JPH0454915B2 - - Google Patents
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- JPH0454915B2 JPH0454915B2 JP59075629A JP7562984A JPH0454915B2 JP H0454915 B2 JPH0454915 B2 JP H0454915B2 JP 59075629 A JP59075629 A JP 59075629A JP 7562984 A JP7562984 A JP 7562984A JP H0454915 B2 JPH0454915 B2 JP H0454915B2
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- Japan
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- circulation pump
- coolant
- system equipment
- purification system
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- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 39
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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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設
備、さらに詳細には、原子炉が主蒸気タービン系
から切り離される、いわゆる原子炉隔離事故発生
に際し、原子炉炉内に非常用冷却水を補給するこ
とのできる沸騰水型原子炉用冷却材浄化系設備の
改良に関するものである。
備、さらに詳細には、原子炉が主蒸気タービン系
から切り離される、いわゆる原子炉隔離事故発生
に際し、原子炉炉内に非常用冷却水を補給するこ
とのできる沸騰水型原子炉用冷却材浄化系設備の
改良に関するものである。
従来型（沸騰水型）原子炉の冷却材浄化系設備
を第１図に示す。
を第１図に示す。
第１図において、原子炉１から吸込管２に取り
出された冷却材は、再生熱交換器３および非再生
熱交換器４によつて所定温度（約50℃）にまで冷
却される。非再生熱交換器４を通過した冷却材
は、圧力調節弁５で所定圧力（約７Kg／cm2・ｇ）
にまで減圧され、その後、ろ過器６、脱塩器７に
導かれて浄化される。ろ過器６、脱塩器７によつ
て浄化された冷却材は、循環ポンプ８によつて昇
圧され、その後、吐出管９および給水管１０を経
て原子炉１内に戻される。なお、吐出管９の途中
には、流量調節弁１１が設置されており、流量調
節弁１１により、本系統の流量が一定に制御され
る。また、原子炉格納容器１２の配管貫通部付近
に位置して、吸込管２の途中には、格納容器隔離
弁１３および１４が２個設置されている。図中、
１５は循環ポンプ８を駆動させる電動機を示して
いる。
出された冷却材は、再生熱交換器３および非再生
熱交換器４によつて所定温度（約50℃）にまで冷
却される。非再生熱交換器４を通過した冷却材
は、圧力調節弁５で所定圧力（約７Kg／cm2・ｇ）
にまで減圧され、その後、ろ過器６、脱塩器７に
導かれて浄化される。ろ過器６、脱塩器７によつ
て浄化された冷却材は、循環ポンプ８によつて昇
圧され、その後、吐出管９および給水管１０を経
て原子炉１内に戻される。なお、吐出管９の途中
には、流量調節弁１１が設置されており、流量調
節弁１１により、本系統の流量が一定に制御され
る。また、原子炉格納容器１２の配管貫通部付近
に位置して、吸込管２の途中には、格納容器隔離
弁１３および１４が２個設置されている。図中、
１５は循環ポンプ８を駆動させる電動機を示して
いる。
以上の構成において、原子炉１から取り出され
た約70Kg／cm2・ｇの冷却材は、脱塩器７部分で約
３Kg／cm2・ｇ程度の低運転圧力が得られるよう、
圧力調節弁５によつて大幅に減圧される。そし
て、その後、循環ポンプ８によつて再び約70Kg／
cm2・ｇにまで昇圧され、原子炉１に戻される。
た約70Kg／cm2・ｇの冷却材は、脱塩器７部分で約
３Kg／cm2・ｇ程度の低運転圧力が得られるよう、
圧力調節弁５によつて大幅に減圧される。そし
て、その後、循環ポンプ８によつて再び約70Kg／
cm2・ｇにまで昇圧され、原子炉１に戻される。
なお、第１図には、上記した冷却材浄化系設備
以外に、原子炉隔離事故に際して原子炉１に非常
用冷却水を補給する、いわゆる原子炉隔離時冷却
系設備も示されている。原子炉隔離時冷却系は、
蒸気管１６、蒸気加減弁１７、復水貯蔵タンク１
８、注水管１９、注水ポンプ２０および注水ポン
プ駆動用タービン２１によつて構成されており、
原子炉１が主蒸気タービン系から切り離されるよ
うな原子炉隔離事故が発生した場合、循環ポンプ
８は、格納容器隔離弁１３，１４の閉鎖信号によ
つて強制的にトリツプ（OFF）させられる。す
なわち、原子炉隔離事故が発生し、原子炉１内の
水位が異常に低下するような事態が生じた場合
は、それ以上の水位低下を防止すべく、原子炉１
から外部に流出する冷却材の全てについて、各配
管系の格納容器隔離弁を自動閉鎖する工夫がなさ
れているが、冷却材浄化系にあつては、図面に符
号１３および１４で示す格納容器隔離弁がこれに
該当し、格納容器隔離弁１３，１４は、原子炉１
内の水位異常低下信号によつて自動的に閉鎖され
る。上記のようにして、格納容器隔離弁１３，１
４が閉鎖されると、循環ポンプ８は、原子炉１か
らの吸込流路を断たれることになるので、これら
格納容器隔離弁１３，１４の閉鎖信号によつて当
該ポンプ８も強制的にトリツプさせられる。
以外に、原子炉隔離事故に際して原子炉１に非常
用冷却水を補給する、いわゆる原子炉隔離時冷却
系設備も示されている。原子炉隔離時冷却系は、
蒸気管１６、蒸気加減弁１７、復水貯蔵タンク１
８、注水管１９、注水ポンプ２０および注水ポン
プ駆動用タービン２１によつて構成されており、
原子炉１が主蒸気タービン系から切り離されるよ
うな原子炉隔離事故が発生した場合、循環ポンプ
８は、格納容器隔離弁１３，１４の閉鎖信号によ
つて強制的にトリツプ（OFF）させられる。す
なわち、原子炉隔離事故が発生し、原子炉１内の
水位が異常に低下するような事態が生じた場合
は、それ以上の水位低下を防止すべく、原子炉１
から外部に流出する冷却材の全てについて、各配
管系の格納容器隔離弁を自動閉鎖する工夫がなさ
れているが、冷却材浄化系にあつては、図面に符
号１３および１４で示す格納容器隔離弁がこれに
該当し、格納容器隔離弁１３，１４は、原子炉１
内の水位異常低下信号によつて自動的に閉鎖され
る。上記のようにして、格納容器隔離弁１３，１
４が閉鎖されると、循環ポンプ８は、原子炉１か
らの吸込流路を断たれることになるので、これら
格納容器隔離弁１３，１４の閉鎖信号によつて当
該ポンプ８も強制的にトリツプさせられる。
また、循環ポンプ８の吸込圧力が異常に低下す
るような事態発生に備えて、当該ポンプ８を保護
する見地から、循環ポンプ８自身の吸込圧力低下
信号によつても、ポンプ８は強制的にトリツプさ
せられる。
るような事態発生に備えて、当該ポンプ８を保護
する見地から、循環ポンプ８自身の吸込圧力低下
信号によつても、ポンプ８は強制的にトリツプさ
せられる。
上記のようにして、循環ポンプ８が強制的にト
リツプさせられると、原子炉発生蒸気により、タ
ービン２１が駆動される。タービン２１が駆動さ
れると、注水ポンプ２０が起動し、復水貯蔵タン
ク１８内の貯留水を、注水管１９を介して原子炉
１に補給するものであつて、このようにして、原
子炉１内の水位が一定に保たれる。
リツプさせられると、原子炉発生蒸気により、タ
ービン２１が駆動される。タービン２１が駆動さ
れると、注水ポンプ２０が起動し、復水貯蔵タン
ク１８内の貯留水を、注水管１９を介して原子炉
１に補給するものであつて、このようにして、原
子炉１内の水位が一定に保たれる。
しかして、上記した補給水配管系設備の注水ポ
ンプ２０は、大気開放タンクである復水貯蔵タン
ク１８内の貯留水を原子炉１に注入するものであ
るから、その注水圧は、既述した冷却材浄化系の
吐出管９内を流れる冷却材圧力と同様、約70Kg／
cm2・ｇにまで昇圧する必要があり、その全揚程
は、約800mと非常に大きくなるが、上記した原
子炉隔離時冷却系設備は、万一の原子炉隔離事故
を想定して設けられた非常用の設備であつて、原
子炉通常運転時には全く使用されない。
ンプ２０は、大気開放タンクである復水貯蔵タン
ク１８内の貯留水を原子炉１に注入するものであ
るから、その注水圧は、既述した冷却材浄化系の
吐出管９内を流れる冷却材圧力と同様、約70Kg／
cm2・ｇにまで昇圧する必要があり、その全揚程
は、約800mと非常に大きくなるが、上記した原
子炉隔離時冷却系設備は、万一の原子炉隔離事故
を想定して設けられた非常用の設備であつて、原
子炉通常運転時には全く使用されない。
本発明は、原子炉配管系の簡素化をはかるべ
く、種々検討の結果なされたものであつて、その
目的とするところは、原子炉隔離事故発生に際
し、原子炉炉内に非常用冷却水を補給する機能
を、冷却材浄化系設備に併せ持たせることによ
り、従来独立系として存在していた原子炉隔離時
冷却系設備の布設を省略することができ、プラン
ト建設工程の簡略化と建設工費の節減化とを同時
にはかることのできる、改良された沸騰水型原子
炉用冷却材浄化系設備を提供しようとするもので
ある。
く、種々検討の結果なされたものであつて、その
目的とするところは、原子炉隔離事故発生に際
し、原子炉炉内に非常用冷却水を補給する機能
を、冷却材浄化系設備に併せ持たせることによ
り、従来独立系として存在していた原子炉隔離時
冷却系設備の布設を省略することができ、プラン
ト建設工程の簡略化と建設工費の節減化とを同時
にはかることのできる、改良された沸騰水型原子
炉用冷却材浄化系設備を提供しようとするもので
ある。
上記目的を達成するため、本発明は、原子炉か
ら取り出した冷却材を熱交換器で冷却し、ろ過脱
塩器で浄化した後、循環ポンプで昇圧して再度原
子炉に戻す構造の沸騰水型原子炉用冷却材浄化系
設備において、上記循環ポンプの冷却材吸込側
に、原子炉隔離時当該原子炉炉内に冷却水を補給
する補給水配管系を接続してなることを特徴とす
るものである。
ら取り出した冷却材を熱交換器で冷却し、ろ過脱
塩器で浄化した後、循環ポンプで昇圧して再度原
子炉に戻す構造の沸騰水型原子炉用冷却材浄化系
設備において、上記循環ポンプの冷却材吸込側
に、原子炉隔離時当該原子炉炉内に冷却水を補給
する補給水配管系を接続してなることを特徴とす
るものである。
以下、本発明を、第２図の一実施例にもとづい
て説明すると、同図は本発明に係る沸騰水型原子
炉用冷却材浄化系設備の一実施例を示す配管系統
説明図で、第１図と同一符号は同一部分、２２は
循環ポンプ８の冷却材吸込側と復水貯蔵タンク１
８との間を接続した非常用冷却水注水管を示し、
注水管２２の途中には、逆止弁タイプの注水弁２
３が設置されているものであつて、上記注水弁２
３の上流側、すなわち復水貯蔵タンク１８側に
は、常時復水貯蔵タンク１８側からの押込圧力
（約2.5Kg／cm2・ｇ）が加わつている。一方、注水
弁２３の下流側の圧力、すなわち循環ポンプ８の
吸込圧力は、圧力調節弁５の働きにより、通常約
３Kg／cm2・ｇの圧力に制御されている。したがつ
て、注水弁２３の上流側と下流側との圧力差か
ら、原子炉通常運転中、循環ポンプ８の吸込源
は、常に原子炉１側を選択し、復水貯蔵タンク１
８側から冷却水を吸い込むようなことはない。
て説明すると、同図は本発明に係る沸騰水型原子
炉用冷却材浄化系設備の一実施例を示す配管系統
説明図で、第１図と同一符号は同一部分、２２は
循環ポンプ８の冷却材吸込側と復水貯蔵タンク１
８との間を接続した非常用冷却水注水管を示し、
注水管２２の途中には、逆止弁タイプの注水弁２
３が設置されているものであつて、上記注水弁２
３の上流側、すなわち復水貯蔵タンク１８側に
は、常時復水貯蔵タンク１８側からの押込圧力
（約2.5Kg／cm2・ｇ）が加わつている。一方、注水
弁２３の下流側の圧力、すなわち循環ポンプ８の
吸込圧力は、圧力調節弁５の働きにより、通常約
３Kg／cm2・ｇの圧力に制御されている。したがつ
て、注水弁２３の上流側と下流側との圧力差か
ら、原子炉通常運転中、循環ポンプ８の吸込源
は、常に原子炉１側を選択し、復水貯蔵タンク１
８側から冷却水を吸い込むようなことはない。
これに対し、原子炉隔離事故が発生し、格納容
器隔離弁１３，１４が自動閉鎖された場合は、従
来と異なつて循環ポンプ８をトリツプすることな
く、そのまま循環ポンプ８の運転を継続すると、
原子炉１との間の流路を断たれた循環ポンプ８の
吸込圧力は、当初の圧力（約３Kg／cm2・ｇ）から
徐々に低下し始める。そして、循環ポンプ８の吸
込圧力が、非常用冷却水注水管２２の注水弁２３
に加えられている押込圧力（復水貯蔵タンク１８
側から加えられている約2.5Kg／cm2・ｇの押込圧
力）よりも低下すると、循環ポンプ８の吸込源
は、原子炉１側から復水貯蔵タンク１８側に自動
的に切り替り、循環ポンプ８は、注水管２２を介
して復水貯蔵タンク１８からの冷却水を吸い込
み、原子炉１に冷却水を補給することができる。
器隔離弁１３，１４が自動閉鎖された場合は、従
来と異なつて循環ポンプ８をトリツプすることな
く、そのまま循環ポンプ８の運転を継続すると、
原子炉１との間の流路を断たれた循環ポンプ８の
吸込圧力は、当初の圧力（約３Kg／cm2・ｇ）から
徐々に低下し始める。そして、循環ポンプ８の吸
込圧力が、非常用冷却水注水管２２の注水弁２３
に加えられている押込圧力（復水貯蔵タンク１８
側から加えられている約2.5Kg／cm2・ｇの押込圧
力）よりも低下すると、循環ポンプ８の吸込源
は、原子炉１側から復水貯蔵タンク１８側に自動
的に切り替り、循環ポンプ８は、注水管２２を介
して復水貯蔵タンク１８からの冷却水を吸い込
み、原子炉１に冷却水を補給することができる。
第３図に本発明の他の実施例を示す。
第３図の実施例においては、循環ポンプ８の駆
動源を、原子炉発生蒸気によつて駆動されるター
ビン２４とした場合について例示したものであつ
て、この構成によれば、電気系統が故障した場合
であつても、原子炉発生蒸気を利用して循環ポン
プ８を駆動することができ、ポンプ駆動源の多様
化をはかることができる。
動源を、原子炉発生蒸気によつて駆動されるター
ビン２４とした場合について例示したものであつ
て、この構成によれば、電気系統が故障した場合
であつても、原子炉発生蒸気を利用して循環ポン
プ８を駆動することができ、ポンプ駆動源の多様
化をはかることができる。
第４図に本発明のさらに他の実施例を示す。
第４図の実施例においては、循環ポンプの駆動
源をデイーゼル機関２５とした場合について例示
したものであつて、この構成によれば、第３図の
実施例と同様、電気系統が故障した場合であつて
も、デイーゼル機関２５を利用して循環ポンプ８
を駆動することができ、これまたポンプ駆動源の
多様化をはかることができる。
源をデイーゼル機関２５とした場合について例示
したものであつて、この構成によれば、第３図の
実施例と同様、電気系統が故障した場合であつて
も、デイーゼル機関２５を利用して循環ポンプ８
を駆動することができ、これまたポンプ駆動源の
多様化をはかることができる。
以上詳述したように、本発明によれば、原子炉
隔離事故発生に際し、原子炉炉内に非常用冷却水
を補給する機能を、冷却材浄化系設備に併せ持た
せることにより、従来独立系として存在していた
原子炉隔離時冷却系設備の布設を省略することが
でき、プラント建設工程の簡略化と建設工費の節
減化とを同時にはかることのできる、改良された
沸騰水型原子炉用冷却材浄化系設備を得ることが
できる。
隔離事故発生に際し、原子炉炉内に非常用冷却水
を補給する機能を、冷却材浄化系設備に併せ持た
せることにより、従来独立系として存在していた
原子炉隔離時冷却系設備の布設を省略することが
でき、プラント建設工程の簡略化と建設工費の節
減化とを同時にはかることのできる、改良された
沸騰水型原子炉用冷却材浄化系設備を得ることが
できる。
第１図は従来型（沸騰水型）原子炉の冷却材浄
化系設備と原子炉隔離時冷却系設備との配管系統
説明図、第２図は本発明に係る沸騰水型原子炉用
冷却材浄化系設備の一実施例を示す配管系統説明
図、第３図は本発明の他の実施例を示す冷却材浄
化系設備の配管系統説明図、第４図は本発明のさ
らに他の実施例を示す冷却材浄化系設備の配管系
統説明図である。 １…原子炉、２…吸込管、３…再生熱交換器、
４…非再生熱交換器、５…圧力調節弁、６…ろ過
器、７…脱塩器、８…循環ポンプ、９…吐出管、
１０…給水管、１１…流量調節弁、１２…原子炉
格納容器、１３および１４…格納容器隔離弁、１
５…電動機、２２…非常用冷却水注水管、２３…
注水弁、２４…タービン、２５…デイーゼル機
関。
化系設備と原子炉隔離時冷却系設備との配管系統
説明図、第２図は本発明に係る沸騰水型原子炉用
冷却材浄化系設備の一実施例を示す配管系統説明
図、第３図は本発明の他の実施例を示す冷却材浄
化系設備の配管系統説明図、第４図は本発明のさ
らに他の実施例を示す冷却材浄化系設備の配管系
統説明図である。 １…原子炉、２…吸込管、３…再生熱交換器、
４…非再生熱交換器、５…圧力調節弁、６…ろ過
器、７…脱塩器、８…循環ポンプ、９…吐出管、
１０…給水管、１１…流量調節弁、１２…原子炉
格納容器、１３および１４…格納容器隔離弁、１
５…電動機、２２…非常用冷却水注水管、２３…
注水弁、２４…タービン、２５…デイーゼル機
関。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉から取り出した冷却材を熱交換器で冷
却し、ろ過脱塩器で浄化した後、循環ポンプで昇
圧して再度原子炉に戻す構造の沸騰水型原子炉用
冷却材浄化系設備において、上記循環ポンプの冷
却材吸込側に、原子炉隔離時当該原子炉炉内に冷
却水を補給する補給水配管系を接続してなること
を特徴とする沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設
備。 ２ 特許請求の範囲第１項記載の発明において、
循環ポンプの駆動源を、原子炉発生蒸気によつて
駆動されるタービンとした沸騰水型原子炉の冷却
材浄化系設備。 ３ 特許請求の範囲第１項記載の発明において、
循環ポンプの駆動源をデイーゼル機関とした沸騰
水型原子炉の冷却材浄化系設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59075629A JPS60218096A (ja) | 1984-04-13 | 1984-04-13 | 沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59075629A JPS60218096A (ja) | 1984-04-13 | 1984-04-13 | 沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設備 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60218096A JPS60218096A (ja) | 1985-10-31 |
| JPH0454915B2 true JPH0454915B2 (ja) | 1992-09-01 |
Family
ID=13581721
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59075629A Granted JPS60218096A (ja) | 1984-04-13 | 1984-04-13 | 沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60218096A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP5586213B2 (ja) * | 2009-11-19 | 2014-09-10 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 非常用炉心冷却装置 |
-
1984
- 1984-04-13 JP JP59075629A patent/JPS60218096A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60218096A (ja) | 1985-10-31 |
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