JPH06308277A - 沸騰水型原子炉の補助給水装置 - Google Patents
沸騰水型原子炉の補助給水装置Info
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- JPH06308277A JPH06308277A JP9996593A JP9996593A JPH06308277A JP H06308277 A JPH06308277 A JP H06308277A JP 9996593 A JP9996593 A JP 9996593A JP 9996593 A JP9996593 A JP 9996593A JP H06308277 A JPH06308277 A JP H06308277A
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- turbine
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- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C04—CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
- C04B—LIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
- C04B30/00—Compositions for artificial stone, not containing binders
- C04B30/02—Compositions for artificial stone, not containing binders containing fibrous materials
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- Chemical & Material Sciences (AREA)
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- Ceramic Engineering (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Structural Engineering (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】ポンプを駆動するタービンの蒸気排気路に冷却
凝縮手段を設けて、凝縮水を直接原子炉へ戻してサプレ
ッションプール水に温度上昇をもたらさない沸騰水型原
子炉の補助給水装置を提供する。 【構成】本発明は、原子炉２内で発生する蒸気を動力と
するタービン３で駆動するポンプ４により冷却水を原子
炉２へ補給する補助給水装置において、前記タービン３
の排気配管12に排気蒸気を冷却凝縮する復水器14を接続
すると共に、復水器14からの凝縮水配管15を前記ポンプ
４の吸込み側に連通したことを特徴とする。また前記復
水器14は、復水器プール13に貯溜した冷却水内に浸漬し
たことを特徴とする。
凝縮手段を設けて、凝縮水を直接原子炉へ戻してサプレ
ッションプール水に温度上昇をもたらさない沸騰水型原
子炉の補助給水装置を提供する。 【構成】本発明は、原子炉２内で発生する蒸気を動力と
するタービン３で駆動するポンプ４により冷却水を原子
炉２へ補給する補助給水装置において、前記タービン３
の排気配管12に排気蒸気を冷却凝縮する復水器14を接続
すると共に、復水器14からの凝縮水配管15を前記ポンプ
４の吸込み側に連通したことを特徴とする。また前記復
水器14は、復水器プール13に貯溜した冷却水内に浸漬し
たことを特徴とする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉で発生した蒸気
を動力として使用する沸騰水型原子力プラントにおける
タービン駆動の沸騰水型原子炉の補助給水装置に関す
る。
を動力として使用する沸騰水型原子力プラントにおける
タービン駆動の沸騰水型原子炉の補助給水装置に関す
る。
【０００２】
【従来の技術】一般に、沸騰水型原子力プラントにおい
ては、何等かの原因によって原子炉がその主蒸気系と隔
離された場合には、原子炉の緊急停止を行うと共に炉心
を冷却して、原子炉を安定な状態に保つことができるよ
うに構成されている。
ては、何等かの原因によって原子炉がその主蒸気系と隔
離された場合には、原子炉の緊急停止を行うと共に炉心
を冷却して、原子炉を安定な状態に保つことができるよ
うに構成されている。
【０００３】従来は図２の系統構成図に示すように、原
子炉格納容器１内に収容された核燃料が装荷された原子
炉２内において、核エネルギーにより冷却水を加熱し蒸
気を発生させる。
子炉格納容器１内に収容された核燃料が装荷された原子
炉２内において、核エネルギーにより冷却水を加熱し蒸
気を発生させる。
【０００４】この原子炉２内で発生した蒸気は、図示し
ない主蒸気系である主蒸気管を介して発電用タービンに
導かれ、発電用タービンを駆動した蒸気は主復水器にお
いて冷却、凝縮されて復水となり、同じく図示しない復
水給水系によって再び原子炉２へ冷却水として戻され
る。
ない主蒸気系である主蒸気管を介して発電用タービンに
導かれ、発電用タービンを駆動した蒸気は主復水器にお
いて冷却、凝縮されて復水となり、同じく図示しない復
水給水系によって再び原子炉２へ冷却水として戻され
る。
【０００５】このように構成された沸騰水型原子炉にお
いて、何等かの原因により原子炉２が主蒸気系の復水器
から隔離された場合には、原子炉２は緊急停止され核分
裂反応は停止するが、その後もこれまでに蓄積された核
分裂生成物の崩壊熱によって蒸気が発生するため、原子
炉圧力容器内の冷却水が減少する。
いて、何等かの原因により原子炉２が主蒸気系の復水器
から隔離された場合には、原子炉２は緊急停止され核分
裂反応は停止するが、その後もこれまでに蓄積された核
分裂生成物の崩壊熱によって蒸気が発生するため、原子
炉圧力容器内の冷却水が減少する。
【０００６】これによる原子炉水位の低下を防止するた
めには、原子炉２で発生する蒸気を動力とするタービン
３に駆動されるポンプ４を使用した補助給水装置が設置
されており、運転員による手動起動、または原子炉水位
低の信号により蒸気入口弁５を開く自動起動によって、
復水貯蔵タンク６およびサプレッションプール７から冷
却水を注水弁８を介して補給し、十分な炉心冷却が行わ
れる。
めには、原子炉２で発生する蒸気を動力とするタービン
３に駆動されるポンプ４を使用した補助給水装置が設置
されており、運転員による手動起動、または原子炉水位
低の信号により蒸気入口弁５を開く自動起動によって、
復水貯蔵タンク６およびサプレッションプール７から冷
却水を注水弁８を介して補給し、十分な炉心冷却が行わ
れる。
【０００７】なお、この際の復水貯蔵タンク６およびサ
プレッションプール７からの冷却水は、遠隔操作弁９，
10を経由して供給され、このように原子炉隔離時におい
ても、補助給水装置の作動によって原子炉２を安定な状
態に維持することが可能としている。
プレッションプール７からの冷却水は、遠隔操作弁９，
10を経由して供給され、このように原子炉隔離時におい
ても、補助給水装置の作動によって原子炉２を安定な状
態に維持することが可能としている。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】補助給水装置を運転し
た際のタービン３の排気蒸気は、排気配管11を経由して
サプレッションプール７のサプレッションプール水中に
放出して、冷却、凝縮させている。従って、長時間の運
転を行う場合はサプレッションプール水温度が上昇す
る。
た際のタービン３の排気蒸気は、排気配管11を経由して
サプレッションプール７のサプレッションプール水中に
放出して、冷却、凝縮させている。従って、長時間の運
転を行う場合はサプレッションプール水温度が上昇す
る。
【０００９】このためにタービン駆動の補助給水装置を
運転した時には、別途設けられた図示しないサプレッシ
ョンプール水冷却装置を運転する必要があり、この装置
ではモータ駆動ポンプを運転することから、当然電力の
供給が必要であり、万一停電の場合には非常用電源を起
動が必要になる等、運転に関連する機器が多くなり、操
作が複雑になるという支障があった。
運転した時には、別途設けられた図示しないサプレッシ
ョンプール水冷却装置を運転する必要があり、この装置
ではモータ駆動ポンプを運転することから、当然電力の
供給が必要であり、万一停電の場合には非常用電源を起
動が必要になる等、運転に関連する機器が多くなり、操
作が複雑になるという支障があった。
【００１０】本発明の目的とするところは、ポンプを駆
動するタービンの蒸気排気路に冷却凝縮手段を設けて、
凝縮水を直接原子炉へ戻してサプレッションプール水に
温度上昇をもたらさない沸騰水型原子炉の補助給水装置
を提供することにある。
動するタービンの蒸気排気路に冷却凝縮手段を設けて、
凝縮水を直接原子炉へ戻してサプレッションプール水に
温度上昇をもたらさない沸騰水型原子炉の補助給水装置
を提供することにある。
【００１１】
【課題を解決するための手段】本発明は、原子炉内で発
生する蒸気を動力とするタービン駆動ポンプにより冷却
水を原子炉へ補給する補助給水装置において、前記ター
ビンの排気路に排気蒸気の冷却凝縮手段を設けると共
に、冷却凝縮手段からの凝縮水路を前記タービン駆動ポ
ンプの吸込み側に連通したことを特徴とする。
生する蒸気を動力とするタービン駆動ポンプにより冷却
水を原子炉へ補給する補助給水装置において、前記ター
ビンの排気路に排気蒸気の冷却凝縮手段を設けると共
に、冷却凝縮手段からの凝縮水路を前記タービン駆動ポ
ンプの吸込み側に連通したことを特徴とする。
【００１２】
【作用】原子炉が主蒸気系と隔離された時には原子炉の
緊急停止を行い、これに伴って原子炉水位が低下する
が、この原子炉水位低下は、当該原子炉で発生した蒸気
を動力源とするタービン駆動ポンプで冷却水の補給をし
て防止する。前記タービンを駆動した後の排気蒸気は、
排気路を経由して冷却凝縮手段で冷却凝縮させ、凝縮水
路を介して再び原子炉へ戻る。
緊急停止を行い、これに伴って原子炉水位が低下する
が、この原子炉水位低下は、当該原子炉で発生した蒸気
を動力源とするタービン駆動ポンプで冷却水の補給をし
て防止する。前記タービンを駆動した後の排気蒸気は、
排気路を経由して冷却凝縮手段で冷却凝縮させ、凝縮水
路を介して再び原子炉へ戻る。
【００１３】
【実施例】本発明の一実施例について図面を参照して説
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は省略する。図１の系
統構成図に示すように、原子炉格納容器１内に収容され
た原子炉２においては、何等かの原因により原子炉２が
主蒸気系から隔離された場合には、原子炉２を緊急停止
させて、核分裂反応は停止する。
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は省略する。図１の系
統構成図に示すように、原子炉格納容器１内に収容され
た原子炉２においては、何等かの原因により原子炉２が
主蒸気系から隔離された場合には、原子炉２を緊急停止
させて、核分裂反応は停止する。
【００１４】しかしながら、核分裂反応停止後において
は、核分裂生成物の崩壊熱により発生する蒸気により原
子炉水位が低下するのを防止するために、原子炉２で発
生する蒸気を動力源としたタービン３に駆動されるポン
プ４による補助給水装置を設置している。
は、核分裂生成物の崩壊熱により発生する蒸気により原
子炉水位が低下するのを防止するために、原子炉２で発
生する蒸気を動力源としたタービン３に駆動されるポン
プ４による補助給水装置を設置している。
【００１５】この補助給水装置については、前記原子炉
２と蒸気入口弁５を介して接続され、原子炉２からの蒸
気により運転されるタービン３と、このタービン３と直
結して駆動されるポンプ４、さらに前記タービン３の排
気路である排気配管12が、冷却凝縮手段である冷却水を
貯溜した復水器プール13内の冷却水中に設置されていて
排気蒸気を冷却、凝縮する復水器14に接続されている。
２と蒸気入口弁５を介して接続され、原子炉２からの蒸
気により運転されるタービン３と、このタービン３と直
結して駆動されるポンプ４、さらに前記タービン３の排
気路である排気配管12が、冷却凝縮手段である冷却水を
貯溜した復水器プール13内の冷却水中に設置されていて
排気蒸気を冷却、凝縮する復水器14に接続されている。
【００１６】また前記ポンプ４の吐出し側は注水弁８を
介して原子炉２に接続されており、吸い込み側には、復
水貯蔵タンク６とサプレッションプール７とが夫々遠隔
操作弁９，10を介して接続され、さらに前記復水器14か
らの凝縮水路である凝縮水配管15が遠隔操作弁16を介し
て接続されていて、ポンプ４を運転することにより復水
器14、復水貯蔵タンク６またはサプレッションプール７
内の冷却水を原子炉２に補給することができる。
介して原子炉２に接続されており、吸い込み側には、復
水貯蔵タンク６とサプレッションプール７とが夫々遠隔
操作弁９，10を介して接続され、さらに前記復水器14か
らの凝縮水路である凝縮水配管15が遠隔操作弁16を介し
て接続されていて、ポンプ４を運転することにより復水
器14、復水貯蔵タンク６またはサプレッションプール７
内の冷却水を原子炉２に補給することができる。
【００１７】また前記復水器14の凝縮水配管15から分岐
して遠隔操作弁17を介挿した配管18が、前記サプレッシ
ョンプール７の水中に開口していると共に、復水器14に
は凝縮水レベルを検出する水位センサ19が設置してあ
り、この制御信号により前記遠隔操作弁16，17が開閉操
作される構成としている。
して遠隔操作弁17を介挿した配管18が、前記サプレッシ
ョンプール７の水中に開口していると共に、復水器14に
は凝縮水レベルを検出する水位センサ19が設置してあ
り、この制御信号により前記遠隔操作弁16，17が開閉操
作される構成としている。
【００１８】次に上記構成による作用について説明す
る。原子炉２において図示しない主蒸気系との隔離が発
生した場合には、タービン３の蒸気入口弁５と注水弁８
を開くことによって補助給水装置が起動し、原子炉２か
らの蒸気により駆動されたタービン３でポンプ４が運転
される。これにより復水貯蔵タンク７内の冷却水が原子
炉２へ補給されて、原子炉２における所定水位を維持し
て炉心の冷却を行う。
る。原子炉２において図示しない主蒸気系との隔離が発
生した場合には、タービン３の蒸気入口弁５と注水弁８
を開くことによって補助給水装置が起動し、原子炉２か
らの蒸気により駆動されたタービン３でポンプ４が運転
される。これにより復水貯蔵タンク７内の冷却水が原子
炉２へ補給されて、原子炉２における所定水位を維持し
て炉心の冷却を行う。
【００１９】原子炉２より蒸気入口弁５を介して供給さ
れてタービン３を駆動した後の蒸気は、排気配管12を経
由して復水器14へ導かれ、復水器プール13内に貯溜され
ている冷却水との熱交換により冷却されて凝縮する。こ
の凝縮水は凝縮水配管15および遠隔操作弁16を通じてポ
ンプ４の吸込み側に送られ、前記復水貯蔵タンク６の冷
却水と共に原子炉２へ戻される。
れてタービン３を駆動した後の蒸気は、排気配管12を経
由して復水器14へ導かれ、復水器プール13内に貯溜され
ている冷却水との熱交換により冷却されて凝縮する。こ
の凝縮水は凝縮水配管15および遠隔操作弁16を通じてポ
ンプ４の吸込み側に送られ、前記復水貯蔵タンク６の冷
却水と共に原子炉２へ戻される。
【００２０】原子炉隔離状態が長時間継続して補助給水
装置の運転が長時間となり、復水貯蔵タンク６の冷却水
が減少した場合には、ポンプ４により補給する冷却水の
水源を遠隔操作弁９，10の操作により、サプレッション
プール６に切り替えて、サプレッションプール水を原子
炉に供給することができる。
装置の運転が長時間となり、復水貯蔵タンク６の冷却水
が減少した場合には、ポンプ４により補給する冷却水の
水源を遠隔操作弁９，10の操作により、サプレッション
プール６に切り替えて、サプレッションプール水を原子
炉に供給することができる。
【００２１】また若しも、復水器プール13に貯溜された
冷却水の温度上昇により、排気蒸気の凝縮が十分に行え
なくなった場合には、蒸気を含んだ凝縮水がポンプ４に
入ることを防止するために、復水器14における凝縮水レ
ベルを水位センサー19で検出し、凝縮水レベルが予め定
めた設定値以下となった場合には、遠隔操作弁16，17を
切り替えることによって復水器14からの凝縮水をサプレ
ッションプール６に放出する。
冷却水の温度上昇により、排気蒸気の凝縮が十分に行え
なくなった場合には、蒸気を含んだ凝縮水がポンプ４に
入ることを防止するために、復水器14における凝縮水レ
ベルを水位センサー19で検出し、凝縮水レベルが予め定
めた設定値以下となった場合には、遠隔操作弁16，17を
切り替えることによって復水器14からの凝縮水をサプレ
ッションプール６に放出する。
【００２２】この凝縮水は、サプレッションプール６に
おいて冷却、凝縮されて、サプレッションプール水とな
り、必要に応じて再び原子炉２の冷却水として補給され
る。これにより、原子炉２が隔離状態で補助給水装置に
よる長時間運転に際し、サプレッションプール水冷却装
置の運転を行うことなく、原子炉２の安全停止が実施で
きる。
おいて冷却、凝縮されて、サプレッションプール水とな
り、必要に応じて再び原子炉２の冷却水として補給され
る。これにより、原子炉２が隔離状態で補助給水装置に
よる長時間運転に際し、サプレッションプール水冷却装
置の運転を行うことなく、原子炉２の安全停止が実施で
きる。
【００２３】また原子炉２へ冷却水を補給するポンプ４
は、停止過程の原子炉２から供給される蒸気を動力源と
するタービン３で駆動しており、この排気蒸気は復水器
プール13に貯溜している冷却水により凝縮して再び原子
炉２の冷却水として直接使用している。このため、万一
停電の場合にも非常電源が不要で、安全性と信頼性の高
い運転ができる。
は、停止過程の原子炉２から供給される蒸気を動力源と
するタービン３で駆動しており、この排気蒸気は復水器
プール13に貯溜している冷却水により凝縮して再び原子
炉２の冷却水として直接使用している。このため、万一
停電の場合にも非常電源が不要で、安全性と信頼性の高
い運転ができる。
【００２４】さらに、原子炉２の崩壊熱がなくなれば、
蒸気の発生もなくなり、タービン３により駆動されるポ
ンプ４も停止するが、原子炉２の水位低下もなくなるの
で、補助給水装置を運転する必要がなくなる。
蒸気の発生もなくなり、タービン３により駆動されるポ
ンプ４も停止するが、原子炉２の水位低下もなくなるの
で、補助給水装置を運転する必要がなくなる。
【００２５】なお、本発明の実施態様項としては次のも
のがある。「タービン駆動ポンプの排気蒸気の冷却凝縮
手段が、冷却水を貯溜したプールと、このプールの冷却
水中に設置されプール水へ熱を伝達する伝熱管からなる
復水器で構成されたことを特徴とする請求項１記載の補
助給水装置」。
のがある。「タービン駆動ポンプの排気蒸気の冷却凝縮
手段が、冷却水を貯溜したプールと、このプールの冷却
水中に設置されプール水へ熱を伝達する伝熱管からなる
復水器で構成されたことを特徴とする請求項１記載の補
助給水装置」。
【００２６】
【発明の効果】以上本発明によれば、原子炉隔離時にお
いて原子炉への補助給水を行うタービンの排気蒸気をサ
プレッションプールに放出することなく、従ってサプレ
ッションプール水の温度上昇をもたらさないため、他の
冷却系統の運転を必要とせずに長時間の補助給水運転が
可能となり、原子炉隔離時の補助給水機能の信頼性なら
びに原子炉の安全性が向上する効果がある。
いて原子炉への補助給水を行うタービンの排気蒸気をサ
プレッションプールに放出することなく、従ってサプレ
ッションプール水の温度上昇をもたらさないため、他の
冷却系統の運転を必要とせずに長時間の補助給水運転が
可能となり、原子炉隔離時の補助給水機能の信頼性なら
びに原子炉の安全性が向上する効果がある。
【図１】本発明に係る一実施例の補助給水装置の系統構
成図。
成図。
【図２】従来の補助給水装置の系統構成図。
１…原子炉格納容器、２…原子炉、３…タービン、４…
ポンプ、５…蒸気入口弁、６…復水貯蔵タンク、７…サ
プレッションプール、８…注水弁、９，10，16，17…遠
隔操作弁、11，18…配管、12…排気配管、13…復水器プ
ール、14…復水器、15…凝縮水配管、19…水位センサ。
ポンプ、５…蒸気入口弁、６…復水貯蔵タンク、７…サ
プレッションプール、８…注水弁、９，10，16，17…遠
隔操作弁、11，18…配管、12…排気配管、13…復水器プ
ール、14…復水器、15…凝縮水配管、19…水位センサ。
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉内で発生する蒸気を動力とするタ
ービン駆動ポンプにより冷却水を原子炉へ補給する補助
給水装置において、前記タービンの排気路に排気蒸気の
冷却凝縮手段を設けると共に、冷却凝縮手段からの凝縮
水路を前記タービン駆動ポンプの吸込み側に連通したこ
とを特徴とする沸騰水型原子炉の補助給水装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9996593A JPH06308277A (ja) | 1993-04-27 | 1993-04-27 | 沸騰水型原子炉の補助給水装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9996593A JPH06308277A (ja) | 1993-04-27 | 1993-04-27 | 沸騰水型原子炉の補助給水装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06308277A true JPH06308277A (ja) | 1994-11-04 |
Family
ID=14261391
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9996593A Pending JPH06308277A (ja) | 1993-04-27 | 1993-04-27 | 沸騰水型原子炉の補助給水装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06308277A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2000019285A (ja) * | 1998-07-06 | 2000-01-21 | Hitachi Ltd | 原子炉除熱系 |
-
1993
- 1993-04-27 JP JP9996593A patent/JPH06308277A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2000019285A (ja) * | 1998-07-06 | 2000-01-21 | Hitachi Ltd | 原子炉除熱系 |
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