JPH0425517B2 - - Google Patents
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- JPH0425517B2 JPH0425517B2 JP58068420A JP6842083A JPH0425517B2 JP H0425517 B2 JPH0425517 B2 JP H0425517B2 JP 58068420 A JP58068420 A JP 58068420A JP 6842083 A JP6842083 A JP 6842083A JP H0425517 B2 JPH0425517 B2 JP H0425517B2
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- Japan
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- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 153
- 230000001629 suppression Effects 0.000 claims description 8
- 238000007689 inspection Methods 0.000 claims description 7
- 241000196324 Embryophyta Species 0.000 description 9
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 235000006506 Brasenia schreberi Nutrition 0.000 description 1
- 244000267222 Brasenia schreberi Species 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
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- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 239000008400 supply water Substances 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
-
- 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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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は原子炉発電プラントの原子炉補給水供
給装置に関する。
給装置に関する。
従来の沸騰水型原子力発電プラントの原子炉補
給水供給装置は、第１図に示すように構成されて
おり、常用補給水供給装置１と非常用補給水供給
装置２とから形成される。このうち、常用補給水
供給装置１は復水貯蔵タンク３内に貯溜された常
用水源４の補給水（給水）を復水移送ポンプ５で
給水し、補給水配管６から図示しない給水ポンプ
や給水加熱器等を経て原子炉圧力容器７等に供給
するようになつている。上記復水貯蔵タンク３の
下部に非常用水源８を形成する貯溜スペースが画
成される一方、サプレツシヨンプール９にも非常
用炉心冷却系として大容量の非常用水源１０が貯
溜されている。
給水供給装置は、第１図に示すように構成されて
おり、常用補給水供給装置１と非常用補給水供給
装置２とから形成される。このうち、常用補給水
供給装置１は復水貯蔵タンク３内に貯溜された常
用水源４の補給水（給水）を復水移送ポンプ５で
給水し、補給水配管６から図示しない給水ポンプ
や給水加熱器等を経て原子炉圧力容器７等に供給
するようになつている。上記復水貯蔵タンク３の
下部に非常用水源８を形成する貯溜スペースが画
成される一方、サプレツシヨンプール９にも非常
用炉心冷却系として大容量の非常用水源１０が貯
溜されている。
一方、非常用補給水供給装置２は、原子炉補給
水ポンプ２のポンプ作動により、復水貯蔵タンク
３の非常用水源８またはサプレツシヨンプール９
の非常用水源１０から原子炉圧力容器７に非常用
給水配管１３を通して補給水が供給されるように
なつている。非常用補給水供給装置２は通常復水
貯蔵タンク３内の非常用水源８を原子炉用補給水
として利用しており、貯蔵タンク３内の水位は、
タンク水位計１５により検出される。
水ポンプ２のポンプ作動により、復水貯蔵タンク
３の非常用水源８またはサプレツシヨンプール９
の非常用水源１０から原子炉圧力容器７に非常用
給水配管１３を通して補給水が供給されるように
なつている。非常用補給水供給装置２は通常復水
貯蔵タンク３内の非常用水源８を原子炉用補給水
として利用しており、貯蔵タンク３内の水位は、
タンク水位計１５により検出される。
そして、タンク水位計１５が復水貯蔵タンク３
内の水位低を検出すると、タンク出口電動弁１６
が閉止され、プール出口電動弁（水源切替弁）１
７が開かれ、原子炉用補給水にサプレツシヨンプ
ール９内の非常用水源１０が利用されるように切
り替えられる。
内の水位低を検出すると、タンク出口電動弁１６
が閉止され、プール出口電動弁（水源切替弁）１
７が開かれ、原子炉用補給水にサプレツシヨンプ
ール９内の非常用水源１０が利用されるように切
り替えられる。
ところで、常用補給水供給装置１は、原子力発
電プラントの定検時に多量の補給水量が要求され
る。このため、プラント定検時の多量の最大間欠
補給水量が復水貯蔵タンク３の常用水源４に確保
されるようになつており、常用水源４は大容量構
造に構成される。
電プラントの定検時に多量の補給水量が要求され
る。このため、プラント定検時の多量の最大間欠
補給水量が復水貯蔵タンク３の常用水源４に確保
されるようになつており、常用水源４は大容量構
造に構成される。
また、原子力発電プラントの通常運転時に、常
用補給水供給装置１の破損によつても、非常用水
源８が喪失しないように非常用補給水供給装置２
の補給機能を維持するために、復水貯蔵タンク３
の下部に非常用水源８が、そのタンク上部に常用
水源４が上下に独立的に分離して形成される。こ
のため、復水貯蔵タンク３は非常に高さのある大
型のタンクとなる。一方、非常用水源８を備えた
復水貯蔵タンク３は、非常時対策のためＡクラス
の耐震性が要求される。その際、復水貯蔵タンク
３の大型化は耐震上不利となるのみならず、プラ
ント建屋配置スペース上も種々の制約を受け、不
利になることが多い。
用補給水供給装置１の破損によつても、非常用水
源８が喪失しないように非常用補給水供給装置２
の補給機能を維持するために、復水貯蔵タンク３
の下部に非常用水源８が、そのタンク上部に常用
水源４が上下に独立的に分離して形成される。こ
のため、復水貯蔵タンク３は非常に高さのある大
型のタンクとなる。一方、非常用水源８を備えた
復水貯蔵タンク３は、非常時対策のためＡクラス
の耐震性が要求される。その際、復水貯蔵タンク
３の大型化は耐震上不利となるのみならず、プラ
ント建屋配置スペース上も種々の制約を受け、不
利になることが多い。
実際の原子力発電プラントにおいては、プラン
トの通常運転時の補給水に相当する常用水源容量
（給水量）は、プラント定検時の最大間欠補給水
量の約半分程度であり、復水貯蔵タンク３内の常
用水源４は約半分が空間スペースとなつている。
このため、常用水源４の空間スペース部分が原子
力発電プラントにおいては有効に利用されず、い
わゆるデツドスペースになつている。このことか
ら、上記空間スペース部分を有効に活用し、復水
貯蔵タンクの耐震性をより一層向上させるには、
如何に構成したらよいか問題になつていた。
トの通常運転時の補給水に相当する常用水源容量
（給水量）は、プラント定検時の最大間欠補給水
量の約半分程度であり、復水貯蔵タンク３内の常
用水源４は約半分が空間スペースとなつている。
このため、常用水源４の空間スペース部分が原子
力発電プラントにおいては有効に利用されず、い
わゆるデツドスペースになつている。このことか
ら、上記空間スペース部分を有効に活用し、復水
貯蔵タンクの耐震性をより一層向上させるには、
如何に構成したらよいか問題になつていた。
本発明は上述した点を考慮し、復水貯蔵タンク
を小型化して耐震性を向上させるとともに、原子
力発電プラント内のスペースの有効利用が図れる
ようにした原子力発電プラントの原子炉補給水供
給装置を提供することを目的とする。
を小型化して耐震性を向上させるとともに、原子
力発電プラント内のスペースの有効利用が図れる
ようにした原子力発電プラントの原子炉補給水供
給装置を提供することを目的とする。
以下、本発明の好ましい実施例について添付図
面を参照して説明する。
面を参照して説明する。
第２図は本発明に係る原子力発電プラントの原
子炉補給水供給装置を示す系統図であり、この原
子炉補給水供給装置は、原子炉圧力容器２０内に
常用補給水（給水）を供給する常用補給水供給装
置２１と非常用補給水を供給する非常用補給水供
給装置２２とを有する。常用補給水供給装置２１
は復水貯蔵タンク２３の常用水源２４から復水移
送ポンプ２５により図示しない給水加熱器等を経
て常用給水配管２６により原子炉圧力容器２０等
に接続され、この圧力容器２０内に常用補給水
（給水）を供給するようになつている。常用給水
配管２６の復水貯蔵タンク２３の出口側にタンク
出口弁２７が設けられる。
子炉補給水供給装置を示す系統図であり、この原
子炉補給水供給装置は、原子炉圧力容器２０内に
常用補給水（給水）を供給する常用補給水供給装
置２１と非常用補給水を供給する非常用補給水供
給装置２２とを有する。常用補給水供給装置２１
は復水貯蔵タンク２３の常用水源２４から復水移
送ポンプ２５により図示しない給水加熱器等を経
て常用給水配管２６により原子炉圧力容器２０等
に接続され、この圧力容器２０内に常用補給水
（給水）を供給するようになつている。常用給水
配管２６の復水貯蔵タンク２３の出口側にタンク
出口弁２７が設けられる。
一方、非常用補給水供給装置２２は復水貯蔵タ
ンク２３の非常用水源２８から原子炉補給水ポン
プ２９を経て非常用補給水配管３０により原子炉
圧力容器２０に接続される一方、サプレツシヨン
プール３１内の非常用水源３２も原子炉補給水ポ
ンプ２９のポンプ吸込側で非常用給水配管３３に
より非常用給水配管３０に接続される。非常用給
水配管３３には常閉のプール出口電動弁３４が設
けられる。
ンク２３の非常用水源２８から原子炉補給水ポン
プ２９を経て非常用補給水配管３０により原子炉
圧力容器２０に接続される一方、サプレツシヨン
プール３１内の非常用水源３２も原子炉補給水ポ
ンプ２９のポンプ吸込側で非常用給水配管３３に
より非常用給水配管３０に接続される。非常用給
水配管３３には常閉のプール出口電動弁３４が設
けられる。
また、非常用補給水配管３０には常開のタンク
出口弁３５およびタンク出口電動弁３６がシリー
ズに設けられ、両弁３５，３６の間から連絡管３
７が分岐されており、この連絡管３７は途中に連
絡弁３８が設けられ、その他端は給水配管２６に
復水移送ポンプ２５の吸込側で接続される。連絡
管３７を設けることにより、復水貯蔵タンク２３
内の非常用水源２８を常用水源２４と共用させ、
両水源を相互利用することができる。このこと
は、常用水源２４内に非常用水源２８を含ませる
ことができることを意味する。したがつて、復水
貯蔵タンク２３の小型化を図ることができ、タン
ク容量の低減化を図ることができるので、タンク
の高さもその分だけ低くすることができ、耐震性
を向上させることができる。
出口弁３５およびタンク出口電動弁３６がシリー
ズに設けられ、両弁３５，３６の間から連絡管３
７が分岐されており、この連絡管３７は途中に連
絡弁３８が設けられ、その他端は給水配管２６に
復水移送ポンプ２５の吸込側で接続される。連絡
管３７を設けることにより、復水貯蔵タンク２３
内の非常用水源２８を常用水源２４と共用させ、
両水源を相互利用することができる。このこと
は、常用水源２４内に非常用水源２８を含ませる
ことができることを意味する。したがつて、復水
貯蔵タンク２３の小型化を図ることができ、タン
ク容量の低減化を図ることができるので、タンク
の高さもその分だけ低くすることができ、耐震性
を向上させることができる。
また、復水貯蔵タンク２３には、復水の水位を
検出するタンク水位計３９が設けられる。タンク
水位計３９は復水移送ポンプ２５やタンク出口電
動弁３６、プール出口電動弁３４に電気的に接続
され、その出力信号により復水移送ポンプ２５等
の作動を制御している。例えば、タンク水位計３
９がタンク水位低を検出することにより、タンク
出口電動弁３６を閉じ、プール出口電動弁３４が
開くようになつている。
検出するタンク水位計３９が設けられる。タンク
水位計３９は復水移送ポンプ２５やタンク出口電
動弁３６、プール出口電動弁３４に電気的に接続
され、その出力信号により復水移送ポンプ２５等
の作動を制御している。例えば、タンク水位計３
９がタンク水位低を検出することにより、タンク
出口電動弁３６を閉じ、プール出口電動弁３４が
開くようになつている。
次に、本発明の作用について説明する。
原子力発電プラントの通常運転時には、連絡弁
３８を閉じて、常用水源２４と非常用水源２７と
を独立的にセパレートさせる。しかして、常用水
源２４を利用して運転し、常用水源２４内の復水
（常用補給水）を復水移送ポンプ２５を経て原子
炉圧力容器２０等内に供給し、原子炉を運転させ
る。このプラント通常運転時に、常用補給水装置
２１に局所的な破損が生じた場合には、復水貯蔵
タンク２３内に非常用水源２８が確保されておる
ので、この非常用水源２８を利用する。非常用水
源２８からの非常用補給水は非常用補給水供給装
置２２により原子炉圧力容器２０内に供給され
る。
３８を閉じて、常用水源２４と非常用水源２７と
を独立的にセパレートさせる。しかして、常用水
源２４を利用して運転し、常用水源２４内の復水
（常用補給水）を復水移送ポンプ２５を経て原子
炉圧力容器２０等内に供給し、原子炉を運転させ
る。このプラント通常運転時に、常用補給水装置
２１に局所的な破損が生じた場合には、復水貯蔵
タンク２３内に非常用水源２８が確保されておる
ので、この非常用水源２８を利用する。非常用水
源２８からの非常用補給水は非常用補給水供給装
置２２により原子炉圧力容器２０内に供給され
る。
一方、原子力発電プラントのプラント定検時に
は、タンク出口電動弁３６を閉じ、プール出口電
動弁３４を開いて、非常用水源をサプレツシヨン
プール３１内のプール水３２に切り換え、このサ
プレツシヨンプール３１内のプール水を非常用水
源３２として確保する。
は、タンク出口電動弁３６を閉じ、プール出口電
動弁３４を開いて、非常用水源をサプレツシヨン
プール３１内のプール水３２に切り換え、このサ
プレツシヨンプール３１内のプール水を非常用水
源３２として確保する。
非常用水源３２を確保した後、連絡弁３８を開
き、復水貯蔵タンク２３内に貯溜される復水全体
を常用水源２４として利用し、プラント定検時に
必要な最大間欠補給水量を復水貯蔵タンク２３か
ら原子炉圧力容器２０等の原子力発電プラント内
各負荷に供給する。
き、復水貯蔵タンク２３内に貯溜される復水全体
を常用水源２４として利用し、プラント定検時に
必要な最大間欠補給水量を復水貯蔵タンク２３か
ら原子炉圧力容器２０等の原子力発電プラント内
各負荷に供給する。
例えば、110万KWクラスの原子力発電プラン
トの場合、常用水源としてのプラント定検時の最
大間欠補給水量は、原子炉燃料の放射能の水遮蔽
を構成するために、燃料交換時の機器仮置ピツト
や原子炉圧力容器内を満水にする水張用水量に相
当し、約2300m3であり、非常用水源としての原子
炉補給水量は約700m3であるため、復水貯蔵タン
ク３のタンク容量は従来約3000m3必要であつた。
これに対し、本発明においては、復水貯蔵タンク
２３の非常用水量700m3を常用水源2300m3の中に
貯溜スペースを共用させることにより、タンク容
量を常用水源量の例えば2300m3とすることができ
る。
トの場合、常用水源としてのプラント定検時の最
大間欠補給水量は、原子炉燃料の放射能の水遮蔽
を構成するために、燃料交換時の機器仮置ピツト
や原子炉圧力容器内を満水にする水張用水量に相
当し、約2300m3であり、非常用水源としての原子
炉補給水量は約700m3であるため、復水貯蔵タン
ク３のタンク容量は従来約3000m3必要であつた。
これに対し、本発明においては、復水貯蔵タンク
２３の非常用水量700m3を常用水源2300m3の中に
貯溜スペースを共用させることにより、タンク容
量を常用水源量の例えば2300m3とすることができ
る。
以上に述べたように本発明に係る原子力発電プ
ラントの原子炉補給水供給装置は、復水貯蔵タン
ク内に形成される非常用水源と常用水源の貯溜ス
ペースを共用することにより、復水貯蔵タンクの
タンク容量を大幅に減少させ、タンクの小型化を
図ることができるので、設備コストの低減と原子
力発電プラントのプラント建屋内のスペースを有
効的に利用することができる。
ラントの原子炉補給水供給装置は、復水貯蔵タン
ク内に形成される非常用水源と常用水源の貯溜ス
ペースを共用することにより、復水貯蔵タンクの
タンク容量を大幅に減少させ、タンクの小型化を
図ることができるので、設備コストの低減と原子
力発電プラントのプラント建屋内のスペースを有
効的に利用することができる。
また、復水貯蔵タンクの小型化を図ることがで
きるので、耐震性が向上する等の効果を奏する。
きるので、耐震性が向上する等の効果を奏する。
第１図は従来の原子力発電プラントの原子炉補
給水供給装置を示す系統図、第２図は本発明に係
る原子力発電プラントの原子炉補給水供給装置の
好ましい一実施例を示す系統図である。 ２０……原子炉圧力容器、２１……常用補給水
装置、２２……非常用補給水装置、２３……復水
貯蔵タンク、２４……常用水源、２５……復水移
送ポンプ、２６……給水配管（補給水配管）、２
８……非常用水源、２９……原子炉補給水ポン
プ、３０……非常用補給水配管、３１……サプレ
ツシヨンプール、３２……非常用水源、３４……
プール出口電動弁、３６……タンク出口電動弁。
給水供給装置を示す系統図、第２図は本発明に係
る原子力発電プラントの原子炉補給水供給装置の
好ましい一実施例を示す系統図である。 ２０……原子炉圧力容器、２１……常用補給水
装置、２２……非常用補給水装置、２３……復水
貯蔵タンク、２４……常用水源、２５……復水移
送ポンプ、２６……給水配管（補給水配管）、２
８……非常用水源、２９……原子炉補給水ポン
プ、３０……非常用補給水配管、３１……サプレ
ツシヨンプール、３２……非常用水源、３４……
プール出口電動弁、３６……タンク出口電動弁。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 復水貯蔵タンクに貯蔵された常用水源を原子
力発電プラント内の各負荷に供給する常用補給水
供給装置と、前記復水貯蔵タンクおよびサプレツ
シヨンプールに貯蔵された非常用水源を原子炉圧
力容器に供給する非常用補給水供給装置とを有す
る原子力発電プラントの原子炉補給水供給装置に
おいて、前記復水貯蔵タンク内に形成される非常
用水源と常用水源との貯溜スペースを共用すると
ともに、前記常用補給水供給装置の常用給水配管
と非常用補給水供給装置の非常用給水配管とを連
絡配管で連通可能に接続したことを特徴とする原
子力発電プラントの原子炉補給水供給装置。 ２ 連絡配管は常用給水配管の復水移送ポンプの
吸込側と、非常用給水配管の原子炉補給水ポンプ
の吸込側とを接続し、途中に連絡弁を有する特許
請求の範囲第１項に記載の原子力発電プラントの
原子炉補給水供給装置。 ３ 非常用補給水供給装置は、復水貯蔵タンクの
非常用水源およびサプレツシヨンプールの非常用
水源が原子炉補給水ポンプの吸込側にタンク出口
電動弁およびプール出口電動弁を介してそれぞれ
連通された特許請求の範囲第１項に記載の原子力
発電プラントの原子炉補給水供給装置。 ４ 原子力発電プラントの通常運転時には連結弁
を閉じて復水貯蔵タンク内の常用水源と非常用水
源とを独立的に構成した特許請求の範囲第１項に
記載の原子力発電プラントの原子炉補給水供給装
置。 ５ 原子力発電プラントの定検時には、連絡弁お
よびプール出口電動弁を開くとともにタンク出口
電動弁を閉じ、サプレツシヨンプール内のプール
水を非常用水源とし、復水貯蔵タンク内の復水全
体を常用水源とした特許請求の範囲第３項に記載
の原子力発電プラントの原子炉補給水供給装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58068420A JPS59195191A (ja) | 1983-04-20 | 1983-04-20 | 原子力発電プラントの原子炉補給水供給装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58068420A JPS59195191A (ja) | 1983-04-20 | 1983-04-20 | 原子力発電プラントの原子炉補給水供給装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59195191A JPS59195191A (ja) | 1984-11-06 |
| JPH0425517B2 true JPH0425517B2 (ja) | 1992-05-01 |
Family
ID=13373169
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58068420A Granted JPS59195191A (ja) | 1983-04-20 | 1983-04-20 | 原子力発電プラントの原子炉補給水供給装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59195191A (ja) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60597U (ja) * | 1983-06-16 | 1985-01-05 | 株式会社東芝 | 復水貯蔵タンク |
| JPH0664181B2 (ja) * | 1987-03-05 | 1994-08-22 | 株式会社東芝 | 原子力発電所の復水貯蔵設備 |
| JP2539431B2 (ja) * | 1987-05-15 | 1996-10-02 | 株式会社日立製作所 | 復水貯蔵水共用装置 |
| JPS6419198U (ja) * | 1987-07-24 | 1989-01-31 | ||
| JPH0731197Y2 (ja) * | 1987-08-31 | 1995-07-19 | 株式会社東芝 | 原子力発電プラントの原子炉補給水供給装置 |
| JP2654052B2 (ja) * | 1988-02-23 | 1997-09-17 | 株式会社東芝 | 復水貯蔵設備 |
-
1983
- 1983-04-20 JP JP58068420A patent/JPS59195191A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS59195191A (ja) | 1984-11-06 |
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