JPH0694881A - 非常用原子炉冷却系 - Google Patents
非常用原子炉冷却系Info
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- JPH0694881A JPH0694881A JP4241665A JP24166592A JPH0694881A JP H0694881 A JPH0694881 A JP H0694881A JP 4241665 A JP4241665 A JP 4241665A JP 24166592 A JP24166592 A JP 24166592A JP H0694881 A JPH0694881 A JP H0694881A
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- water
- cooling water
- container
- pressure
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-
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- 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
Abstract
(57)【要約】
【構成】原子炉圧力容器２から斜め下向きに引き出され
た配管３０を経由して、重力落下水容器２６に貯蔵され
る冷却水を炉心１に注入可能とする。この注水配管が、
高温となる原子炉圧力容器２への連通部よりも下方を経
由することにより、管内で温度成層化が起こるため、自
然対流熱伝達によって配管内の冷却水の温度が上昇する
ことはない。 【効果】配管内で冷却水の温度が高温となる領域を従来
と比較して減少させることが可能である。従って、原子
炉設備の熱損失量を減少させる。さらに、非常時に注入
される冷却水が減圧沸騰して原子炉圧力容器の減圧を遅
らせることと、注水配管内で二相流となって注水流量を
減少させることを防止する。
た配管３０を経由して、重力落下水容器２６に貯蔵され
る冷却水を炉心１に注入可能とする。この注水配管が、
高温となる原子炉圧力容器２への連通部よりも下方を経
由することにより、管内で温度成層化が起こるため、自
然対流熱伝達によって配管内の冷却水の温度が上昇する
ことはない。 【効果】配管内で冷却水の温度が高温となる領域を従来
と比較して減少させることが可能である。従って、原子
炉設備の熱損失量を減少させる。さらに、非常時に注入
される冷却水が減圧沸騰して原子炉圧力容器の減圧を遅
らせることと、注水配管内で二相流となって注水流量を
減少させることを防止する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉に係り、特に、
原子炉の安全設計で想定することになっている冷却材喪
失時に炉心を冷却し、格納容器内の圧力上昇を抑制する
のに好適な原子炉に関する。
原子炉の安全設計で想定することになっている冷却材喪
失時に炉心を冷却し、格納容器内の圧力上昇を抑制する
のに好適な原子炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子炉の安全設計で想定しなければなら
ない冷却材喪失事故時に、ポンプなどの動的機器を用い
ない受動的な冷却機構によって、炉心から発生する崩壊
熱を除去する原子炉設備が提案されている。
ない冷却材喪失事故時に、ポンプなどの動的機器を用い
ない受動的な冷却機構によって、炉心から発生する崩壊
熱を除去する原子炉設備が提案されている。
【０００３】特開昭57−69289 号公報に記載があるよう
に、原子炉炉心よりも上方に設置した貯水容器に予め冷
却水を準備しておき、重力を駆動力として炉心部分への
注水を行う非常用炉心冷却系がある。この冷却系は、貯
水容器の上部空間と原子炉圧力容器の上部空間を配管で
接続し、両容器内の圧力を均一化することにより、貯水
容器の冷却水を重力の作用により圧力容器内に注入す
る。貯水容器と圧力容器を接続する配管には、弁機構が
設けられ、通常運転時には貯水容器と圧力容器を隔離し
ている。
に、原子炉炉心よりも上方に設置した貯水容器に予め冷
却水を準備しておき、重力を駆動力として炉心部分への
注水を行う非常用炉心冷却系がある。この冷却系は、貯
水容器の上部空間と原子炉圧力容器の上部空間を配管で
接続し、両容器内の圧力を均一化することにより、貯水
容器の冷却水を重力の作用により圧力容器内に注入す
る。貯水容器と圧力容器を接続する配管には、弁機構が
設けられ、通常運転時には貯水容器と圧力容器を隔離し
ている。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】このような受動的に動
作する非常用冷却系の注水配管内は、注入用の冷却水で
満たされている。圧力容器連通部に近い注水配管内の冷
却水は圧力容器内を流動する冷却材との対流熱伝達によ
る加熱を受け、配管内で自然対流を起こしていると考え
られる。この現象により、配管内の冷却水が高温とな
り、配管の管壁から外部へ放熱する。この放熱は、原子
炉設備の熱損失の原因となる。また、注水系の配管が高
温となると、非常時に圧力容器の圧力が低下した場合に
配管中の高温の冷却水が減圧沸騰を起こし、圧力容器内
の減圧を遅らせるとともに、注水配管内で二相流となっ
て流れることにより、注入初期の注水量を減少させる可
能性がある。
作する非常用冷却系の注水配管内は、注入用の冷却水で
満たされている。圧力容器連通部に近い注水配管内の冷
却水は圧力容器内を流動する冷却材との対流熱伝達によ
る加熱を受け、配管内で自然対流を起こしていると考え
られる。この現象により、配管内の冷却水が高温とな
り、配管の管壁から外部へ放熱する。この放熱は、原子
炉設備の熱損失の原因となる。また、注水系の配管が高
温となると、非常時に圧力容器の圧力が低下した場合に
配管中の高温の冷却水が減圧沸騰を起こし、圧力容器内
の減圧を遅らせるとともに、注水配管内で二相流となっ
て流れることにより、注入初期の注水量を減少させる可
能性がある。
【０００５】そこで本発明は、非常時に、原子炉炉心よ
りも上部に設置した容器内の冷却水を配管を通して圧力
容器内に注入する原子炉冷却系において、非常用冷却系
の注水配管内の冷却水の温度が高温となる領域を減少さ
せ、非常時に冷却水が減圧沸騰して圧力容器内の減圧を
遅らせることと注水流量を減少させることを防止するこ
とを第１の目的とする。
りも上部に設置した容器内の冷却水を配管を通して圧力
容器内に注入する原子炉冷却系において、非常用冷却系
の注水配管内の冷却水の温度が高温となる領域を減少さ
せ、非常時に冷却水が減圧沸騰して圧力容器内の減圧を
遅らせることと注水流量を減少させることを防止するこ
とを第１の目的とする。
【０００６】本発明の第２の目的は、非常用冷却系の注
水配管内に内容される冷却水の温度が高温となる領域を
減少させ、原子炉設備の熱損失量を減少させることであ
る。
水配管内に内容される冷却水の温度が高温となる領域を
減少させ、原子炉設備の熱損失量を減少させることであ
る。
【０００７】
【課題を解決するための手段】この目的を達成するため
の本発明の手段は、非常用炉心冷却系の注水配管内を冷
却水が上向きに流動して注入される部分をもつように注
水配管を設置する。
の本発明の手段は、非常用炉心冷却系の注水配管内を冷
却水が上向きに流動して注入される部分をもつように注
水配管を設置する。
【０００８】
【作用】上記の手段によれば、非常用炉心冷却系の注水
配管内に内容される冷却水の自然対流現象が抑制され温
度成層を形成することにより、配管内で冷却水の温度が
高温となる領域を従来技術と比較して減少させることが
可能である。
配管内に内容される冷却水の自然対流現象が抑制され温
度成層を形成することにより、配管内で冷却水の温度が
高温となる領域を従来技術と比較して減少させることが
可能である。
【０００９】
【実施例】本発明の一実施例を、図１ないし図４により
説明する。
説明する。
【００１０】本実施例を適用する原子炉格納容器は、炉
心１を内包する原子炉圧力容器２，原子炉圧力容器２を
格納するドライウェル３と、ドライウェル３の外周に設
置された圧力抑制プール５とその上部の気相空間である
ウェットウェル６，ドライウェル３内で炉心１よりも上
部位置に設置される重力落下水容器２６等から構成され
ている。
心１を内包する原子炉圧力容器２，原子炉圧力容器２を
格納するドライウェル３と、ドライウェル３の外周に設
置された圧力抑制プール５とその上部の気相空間である
ウェットウェル６，ドライウェル３内で炉心１よりも上
部位置に設置される重力落下水容器２６等から構成され
ている。
【００１１】特徴となる構成要素は、一端を原子炉圧力
容器内に連通して斜め下向きに設置される配管３０と、
下端を配管３０の他端に接続する垂直な配管３２と、配
管３２の上端を逆止弁２９と遮断弁４０を介して重力落
下水容器２６に接続する水平な配管３３である。逆止弁
２９は重力落下水容器２６から原子炉圧力容器２の向き
に冷却水が流れるように設置する。
容器内に連通して斜め下向きに設置される配管３０と、
下端を配管３０の他端に接続する垂直な配管３２と、配
管３２の上端を逆止弁２９と遮断弁４０を介して重力落
下水容器２６に接続する水平な配管３３である。逆止弁
２９は重力落下水容器２６から原子炉圧力容器２の向き
に冷却水が流れるように設置する。
【００１２】通常運転時、圧力容器２の内部を流動する
冷却材は高温であり、図２に示すように配管３０の内部
の冷却水は圧力容器２の連通部からの対流熱伝達によっ
て加熱され、管内の上部で自然対流を起こしている。一
方、この連通部よりも低い位置に存在する冷却水は冷水
塊を形成し、この配管３０の内部で温度成層を形成す
る。このため、配管３０に接続される配管３２の冷却水
の温度上昇は、配管材料と冷却水の熱伝導に起因するも
のが主となり、冷却水の自然対流による熱伝達が起こる
場合に比べて小さい。結果として、注水配管を通して原
子炉圧力容器から損失する熱量も制限される。
冷却材は高温であり、図２に示すように配管３０の内部
の冷却水は圧力容器２の連通部からの対流熱伝達によっ
て加熱され、管内の上部で自然対流を起こしている。一
方、この連通部よりも低い位置に存在する冷却水は冷水
塊を形成し、この配管３０の内部で温度成層を形成す
る。このため、配管３０に接続される配管３２の冷却水
の温度上昇は、配管材料と冷却水の熱伝導に起因するも
のが主となり、冷却水の自然対流による熱伝達が起こる
場合に比べて小さい。結果として、注水配管を通して原
子炉圧力容器から損失する熱量も制限される。
【００１３】万一、原子炉圧力容器２とドライウェル３
の圧力境界に漏洩または破断が発生し、冷却材が圧力容
器内から喪失する事故が起こった場合、炉水位信号及び
ドライウェル圧力信号の変化を検知して逃し弁，減圧弁
（図示せず）が順次開放される。このとき、遮断弁４０
も開放される。
の圧力境界に漏洩または破断が発生し、冷却材が圧力容
器内から喪失する事故が起こった場合、炉水位信号及び
ドライウェル圧力信号の変化を検知して逃し弁，減圧弁
（図示せず）が順次開放される。このとき、遮断弁４０
も開放される。
【００１４】逃し弁及び減圧弁の開放により、原子炉圧
力容器２内で発生する高温高圧の蒸気が、圧力抑制プー
ル５内及びドライウェル３内に放出される。これによっ
て圧力容器内の圧力は、配管３２の冷却水の温度に対す
る飽和圧力まで低下する。もしも配管３２の冷却水の温
度が高く、その飽和圧力が重力落下水容器の注水可能圧
力よりも高ければ、配管３２内で減圧沸騰がおき、図３
の細線に示すように圧力容器２の圧力低下速度は緩めら
れる。一方、本実施例の場合のように、配管３２の冷却
水の温度が低く、その飽和圧力が注水可能圧力よりも低
ければ、配管３２内で減圧沸騰はおこらず、圧力低下の
速度は図３の太線のようになる。
力容器２内で発生する高温高圧の蒸気が、圧力抑制プー
ル５内及びドライウェル３内に放出される。これによっ
て圧力容器内の圧力は、配管３２の冷却水の温度に対す
る飽和圧力まで低下する。もしも配管３２の冷却水の温
度が高く、その飽和圧力が重力落下水容器の注水可能圧
力よりも高ければ、配管３２内で減圧沸騰がおき、図３
の細線に示すように圧力容器２の圧力低下速度は緩めら
れる。一方、本実施例の場合のように、配管３２の冷却
水の温度が低く、その飽和圧力が注水可能圧力よりも低
ければ、配管３２内で減圧沸騰はおこらず、圧力低下の
速度は図３の太線のようになる。
【００１５】やがて、圧力容器の圧力が注水可能な圧力
まで下がると、逆止弁２９が開状態となり、重力落下水
容器２６に貯蔵されていた冷却水が配管３３と開状態と
なっている遮断弁４０と逆止弁２９と配管３２と配管３
０を経由して原子炉圧力容器２に注水され、炉心１の冠
水が維持される。このとき、本実施例の場合のように注
水配管の温度が低ければ、配管内での冷却水の減圧沸騰
がおこらず、冷却水は時刻ｔ０から液相状態を保ったま
ま、図４の太線に示すように、圧力容器２内に注入され
る。これに対し、冷却水の温度が高い場合、図４の細線
で示すように時刻ｔ１から、はじめは配管内で沸騰して
二相流状態となって少量の冷却水が流入する。
まで下がると、逆止弁２９が開状態となり、重力落下水
容器２６に貯蔵されていた冷却水が配管３３と開状態と
なっている遮断弁４０と逆止弁２９と配管３２と配管３
０を経由して原子炉圧力容器２に注水され、炉心１の冠
水が維持される。このとき、本実施例の場合のように注
水配管の温度が低ければ、配管内での冷却水の減圧沸騰
がおこらず、冷却水は時刻ｔ０から液相状態を保ったま
ま、図４の太線に示すように、圧力容器２内に注入され
る。これに対し、冷却水の温度が高い場合、図４の細線
で示すように時刻ｔ１から、はじめは配管内で沸騰して
二相流状態となって少量の冷却水が流入する。
【００１６】このように本実施例では、配管内の冷却水
が高温となる場合と比較して、圧力容器内への冷却水の
注入をより早い時期に、より流量の多い液相状態のまま
行うことができる。
が高温となる場合と比較して、圧力容器内への冷却水の
注入をより早い時期に、より流量の多い液相状態のまま
行うことができる。
【００１７】図５を用いて本発明の別の実施例を説明す
る。
る。
【００１８】本実施例を適用する原子炉格納容器は、図
１を用いて説明した実施例と同様の構成である。特徴と
なる構成要素は、一端を原子炉圧力容器２の内部に連通
しその途中部分に逆止弁２９を配置した水平な配管３０
と、上端を配管３０の他端に接続する垂直な配管３１
と、一端を重力落下水容器２６の内部に連通しその途中
部分に遮断弁４０を配置する水平な配管３３と、配管３
１の下端と配管３３の他端を接続する配管３２である。
逆止弁２９は重力落下水容器２６から原子炉圧力容器２
の向きに冷却水が流れるように設置する。
１を用いて説明した実施例と同様の構成である。特徴と
なる構成要素は、一端を原子炉圧力容器２の内部に連通
しその途中部分に逆止弁２９を配置した水平な配管３０
と、上端を配管３０の他端に接続する垂直な配管３１
と、一端を重力落下水容器２６の内部に連通しその途中
部分に遮断弁４０を配置する水平な配管３３と、配管３
１の下端と配管３３の他端を接続する配管３２である。
逆止弁２９は重力落下水容器２６から原子炉圧力容器２
の向きに冷却水が流れるように設置する。
【００１９】圧力容器２の内部を流動する冷却材は高温
であり、配管３０の内部の冷却水はこれを熱源として、
管内を自然対流している。逆止弁２９の内部にある弁体
及び弁座（図示せず）はこの対流及び配管材料からの熱
伝導により温められ、配管３０の外部よりも高温となっ
ている。これによって配管３１内の上部に存在する冷却
水は温められるが、配管３１は配管３０に対して下向き
に接続される垂直な配管であるため、配管３１の内部で
温度成層化が起こり、配管３１内の下部領域に存在する
冷却水は冷水塊を形成する。このため、配管３１の下端
部に接続された配管３２内の冷却水は、配管材料と冷却
水の熱伝導による以外に加熱されることはなく、高温と
なることはない。
であり、配管３０の内部の冷却水はこれを熱源として、
管内を自然対流している。逆止弁２９の内部にある弁体
及び弁座（図示せず）はこの対流及び配管材料からの熱
伝導により温められ、配管３０の外部よりも高温となっ
ている。これによって配管３１内の上部に存在する冷却
水は温められるが、配管３１は配管３０に対して下向き
に接続される垂直な配管であるため、配管３１の内部で
温度成層化が起こり、配管３１内の下部領域に存在する
冷却水は冷水塊を形成する。このため、配管３１の下端
部に接続された配管３２内の冷却水は、配管材料と冷却
水の熱伝導による以外に加熱されることはなく、高温と
なることはない。
【００２０】重力落下水容器２６に貯蔵された冷却水が
原子炉圧力容器２に注入される事象を仮定した場合の挙
動は、図１ないし図４を用いて説明した実施例の場合と
全く同様である。
原子炉圧力容器２に注入される事象を仮定した場合の挙
動は、図１ないし図４を用いて説明した実施例の場合と
全く同様である。
【００２１】これらの実施例では、重力落下水容器に貯
蔵された冷却水の位置エネルギのみを駆動力として注水
を行う構成であったが、予め高圧ガスボンベなどにより
貯水容器内を加圧して注水を行う構成に対しても本発明
の適用は可能である。その場合は、原子炉圧力容器内の
圧力が比較的高い時期に注水が行われるので、配管内の
減圧沸騰を防ぐことが更に容易になる。通常運転時の動
作は重力落下水容器を利用した場合の実施例と全く同様
である。
蔵された冷却水の位置エネルギのみを駆動力として注水
を行う構成であったが、予め高圧ガスボンベなどにより
貯水容器内を加圧して注水を行う構成に対しても本発明
の適用は可能である。その場合は、原子炉圧力容器内の
圧力が比較的高い時期に注水が行われるので、配管内の
減圧沸騰を防ぐことが更に容易になる。通常運転時の動
作は重力落下水容器を利用した場合の実施例と全く同様
である。
【００２２】
【発明の効果】本発明によれば、非常用炉心冷却系の注
水配管内で冷却水の温度が高温となる領域を減少させる
ことができる。結果として、原子炉設備の熱損失量を減
少させる。さらに、非常時に注入される冷却水が高温の
注水配管内で減圧沸騰して圧力容器の減圧を遅らせるこ
とと、注水配管内で冷却水が二相流化して注入流量が減
少することを防止する。その結果、注水配管が高温とな
る場合と比較して早い時期により大きな流量の注水が可
能となる。
水配管内で冷却水の温度が高温となる領域を減少させる
ことができる。結果として、原子炉設備の熱損失量を減
少させる。さらに、非常時に注入される冷却水が高温の
注水配管内で減圧沸騰して圧力容器の減圧を遅らせるこ
とと、注水配管内で冷却水が二相流化して注入流量が減
少することを防止する。その結果、注水配管が高温とな
る場合と比較して早い時期により大きな流量の注水が可
能となる。
【図１】本発明の一実施例による原子炉格納容器の部分
縦断面図。
縦断面図。
【図２】本発明の一実施例による非常用原子炉冷却系の
注水配管の説明図。
注水配管の説明図。
【図３】減圧系動作後の原子炉圧力容器内の圧力変化の
特性図。
特性図。
【図４】原子炉圧力容器内に注入される冷却水の流量変
化の特性図。
化の特性図。
【図５】本発明の一実施例による原子炉格納容器の部分
縦断面図。
縦断面図。
２…原子炉圧力容器、２９…逆止弁、３０，３１，３
２，３３…配管、４０…遮断弁。
２，３３…配管、４０…遮断弁。
Claims (2)
- 【請求項１】非常時に、原子炉炉心よりも上部に設置し
た容器内の冷却水を配管を通して圧力容器内に注入する
原子炉冷却系において、前記配管が前記圧力容器へ連通
する位置よりも下部となる空間を経由することを特徴と
する非常用原子炉冷却系。 - 【請求項２】非常時に、原子炉炉心よりも上部に設置し
た容器内の冷却水を配管を通して圧力容器内に注入する
原子炉冷却系において、前記配管内で前記冷却水が上向
きに流動して前記圧力容器内に注入される部分を持つよ
うに配管されたことを特徴とする非常用原子炉冷却系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4241665A JPH0694881A (ja) | 1992-09-10 | 1992-09-10 | 非常用原子炉冷却系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4241665A JPH0694881A (ja) | 1992-09-10 | 1992-09-10 | 非常用原子炉冷却系 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0694881A true JPH0694881A (ja) | 1994-04-08 |
Family
ID=17077701
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4241665A Pending JPH0694881A (ja) | 1992-09-10 | 1992-09-10 | 非常用原子炉冷却系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0694881A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0704897A2 (en) | 1994-09-30 | 1996-04-03 | Nec Corporation | Semiconductor device |
-
1992
- 1992-09-10 JP JP4241665A patent/JPH0694881A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0704897A2 (en) | 1994-09-30 | 1996-04-03 | Nec Corporation | Semiconductor device |
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