JPH0410037B2 - - Google Patents

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JPH0410037B2
JPH0410037B2 JP57027539A JP2753982A JPH0410037B2 JP H0410037 B2 JPH0410037 B2 JP H0410037B2 JP 57027539 A JP57027539 A JP 57027539A JP 2753982 A JP2753982 A JP 2753982A JP H0410037 B2 JPH0410037 B2 JP H0410037B2
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valve
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cooling
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • 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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  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、加圧水型原子炉の緊急炉心冷却装置
に関する。
よく知られているように、この種の原子炉で
は、炉心は、高圧（約155bar）の熱水（約300
℃）中に浸漬する。最も重要なことは、あらゆる
状況において、即ち、原子炉の運転中または停止
後、炉心が常に上記水中に浸漬されていることで
ある。更に、炉心は、炉心の全体または一部が乾
燥した場合には極限まで昇温し少くとも部分的に
溶融して危険で修復不能な許容できない破損を招
く燃料の異常加熱を防ぐため、常に冷却しなけれ
ばならない。
実際の設備には、炉心を囲む容器が空になるの
を防止するまたは１次回路にリークが生じた際に
炉心を再び水没状態とする緊急噴射システムと、
残存圧を放圧し、１次回路を冷却して低温停止状
態とする緊急冷却停止システムとが設けてある。
緊急噴射システムは、一般に、高圧ポンプと、
中圧アキユムレータと、低圧ポンプとを含む。
緊急冷却停止システムは、中圧までは、蒸気発
生器の給水・蒸気抽出システムと、最終冷却用の
特殊熱交換器により１次回路を直接冷却するシス
テムとを使用する。
高圧水を充填したアキユムレータは、原子炉の
１次冷却回路の圧力の所定下限値に感ずる遮断弁
を介して上記１次回路に連通している。アキユム
レータに充填される水は、窒素によつて加圧す
る。
この公知の装置には幾多の欠点がある。即ち、
緊急炉心冷却用アキユムレータからの水の噴射
は、必ずしも最適な時点に行われない。事実、そ
れ程大きくないまたは自動的に再び恢復するよう
な配管系の破損に帰因して１次回路の圧力が低下
した場合、アキユムレータの排出または低圧の緊
急噴射を開始するのに十分な１次圧力の低下を生
ずることなく、１次回路の多量の排出が行われ
る。さて、１次回路には、このために設けた高圧
安全ポンプによつて充填を行うことはできるが、
上記ポンプは、限られた容量のタンクから給水を
行うので、最終的な冷却源とはならない。他方ア
キユムレータの排出は、１次回路の圧力値に関連
し、１次回路の注水条件の最も重要な物理量であ
る容器内の水位の臨界値には関連しない。
更に、１次回路への水の噴射は、一般に、アキ
ユムレータ内の水の加圧に役立つ窒素を上記アキ
ユムレータ内へ噴射することで終わる。このガス
は、蒸気発生器の逆Ｕ字管においてトラツプされ
るか、蒸気発生器が、いわゆる、“直管形”であ
り、１次流体が発生器の上端から入り下端から出
る場合は、１次回路の高温ブランチの高い部分に
おいてトラツプされる。従つて、何れの場合も、
蒸気発生器が構成する冷却源の効率が低下する。
本発明は、上述の公知の装置の欠点を排除し、
１次回路の圧力が冷却不足のため上昇する傾向を
示したならば直ちに、上記圧力を低圧の安全噴射
の開始閾値以下に低下することによつて、高圧の
緊急噴射用アキユムレータまたは高圧の緊急噴射
ポンプを省くことができる緊急冷却装置に関す
る。
特に本発明は、少くとも１つの低圧ポンプと少
くとも１つの通常は閉じられた上流弁とを直列に
設けた配管系を介して原子炉容器の頂部に接続し
た冷却水タンクから上記容器に低圧の緊急冷却水
を噴射する形式の公知の加圧水型原子炉の緊急冷
却装置において、原子炉容器に組込んであつて通
常は原子炉の水内に浸漬された少くとも１つの熱
交換器を含んでおり、上記熱交換器の少くとも一
端は、三方弁を介して上記上流弁に接続してお
り、他端は、下流弁および新鮮水で冷却される冷
却用第２熱交換器を介して上記冷却水タンクに接
続してあることを特徴とする緊急冷却装置に関す
る。
即ち、本発明にもとづき、低圧の緊急噴射用冷
却水タンクと原子炉容器の水中に設けた熱交換器
との間に閉循環路を構成し、原子炉外に設けた冷
却用熱交換器を上記循環路に直列に設けたことに
よつて、すべての時点に、１次水の冷却のために
容器内に必要なフリゴリー（frigorie）を加える
ことができ、多少の差はあれ大きな１次リークの
結果として形成された蒸気を凝結できる。リーク
の経過の如何に関せず、凝結および減圧が順次に
行われるので、容器内の圧力は、低圧の緊急水の
噴射が自動的に行われる閾値まで低下する。
本発明に係る緊急装置の好ましい構成では、２
つの並列の弁を、容器に組込んだ熱交換器の端部
の三方弁に接続した接続導管に設け、上記弁のう
ち通常は閉じた弁の開いた時に通過する冷却水の
流量は、通常は開いた別の弁を通過する冷却水の
流量よりも大きくなつている。この構成によつ
て、特に、正常の冷却操作において容器に加える
べきフリゴリー量に応じて、容器に組込んだ熱交
換器を通過する冷却水の流量を選択することがで
きる。通常は開いた弁は、一般に、冷却段階の開
始時に役立ち、開いた時に通過する冷却水の流量
の大きい通常は閉じた第２弁は、冷却終期にのみ
開く。
本発明の別の態様においては、必要に応じて、
容器に組込んだ熱交換器回路のパージに役立つリ
ーク検知器を上記熱交換器と通常は閉じた下流の
遮断弁との間に設けることができる。
他の態様においては、本発明に係る緊急冷却装
置には、系に注水する際に回路の高圧部分の水撃
を防止できる水撃防止弁を、通常は閉じた上流の
遮断弁と冷却用第２熱交換との間に設けることが
できる。
従つて、本発明の大きな利点の１つとして、１
次回路の何等かのトラブルに帰因して冷却不足が
生じた際、本来は低圧噴射用の唯一つの冷却水タ
ンクを加圧水型原子炉の緊急停止冷却および緊急
注水に利用できる。特に、この冷却装置には、上
述の欠点を有する高圧の緊急噴射用アキユムレー
タを設ける必要はなく、更に、これまでこの種の
すべての原子炉の１次回路に設けた高圧の緊急噴
射ポンプも設ける必要はない。もちろん、この装
置は、所望であれば、原子炉の通常の停止後に１
次回路の水冷を行うことができ、即ち、制御棒を
下降して連鎖反応を停止した後に炉心内に残存す
る放射能の作用により大カロリーの放射が続く場
合、停止状態の原子炉の従来の冷却機能を果すこ
とができる。
本発明を、本発明に係る緊急冷却装置の実施例
を示す図面を参照して以下に説明する。
さて、上記図面を参照した以下の説明は、本発
明を最も有効に利用できる加圧水形原子炉
（PWR）に関する。しかしながら、別のタイプの
水却原子炉（特に、沸騰水形原子炉）にも本発明
に係る冷却装置を装備できる。
図面に、事故リークに帰因して１次水の一部が
失われた劣化状態に対応するレベル２まで常水を
充填したPWR形原子炉の容器１を示した。この
容器１内には、原子炉の炉心３が原子炉の１次水
４中に浸漬してある。原子炉３の熱交換器の１次
回路は、本発明の理解に必要でないので示してな
いが、もちろん、この種の原子炉は、公知の態様
で、上記１次水を常に蒸気発生器へ流すための少
くとも１つの高圧ボンプを備えた１次回路を有す
る。加圧系（図示してない）は、水４の沸騰を防
止するため容器内に高圧（約160bar）を保持す
る。
この設備は、公知の態様で、導管６ａおよび低
圧ポンプ７を介して接続した冷却水タンク５、通
常は閉じた上流弁８および緊急水噴射ノズル９、
即ち、低圧の緊急水を原子炉容器１に噴射できる
ユニツトを含んでいる。
公知の種類の上述の設備には、本発明にもとづ
き、２つの直列の熱交換器、即ち、原子炉３の容
器１に組込まれ上記原子炉の冷却水４中に浸漬し
た第１熱交換器１０と、導管１２を介して新鮮冷
却水を受けて冷却を行う第２熱交換器１１とを介
して上流弁８の出口を冷却水タンク５に接続する
第２回路６ｂを含む緊急冷却装置が設けてある。
第１熱交換器１０と第２熱交換器１１との間に
は、通常は閉じた下流弁１３が設けてある。熱交
換器１１とは逆の側の熱交換器１０の入口は、三
方弁１４および２つの並列の弁１５，１６から成
る系を介して上流弁８に接続されている。通常は
開いた弁１５を通過する冷却水の流量は、通常は
閉じた弁１６が開いた時に通過する冷却水の流量
よりも小さい。
この設備には、更に、弁１８を備えたリーク検
知器１７が、下流遮断弁１３と第１熱交換器１０
との間に設けてある。水撃防止弁１９は、下流遮
断弁１３と冷却用第２熱交換器１１との間に設け
るのが有利である。
上述の緊急冷却装置の作動態様は下記の如くで
ある。原子炉３が正常に作動し、１次回路が、蒸
気発生器を流れる１次水によつて正常に冷却され
ている場合は、図示のすべての弁８，１３，１
８，１６は閉じている。ノズル９による緊急噴射
も熱交換器１０による冷却も行われない。
１次回路が破損して容器１の水４が少くとも部
分的に不足すると、このような緊急時に働く機構
により弁８，１３が自動的に開き、導管１２の冷
却水が冷却用第２熱交換器１１に入り、回路６
ａ，６ｂ内に緊急冷却水の循環が始まる。かくし
て熱交換器１０を流れる冷却水が、容器１に含ま
れる水４の温度を低下し、その結果、生成した蒸
気が凝結され、同時に、容器１内の圧力が減少す
る。
かくして、３つの弁１４，１５，１６から成る
系は、本発明に係る冷却装置を下記の３種の状態
に適合させることができる。
第１の状態として、ルーチン操作（例えば、燃
料棒の排出）のために原子炉を停止した場合、炉
心の放射能により続く加熱を補償するために容器
１の冷却水４が必要である。この場合は緊急性が
ないので、通常は閉じた弁１を開いて比較的ゆつ
くり冷却を行えばよい。この場合、熱交換器１０
はポンプ７の吐出圧で作動する。通常の例では、
この圧力は10barのオーダであるので、熱交換器
１０内の水は液相状態にあり、上記熱交換器１０
を通る水と容器の水４との間の温度差Δtは比較
的小さく、従つて、熱交換器１０は最小の機械的
応力で作動させることができる。
第２状態として原子炉に何等かの事故が発生し
たために停止して緊急冷却を行う必要がある場合
は、容器１の水４をより強く冷却する必要があ
る。このためには、弁１６を再び閉じ、冷却水が
通過する流量の少い、通常は開いている弁１５を
通して冷却水を流し、これによつて回路６ｂの圧
力低下を起こさせ、熱交換器１０内の冷却水の圧
力が、該冷却水を沸騰させるに十分な程度低下
し、熱交換器１０は気一液２相の状態で作動す
る。このような状態になると、熱交換器１０内の
水・蒸気混合物の温度は100℃を越えない。従つ
て、温度差Δtは上例の場合よりも大きく、容器
１の水４から与えられるカロリーの大部分は、上
記熱交換器１０内の冷却水の沸騰に利用されて吸
収される。
第３の状態において、容器１の圧力がポンプ７
の吐出圧よりも低くなつた場合は、緊急時に対応
する公知の機構によつて三方弁１４が自動的に作
動して、冷却水を導管６ａへ流し、熱交換器１０
への流れを止めて熱交換器１０による冷却が停止
される。導管６ａに流れた冷却水はノズル９を介
して容器１内に噴射される。
ここで注意して置くのだが、通常は開いた弁１
５は、熱交換器１０にリークが検知された場合に
のみ閉じて、冷却回路と容器１の水４とを遮断す
る。
更に、上流の遮断弁８および下流の遮断弁１３
は、通常は閉じられており原子炉容器１の側の高
圧部分と熱交換器１１およびタンク５の側の低圧
部分とを分離している。即ち、容器１内の高圧が
ノズル９および導管６ａから三方弁１４（弁のリ
ークも考慮して）を介して導管６ｂの側に達する
ことがあつても２つの弁８，１３によつて熱交換
器１１側の低圧部分と自動的に遮断される。かく
して、冷却用第２熱交換器１１の冷却回路は遮断
弁８，１３によつて高圧容器１側と遮断されてい
る加圧を受けずほぼ大気圧にあるので上記熱交換
器１１は特に有利に保護される。事実、上記熱交
換器のパイプにリークが生じても、導管１２中の
新鮮水は加圧下に熱交換器１１を通つて循環して
おり、熱交換器１１側の冷却回路より高圧になつ
ているので、冷却回路からの水が新鮮水１２の方
向へリークを生ずることはなく、逆に、新鮮水１
２が冷却回路に侵入する。従つて、上記熱交換器
１１から導管１２を循環している新鮮水側への放
射能のリークは防止される。すなわち、たとえ熱
交換器１１の１本のパイプにリークが生じても、
上記の圧力条件によつて、更に、新鮮水１２への
冷却水タンク５の不測の排出が防止される。
【図面の簡単な説明】
添付の図面は、本発明に係る装置を装備した加
圧水型原子炉の略図である。 １……原子炉容器、３……炉心、４……原子炉
の水、５……冷却水タンク、６ａ，６ｂ……配管
系、７……低圧ポンプ、８……上流弁、１０……
第１熱交換器、１１……冷却用第２熱交換器、１
２……新鮮水、１３……下流弁、１４……三方
弁。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉容器１と冷却水タンク５から原子炉容
    器内の頂部に低圧の緊急冷却水を噴射する装置９
    を有する加圧水型原子炉の閉回路をなす緊急冷却
    装置であつて、直列に設けられた、冷却水タンク
    ５に接続された低圧ポンプ７、該ポンプに接続さ
    れ通常は閉じられている上流弁８、原子炉容器に
    組み込まれ通常は原子炉容器の水４中に浸漬され
    ている第１の熱交換器１０、一端が該上流弁８に
    接続され他端が三方弁１４と第１の熱交換器１０
    の入口側との間で並列に接続され通常は閉じられ
    た弁１６と通常は開いている弁１５とに接続され
    ている三方弁１４、前記第１の熱交換器１０の出
    口側に接続された通常は閉じられた下流弁１３、
    及び該下流弁１３と前記冷却水タンク５に接続さ
    れた第２の熱交換器１１とからなり、前記通常は
    閉じられた並列に接続された弁１６は該弁が開い
    た時に通過する冷却水の流量は前記通常は開いた
    並列に接続された弁１５を通過する冷却水の流量
    より大であり、第２の熱交換器１１には該閉回路
    を流れる水から熱を除去するために該熱交換器を
    通して流れる第２の冷却水が供給され、前記水噴
    射装置９は三方弁１４に接続されており、かつ、
    該三方弁１４は前記冷却水タンク５からの冷却水
    を前記水噴射装置９又は第１熱交換器１０に選択
    的に供給しうるようになつていることを特徴とす
    る緊急炉心冷却装置。 ２ 原子炉容器１と冷却水タンク５から原子炉容
    器内の頂部に低圧の緊急冷却水を噴射する装置９
    を有する加圧水型原子炉の閉回路をなす緊急冷却
    装置であつて、直列に設けられた、冷却水タンク
    ５に接続された低圧ポンプ７、該ポンプに接続さ
    れ通常は閉じられている上流弁８、原子炉容器に
    組み込まれ通常は原子炉容器の水４中に浸漬され
    ている第１の熱交換器１０、一端が該上流弁８に
    接続され他端が三方弁１４と第１の熱交換器１０
    の入口側との間で並列に接続され通常は閉じられ
    た弁１６と通常は開いている弁１５とに接続され
    ている三方弁１４、前記第１の熱交換器１０の出
    口側に接続された通常は閉じられた下流弁１３、
    及び該下流弁１３と前記冷却水タンク５に接続さ
    れた第２の熱交換器１１とからなり、前記通常は
    閉じられた並列に接続された弁１６は該弁が開い
    た時に通過する冷却水の流量は前記通常は開いた
    並列に接続された弁１５を通過する冷却水の流量
    より大であり、第２の熱交換器１１には該閉回路
    を流れる水から熱を除去するために該熱交換器を
    通して流れる第２の冷却水が供給され、前記水噴
    射装置９は三方弁１４に接続されており、かつ、
    該三方弁１４は前記冷却水タンク５からの冷却水
    を前記水噴射装置９又は第１熱交換器１０に選択
    的に供給しうるようになつており、かつ容器１に
    組込んだ熱交換器１０の端部の下流弁１３に接続
    した接続導管にリーク検知器１７が設けてあるこ
    とを特徴とする緊急炉心冷却装置。 ３ 原子炉容器１と冷却水タンク５から原子炉容
    器内の頂部に低圧の緊急冷却水を噴射する装置９
    を有する加圧水型原子炉の閉回路をなす緊急冷却
    装置であつて、直列に設けられた、冷却水タンク
    ５に接続された低圧ポンプ７、該ポンプに接続さ
    れ通常は閉じられている上流弁８、原子炉容器に
    組み込まれ通常は原子炉容器の水４中に浸漬され
    ている第１の熱交換器１０、一端が該上流弁８に
    接続され他端が三方弁１４と第１の熱交換器１０
    の入口側との間で並列に接続され通常は閉じられ
    た弁１６と通常は開いている弁１５とに接続され
    ている三方弁１４、前記第１の熱交換器１０の出
    口側に接続された通常は閉じられた下流弁１３、
    及び該下流弁１３と前記冷却水タンク５に接続さ
    れた第２の熱交換器１１とからなり、前記通常は
    閉じられた並列に接続された弁１６は該弁が開い
    た時に通過する冷却水の流量は前記通常は開いた
    並列に接続された弁１５を通過する冷却水の流量
    より大であり、第２の熱交換器１１には該閉回路
    を流れる水から熱を除去するために該熱交換器を
    通して流れる第２の冷却水が供給され、前記水噴
    射装置９は三方弁１４に接続されており、かつ、
    該三方弁１４は前記冷却水タンク５からの冷却水
    を前記水噴射装置９又は第１熱交換器１０に選択
    的に供給しうるようになつており、かつ水撃防止
    装置１９が冷却用熱交換器１１と下流弁１３との
    間に設けてあることを特徴とする緊急炉心冷却装
    置。
JP57027539A 1981-02-24 1982-02-24 Emergency core cooling system of pwr type reactor Granted JPS57184995A (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
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Publication Number Publication Date
JPS57184995A JPS57184995A (en) 1982-11-13
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JP (1) JPS57184995A (ja)
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