JPH0659087A - 原子炉 - Google Patents

原子炉

Info

Publication number
JPH0659087A
JPH0659087A JP5174709A JP17470993A JPH0659087A JP H0659087 A JPH0659087 A JP H0659087A JP 5174709 A JP5174709 A JP 5174709A JP 17470993 A JP17470993 A JP 17470993A JP H0659087 A JPH0659087 A JP H0659087A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
coolant
cooling
refueling
spent fuel
cavity
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP5174709A
Other languages
English (en)
Other versions
JP3226383B2 (ja
Inventor
Michael M Corletti
マリオ コーレッティ マイケル
Louis K Lau
クウォック−シュエン ロー ルイス
Terry L Schultz
リー シュルツ テリー
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPH0659087A publication Critical patent/JPH0659087A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP3226383B2 publication Critical patent/JP3226383B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
    • G21C19/307Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02Details of handling arrangements
    • G21C19/06Magazines for holding fuel elements or control elements
    • G21C19/07Storage racks; Storage pools
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】 加圧水型原子炉(PWR)原子力発電所にお
ける使用済み燃料ピット、燃料交換キャビティ及び燃料
交換用水貯蔵タンク内の冷却材を冷却して浄化するため
の改良型装置を提供する。 【構成】 加圧水型原子炉(1)を用いる原子力発電所
の使用済み燃料ピット(31)は、安全定格がなされた
冷却系を不要にするのに十分な冷却材容量を有する。冗
長性を得るための分岐部(35,37)を備えた非安全
定格の組合せ式冷却及び浄化装置(33)は、使用済み
燃料ピット(31)、燃料交換キャビティ(15)及び
燃料交換用水貯蔵タンク(19)の冷却と浄化を同時に
行い、冷却材を、炉心(5)に通さないで、燃料交換用
水貯蔵タンクから燃料交換キャビティに移動させる。ス
キマー(67)を組合せ式冷却及び浄化装置(33)の
吸込み管に設けることにより、専用ポンプを備える別個
のスキマー回路が不要になる。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、加圧水型原子力発電所
に関し、特に、使用済み燃料ピット、燃料交換キャビテ
ィ及び燃料交換用水貯蔵タンク内の冷却材の冷却及び浄
化を行うと共に冷却材をこれらの構成要素間で移送する
ための装置に関する。
【0002】
【従来の技術及び発明が解決しようとする課題】加圧水
型原子力発電所では、軽水の形態の冷却材を、原子炉容
器内に収容された炉心内の燃料集合体に通す。冷却材は
一次ループ内で炉心と蒸気発生器との間で循環され、蒸
気発生器は一次ループ内の冷却材によって炉心から奪っ
た熱を用いて二次ループ内に蒸気を発生させ、それによ
りタービン発電機を駆動して発電を行う。
【0003】定期的に、炉心の燃料交換を行う必要があ
る。これを行うには、原子炉内で燃料交換キャビティを
燃料交換用水貯蔵タンクからの冷却材で満たす。交換す
べき燃料集合体を炉心から持ち上げて燃料交換キャビテ
ィに移し、そして冷却材中に沈めたままで移送管及び燃
料移送カナルを通って格納容器外部に位置した使用済み
燃料ピットに移して現場で貯蔵する。使用済み燃料ピッ
ト冷却装置が貯蔵された燃料集合体によって放出される
燃料崩壊熱を除去する。冷却装置は、冷却材を使用済み
燃料ピットから熱交換器注へ圧送し、熱交換器は崩壊熱
を構成品冷却水系に捨てる。現行の使用済み燃料ピット
冷却装置は、規制によって安全等級のものであることが
必要とされ、安全等級のバスによる冷却系ポンプの付勢
を含む。これらの要件を満たすためには、2つの完全に
分離された使用済み燃料ピット冷却装置が設けられてい
る。
【0004】燃料交換作業中、オペレータは冷却材を通
して燃料集合体を目で見ることによって燃料交換機を操
作する。そのようにするオペレータの能力は冷却材の透
明度で左右される。現在、燃料交換キャビティは燃料交
換用水貯蔵タンクから炉心を通って循環した冷却材で満
たされる。炉心から脱落したデブリ及び沈殿物が燃料交
換キャビティ内の冷却材の透明度を悪くする。しばし
ば、フィルタ、脱塩装置及びスキマの形態の補助浄化機
器を組み込んで燃料交換中における冷却材の透明度を向
上させる必要がある。
【0005】また透明度は使用済み燃料ピット内の問題
ともなり得る。使用済み燃料ピット冷却装置とは独立の
現在互いに分離した浄化装置を用いると、使用済み燃料
ピット内の冷却材の透明度が向上する。また別個のスキ
マを用いると、使用済み燃料ピットの表面からの異物が
除去される。
【0006】これらの互いに分離した、またある場合に
は冗長性を得るための冷却及び浄化装置の全ては、6ま
たは7つのポンプを含む多量の機器を必要とし、ポンプ
のうち幾つかは安全等級のものでなければならない。
【0007】本発明の主目的は、加圧水型原子力発電所
における使用済み燃料ピット、燃料交換キャビティ及び
燃料交換用水貯蔵タンク内の冷却材を冷却して浄化する
ための改良型装置を提供することにある。
【0008】本発明の別の目的は、安全等級のものであ
る必要がないかかる装置を提供することにある。本発明
のさらにもう1つの目的は、燃料交換キャビティ中の冷
却材の浄化の必要性を軽減することにある。
【0009】本発明のさらにもう1つの目的は、冷却材
を炉心を通過させることなく燃料交換用水貯蔵タンクか
ら燃料交換キャビティに移送することにより燃料交換キ
ャビティの冷却材の浄化の必要性を軽減することにあ
る。
【0010】本発明のさらにもう1つの目的は、所要の
冷却及び浄化機能を全て行うのに必要な機器の総数を減
らすことにある。
【0011】
【課題を解決するための手段】上記目的及び他の目的
は、規制よって必要とされる時間間隔の間、電力を必要
としないで燃料ピット内に貯蔵された特定の本数の燃料
集合体からの崩壊熱を吸収し、使用済み燃料ピット冷却
装置が安全等級のものである必要がないようにする能力
を備えた使用済み燃料ピットを含む原子炉によって達成
される。
【0012】本発明のもう1つの特徴として安全定格が
なされていない使用済み燃料ピット冷却手段が浄化手段
と直列に結合されていて、安全定格がなされていない共
通のポンプを備えた組合せ式冷却及び浄化装置を形成し
ている。この組合せ式冷却及び浄化装置は、単一のルー
プで使用済み燃料ピットの冷却材の冷却と浄化を同時に
行う。好ましくは、単一のループは2つの分岐部を有
し、各分岐部は、例えば熱交換機のような冷却手段及び
例えば脱塩装置やフィルタのような浄化手段並びにそれ
独自の安全定格がなされていないポンプを備えている。
冷却材は組合せ式冷却及び浄化装置の各分岐部によって
使用済み燃料ピットから引き出されて共通吸い込み管を
通り、共通の送出し管を通って使用済み燃料ピットに送
り戻される。スキマ手段は、共通の吸い込み管に連結さ
れ、それにより別個のスキマ回路を不要にしている。
【0013】本発明はさらに、燃料交換キャビティ内の
冷却材を組合せ式冷却及び浄化装置を通して循環させる
ことによりこの冷却材の冷却及び浄化を行うことを含
む。これにより、燃料交換中、追加の冷却及び浄化機器
を用いることが不要になる。
【0014】本発明のもう1つの特徴として、組合せ式
冷却及び浄化装置は、冷却材を炉心に通さないで、燃料
交換用水貯蔵タンクと燃料交換キャビティとの間で移送
するのに用いられる。これにより、炉心内のデブリ及び
沈殿物が、現在の場合のように燃料交換キャビティ内へ
入ることはないので、燃料交換キャビティ内の冷却材の
透明度が向上する。燃料交換キャビティ内の水の透明度
は、燃料交換に先立って、燃料交換用水貯蔵タンクの冷
却材を組合せ式冷却及び浄化装置を通って循環させるこ
とにより一段と向上できる。
【0015】本発明は、加圧水型原子力発電所における
原子炉の上記改良に関する。
【0016】本発明を完全に理解するには、本発明を具
体化した加圧水型原子力発電所の構成要素をを概略的に
示す添付の図面を参照して好ましい実施例の以下の詳細
な説明を読むと得ることができる。
【0017】
【実施例】本発明にかかる加圧水型原子炉(PWR)を
用いる原子力発電所の構成要素が図面に概略的に示され
ている。PWR1は、燃料集合体7のマトレックスを収
容した炉心5を備えた原子炉容器3を有している。原子
炉冷却系9は、蒸気発生器(図示せず)の一次側に連結
されたホットレッグ11とこれまた蒸気発生器に連結さ
れたコールドレッグ13と、軽水の形態の冷却材を燃料
集合体7全体に接触させながら炉心5を通って循環さ
せ、次いでホットレッグ11を通って蒸気発生器に至
り、そしてコールドレッグ13を通って送り戻すポンプ
(これまた図示せず)とを含む。燃料集合体7内の燃料
の核分裂により生じた熱によって、冷却材が加熱され、
この冷却材は蒸気発生器で用いられ、二次ループ内に蒸
気を発生させ、それによりタービン発電機(これまた図
示せず)を駆動する。
【0018】定期的に炉心5の燃料交換が実施される
が、そのために、原子炉容器のヘッド17を包囲する燃
料交換キャビティ15を格納容器内燃料交換用水貯蔵タ
ンク19からの冷却材で満たす。燃料交換中、ヘッド1
7を原子炉容器3から取り外し、交換すべき燃料集合体
を燃料交換機(図示せず)によって持ち上げて燃料交換
キャビティ15内に移し、この中で冷却材中に沈めたま
まにする。取り出した燃料集合体7を回転させて水平位
置にし、状態では開いた手動の弁23が設けられた燃料
移送管21を通過させて燃料移送カナル25に移送す
る。燃料移送管21は格納容器27を貫通している。図
面中の符号27の左側の構成要素は全て格納容器内に位
置し、これに対し27の右側の構成要素は全て格納容器
内の外部に位置している。
【0019】使用済み燃料集合体は冷却材中で燃料移送
カナル25を通って運ばれ、状態では開いているゲート
29を通過して使用済み燃料ピット31内へ移され、こ
の中において冷却材中で貯蔵される。一般に原子炉3の
燃料交換は約18ヵ月ごとに実施される。燃料交換の際
その都度、約3分の1の燃料集合体が取り出されて使用
済み燃料ピットに移送される。典型的には、使用済み燃
料ピットは、使用済み燃料集合体を10年間分収容する
よう設計されている。
【0020】使用済み燃料ピット31は貯蔵された使用
済み燃料集合体からの崩壊熱の除去能力を持たなければ
ならない。また、使用済み燃料ピット内の冷却材を浄化
して良好な透明度を維持し、燃料集合体を観察できるよ
うにすることが必要である。本発明によれば、これらの
機能を同時に行うために組合せ式冷却及び浄化装置
(K)33が設けられている。本発明の独特な特徴は、
使用済み燃料ピット31が、組合せ式冷却及び浄化装置
33を操作しないで、補正操作の実施をするのに十分な
期間で、丸10年間堆積貯蔵された使用済み燃料集合体
からの崩壊熱を吸収するに十分な量の冷却材を有してい
ることである。例示の装置では、これは少なくとも72
時間の期間である。これによりPWRのための自動式安
全装置の新構想を実効あらしめる。「受動式」とは、安
全装置が例えば事故、電力損失、地震などの外乱の発生
後、オペレータの介在も、電力を必要とする機器の使用
もなくプラントを安全状態に維持することを意味する。
かくして、使用済み燃料ピットの場合、もし組合せ式冷
却及び浄化装置が故障したり、或いは電力を供給されな
くても、使用済み燃料ピットは少なくとも72時間安全
状態に維持され、その間に組合せ式冷却及び浄化装置の
回復を行うことができ、或いは一時的冷却手段を作動さ
せることができる。
【0021】組合せ式冷却及び浄化装置33は2つの分
岐部35,37を有している。2つの分岐部35,37
は、冷却材を使用済み燃料ピット31から取水フィルタ
41を通して引き出す共通吸い込み管39を有する第1
の配管系38に含まれている。両方の分岐部35,37
は冷却材を共通の送出し管43を通して使用済み燃料ピ
ット31内へ送り込む。
【0022】組合せ式冷却及び浄化装置33の分岐部3
5,37は各々、熱交換器45を有している。熱交換器
45の一次側を通過して冷却材から奪い取られた熱は、
二次側を通る構成品冷却水によって除去される。
【0023】組合せ式冷却及び浄化装置33の分岐部3
5,37はまた、フィルタ51と直列に配置された脱塩
装置49を有する浄化装置47を有する。弁53を用い
て脱塩装置とフィルタを互いに隔離することができる。
脱塩装置49及びフィルタ51と並列にオリフィス55
が設けられており、このオリフィスは脱塩装置及びフィ
ルタを通過する分岐部内の流量の割合を設定する。例示
の装置では、流量の約3分の1は浄化され、3分の2が
オリフィス55によってバイパスされる。最後に各分岐
部35,37はポンプ57を有している。使用済み燃料
ピットが使用済み燃料集合体の冷却を行うことができる
ので、組合せ式冷却及び浄化装置33は安全定格を行う
必要がなく、かくしてポンプは安定定格バスによって動
力を供給する必要がない。しかしながら、ポンプ57に
ついて補助電源装置(図示せず)を設けるのがよい。
【0024】共通吸い込み管39内に設けられた手動操
作の弁59,61が、使用済み燃料ピット31から組合
せ式冷却及び浄化装置33のそれぞれの分岐部35,3
7への冷却材の流量を制御する。同様に、共通送出し管
43内に設けられた止め弁63,65が、分岐部35,
37からの使用済み燃料ピット31に戻るそれぞれの冷
却材の流量を制御する。組合せ式冷却及び浄化装置の分
岐部35,37は各々、使用済み燃料ピットの所要の冷
却及び浄化能力を有する。しかしながら、冗長性を得る
ための分岐部は冷却及び浄化の有効性を増す。換言する
と、両方の分岐部のための弁59,61,63,65は
開いているが、選択した分岐部内のポンプ57だけ常時
作動させる。これら弁を常に開いた状態で分岐部相互間
の移送を作動中のポンプを単に切り替えることによって
迅速に行うことができる。
【0025】本発明をさらに、ライン69により共通吸
込み管39に連結されていて、表面デブリを使用済み燃
料ピット31内の冷却材から除去するスキマ67を提供
する。これにより、独自のポンプを備えた別々のスキマ
回路の電流が不要になる。
【0026】本発明のもう1つの特徴として、組合せ式
冷却及び浄化装置33は、燃料交換キャビティ15内の
冷却材を冷却して浄化するのに用いることができる。か
くして、隔離弁73を備えた吸込み管1及び遮断弁77
を備えた送出し管75を含む第2の配管系70が、燃料
交換キャビティ15を組合せ式冷却及び浄化装置33と
ループをなすよう連結している。原子炉格納容器27の
内部には電動隔離弁9,81が新たに設けられ、格納容
器27の外部には電動弁83及び逆止弁85が設けられ
ている。燃料交換キャビティの冷却材は、入口弁87,
89及び出口弁91,93によって組合せ式冷却及び浄
化装置33の分岐部35,37のうち一方に通される。
弁59〜65及び87〜93を適切に操作することによ
り組合せ式冷却及び浄化装置33の分岐部35,37の
うち一方を使用済み燃料ピット31からの冷却材の冷却
及び浄化を行うよう結合でき、その間、他方の分岐部は
燃料交換キャビティ15からの冷却材の冷却及び浄化を
行っている。かくして、組合せ式冷却及び浄化装置33
を、燃料交換作業中従来燃料交換キャビティの冷却材を
冷却するのに用いられている原子炉残留熱除去系(RH
R)を補充するものとして、或いはそれに代えて使用す
ることができる。本発明を用いると、燃料交換キャビテ
ィ内の冷却材を正常にするための一時的な機器が不要に
なる。加うるに、表面デブリを燃料交換キャビティの冷
却材から除去するために、吸込み管71の取入れ口には
スキマ95が設けられている。この場合もまた、このよ
うにすることにより、別個の油圧回路及びポンプを備え
た一時的スキマ機器が不要になる。
【0027】また、燃料交換用水貯蔵タンク19内の冷
却材を正常にするために組合せ式冷却及び浄化装置33
を使用できることも本発明の特徴である。かくして、独
自の選択弁101,103を備えた吸込み管97及び送
出し管99を含む第3の配管系96が、弁59〜63及
び87〜93と関連して使用され、燃料交換用水貯蔵タ
ンク19を組合せ式冷却及び浄化装置33の分岐部3
5,37のうち一方とループをなして選択的に連結して
いる。
【0028】本発明のもう1つの重要な特徴として、弁
101,77を開き、弁103,73を閉じることによ
り、燃料交換のため、組合せ式冷却及び浄化装置33を
用いて冷却材を燃料交換用水貯蔵タンク19と燃料交換
キャビティ15との間で移送させることができる。これ
により従来行われているように冷却材を炉心5に通すこ
となく、燃料交換キャビティ15を燃料交換用水貯蔵タ
ンク19からの冷却材で満たすことができる。かくし
て、燃料交換キャビティ15に移される冷却材は炉心5
からのデブリ及び沈殿物をピックアップすることはな
い。さらに、浄化装置47に通すことにより、燃料交換
キャビティ15に送り出される冷却材の透明度が向上す
る。本発明によれば、燃料交換に先立つ期間中、燃料交
換用水貯蔵タンク19内の冷却材を組合せ式冷却及び浄
化装置33を通って循環させてから燃料交換に供するこ
とができる。
【0029】
【発明の効果】上記の説明から理解できるように、本発
明は多くの利点を奏する。第1に、本発明は受動式使用
済み燃料ピットの冷却を提供する。また本発明は、安全
定格をする必要がない使用済み燃料ピット冷却装置を提
供する。本発明は、冷却及び浄化の有効性を向上させ、
しかも燃料交換キャビティ内の冷却材の冷却と浄化を同
時に行い且つ使用済み燃料ピットの冷却材の冷却と浄化
を行いながら燃料交換用水貯蔵タンク内の冷却材を浄化
するための冗長分岐部を有するのがよい単一のループ内
にこれら装置を組合せることにより使用済み燃料ピット
の冷却及び浄化に必要な装置の数を減らす。本発明はま
た、使用済み燃料ピットの別個もスキマ回路を不要に
し、また格納容器の一時的透明化及び燃料交換キャビテ
ィのスキマ装置を不要にする。本発明によりもう1つの
重要な利点は、冷却材を炉心に通す必要なく、冷却材を
燃料交換用水貯蔵タンクから燃料交換キャビティに移送
でき、しかも冷却材を燃料交換キャビティに移送しなが
らその透明度を向上させることができることにある。
【0030】
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明を具体化した加圧水型原子力発電所の種
々の構成要素の略図である。
【符号の説明】
3 原子炉容器 5 炉心 7 燃料集合体 9 原子炉冷却系 11 ホットレッグ 13 コールドレッグ 15 燃料交換キャビティ 17 ヘッド 19 格納容器内燃料交換用水貯蔵タンク 21 燃料移送管 25 燃料移送カナル 31 使用済み燃料ピット 33 組合せ式冷却及び浄化装置 35,37 分岐部 38 第1の配管系 47 浄化装置 49 脱塩装置 45 熱交換器 51 フィルタ 57 ポンプ 27 格納容器 70 第2の配管系 71 吸込み管 75 送出し管 96 第3の配管系
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ルイス クウォック−シュエン ロー アメリカ合衆国 ペンシルベニア州 モン ロービル ソーンダースステーションロー ド 2427 (72)発明者 テリー リー シュルツ アメリカ合衆国 ペンシルベニア州 マリ スビル メイフラワーカウンティ 4062

Claims (9)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 燃料集合体が装荷される炉心を備えた原
    子炉容器と、冷却材を炉心を通って循環させる原子炉冷
    却系と、燃料集合体を炉心に挿入したりこれから取り出
    す際に通過させる燃料交換キャビティと、炉心から取り
    出したある特定の本数までの燃料集合体を冷却材中に貯
    蔵する使用済み燃料ピットと、燃料集合体を燃料交換キ
    ャビティと使用済み燃料ピットとの間で冷却材中にて移
    送させる燃料移送手段と、燃料交換中、燃料交換キャビ
    ティを満たすある量の冷却材を収容している燃料交換用
    水貯蔵タンクと、使用済み燃料ピット冷却手段と、粒状
    物を冷却材からすくい取るスキマ手段と、冷却材を浄化
    する浄化手段とを有する原子炉において、前記使用済み
    燃料ピットは、前記使用済み燃料ピットを冷却手段を操
    作することなく少なくとも特定の時間数の間前記特定の
    本数の燃料集合体からの崩壊熱を除去するのに充分な量
    の冷却材を有していることを特徴とする原子炉。
  2. 【請求項2】 前記使用済み燃料ピット冷却手段と前記
    浄化手段は、組合せ式冷却及び浄化装置を形成するよう
    直列に結合されており、該組合せ式冷却及び浄化装置
    は、安全定格がなされていない共通のポンプ手段及び前
    記使用済み燃料ピットから引き出された冷却材を前記組
    合せ式冷却及び浄化装置を通って循環させ、使用済み燃
    料ピットに送り戻し、それにより単一のループで使用済
    み燃料ピットの冷却材の冷却と浄化を同時に行うように
    している第1の管手段を有していることを特徴とする請
    求項1の原子炉。
  3. 【請求項3】 前記スキマ手段は、前記第1の管手段に
    連結され、冷却材は前記第1の管手段を通って前記使用
    済み燃料ピットから共通のポンプ手段によって引き出さ
    れて、前記組合せ式冷却及び浄化装置に循環されること
    を特徴とする請求項2の原子炉。
  4. 【請求項4】 前記燃料交換キャビティから引き出され
    た冷却材を前記組合せ式冷却及び浄化装置を通って選択
    的に循環させ、燃料交換キャビティに送り戻し、それに
    より前記キャビティ内で燃料交換キャビティの冷却材の
    冷却及び浄化を同時に行う第2の管手段をさらに有する
    ことを特徴とする請求項2の原子炉。
  5. 【請求項5】 前記スキマ手段は前記第2の管手段に連
    結され、冷却材は前記第2の管手段を通って前記共通の
    ポンプ手段によって前記燃料交換キャビティから引き出
    され、前記組合せ式冷却及び浄化装置を通って循環され
    ることを特徴とする請求項4の原子炉。
  6. 【請求項6】 前記燃料交換用水貯蔵タンクから引き出
    された冷却材を前記組合せ式冷却及び浄化装置を通って
    循環させ、前記共通のポンプ手段を用いて前記燃料交換
    用水貯蔵タンクに送り戻す第3の管手段をさらに有する
    ことを特徴とする請求項2の原子炉。
  7. 【請求項7】 燃料交換用水貯蔵タンクから引き出され
    た冷却材を前記組合せ式冷却及び浄化装置を通って循環
    させ、前記炉心を通過させることなく、前記共通のポン
    プ手段によって前記燃料交換キャビティに直接送る第4
    の管手段をさらに有することを特徴とする請求項2の原
    子炉。
  8. 【請求項8】 前記共通のポンプ手段を用いて前記炉心
    に通過させることなく、冷却材を、前記組合せ式冷却及
    び浄化装置を通って前記燃料交換キャビティと前記燃料
    交換用水貯蔵タンクとの間で選択的に移送するための移
    送手段をさらに有することを特徴とする請求項2の原子
    炉。
  9. 【請求項9】 前記組合せ式冷却及び浄化装置は、平行
    な分岐管を含み、各分岐管は冷却手段、浄化手段及び共
    通のポンプを有し、前記第1の管手段は両方の分岐管に
    ついて使用済み燃料ピットから冷却材を引き出す共通の
    吸い込み管手段及び冷却材を両方の分岐管から使用済み
    燃料ピット内へ送り込む共通の送出し管手段を含むこと
    を特徴とする請求項2の原子炉。
JP17470993A 1992-06-24 1993-06-21 原子炉 Expired - Lifetime JP3226383B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US07/903,632 US5271051A (en) 1992-06-24 1992-06-24 Combined cooling and purification system for nuclear reactor spent fuel pit, refueling cavity, and refueling water storage tank
US07/903632 1992-06-24

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH0659087A true JPH0659087A (ja) 1994-03-04
JP3226383B2 JP3226383B2 (ja) 2001-11-05

Family

ID=25417828

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP17470993A Expired - Lifetime JP3226383B2 (ja) 1992-06-24 1993-06-21 原子炉

Country Status (6)

Country Link
US (1) US5271051A (ja)
JP (1) JP3226383B2 (ja)
KR (1) KR940001177A (ja)
CN (1) CN1046046C (ja)
GB (1) GB2268318B (ja)
IT (1) IT1263671B (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2016510898A (ja) * 2013-03-14 2016-04-11 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 使用済燃料プール水の補給量を抑えるための格納容器内における使用済燃料の貯蔵

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5488642A (en) * 1994-08-22 1996-01-30 Consolidated Edison Company Of New York, Inc. Cooling system for spent fuel pool
DE10217969A1 (de) * 2002-04-22 2003-11-06 Framatome Anp Gmbh Zwischenlagersystem für Brennelemente aus einer kerntechnischen Anlage sowie Verfahren zum Betreiben eines derartigen Zwischenlagersystems
US20070084782A1 (en) * 2005-10-05 2007-04-19 Enercon Services, Inc. Filter medium for strainers used in nuclear reactor emergency core cooling systems
US8160197B2 (en) * 2007-03-06 2012-04-17 Areva Np Nuclear power plant using nanoparticies in closed circuits of emergency systems and related method
US8270555B2 (en) * 2008-05-01 2012-09-18 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Systems and methods for storage and processing of radioisotopes
US9466399B2 (en) * 2009-05-21 2016-10-11 Westinghouse Electric Company Llc Expansion gap radiation shield
CN101625908B (zh) * 2009-07-22 2012-06-27 中国广东核电集团有限公司 一种核电站硼回收系统
US20110283701A1 (en) * 2011-08-07 2011-11-24 Shahriar Eftekharzadeh Self Powered Cooling
US9208906B2 (en) 2012-06-13 2015-12-08 Westinghouse Electric Company Llc Passive system for cooling the core of a nuclear reactor
CN103021487B (zh) * 2012-11-27 2016-02-03 中国核电工程有限公司 一种乏燃料水池冷却及净化系统
US9881704B2 (en) * 2015-01-28 2018-01-30 Nuscale Power, Llc Containment vessel drain system
US10354762B2 (en) 2015-10-26 2019-07-16 Nuscale Power, Llc Passive cooling to cold shutdown
CN109166636B (zh) * 2018-08-06 2023-08-25 广东核电合营有限公司 一种压水堆核电机组一回路不间断净化的系统及方法
CN111446012A (zh) * 2019-01-16 2020-07-24 华龙国际核电技术有限公司 一种乏燃料水池冷却系统
CN117711654B (zh) * 2023-11-09 2024-06-18 安徽新核能源科技有限公司 一种使用液态金属冷却剂的核电站核岛系统

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2217398A1 (de) * 1972-04-11 1973-10-25 Siemens Ag Kernreaktor
US4004154A (en) * 1975-03-17 1977-01-18 Combustion Engineering, Inc. Fissionable mass storage device
DE2554180A1 (de) * 1975-12-02 1977-06-16 Kraftwerk Union Ag Kernreaktoranlage
JPS54148994A (en) * 1978-05-16 1979-11-21 Toshiba Corp Fuel pool cooling and purifing device
JPS54162094A (en) * 1978-06-14 1979-12-22 Toshiba Corp Fuel pool cooling and cleaning device
DE3014289A1 (de) * 1980-04-15 1981-10-22 Hoechst Ag, 6000 Frankfurt Verfahren zum abfuehren der zerfallswaerme radioaktiver substanzen
JPS6290598A (ja) * 1985-10-17 1987-04-25 株式会社東芝 燃料プ−ル冷却浄化系
US4753771A (en) * 1986-02-07 1988-06-28 Westinghouse Electric Corp. Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor
JPH0640147B2 (ja) * 1987-08-26 1994-05-25 株式会社日立製作所 使用済燃料プ−ル浄化冷却設備
US4959146A (en) * 1988-01-21 1990-09-25 Kristan Louis L Remotely operated submersible underwater suction apparatus

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2016510898A (ja) * 2013-03-14 2016-04-11 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 使用済燃料プール水の補給量を抑えるための格納容器内における使用済燃料の貯蔵

Also Published As

Publication number Publication date
JP3226383B2 (ja) 2001-11-05
GB9312416D0 (en) 1993-07-28
CN1046046C (zh) 1999-10-27
GB2268318A (en) 1994-01-05
CN1080771A (zh) 1994-01-12
GB2268318B (en) 1996-02-14
ITPD930130A1 (it) 1994-12-14
US5271051A (en) 1993-12-14
ITPD930130A0 (it) 1993-06-14
KR940001177A (ko) 1994-01-10
IT1263671B (it) 1996-08-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH0659087A (ja) 原子炉
CA2830162C (en) Self-contained emergency spent nuclear fuel pool cooling system
CN111081399B (zh) 核电厂应急堆芯冷却系统
CN109243634B (zh) 反应堆安全系统
CN103596658A (zh) 燃料处置区域无源过滤设计
JPH056082B2 (ja)
JPH09240U (ja) 原子炉水浄化系
RU2102800C1 (ru) Энергетическая установка
JP5513846B2 (ja) 原子力発電プラントおよびその運転方法
JPH1090468A (ja) 非常用炉心冷却装置
JP2001091684A (ja) 燃料プール冷却設備
JPH0640147B2 (ja) 使用済燃料プ−ル浄化冷却設備
KR100448876B1 (ko) 원자력발전소의 비상급수 시스템
JP4351794B2 (ja) 原子力発電所の補給水設備
JPH07318687A (ja) 原子炉冷却材浄化系
CN215868665U (zh) 一种净化装置及核电厂反应系统
CN213545931U (zh) 一种压水堆核电站乏燃料水池冷却过滤系统
JP2003149380A (ja) プール水浄化設備
JP2573284B2 (ja) 原子炉ウエルプール冷却設備の運転方法
JPH08285983A (ja) 非常用炉心冷却設備
JPH029720B2 (ja)
JPS60178394A (ja) 原子炉の冷却材浄化システム
JPH0679073B2 (ja) 原子炉冷却材浄化系
JP2563506B2 (ja) 原子炉冷却材浄化設備
JPS59112293A (ja) 海水漏洩水除染装置

Legal Events

Date Code Title Description
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20010817

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20070831

Year of fee payment: 6

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080831

Year of fee payment: 7

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090831

Year of fee payment: 8

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090831

Year of fee payment: 8

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100831

Year of fee payment: 9

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110831

Year of fee payment: 10

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120831

Year of fee payment: 11

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120831

Year of fee payment: 11

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130831

Year of fee payment: 12

EXPY Cancellation because of completion of term