JPH0545489A - 原子炉圧力容器の減圧装置 - Google Patents
原子炉圧力容器の減圧装置Info
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- JPH0545489A JPH0545489A JP3203071A JP20307191A JPH0545489A JP H0545489 A JPH0545489 A JP H0545489A JP 3203071 A JP3203071 A JP 3203071A JP 20307191 A JP20307191 A JP 20307191A JP H0545489 A JPH0545489 A JP H0545489A
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】 （修正有）
【目的】定期点検時における開閉試験が簡便で、試験に
際して消耗部品等が不要で保守性及び経済性に優れてお
り、気密安全性が高く、しかも運転中において万一運転
員の誤操作、誤判断により作動させた場合あるいは誤作
動が生じた場合にも、直ちに復旧することが容易な原子
炉圧力容器の減圧装置を提供する。 【構成】原子炉圧力容器に接続された主蒸気管６より分
岐した複数の減圧配管１２と、その減圧配管１２に介挿
された電動弁１４及びこの電動弁１４の下流側で前記減
圧配管１２の開放端に設置したラプチャディスク１５
と、前記減圧配管１２の前記電動弁１４の下流側で分岐
されてサプレッションプール８に連通したベント配管１
６を具備する。
際して消耗部品等が不要で保守性及び経済性に優れてお
り、気密安全性が高く、しかも運転中において万一運転
員の誤操作、誤判断により作動させた場合あるいは誤作
動が生じた場合にも、直ちに復旧することが容易な原子
炉圧力容器の減圧装置を提供する。 【構成】原子炉圧力容器に接続された主蒸気管６より分
岐した複数の減圧配管１２と、その減圧配管１２に介挿
された電動弁１４及びこの電動弁１４の下流側で前記減
圧配管１２の開放端に設置したラプチャディスク１５
と、前記減圧配管１２の前記電動弁１４の下流側で分岐
されてサプレッションプール８に連通したベント配管１
６を具備する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子炉による
原子力発電プラントにおいて、例えば原子炉格納容器内
での配管破断時（Loss Of Coolant Accident．以下ＬＯ
ＣＡ時と略称する）に、炉心冷却設備である重力落下非
常用炉心冷却系（重力落下EmergencyCore Cooling Syst
em ．以下重力落下ＥＣＣＳと略称する）が作動可能な
圧力まで原子炉の減圧を行い、かつ原子炉格納容器の冷
却を行うための非常用復水器が作動する条件を整えるた
めの原子炉圧力容器の減圧装置に関する。
原子力発電プラントにおいて、例えば原子炉格納容器内
での配管破断時（Loss Of Coolant Accident．以下ＬＯ
ＣＡ時と略称する）に、炉心冷却設備である重力落下非
常用炉心冷却系（重力落下EmergencyCore Cooling Syst
em ．以下重力落下ＥＣＣＳと略称する）が作動可能な
圧力まで原子炉の減圧を行い、かつ原子炉格納容器の冷
却を行うための非常用復水器が作動する条件を整えるた
めの原子炉圧力容器の減圧装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の沸騰水型原子炉の原子力発電プラ
ントにおける炉心冷却設備については、図３の減圧装置
の構成図及び図４の炉心冷却設備の系統図で示すよう
に、原子炉格納容器１内には炉心２を収容した原子炉圧
力容器３と、前記原子炉格納容器１内にて配管破断が発
生した場合（ＬＯＣＡ時）に、原子炉圧力容器３内に注
水して炉心２を冷却するための重力落下ＥＣＣＳプール
４及び配管５からなる重力落下ＥＣＣＳ系と、この重力
落下ＥＣＣＳプール４の水を原子炉圧力容器３に注入す
る際に通常は原子炉圧力容器３が加圧状態にあるため、
この重力落下ＥＣＣＳ系が作動可能となる圧力以下に原
子炉圧力容器３内を減圧しなければならない。
ントにおける炉心冷却設備については、図３の減圧装置
の構成図及び図４の炉心冷却設備の系統図で示すよう
に、原子炉格納容器１内には炉心２を収容した原子炉圧
力容器３と、前記原子炉格納容器１内にて配管破断が発
生した場合（ＬＯＣＡ時）に、原子炉圧力容器３内に注
水して炉心２を冷却するための重力落下ＥＣＣＳプール
４及び配管５からなる重力落下ＥＣＣＳ系と、この重力
落下ＥＣＣＳプール４の水を原子炉圧力容器３に注入す
る際に通常は原子炉圧力容器３が加圧状態にあるため、
この重力落下ＥＣＣＳ系が作動可能となる圧力以下に原
子炉圧力容器３内を減圧しなければならない。
【０００３】このために主蒸気管６に取付けた逃し安全
弁７と、この逃し安全弁７により放出された蒸気を冷
却、凝縮するためのサプレッションプール８と共に、原
子炉格納容器１の上部に原子炉格納容器１内に放出され
た蒸気を冷却するための非常用復水器９を収容した非常
用復水器冷却プール１０が設置されている。
弁７と、この逃し安全弁７により放出された蒸気を冷
却、凝縮するためのサプレッションプール８と共に、原
子炉格納容器１の上部に原子炉格納容器１内に放出され
た蒸気を冷却するための非常用復水器９を収容した非常
用復水器冷却プール１０が設置されている。
【０００４】また原子炉格納容器１の減圧装置として
は、前記逃し安全弁７の作動後に作動させて前記原子炉
圧力容器３内の蒸気を原子炉格納容器１内に放出する爆
破弁１１を配設した複数の減圧配管１２を前記主蒸気管
６に分岐設置されている。なお、主蒸気管６において原
子炉格納容器１の内外には主蒸気隔離弁１３，１３が介
挿されている。またこの図３では減圧装置の１組のみを
示している。
は、前記逃し安全弁７の作動後に作動させて前記原子炉
圧力容器３内の蒸気を原子炉格納容器１内に放出する爆
破弁１１を配設した複数の減圧配管１２を前記主蒸気管
６に分岐設置されている。なお、主蒸気管６において原
子炉格納容器１の内外には主蒸気隔離弁１３，１３が介
挿されている。またこの図３では減圧装置の１組のみを
示している。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】原子炉格納容器１の減
圧装置として用いられている爆破弁１１は、気密性に優
れているが定期点検時における開閉試験に際しては、そ
の都度火薬を爆発させることから高価な弁全体を取替え
る必要があり、保守性及び経済性に劣る難点があり、ま
た通常運転中において万一運転員の誤操作、誤判断等に
より作動させた場合あるいは誤作動が生じた場合には、
直ちに復旧することが困難であるという不具合があっ
た。
圧装置として用いられている爆破弁１１は、気密性に優
れているが定期点検時における開閉試験に際しては、そ
の都度火薬を爆発させることから高価な弁全体を取替え
る必要があり、保守性及び経済性に劣る難点があり、ま
た通常運転中において万一運転員の誤操作、誤判断等に
より作動させた場合あるいは誤作動が生じた場合には、
直ちに復旧することが困難であるという不具合があっ
た。
【０００６】本発明の目的とするところは、定期点検時
における開閉試験が簡便で、試験に際して消耗部品等が
不要で保守性及び経済性に優れており、気密安全性が高
く、しかも運転中において万一運転員の誤操作、誤判断
により作動させた場合あるいは誤作動が生じた場合に
も、直ちに復旧することが容易な原子炉圧力容器の減圧
装置を提供することにある。
における開閉試験が簡便で、試験に際して消耗部品等が
不要で保守性及び経済性に優れており、気密安全性が高
く、しかも運転中において万一運転員の誤操作、誤判断
により作動させた場合あるいは誤作動が生じた場合に
も、直ちに復旧することが容易な原子炉圧力容器の減圧
装置を提供することにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】原子炉圧力容器に接続さ
れた主蒸気管より分岐した複数の減圧配管と、その減圧
配管に介挿された電動弁及びこの電動弁の下流側で前記
減圧配管の開放端に設置したラプチャディスクと、前記
減圧配管の前記電動弁の下流側で分岐されてサプレッシ
ョンプールに連通したベント配管を具備する。
れた主蒸気管より分岐した複数の減圧配管と、その減圧
配管に介挿された電動弁及びこの電動弁の下流側で前記
減圧配管の開放端に設置したラプチャディスクと、前記
減圧配管の前記電動弁の下流側で分岐されてサプレッシ
ョンプールに連通したベント配管を具備する。
【０００８】
【作用】ＬＯＣＡ時に逃し安全弁の動作後に電動弁を開
き、高圧蒸気によりラプチャディスクを破壊させて、原
子炉圧力容器内の蒸気を原子炉格納容器内に放出して原
子炉圧力容器内を減圧させる。これにより重力落下ＥＣ
ＣＳ系より容易に冷却水が原子炉圧力容器内に注入され
て炉心を安全に冷却する。この際に原子炉格納容器内に
放出された蒸気は、非常用復水器によって冷却、凝縮さ
れてサプレッションプールへ流下される。
き、高圧蒸気によりラプチャディスクを破壊させて、原
子炉圧力容器内の蒸気を原子炉格納容器内に放出して原
子炉圧力容器内を減圧させる。これにより重力落下ＥＣ
ＣＳ系より容易に冷却水が原子炉圧力容器内に注入され
て炉心を安全に冷却する。この際に原子炉格納容器内に
放出された蒸気は、非常用復水器によって冷却、凝縮さ
れてサプレッションプールへ流下される。
【０００９】また通常の運転中に万一電動弁より蒸気が
漏えいした場合には、漏えい蒸気はベント配管を通じて
サプレッションプールへ放出されるので、原子炉格納容
器内への漏えいは生じない。なお、定期点検時の開閉試
験は、電動弁を操作するだけで容易に実施できる。
漏えいした場合には、漏えい蒸気はベント配管を通じて
サプレッションプールへ放出されるので、原子炉格納容
器内への漏えいは生じない。なお、定期点検時の開閉試
験は、電動弁を操作するだけで容易に実施できる。
【００１０】
【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分については
同一符号を付して詳細な説明を省略する。
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分については
同一符号を付して詳細な説明を省略する。
【００１１】図２の炉心冷却設備の系統図に示すよう
に、原子炉格納容器１内には炉心２を収容した原子炉圧
力容器３と、前記原子炉格納容器１内にて配管破断が発
生した場合（ＬＯＣＡ時）に、原子炉圧力容器３内に注
水して炉心２を冷却するための重力落下ＥＣＣＳプール
４及び配管５からなる重力落下ＥＣＣＳ系と、この重力
落下ＥＣＣＳプール４内の水を原子炉圧力容器３に注入
する際に通常は原子炉圧力容器３が加圧状態にあるた
め、この重力落下ＥＣＣＳ系が作動可能となる圧力以下
に原子炉圧力容器３内を減圧するために主蒸気管６に取
付けた逃し安全弁７と、この逃し安全弁７から放出した
蒸気を冷却、凝縮するためのサプレッションプール８が
設置されている。
に、原子炉格納容器１内には炉心２を収容した原子炉圧
力容器３と、前記原子炉格納容器１内にて配管破断が発
生した場合（ＬＯＣＡ時）に、原子炉圧力容器３内に注
水して炉心２を冷却するための重力落下ＥＣＣＳプール
４及び配管５からなる重力落下ＥＣＣＳ系と、この重力
落下ＥＣＣＳプール４内の水を原子炉圧力容器３に注入
する際に通常は原子炉圧力容器３が加圧状態にあるた
め、この重力落下ＥＣＣＳ系が作動可能となる圧力以下
に原子炉圧力容器３内を減圧するために主蒸気管６に取
付けた逃し安全弁７と、この逃し安全弁７から放出した
蒸気を冷却、凝縮するためのサプレッションプール８が
設置されている。
【００１２】また原子炉格納容器１の上部には原子炉格
納容器１内に放出された蒸気を冷却するための非常用復
水器９を収容した非常用復水器冷却プール１０が設置さ
れている。なお、主蒸気管６において原子炉格納容器１
の内外には主蒸気隔離弁１３，１３が介挿されている。
納容器１内に放出された蒸気を冷却するための非常用復
水器９を収容した非常用復水器冷却プール１０が設置さ
れている。なお、主蒸気管６において原子炉格納容器１
の内外には主蒸気隔離弁１３，１３が介挿されている。
【００１３】減圧装置は図１の構成図に示すように、前
記主蒸気管６より分岐した複数の減圧配管１２に介挿し
た電動弁１４と、この電動弁１４の下流側で前記減圧配
管１２の開放端に設置した過圧時に破壊されるラプチャ
ディスク１５と、前記減圧配管１２より分岐されて電動
弁１４より蒸気が漏えいした場合に、原子炉格納容器１
への漏えいを防止するために、漏えい蒸気をサプレッシ
ョンプール５へ導くベント配管１６及びこのベント配管
１６の途中に設置した温度計１７から構成されている。
なお、図１は１組の減圧装置を例示しており、また上記
した電動弁１４は、電磁あるいは空気操作による開閉弁
であっても同様な作用、効果が得られるものである。
記主蒸気管６より分岐した複数の減圧配管１２に介挿し
た電動弁１４と、この電動弁１４の下流側で前記減圧配
管１２の開放端に設置した過圧時に破壊されるラプチャ
ディスク１５と、前記減圧配管１２より分岐されて電動
弁１４より蒸気が漏えいした場合に、原子炉格納容器１
への漏えいを防止するために、漏えい蒸気をサプレッシ
ョンプール５へ導くベント配管１６及びこのベント配管
１６の途中に設置した温度計１７から構成されている。
なお、図１は１組の減圧装置を例示しており、また上記
した電動弁１４は、電磁あるいは空気操作による開閉弁
であっても同様な作用、効果が得られるものである。
【００１４】次に上記構成による作用について説明す
る。図２の系統図に示すように原子炉格納容器１内で配
管破断が生じて冷却材が必要以上に流出した場合（ＬＯ
ＣＡ時）に、炉心２を冷却するために重力落下ＥＣＣＳ
系により、重力落下ＥＣＣＳ系プール４の水が配管５を
経由して炉心２に注入される。しかしながらＬＯＣＡ時
には原子炉圧力容器３が加圧状態にあるため、この重力
落下ＥＣＣＳ系が作動可能となる圧力以下に原子炉圧力
容器３を減圧しなければならない。
る。図２の系統図に示すように原子炉格納容器１内で配
管破断が生じて冷却材が必要以上に流出した場合（ＬＯ
ＣＡ時）に、炉心２を冷却するために重力落下ＥＣＣＳ
系により、重力落下ＥＣＣＳ系プール４の水が配管５を
経由して炉心２に注入される。しかしながらＬＯＣＡ時
には原子炉圧力容器３が加圧状態にあるため、この重力
落下ＥＣＣＳ系が作動可能となる圧力以下に原子炉圧力
容器３を減圧しなければならない。
【００１５】このために、逃し安全弁７が動作して原子
炉圧力容器３内の蒸気をサプレッションプール５へ放出
し、凝縮させて減圧を実施した後、主蒸気管６より分岐
した複数の減圧配管１２に設置されている電動弁１４を
開くと、主蒸気管６からの高圧の蒸気がラプチャディス
ク１５に到達して、ラプチャディスク１５を破壊する。
これにより原子炉圧力容器３内の蒸気は原子炉格納容器
１内にも放出されて原子炉圧力容器３内はさらに減圧さ
れる。
炉圧力容器３内の蒸気をサプレッションプール５へ放出
し、凝縮させて減圧を実施した後、主蒸気管６より分岐
した複数の減圧配管１２に設置されている電動弁１４を
開くと、主蒸気管６からの高圧の蒸気がラプチャディス
ク１５に到達して、ラプチャディスク１５を破壊する。
これにより原子炉圧力容器３内の蒸気は原子炉格納容器
１内にも放出されて原子炉圧力容器３内はさらに減圧さ
れる。
【００１６】この結果、前記重力落下ＥＣＣＳ系プール
４の水が原子炉圧力容器３内に容易に注入されて、炉心
２が安全に冷却される。なお、この際にラプチャディス
ク１５より原子炉格納容器１内に放出された蒸気は、前
記非常用復水器９によって冷却、凝縮されてサプレッシ
ョンプール５へ流下される。
４の水が原子炉圧力容器３内に容易に注入されて、炉心
２が安全に冷却される。なお、この際にラプチャディス
ク１５より原子炉格納容器１内に放出された蒸気は、前
記非常用復水器９によって冷却、凝縮されてサプレッシ
ョンプール５へ流下される。
【００１７】なお、原子力発電プラントが通常の運転中
に万一、電動弁１４においてシートリーク等による蒸気
の漏えいが生じた場合にも、この漏えい蒸気は減圧配管
６より分岐しているベント配管４を通じてサプレッショ
ンプール５へ放出されて凝縮するので、原子炉格納容器
１内へは漏えいしない。またこの電動弁１４の漏えい
は、その蒸気の温度からベント配管４の途中に設置した
温度計１７により容易に検出される。
に万一、電動弁１４においてシートリーク等による蒸気
の漏えいが生じた場合にも、この漏えい蒸気は減圧配管
６より分岐しているベント配管４を通じてサプレッショ
ンプール５へ放出されて凝縮するので、原子炉格納容器
１内へは漏えいしない。またこの電動弁１４の漏えい
は、その蒸気の温度からベント配管４の途中に設置した
温度計１７により容易に検出される。
【００１８】以上から定期点検時の開閉試験は、電動弁
１４を開閉操作するだけで確認でき、消耗品は不要でそ
の作業は簡便である。また通常運転中において万一運転
員の誤操作、誤判断により電動弁１４を作動させた場合
あるいは誤作動が生じた場合には、その誤操作等を旧に
戻せば直ちに正常に復旧でき、信頼性に優れている。
１４を開閉操作するだけで確認でき、消耗品は不要でそ
の作業は簡便である。また通常運転中において万一運転
員の誤操作、誤判断により電動弁１４を作動させた場合
あるいは誤作動が生じた場合には、その誤操作等を旧に
戻せば直ちに正常に復旧でき、信頼性に優れている。
【００１９】
【発明の効果】以上本発明によれば、原子力発電プラン
トの定期点検時の開閉試験について、その都度高価な機
器を交換する必要がなく、また爆発弁に使用する火薬類
の取替えの必要もなく、消耗品もないため保守及び経済
性が向上する。また万一運転員による誤操作や誤判断に
よる作動、または信号等による誤動作に対しても復旧が
極めて容易で、保全上、運転上の信頼性が高い。さらに
電動弁における蒸気漏えいに際しても、その蒸気はベン
ト配管を通じてサプレッションプールで凝縮させ、原子
炉格納容器の空間部への漏えいがないため、原子炉格納
容器内に設置された機器類への悪影響も防止できる効果
がある。
トの定期点検時の開閉試験について、その都度高価な機
器を交換する必要がなく、また爆発弁に使用する火薬類
の取替えの必要もなく、消耗品もないため保守及び経済
性が向上する。また万一運転員による誤操作や誤判断に
よる作動、または信号等による誤動作に対しても復旧が
極めて容易で、保全上、運転上の信頼性が高い。さらに
電動弁における蒸気漏えいに際しても、その蒸気はベン
ト配管を通じてサプレッションプールで凝縮させ、原子
炉格納容器の空間部への漏えいがないため、原子炉格納
容器内に設置された機器類への悪影響も防止できる効果
がある。
【図１】本発明の原子炉圧力容器の減圧装置の一実施例
を示す構成図。
を示す構成図。
【図２】本発明による炉心冷却設備の系統図。
【図３】従来の炉心冷却設備の系統図。
【図４】従来の原子炉圧力容器の減圧装置の構成図。
１…原子炉格納容器、３…原子炉圧力容器、４…重力落
下ＥＣＣＳプール、６…主蒸気管、７…逃し安全弁、８
…サプレッションプール、９…非常用復水器、１０…非
常用復水器冷却プール、１２…減圧配管、１４…電動
弁、１５…ラプチャディスク、１６…ベント配管、１７
…温度計。
下ＥＣＣＳプール、６…主蒸気管、７…逃し安全弁、８
…サプレッションプール、９…非常用復水器、１０…非
常用復水器冷却プール、１２…減圧配管、１４…電動
弁、１５…ラプチャディスク、１６…ベント配管、１７
…温度計。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.5 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ２１Ｃ 15/18 Ｔ 8805−2Ｇ Ｇ２１Ｄ 1/00
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器に接続された主蒸気管よ
り分岐した複数の減圧配管と、その減圧配管に介挿され
た電動弁及びこの電動弁の下流側で前記減圧配管の開放
端に設置したラプチャディスクと、前記減圧配管の前記
電動弁の下流側で分岐されてサプレッションプールに連
通したベント配管からなることを特徴とする原子炉圧力
容器の減圧装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3203071A JPH0545489A (ja) | 1991-08-14 | 1991-08-14 | 原子炉圧力容器の減圧装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3203071A JPH0545489A (ja) | 1991-08-14 | 1991-08-14 | 原子炉圧力容器の減圧装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0545489A true JPH0545489A (ja) | 1993-02-23 |
Family
ID=16467867
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3203071A Pending JPH0545489A (ja) | 1991-08-14 | 1991-08-14 | 原子炉圧力容器の減圧装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0545489A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009204454A (ja) * | 2008-02-28 | 2009-09-10 | Toshiba Corp | 原子力発電設備の自動減圧系 |
| JP5373213B1 (ja) * | 2013-03-06 | 2013-12-18 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 気体供給装置及び原子力プラントの空気又は窒素供給装置 |
| EP2765579A3 (en) * | 2013-02-12 | 2016-07-20 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactor pressure vessel depressurization system and main steam safety relief valve drive apparatus |
| WO2021166325A1 (ja) * | 2020-02-20 | 2021-08-26 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 弁駆動システムおよび非常用復水システム |
-
1991
- 1991-08-14 JP JP3203071A patent/JPH0545489A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009204454A (ja) * | 2008-02-28 | 2009-09-10 | Toshiba Corp | 原子力発電設備の自動減圧系 |
| EP2765579A3 (en) * | 2013-02-12 | 2016-07-20 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactor pressure vessel depressurization system and main steam safety relief valve drive apparatus |
| JP5373213B1 (ja) * | 2013-03-06 | 2013-12-18 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 気体供給装置及び原子力プラントの空気又は窒素供給装置 |
| WO2021166325A1 (ja) * | 2020-02-20 | 2021-08-26 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 弁駆動システムおよび非常用復水システム |
| JP2021131139A (ja) * | 2020-02-20 | 2021-09-09 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 弁駆動システムおよび非常用復水システム |
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