JPH01202694A - 原子炉の非常用炉心冷却系 - Google Patents
原子炉の非常用炉心冷却系Info
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- JPH01202694A JPH01202694A JP63025651A JP2565188A JPH01202694A JP H01202694 A JPH01202694 A JP H01202694A JP 63025651 A JP63025651 A JP 63025651A JP 2565188 A JP2565188 A JP 2565188A JP H01202694 A JPH01202694 A JP H01202694A
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- Japan
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- reactor core
- reactor
- cooling
- core
- cooling system
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- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 16
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Classifications
-
- 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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は沸騰水型原子炉に係り、特に原子炉炉心の冷却
能力を向上し、有効な炉心冷却を確保するのに好適な非
常用炉心冷却系に関する。
能力を向上し、有効な炉心冷却を確保するのに好適な非
常用炉心冷却系に関する。
〔従来の技術）
従来の改良型沸騰水型原子炉（以下、ＡＢＷＲと称する
。）の原子炉圧力容器１及び非常用炉心冷却系を第３図
及び第４図に示す。
。）の原子炉圧力容器１及び非常用炉心冷却系を第３図
及び第４図に示す。
従来のＡＢＷＲでは、原子炉圧力容器に接続している配
置は炉心上部にあり、仮想的な配管破断事故（以下、Ｌ
ＯＣＡと称する。）時にも炉ＩＱが露出することはなく
、十分安全な設計となっている。しかし、ＬＯＣＡ後１
０数１０数時間内の水は１００℃を越え、沸騰し続ける
可能性も考えられる。但し、ＢＷＲの場合、沸騰自体は
従来運転中でもそうであり、安全上特に問題となるもの
ではない。一方、ＬＯＣＡ自体は事故時であり、この沸
騰を停止した方がより安全と考えられる。
置は炉心上部にあり、仮想的な配管破断事故（以下、Ｌ
ＯＣＡと称する。）時にも炉ＩＱが露出することはなく
、十分安全な設計となっている。しかし、ＬＯＣＡ後１
０数１０数時間内の水は１００℃を越え、沸騰し続ける
可能性も考えられる。但し、ＢＷＲの場合、沸騰自体は
従来運転中でもそうであり、安全上特に問題となるもの
ではない。一方、ＬＯＣＡ自体は事故時であり、この沸
騰を停止した方がより安全と考えられる。
また、第３図及び第４図に示す従来のＡＢＷＲでは原子
炉冷却材を外部に引き出し、再循環ポンプにより原子炉
の炉心に冷却材を戻す外部ループが無いため、残留熱除
去系（以下、ＲＨＲと称する。）１２の吸込位置は原子
炉圧力容器１本体に接続されており、前記残留熱除去系
１２の熱交換器で冷却された冷却材も原子炉圧力容器１
に戻され冷却に供せられる。
炉冷却材を外部に引き出し、再循環ポンプにより原子炉
の炉心に冷却材を戻す外部ループが無いため、残留熱除
去系（以下、ＲＨＲと称する。）１２の吸込位置は原子
炉圧力容器１本体に接続されており、前記残留熱除去系
１２の熱交換器で冷却された冷却材も原子炉圧力容器１
に戻され冷却に供せられる。
上記従来技術は、冷却機能のうち一部冷却された水が直
接再度残留熱除去系１２に吸込まれるという現象があり
、その分冷却能力の損失があった。
接再度残留熱除去系１２に吸込まれるという現象があり
、その分冷却能力の損失があった。
また、ＡＢＷＲのインターナルポンプ１０は炉心シュラ
ウド５と原子炉圧力容器１の間に設置され、定期検査時
にはこのインターナルポンプ１０をこの間を通って外部
に取り出すことになるが、この間に第２図に示すように
スプレィスパージャが設置されており、このスパージャ
をよけてインターナルポンプを取り出すため作業が複雑
になっていた。
ウド５と原子炉圧力容器１の間に設置され、定期検査時
にはこのインターナルポンプ１０をこの間を通って外部
に取り出すことになるが、この間に第２図に示すように
スプレィスパージャが設置されており、このスパージャ
をよけてインターナルポンプを取り出すため作業が複雑
になっていた。
本発明の目的は、原子炉圧力容器内炉心の冷却を効率的
に行なえるようにすること及びインターナルポンプの取
外しを容易にする非常用炉心冷却系（以下、ＥＣＣ５と
称する。）を提供することにある。
に行なえるようにすること及びインターナルポンプの取
外しを容易にする非常用炉心冷却系（以下、ＥＣＣ５と
称する。）を提供することにある。
上記目的は少なくとＲＨＲ系からの非常用炉心冷却系の
注入口を原子炉圧力容器の炉心シュラウドの内側の領域
に設けることにより達成される。
注入口を原子炉圧力容器の炉心シュラウドの内側の領域
に設けることにより達成される。
非常用炉心冷却系を原子炉圧力容器内の炉心シュラウド
の内側に注入した場合には、ＲＨＲ系１２で熱交換器を
通して冷却された冷却水が炉心上方に注入されることに
より、ＬＯＣＡ発生後発生後間数時間以内の沸騰を停止
することができる。
の内側に注入した場合には、ＲＨＲ系１２で熱交換器を
通して冷却された冷却水が炉心上方に注入されることに
より、ＬＯＣＡ発生後発生後間数時間以内の沸騰を停止
することができる。
第１図及び第２図は本発明の１実施例である。
以下実施例に従って本発明について説明する。
本実施例では非常用炉心冷却系は高圧スプレィ系（以下
、ＨＦＯ２と称する。）１１．残留熱除去系（ＲＨＲ）
１２及び隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１３で構成されるが
、給水系１４のスパージャを利用する部分を除きその注
水開口部は全て原子炉圧力容器１内の炉心シュラウド５
の内側の領域にある構成とする。インターナルポンプ１
０を採用した沸騰水型原子炉においては、従来の沸騰水
型原子炉と比較して、外部再循環ループがなく、炉心上
端より下に大口径の配管がないため、設計基準事故とし
て炉心上端より下での配管破断を仮定する必要はない。
、ＨＦＯ２と称する。）１１．残留熱除去系（ＲＨＲ）
１２及び隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１３で構成されるが
、給水系１４のスパージャを利用する部分を除きその注
水開口部は全て原子炉圧力容器１内の炉心シュラウド５
の内側の領域にある構成とする。インターナルポンプ１
０を採用した沸騰水型原子炉においては、従来の沸騰水
型原子炉と比較して、外部再循環ループがなく、炉心上
端より下に大口径の配管がないため、設計基準事故とし
て炉心上端より下での配管破断を仮定する必要はない。
この上に炉心シュラウド５の内側に非常用炉心冷却系の
注水開口部を設置すれば、ＨＰＣ８系１１及びＲＨＲ系
１２より冷却水が注入され、従来に比べ直接炉心を冷却
することができ原子炉の発熱をこの冷却水により直接除
去することになり、ＬＯＣＡ後士数後間数時間以内内の
沸騰を停止することが可能である。また本発明によれば
、炉心シュラウド内側に全て非常用炉心冷却系を注入す
る構造のため、従来例ではインターナルポンプのメイン
テナンス時には複雑な引抜き工程が必要であったが、本
発明ではこのような作業が単純化されメインテナンス性
が大幅に向上する。
注水開口部を設置すれば、ＨＰＣ８系１１及びＲＨＲ系
１２より冷却水が注入され、従来に比べ直接炉心を冷却
することができ原子炉の発熱をこの冷却水により直接除
去することになり、ＬＯＣＡ後士数後間数時間以内内の
沸騰を停止することが可能である。また本発明によれば
、炉心シュラウド内側に全て非常用炉心冷却系を注入す
る構造のため、従来例ではインターナルポンプのメイン
テナンス時には複雑な引抜き工程が必要であったが、本
発明ではこのような作業が単純化されメインテナンス性
が大幅に向上する。
第５図及び第６図に本発明の他の実施例を示す。
本実施例はＲＨＲ系の通常原子炉停止時の冷却能力を向
上する場合を示す。
上する場合を示す。
この例ではＲＨＲ系１２の注水口を炉心シュラウド５の
内側に設置したものであり、吸込み位置と戻り位置との
間に炉心シュラウド５等の多くの混合に寄与する構造物
があり、ＲＨＲ系１２よりの熱交換器で冷却された戻り
水が十分炉心の中で混合し、その後にＲＨＲ系１２に吸
込まれることになり、第２図に示す従来例に比べＲＨＲ
系１２の炉心の冷却能力を大幅に向上することが可能と
なる０本発明によれば、外部再循環ループがないインタ
ーナルポンプを採用した沸騰水型原子炉や自然循環型原
子炉において、ＲＨＲ系の吸込み位置と注入位置を十分
に離すことができ、原子炉通常停止時の冷却向上が大幅
に向上する。
内側に設置したものであり、吸込み位置と戻り位置との
間に炉心シュラウド５等の多くの混合に寄与する構造物
があり、ＲＨＲ系１２よりの熱交換器で冷却された戻り
水が十分炉心の中で混合し、その後にＲＨＲ系１２に吸
込まれることになり、第２図に示す従来例に比べＲＨＲ
系１２の炉心の冷却能力を大幅に向上することが可能と
なる０本発明によれば、外部再循環ループがないインタ
ーナルポンプを採用した沸騰水型原子炉や自然循環型原
子炉において、ＲＨＲ系の吸込み位置と注入位置を十分
に離すことができ、原子炉通常停止時の冷却向上が大幅
に向上する。
本発明によれば、冷却材喪失事故時の炉心部の長期熱除
去は非常用炉心冷却材をシュラウド内側に比較的多く注
入するため、効果的な炉心冷却が達成され、事故後十数
時間で炉心内の沸騰を停止することができる。
去は非常用炉心冷却材をシュラウド内側に比較的多く注
入するため、効果的な炉心冷却が達成され、事故後十数
時間で炉心内の沸騰を停止することができる。
第１図は本発明の１実施例である改良型沸騰水型原子炉
の非常用炉心冷却系の系統図、第２図は第１図のＡ−Ａ
断面図、第３図は原子炉の従来の冷却系系統図、第４図
は第３図のＡ−Ａ断面図、第５図は本発明の他の実施例
の冷却系系統図、第６図は第５図のＡ−Ａ断面図である
。 １・・・・・・原子炉圧力容器、２・・・・・・再循環
ポンプ、３・・・・・・炉心、４・・・・・・ジェット
ポンプ、５・・・・・・炉心シュラウド、６・・・・・
・ジェットポンプスロート部、７・・・・・・低圧炉心
スプレィ系、８・・・・・・低圧注水系、９・・・・・
・高圧炉心スプレィ系、１０・・・・・・インターナル
ポンプ、１１・・・・・・高圧スプレィ系、１２・・・
残留熱除去系、１３・・・・・・隔離時冷却系、１４・
・・・・・主蒸気管、１５・・・・・・原子炉格納容器
。
の非常用炉心冷却系の系統図、第２図は第１図のＡ−Ａ
断面図、第３図は原子炉の従来の冷却系系統図、第４図
は第３図のＡ−Ａ断面図、第５図は本発明の他の実施例
の冷却系系統図、第６図は第５図のＡ−Ａ断面図である
。 １・・・・・・原子炉圧力容器、２・・・・・・再循環
ポンプ、３・・・・・・炉心、４・・・・・・ジェット
ポンプ、５・・・・・・炉心シュラウド、６・・・・・
・ジェットポンプスロート部、７・・・・・・低圧炉心
スプレィ系、８・・・・・・低圧注水系、９・・・・・
・高圧炉心スプレィ系、１０・・・・・・インターナル
ポンプ、１１・・・・・・高圧スプレィ系、１２・・・
残留熱除去系、１３・・・・・・隔離時冷却系、１４・
・・・・・主蒸気管、１５・・・・・・原子炉格納容器
。
Claims (1)
- １、原子炉圧力容器内に炉心と、前記炉心上方の領域を
囲う炉心シュラウドとを備え、前記原子炉圧力容器に接
続する少なくとも残留熱除去系からの非常用炉心冷却系
の注水開口部を前記炉心シュラウド内側に有する原子炉
の非常用炉心冷却系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63025651A JPH01202694A (ja) | 1988-02-08 | 1988-02-08 | 原子炉の非常用炉心冷却系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63025651A JPH01202694A (ja) | 1988-02-08 | 1988-02-08 | 原子炉の非常用炉心冷却系 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01202694A true JPH01202694A (ja) | 1989-08-15 |
Family
ID=12171725
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63025651A Pending JPH01202694A (ja) | 1988-02-08 | 1988-02-08 | 原子炉の非常用炉心冷却系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01202694A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2690556A1 (fr) * | 1992-04-28 | 1993-10-29 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif d'évacuation de la puissance résiduelle du cÓoeur d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée. |
| FR2716567A1 (fr) * | 1994-02-23 | 1995-08-25 | Drean Henri Louis Marie | Dispositif d'injection de sécurité et de réfrigération à l'arrêt des réacteurs à eau pressurisée. |
| JP2008032403A (ja) * | 2006-07-26 | 2008-02-14 | Toshiba Corp | 原子炉給水設備 |
-
1988
- 1988-02-08 JP JP63025651A patent/JPH01202694A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2690556A1 (fr) * | 1992-04-28 | 1993-10-29 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif d'évacuation de la puissance résiduelle du cÓoeur d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée. |
| US5349617A (en) * | 1992-04-28 | 1994-09-20 | Commissariat A L'energie Atomique | Apparatus for removing the residual power of a pressurized nuclear reactor core |
| FR2716567A1 (fr) * | 1994-02-23 | 1995-08-25 | Drean Henri Louis Marie | Dispositif d'injection de sécurité et de réfrigération à l'arrêt des réacteurs à eau pressurisée. |
| JP2008032403A (ja) * | 2006-07-26 | 2008-02-14 | Toshiba Corp | 原子炉給水設備 |
| JP4557935B2 (ja) * | 2006-07-26 | 2010-10-06 | 株式会社東芝 | 原子炉給水設備 |
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