JPH01292292A - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
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- JPH01292292A JPH01292292A JP63120761A JP12076188A JPH01292292A JP H01292292 A JPH01292292 A JP H01292292A JP 63120761 A JP63120761 A JP 63120761A JP 12076188 A JP12076188 A JP 12076188A JP H01292292 A JPH01292292 A JP H01292292A
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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
- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (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】
［産業上の利用分野コ
本発明は原子炉圧力容器内の冷却材を循環するためのポ
ンプを同容器内に備えた原子炉の改良に□関わる。
ンプを同容器内に備えた原子炉の改良に□関わる。
［従来の技術］
炉心及び冷却材を収容した原子炉圧力容器に冷却材を強
制循環させるための複数台のインターナルポンプが設け
られる。同インターナルポンプは第２図に見られるよう
に圧力容器１内に設けられたポンプ本体部−Ｐ−及び圧
力容器外に設けられた駆動源であるモータ一部兄からな
り、ポンプ部において３はインペラー、４はデフユーザ
、モータ部において６はステータ、７はモータケース９
はロータである。５は駆動軸であり同駆動軸５は圧力容
器１を貫通して設けられている。このインターナルポン
プにはプラント運転中及び停止中も含め原子炉圧力容器
１内の高温の放射性流体である炉水（冷却材）がモータ
ケース７内部に直接進入してこないように高圧のパージ
水をポンプネック部から供給している。このパージ水供
給系統１ｏは、高圧のパージ水供給ポンプ１１．配管・
弁等から構成されてている。
制循環させるための複数台のインターナルポンプが設け
られる。同インターナルポンプは第２図に見られるよう
に圧力容器１内に設けられたポンプ本体部−Ｐ−及び圧
力容器外に設けられた駆動源であるモータ一部兄からな
り、ポンプ部において３はインペラー、４はデフユーザ
、モータ部において６はステータ、７はモータケース９
はロータである。５は駆動軸であり同駆動軸５は圧力容
器１を貫通して設けられている。このインターナルポン
プにはプラント運転中及び停止中も含め原子炉圧力容器
１内の高温の放射性流体である炉水（冷却材）がモータ
ケース７内部に直接進入してこないように高圧のパージ
水をポンプネック部から供給している。このパージ水供
給系統１ｏは、高圧のパージ水供給ポンプ１１．配管・
弁等から構成されてている。
パージ水は、パージ水入口部よりストレッチチューブ８
に沿って垂直方向に流れ、原子炉圧力容器１内に放出さ
れモータケース７内部への炉水の進入を防止している。
に沿って垂直方向に流れ、原子炉圧力容器１内に放出さ
れモータケース７内部への炉水の進入を防止している。
一部インターナルポンプは、原子炉圧力容器１に直接取
付けられる装置であるためその取付は部付近は、特に温
度条件による熱応力の影響を十分に考慮した設計が必要
である。第３図に、インターナルポンプ取付はネック部
の設計側の概要を示す。即ち原子炉圧力容器１に取付は
ノズル部２゜を設け、ノズル上端でポンプモータケーシ
ング７の上部との溶接を行ない圧力容器とモータケース
を一体構造とすることで取付は部の強度上の信頼性を確
保している。インターナルポンプのモータは水浸性のモ
ータでありモータケーシング内は。
付けられる装置であるためその取付は部付近は、特に温
度条件による熱応力の影響を十分に考慮した設計が必要
である。第３図に、インターナルポンプ取付はネック部
の設計側の概要を示す。即ち原子炉圧力容器１に取付は
ノズル部２゜を設け、ノズル上端でポンプモータケーシ
ング７の上部との溶接を行ない圧力容器とモータケース
を一体構造とすることで取付は部の強度上の信頼性を確
保している。インターナルポンプのモータは水浸性のモ
ータでありモータケーシング内は。
清浄水が充満しており、モータ機能を維持するために冷
却用熱交換器によりモータ部を約６０℃以下に冷却して
いる。
却用熱交換器によりモータ部を約６０℃以下に冷却して
いる。
こめように、原子炉圧力容器１内の高温の放射性流体の
進入を防止するために供給されているパージ水は、ポン
プノズル部２ｏにおける高温の炉水と低温のパージ水の
接触によるポンプノズル部２０及びポンプシャフト５に
熱疲労によるクラック発生防止及び、モータ冷却機能を
損なわないように設計する必要が有るため、炉水温度１
００℃以上ではパージ水の温度制御範囲は３０℃から７
０℃、流量範囲は８グラム毎秒から１２グラム毎秒とし
、又炉水温度１００℃以下では温度制御範囲は１０℃か
ら７０℃、流量範囲は８グラム毎秒から１２グラム毎秒
とする条件で運転する設計としている。
進入を防止するために供給されているパージ水は、ポン
プノズル部２ｏにおける高温の炉水と低温のパージ水の
接触によるポンプノズル部２０及びポンプシャフト５に
熱疲労によるクラック発生防止及び、モータ冷却機能を
損なわないように設計する必要が有るため、炉水温度１
００℃以上ではパージ水の温度制御範囲は３０℃から７
０℃、流量範囲は８グラム毎秒から１２グラム毎秒とし
、又炉水温度１００℃以下では温度制御範囲は１０℃か
ら７０℃、流量範囲は８グラム毎秒から１２グラム毎秒
とする条件で運転する設計としている。
このパージ水系の設置により炉水によるポンプ構成部品
の放射能汚染を低減し、定検時ポンプ保守点検を実施す
る際の被ばく量低減が図られている。原子力発電所で定
期的に実施される定検期間中に１台あるいは複数台のイ
ンターナルポンプ２の保守点検が実施される。この保守
点検では原子炉圧力容器１下部から、インペラ３．デイ
フユーザ４．ポンプ軸５．ステータ６等が取外され点検
及び部品の交換が実施される。
の放射能汚染を低減し、定検時ポンプ保守点検を実施す
る際の被ばく量低減が図られている。原子力発電所で定
期的に実施される定検期間中に１台あるいは複数台のイ
ンターナルポンプ２の保守点検が実施される。この保守
点検では原子炉圧力容器１下部から、インペラ３．デイ
フユーザ４．ポンプ軸５．ステータ６等が取外され点検
及び部品の交換が実施される。
なおこの種の装置として関連するものには例えば特開昭
６０−１７１４８９が挙げられる。
６０−１７１４８９が挙げられる。
［発明が解決しようとする課題］
従来の技術では炉水に含まれるイオン状放射性物質によ
るポンプ構成部品の放射能汚染防止については十分な配
慮があったが、ポンプ取付はネック部における熱疲労の
低減に対する配慮から同ネック部へのパージ水の流量を
大きくすることが出来なかったため、圧力容器内の炉水
に含まれる比較的重量の重いクラッド状放射性物質がモ
ータケーシング内に移動することに対しては効果が十分
でなかった。
るポンプ構成部品の放射能汚染防止については十分な配
慮があったが、ポンプ取付はネック部における熱疲労の
低減に対する配慮から同ネック部へのパージ水の流量を
大きくすることが出来なかったため、圧力容器内の炉水
に含まれる比較的重量の重いクラッド状放射性物質がモ
ータケーシング内に移動することに対しては効果が十分
でなかった。
本発明の課題は炉水に注入されるパージ水の量を従来と
同等またはそれ以下として、ポンプ取付はネック部の熱
疲労条件を厳しくすることなしにモータケーシング内へ
のクラッド状放射性物質の移動防止を行ないえる技術を
提供することにある。
同等またはそれ以下として、ポンプ取付はネック部の熱
疲労条件を厳しくすることなしにモータケーシング内へ
のクラッド状放射性物質の移動防止を行ないえる技術を
提供することにある。
［課題を解決するための手段］
上記の課題はポンプ取付はネック部に注入されたパージ
水の一部を同注入部よりポンプ本体側に近い位置におい
てポンプ取付はネック部外に排出させる構成とすること
により解決することが出来る。
水の一部を同注入部よりポンプ本体側に近い位置におい
てポンプ取付はネック部外に排出させる構成とすること
により解決することが出来る。
［作用］
本発明においてポンプ取付はネック部に注入されたパー
ジ水の一部を圧力容器のポンプ取付はネツク部における
ノズルに到達する以前に外部に排出するので圧力容器内
へ流入するパージ水の量を増やすことなしに従来よりも
大量のパージ水を注入することが可能となり、それだけ
パージ効果を増大し得１重量の大きい物質がモータケー
シング内に移動するのを阻止し、同物質を排出パージ水
と一緒に外部に除去することが出来る。
ジ水の一部を圧力容器のポンプ取付はネツク部における
ノズルに到達する以前に外部に排出するので圧力容器内
へ流入するパージ水の量を増やすことなしに従来よりも
大量のパージ水を注入することが可能となり、それだけ
パージ効果を増大し得１重量の大きい物質がモータケー
シング内に移動するのを阻止し、同物質を排出パージ水
と一緒に外部に除去することが出来る。
すなわち、万一クラッド状物質がポンプ取付はネック部
に落下した場合にも排出パージと一緒に外部１こ排出さ
れ、モータケーシング内に進入することがない。従って
インターナルポンプのケーシング内は清浄に保たれる。
に落下した場合にも排出パージと一緒に外部１こ排出さ
れ、モータケーシング内に進入することがない。従って
インターナルポンプのケーシング内は清浄に保たれる。
また本発明によれば圧力容器内に入るパージ水量を減少
させることが出来るため、ポンプノズル部の熱疲労を低
減することが出来る。
させることが出来るため、ポンプノズル部の熱疲労を低
減することが出来る。
［実施例コ
以下、本発明の一実施例を第１図により説明する。
第１図は、パージ水の排出先として原子炉冷却材浄化系
２３を利用した実施例である。沸騰水型原子力発電所に
おいては、原子炉の水質管理を行う原子炉冷却材浄化系
と呼ばれる系統を有している。この系統は主に定検時等
の保守作業員の被ばくの原因が炉心で発生した核分裂生
成物及び長半減期の放射化された腐食生成物にあること
から発電所運転中及び停止中に原子炉水の一部をバイパ
スさせて濾過脱塩装置を通し浄化することで、これらの
腐食生成物を除去し炉水の水質を維持管理している。
２３を利用した実施例である。沸騰水型原子力発電所に
おいては、原子炉の水質管理を行う原子炉冷却材浄化系
と呼ばれる系統を有している。この系統は主に定検時等
の保守作業員の被ばくの原因が炉心で発生した核分裂生
成物及び長半減期の放射化された腐食生成物にあること
から発電所運転中及び停止中に原子炉水の一部をバイパ
スさせて濾過脱塩装置を通し浄化することで、これらの
腐食生成物を除去し炉水の水質を維持管理している。
炉水け、原子炉圧力容器１から原子炉冷却材浄化系２３
へ導びかれ原子炉冷却材浄化系再生熱交換器１２、原子
炉冷却浄化系非再生熱交換器１３を通り冷却された後原
子炉冷却材浄化系ポンプ１４により加圧され、原子炉冷
却材浄化系濾過脱塩装置１５により、放射化された腐食
生成物を除去し、その後再生熱交換器１２を通り給水系
配管から原子炉圧力容器１に戻る。
へ導びかれ原子炉冷却材浄化系再生熱交換器１２、原子
炉冷却浄化系非再生熱交換器１３を通り冷却された後原
子炉冷却材浄化系ポンプ１４により加圧され、原子炉冷
却材浄化系濾過脱塩装置１５により、放射化された腐食
生成物を除去し、その後再生熱交換器１２を通り給水系
配管から原子炉圧力容器１に戻る。
一部インターナルポンプに供給されるパージ水は、パー
ジ水供給ポンプ１１によりパージ水系を通り供給される
。供給されたパージ水の一部は、パージ水排出ライン２
２を通して排出され原子炉冷却材浄化系ポンプ１４の吸
込配管へ導びかれる。
ジ水供給ポンプ１１によりパージ水系を通り供給される
。供給されたパージ水の一部は、パージ水排出ライン２
２を通して排出され原子炉冷却材浄化系ポンプ１４の吸
込配管へ導びかれる。
原子炉冷却材浄化系２３に導かれたパージ水の一部は、
原子炉冷却材浄化系ポンプ１４により昇圧され、原子炉
冷却材浄化系濾過脱塩装置１５によりクラッド等の異物
を処理し、原子炉冷却材浄化系再生熱交換器１２．給水
配管１６を通って原子炉圧力容器１へ戻る。
原子炉冷却材浄化系ポンプ１４により昇圧され、原子炉
冷却材浄化系濾過脱塩装置１５によりクラッド等の異物
を処理し、原子炉冷却材浄化系再生熱交換器１２．給水
配管１６を通って原子炉圧力容器１へ戻る。
これにより、パージ水系１０から供給するパージ水量を
増加することが可能となる一部インターナルポンプノズ
ル部を通って原子炉１へ供給されるパージ水量を低減す
ることが出来、ポンプノズル部における熱疲労を低減す
ることが可能である。
増加することが可能となる一部インターナルポンプノズ
ル部を通って原子炉１へ供給されるパージ水量を低減す
ることが出来、ポンプノズル部における熱疲労を低減す
ることが可能である。
［発明の効果］
本発明によれば、ポンプモータノズル部の熱疲労に配慮
した温度条件を従来と変えずに、パージ水量を増加する
ことが出来るため、モータケース７内へのクラッドの進
入を低減出来るため、クラッド状放射性物質の浸入を防
ぐことが出来、定検時のポンプ保守点検時の被ばく量低
減の効果が有る。
した温度条件を従来と変えずに、パージ水量を増加する
ことが出来るため、モータケース７内へのクラッドの進
入を低減出来るため、クラッド状放射性物質の浸入を防
ぐことが出来、定検時のポンプ保守点検時の被ばく量低
減の効果が有る。
第１図は本発明の一実施例を示す路線図、第２図は第１
図におけるインターナルポンプの構造図を示す断面図、
第３図は第２図におけるインターナルポンプ取付はネッ
ク部の概略構造を示す断面図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・インターナルポンプ
、３・・・インペラ、４・・・デイフユーザ、５・・・
ポンプ軸、６・・・ステータ、７・・・モータケース、
８・・・ストレッチチューブ、９・・・ロータ軸、１０
・・・パージ水系、１１１・・・パージ水供給ポンプ、
１２・・・原子炉冷却材浄化系再生熱交換器、１３・・
・原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器、１４・・・原子
炉冷却材浄化系ポンプ、１５・・・原子炉冷却材浄化系
濾過脱塩装置、１６・・・給水系配管、１７・・・原子
炉格納容器、２０・・・ノズル部、２２・・・パージ水
排出ライン、２３・・・原子炉冷却材浄化系。
図におけるインターナルポンプの構造図を示す断面図、
第３図は第２図におけるインターナルポンプ取付はネッ
ク部の概略構造を示す断面図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・インターナルポンプ
、３・・・インペラ、４・・・デイフユーザ、５・・・
ポンプ軸、６・・・ステータ、７・・・モータケース、
８・・・ストレッチチューブ、９・・・ロータ軸、１０
・・・パージ水系、１１１・・・パージ水供給ポンプ、
１２・・・原子炉冷却材浄化系再生熱交換器、１３・・
・原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器、１４・・・原子
炉冷却材浄化系ポンプ、１５・・・原子炉冷却材浄化系
濾過脱塩装置、１６・・・給水系配管、１７・・・原子
炉格納容器、２０・・・ノズル部、２２・・・パージ水
排出ライン、２３・・・原子炉冷却材浄化系。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器内に炉心冷却材循環用インターナル
ポンプのポンプ本体を設け、同圧力容器外に同ポンプの
駆動源を設け、ポンプ駆動軸を圧力容器壁に設けたポン
プ取付けネック部を貫通せしめてなり、圧力容器内の冷
却材や異物が駆動源側に移動することを防止するための
パージ流体を同ポンプ取付けネック部に注入し同ネック
部を経由して圧力容器内に流入させる構成を有するもの
において、注入されたパージ流体の一部を同流体の注入
部よりポンプ本体側に近い位置においてポンプ取付けネ
ック部外に排出するための経路を設けたことを特徴とす
る原子炉。 ２、原子炉圧力容器内に炉心冷却材循環用インターナル
ポンプのポンプ本体を設け、同圧力容器外に同ポンプの
駆動源を設け、ポンプ駆動軸を圧力容器壁に設けたポン
プ取付けネック部を貫通せしめてなり、圧力容器内の冷
却材や異物が駆動源側に移動することを防止するための
パージ流体を同ポンプ取付けネック部に注入し同ネック
部を経由して圧力容器内に流入させる構成を有し、かつ
同圧力容器内の冷却材を取り出し、これを浄化した後再
び同圧力容器内に戻すようにした冷却材浄化系を備えて
なるものにおいて、前記パージ流体の排出糸路を同冷却
材浄化系に導き同パージ流体を浄化するようにしたこと
を特徴とする請求項の１記載の原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63120761A JPH01292292A (ja) | 1988-05-19 | 1988-05-19 | 原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63120761A JPH01292292A (ja) | 1988-05-19 | 1988-05-19 | 原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01292292A true JPH01292292A (ja) | 1989-11-24 |
Family
ID=14794338
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63120761A Pending JPH01292292A (ja) | 1988-05-19 | 1988-05-19 | 原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01292292A (ja) |
-
1988
- 1988-05-19 JP JP63120761A patent/JPH01292292A/ja active Pending
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