JPH0580181A - 軽水炉型原子炉 - Google Patents
軽水炉型原子炉Info
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- JPH0580181A JPH0580181A JP3243874A JP24387491A JPH0580181A JP H0580181 A JPH0580181 A JP H0580181A JP 3243874 A JP3243874 A JP 3243874A JP 24387491 A JP24387491 A JP 24387491A JP H0580181 A JPH0580181 A JP H0580181A
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- chamber
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 伝熱管の熱交換性が良く、小型で、保守・点
検がしやすく、自重及び地震に対して十分な強度を有
し、かつ凝縮水室内に混入している非凝縮性ガスを排出
できる構造の非常用復水器をそなえてなる軽水炉型原子
炉を提供する。 【構成】 非常用復水器系プール５内に横置勾配付Ｕ字
管形伝熱管１２を水没させ、非常用復水器系プール５の
外側に、コンクリート壁２'を介して、内部に蒸気室１
３を有する凝縮水室１６を設置し、凝縮水室１６に弁を
付設していない非凝縮性ガスベント配管１１を取付け、
横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２を、バッフル２３、サポ
ートシェル１４及びサポートサドル１５で支持してい
る。
検がしやすく、自重及び地震に対して十分な強度を有
し、かつ凝縮水室内に混入している非凝縮性ガスを排出
できる構造の非常用復水器をそなえてなる軽水炉型原子
炉を提供する。 【構成】 非常用復水器系プール５内に横置勾配付Ｕ字
管形伝熱管１２を水没させ、非常用復水器系プール５の
外側に、コンクリート壁２'を介して、内部に蒸気室１
３を有する凝縮水室１６を設置し、凝縮水室１６に弁を
付設していない非凝縮性ガスベント配管１１を取付け、
横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２を、バッフル２３、サポ
ートシェル１４及びサポートサドル１５で支持してい
る。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は軽水炉型原子炉に係り、
特に非常用復水器をそなえてなる軽水炉型原子炉に関す
る。
特に非常用復水器をそなえてなる軽水炉型原子炉に関す
る。
【０００２】
【従来の技術】従来の非常用復水器には、特開昭６３−
２７５９９２号公報に開示のものがあり、またニュ−ク
リア・エンジニアリング・インタ−ナショナル １９８
９年１１月号（Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎ
ｇ Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎ−ａｌ Ｎｏｖｅｍｂｅｒ
１９８９）に記載の沸騰水型原子炉に設置したものが
ある。従来技術の例を図４〜図９を用いて説明する。図
４は従来における沸騰水型原子炉の非常用復水器の配管
系統の説明図、図５は図４の非常用復水器の模式縦断面
図、図６は図４の非常用復水器の機能の説明図、図７は
従来における非常用復水器にケトル式リボイラ構造を用
いたときの説明図、図８は図７の非常用復水器の模式縦
断面図、図９は水平な伝熱管内を流れる蒸気の凝縮への
変化過程の説明図であり、１は原子炉圧力容器、２は格
納容器、２'はコンクリート壁、３はドライウエル、４
はウェットウエル、５は非常用復水器系プール、６'は
縦置直管形非常用復水器、６''はケトル式リボイラ形非
常用復水器、７は主蒸気管、８は復水配管、９、９'は
蒸気配管、１０、２４、３２は隔離弁、１１は非圧縮性
ガスベンド配管、１１'は非圧縮性ガスベンド配管排出
口、１２'は縦置直管形伝熱管、１２"は横置Ｕ字管形伝
熱管、１３'は蒸気室、１４'は上管板、１５'は下管
板、１６'は凝縮水室、１７は断熱材、１８は床、１９
はベース平板、２０は蒸気室平板、２１は蒸気配管取付
けボルト、２２は管端部、２５はメンテナンス用仕切
弁、２６は逆止弁、２７は圧力計、２８は水位計、２９
はコントローラ、３０は分岐配管、３１はベント弁、３
３は圧力計、３４はベント管、３５は排水口、３６は冷
却水プ−ル、Ａは蒸気、Ｂは凝縮水、Ｃは非凝縮性ガ
ス、Ｄはプール水、Ｅは胴側冷却水、Ｆは水膜を示して
いる。
２７５９９２号公報に開示のものがあり、またニュ−ク
リア・エンジニアリング・インタ−ナショナル １９８
９年１１月号（Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎ
ｇ Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎ−ａｌ Ｎｏｖｅｍｂｅｒ
１９８９）に記載の沸騰水型原子炉に設置したものが
ある。従来技術の例を図４〜図９を用いて説明する。図
４は従来における沸騰水型原子炉の非常用復水器の配管
系統の説明図、図５は図４の非常用復水器の模式縦断面
図、図６は図４の非常用復水器の機能の説明図、図７は
従来における非常用復水器にケトル式リボイラ構造を用
いたときの説明図、図８は図７の非常用復水器の模式縦
断面図、図９は水平な伝熱管内を流れる蒸気の凝縮への
変化過程の説明図であり、１は原子炉圧力容器、２は格
納容器、２'はコンクリート壁、３はドライウエル、４
はウェットウエル、５は非常用復水器系プール、６'は
縦置直管形非常用復水器、６''はケトル式リボイラ形非
常用復水器、７は主蒸気管、８は復水配管、９、９'は
蒸気配管、１０、２４、３２は隔離弁、１１は非圧縮性
ガスベンド配管、１１'は非圧縮性ガスベンド配管排出
口、１２'は縦置直管形伝熱管、１２"は横置Ｕ字管形伝
熱管、１３'は蒸気室、１４'は上管板、１５'は下管
板、１６'は凝縮水室、１７は断熱材、１８は床、１９
はベース平板、２０は蒸気室平板、２１は蒸気配管取付
けボルト、２２は管端部、２５はメンテナンス用仕切
弁、２６は逆止弁、２７は圧力計、２８は水位計、２９
はコントローラ、３０は分岐配管、３１はベント弁、３
３は圧力計、３４はベント管、３５は排水口、３６は冷
却水プ−ル、Ａは蒸気、Ｂは凝縮水、Ｃは非凝縮性ガ
ス、Ｄはプール水、Ｅは胴側冷却水、Ｆは水膜を示して
いる。
【０００３】図４及び図５において、何らかの原因で原
子炉圧力容器１と接続している主蒸気管７が万一破損し
た場合、すなわち冷却材喪失事故時では、原子炉への制
御棒の挿入により原子炉は停止するが、炉心部では長期
にわたり崩壊熱が発生する。この際、非常用復水器系
は、復水配管８に付設している隔離弁１０を開き、崩壊
熱により発生した蒸気Ａを、主蒸気管７から分岐してい
る蒸気配管９を通じて縦置直管形非常用復水器６'に導
くようになっている。この場合、崩壊熱で発生した蒸気
Ａは、図５に示すように、蒸気配管９'内を流れて、縦
置直管形非常用復水器６'の蒸気室１３'に入り、更に縦
置直管形伝熱管１２'内へ分流し、プ−ル水Ｄと熱交換
を行ない凝縮水Ｂとなる。凝縮水Ｂは凝縮水室１６'へ
流れ、凝縮水Ｂの水頭圧により原子炉圧力容器内１に戻
り、蒸気Ａ内に混入している非凝縮ガスＣは、非凝縮性
ガスベント管１１よりウェットウエル４へ放出される。
子炉圧力容器１と接続している主蒸気管７が万一破損し
た場合、すなわち冷却材喪失事故時では、原子炉への制
御棒の挿入により原子炉は停止するが、炉心部では長期
にわたり崩壊熱が発生する。この際、非常用復水器系
は、復水配管８に付設している隔離弁１０を開き、崩壊
熱により発生した蒸気Ａを、主蒸気管７から分岐してい
る蒸気配管９を通じて縦置直管形非常用復水器６'に導
くようになっている。この場合、崩壊熱で発生した蒸気
Ａは、図５に示すように、蒸気配管９'内を流れて、縦
置直管形非常用復水器６'の蒸気室１３'に入り、更に縦
置直管形伝熱管１２'内へ分流し、プ−ル水Ｄと熱交換
を行ない凝縮水Ｂとなる。凝縮水Ｂは凝縮水室１６'へ
流れ、凝縮水Ｂの水頭圧により原子炉圧力容器内１に戻
り、蒸気Ａ内に混入している非凝縮ガスＣは、非凝縮性
ガスベント管１１よりウェットウエル４へ放出される。
【０００４】更に、従来の非常用復水器系は、図６に示
すように、主蒸気管７とドライウエル３とに通じる分岐
配管３０を有し、非凝縮性ガスベント配管１１にはベン
ト弁３１を、分岐配管３０には隔離弁３２を、それぞれ
付設してある。
すように、主蒸気管７とドライウエル３とに通じる分岐
配管３０を有し、非凝縮性ガスベント配管１１にはベン
ト弁３１を、分岐配管３０には隔離弁３２を、それぞれ
付設してある。
【０００５】軽水炉型原子炉の通常運転時には、隔離弁
１０、２４と共に、ベント弁３１、隔離弁３２を閉鎖
し、縦置直管形非常用復水器６'内を大気圧に維持して
いる。非凝縮性ガスベント配管排出口１１'はウェット
ウエル４の冷却水プール３６中にあり、ドライウエル３
とウェットウエル４とに通じるベント管３４の排出口３
５の水浸深さよりも浅いところに位置している。また、
格納容器２内には圧力計２７及び水位計２８、格納容器
２外にはドライウエル３の圧力を検出する圧力計３３を
設置しており、これらの計器により検出したパラメータ
に基づき、コントローラ２９が軽水炉路原子炉の運転状
態を判断し、各隔離弁１０、２４、３２、及びベント弁
３１の開閉に関する制御信号を出力して、縦置直管形非
常用復水器６'の起動を制御している。
１０、２４と共に、ベント弁３１、隔離弁３２を閉鎖
し、縦置直管形非常用復水器６'内を大気圧に維持して
いる。非凝縮性ガスベント配管排出口１１'はウェット
ウエル４の冷却水プール３６中にあり、ドライウエル３
とウェットウエル４とに通じるベント管３４の排出口３
５の水浸深さよりも浅いところに位置している。また、
格納容器２内には圧力計２７及び水位計２８、格納容器
２外にはドライウエル３の圧力を検出する圧力計３３を
設置しており、これらの計器により検出したパラメータ
に基づき、コントローラ２９が軽水炉路原子炉の運転状
態を判断し、各隔離弁１０、２４、３２、及びベント弁
３１の開閉に関する制御信号を出力して、縦置直管形非
常用復水器６'の起動を制御している。
【０００６】更に、その他の非常用復水器には、熱交換
器設計ハンドブック（尾花英朗著、工学図書株式会社出
版、昭和５７年７月発行）に記載の構造のものがあり、
これは、非常用復水器としてケトル式リボイラの構造を
使用した場合である。この非常用復水器を、図７及び図
８を用いて説明する。
器設計ハンドブック（尾花英朗著、工学図書株式会社出
版、昭和５７年７月発行）に記載の構造のものがあり、
これは、非常用復水器としてケトル式リボイラの構造を
使用した場合である。この非常用復水器を、図７及び図
８を用いて説明する。
【０００７】すなわち、ケトル式リボイラ形非常用復水
器６"は横置形であって、縦置直管形非常用復水器６と
同様に、冷却材喪失事故時の崩壊熱を除去するものであ
り、横置Ｕ字管形伝熱管１２”は、高温流体である蒸気
Ａによって、熱膨張（図８の長さΔｌ）した場合でも、
熱応力の発生の少ない構造になっている。また、横置Ｕ
字管形伝熱管１２”内に流入した蒸気Ａは、図９に示す
ように、胴側冷却水Ｅと熱交換して凝縮水Ｂに変化す
る。
器６"は横置形であって、縦置直管形非常用復水器６と
同様に、冷却材喪失事故時の崩壊熱を除去するものであ
り、横置Ｕ字管形伝熱管１２”は、高温流体である蒸気
Ａによって、熱膨張（図８の長さΔｌ）した場合でも、
熱応力の発生の少ない構造になっている。また、横置Ｕ
字管形伝熱管１２”内に流入した蒸気Ａは、図９に示す
ように、胴側冷却水Ｅと熱交換して凝縮水Ｂに変化す
る。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】しかし、縦置直管形非
常用復水器６'における蒸気室１３'、蒸気室平板２０及
び上管板１４'は、縦置直管形伝熱管１２'及び蒸気配管
９'で支持しており、不安定であり、構造的に難点があ
った。また耐震性についても配慮する必要があった。
常用復水器６'における蒸気室１３'、蒸気室平板２０及
び上管板１４'は、縦置直管形伝熱管１２'及び蒸気配管
９'で支持しており、不安定であり、構造的に難点があ
った。また耐震性についても配慮する必要があった。
【０００９】また、蒸気Ａが流れる蒸気配管９'には、
蒸気Ａが凝縮しないように断熱材１７を巻いているた
め、高温流体である蒸気Ａにより、蒸気配管９'は熱膨
張（図５の長さΔｌ1）し、縦置直管形伝熱管１２'も、
熱膨張（図５の長さΔｌ2）するが、この場合、Δｌ1〉
Δｌ2の関係があるため、この熱膨張差により蒸気配管
取付けボルト２１及び管端部２２には、過大な熱応力が
発生していた。
蒸気Ａが凝縮しないように断熱材１７を巻いているた
め、高温流体である蒸気Ａにより、蒸気配管９'は熱膨
張（図５の長さΔｌ1）し、縦置直管形伝熱管１２'も、
熱膨張（図５の長さΔｌ2）するが、この場合、Δｌ1〉
Δｌ2の関係があるため、この熱膨張差により蒸気配管
取付けボルト２１及び管端部２２には、過大な熱応力が
発生していた。
【００１０】ただし、この熱膨張差の問題に限っては、
図８に示すケトル式リボイラ形非常用復水器６''を用い
て解決することができた。しかし、蒸気Ａ内に混入して
いる非凝縮性ガスＣの処理対策に関しては、従来では未
解決のままにあった。
図８に示すケトル式リボイラ形非常用復水器６''を用い
て解決することができた。しかし、蒸気Ａ内に混入して
いる非凝縮性ガスＣの処理対策に関しては、従来では未
解決のままにあった。
【００１１】また、横置Ｕ字管形伝熱管１２"の場合、
横置Ｕ字管形伝熱管１２"内を流入する蒸気Ａは、図９
に示すように、胴側冷却水Ｅと熱交換し凝縮水Ｂとなる
が、この場合、凝縮水Ｂには非凝縮性ガスＣが混入し、
二相流となって横置Ｕ字管形伝熱管１２"内を流れるた
め、横置Ｕ字管形伝熱管１２"の熱交換性能が低下する
問題があった。
横置Ｕ字管形伝熱管１２"内を流入する蒸気Ａは、図９
に示すように、胴側冷却水Ｅと熱交換し凝縮水Ｂとなる
が、この場合、凝縮水Ｂには非凝縮性ガスＣが混入し、
二相流となって横置Ｕ字管形伝熱管１２"内を流れるた
め、横置Ｕ字管形伝熱管１２"の熱交換性能が低下する
問題があった。
【００１２】本発明の目的は、軽水炉型原子炉におい
て、優れた熱交換性能の伝熱器を有し、小型で保守・点
検しやすく、凝縮水室内に混入している非凝縮性ガスの
排出が可能で、自重及び地震に対して十分な強度をもつ
非常用復水器をそなえてなる軽水炉型原子炉用を提供す
ることにある。
て、優れた熱交換性能の伝熱器を有し、小型で保守・点
検しやすく、凝縮水室内に混入している非凝縮性ガスの
排出が可能で、自重及び地震に対して十分な強度をもつ
非常用復水器をそなえてなる軽水炉型原子炉用を提供す
ることにある。
【００１３】
【課題を解決するための手段】上記の目的は、次の手段
により達成することができる。
により達成することができる。
【００１４】（１）凝縮水室、蒸気室及びＵ字管形伝熱
管を有し、軽水炉型原子炉の冷却材喪失事故時、炉心の
崩壊熱により原子炉圧力容器内で発生した蒸気を冷却し
て凝縮水に変え、凝縮水をそれ自身の水頭圧により原子
炉圧力容器内に戻す、軽水炉型原子炉用非常用復水器に
おいて、該復水器を横置形とすると共に、非常用復水器
系プールを有し、非常用復水器系プール内に前記Ｕ字管
形伝熱管が水没していること。
管を有し、軽水炉型原子炉の冷却材喪失事故時、炉心の
崩壊熱により原子炉圧力容器内で発生した蒸気を冷却し
て凝縮水に変え、凝縮水をそれ自身の水頭圧により原子
炉圧力容器内に戻す、軽水炉型原子炉用非常用復水器に
おいて、該復水器を横置形とすると共に、非常用復水器
系プールを有し、非常用復水器系プール内に前記Ｕ字管
形伝熱管が水没していること。
【００１５】（２）（１）において、非常用復水器系プ
−ルの外側に、凝縮水室を有すること。
−ルの外側に、凝縮水室を有すること。
【００１６】（３）（１）において、凝縮水室内に、蒸
気室を有すること。
気室を有すること。
【００１７】（４）（１）において、Ｕ字管形伝熱管の
Ｕ字管の両脚部が、勾配を有していること。
Ｕ字管の両脚部が、勾配を有していること。
【００１８】（５）（１）において、Ｕ字管形伝熱管
を、バッフル、サポ−トシェル及びサポ−トサドルによ
って支持し、サポ−トシェルに多数の穴を設けてあるこ
と。
を、バッフル、サポ−トシェル及びサポ−トサドルによ
って支持し、サポ−トシェルに多数の穴を設けてあるこ
と。
【００１９】（６）（１）において、凝縮水室に、弁を
付設していないベント管を取付けてあること。
付設していないベント管を取付けてあること。
【００２０】（７）（６）において、ベント管を、原子
炉圧力容器内のウェットウエルの冷却水プールに導いて
あること。
炉圧力容器内のウェットウエルの冷却水プールに導いて
あること。
【００２１】
【作用】本発明では、軽水炉型原子炉用非常用復水器に
おいて、非常用復水器系プール内に非常用復水器用伝熱
管を水没させ、コンクリ−ト壁を介して非常用復水器系
プールの外側に凝縮水室を設け、凝縮水室内に蒸気室を
設置しているので、非常用復水器を小型にでき、プール
水を抜くことなく、凝縮水室及び伝熱管の保守・点検を
行なうことができる。
おいて、非常用復水器系プール内に非常用復水器用伝熱
管を水没させ、コンクリ−ト壁を介して非常用復水器系
プールの外側に凝縮水室を設け、凝縮水室内に蒸気室を
設置しているので、非常用復水器を小型にでき、プール
水を抜くことなく、凝縮水室及び伝熱管の保守・点検を
行なうことができる。
【００２２】非常用復水器の伝熱管を横置Ｕ字管形と
し、Ｕ字管の両脚部に勾配を設けてあるので、伝熱管内
で蒸気が冷却されて変化した凝縮水が、伝熱管内に停滞
しなくなり、またサポ−トシェルに多数の穴を設けてい
るので、胴側冷却水の流れが良くなり、伝熱管の熱交換
性能が向上する。
し、Ｕ字管の両脚部に勾配を設けてあるので、伝熱管内
で蒸気が冷却されて変化した凝縮水が、伝熱管内に停滞
しなくなり、またサポ−トシェルに多数の穴を設けてい
るので、胴側冷却水の流れが良くなり、伝熱管の熱交換
性能が向上する。
【００２３】また、伝熱管をバッフルで支持し、バッフ
ルをサポートシェルに固定し、更にサポートシェルをサ
ポートサドルに固定しているので、伝熱管の自重及び地
震に対して、十分に耐える強度を有している。
ルをサポートシェルに固定し、更にサポートシェルをサ
ポートサドルに固定しているので、伝熱管の自重及び地
震に対して、十分に耐える強度を有している。
【００２４】更に、凝縮水室にベント管を取付け、ベン
ト管をウェットウエルの冷却水プールに導いているの
で、凝縮水室内に溜った非凝縮性ガスが排出でき、ベン
ト管に弁を付設する必要がなくなるので、非凝縮性ガス
の排出が簡便となる。
ト管をウェットウエルの冷却水プールに導いているの
で、凝縮水室内に溜った非凝縮性ガスが排出でき、ベン
ト管に弁を付設する必要がなくなるので、非凝縮性ガス
の排出が簡便となる。
【００２５】
【実施例】以下、本発明の一実施例を図１〜図３により
説明する。
説明する。
【００２６】図１は本発明の一実施例における沸騰水型
原子炉の非常用復水器の配管系統の説明図、図２は図１
の非常用復水器の模式縦断面図、図３は図１の非常用復
水器の機能の説明図であり、６は横置勾配付Ｕ字管形非
常用復水器、１２は横置勾配付Ｕ字管形伝熱管、１３は
蒸気室、１４はサポートシェル、１５はサポートサド
ル、１６は凝縮水室、２３はバッフル、３７は蒸気入口
管台、３８は復水出口管台、３９は非圧縮性ガスベント
管台、４０はドレン管台、４１は点検口、４２は短管を
示しており、そのほかは前出の符号である。
原子炉の非常用復水器の配管系統の説明図、図２は図１
の非常用復水器の模式縦断面図、図３は図１の非常用復
水器の機能の説明図であり、６は横置勾配付Ｕ字管形非
常用復水器、１２は横置勾配付Ｕ字管形伝熱管、１３は
蒸気室、１４はサポートシェル、１５はサポートサド
ル、１６は凝縮水室、２３はバッフル、３７は蒸気入口
管台、３８は復水出口管台、３９は非圧縮性ガスベント
管台、４０はドレン管台、４１は点検口、４２は短管を
示しており、そのほかは前出の符号である。
【００２７】原子炉圧力容器１は格納容器２内に設置し
ており、格納容器２にはドライウエル３とウェットウエ
ル４を有し、格納容器２内には非常用復水器系プ−ル５
があり、非常用復水器系プ−ル５に勾配付Ｕ字管形非常
用復水器６を水没させている。
ており、格納容器２にはドライウエル３とウェットウエ
ル４を有し、格納容器２内には非常用復水器系プ−ル５
があり、非常用復水器系プ−ル５に勾配付Ｕ字管形非常
用復水器６を水没させている。
【００２８】非常用復水器系プール５の外側には、コン
クリート壁２'を介して凝縮水室１６を、凝縮水室１６
内には蒸気室１３を、それぞれ設置しており、蒸気室１
３は蒸気入口管台３７及び短管４２を介して蒸気配管９
と通じている。凝縮水室１６は復水出口管台３８を介し
て復水配管８と、非凝縮性ガスベント管台３９を介して
非凝縮性ガスベント配管１１と通じており、かつ凝縮水
室１６にはドレン管台４０及び点検口４１が取付けられ
ている。
クリート壁２'を介して凝縮水室１６を、凝縮水室１６
内には蒸気室１３を、それぞれ設置しており、蒸気室１
３は蒸気入口管台３７及び短管４２を介して蒸気配管９
と通じている。凝縮水室１６は復水出口管台３８を介し
て復水配管８と、非凝縮性ガスベント管台３９を介して
非凝縮性ガスベント配管１１と通じており、かつ凝縮水
室１６にはドレン管台４０及び点検口４１が取付けられ
ている。
【００２９】また、原子炉圧力容器１には主蒸気管７及
び復水配管８を、主蒸気管７には主蒸気管７から分岐し
て横置勾配付Ｕ字管形非常用復水器６へ通じる蒸気配管
９を、それぞれ設置しており、復水配管８には、沸騰水
型原子炉の通常運転時は閉鎖している隔離弁１０を付設
している。
び復水配管８を、主蒸気管７には主蒸気管７から分岐し
て横置勾配付Ｕ字管形非常用復水器６へ通じる蒸気配管
９を、それぞれ設置しており、復水配管８には、沸騰水
型原子炉の通常運転時は閉鎖している隔離弁１０を付設
している。
【００３０】伝熱管には、熱膨張の影響を回避しやすい
横置Ｕ字管形であって、凝縮水が停滞しないように、Ｕ
字管の両脚部が勾配を有する横置勾配付Ｕ字管形伝熱管
１２を用いている。横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２のＵ
字管は、バッフル２３と一体化して管束にし、この管束
をサポートシェル１４で保持し、サポートシェル１４を
サポートサドル１５で支持している。サポートシェル１
４は多数の穴を有し、上半分を切欠いた構造にしてい
る。
横置Ｕ字管形であって、凝縮水が停滞しないように、Ｕ
字管の両脚部が勾配を有する横置勾配付Ｕ字管形伝熱管
１２を用いている。横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２のＵ
字管は、バッフル２３と一体化して管束にし、この管束
をサポートシェル１４で保持し、サポートシェル１４を
サポートサドル１５で支持している。サポートシェル１
４は多数の穴を有し、上半分を切欠いた構造にしてい
る。
【００３１】本実施例における非常用復水器は、上記の
構成からなっており、原子炉圧力容器１と接続している
主蒸気管７が、何らかの原因で万一破損し、炉心部で長
期にわたり崩壊熱が発生した場合は、次の処置が行なわ
れる。すなわち、復水配管８に付設している隔離弁１０
を開き、崩壊熱で発生した蒸気Ａを主蒸気管７から分岐
した蒸気配管９を通じて横置勾配付Ｕ字管形非常用復水
器６に導き、非常用復水器系プ−ル５のプ−ル水Ｄによ
って蒸気Ａを冷却して凝縮水Ｂに変え、凝縮水Ｂを原子
炉圧力容器１へ戻している。一方、蒸気Ａ内に混入して
いる非凝縮性ガスＣは、非凝縮性ガスベント配管１１に
よりウェットウエル４へ放出している。なお、この場
合、伝熱管には横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２を用い、
サポートシェル１４に多数の穴を設けており、熱交換性
能に優れてしているので、蒸気Ａを凝縮水Ｂに変え、凝
縮水Ｂを原子炉圧力容器１へ戻す操作を、効果的に行な
うことができる。
構成からなっており、原子炉圧力容器１と接続している
主蒸気管７が、何らかの原因で万一破損し、炉心部で長
期にわたり崩壊熱が発生した場合は、次の処置が行なわ
れる。すなわち、復水配管８に付設している隔離弁１０
を開き、崩壊熱で発生した蒸気Ａを主蒸気管７から分岐
した蒸気配管９を通じて横置勾配付Ｕ字管形非常用復水
器６に導き、非常用復水器系プ−ル５のプ−ル水Ｄによ
って蒸気Ａを冷却して凝縮水Ｂに変え、凝縮水Ｂを原子
炉圧力容器１へ戻している。一方、蒸気Ａ内に混入して
いる非凝縮性ガスＣは、非凝縮性ガスベント配管１１に
よりウェットウエル４へ放出している。なお、この場
合、伝熱管には横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２を用い、
サポートシェル１４に多数の穴を設けており、熱交換性
能に優れてしているので、蒸気Ａを凝縮水Ｂに変え、凝
縮水Ｂを原子炉圧力容器１へ戻す操作を、効果的に行な
うことができる。
【００３２】また、熱膨張の際、従来では管端部２２に
集中して発生していた熱応力を、大幅に低減でき、横置
勾配付Ｕ字管形伝熱管１２の自重及び地震に対しては、
横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２をバッフル２３、サポー
トシェル１４及びサポートサドル１５を用いて支持して
いるので、十分な強度を保持することができる。
集中して発生していた熱応力を、大幅に低減でき、横置
勾配付Ｕ字管形伝熱管１２の自重及び地震に対しては、
横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２をバッフル２３、サポー
トシェル１４及びサポートサドル１５を用いて支持して
いるので、十分な強度を保持することができる。
【００３３】また、横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２を非
常用復水器系プール５内に水没させ、凝縮水室１６をコ
ンクリート壁２'を介して非常用復水器系プール５の外
側に設置しており、更に凝縮水室１６には点検口４１を
設けてあるので、プール水Ｄを抜くことなく、凝縮水室
１６及び横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２の保守・点検を
容易に行なうことができる。
常用復水器系プール５内に水没させ、凝縮水室１６をコ
ンクリート壁２'を介して非常用復水器系プール５の外
側に設置しており、更に凝縮水室１６には点検口４１を
設けてあるので、プール水Ｄを抜くことなく、凝縮水室
１６及び横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２の保守・点検を
容易に行なうことができる。
【００３４】また、非凝縮性ガスベント配管１１には、
従来の場合と異なり、ベント弁を付設しておらず、沸騰
水型原子炉の通常運転時は、コントローラ２９によって
隔離弁１０、２４、３２を閉鎖している。なお、非凝縮
性ガスベント配管排出口１１'は、従来の場合と同様
に、ウェットウエル４の冷却水プール３６の中にあり、
かつドライウエル３とウェットウエル４とに通じるベン
ト管３４の排出口３５の水浸深さより浅いところに設置
している。これによって、横置勾配付Ｕ字管形非常用復
水器６内を大気圧に維持し、非凝縮性ガスＣがウェット
ウエル４に流入する場合、非凝縮性ガスＣを排出口３５
からベント管３４に流出させずに、ウェットウエル４内
に蓄えることができる。
従来の場合と異なり、ベント弁を付設しておらず、沸騰
水型原子炉の通常運転時は、コントローラ２９によって
隔離弁１０、２４、３２を閉鎖している。なお、非凝縮
性ガスベント配管排出口１１'は、従来の場合と同様
に、ウェットウエル４の冷却水プール３６の中にあり、
かつドライウエル３とウェットウエル４とに通じるベン
ト管３４の排出口３５の水浸深さより浅いところに設置
している。これによって、横置勾配付Ｕ字管形非常用復
水器６内を大気圧に維持し、非凝縮性ガスＣがウェット
ウエル４に流入する場合、非凝縮性ガスＣを排出口３５
からベント管３４に流出させずに、ウェットウエル４内
に蓄えることができる。
【００３５】また、横置勾配付Ｕ字管形非常用復水器６
の起動を判断するために、圧力計２７及び水位計２８に
加えて、ドライウエル３の圧力を検出する圧力計３３を
設置しており、これらにより検出されたパラメータに基
づき、コントローラ２９が沸騰水型原子炉の運転状態を
判断するのも従来通りであるが、本実施例の場合は、隔
離弁１０、２４、３２を開閉する制御信号の出力によっ
て、それらの隔離弁の開閉を制御し、炉心の崩壊熱で発
生した蒸気Ａは、横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２で完全
に熱交換される。したがって、非圧縮性ガスベント配管
１１に、ベント弁３１を付設しなくとも、非常用復水器
の機能を保持することができ、非圧縮性ガスＣの排出が
簡便となる。
の起動を判断するために、圧力計２７及び水位計２８に
加えて、ドライウエル３の圧力を検出する圧力計３３を
設置しており、これらにより検出されたパラメータに基
づき、コントローラ２９が沸騰水型原子炉の運転状態を
判断するのも従来通りであるが、本実施例の場合は、隔
離弁１０、２４、３２を開閉する制御信号の出力によっ
て、それらの隔離弁の開閉を制御し、炉心の崩壊熱で発
生した蒸気Ａは、横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２で完全
に熱交換される。したがって、非圧縮性ガスベント配管
１１に、ベント弁３１を付設しなくとも、非常用復水器
の機能を保持することができ、非圧縮性ガスＣの排出が
簡便となる。
【００３６】すなわち、本実施例では、沸騰水型原子炉
の冷却材喪失事故時において、隔離弁１０、２４、３２
が開き、横置勾配付Ｕ字管形非常用復水器６に蒸気Ａを
導き、横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２内で、完全に凝縮
水Ｂと非凝縮性ガスＣとに分離し、凝縮水Ｂを原子炉圧
力容器１に戻し、かつ非凝縮性ガスＣをウェットウエル
４内に排出している。
の冷却材喪失事故時において、隔離弁１０、２４、３２
が開き、横置勾配付Ｕ字管形非常用復水器６に蒸気Ａを
導き、横置勾配付Ｕ字管形伝熱管１２内で、完全に凝縮
水Ｂと非凝縮性ガスＣとに分離し、凝縮水Ｂを原子炉圧
力容器１に戻し、かつ非凝縮性ガスＣをウェットウエル
４内に排出している。
【００３７】
【発明の効果】本発明によれば、小型で、保守・点検し
やすく、伝熱管の熱交換性能が高く、自重及び地震に対
して十分な強度を有し、凝縮水室内に溜った非凝縮ガス
を、弁を付設していないベント管を用いて排出が可能
な、軽水炉型原子炉用非常用復水器を提供することがで
きる。
やすく、伝熱管の熱交換性能が高く、自重及び地震に対
して十分な強度を有し、凝縮水室内に溜った非凝縮ガス
を、弁を付設していないベント管を用いて排出が可能
な、軽水炉型原子炉用非常用復水器を提供することがで
きる。
【図１】本発明の一実施例における沸騰水型原子炉の非
常用復水器の配管系統の説明図である。
常用復水器の配管系統の説明図である。
【図２】図１の非常用復水器の模式縦断面図である。
【図３】図１の非常用復水器の機能の説明図である。
【図４】従来における沸騰水型原子炉の非常用復水器の
配管系統の説明図である。
配管系統の説明図である。
【図５】図４の非常用復水器の模式縦断面図である。
【図６】図４の非常用復水器の機能の説明図である。
【図７】従来における非常用復水器にケトル式リボイラ
構造を用いたときの説明図である。
構造を用いたときの説明図である。
【図８】図７の非常用復水器の模式縦断面図である。
【図９】水平な伝熱管内を流れる蒸気の凝縮への変化過
程の説明図である。
程の説明図である。
１…原子炉圧力容器、４…ウェットウエル、５…非常用
復水器系プ−ル、６…横置勾配付Ｕ字管形非常用復水
器、１１…非凝縮性ガスベント配管、１２…横置勾配付
Ｕ字管形伝熱管、１３…蒸気室、１４…サポートシェ
ル、１５…サポートサドル、１６…凝縮水室、２３…バ
ッフル、３６…冷却水プール、Ａ…蒸気、Ｂ…凝縮水。
復水器系プ−ル、６…横置勾配付Ｕ字管形非常用復水
器、１１…非凝縮性ガスベント配管、１２…横置勾配付
Ｕ字管形伝熱管、１３…蒸気室、１４…サポートシェ
ル、１５…サポートサドル、１６…凝縮水室、２３…バ
ッフル、３６…冷却水プール、Ａ…蒸気、Ｂ…凝縮水。
Claims (7)
- 【請求項１】 凝縮水室、蒸気室及びＵ字管形伝熱管を
有し、軽水炉型原子炉の冷却材喪失事故時、炉心の崩壊
熱により原子炉圧力容器内で発生した蒸気を冷却して凝
縮水に変え、該凝縮水を該凝縮水の水頭圧により前記原
子炉圧力容器内に戻す、非常用復水器をそなえてなる軽
水炉型原子炉において、前記非常用復水器を横置形とす
ると共に、非常用復水器系プールをそなえ、該非常用復
水器系プール内に前記Ｕ字管形伝熱管が水没しているこ
とを特徴とする軽水炉型原子炉。 - 【請求項２】 前記非常用復水器系プ−ルの外側に、前
記凝縮水室を有する請求項１記載の軽水炉型原子炉。 - 【請求項３】 前記凝縮水室内に、前記蒸気室を有する
請求項１記載の軽水炉型原子炉。 - 【請求項４】 前記Ｕ字管形伝熱管のＵ字管の両脚部
が、勾配を有している請求項１記載の軽水炉型原子炉。 - 【請求項５】 前記Ｕ字管形伝熱管を、バッフル、サポ
−トシェル及びサポ−トサドルによって支持し、前記サ
ポ−トシェルに多数の穴を設けてある請求項１記載の軽
水炉型原子炉。 - 【請求項６】 前記凝縮水室に、弁を付設していないベ
ント管を取付けてある請求項１記載の軽水炉型原子炉。 - 【請求項７】 前記ベント管を、前記原子炉圧力容器内
のウェットウエルの冷却水プールに導いてある請求項６
記載の軽水炉型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3243874A JPH0580181A (ja) | 1991-09-25 | 1991-09-25 | 軽水炉型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3243874A JPH0580181A (ja) | 1991-09-25 | 1991-09-25 | 軽水炉型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0580181A true JPH0580181A (ja) | 1993-04-02 |
Family
ID=17110268
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3243874A Pending JPH0580181A (ja) | 1991-09-25 | 1991-09-25 | 軽水炉型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0580181A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011122949A (ja) * | 2009-12-11 | 2011-06-23 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 非常用復水システム |
| CN102564169A (zh) * | 2012-02-28 | 2012-07-11 | 华北电力大学 | 一种ads堆折流板管壳式换热器 |
| KR101302749B1 (ko) * | 2012-03-15 | 2013-08-30 | 한국원자력연구원 | 원자로의 다목적 냉각장치 |
| JP2013195383A (ja) * | 2012-03-22 | 2013-09-30 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器冷却装置および原子炉施設の運用方法 |
-
1991
- 1991-09-25 JP JP3243874A patent/JPH0580181A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011122949A (ja) * | 2009-12-11 | 2011-06-23 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 非常用復水システム |
| CN102564169A (zh) * | 2012-02-28 | 2012-07-11 | 华北电力大学 | 一种ads堆折流板管壳式换热器 |
| KR101302749B1 (ko) * | 2012-03-15 | 2013-08-30 | 한국원자력연구원 | 원자로의 다목적 냉각장치 |
| JP2013195383A (ja) * | 2012-03-22 | 2013-09-30 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器冷却装置および原子炉施設の運用方法 |
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