されている。サプレッシ
ョンプール178は冷却材喪失事故の間、圧力軽減を行う
ように設計されている。このプールの中味はポンプ136
を防護するためにストレーナ（strainer）186によって
濾過しなければならない粒子状物質を含んでいる可能性
が高い。
サプレッションプール178はRCICタービン146からの排
気の凝縮も行う。排気は排気管路188を通って排出され
る。排気管路188は常時開の弁190および逆止め弁192に
よって制御される。RCICタービン146が停止した後、排
気管路の冷却によって管路188内に負の圧力が生じたと
き、逆止め弁192がタービン146への逆流を防止する。
気の凝縮も行う。排気は排気管路188を通って排出され
る。排気管路188は常時開の弁190および逆止め弁192に
よって制御される。RCICタービン146が停止した後、排
気管路の冷却によって管路188内に負の圧力が生じたと
き、逆止め弁192がタービン146への逆流を防止する。
RCIC系発電機を使用しているにもかかわらず、本発明
の実施例はいくつかのRCIC機能、特にタービンの始動に
ついて電池電力に頼っている。この機能は主電池が提供
することができる。しかし、停電中、タービンを後で再
始動するための手段が用意されていなければならない。
発電機による支援および電池に蓄積されたエネルギーの
適切な管理により、主電池の貯蔵量は十分にすることが
できる。代案として、RCIC系専用の電池をタービン始動
のために使用することができる。この専用電池と主電池
の一方または両方を充電するために、タービンの余分の
エネルギーを使用することができる。
の実施例はいくつかのRCIC機能、特にタービンの始動に
ついて電池電力に頼っている。この機能は主電池が提供
することができる。しかし、停電中、タービンを後で再
始動するための手段が用意されていなければならない。
発電機による支援および電池に蓄積されたエネルギーの
適切な管理により、主電池の貯蔵量は十分にすることが
できる。代案として、RCIC系専用の電池をタービン始動
のために使用することができる。この専用電池と主電池
の一方または両方を充電するために、タービンの余分の
エネルギーを使用することができる。
冷却系は様々な方法で運転することができる。ルーム
クーラは、それを介して比較的冷たい水、または他の冷
却材がRCIC構成要素の近傍を流れるマニホールドとする
ことができる。RCICエンクロージャ内の空気を循環させ
ることにより、空気からの冷却材への熱の伝達を容易に
することができる。水はRCICポンプへの経路上の貯蔵タ
ンク内の復水、またはもう一つの供給源からの水とする
ことができる。いずれの場合も、水は重力送りとして、
マニホールドを介して水をおくるためのエネルギーを不
要とすることができる。交流電力が利用できる間に水を
予備冷却することにより、停電の間のそれの有効性を高
めることができる。この概念を更に延長して、交流電力
を使用して凍らせ、カプセルに入れた氷をRCICエンクロ
ージャの中に貯蔵することにより、停電の間にヒートシ
ンクとすることができる。
クーラは、それを介して比較的冷たい水、または他の冷
却材がRCIC構成要素の近傍を流れるマニホールドとする
ことができる。RCICエンクロージャ内の空気を循環させ
ることにより、空気からの冷却材への熱の伝達を容易に
することができる。水はRCICポンプへの経路上の貯蔵タ
ンク内の復水、またはもう一つの供給源からの水とする
ことができる。いずれの場合も、水は重力送りとして、
マニホールドを介して水をおくるためのエネルギーを不
要とすることができる。交流電力が利用できる間に水を
予備冷却することにより、停電の間のそれの有効性を高
めることができる。この概念を更に延長して、交流電力
を使用して凍らせ、カプセルに入れた氷をRCICエンクロ
ージャの中に貯蔵することにより、停電の間にヒートシ
ンクとすることができる。
RCICエンクロージャ内の空気の循環は電気的に駆動さ
れるファンによって行わせることができる。代案とし
て、タービン軸に取り付けられたプロペラで、必要な空
気の循環を行わせることができる。この場合、発電機の
電気は冷却には不要であり、タービンおよび蒸気流制御
のような他のRCIC機能専用とすることができる。
れるファンによって行わせることができる。代案とし
て、タービン軸に取り付けられたプロペラで、必要な空
気の循環を行わせることができる。この場合、発電機の
電気は冷却には不要であり、タービンおよび蒸気流制御
のような他のRCIC機能専用とすることができる。
代替実施例では、RCICタービンとRCICポンプとの間の
可変の機械的なリンク機構を設けることにより、タービ
ン再始動の必要性を最小にし、発生する電気を最大にす
る。水流を停止すべきとき、RCICポンプをタービンから
切り離すことができる。水流を調整するためにRCICポン
プの速度を歯車伝動装置により早めたり遅くしたりする
ことができる。タービンが絶えず回転しているので、タ
ービンの初期始動のためだけに電池が必要とされる。更
に、タービンが常に自由に回転しているので、最大限の
電気が発生され、停電取り扱いの継続時間または停電の
間に継続することができる機能の数が増大する。代案と
して、発電機に対する伝動を変えることにより、タービ
ン軸に対する負荷を調整することができる。発電のため
の高レベルの機械的エネルギーを維持しながら、回転速
度したがって水流量を調整することができる。
可変の機械的なリンク機構を設けることにより、タービ
ン再始動の必要性を最小にし、発生する電気を最大にす
る。水流を停止すべきとき、RCICポンプをタービンから
切り離すことができる。水流を調整するためにRCICポン
プの速度を歯車伝動装置により早めたり遅くしたりする
ことができる。タービンが絶えず回転しているので、タ
ービンの初期始動のためだけに電池が必要とされる。更
に、タービンが常に自由に回転しているので、最大限の
電気が発生され、停電取り扱いの継続時間または停電の
間に継続することができる機能の数が増大する。代案と
して、発電機に対する伝動を変えることにより、タービ
ン軸に対する負荷を調整することができる。発電のため
の高レベルの機械的エネルギーを維持しながら、回転速
度したがって水流量を調整することができる。
本発明を沸騰水炉について説明してきたが、熟練した
当業者には明らかなように本発明は他の二相原子炉に適
用することができる。説明した実施例に対する上記の変
形および変更、ならびに他の変形および変更が本発明に
より提供され、それらの範囲を限定するのは請求の範囲
である。
当業者には明らかなように本発明は他の二相原子炉に適
用することができる。説明した実施例に対する上記の変
形および変更、ならびに他の変形および変更が本発明に
より提供され、それらの範囲を限定するのは請求の範囲
である。
フロントページの続き (51)Int.Cl.7 識別記号 ＦＩ Ｇ２１Ｃ 15/18 ＧＤＢ Ｇ２１Ｄ 3/04 ＧＤＢＱ Ｇ２１Ｃ 9/00 Ｚ Ｇ２１Ｄ 3/04 ＧＤＢ ＧＤＢＺ (72)発明者 ディルマン，チャールズ・ワーナー アメリカ合衆国、95037、カリフォルニ ア州、モーガン・ヒル、フレイミング・ オーク、16375番 (56)参考文献 特開 昭62−44692（ＪＰ，Ａ) 特開 昭57−13394（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21D 3/04 G21D 1/04 G21C 15/18
Claims (6)
- 【請求項１】原子炉装置に於いて、 原子炉圧力容器、上記原子炉圧力容器内の炉心、および
上記原子炉圧力容器内と上記炉心を通して流体を循環さ
せることにより上記炉心で発生される熱を伝達する再循
環手段を含む二相原子炉、 蒸気に蓄積された相変換エネルギーを機械的エネルギー
に変換するための主タービンであって、通常運転の間、
蒸気管路を介して上記原子炉に結合される主タービン、 上記機械的エネルギーを電気に変換するための主発電機
であって、駆動軸を介して上記主タービンに機械的に結
合されている主発電機、 上記原子炉の外にある流体タンク、および 少なくともいくつかは電力を必要とする複数個の構成要
素をそなえた炉心隔離冷却系を含み、 上記炉心隔離冷却系の上記構成要素が、 上記タンクからの流体を上記原子炉圧力容器内に送り込
むための補助ポンプ、 上記補助ポンプを駆動する補助タービンであって、停電
状態の間、上記原子炉圧力容器に結合されて、上記原子
炉圧力容器から蒸気を受けることができる補助タービ
ン、 上記補助ポンプから上記原子炉圧力容器内に流体を送り
込む速度を調節するように上記補助タービンの回転速度
を調節する制御手段、 上記制御手段を冷却するための冷却手段であって、電力
を受けるための入力をそなえた冷却手段、および 停電状態の間、上記構成要素が必要とする電力の少なく
とも一部を供給するために上記補助タービンに結合され
た補助発電機を含んでいることを特徴とする原子炉装
置。 - 【請求項２】上記冷却手段を作動するための電力が上記
補助発電機から供給される請求項１記載の原子炉装置。 - 【請求項３】上記制御手段に動作させるための電力が上
記補助発電機から供給される請求項１記載の原子炉装
置。 - 【請求項４】通常状態の間、第一の相に維持された物質
を上記冷却手段が含み、停電状態の間、上記物質が第二
の相に遷移することにより、上記制御手段が冷却される
請求項１記載の原子炉装置。 - 【請求項５】上記停電状態の間に上記補助タービンの始
動が行えるように、通常運転状態の間に充電される電池
が設けられている請求項１記載の原子炉装置。 - 【請求項６】上記炉心隔離冷却系に補助電池が含まれ、
上記停電状態の間に上記補助タービンが一時的に停止し
た後の上記補助タービンの再始動のために上記補助電池
が用いられ、そして上記補助発電機によって充電できる
ように上記補助電池が上記補助発電機に結合されている
請求項１記載の原子炉装置。
Applications Claiming Priority (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US553,073 | 1990-07-10 | ||
| US07/553,073 US5116567A (en) | 1990-07-10 | 1990-07-10 | Nuclear reactor with bi-level core |
| US709,456 | 1991-06-03 | ||
| US07/709,456 US5120494A (en) | 1990-07-10 | 1991-06-03 | Reactor-core isolation cooling system with dedicated generator |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05509165A JPH05509165A (ja) | 1993-12-16 |
| JP3231317B2 true JP3231317B2 (ja) | 2001-11-19 |
Family
ID=27070220
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP51443591A Expired - Fee Related JP3231317B2 (ja) | 1990-07-10 | 1991-06-28 | 専用の発電機をそなえた炉心隔離冷却系 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5120494A (ja) |
| EP (1) | EP0538400A1 (ja) |
| JP (1) | JP3231317B2 (ja) |
| WO (1) | WO1992001297A1 (ja) |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101281351B1 (ko) * | 2011-07-25 | 2013-07-02 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자력발전소용 보조전원공급장치 및 그 보조전원공급방법 |
| KR20190023342A (ko) * | 2017-08-28 | 2019-03-08 | 인천대학교 산학협력단 | 발전소의 정전 사고 발생시 대처 시간을 연장하기 위한 방법 및 시스템 |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| US5426681A (en) * | 1994-01-04 | 1995-06-20 | General Electric Company | Boiling water reactor with combined active and passive safety systems |
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| DE69808444D1 (de) * | 1997-02-19 | 2002-11-07 | Performance Contracting Inc | Ansaugsystem mit endgehalteten rohransaugsieben |
| DE19942199B4 (de) * | 1999-09-03 | 2005-05-04 | Forschungszentrum Jülich GmbH | Vorrichtung und Verfahren zum Druckentlasten und zum passiven Nachspeisen von Kühlmittel in einem Druckbehälter |
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| US20070267340A1 (en) * | 2006-05-22 | 2007-11-22 | Bleigh James M | Hydrofoil-shaped suction strainer with an internal core tube |
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| US9761337B2 (en) | 2010-02-18 | 2017-09-12 | Terrapower, Llc | Method, system, and apparatus for the thermal storage of nuclear reactor generated energy |
| US9748007B2 (en) | 2010-02-18 | 2017-08-29 | Terrapower, Llc | Method, system, and apparatus for the thermal storage of energy generated by multiple nuclear reactor systems |
| US10535437B2 (en) | 2010-02-18 | 2020-01-14 | Terrapower, Llc | Method, system, and apparatus for the thermal storage of nuclear reactor generated energy |
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| JP5842218B2 (ja) * | 2011-06-07 | 2016-01-13 | 国立大学法人東北大学 | 無動力原子炉冷却システム |
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