JPH0715505B2 - 原子炉注水装置 - Google Patents
原子炉注水装置Info
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- JPH0715505B2 JPH0715505B2 JP60205237A JP20523785A JPH0715505B2 JP H0715505 B2 JPH0715505 B2 JP H0715505B2 JP 60205237 A JP60205237 A JP 60205237A JP 20523785 A JP20523785 A JP 20523785A JP H0715505 B2 JPH0715505 B2 JP H0715505B2
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- water
- pump
- pressure
- water injection
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Compositions Of Macromolecular Compounds (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は沸騰水形原子炉（BWR）の注水装置に係り、特
に原子炉に何らかの異常が発生したとき、高圧状態で注
水することのできる原子炉注水装置に関するものであ
る。
に原子炉に何らかの異常が発生したとき、高圧状態で注
水することのできる原子炉注水装置に関するものであ
る。
従来のBWR発電プラントは、例えば火力発技術協会編
「原子炉講座」p18に記載してあるように、110万kW級の
原子炉は冷却材を注入する手段として次のようなものが
設けられている。
「原子炉講座」p18に記載してあるように、110万kW級の
原子炉は冷却材を注入する手段として次のようなものが
設けられている。
（ａ）常用系の手段 ◎タービン駆動原子炉給水ポンプ２台（以下T/D-RFPと
呼称する）。
呼称する）。
◎モータ駆動原子炉給水ポンプ２台（以下M/D-RFPと呼
称する）。
称する）。
（ｂ）非常用系の手段 ◎高圧炉心スプレイ系１台（以下HPCSと呼称する）。
◎低圧炉心スプレイ系１台（以下LPCSと呼称する）。
◎低圧注水系３台（以下LPCIと呼称する）。
◎原子炉隔離時冷却系１台（以下RCICと呼称する）。
これらのうち、常用系の給水ポンプは原子炉出力レベル
によつて使い分けるように設計してあり、原子炉出力が
約20％以下の低出力時にはM/D-RFPを、それ以上ではT/D
-RFPを使用する。M/D-RFPはまた、T/D-RFPが何らかの原
因で停止したときにバツクアツプ用の給水ポンプとして
も使われる。しかし、原子炉出力が約20％以上では待機
しているのみである。
によつて使い分けるように設計してあり、原子炉出力が
約20％以下の低出力時にはM/D-RFPを、それ以上ではT/D
-RFPを使用する。M/D-RFPはまた、T/D-RFPが何らかの原
因で停止したときにバツクアツプ用の給水ポンプとして
も使われる。しかし、原子炉出力が約20％以上では待機
しているのみである。
また非常系は原子炉またはタービン系に何らかの異常が
発生したとき起動するもので、HPCSは原子炉圧力が定格
値以上の高い場合でも原子炉に注水できるように設計さ
れている。LPCS及びLPCIは、原子炉再循環系の配管破断
時のように、炉圧が低く多量の注水が必要なときに使用
される。この中で特にLPCIは熱交換器を持つものもあ
り、原子炉停止時の残留熱除去や格納容器内の冷却、そ
の他の機能も有するよう設計してある。更にRCICは、原
子炉隔離弁が閉鎖し、原子炉が隔離された状態のときに
炉に注水するためのもので、定格圧力以上の原子炉圧で
も注水できるよう設計している。以上のように、従来の
BWRは、何重もの注水設備が設けられていて、原子炉が
如何なる状態になつても冷却材を注入可能とし、安全性
を確保している。しかし、上述した通常時の給水系は、
主蒸気が流れていない場合には使用できない。またLPCS
やLPCIは原子炉圧がその吐出圧以下になるまでは使用せ
ず、HPCSを使用する。
発生したとき起動するもので、HPCSは原子炉圧力が定格
値以上の高い場合でも原子炉に注水できるように設計さ
れている。LPCS及びLPCIは、原子炉再循環系の配管破断
時のように、炉圧が低く多量の注水が必要なときに使用
される。この中で特にLPCIは熱交換器を持つものもあ
り、原子炉停止時の残留熱除去や格納容器内の冷却、そ
の他の機能も有するよう設計してある。更にRCICは、原
子炉隔離弁が閉鎖し、原子炉が隔離された状態のときに
炉に注水するためのもので、定格圧力以上の原子炉圧で
も注水できるよう設計している。以上のように、従来の
BWRは、何重もの注水設備が設けられていて、原子炉が
如何なる状態になつても冷却材を注入可能とし、安全性
を確保している。しかし、上述した通常時の給水系は、
主蒸気が流れていない場合には使用できない。またLPCS
やLPCIは原子炉圧がその吐出圧以下になるまでは使用せ
ず、HPCSを使用する。
更に、上述した非常用の注水系は、安全性確保を第一に
しているため、原子炉水位の制御装置は設けておらず、
原子炉が満水に近づいたときは必要に応じて手動で注入
量を制御している。
しているため、原子炉水位の制御装置は設けておらず、
原子炉が満水に近づいたときは必要に応じて手動で注入
量を制御している。
本発明は上述の事情に鑑みて為されたものであつて、そ
の目的とするところは、BWRプラントの通常時に使用さ
れる給水系を異常時にも使用できるように改良し、原子
炉への注水と水位制御とを可能とした原子炉注水装置を
提供することにある。
の目的とするところは、BWRプラントの通常時に使用さ
れる給水系を異常時にも使用できるように改良し、原子
炉への注水と水位制御とを可能とした原子炉注水装置を
提供することにある。
上述の目的を達成する為、本発明の原子炉給水装置は原
子炉の炉圧が低下したとき該原子炉に注水する手段であ
る低圧炉心注水ポンプ、及び低圧炉心スプレイポンプ
の、少なくとも何れか一方の吐出側と、通常時に原子炉
へ給水せしめる給水ポンプの吸入側とを連絡管路によつ
て連結すると共に、上記連絡管に弁を設けたことを特徴
とする。
子炉の炉圧が低下したとき該原子炉に注水する手段であ
る低圧炉心注水ポンプ、及び低圧炉心スプレイポンプ
の、少なくとも何れか一方の吐出側と、通常時に原子炉
へ給水せしめる給水ポンプの吸入側とを連絡管路によつ
て連結すると共に、上記連絡管に弁を設けたことを特徴
とする。
〔発明の実施例〕 以下本発明の具体的実施例について図面を用いて詳細に
説明する。第１図及び第２図は、それぞれ本発明の具体
的な各一実施例を示す系統図であり、これらの図面には
本発明に関連する部分のみを抽出して示してある。また
8a〜8c、及び9a,9b,9a′,9b′,11a,11bは逆止弁であ
り、10a,10b等は通常時開、21,35等は通常時閉の弁を意
味する。破線で囲んで示した構成部分PATが、本発明を
適用して追加した管路構成である。
説明する。第１図及び第２図は、それぞれ本発明の具体
的な各一実施例を示す系統図であり、これらの図面には
本発明に関連する部分のみを抽出して示してある。また
8a〜8c、及び9a,9b,9a′,9b′,11a,11bは逆止弁であ
り、10a,10b等は通常時開、21,35等は通常時閉の弁を意
味する。破線で囲んで示した構成部分PATが、本発明を
適用して追加した管路構成である。
まず第１図において、格納容器１の内部には原子炉２が
あり、炉心３の熱により内部の冷却材（軽水）を沸騰さ
せる。その蒸気は主蒸気隔離弁15を経てタービン４に送
り、そこでエネルギー変換をした後復水器５で凝縮さ
せ、復水ポンプ6a〜6c,T/D-RFP7a及び7b（またはM/D-RF
P7a′,7b′）から給水スパージヤ12を介して原子炉に戻
す。なお原子炉出力が約20％以上では、T/D-RFP7a,7bの
みが使われ、復水ポンプ6a〜6bのうち２台または１台は
待機状態にしてある。このため、停止中に冷却材がヘツ
ダ13または14を介してポンプに逆流しないように、逆止
弁8a〜8cおよび9a〜9cを設けてある。
あり、炉心３の熱により内部の冷却材（軽水）を沸騰さ
せる。その蒸気は主蒸気隔離弁15を経てタービン４に送
り、そこでエネルギー変換をした後復水器５で凝縮さ
せ、復水ポンプ6a〜6c,T/D-RFP7a及び7b（またはM/D-RF
P7a′,7b′）から給水スパージヤ12を介して原子炉に戻
す。なお原子炉出力が約20％以上では、T/D-RFP7a,7bの
みが使われ、復水ポンプ6a〜6bのうち２台または１台は
待機状態にしてある。このため、停止中に冷却材がヘツ
ダ13または14を介してポンプに逆流しないように、逆止
弁8a〜8cおよび9a〜9cを設けてある。
一方、何らかの原因で原子炉の冷却材が喪失したような
場合に動作する非常用冷却系のHPCSポンプ20,LPCSポン
プ28,LPCIポンプ27a〜27cは通常は待機状態にあり、吐
出弁21,35及び31a〜31cは全閉してある。このため点線
で囲んだ本発明による追加部分PATは、通常運転にはま
つたく影響を与えない。
場合に動作する非常用冷却系のHPCSポンプ20,LPCSポン
プ28,LPCIポンプ27a〜27cは通常は待機状態にあり、吐
出弁21,35及び31a〜31cは全閉してある。このため点線
で囲んだ本発明による追加部分PATは、通常運転にはま
つたく影響を与えない。
さて、今、何らかの原因で主蒸気隔離弁15が原子炉運転
中に全閉する異常が発生したと仮定して、第１図に示し
た実施例の動作を説明する。この場合原子炉は炉圧が急
増し、炉圧高により緊急停止（スクラム）する。このと
き炉水位は、炉圧増大及びスクラムによる炉出力低下に
より、気泡がつぶれて急降下する。一方、給水ポンプ7
a,7bは、タービン蒸気流がなくなるため復水器ホツトウ
エル水位が低下し、それが一定値まで低下したとき自動
停止するようインターロツクが組込まれている。この状
態で原子炉は隔離されるため、安全上特に問題になるこ
とはない。スクラム後も原子炉は崩壊熱を発生するた
め、炉圧が上昇し、図示しない逃し安全弁の設定圧に到
達するとそれが動作し、冷却材が原子炉２からサプレツ
シヨンプール23に移動する。このような場合従来は、原
子炉水位が一定値（L2レベルと呼ぶ）まで低下したと
き、HPCS20及び図示しないRCICを自動起動して復水貯蔵
タンク40またはサプレツシヨンプール23の水を原子炉に
注水し、水位を確保して安全に冷温停止状態に移行させ
ていた。
中に全閉する異常が発生したと仮定して、第１図に示し
た実施例の動作を説明する。この場合原子炉は炉圧が急
増し、炉圧高により緊急停止（スクラム）する。このと
き炉水位は、炉圧増大及びスクラムによる炉出力低下に
より、気泡がつぶれて急降下する。一方、給水ポンプ7
a,7bは、タービン蒸気流がなくなるため復水器ホツトウ
エル水位が低下し、それが一定値まで低下したとき自動
停止するようインターロツクが組込まれている。この状
態で原子炉は隔離されるため、安全上特に問題になるこ
とはない。スクラム後も原子炉は崩壊熱を発生するた
め、炉圧が上昇し、図示しない逃し安全弁の設定圧に到
達するとそれが動作し、冷却材が原子炉２からサプレツ
シヨンプール23に移動する。このような場合従来は、原
子炉水位が一定値（L2レベルと呼ぶ）まで低下したと
き、HPCS20及び図示しないRCICを自動起動して復水貯蔵
タンク40またはサプレツシヨンプール23の水を原子炉に
注水し、水位を確保して安全に冷温停止状態に移行させ
ていた。
一方、本実施例では、LPCSポンプ28の出口から逆止弁34
及び吐出弁35を介して復水ポンプヘツダ13に連絡管39が
設けてあり、必要なときにLPCSポンプ28及びM/D-RFP7
a′,7b′を起動し、吐出弁35を自動開することにより復
水貯蔵タンク40またはサプレツシヨンプール23の水を、
LPCSポンプ28,吐出弁35,連絡配管39,M/D-RFP7a′,7
b′，給水ヘツダ14,逆止弁11a,11b,及び給水スパージヤ
12を介して原子炉に注水するようにしたものである。そ
して、M/D-RFP7a′,7b′は、通常時の炉水位制御機能を
持たせるため図示しない水位制御器を設けてあり、原子
炉水位が回復して安全が確認できたときは、HPCSポンプ
20及び図示しないPCICポンプの流量を絞ることにより、
M/D-RFP7a′,7b′によつて原子炉水位が自動制御でき
る。したがつて、事故が回復して原子炉を再起動する場
合には炉水位が通常レベルにあり、炉水位の調整に及ば
ず直ちに再起動することが出来る。
及び吐出弁35を介して復水ポンプヘツダ13に連絡管39が
設けてあり、必要なときにLPCSポンプ28及びM/D-RFP7
a′,7b′を起動し、吐出弁35を自動開することにより復
水貯蔵タンク40またはサプレツシヨンプール23の水を、
LPCSポンプ28,吐出弁35,連絡配管39,M/D-RFP7a′,7
b′，給水ヘツダ14,逆止弁11a,11b,及び給水スパージヤ
12を介して原子炉に注水するようにしたものである。そ
して、M/D-RFP7a′,7b′は、通常時の炉水位制御機能を
持たせるため図示しない水位制御器を設けてあり、原子
炉水位が回復して安全が確認できたときは、HPCSポンプ
20及び図示しないPCICポンプの流量を絞ることにより、
M/D-RFP7a′,7b′によつて原子炉水位が自動制御でき
る。したがつて、事故が回復して原子炉を再起動する場
合には炉水位が通常レベルにあり、炉水位の調整に及ば
ず直ちに再起動することが出来る。
また、再循環配管のギロチン破断のような仮想事故が発
生した場合は、本発明のLPCS28は吐出弁30を開すること
により、従来の装置（PATを設けていないもの）とまつ
たく同一の動作をする。その他、HPCSやLPCI等の同一の
動作をするので、このような仮想事故（主蒸気隔離弁15
の全閉）に対しても何ら問題ないことは明らかである。
また、給水系配管が破断するような仮想事故に関して
は、少なくとも図示しない逃し安全弁により原子炉の減
圧に成功すればLPCS28やLPCI27a〜27cが使用できるし、
その他HPCS20及びRCIC（図示せず）が使用できるので、
原子炉の安全性は問題ない。
生した場合は、本発明のLPCS28は吐出弁30を開すること
により、従来の装置（PATを設けていないもの）とまつ
たく同一の動作をする。その他、HPCSやLPCI等の同一の
動作をするので、このような仮想事故（主蒸気隔離弁15
の全閉）に対しても何ら問題ないことは明らかである。
また、給水系配管が破断するような仮想事故に関して
は、少なくとも図示しない逃し安全弁により原子炉の減
圧に成功すればLPCS28やLPCI27a〜27cが使用できるし、
その他HPCS20及びRCIC（図示せず）が使用できるので、
原子炉の安全性は問題ない。
なお、第１図で逆止弁34は吐出弁35がたとえばシートリ
ークなどを発生しても、ヘツダ13の水がLPCSポンプ28側
に流れないように設けたものであり、逆止弁8a〜8cは、
水が高圧側から復水ポンプ側に逆流しないように設けて
ある。
ークなどを発生しても、ヘツダ13の水がLPCSポンプ28側
に流れないように設けたものであり、逆止弁8a〜8cは、
水が高圧側から復水ポンプ側に逆流しないように設けて
ある。
以上の説明では、主蒸気隔離弁が閉鎖する場合であるの
で、給水ポンプとしてはM/D-RFP7a′,7b′のみ使用でき
るが、主蒸気隔離弁が開状態で給水に必要な蒸気がある
ときは、T/D-RFP7a′,7b′も使用できる。またM/D-RFP7
a′,7b′の電源は、通常電源を使用しているが、通常電
源が使用できない場合に備えて、デイーゼル発電機の出
力を切替供給できるようにしておくこともできる。
で、給水ポンプとしてはM/D-RFP7a′,7b′のみ使用でき
るが、主蒸気隔離弁が開状態で給水に必要な蒸気がある
ときは、T/D-RFP7a′,7b′も使用できる。またM/D-RFP7
a′,7b′の電源は、通常電源を使用しているが、通常電
源が使用できない場合に備えて、デイーゼル発電機の出
力を切替供給できるようにしておくこともできる。
更にLPCS28の水源としてはHPCS20と同様初期状態では清
浄度の高い復水貯蔵タンクの水を用い、それがなくなつ
た場合は自動的にサプレッションプールと水源を切替え
るなど従来と同一である。
浄度の高い復水貯蔵タンクの水を用い、それがなくなつ
た場合は自動的にサプレッションプールと水源を切替え
るなど従来と同一である。
次に第２図は、本発明の効果を更に高くするように構成
した他の実施例であり、第１図と図面参照番号の等しい
部材は相等部材である。第２図が第１図と異なる点は、
LPCIポンプ27a〜27cの３台及びLPCSポンプ28、１台の吐
出側全てに逆止弁36a〜ｃ、34並びに吐出弁37a〜37c,35
を設け、それらをヘツダ38で結んだ後、連絡管39で復水
ポンプヘツダ13に接続していることである。このように
配管することにより、M/D-RFP7a′,7b′の吸込圧及び吐
出流量に余裕が出るので、原子炉の減圧がLSCIまたはLP
CSの吐出圧以下になる以前より、大量の注水ができるよ
うになる効果がある。あるいは、それら４台のポンプの
内、少なくとも１台が健全であれば、定格給水流量の25
％程度の注水量が確保される効果を有する。
した他の実施例であり、第１図と図面参照番号の等しい
部材は相等部材である。第２図が第１図と異なる点は、
LPCIポンプ27a〜27cの３台及びLPCSポンプ28、１台の吐
出側全てに逆止弁36a〜ｃ、34並びに吐出弁37a〜37c,35
を設け、それらをヘツダ38で結んだ後、連絡管39で復水
ポンプヘツダ13に接続していることである。このように
配管することにより、M/D-RFP7a′,7b′の吸込圧及び吐
出流量に余裕が出るので、原子炉の減圧がLSCIまたはLP
CSの吐出圧以下になる以前より、大量の注水ができるよ
うになる効果がある。あるいは、それら４台のポンプの
内、少なくとも１台が健全であれば、定格給水流量の25
％程度の注水量が確保される効果を有する。
次に、以上の効果を出すための各ポンプの所要能力につ
いて第３図を用いて説明する。第３図は各ポンプの流量
−吐出圧曲線を示したものであり、１′はM/D-RFP7a′,
7b′、２′はLPCS28またはLPCI27a〜27c、３′は復水ポ
ンプ、４′はHPCS20の特性である。また５′は、M/D-RF
P7a′,7b′の要求吸込圧である。従来プラントのポンプ
特性もほぼこのように設計してあり、本発明を適用する
上で従来の設計を変更する必要はない。各ポンプの特性
が第３図のように構成してあれば、通常運転時M/D-RFP7
a′,7b′は流量Q1以下であれば、復水ポンプの吐出圧に
より、要求吸込圧が確保できる。これとまつたく同様
に、LPCS28またはLPCIポンプ27a〜27cの吐出圧は、第３
図の流量Q0以下であればM/D-RFP7a′,7b′の要求吸込圧
を上廻るため、M/D-RFP7a′,7b′による注水量はHPCS20
以上を確保できる。炉圧が定格圧力HR以上になり、H1を
越えるとM/D-RFP7a′,7b′の流量はHPCS20よりも下廻る
が、通常逃し安全弁の吹き出し設定圧PRは、 H1＞RR＞HR のように選定するので実質上M/D-RFP7a′,7b′と低圧注
水系（LPCS28またはLPCI27a〜27c）とを接続した本発明
方式は、HPCSよりも高流量で注水できると考えてよい。
しかし、復水ポンプヘツダ13からの流出量が第３図のQ0
を上廻ると、M/D-RFP7a′,7b′の要求吸込圧を下廻るこ
とになるので、それを避ける必要がある。第４図はこの
ための制御インターロツクを示したもので、M/D-RFPと
低圧注水系とを接続したM/D-RFPによる高圧注水モード
が起動許可されるのは、M/D-RFPの吸込圧が要求値を上
廻る場合のみとしたものである。この起動信号はLPCSま
たはLPCIポンプと給水ポンプの起動信号および吐出弁3
5,同37a〜37cの自動開信号として使用する。
いて第３図を用いて説明する。第３図は各ポンプの流量
−吐出圧曲線を示したものであり、１′はM/D-RFP7a′,
7b′、２′はLPCS28またはLPCI27a〜27c、３′は復水ポ
ンプ、４′はHPCS20の特性である。また５′は、M/D-RF
P7a′,7b′の要求吸込圧である。従来プラントのポンプ
特性もほぼこのように設計してあり、本発明を適用する
上で従来の設計を変更する必要はない。各ポンプの特性
が第３図のように構成してあれば、通常運転時M/D-RFP7
a′,7b′は流量Q1以下であれば、復水ポンプの吐出圧に
より、要求吸込圧が確保できる。これとまつたく同様
に、LPCS28またはLPCIポンプ27a〜27cの吐出圧は、第３
図の流量Q0以下であればM/D-RFP7a′,7b′の要求吸込圧
を上廻るため、M/D-RFP7a′,7b′による注水量はHPCS20
以上を確保できる。炉圧が定格圧力HR以上になり、H1を
越えるとM/D-RFP7a′,7b′の流量はHPCS20よりも下廻る
が、通常逃し安全弁の吹き出し設定圧PRは、 H1＞RR＞HR のように選定するので実質上M/D-RFP7a′,7b′と低圧注
水系（LPCS28またはLPCI27a〜27c）とを接続した本発明
方式は、HPCSよりも高流量で注水できると考えてよい。
しかし、復水ポンプヘツダ13からの流出量が第３図のQ0
を上廻ると、M/D-RFP7a′,7b′の要求吸込圧を下廻るこ
とになるので、それを避ける必要がある。第４図はこの
ための制御インターロツクを示したもので、M/D-RFPと
低圧注水系とを接続したM/D-RFPによる高圧注水モード
が起動許可されるのは、M/D-RFPの吸込圧が要求値を上
廻る場合のみとしたものである。この起動信号はLPCSま
たはLPCIポンプと給水ポンプの起動信号および吐出弁3
5,同37a〜37cの自動開信号として使用する。
次に第５図は、このM/D-RFPの高圧注水モードを使用し
て、原子炉の水位制御を行う制御系のブロツク図を示し
ている。本第５図において、この制御系が従来の制御系
と異なる点は、破線で囲んで示した切替スイツチ56及び
流量要求信号リミツタ58が追加されていることのみであ
る。通常時の原子炉水位は、炉水位検出器51、主蒸気流
量検出器52、及び給水流量検出器53の信号を用い、それ
を主制御器54及び流量制御器55で演算処理し、ランナウ
ト防止回路57を通して、端子59より要求信号として出力
している。本発明装置でも演算内容は同一であるが、最
大流量をM/D-RFPの吸込圧が要求値を上廻る値Q0に制限
するスイツチ56及びリミツタ58を設けている。したがつ
て、本実施例の制御装置は、流量を一定値以下に制限し
つつ、原子炉水位を安定に制御できることが明らかであ
る。なお、端子59から出力する信号は従来と同様流量制
御弁に与える。
て、原子炉の水位制御を行う制御系のブロツク図を示し
ている。本第５図において、この制御系が従来の制御系
と異なる点は、破線で囲んで示した切替スイツチ56及び
流量要求信号リミツタ58が追加されていることのみであ
る。通常時の原子炉水位は、炉水位検出器51、主蒸気流
量検出器52、及び給水流量検出器53の信号を用い、それ
を主制御器54及び流量制御器55で演算処理し、ランナウ
ト防止回路57を通して、端子59より要求信号として出力
している。本発明装置でも演算内容は同一であるが、最
大流量をM/D-RFPの吸込圧が要求値を上廻る値Q0に制限
するスイツチ56及びリミツタ58を設けている。したがつ
て、本実施例の制御装置は、流量を一定値以下に制限し
つつ、原子炉水位を安定に制御できることが明らかであ
る。なお、端子59から出力する信号は従来と同様流量制
御弁に与える。
次に、第６図は、本発明のもう一つの実施例を示す系統
図であり、第１図と図面参照番号の等しい部材は相等部
材を意味する。第６図の実施例が第１図に示した実施例
と異なる点は、LPCS28の吐出ラインと復水ポンプ吸込ヘ
ツダとを連絡管39,逆止弁34,吐出弁35で連結し、かつ復
水器出口ラインに逆止弁43を設けたことである。破線で
囲んだPAT′は本発明の適用部分である。この連絡管39
は、第２図の実施例のように、LPCSポンプ28とLPCIポン
プ27a〜27cの吐出ラインとを連結し、ヘツダを構成後復
水ポンプ吸込側と接続することもできる。このようにす
ることによつて、吐出弁35を開し、LPCSポンプ28,復水
ポンプ６及び給水ポンプ７を使用して注水するときは、
給水ポンプの吐出圧を通常時よりも高くできるとう効果
を奏し、またLPCS及びLPCIの吐出側をヘツダ構成として
複数台運転すれば、第１図及び第２図実施例で必要であ
つた給水ポンプの流量制限は、通常時とまつたく同一の
値で行い得る。
図であり、第１図と図面参照番号の等しい部材は相等部
材を意味する。第６図の実施例が第１図に示した実施例
と異なる点は、LPCS28の吐出ラインと復水ポンプ吸込ヘ
ツダとを連絡管39,逆止弁34,吐出弁35で連結し、かつ復
水器出口ラインに逆止弁43を設けたことである。破線で
囲んだPAT′は本発明の適用部分である。この連絡管39
は、第２図の実施例のように、LPCSポンプ28とLPCIポン
プ27a〜27cの吐出ラインとを連結し、ヘツダを構成後復
水ポンプ吸込側と接続することもできる。このようにす
ることによつて、吐出弁35を開し、LPCSポンプ28,復水
ポンプ６及び給水ポンプ７を使用して注水するときは、
給水ポンプの吐出圧を通常時よりも高くできるとう効果
を奏し、またLPCS及びLPCIの吐出側をヘツダ構成として
複数台運転すれば、第１図及び第２図実施例で必要であ
つた給水ポンプの流量制限は、通常時とまつたく同一の
値で行い得る。
なお、本発明の注水装置を構成する機器の信頼度が安全
系にとつて必要なレベルまで高めることを条件として、
次のようにシステムを筒略化することができる。
系にとつて必要なレベルまで高めることを条件として、
次のようにシステムを筒略化することができる。
すなわち、給水ポンプの信頼度が十分であれば、前記実
施例のLPCS28またはLPCI27a〜27cと給水ポンプの組合わ
せで、HPCS20の役割を十分に果し得るので、このHPCSは
削除可能となる。また、それに伴つて、HPCS20に対して
必要であつた定期的な健全性チエツク作業も、代替の待
機給水系について実施すればよいので、全体の保守整備
作業量を減らすことができる。
施例のLPCS28またはLPCI27a〜27cと給水ポンプの組合わ
せで、HPCS20の役割を十分に果し得るので、このHPCSは
削除可能となる。また、それに伴つて、HPCS20に対して
必要であつた定期的な健全性チエツク作業も、代替の待
機給水系について実施すればよいので、全体の保守整備
作業量を減らすことができる。
以上述べたように、本発明によれば原子炉が高圧の状態
で異常が発生した場合の注水能力が大幅に向上し、また
通常水位制御系を使用して異常時にも水位制御が可能と
なるという優れた実用効果を有し、原子炉の安全性を一
層高くすることができる。
で異常が発生した場合の注水能力が大幅に向上し、また
通常水位制御系を使用して異常時にも水位制御が可能と
なるという優れた実用効果を有し、原子炉の安全性を一
層高くすることができる。
さらに本発明による注水能力が安全基準を上廻ることを
実証できれば、従来のHPCS及びその附属設備を削除で
き、経済的に大きな効果が得られる。
実証できれば、従来のHPCS及びその附属設備を削除で
き、経済的に大きな効果が得られる。
第１図は本発明の一実施例を示す系統図、第２図は本発
明の他の実施例の系統図、第３図は本発明を実施する上
で必要なポンプの特性を示す図、第４図は本発明に係る
注水装置の起動許可インターロツク線図、第５図は本発
明注水装置適用時の原子炉水位制御の一実施例の系統図
である。第６図は前記と異なる実施例の系統図である。 7a′,7b′……モータ駆動原子炉給水ポンプ、27a〜27c
……低圧注水系、28……低圧炉心スプレイ系、34……逆
止弁、35……吐出弁、39……連絡配管、58……流量リミ
ツタ。
明の他の実施例の系統図、第３図は本発明を実施する上
で必要なポンプの特性を示す図、第４図は本発明に係る
注水装置の起動許可インターロツク線図、第５図は本発
明注水装置適用時の原子炉水位制御の一実施例の系統図
である。第６図は前記と異なる実施例の系統図である。 7a′,7b′……モータ駆動原子炉給水ポンプ、27a〜27c
……低圧注水系、28……低圧炉心スプレイ系、34……逆
止弁、35……吐出弁、39……連絡配管、58……流量リミ
ツタ。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 久保田 龍治 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (56)参考文献 特開 昭54−36494（ＪＰ，Ａ)
Claims (3)
- 【請求項１】原子炉の炉圧が低下したとき該原子炉に注
水する手段である低圧炉心注水ポンプ、及び低圧炉心ス
プレイポンプの、少なくとも何れか一方の吐出側と、通
常時に原子炉へ給水せしめる給水ポンプの吸入側とを連
絡管路によって連結すると共に、上記連絡管路に弁を設
けたことを特徴とする原子炉注水装置。 - 【請求項２】前記の低圧炉心ポンプ及び炉心スプレイポ
ンプはそれぞれ複数個であり、かつ、その吐出側を、弁
を介してヘツダで連結したものであることを特徴とする
特許請求の範囲第１項に記載の原子炉注水装置。 - 【請求項３】前記の原子炉は、正常作動時においてその
水位を制御する手段を備えたものであり、かつ、上記の
水位制御手段は異常時における水位制御機能を兼ねたも
のであることを特徴とする特許請求の範囲第１項に記載
の原子炉注水装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60205237A JPH0715505B2 (ja) | 1985-09-19 | 1985-09-19 | 原子炉注水装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60205237A JPH0715505B2 (ja) | 1985-09-19 | 1985-09-19 | 原子炉注水装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62272195A JPS62272195A (ja) | 1987-11-26 |
| JPH0715505B2 true JPH0715505B2 (ja) | 1995-02-22 |
Family
ID=16503673
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60205237A Expired - Lifetime JPH0715505B2 (ja) | 1985-09-19 | 1985-09-19 | 原子炉注水装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0715505B2 (ja) |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5436494A (en) * | 1977-08-29 | 1979-03-17 | Toshiba Corp | Water feeding device of reactor |
-
1985
- 1985-09-19 JP JP60205237A patent/JPH0715505B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62272195A (ja) | 1987-11-26 |
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