JPH01295196A - ほう酸水注入装置 - Google Patents
ほう酸水注入装置Info
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- JPH01295196A JPH01295196A JP63123917A JP12391788A JPH01295196A JP H01295196 A JPH01295196 A JP H01295196A JP 63123917 A JP63123917 A JP 63123917A JP 12391788 A JP12391788 A JP 12391788A JP H01295196 A JPH01295196 A JP H01295196A
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- Japan
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- boric acid
- acid water
- condensate
- reactor
- pressure vessel
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- Pending
Links
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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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- 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】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は、原子炉停止系の１つであるほう散水注入装置
に関する。
に関する。
（従来の技術）
従来のほう散水注入装置８を第２図に示す。はう酸水タ
ンク１に接続されたほう散水注入配管６が仕切弁２を介
してポンプ３の吸込側に接続される。さらにポンプ３の
吐出側からほう散水注入配管６が注入弁４を介して炉心
７を収容した原子炉圧力容器５へ接続される。ポンプ３
等は通常の電源が喪失した場合にも注入が可能なように
するため、非常用ディーゼル発電機（図示せず）等に接
続されている。
ンク１に接続されたほう散水注入配管６が仕切弁２を介
してポンプ３の吸込側に接続される。さらにポンプ３の
吐出側からほう散水注入配管６が注入弁４を介して炉心
７を収容した原子炉圧力容器５へ接続される。ポンプ３
等は通常の電源が喪失した場合にも注入が可能なように
するため、非常用ディーゼル発電機（図示せず）等に接
続されている。
原子炉は通常時制御棒を挿入して炉を停止することがで
き、さらに緊急時にはスクラムにより制はう散水注入装
置８によりほう酸水を原子炉圧力容器５へ注入し、はう
素による中性子吸収により原子炉炉心７の核反応を停止
することができる。
き、さらに緊急時にはスクラムにより制はう散水注入装
置８によりほう酸水を原子炉圧力容器５へ注入し、はう
素による中性子吸収により原子炉炉心７の核反応を停止
することができる。
この場合、ポンプ３を起動し、仕切弁２及び注入弁４を
開けることにより、はう酸水タンク１内のほう酸水を原
子炉圧力容器５内へ注入する。
開けることにより、はう酸水タンク１内のほう酸水を原
子炉圧力容器５内へ注入する。
（発明が解決しようとする課題）
現在、原子力発電所においては、ポンプ等の動釣機器を
削減し、単純な構造でかつ信頼性のより向上した機器が
要望されている。このため、上述したほう散水注入装置
においてもポンプ等の動的機器を削減し、単純な構造で
かつ信頼性のより向上したほう散水注入装置が要求され
ていた。
削減し、単純な構造でかつ信頼性のより向上した機器が
要望されている。このため、上述したほう散水注入装置
においてもポンプ等の動的機器を削減し、単純な構造で
かつ信頼性のより向上したほう散水注入装置が要求され
ていた。
（課題を解決するための手段）
上記目的を達成するために、本発明においては、炉心を
収納した原子炉圧力容器の上方に配置された蒸気復水器
と、前記原子炉圧力容器内で発生した蒸気を蒸気復水器
内で凝縮させ復水として再び原子炉圧力容器内に導入さ
せる復水配管と、この復水配管の前記蒸気復水器出口部
より下流側に仕切弁を介して接続され所定事故時に前記
復水配管内を流通する復水を導びいて原子炉圧力容器内
にほう酸を注入するほう酸水タンクとから成ることを特
徴とするほう散水注入装置を提供する。
収納した原子炉圧力容器の上方に配置された蒸気復水器
と、前記原子炉圧力容器内で発生した蒸気を蒸気復水器
内で凝縮させ復水として再び原子炉圧力容器内に導入さ
せる復水配管と、この復水配管の前記蒸気復水器出口部
より下流側に仕切弁を介して接続され所定事故時に前記
復水配管内を流通する復水を導びいて原子炉圧力容器内
にほう酸を注入するほう酸水タンクとから成ることを特
徴とするほう散水注入装置を提供する。
（作 用）
このように構成されたほう散水注入装置においては、万
一制御棒の挿入による原子炉の停止が行なえないような
事態が発生した場合、蒸気復水器入口側の仕切弁及びほ
う酸水タンク入口、出口の仕切１弁を開動作させる。こ
れにより、原子炉蒸気が蒸気復水器内に導びかれて凝縮
されて復水となり、原子炉へ戻る循環流が形成され、は
う酸水タンク水はこの循環流により駆動され原子炉へ注
入される。はう素による中性子吸収により原子炉の核反
応が停止するとともに、蒸気復水器で原子炉熱除去が行
なわれ、原子炉の健全性が確保される。
一制御棒の挿入による原子炉の停止が行なえないような
事態が発生した場合、蒸気復水器入口側の仕切弁及びほ
う酸水タンク入口、出口の仕切１弁を開動作させる。こ
れにより、原子炉蒸気が蒸気復水器内に導びかれて凝縮
されて復水となり、原子炉へ戻る循環流が形成され、は
う酸水タンク水はこの循環流により駆動され原子炉へ注
入される。はう素による中性子吸収により原子炉の核反
応が停止するとともに、蒸気復水器で原子炉熱除去が行
なわれ、原子炉の健全性が確保される。
（実 施 例）
以下、第１図を参照して本発明の一実施例に係るほう散
水注入装置について説明する。
水注入装置について説明する。
本実施例における原子炉は炉心１０を収納した原子炉圧
力容器１１より高い位置に設置された蒸気復水器１４及
び原子炉圧力容器１１の蒸気部ａから仕切弁１３を介し
て蒸気復水器１４の入口部へ接続される復水配管１２さ
らに蒸気復水器１４の出口部から仕切弁１２、仕切弁２
３を介して原子炉圧力容器１１の液相部すに接続される
復水出口配管１６により構成される隔離時世水装置３０
を有する。このような原子炉において、本実施例による
ほう散水注入装置３１は蒸気復水器１４の復水出口配管
６の仕切弁１２の上流側から分岐し、仕切弁１８を介し
てほう酸水タンク１９の上部に復水導入配管１７が接続
され、さらにこのほう酸水タンク１９の下部から仕切弁
２１を介してほう散水注入配管２０が仕切弁２２の下流
側の復水出口配管１６に接続されている。
力容器１１より高い位置に設置された蒸気復水器１４及
び原子炉圧力容器１１の蒸気部ａから仕切弁１３を介し
て蒸気復水器１４の入口部へ接続される復水配管１２さ
らに蒸気復水器１４の出口部から仕切弁１２、仕切弁２
３を介して原子炉圧力容器１１の液相部すに接続される
復水出口配管１６により構成される隔離時世水装置３０
を有する。このような原子炉において、本実施例による
ほう散水注入装置３１は蒸気復水器１４の復水出口配管
６の仕切弁１２の上流側から分岐し、仕切弁１８を介し
てほう酸水タンク１９の上部に復水導入配管１７が接続
され、さらにこのほう酸水タンク１９の下部から仕切弁
２１を介してほう散水注入配管２０が仕切弁２２の下流
側の復水出口配管１６に接続されている。
原子炉において万一制御棒が挿入できないような事態が
発生した場合、仕切弁１３を開き原子炉蒸気を蒸気復水
器１４に導く。さらにほう散水注入装置３１の仕切弁１
８、仕切弁２１及び隔離時世水装置３０の仕切弁２３を
開動作させ、仕切弁２２を閉動作させて、復水をほう酸
水タンク１９に導く。蒸気復水器１４は原子炉圧力容器
１１より高い位置に設置されているため、密度の異なる
蒸気と復水に対する重力の作用により、原子炉圧力容器
１１から蒸気復水器１４へ蒸気が供給される。この蒸気
は蒸気復水器１４内で凝縮して復水となり、この復水は
ほう酸水タンク１９を経由して原子炉圧力容器１１内へ
戻る自然循環流が形成される。この流れによって、はう
酸水タンク１９内に充填されていたほう酸水が原子炉内
へ注入され、核反応が停止する。また同時に原子炉の発
生蒸気を凝縮することにより原子炉の除熱が行なえる。
発生した場合、仕切弁１３を開き原子炉蒸気を蒸気復水
器１４に導く。さらにほう散水注入装置３１の仕切弁１
８、仕切弁２１及び隔離時世水装置３０の仕切弁２３を
開動作させ、仕切弁２２を閉動作させて、復水をほう酸
水タンク１９に導く。蒸気復水器１４は原子炉圧力容器
１１より高い位置に設置されているため、密度の異なる
蒸気と復水に対する重力の作用により、原子炉圧力容器
１１から蒸気復水器１４へ蒸気が供給される。この蒸気
は蒸気復水器１４内で凝縮して復水となり、この復水は
ほう酸水タンク１９を経由して原子炉圧力容器１１内へ
戻る自然循環流が形成される。この流れによって、はう
酸水タンク１９内に充填されていたほう酸水が原子炉内
へ注入され、核反応が停止する。また同時に原子炉の発
生蒸気を凝縮することにより原子炉の除熱が行なえる。
また隔離時世水装置３０の本来の機能である原子炉隔離
時の原子炉の冷却については、はう散水注入装置３１の
仕切弁１８、仕切弁２１を閉じたままとし、隔離時世水
装置３０の仕切弁１３、仕切弁２２、仕切弁２３を開動
作させることにより、はう酸水が注入されることなく原
子炉蒸気の凝縮による原子炉からの除熱が可能である。
時の原子炉の冷却については、はう散水注入装置３１の
仕切弁１８、仕切弁２１を閉じたままとし、隔離時世水
装置３０の仕切弁１３、仕切弁２２、仕切弁２３を開動
作させることにより、はう酸水が注入されることなく原
子炉蒸気の凝縮による原子炉からの除熱が可能である。
本発明によるほう散水注入装置ではポンプを使用しない
ため、ポンプ、モータ等の動的機器が大巾に削減され、
単純な構造となるため信頼性が向上する。また重力とい
う自然の法則を利用した注入方式であり、信頼性の向上
につながる。またポンプを駆動する必要が無いため、電
源が喪失した場合でも専用の大型蓄電池又は非常用ディ
ーゼル発電機等の必要がなく信頼性の向上、経済性の向
上につながる。
ため、ポンプ、モータ等の動的機器が大巾に削減され、
単純な構造となるため信頼性が向上する。また重力とい
う自然の法則を利用した注入方式であり、信頼性の向上
につながる。またポンプを駆動する必要が無いため、電
源が喪失した場合でも専用の大型蓄電池又は非常用ディ
ーゼル発電機等の必要がなく信頼性の向上、経済性の向
上につながる。
また隔離時冷却装置と配管を兼用しているため、配管物
量が低減され経済性が向上する。
量が低減され経済性が向上する。
一方、原子炉隔離時においても制御棒が挿入されている
場合にはほう酸水を注入することなく、原子炉蒸気の凝
縮による原子炉からの除熱が行なえるため、その後の原
子炉の使用においてほう酸水の除去等の作業を無くすこ
とができる。
場合にはほう酸水を注入することなく、原子炉蒸気の凝
縮による原子炉からの除熱が行なえるため、その後の原
子炉の使用においてほう酸水の除去等の作業を無くすこ
とができる。
第１図は本発明の一実施例に係るほう散水注入装置の系
統図、第２図はほう散水注入装置の従来例を示す系統図
である。 １０・・・炉心 １１・原子炉圧力容器１
２・・・復水配管 １４・蒸気復水器］６・・
・復水出口配管 １７・復水導入配管１９・・はう
酸水タンク ２０・・はう酸水注入配管代理人 弁理
士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健 ＝７− 第１図
統図、第２図はほう散水注入装置の従来例を示す系統図
である。 １０・・・炉心 １１・原子炉圧力容器１
２・・・復水配管 １４・蒸気復水器］６・・
・復水出口配管 １７・復水導入配管１９・・はう
酸水タンク ２０・・はう酸水注入配管代理人 弁理
士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健 ＝７− 第１図
Claims (1)
- 炉心を収納した原子炉圧力容器の上方に配置された蒸気
復水器と、前記原子炉圧力容器内で発生した蒸気を蒸気
復水器内で凝縮させ復水として再び原子炉圧力容器内に
導入させる復水配管と、この復水配管の前記蒸気復水器
出口部より下流側に仕切弁を介して接続され所定事故時
に前記復水配管内を流通する復水を導びいて原子炉圧力
容器内にほう酸を注入するほう酸水タンクとから成るこ
とを特徴とするほう酸水注入装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63123917A JPH01295196A (ja) | 1988-05-23 | 1988-05-23 | ほう酸水注入装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63123917A JPH01295196A (ja) | 1988-05-23 | 1988-05-23 | ほう酸水注入装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01295196A true JPH01295196A (ja) | 1989-11-28 |
Family
ID=14872543
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63123917A Pending JPH01295196A (ja) | 1988-05-23 | 1988-05-23 | ほう酸水注入装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01295196A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2497756A (en) * | 2011-12-19 | 2013-06-26 | Charles Donald Ingham | A process for the rapid shut-down of nuclear fission reactions |
| JP2015040809A (ja) * | 2013-08-23 | 2015-03-02 | 中国電力株式会社 | 緊急時炉心冷却バックアップ設備 |
-
1988
- 1988-05-23 JP JP63123917A patent/JPH01295196A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2497756A (en) * | 2011-12-19 | 2013-06-26 | Charles Donald Ingham | A process for the rapid shut-down of nuclear fission reactions |
| JP2015040809A (ja) * | 2013-08-23 | 2015-03-02 | 中国電力株式会社 | 緊急時炉心冷却バックアップ設備 |
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