JPH03183995A - 隔離時復水器 - Google Patents
隔離時復水器Info
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- JPH03183995A JPH03183995A JP1322533A JP32253389A JPH03183995A JP H03183995 A JPH03183995 A JP H03183995A JP 1322533 A JP1322533 A JP 1322533A JP 32253389 A JP32253389 A JP 32253389A JP H03183995 A JPH03183995 A JP H03183995A
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- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 claims abstract description 7
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 24
- 239000007789 gas Substances 0.000 abstract description 9
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- 229910001873 dinitrogen Inorganic materials 0.000 description 16
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 12
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 5
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 4
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 4
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- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
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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
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】
[発明の目的]
(産業上の利用分野)
本発明は冷却材喪失事故時において、原子炉格納容器内
を冷却するに好適する隔離時復水器に係る。
を冷却するに好適する隔離時復水器に係る。
(従来の技術)
従来の隔離時復水器は、原子炉を隔離した場合の原子炉
圧力の過圧防止および冷却材喪失事故時の原子炉格納容
器圧力の過圧防止を目的として設けられている。以下、
第2図につきその詳細を説明する。この図において、原
子炉格納容器1内には炉心2を収容する原子炉圧力容器
3が設置され、この原子炉圧力容器3の上部には図示し
ない蒸気タービンに蒸気を導く主蒸気配管4が連通され
ている。この主蒸気配管4には主蒸気隔離弁5が設けら
れ、主蒸気配管4の前記主蒸気隔離弁5の上流側におい
て、隔離時復水器本体6の蒸気室6aに連通ずる蒸気配
管7が分岐されている。なお、この蒸気配管7の中間に
は蒸気導入弁8が設けられている。
圧力の過圧防止および冷却材喪失事故時の原子炉格納容
器圧力の過圧防止を目的として設けられている。以下、
第2図につきその詳細を説明する。この図において、原
子炉格納容器1内には炉心2を収容する原子炉圧力容器
3が設置され、この原子炉圧力容器3の上部には図示し
ない蒸気タービンに蒸気を導く主蒸気配管4が連通され
ている。この主蒸気配管4には主蒸気隔離弁5が設けら
れ、主蒸気配管4の前記主蒸気隔離弁5の上流側におい
て、隔離時復水器本体6の蒸気室6aに連通ずる蒸気配
管7が分岐されている。なお、この蒸気配管7の中間に
は蒸気導入弁8が設けられている。
前記隔離時復水器本体6は原子炉格納容器1の上面に設
置したプール9中に浸漬されている。また、プール9の
上部空間には蒸気排出910が連通されている。また、
前記隔離時復水器本体6の水室6bは凝縮水戻り管11
によって原子炉圧力容器3に連通され、前記凝縮水戻り
管11には凝縮水排水弁12が設けられている。
置したプール9中に浸漬されている。また、プール9の
上部空間には蒸気排出910が連通されている。また、
前記隔離時復水器本体6の水室6bは凝縮水戻り管11
によって原子炉圧力容器3に連通され、前記凝縮水戻り
管11には凝縮水排水弁12が設けられている。
上記の隔離時復水器本体6は、主蒸気隔離弁5を閉鎖し
て原子炉を隔離した場合、炉心2から発生し続ける崩壊
熱による原子炉圧力容器3内の圧力上昇を抑止する。す
なわち、主蒸気隔離弁5を閉鎖して原子炉圧力容器3内
の圧力が上昇すると、蒸気導入弁8を開き隔離時復水器
本体6に原子炉圧力容器3内の蒸気を導入する。この蒸
気は隔離時復水器本体6の蒸気室6aに入り、ここから
復水器伝熱管6c内を下降し、その間にプール9の水に
熱を与えることによって一部が凝縮する。凝縮水は隔離
時復水器本体6の水室6bに入り、さらに重力によって
復水戻り管11を通って原子炉圧力容器3内に帰戻する
。なお、前記の凝縮に際して蒸気から与えられる熱によ
ってプール9の水は加熱され、終には沸騰を開始するよ
うになるが、その際に発生する蒸気は蒸気排出管10か
ら大気中に放出される。
て原子炉を隔離した場合、炉心2から発生し続ける崩壊
熱による原子炉圧力容器3内の圧力上昇を抑止する。す
なわち、主蒸気隔離弁5を閉鎖して原子炉圧力容器3内
の圧力が上昇すると、蒸気導入弁8を開き隔離時復水器
本体6に原子炉圧力容器3内の蒸気を導入する。この蒸
気は隔離時復水器本体6の蒸気室6aに入り、ここから
復水器伝熱管6c内を下降し、その間にプール9の水に
熱を与えることによって一部が凝縮する。凝縮水は隔離
時復水器本体6の水室6bに入り、さらに重力によって
復水戻り管11を通って原子炉圧力容器3内に帰戻する
。なお、前記の凝縮に際して蒸気から与えられる熱によ
ってプール9の水は加熱され、終には沸騰を開始するよ
うになるが、その際に発生する蒸気は蒸気排出管10か
ら大気中に放出される。
以上は原子炉隔離時における隔離時復水器の作用である
が、冷却材喪失事故時には次のように作用する。先ず1
、冷却材喪失事故時には原子炉圧力容器3内の蒸気は原
子炉格納容器1内に放出される。特に、主蒸気配管4が
原子炉圧力容器3と蒸気配管7との間で破断した場合を
想定すると、蒸気は一旦窒素ガス雰囲気で充満された原
子炉格納容器l内に放出され、その後復水器内の負圧に
よって吸引され、蒸気配管7を経て隔離時復水器本体6
に流入することとなる。この蒸気は前記原子炉隔離時と
同様にして凝縮、復水され、その熱はプール9の水に与
えられる。これにより、原子炉格納容器3内の圧力の上
昇は抑止される。但し、前記のように蒸気は一旦窒素ガ
ス雰囲気中に放出され、これが隔離復水器本体6内に導
入されるため蒸気中に窒素ガスが混在することとなり、
伝熱管6cにおける凝縮熱伝達は低下するが、基本的な
作動は前記原子炉隔離時と同様である。
が、冷却材喪失事故時には次のように作用する。先ず1
、冷却材喪失事故時には原子炉圧力容器3内の蒸気は原
子炉格納容器1内に放出される。特に、主蒸気配管4が
原子炉圧力容器3と蒸気配管7との間で破断した場合を
想定すると、蒸気は一旦窒素ガス雰囲気で充満された原
子炉格納容器l内に放出され、その後復水器内の負圧に
よって吸引され、蒸気配管7を経て隔離時復水器本体6
に流入することとなる。この蒸気は前記原子炉隔離時と
同様にして凝縮、復水され、その熱はプール9の水に与
えられる。これにより、原子炉格納容器3内の圧力の上
昇は抑止される。但し、前記のように蒸気は一旦窒素ガ
ス雰囲気中に放出され、これが隔離復水器本体6内に導
入されるため蒸気中に窒素ガスが混在することとなり、
伝熱管6cにおける凝縮熱伝達は低下するが、基本的な
作動は前記原子炉隔離時と同様である。
(発明が解決しようとする課題)
前記の主蒸気配管が破断したとする原子炉想定3−
事故時において、隔離復水器内に窒素ガスが導入される
ことは次の諸点で好ましくない。
ことは次の諸点で好ましくない。
■凝縮熱伝達の低下をもたらし、原子炉圧力容器内のエ
ネルギ放出を所期のごとく行わせることができない。
ネルギ放出を所期のごとく行わせることができない。
■隔離時復水器において窒素ガスは凝縮されないから、
この窒素ガスの確実な分離のため特段の工夫を必要とす
る。
この窒素ガスの確実な分離のため特段の工夫を必要とす
る。
よって、前記主蒸気配管破断事故に際して如何なる状況
下にあっても、隔離復水器内に蒸気以外のガス(この場
合非凝縮性ガスである窒素ガス)が侵入しないようにし
なければならない。
下にあっても、隔離復水器内に蒸気以外のガス(この場
合非凝縮性ガスである窒素ガス)が侵入しないようにし
なければならない。
本発明は上記の事情に基づきなされたもので、如何なる
状況下にあっても原子炉格納容器内に充満された窒素ガ
スが侵入することのない隔離時復水器を提供することを
目的としている。
状況下にあっても原子炉格納容器内に充満された窒素ガ
スが侵入することのない隔離時復水器を提供することを
目的としている。
[発明の構成]
(課題を解決するための手段)
本発明の隔離時復水器は、原子炉格納容器の上部に設け
られたプール内に浸漬収容された隔離時−4= 復水器本体と、この隔離時復水器本体の蒸気室と主蒸気
配管の主蒸気隔離弁上流の部位とを連通し中間に蒸気導
入弁を具えた蒸気配管と、この蒸気配管の前記蒸気導入
弁の上流の部位を包囲しバルブを介して前記原子炉格納
容器に端部を開放させた分岐管を具えた筒体と、前記蒸
気配管の前記筒体に包囲された部位に設けられたスリッ
トと、前記蒸気配管内の前記スリットを設けた部位より
上流側に設けられた旋回羽根とを有することを特徴とす
る。
られたプール内に浸漬収容された隔離時−4= 復水器本体と、この隔離時復水器本体の蒸気室と主蒸気
配管の主蒸気隔離弁上流の部位とを連通し中間に蒸気導
入弁を具えた蒸気配管と、この蒸気配管の前記蒸気導入
弁の上流の部位を包囲しバルブを介して前記原子炉格納
容器に端部を開放させた分岐管を具えた筒体と、前記蒸
気配管の前記筒体に包囲された部位に設けられたスリッ
トと、前記蒸気配管内の前記スリットを設けた部位より
上流側に設けられた旋回羽根とを有することを特徴とす
る。
(作用)
上記構成の本発明隔離時復水器においては、主蒸気配管
破断時に原子炉格納容器内に流出した蒸気は、原子炉格
納容器内の窒素ガスと混合して前記蒸気配管内を前記隔
離復水器本体内の負圧に吸引されて、前記復水器本体に
向けて流動する。
破断時に原子炉格納容器内に流出した蒸気は、原子炉格
納容器内の窒素ガスと混合して前記蒸気配管内を前記隔
離復水器本体内の負圧に吸引されて、前記復水器本体に
向けて流動する。
この混合ガスの流動によって前記旋回羽根は回転され、
前記混合ガスは旋回流を形成する。旋回流が形成される
と、遠心力によって蒸気よりも重い窒素ガスは前記蒸気
配管内周に集まり、前記スリットから蒸気配管外に流出
し、前記筒体と蒸気配管の形成する断面環状の空間に貯
溜され、非凝縮性の窒素ガスは蒸気と確実に分離される
。
前記混合ガスは旋回流を形成する。旋回流が形成される
と、遠心力によって蒸気よりも重い窒素ガスは前記蒸気
配管内周に集まり、前記スリットから蒸気配管外に流出
し、前記筒体と蒸気配管の形成する断面環状の空間に貯
溜され、非凝縮性の窒素ガスは蒸気と確実に分離される
。
(実施例)
以下、本発明の一実施例につき説明する。本発明におい
ては、第2図に示した従来の隔離時復水器設置系統の蒸
気配管7に第1図に示した旋回流型気相分離器を設置し
ている。すなわち、第1図において蒸気配管7の一部に
は、蒸気配管7を同心的に包囲して旋回流型気相分離器
の筒体13が設けられ、蒸気配管7の前記筒体13に包
囲された部位にはスリット14が設けられている。また
、筒体13はその上端に先端を開放させた分岐管I3a
を有し、この分岐管13aにはバルブ15が設けられて
いる。さらに、前記蒸気配管7の前記筒体14に包囲さ
れた部位より下方の部位には、旋回羽根16が設けられ
ている。
ては、第2図に示した従来の隔離時復水器設置系統の蒸
気配管7に第1図に示した旋回流型気相分離器を設置し
ている。すなわち、第1図において蒸気配管7の一部に
は、蒸気配管7を同心的に包囲して旋回流型気相分離器
の筒体13が設けられ、蒸気配管7の前記筒体13に包
囲された部位にはスリット14が設けられている。また
、筒体13はその上端に先端を開放させた分岐管I3a
を有し、この分岐管13aにはバルブ15が設けられて
いる。さらに、前記蒸気配管7の前記筒体14に包囲さ
れた部位より下方の部位には、旋回羽根16が設けられ
ている。
上記構成の本発明隔離時復水器にあっては、原子炉隔離
時には前記従来のそれと全く同様に作動する。而して、
前記主蒸気配管破断のごとき想定事故時にあっては、主
蒸気配管4から流出した蒸気は原子炉格納容器1内の雰
囲気ガスである窒素ガスと混合し、この混合ガスは前記
蒸気配管7を経て隔離時復水器本体6に向かって矢符1
7で示すように吸引、流入される。この流入気流によっ
て旋回羽根16は回転され、蒸気配管7内の旋回羽根1
6より上方の若干の区域には、螺旋矢符18で示す旋回
流が形成される。この旋回流が形成されると、遠心力に
より蒸気より重い窒素ガスが蒸気配管7の内周近傍に集
まり、スリット14から蒸気配管7と筒体13とが構成
する断面環状の空間19内に侵入し、ここに貯溜される
。ここに貯溜された窒素ガスは適宜タイミングでバルブ
15を開放し、原子炉格納容器1内に放出する。
時には前記従来のそれと全く同様に作動する。而して、
前記主蒸気配管破断のごとき想定事故時にあっては、主
蒸気配管4から流出した蒸気は原子炉格納容器1内の雰
囲気ガスである窒素ガスと混合し、この混合ガスは前記
蒸気配管7を経て隔離時復水器本体6に向かって矢符1
7で示すように吸引、流入される。この流入気流によっ
て旋回羽根16は回転され、蒸気配管7内の旋回羽根1
6より上方の若干の区域には、螺旋矢符18で示す旋回
流が形成される。この旋回流が形成されると、遠心力に
より蒸気より重い窒素ガスが蒸気配管7の内周近傍に集
まり、スリット14から蒸気配管7と筒体13とが構成
する断面環状の空間19内に侵入し、ここに貯溜される
。ここに貯溜された窒素ガスは適宜タイミングでバルブ
15を開放し、原子炉格納容器1内に放出する。
一方、軽い蒸気は矢符20で示すようにほぼ蒸気配管7
の軸線に沿って流れ、隔離時復水器本体6内に流入する
。よって、非凝結性の窒素ガスは確実に分離されこれが
隔離時復水器本体6内に吸引、流入されることはなく、
凝縮熱伝達の低下がもたらされることはない。また、原
子炉圧力容器7− 内のエネルギ放出は所期のごとく行われる。
の軸線に沿って流れ、隔離時復水器本体6内に流入する
。よって、非凝結性の窒素ガスは確実に分離されこれが
隔離時復水器本体6内に吸引、流入されることはなく、
凝縮熱伝達の低下がもたらされることはない。また、原
子炉圧力容器7− 内のエネルギ放出は所期のごとく行われる。
[発明の効果]
上記から明らかなように本発明の隔離時復水器にあって
は、冷却材喪失事故時、特に主蒸気配管破断時において
復水器内に非凝結性の窒素ガスが吸引、流入されること
はないから、隔離時復水器の凝縮熱伝達が低下されるこ
とはなく、原子炉圧力容器内のエネルギ放出を所期のご
とく行うことができる。
は、冷却材喪失事故時、特に主蒸気配管破断時において
復水器内に非凝結性の窒素ガスが吸引、流入されること
はないから、隔離時復水器の凝縮熱伝達が低下されるこ
とはなく、原子炉圧力容器内のエネルギ放出を所期のご
とく行うことができる。
第1図は本発明一実施例要部の模式図、第2図は従来の
隔離時復水器の設置状態を示す系統図である。 1・・・・・・原子炉格納容器 2・・・・・・炉心
3・・・・・・原子炉圧力容器 4・・・・・・主蒸気
配管 5・・・・・・主蒸気隔離弁 6・・・・・・隔
離時復水器本体 6a・・・・・・蒸気室6b・・・・
・・水室 6c・・・・・・伝熱管 7・・・・・・蒸
気配管 8・・・・・・蒸気導入弁 9・・・・・・プ
ール 1o・旧・・8− 蒸気排出管 1 給水排水弁 1 14・・・・・・スリン 回羽根 17、 面環状の空間
隔離時復水器の設置状態を示す系統図である。 1・・・・・・原子炉格納容器 2・・・・・・炉心
3・・・・・・原子炉圧力容器 4・・・・・・主蒸気
配管 5・・・・・・主蒸気隔離弁 6・・・・・・隔
離時復水器本体 6a・・・・・・蒸気室6b・・・・
・・水室 6c・・・・・・伝熱管 7・・・・・・蒸
気配管 8・・・・・・蒸気導入弁 9・・・・・・プ
ール 1o・旧・・8− 蒸気排出管 1 給水排水弁 1 14・・・・・・スリン 回羽根 17、 面環状の空間
Claims (1)
- 原子炉格納容器の上部に設けられたプール内に浸漬収容
された隔離時復水器本体と、この隔離時復水器本体の蒸
気室と主蒸気配管の主蒸気隔離弁上流の部位とを連通し
中間に蒸気導入弁を具えた蒸気配管と、この蒸気配管の
前記蒸気導入弁の上流の部位を包囲しバルブを介して前
記原子炉格納容器に端部を開放させた分岐管を具えた筒
体と、前記蒸気配管の前記筒体に包囲された部位に設け
られたスリットと、前記蒸気配管内の前記スリットを設
けた部位より上流側に設けられた旋回羽根とを有するこ
とを特徴とする隔離時復水器。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1322533A JPH03183995A (ja) | 1989-12-14 | 1989-12-14 | 隔離時復水器 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1322533A JPH03183995A (ja) | 1989-12-14 | 1989-12-14 | 隔離時復水器 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH03183995A true JPH03183995A (ja) | 1991-08-09 |
Family
ID=18144730
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP1322533A Pending JPH03183995A (ja) | 1989-12-14 | 1989-12-14 | 隔離時復水器 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH03183995A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2014055951A (ja) * | 2012-09-13 | 2014-03-27 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 代替rpvエネルギーの除去経路のための方法及びシステム |
-
1989
- 1989-12-14 JP JP1322533A patent/JPH03183995A/ja active Pending
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2014055951A (ja) * | 2012-09-13 | 2014-03-27 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 代替rpvエネルギーの除去経路のための方法及びシステム |
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