JPH07318684A - 原子炉機器施設への代替注水装置 - Google Patents
原子炉機器施設への代替注水装置Info
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- JPH07318684A JPH07318684A JP6116332A JP11633294A JPH07318684A JP H07318684 A JPH07318684 A JP H07318684A JP 6116332 A JP6116332 A JP 6116332A JP 11633294 A JP11633294 A JP 11633294A JP H07318684 A JPH07318684 A JP H07318684A
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- pump
- side pipe
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- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F02—COMBUSTION ENGINES; HOT-GAS OR COMBUSTION-PRODUCT ENGINE PLANTS
- F02B—INTERNAL-COMBUSTION PISTON ENGINES; COMBUSTION ENGINES IN GENERAL
- F02B3/00—Engines characterised by air compression and subsequent fuel addition
- F02B3/06—Engines characterised by air compression and subsequent fuel addition with compression ignition
-
- Y—GENERAL 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
- 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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】苛酷事故の発生を防止するとともに仮に苛酷事
故が発生した場合にも原子炉格納容器の健全性を維持す
る。 【構成】原子炉残留熱除去装置用熱交換器（ＲＨＲ熱交
換器）４に近接してディーゼル駆動ポンプ16を設け、Ｒ
ＨＲ熱交換器４の二次側配管４ｂとディーゼル駆動ポン
プ16との間にポンプ吸い込み側配管17および吸い込み側
弁18を接続する。ＲＨＲ熱交換器４の一次側配管４ａと
ディーゼル駆動ポンプ16との間にポンプ吐出側弁20とポ
ンプ吐出側弁19を接続する。
故が発生した場合にも原子炉格納容器の健全性を維持す
る。 【構成】原子炉残留熱除去装置用熱交換器（ＲＨＲ熱交
換器）４に近接してディーゼル駆動ポンプ16を設け、Ｒ
ＨＲ熱交換器４の二次側配管４ｂとディーゼル駆動ポン
プ16との間にポンプ吸い込み側配管17および吸い込み側
弁18を接続する。ＲＨＲ熱交換器４の一次側配管４ａと
ディーゼル駆動ポンプ16との間にポンプ吐出側弁20とポ
ンプ吐出側弁19を接続する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子力発電所に用いられ
る原子炉圧力容器および原子炉格納容器等へ注水する原
子炉機器施設への注水装置に関する。
る原子炉圧力容器および原子炉格納容器等へ注水する原
子炉機器施設への注水装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉では、原子炉機器施設と
して原子炉圧力容器および原子炉格納容器が設置されて
おり、一般に炉心は原子炉圧力容器内に収納され、原子
炉圧力容器は原子炉格納容器に収納されている。原子炉
格納容器は原子炉圧力容器の収納されるドライウェルと
圧力抑制水が貯蔵されるウェットウェルの２つのコンパ
ーメントに分かれる。
して原子炉圧力容器および原子炉格納容器が設置されて
おり、一般に炉心は原子炉圧力容器内に収納され、原子
炉圧力容器は原子炉格納容器に収納されている。原子炉
格納容器は原子炉圧力容器の収納されるドライウェルと
圧力抑制水が貯蔵されるウェットウェルの２つのコンパ
ーメントに分かれる。
【０００３】原子炉圧力容器に接続される配管が破断し
て高温高圧の一次冷却水がドライウェルに放出される事
故（以下、ＬＯＣＡという）時には、ドライウェル内の
水蒸気を主成分とする雰囲気ガスがベント管を介して圧
力抑制水中に導かれ、冷却凝縮され、原子炉格納容器内
の圧力上昇を抑制する構造になっている。
て高温高圧の一次冷却水がドライウェルに放出される事
故（以下、ＬＯＣＡという）時には、ドライウェル内の
水蒸気を主成分とする雰囲気ガスがベント管を介して圧
力抑制水中に導かれ、冷却凝縮され、原子炉格納容器内
の圧力上昇を抑制する構造になっている。
【０００４】また、ＬＯＣＡ時には喪失した一次冷却水
を補給するため、非常用炉心冷却系が作動して炉心冷却
を確保すると同時に、圧力抑制水からの除熱を行うた
め、原子炉崩壊熱除去系（以下、ＲＨＲという）が作動
して圧力抑制水の温度上昇が抑制される。
を補給するため、非常用炉心冷却系が作動して炉心冷却
を確保すると同時に、圧力抑制水からの除熱を行うた
め、原子炉崩壊熱除去系（以下、ＲＨＲという）が作動
して圧力抑制水の温度上昇が抑制される。
【０００５】このような原子炉圧力容器および原子炉格
納容器を有する原子力発電所において、現実的には有り
得ないことであるが、異常な事象が発生し原子炉圧力容
器への冷却水補給手段が常用および非常用ともに喪失し
炉心冷却機能が完全に喪失してしまう事故、または原子
炉格納容器からの除熱機能が完全に喪失してしまう事故
（以下、苛酷事故という）を想定し、それでも原子力発
電所の安全性が喪失しないように対策を講じておく必要
がある。
納容器を有する原子力発電所において、現実的には有り
得ないことであるが、異常な事象が発生し原子炉圧力容
器への冷却水補給手段が常用および非常用ともに喪失し
炉心冷却機能が完全に喪失してしまう事故、または原子
炉格納容器からの除熱機能が完全に喪失してしまう事故
（以下、苛酷事故という）を想定し、それでも原子力発
電所の安全性が喪失しないように対策を講じておく必要
がある。
【０００６】炉心冷却機能が完全に喪失してしまう苛酷
事故を仮に想定すると、炉心は崩壊熱により加熱され炉
心溶融に至り、溶融炉心は原子炉圧力容器を溶融貫通し
原子炉圧力容器下部ペデスタルに落下する。落下した溶
融炉心は下部ペデスタルのコンクリートと反応し、一酸
化炭素，水素等の非凝縮性ガスを多量に発生させると同
時に、ドライウェル内の温度を上昇させる。
事故を仮に想定すると、炉心は崩壊熱により加熱され炉
心溶融に至り、溶融炉心は原子炉圧力容器を溶融貫通し
原子炉圧力容器下部ペデスタルに落下する。落下した溶
融炉心は下部ペデスタルのコンクリートと反応し、一酸
化炭素，水素等の非凝縮性ガスを多量に発生させると同
時に、ドライウェル内の温度を上昇させる。
【０００７】ドライウェル内の圧力上昇にともない雰囲
気ガスはベント管を介して圧力抑制水に導かれるが、雰
囲気ガスの主成分が非凝縮性ガスであるため、凝縮され
ず圧力抑制効果が期待できずドライウェル同様、ウェッ
トウェルの内圧も上昇する。この結果、原子炉格納容器
は過圧破損あるいは過温破損し、原子炉格納容器内の多
量の放射能を有する核分裂生成物（以下、ＦＰという）
が環境に放出されることになる。
気ガスはベント管を介して圧力抑制水に導かれるが、雰
囲気ガスの主成分が非凝縮性ガスであるため、凝縮され
ず圧力抑制効果が期待できずドライウェル同様、ウェッ
トウェルの内圧も上昇する。この結果、原子炉格納容器
は過圧破損あるいは過温破損し、原子炉格納容器内の多
量の放射能を有する核分裂生成物（以下、ＦＰという）
が環境に放出されることになる。
【０００８】また、原子炉格納容器からの除熱機能が完
全に喪失してしまう苛酷事故時には、炉心冷却機能は健
全であり、炉心は冷却される。しかし、炉心で崩壊熱に
より発生した高温の水蒸気が継続して圧力抑制水中に放
出される結果、圧力抑制水の水温が上昇し、やがて飽和
温度となり圧力抑制効果を失う。
全に喪失してしまう苛酷事故時には、炉心冷却機能は健
全であり、炉心は冷却される。しかし、炉心で崩壊熱に
より発生した高温の水蒸気が継続して圧力抑制水中に放
出される結果、圧力抑制水の水温が上昇し、やがて飽和
温度となり圧力抑制効果を失う。
【０００９】その後、原子炉格納容器の温度，圧力は上
昇を続け過圧破損に至る。原子炉格納容器が破損すると
圧力抑制水を水源とする非常用炉心冷却系が機能喪失す
る可能性が大きい。この場合、炉心冷却機能が喪失し、
炉心溶融が発生しＦＰが環境に放出されることになる。
昇を続け過圧破損に至る。原子炉格納容器が破損すると
圧力抑制水を水源とする非常用炉心冷却系が機能喪失す
る可能性が大きい。この場合、炉心冷却機能が喪失し、
炉心溶融が発生しＦＰが環境に放出されることになる。
【００１０】苛酷事故の発生確率は極めて小さいことが
確率論的安全評価の結果判っているが、ＦＰを大量に環
境に放出するという結果の重要性に鑑み、近年国内外で
苛酷事故の発生防止および発生した場合の原子炉格納容
器の破損防止のため、原子炉および原子炉格納容器への
代替注水装置が検討されている。
確率論的安全評価の結果判っているが、ＦＰを大量に環
境に放出するという結果の重要性に鑑み、近年国内外で
苛酷事故の発生防止および発生した場合の原子炉格納容
器の破損防止のため、原子炉および原子炉格納容器への
代替注水装置が検討されている。
【００１１】
【発明が解決しようとする課題】以上のように苛酷事故
時には原子炉格納容器が過圧破損あるいは過温破損し多
量のＦＰが環境に放出されるおそれがある。この苛酷事
故の発生確率自体は極めて小さいものの結果の重要性を
考えると苛酷事故の発生を防止すると同時に仮に発生し
た場合にも原子炉格納容器の健全性を維持し多量のＦＰ
放出を防止することが重要である。
時には原子炉格納容器が過圧破損あるいは過温破損し多
量のＦＰが環境に放出されるおそれがある。この苛酷事
故の発生確率自体は極めて小さいものの結果の重要性を
考えると苛酷事故の発生を防止すると同時に仮に発生し
た場合にも原子炉格納容器の健全性を維持し多量のＦＰ
放出を防止することが重要である。
【００１２】しかしながら、近年国内外で提案されてい
る原子炉圧力容器および原子炉格納容器への代替注水装
置は、いずれも原子力発電所内に設置されている既設の
ポンプ、新たに設置したポンプあるいは移動式のポンプ
により、既設の復水貯蔵タンクなど冷却水となる水を貯
蔵したタンクを水源として、原子炉圧力容器あるいは原
子炉格納容器への注水を行う構成になっている。
る原子炉圧力容器および原子炉格納容器への代替注水装
置は、いずれも原子力発電所内に設置されている既設の
ポンプ、新たに設置したポンプあるいは移動式のポンプ
により、既設の復水貯蔵タンクなど冷却水となる水を貯
蔵したタンクを水源として、原子炉圧力容器あるいは原
子炉格納容器への注水を行う構成になっている。
【００１３】既設の復水貯蔵タンクなどは有限の容器の
水しか貯蔵しておらず、長期的に注水を継続する場合、
水源が枯渇してしまうことになる。このため復水貯蔵タ
ンクへの補給水が必要になる。このような半無限的な水
源として海水があるものの、海水を原子力発電所の敷地
内に設置されている既設の復水貯蔵タンクなどに補給す
ることは事実上非常に困難である。
水しか貯蔵しておらず、長期的に注水を継続する場合、
水源が枯渇してしまうことになる。このため復水貯蔵タ
ンクへの補給水が必要になる。このような半無限的な水
源として海水があるものの、海水を原子力発電所の敷地
内に設置されている既設の復水貯蔵タンクなどに補給す
ることは事実上非常に困難である。
【００１４】このような装置を用いて原子炉圧力容器あ
るいは原子炉格納容器への注水を行う場合、一時的に苛
酷事故の発生防止あるいは格納容器の破損防止が達成さ
れるものの、水源が枯渇した後には、再び溶融炉心の崩
壊熱などにより格納容器が破損し多量のＦＰが環境中に
放出される課題がある。
るいは原子炉格納容器への注水を行う場合、一時的に苛
酷事故の発生防止あるいは格納容器の破損防止が達成さ
れるものの、水源が枯渇した後には、再び溶融炉心の崩
壊熱などにより格納容器が破損し多量のＦＰが環境中に
放出される課題がある。
【００１５】本発明は上記課題を課題を解決するために
なされたもので、原子力発電所の苛酷事故の発生を防止
するとともに仮に苛酷事故が発生した場合にも原子炉格
納容器の健全性を維持するために、原子炉および原子炉
格納容器への継続的かつ長期的な代替注水を行える原子
炉機器施設への代替注水装置を提供することにある。
なされたもので、原子力発電所の苛酷事故の発生を防止
するとともに仮に苛酷事故が発生した場合にも原子炉格
納容器の健全性を維持するために、原子炉および原子炉
格納容器への継続的かつ長期的な代替注水を行える原子
炉機器施設への代替注水装置を提供することにある。
【００１６】
【課題を解決するための手段】本発明の第１は原子炉崩
壊熱除去装置用熱交換器と、この熱交換器に近接して設
置されたディーゼル駆動ポンプと、前記熱交換器の二次
側配管と前記ディーゼル駆動ポンプを接続するポンプ吸
い込み側配管と、このポンプ吸い込み側配管に設置され
常時は閉状態で原子炉圧力容器または原子炉格納容器へ
の注水時に開動作を行うポンプ吸い込み弁と、前記熱交
換器の一次側配管と前記ディーゼル駆動ポンプを接続す
るポンプ吐出側配管と、このポンプ吐出側配管に設置さ
れ常時は閉状態で原子炉圧力容器または原子炉格納容器
への注水時に開動作を行うポンプ吐出側弁とからなるこ
とを特徴とする。
壊熱除去装置用熱交換器と、この熱交換器に近接して設
置されたディーゼル駆動ポンプと、前記熱交換器の二次
側配管と前記ディーゼル駆動ポンプを接続するポンプ吸
い込み側配管と、このポンプ吸い込み側配管に設置され
常時は閉状態で原子炉圧力容器または原子炉格納容器へ
の注水時に開動作を行うポンプ吸い込み弁と、前記熱交
換器の一次側配管と前記ディーゼル駆動ポンプを接続す
るポンプ吐出側配管と、このポンプ吐出側配管に設置さ
れ常時は閉状態で原子炉圧力容器または原子炉格納容器
への注水時に開動作を行うポンプ吐出側弁とからなるこ
とを特徴とする。
【００１７】本発明の第２は前記ポンプ吸い込み側配管
に設置され前記原子炉圧力容器または原子炉格納容器へ
の注水時には取り外せる吸い込み側メクラフランジと、
前記ポンプ吐出側配管に設置され前記原子炉圧力容器ま
たは原子炉格納容器への注水時に取り外せる吐出側メク
ラフランジと、前記原子炉圧力容器または原子炉格納容
器への注水時に前記ポンプ吸い込み側配管とポンプ吐出
側配管に接続される移動式ディーゼル駆動ポンプ搭載車
とからなることを特徴とする。
に設置され前記原子炉圧力容器または原子炉格納容器へ
の注水時には取り外せる吸い込み側メクラフランジと、
前記ポンプ吐出側配管に設置され前記原子炉圧力容器ま
たは原子炉格納容器への注水時に取り外せる吐出側メク
ラフランジと、前記原子炉圧力容器または原子炉格納容
器への注水時に前記ポンプ吸い込み側配管とポンプ吐出
側配管に接続される移動式ディーゼル駆動ポンプ搭載車
とからなることを特徴とする。
【００１８】本発明の第３は前記ディーゼル駆動ポンプ
の駆動用ディーゼル機関に直結して前記熱交換器の一次
側配管および二次側配管に設置されている電動弁駆動用
電源に給電する小型発電機を有することを特徴とする。
の駆動用ディーゼル機関に直結して前記熱交換器の一次
側配管および二次側配管に設置されている電動弁駆動用
電源に給電する小型発電機を有することを特徴とする。
【００１９】本発明の第４は前記原子炉崩壊熱除去装置
用熱交換器を２台設置して一次側・二次側・三次側に分
け、前記熱交換器，ディーゼル駆動ポンプ，ポンプ吸い
込み側配管および弁、ポンプ吐出側配管および弁を前記
熱交換器の一次側と二次側の間および二次側と三次側の
間に設置することを特徴とする。
用熱交換器を２台設置して一次側・二次側・三次側に分
け、前記熱交換器，ディーゼル駆動ポンプ，ポンプ吸い
込み側配管および弁、ポンプ吐出側配管および弁を前記
熱交換器の一次側と二次側の間および二次側と三次側の
間に設置することを特徴とする。
【００２０】
【作用】異常な事象が発生し、炉心冷却機能が完全に喪
失してしまう苛酷事故を仮に想定すると、炉心は崩壊熱
により加熱され炉心溶融に至る。溶融炉心は原子炉圧力
容器を溶融貫通し原子炉圧力容器下部ペデスタルに落下
する。落下した溶融炉心は下部ペデスタルのコンクリー
トと反応し、一酸化炭素，水素等の非凝縮性ガスを多量
に発生させると同時に、ドライウェル内の温度を上昇さ
せる。
失してしまう苛酷事故を仮に想定すると、炉心は崩壊熱
により加熱され炉心溶融に至る。溶融炉心は原子炉圧力
容器を溶融貫通し原子炉圧力容器下部ペデスタルに落下
する。落下した溶融炉心は下部ペデスタルのコンクリー
トと反応し、一酸化炭素，水素等の非凝縮性ガスを多量
に発生させると同時に、ドライウェル内の温度を上昇さ
せる。
【００２１】ドライウェルの内圧上昇にともない雰囲気
ガスはベント管を介して圧力抑制水に導かれるが、雰囲
気ガスの主成分が非凝縮性ガスであるため凝縮されず圧
力抑制効果が期待できずドライウェル同様、ウェットウ
ェル内圧も上昇する。この結果、原子炉格納容器は過圧
破損あるいは過温破損し原子炉格納容器内の多量の放射
能を有する核分裂生成物（ＦＰ）が環境に放出されるこ
とになる。
ガスはベント管を介して圧力抑制水に導かれるが、雰囲
気ガスの主成分が非凝縮性ガスであるため凝縮されず圧
力抑制効果が期待できずドライウェル同様、ウェットウ
ェル内圧も上昇する。この結果、原子炉格納容器は過圧
破損あるいは過温破損し原子炉格納容器内の多量の放射
能を有する核分裂生成物（ＦＰ）が環境に放出されるこ
とになる。
【００２２】本発明においては、炉心が崩壊熱により損
傷し炉心溶融に至る前に、ＲＨＲ熱交換器に近接して設
置されたディーゼル駆動ポンプを起動し、ＲＨＲ熱交換
器の二次側配管とディーゼル駆動ポンプを接続するポン
プ吸い込み配管に設置された吸い込み弁を開動作し、Ｒ
ＨＲ熱交換器の一次側配管とディーゼル駆動ポンプを接
続するポンプ吐出配管に設置された吐出弁を開動作す
る。
傷し炉心溶融に至る前に、ＲＨＲ熱交換器に近接して設
置されたディーゼル駆動ポンプを起動し、ＲＨＲ熱交換
器の二次側配管とディーゼル駆動ポンプを接続するポン
プ吸い込み配管に設置された吸い込み弁を開動作し、Ｒ
ＨＲ熱交換器の一次側配管とディーゼル駆動ポンプを接
続するポンプ吐出配管に設置された吐出弁を開動作す
る。
【００２３】これにより、ＲＨＲ熱交換器の二次側配管
の先の海水取水口から海水を導き、ＲＨＲ熱交換器一次
側配管を介して、原子炉圧力容器内あるいは原子炉格納
容器内へ継続的かつ長期的に注水する。これにより、苛
酷事故時に炉心が崩壊熱により加熱され炉心溶融に至る
ことを防止する。
の先の海水取水口から海水を導き、ＲＨＲ熱交換器一次
側配管を介して、原子炉圧力容器内あるいは原子炉格納
容器内へ継続的かつ長期的に注水する。これにより、苛
酷事故時に炉心が崩壊熱により加熱され炉心溶融に至る
ことを防止する。
【００２４】仮に、炉心が溶融し、その後原子炉圧力容
器を溶融貫通し原子炉圧力容器下部ペデスタルに落下し
た場合にも、原子炉格納容器への代替注水により、下部
ペデスタル内で溶融炉心は冷却・固化され、溶融炉心と
コンクリートとの反応も停止する。その結果、原子炉格
納容器の過圧破損あるいは過温破損が防止され、原子炉
格納容器の健全性が維持され、ＦＰの環境への放出が防
止できる。
器を溶融貫通し原子炉圧力容器下部ペデスタルに落下し
た場合にも、原子炉格納容器への代替注水により、下部
ペデスタル内で溶融炉心は冷却・固化され、溶融炉心と
コンクリートとの反応も停止する。その結果、原子炉格
納容器の過圧破損あるいは過温破損が防止され、原子炉
格納容器の健全性が維持され、ＦＰの環境への放出が防
止できる。
【００２５】
【実施例】本発明に係る原子炉機器施設への代替注水装
置の一実施例を図１に基づいて説明する。図１におい
て、炉心１は原子炉圧力容器２内に収納され、原子炉圧
力容器２は原子炉格納容器３内に収納されている。原子
炉格納容器３の外側にＲＨＲが設置されている。このＲ
ＨＲの一次側はＲＨＲ熱交換器４の一次側配管４ａ、一
次側ポンプ５、逆止弁６、電動弁７，８，９などから構
成されている。
置の一実施例を図１に基づいて説明する。図１におい
て、炉心１は原子炉圧力容器２内に収納され、原子炉圧
力容器２は原子炉格納容器３内に収納されている。原子
炉格納容器３の外側にＲＨＲが設置されている。このＲ
ＨＲの一次側はＲＨＲ熱交換器４の一次側配管４ａ、一
次側ポンプ５、逆止弁６、電動弁７，８，９などから構
成されている。
【００２６】また、ＲＨＲの二次側はＲＨＲ熱交換器４
の二次側配管４ｂ、ＲＨＲ二次側ポンプ10，11、逆止弁
12，13、電動弁14などから構成されている。なお、図１
中には本発明に直接関係がなく、また実施例の説明に不
要な配管，弁などは記載しておらず、その要部のみを示
している。
の二次側配管４ｂ、ＲＨＲ二次側ポンプ10，11、逆止弁
12，13、電動弁14などから構成されている。なお、図１
中には本発明に直接関係がなく、また実施例の説明に不
要な配管，弁などは記載しておらず、その要部のみを示
している。
【００２７】しかして、原子炉圧力容器２内へ注水を行
う場合、原子炉格納容器３のウェットウェルに貯蔵され
た圧力抑制水をＲＨＲ一次側ポンプ５により導き、電動
弁７の開動作により原子炉圧力容器２内へ注水する。原
子炉格納容器３への注水を行う場合、同様に電動弁８，
９の開動作によりドライウェルスプレイヘッダ15から注
水する。
う場合、原子炉格納容器３のウェットウェルに貯蔵され
た圧力抑制水をＲＨＲ一次側ポンプ５により導き、電動
弁７の開動作により原子炉圧力容器２内へ注水する。原
子炉格納容器３への注水を行う場合、同様に電動弁８，
９の開動作によりドライウェルスプレイヘッダ15から注
水する。
【００２８】この場合、ＲＨＲ熱交換器４の一次側に通
水することにより圧力抑制水を一旦冷却した後、注水す
ることも可能な構成になっている。ＲＨＲ二次側は海水
取水口から低温の海水をＲＨＲ二次側ポンプ10，11によ
りＲＨＲ熱交換器４の二次側に導きＲＨＲ一次側の水を
冷却した後、電動弁14などを介して放水路へ放出され
る。
水することにより圧力抑制水を一旦冷却した後、注水す
ることも可能な構成になっている。ＲＨＲ二次側は海水
取水口から低温の海水をＲＨＲ二次側ポンプ10，11によ
りＲＨＲ熱交換器４の二次側に導きＲＨＲ一次側の水を
冷却した後、電動弁14などを介して放水路へ放出され
る。
【００２９】上述したように本実施例に係る代替注水装
置はディーゼル駆動ポンプ16，ポンプ吸い込み側配管1
7，ポンプ吸い込み側弁18，ポンプ吐出側配管19，ポン
プ吐出側弁20などを主要構成要素としている。
置はディーゼル駆動ポンプ16，ポンプ吸い込み側配管1
7，ポンプ吸い込み側弁18，ポンプ吐出側配管19，ポン
プ吐出側弁20などを主要構成要素としている。
【００３０】ＲＨＲ一次側ポンプ５および二次側ポンプ
10，11が機能喪失している場合、ポンプ吸い込み側弁18
およびポンプ吐出側弁20を開動作した後、ディーゼル駆
動ポンプ16により海水取水口より海水をＲＨＲ一次側へ
導き、電動弁７または電動弁８、９を開動作し原子炉１
または原子炉格納容器３へ海水を注水する。
10，11が機能喪失している場合、ポンプ吸い込み側弁18
およびポンプ吐出側弁20を開動作した後、ディーゼル駆
動ポンプ16により海水取水口より海水をＲＨＲ一次側へ
導き、電動弁７または電動弁８、９を開動作し原子炉１
または原子炉格納容器３へ海水を注水する。
【００３１】なお、図１にはディーゼル駆動ポンプ16を
常設した場合の構成を示しているが、ディーゼル駆動ポ
ンプ16のポンプ吐出側と吸い込み側に相当する配管17，
19上に、メクラフランジを設置し、ディーゼル駆動ポン
プ16自体を移動式にして、原子力発電所の式内ないし敷
地外に保管しておき、原子炉または原子炉格納容器への
注水が必要な場合に、同ポンプ16を移動・接続する構成
も可能である。
常設した場合の構成を示しているが、ディーゼル駆動ポ
ンプ16のポンプ吐出側と吸い込み側に相当する配管17，
19上に、メクラフランジを設置し、ディーゼル駆動ポン
プ16自体を移動式にして、原子力発電所の式内ないし敷
地外に保管しておき、原子炉または原子炉格納容器への
注水が必要な場合に、同ポンプ16を移動・接続する構成
も可能である。
【００３２】また、電源喪失時にも機能し得るようにデ
ィーゼル駆動ポンプ16のディーゼル小型発電機を設置
し、発電した電源により開動作が必要な電動弁などに給
電する構成も可能である。
ィーゼル駆動ポンプ16のディーゼル小型発電機を設置
し、発電した電源により開動作が必要な電動弁などに給
電する構成も可能である。
【００３３】さらに、ＲＨＲがＲＨＲ熱交換器２台を介
して、一次側・二次側・三次側に分けて構成した場合、
図１に示す代替注水装置を、ＲＨＲ熱交換器の一次側と
二次側の間および二次側と三次側の間に設置する構成も
可能である。
して、一次側・二次側・三次側に分けて構成した場合、
図１に示す代替注水装置を、ＲＨＲ熱交換器の一次側と
二次側の間および二次側と三次側の間に設置する構成も
可能である。
【００３４】
【発明の効果】本発明によれば、苛酷事故が発生し炉心
溶融に至り、さらに溶融炉心の崩壊熱などにより格納容
器が破損し多量のＦＤＰが環境中に放出されるおそれが
ある場合、海水を原子炉圧力容器内あるいは原子炉格納
容器内へ継続的かつ長期的に注水することにより苛酷事
故時に炉心が崩壊熱により加熱され炉心溶融に至ること
を防止する。
溶融に至り、さらに溶融炉心の崩壊熱などにより格納容
器が破損し多量のＦＤＰが環境中に放出されるおそれが
ある場合、海水を原子炉圧力容器内あるいは原子炉格納
容器内へ継続的かつ長期的に注水することにより苛酷事
故時に炉心が崩壊熱により加熱され炉心溶融に至ること
を防止する。
【００３５】また、仮に、炉心が溶融し原子炉圧力容器
を溶融貫通し原子炉圧力容器下部ペデスタルに落下した
場合にも原子炉格納容器内へ注水することにより下部ペ
デスタル内で溶融炉心は冷却・固化され、溶融炉心とコ
ンクリートとの反応も停止する。
を溶融貫通し原子炉圧力容器下部ペデスタルに落下した
場合にも原子炉格納容器内へ注水することにより下部ペ
デスタル内で溶融炉心は冷却・固化され、溶融炉心とコ
ンクリートとの反応も停止する。
【００３６】この結果、原子力発電所の苛酷事故の発生
を防止するとともに仮に苛酷事故が発しした場合にも、
原子炉格納容器の過圧破損あるいは過温破損が防止さ
れ、原子炉格納容器の健全性が維持され、ＦＰの環境へ
の放出が防止される。
を防止するとともに仮に苛酷事故が発しした場合にも、
原子炉格納容器の過圧破損あるいは過温破損が防止さ
れ、原子炉格納容器の健全性が維持され、ＦＰの環境へ
の放出が防止される。
【図１】本発明に係る原子炉機器施設への代替注水装置
の一実施例を示す系統図。
の一実施例を示す系統図。
１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…原子炉格納容器、
４…ＲＨＲ熱交換器、４ａ…一次側配管、４ｂ…二次側
配管、５…ＲＨＲ一次側ポンプ、６…逆止弁、７，８，
９…電動弁、10，11…ＲＨＲ二次側ポンプ、12，13…逆
止弁、14…電動弁、15…ドライウェルスプレイヘッダ、
16…ディーゼル駆動ポンプ、17…ポンプ吸い込み側配
管、18…ポンプ吸い込み側弁、19…ポンプ吐出側配管、
20…ポンプ吐出側弁。
４…ＲＨＲ熱交換器、４ａ…一次側配管、４ｂ…二次側
配管、５…ＲＨＲ一次側ポンプ、６…逆止弁、７，８，
９…電動弁、10，11…ＲＨＲ二次側ポンプ、12，13…逆
止弁、14…電動弁、15…ドライウェルスプレイヘッダ、
16…ディーゼル駆動ポンプ、17…ポンプ吸い込み側配
管、18…ポンプ吸い込み側弁、19…ポンプ吐出側配管、
20…ポンプ吐出側弁。
Claims (4)
- 【請求項１】 原子炉崩壊熱除去装置用熱交換器と、こ
の熱交換器に近接して設置されたディーゼル駆動ポンプ
と、前記熱交換器の二次側配管と前記ディーゼル駆動ポ
ンプを接続するポンプ吸い込み側配管と、このポンプ吸
い込み側配管に設置され常時は閉状態で原子炉圧力容器
または原子炉格納容器への注水時に開動作を行うポンプ
吸い込み弁と、前記熱交換器の一次側配管と前記ディー
ゼル駆動ポンプを接続するポンプ吐出側配管と、このポ
ンプ吐出側配管に設置され常時は閉状態で原子炉圧力容
器または原子炉格納容器への注水時に開動作を行うポン
プ吐出側弁とからなることを特徴とする原子炉機器施設
への代替注水装置。 - 【請求項２】 前記ポンプ吸い込み側配管に設置され前
記原子炉圧力容器または原子炉格納容器への注水時には
取り外せる吸い込み側メクラフランジと、前記ポンプ吐
出側配管に設置され前記原子炉圧力容器または原子炉格
納容器への注水時に取り外せる吐出側メクラフランジ
と、前記原子炉圧力容器または原子炉格納容器への注水
時に前記ポンプ吸い込み側配管とポンプ吐出側配管に接
続される移動式ディーゼル駆動ポンプ搭載車とからなる
ことを特徴とする請求項１記載の原子炉施設への代替注
水装置。 - 【請求項３】 前記ディーゼル駆動ポンプの駆動用ディ
ーゼル機関に直結して前記熱交換器の一次側配管および
二次側配管に設置されている電動弁駆動用電源に給電す
る小型発電機を有することを特徴とする請求項１記載の
原子炉施設への代替注水装置。 - 【請求項４】 前記原子炉崩壊熱除去装置用熱交換器を
２台設置して一次側・二次側・三次側に分け、前記熱交
換器，ディーゼル駆動ポンプ，ポンプ吸い込み側配管お
よび弁、ポンプ吐出側配管および弁を前記熱交換器の一
次側と二次側の間および二次側と三次側の間に設置する
ことを特徴とする請求項１記載の原子炉施設への代替注
水装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6116332A JPH07318684A (ja) | 1994-05-30 | 1994-05-30 | 原子炉機器施設への代替注水装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6116332A JPH07318684A (ja) | 1994-05-30 | 1994-05-30 | 原子炉機器施設への代替注水装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07318684A true JPH07318684A (ja) | 1995-12-08 |
Family
ID=14684347
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6116332A Pending JPH07318684A (ja) | 1994-05-30 | 1994-05-30 | 原子炉機器施設への代替注水装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07318684A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2014089139A (ja) * | 2012-10-31 | 2014-05-15 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 核燃料冷却方法及び核燃料冷却装置 |
| WO2015014046A1 (zh) * | 2013-07-30 | 2015-02-05 | 中广核工程有限公司 | 核电站蒸汽发生器辅助给水系统 |
-
1994
- 1994-05-30 JP JP6116332A patent/JPH07318684A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2014089139A (ja) * | 2012-10-31 | 2014-05-15 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 核燃料冷却方法及び核燃料冷却装置 |
| WO2015014046A1 (zh) * | 2013-07-30 | 2015-02-05 | 中广核工程有限公司 | 核电站蒸汽发生器辅助给水系统 |
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