JPH0810264B2 - 非常用炉心冷却装置 - Google Patents
非常用炉心冷却装置Info
- Publication number
- JPH0810264B2 JPH0810264B2 JP61059169A JP5916986A JPH0810264B2 JP H0810264 B2 JPH0810264 B2 JP H0810264B2 JP 61059169 A JP61059169 A JP 61059169A JP 5916986 A JP5916986 A JP 5916986A JP H0810264 B2 JPH0810264 B2 JP H0810264B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pressure
- core
- emergency
- cooling device
- low
- 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.)
- Expired - Lifetime
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
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)
- Details Of Measuring And Other Instruments (AREA)
- Heating, Cooling, Or Curing Plastics Or The Like In General (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、非常用炉心冷却装置に係り、特に高圧系及
び低圧系を有する非常用炉心冷却装置に関する。
び低圧系を有する非常用炉心冷却装置に関する。
沸騰水型原子力プラントは、冷却材喪失事故に対処す
るために非常用炉心冷却装置が設置されている。
るために非常用炉心冷却装置が設置されている。
従来の沸騰水型原子力プラントの非常用炉心冷却装置
の一例が、日立レビユー“カレント ステータス オブ
アドバンスト ボイリング ウオーター リアクター
（ABWR）”（1984年12月,Vol.33−No.6）299頁〜306頁
に記載されている。
の一例が、日立レビユー“カレント ステータス オブ
アドバンスト ボイリング ウオーター リアクター
（ABWR）”（1984年12月,Vol.33−No.6）299頁〜306頁
に記載されている。
この非常用炉心冷却装置は、後で詳細に述べるよう
に、２系統の高圧炉心スプレイ装置（以後、HPCS装置と
いう）、１系統の高圧注水装置（以後、HPCI装置とい
う）及び３系統の低圧炉心冠水装置（以後、LPFL装置と
いう）を有している。HPCS装置及びHPCI装置が高圧非常
用炉心冷却装置であり、低圧炉心冠水装置が低圧非常用
炉心冷却装置である。
に、２系統の高圧炉心スプレイ装置（以後、HPCS装置と
いう）、１系統の高圧注水装置（以後、HPCI装置とい
う）及び３系統の低圧炉心冠水装置（以後、LPFL装置と
いう）を有している。HPCS装置及びHPCI装置が高圧非常
用炉心冷却装置であり、低圧炉心冠水装置が低圧非常用
炉心冷却装置である。
第５図は、日立レビユーの300頁から引用した非常用
炉心冷却装置の系統概略を示す。
炉心冷却装置の系統概略を示す。
従来の非常用炉心冷却装置は、２系統のHPCS装置40A
及び40B、１系統のHPCI装置41、３系統のLPFL装置42A,4
2B及び42Cを有している。上記した各々のHPCS装置及びL
PFL装置は、モータ駆動のポンプを有している。HPCI装
置は、タービン駆動のポンプを有している。各LPFL装置
は、残留熱除去装置（RHR装置）として機能する熱交換
器（冷却器）43を有している。
及び40B、１系統のHPCI装置41、３系統のLPFL装置42A,4
2B及び42Cを有している。上記した各々のHPCS装置及びL
PFL装置は、モータ駆動のポンプを有している。HPCI装
置は、タービン駆動のポンプを有している。各LPFL装置
は、残留熱除去装置（RHR装置）として機能する熱交換
器（冷却器）43を有している。
原子炉圧力容器７内にある炉心９を取囲む炉心シユラ
ウド８内の上部に、炉心スプレイヘツダ21が設けられ
る。この炉心スプレイヘツダ21は、HPCS装置40A及び40B
に接続されている。HPCS装置40A及び40Bの駆動により圧
力抑制室３内の冷却水４が、炉心スプレイヘツダ21から
炉心９にスプレイされる。LPFL装置42A及び42Bの駆動に
より冷却水４が原子炉圧力容器７内で炉心シユラウド８
の外側に注入される。LPFL装置42C及びHPCI装置41の駆
動により冷却水４は、給水配管13A及び13Bを介して原子
炉圧力容器７内に供給される。
ウド８内の上部に、炉心スプレイヘツダ21が設けられ
る。この炉心スプレイヘツダ21は、HPCS装置40A及び40B
に接続されている。HPCS装置40A及び40Bの駆動により圧
力抑制室３内の冷却水４が、炉心スプレイヘツダ21から
炉心９にスプレイされる。LPFL装置42A及び42Bの駆動に
より冷却水４が原子炉圧力容器７内で炉心シユラウド８
の外側に注入される。LPFL装置42C及びHPCI装置41の駆
動により冷却水４は、給水配管13A及び13Bを介して原子
炉圧力容器７内に供給される。
従来の非常用冷却装置は、常駆動電源消失時のために
非常用電源として３台のデイーゼル発電機を有してい
る。各々のHPCS装置及びLPFL装置のポンプは、これらの
デイーゼル発電機にて駆動される。従来の非常用炉心冷
却装置は、HPCS装置40A及びLPFL装置42Aを有する第Ｉ区
分、HPCS装置40B及びLPFL装置42Bを含む第II区分、及び
HPCI装置41及びLPFL装置42Cを有する第III区分の３区分
に区分けされている。各々の区分毎に１台のデイーゼル
発電機が割当てられている。
非常用電源として３台のデイーゼル発電機を有してい
る。各々のHPCS装置及びLPFL装置のポンプは、これらの
デイーゼル発電機にて駆動される。従来の非常用炉心冷
却装置は、HPCS装置40A及びLPFL装置42Aを有する第Ｉ区
分、HPCS装置40B及びLPFL装置42Bを含む第II区分、及び
HPCI装置41及びLPFL装置42Cを有する第III区分の３区分
に区分けされている。各々の区分毎に１台のデイーゼル
発電機が割当てられている。
非常用炉心冷却装置は、高信頼性を要するので必要最
小限の容量で最大の効果を引出すことが要求され、特に
経済性及び性能の向上が追求されてきた。
小限の容量で最大の効果を引出すことが要求され、特に
経済性及び性能の向上が追求されてきた。
発明者等が、従来の非常用炉心冷却装置の特性を検討
した結果、HPCS配管（HPCS装置の配管）の破断を想定し
た時に原子炉水位が炉心の有効発熱部を若干下廻る可能
性のあることを見出した。
した結果、HPCS配管（HPCS装置の配管）の破断を想定し
た時に原子炉水位が炉心の有効発熱部を若干下廻る可能
性のあることを見出した。
この検討内容を以下に説明する。
第３図に従来の非常用炉心冷却装置においてHPCS配管
の破断を想定した場合の原子炉水位変化を破線にて示
す。
の破断を想定した場合の原子炉水位変化を破線にて示
す。
HPCS配管が破断した場合、原子炉が自動的にスクラ
ム、隔離されるが、原子炉圧力容器７内の冷却水がHPCS
配管の破断口から流出するので原子炉水位が下がり始め
る。原子炉水位が低下すると、先ず高圧非常用炉心冷却
装置が自動的に作動する（HPCI作動48）。しかし、第Ｉ
区分に属するHPCS装置40Aの配管が破断した場合を想定
し、第II区分のデイーゼル発電機の単一故障を仮想する
と高圧非常用炉心冷却装置としてはHPCI装置41が作動可
能な系統となる。従つて１系統のみの高圧非常用炉心冷
却装置が作動しHPCI作動18）、さらにその後、自動減圧
系（ADS）が作動する（ADS作動49）ので、原子炉圧力容
器７内の冷却水が減圧沸騰して一時的に原子炉水位が回
復する。しかし、その後また原子炉水位は低下する。
ム、隔離されるが、原子炉圧力容器７内の冷却水がHPCS
配管の破断口から流出するので原子炉水位が下がり始め
る。原子炉水位が低下すると、先ず高圧非常用炉心冷却
装置が自動的に作動する（HPCI作動48）。しかし、第Ｉ
区分に属するHPCS装置40Aの配管が破断した場合を想定
し、第II区分のデイーゼル発電機の単一故障を仮想する
と高圧非常用炉心冷却装置としてはHPCI装置41が作動可
能な系統となる。従つて１系統のみの高圧非常用炉心冷
却装置が作動しHPCI作動18）、さらにその後、自動減圧
系（ADS）が作動する（ADS作動49）ので、原子炉圧力容
器７内の冷却水が減圧沸騰して一時的に原子炉水位が回
復する。しかし、その後また原子炉水位は低下する。
ADS作動49によつて原子炉圧力容器７内の圧力が所定
値まで下がると、今度は低圧非常用炉心冷却装置である
LPFL装置が作動する（LPFL作動20）。その結果、原子炉
水位が上昇して来る。この場合における動作可能な低圧
非常用炉心冷却装置は第Ｉ区分及び第III区分のLPFL装
置42A及び42Bの２系統となる。
値まで下がると、今度は低圧非常用炉心冷却装置である
LPFL装置が作動する（LPFL作動20）。その結果、原子炉
水位が上昇して来る。この場合における動作可能な低圧
非常用炉心冷却装置は第Ｉ区分及び第III区分のLPFL装
置42A及び42Bの２系統となる。
原子炉水位は、上記２系統のLPFL装置の作動時（２つ
のLPFL作動51）に最も低下し、炉心９の有効発熱部をわ
ずかに下廻る。しかしながら、原子炉の健全性には全つ
たく問題ない。
のLPFL作動51）に最も低下し、炉心９の有効発熱部をわ
ずかに下廻る。しかしながら、原子炉の健全性には全つ
たく問題ない。
第４図の破線は、従来の非常用炉心冷却装置に於いて
低圧非常用炉心冷却装置であるLPFL装置の配管破断を想
定した場合の原子炉水位の変化を示している。
低圧非常用炉心冷却装置であるLPFL装置の配管破断を想
定した場合の原子炉水位の変化を示している。
LPFL装置の配管が破断した場合、原子炉が自動的にス
クラムされるとともに隔離され、原子炉圧力容器７内の
冷却水がLPFL装置の配管の破断口から流出する。HPCS装
置の原子炉圧力容器７内における注水口の位置がLPFL装
置のその注水口の位置よりも低いので、原子炉水位が破
断したLPFL装置の注水口のレベル以下となるまでの時間
が短かくLPFL装置の注水口が蒸気中に露出する時間が早
くなる。このため、原子炉圧力容器７内の減圧が早くな
り、減圧沸騰による原子炉水位上昇が早期に開始され原
子炉水位下降開始は遅くなつている。原子炉水位下降が
遅いためにHPCS装置の作動（HPCS作動50）開始時間も遅
れる。しかし、原子炉圧力容器７内の圧力が早く低下す
るために、HPCS装置作動開始後における原子炉圧力容器
７への冷却水の注入流量は多くなる。結局、第３図に示
すHPCS装置の配管破断時における原子炉水位よりも高く
維持される。
クラムされるとともに隔離され、原子炉圧力容器７内の
冷却水がLPFL装置の配管の破断口から流出する。HPCS装
置の原子炉圧力容器７内における注水口の位置がLPFL装
置のその注水口の位置よりも低いので、原子炉水位が破
断したLPFL装置の注水口のレベル以下となるまでの時間
が短かくLPFL装置の注水口が蒸気中に露出する時間が早
くなる。このため、原子炉圧力容器７内の減圧が早くな
り、減圧沸騰による原子炉水位上昇が早期に開始され原
子炉水位下降開始は遅くなつている。原子炉水位下降が
遅いためにHPCS装置の作動（HPCS作動50）開始時間も遅
れる。しかし、原子炉圧力容器７内の圧力が早く低下す
るために、HPCS装置作動開始後における原子炉圧力容器
７への冷却水の注入流量は多くなる。結局、第３図に示
すHPCS装置の配管破断時における原子炉水位よりも高く
維持される。
第３図及び第４図から解かる様に、従来の非常用炉心
冷却装置においてはHPCS配管破断想定時の原子炉水位の
低下が大きくなり、HPCS配管破断事故が原子炉にとつて
も最も厳しい事故となる可能性がある。
冷却装置においてはHPCS配管破断想定時の原子炉水位の
低下が大きくなり、HPCS配管破断事故が原子炉にとつて
も最も厳しい事故となる可能性がある。
従来の非常用炉心冷却装置は、現在の原子力プラント
の中で最も安定性能が高く原子力プラントの健全性を保
持するものである。その特徴は各区分全てに高圧非常用
炉心冷却装置を配し、かつ原子炉圧力容器７が高圧時か
ら低圧時まで全ての領域で炉心露出時の炉心冷却を確保
できる様に、高圧非常用炉心冷却装置に炉心スプレイ機
能を持たせてHPCS装置を２系統としている点にある。
の中で最も安定性能が高く原子力プラントの健全性を保
持するものである。その特徴は各区分全てに高圧非常用
炉心冷却装置を配し、かつ原子炉圧力容器７が高圧時か
ら低圧時まで全ての領域で炉心露出時の炉心冷却を確保
できる様に、高圧非常用炉心冷却装置に炉心スプレイ機
能を持たせてHPCS装置を２系統としている点にある。
以上の様に従来の非常用炉心冷却装置は、十分なプラ
ントの安全性を確保しているが、いかなる事故を想定し
ても原子炉水位が炉心の有効発熱部を下廻らない原子力
プラントの実現が最も望ましい。
ントの安全性を確保しているが、いかなる事故を想定し
ても原子炉水位が炉心の有効発熱部を下廻らない原子力
プラントの実現が最も望ましい。
さらに、発明者等は、以下に述べるような従来装置の
新たな課題を見出した。従来の非常用炉心冷却装置は、
低圧非常用炉心冷却装置、すなわちLPFL装置42A〜42Cに
設けられている熱交換器43は、前述の如く残留熱除去系
として機能する。通常の原子炉停止時において、炉心の
冷却を行うために炉心シユラウドの外側であつて原子炉
圧力容器内の冷却水を熱交換器43に供給して冷却した
後、炉心シユラウドの外側であつて原子炉圧力容器内に
戻している。しかし、熱交換器43への冷却水取出口と熱
交換器から吐出した冷却水の原子炉圧力容器への吐出口
が近くに配置されているので、冷却水の冷却効率を向上
させるために、大きな容量の熱交換器43を用いている。
新たな課題を見出した。従来の非常用炉心冷却装置は、
低圧非常用炉心冷却装置、すなわちLPFL装置42A〜42Cに
設けられている熱交換器43は、前述の如く残留熱除去系
として機能する。通常の原子炉停止時において、炉心の
冷却を行うために炉心シユラウドの外側であつて原子炉
圧力容器内の冷却水を熱交換器43に供給して冷却した
後、炉心シユラウドの外側であつて原子炉圧力容器内に
戻している。しかし、熱交換器43への冷却水取出口と熱
交換器から吐出した冷却水の原子炉圧力容器への吐出口
が近くに配置されているので、冷却水の冷却効率を向上
させるために、大きな容量の熱交換器43を用いている。
本発明の目的は、非常用炉心冷却装置のいかなる配管
破断事故が生じても炉心の有効発熱部が露出しない非常
用炉心冷却装置を提供することにある。
破断事故が生じても炉心の有効発熱部が露出しない非常
用炉心冷却装置を提供することにある。
本発明の他の目的は、通常の原子炉停止時における炉
心の冷却をコンパクトな冷却器で行える非常用炉心冷却
装置を提供することにある。
心の冷却をコンパクトな冷却器で行える非常用炉心冷却
装置を提供することにある。
上記の第１の目的は、原子炉容器内に冷却材を供給す
る複数の高圧非常用炉心冷却装置の原子炉容器内におけ
る冷却材放出口のレベルを、原子炉容器内の炉心を取囲
むシユラウド内に冷却材を供給する複数の低圧非常用炉
心冷却装置のシユラウド内における冷却材放出口のレベ
ルよりも高くすることによつて達成される。
る複数の高圧非常用炉心冷却装置の原子炉容器内におけ
る冷却材放出口のレベルを、原子炉容器内の炉心を取囲
むシユラウド内に冷却材を供給する複数の低圧非常用炉
心冷却装置のシユラウド内における冷却材放出口のレベ
ルよりも高くすることによつて達成される。
また、上記第２の目的は、低圧非常用炉心冷却装置の
シユラウド内の冷却材放出口を炉心上方に設置し、低圧
非常用炉心冷却装置に設けられた冷却手段に、炉心より
下方の原子炉容器内またはシユラウドと原子炉容器との
間の原子炉容器内の冷却材を通常の原子炉停止時に供給
する手段を設けることによつて達成できる。
シユラウド内の冷却材放出口を炉心上方に設置し、低圧
非常用炉心冷却装置に設けられた冷却手段に、炉心より
下方の原子炉容器内またはシユラウドと原子炉容器との
間の原子炉容器内の冷却材を通常の原子炉停止時に供給
する手段を設けることによつて達成できる。
高圧非常用炉心冷却装置の原子炉容器内における冷却
材放出口位置を低圧非常用炉心冷却装置のシユラウド内
における冷却材放出容器内管口位置よりも高くすること
により、配管破断条件として原子炉水位確保の点で厳し
い低い位置での配管破断（低圧非常用炉心冷却装置の配
管破断）に対し、原子炉減圧前の早い時点から高圧非常
用炉心冷却装置によつて有効に炉心冷却ができる。ま
た、高い位置での配管破断（高圧非常用炉心冷却装置の
配管破断）に対しては、原子炉内水量が多く残留してお
り、しかも原子炉水位が高圧非常用炉心冷却装置の冷却
材放出口以下に低下する時間が早くて蒸気放出による原
子炉減圧が早まるので、残りの高圧非常用炉心冷却装置
による冷却材注入流量の増大及び低圧非常用炉心冷却装
置による冷却材の早期注入開始が期待できる。これによ
り原子炉水位低下が抑制される。
材放出口位置を低圧非常用炉心冷却装置のシユラウド内
における冷却材放出容器内管口位置よりも高くすること
により、配管破断条件として原子炉水位確保の点で厳し
い低い位置での配管破断（低圧非常用炉心冷却装置の配
管破断）に対し、原子炉減圧前の早い時点から高圧非常
用炉心冷却装置によつて有効に炉心冷却ができる。ま
た、高い位置での配管破断（高圧非常用炉心冷却装置の
配管破断）に対しては、原子炉内水量が多く残留してお
り、しかも原子炉水位が高圧非常用炉心冷却装置の冷却
材放出口以下に低下する時間が早くて蒸気放出による原
子炉減圧が早まるので、残りの高圧非常用炉心冷却装置
による冷却材注入流量の増大及び低圧非常用炉心冷却装
置による冷却材の早期注入開始が期待できる。これによ
り原子炉水位低下が抑制される。
更に、炉心への冷却材供給機能を低圧非常用炉心冷却
装置に持たせ、これに原子炉シユラウド外側又は原子炉
下方から低圧非常用炉心冷却装置の冷却手段に原子炉容
器内の冷却材を供給するので、通常の原子炉停止時に際
し、冷却手段で冷却された冷却材が炉心を必ず通り確実
に炉心を冷却できる。また、必ず炉心を通つた高温の冷
却材が低圧非常用炉心冷却装置の冷却手段に供給される
ので、上記冷却手段の効率が向上し、上記冷却手段の容
量が低減できる。
装置に持たせ、これに原子炉シユラウド外側又は原子炉
下方から低圧非常用炉心冷却装置の冷却手段に原子炉容
器内の冷却材を供給するので、通常の原子炉停止時に際
し、冷却手段で冷却された冷却材が炉心を必ず通り確実
に炉心を冷却できる。また、必ず炉心を通つた高温の冷
却材が低圧非常用炉心冷却装置の冷却手段に供給される
ので、上記冷却手段の効率が向上し、上記冷却手段の容
量が低減できる。
発明者等は、前述の新しく発見した課題の解消、すな
わち、いかなる事故を想定しても原子炉水位が炉心の有
効発熱部を下廻らない原子力プラントを実現できる非常
用炉心冷却装置を種々検討した結果、完璧なる安全性確
保の観点からより原子炉炉心冷却能力のすぐれた前述の
第１の特徴を有する非常用炉心冷却装置を考え出したの
である。また、前述の熱交換器43の容量低減は、非常用
炉心冷却装置のコンパクト化につながることに着目し、
このような観点からの発明者等の検討は、前述の第２の
特徴を有する非常用炉心冷却装置の発明にとつながつた
のである。
わち、いかなる事故を想定しても原子炉水位が炉心の有
効発熱部を下廻らない原子力プラントを実現できる非常
用炉心冷却装置を種々検討した結果、完璧なる安全性確
保の観点からより原子炉炉心冷却能力のすぐれた前述の
第１の特徴を有する非常用炉心冷却装置を考え出したの
である。また、前述の熱交換器43の容量低減は、非常用
炉心冷却装置のコンパクト化につながることに着目し、
このような観点からの発明者等の検討は、前述の第２の
特徴を有する非常用炉心冷却装置の発明にとつながつた
のである。
以上述べた検討によりなされた本発明の実施例を以下
に述べる。
に述べる。
沸騰水型原子炉に適用した本発明の好適な一実施例で
ある非常用炉心冷却装置を第１図及び第２図に基づいて
説明する。
ある非常用炉心冷却装置を第１図及び第２図に基づいて
説明する。
まず最初に原子炉格納容器内の構造を説明する。原子
炉格納容器１は、ドライウエル２及び冷却水４が充填さ
れた圧力抑制室３を有している。原子炉圧力容器７は、
ドライウエル２内に配置されてペデスタル５に設置され
る。圧力抑制室３は、ペデスタル５の周囲を取囲んでい
る。ベント通路６がペデスタル５内に設けられる。ベン
ト通路６の上端はドライウエル２に開口しており、ベン
ト通路６の下端部は圧力抑制室３内の冷却水４中に開口
している。
炉格納容器１は、ドライウエル２及び冷却水４が充填さ
れた圧力抑制室３を有している。原子炉圧力容器７は、
ドライウエル２内に配置されてペデスタル５に設置され
る。圧力抑制室３は、ペデスタル５の周囲を取囲んでい
る。ベント通路６がペデスタル５内に設けられる。ベン
ト通路６の上端はドライウエル２に開口しており、ベン
ト通路６の下端部は圧力抑制室３内の冷却水４中に開口
している。
炉心９は、原子炉圧力容器７内に設けられた炉心シユ
ラウド８内に配置されている。炉心９に冷却水を供給す
るインターナルポンプ10が、原子炉圧力容器１の下部に
設置される。
ラウド８内に配置されている。炉心９に冷却水を供給す
るインターナルポンプ10が、原子炉圧力容器１の下部に
設置される。
原子炉圧力容器７内で炉心シユラウド８の外側に形成
される上部プレナム11内の冷却水が、インターナルポン
プ10の駆動により炉心９に供給される。この冷却水は、
炉心９にて加熱されて蒸気となる。蒸気は主蒸気管12に
て原子炉圧力容器７から図示されていないタービンに送
られる。タービンから排出された蒸気は、復水器（図示
せず）にて凝縮されて水となり、給水配管13A及び13Bに
て再び原子炉圧力容器７内の上部プレナム11に供給され
る。主蒸気管12には、ドライウエル２内で主蒸気隔離弁
65が設けられている。
される上部プレナム11内の冷却水が、インターナルポン
プ10の駆動により炉心９に供給される。この冷却水は、
炉心９にて加熱されて蒸気となる。蒸気は主蒸気管12に
て原子炉圧力容器７から図示されていないタービンに送
られる。タービンから排出された蒸気は、復水器（図示
せず）にて凝縮されて水となり、給水配管13A及び13Bに
て再び原子炉圧力容器７内の上部プレナム11に供給され
る。主蒸気管12には、ドライウエル２内で主蒸気隔離弁
65が設けられている。
上記のように構成された沸騰水型原子炉は、非常用炉
心冷却装置として、２系統の高圧炉心冠水装置（以後、
HPFL装置という）14A及び14B、２系統の低圧炉心スプレ
イ装置（以後、LPCS装置という）17A及び17B、１系統の
HPCI装置27及び１系統のLPFL装置30を有している。HPFL
装置14A及び14B及びHPCI装置27が高圧非常用炉心冷却装
置であり、LPCS装置17A及び17及びLPFL装置30が低圧非
常用炉心冷却装置である。
心冷却装置として、２系統の高圧炉心冠水装置（以後、
HPFL装置という）14A及び14B、２系統の低圧炉心スプレ
イ装置（以後、LPCS装置という）17A及び17B、１系統の
HPCI装置27及び１系統のLPFL装置30を有している。HPFL
装置14A及び14B及びHPCI装置27が高圧非常用炉心冷却装
置であり、LPCS装置17A及び17及びLPFL装置30が低圧非
常用炉心冷却装置である。
HPFL装置14Aは、圧力抑制室３と原子炉圧力容器７を
連絡するHPFL配管15Aと、HPFL配管15Aに設けられたHPFL
ポンプ16Aとを有している。HPFL装置14Bも、HPFL装置14
Aと同様にHPFL配管15A及びHPFLポンプ16Aを有してい
る。HPFL配管15A及び15Bは、上部プレナム11に開口して
いる。
連絡するHPFL配管15Aと、HPFL配管15Aに設けられたHPFL
ポンプ16Aとを有している。HPFL装置14Bも、HPFL装置14
Aと同様にHPFL配管15A及びHPFLポンプ16Aを有してい
る。HPFL配管15A及び15Bは、上部プレナム11に開口して
いる。
LPCS装置17Aは、圧力抑制装置３と原子炉圧力容器７
内に設けられた炉心スプレイヘツダ21とを連絡するLPCS
配管18Aと、LPCS配管18Aに設けられたLPCSポンプ19A
と、LPCSポンプ19Aの下流側でLPCS配管18Aに設けられた
熱交換器20Aとから構成されている。炉心スプレイヘツ
ダ21は、炉心シユラウド８内で炉心９の上方に配置され
ている。LPCS配管18Aは、原子炉圧力容器７及び炉心シ
ユラウド８を貫通して炉心スプレイヘツダ21に接続され
る。LPCS装置17Bも、LPCS装置17Aと同様にLPCS配管18
B、LPCSポンプ19B及び熱交換器20Bからなつている。熱
交換器20A及び20Bは、冷却器である。上部プレナム11に
連絡されている吸込配管26A及び26Bは、それぞれバルブ
33A及び33Bを介してLPCSポンプ19A及び19Bの上流側でLP
CS配管18A及び18Bに接続される。
内に設けられた炉心スプレイヘツダ21とを連絡するLPCS
配管18Aと、LPCS配管18Aに設けられたLPCSポンプ19A
と、LPCSポンプ19Aの下流側でLPCS配管18Aに設けられた
熱交換器20Aとから構成されている。炉心スプレイヘツ
ダ21は、炉心シユラウド８内で炉心９の上方に配置され
ている。LPCS配管18Aは、原子炉圧力容器７及び炉心シ
ユラウド８を貫通して炉心スプレイヘツダ21に接続され
る。LPCS装置17Bも、LPCS装置17Aと同様にLPCS配管18
B、LPCSポンプ19B及び熱交換器20Bからなつている。熱
交換器20A及び20Bは、冷却器である。上部プレナム11に
連絡されている吸込配管26A及び26Bは、それぞれバルブ
33A及び33Bを介してLPCSポンプ19A及び19Bの上流側でLP
CS配管18A及び18Bに接続される。
スプレイヘツダ22A及び22Bが、圧力抑制室３内の上部
に設置される。スプレイヘツダ22A及び22Bは、配管23A
及び23Bにて熱交換器20A及び20Bの下流側でLPCS配管18A
及び18Bにそれぞれ接続される。バルブ63A及び63Bが、
配管23A及び23Bにそれぞれ設けられる。ドライウエル２
内の上部に設置されたスプレイヘツダ24A及び24Bは、配
管25A及び25BによつてLPCS配管18A及び18Bにそれぞれ接
続される。バルブ64A及び64Bが、配管25A及び25Bにそれ
ぞれ設けられる。
に設置される。スプレイヘツダ22A及び22Bは、配管23A
及び23Bにて熱交換器20A及び20Bの下流側でLPCS配管18A
及び18Bにそれぞれ接続される。バルブ63A及び63Bが、
配管23A及び23Bにそれぞれ設けられる。ドライウエル２
内の上部に設置されたスプレイヘツダ24A及び24Bは、配
管25A及び25BによつてLPCS配管18A及び18Bにそれぞれ接
続される。バルブ64A及び64Bが、配管25A及び25Bにそれ
ぞれ設けられる。
HPCI装置27は、圧力抑制室３と給水配管13Bとを接続
するHPCI配管28、及びHPCI配管28に設けられるHPCIポン
プ29を有している。HPCIポンプは、原子炉圧力容器７内
の蒸気を導くことにより駆動されるタービンに連結され
ているポンプである。LPFL装置30は、圧力抑制室３と給
水配管13Aとを連絡するLPFL配管35、LPFL配管35に設け
られたLPFLポンプ31、及びLPFLポンプ31の下流側でLPFL
配管35に設けられた熱交換器32を有している。熱交換器
32は、冷却器である。
するHPCI配管28、及びHPCI配管28に設けられるHPCIポン
プ29を有している。HPCIポンプは、原子炉圧力容器７内
の蒸気を導くことにより駆動されるタービンに連結され
ているポンプである。LPFL装置30は、圧力抑制室３と給
水配管13Aとを連絡するLPFL配管35、LPFL配管35に設け
られたLPFLポンプ31、及びLPFLポンプ31の下流側でLPFL
配管35に設けられた熱交換器32を有している。熱交換器
32は、冷却器である。
HPFL配管15A及び15Bの上部プレナム11内での冷却水放
出口の位置は、LPCS装置17A及び17Bの原子炉圧力容器７
内における冷却水放出口である炉心スプレイヘツダ21の
位置よりも高くなつている。HPCI装置27の原子炉圧力容
器７内における冷却水放出口である給水ヘツダの位置
も、炉心スプレイヘツダ21の位置よりも高くなつてい
る。
出口の位置は、LPCS装置17A及び17Bの原子炉圧力容器７
内における冷却水放出口である炉心スプレイヘツダ21の
位置よりも高くなつている。HPCI装置27の原子炉圧力容
器７内における冷却水放出口である給水ヘツダの位置
も、炉心スプレイヘツダ21の位置よりも高くなつてい
る。
非常用炉心冷却装置は、常駆動用の電源が消失したと
しても機能が発揮できるように非常用電源として３台の
デイーゼル発電機37A,37B及び37Cを有している。HPFL装
置14A及びLPCS装置17Aの各ポンプ16A及び19Aは、非常時
にデイーゼル発電機37Aにて駆動できるように電気配線6
8Aにてデイーゼル発電機37に接続されている。デイーゼ
ル発電機37Bは、HPFL装置14B及びLPCS装置17Bの各ポン
プ16B及び19Bのモータ（図示せず）に電気配線68Bにて
接続され、これらのポンプの非常用駆動電源である。LP
FL装置30のポンプ31は、電気配線68Cに接続されて残り
のデイーゼル発電機37Cにて非常時に駆動される。ポン
プ16A,16B,19A,19B及び31は、モータ駆動のポンプであ
る。ポンプ29は、タービン駆動ポンプである。ポンプ29
に連結されるタービン29Aには、バルブ66を開くことに
よつて配管67を介して蒸気が供給される。配管67は、主
蒸気隔離弁65より上流で主蒸気管12に接続されている。
ポンプ29の駆動時には、主蒸気隔離弁65は閉の状態にあ
る。
しても機能が発揮できるように非常用電源として３台の
デイーゼル発電機37A,37B及び37Cを有している。HPFL装
置14A及びLPCS装置17Aの各ポンプ16A及び19Aは、非常時
にデイーゼル発電機37Aにて駆動できるように電気配線6
8Aにてデイーゼル発電機37に接続されている。デイーゼ
ル発電機37Bは、HPFL装置14B及びLPCS装置17Bの各ポン
プ16B及び19Bのモータ（図示せず）に電気配線68Bにて
接続され、これらのポンプの非常用駆動電源である。LP
FL装置30のポンプ31は、電気配線68Cに接続されて残り
のデイーゼル発電機37Cにて非常時に駆動される。ポン
プ16A,16B,19A,19B及び31は、モータ駆動のポンプであ
る。ポンプ29は、タービン駆動ポンプである。ポンプ29
に連結されるタービン29Aには、バルブ66を開くことに
よつて配管67を介して蒸気が供給される。配管67は、主
蒸気隔離弁65より上流で主蒸気管12に接続されている。
ポンプ29の駆動時には、主蒸気隔離弁65は閉の状態にあ
る。
非常用炉心冷却装置は、３台の非常用のデイーゼル発
電機との関係で第２図に示すように３区分に区分けされ
ている。すなわち、第Ｉ区分にはHPFL装置14A及びLPCS
装置17Aが含まれ、第II区分にHPFL装置14B及びLPCS装置
17Bが含まれ、さらに第III区分はHPCI装置27及びLPFL装
置30を含んでいる。各々の区分には、高圧及び低圧非常
用炉心冷却装置が、１系統ずつ含まれている。
電機との関係で第２図に示すように３区分に区分けされ
ている。すなわち、第Ｉ区分にはHPFL装置14A及びLPCS
装置17Aが含まれ、第II区分にHPFL装置14B及びLPCS装置
17Bが含まれ、さらに第III区分はHPCI装置27及びLPFL装
置30を含んでいる。各々の区分には、高圧及び低圧非常
用炉心冷却装置が、１系統ずつ含まれている。
次に排気管及びADSを第１図により詳細に説明する。
排気管60が、リリーフ弁61を介して主蒸気管12に接続さ
れている。排気管60の他端は、圧力抑制室３内の冷却水
４中に開口している。ドライウエル２の圧力（原子炉格
納容器１内の圧力）Ｐを測定する圧力計（図示せず）
が、原子炉格納容器１に設けられる。原子炉圧力容器７
内の炉水位Ｌを測定する水位計（図示せず）は、原子炉
圧力容器７に設けられている。コントローラ62は、圧力
計及び水位計の出力信号Ｐ及びＬを入力し、圧力Ｐが設
定圧力を越えしかも炉水位Ｌが設定水位を越えた時、リ
リーフ弁61を開く。ADSは、圧力計，水位計，コントロ
ーラ62及びリリーフ弁61にて構成される。リリーフ弁61
は、バネを備えており、コントローラ62の出力信号に基
づく開動作だけでなく、安全弁の如く原子炉圧力容器７
内の圧力が所定値を越えた時にも開くようになつてい
る。
排気管60が、リリーフ弁61を介して主蒸気管12に接続さ
れている。排気管60の他端は、圧力抑制室３内の冷却水
４中に開口している。ドライウエル２の圧力（原子炉格
納容器１内の圧力）Ｐを測定する圧力計（図示せず）
が、原子炉格納容器１に設けられる。原子炉圧力容器７
内の炉水位Ｌを測定する水位計（図示せず）は、原子炉
圧力容器７に設けられている。コントローラ62は、圧力
計及び水位計の出力信号Ｐ及びＬを入力し、圧力Ｐが設
定圧力を越えしかも炉水位Ｌが設定水位を越えた時、リ
リーフ弁61を開く。ADSは、圧力計，水位計，コントロ
ーラ62及びリリーフ弁61にて構成される。リリーフ弁61
は、バネを備えており、コントローラ62の出力信号に基
づく開動作だけでなく、安全弁の如く原子炉圧力容器７
内の圧力が所定値を越えた時にも開くようになつてい
る。
配管破断事故が生じた場合、HPFL装置14A及び14Bは、
原子炉圧力容器７内の圧力が高い事故直後からHPFLポン
プ16A及び16Bの駆動により圧力抑制室３内の冷却水４を
上部プレナム11内に注入する。HPCI装置27及びLPFL装置
30も、HPCIポンプ29及びLPFLポンプ31の駆動により、配
管破断事故時に圧力抑制室３内に冷却水４を給水配管13
B及び13Aを介して上部プレナム11内に注入する。各々の
装置にて上部プレナム11内に注入された冷却水４は、原
子炉圧力容器７と炉心シユラウド８との間の環状間隙を
下降し、炉心９下方の下部プレナム36に達する。そし
て、下部プレナム36に冷却水が溜り、やがて炉心９が冠
水する。
原子炉圧力容器７内の圧力が高い事故直後からHPFLポン
プ16A及び16Bの駆動により圧力抑制室３内の冷却水４を
上部プレナム11内に注入する。HPCI装置27及びLPFL装置
30も、HPCIポンプ29及びLPFLポンプ31の駆動により、配
管破断事故時に圧力抑制室３内に冷却水４を給水配管13
B及び13Aを介して上部プレナム11内に注入する。各々の
装置にて上部プレナム11内に注入された冷却水４は、原
子炉圧力容器７と炉心シユラウド８との間の環状間隙を
下降し、炉心９下方の下部プレナム36に達する。そし
て、下部プレナム36に冷却水が溜り、やがて炉心９が冠
水する。
LPCS装置17A及び17Bは、原子炉圧力容器７に接続され
る配管に破断が生じた緊急時において、HPFL装置14A及
び14Bの作動に続いて原子炉圧力容器７内の圧力が所定
の圧力まで低下した後に、圧力抑制室３内の冷却水がLP
CSポンプ19A及び19Bの駆動によりLPCS配管18A及び18Bを
介して炉心スプレイヘツダ21に供給される。LPCS配管18
A及び18Bにて導かれた冷却水４は、炉心スプレイヘツダ
21に設けられたスプレイノズル（図示せず）から炉心シ
ユラウド８内で炉心９に向つて噴出される。この時、バ
ルブ34A及び34Bが開いており、バルブ33A及び33Bは閉じ
ている。冷却水４は、LPCS配管18A及び18B内を流れる間
に、熱交換器20A及び20Bにて冷却される。熱交換器20A
及び20Bにて冷却された冷却水４は、上記の緊急時にお
いて炉心スプレイヘツダ21から炉心８内にスプレイされ
るので、原子炉圧力容器１内の圧力が低下した後におけ
る炉心８の冷却を促進する。また、熱交換器20A及び20B
から吐出された冷却水は、必要に応じてバルブ63A,63B,
64A及び64Bの開操作によりスプレイヘツダ22A及び22Bか
ら圧力抑制室３内にまたスプレイヘツダ24A及び24Bから
ドライウエル２内にスプレイすることもできる。
る配管に破断が生じた緊急時において、HPFL装置14A及
び14Bの作動に続いて原子炉圧力容器７内の圧力が所定
の圧力まで低下した後に、圧力抑制室３内の冷却水がLP
CSポンプ19A及び19Bの駆動によりLPCS配管18A及び18Bを
介して炉心スプレイヘツダ21に供給される。LPCS配管18
A及び18Bにて導かれた冷却水４は、炉心スプレイヘツダ
21に設けられたスプレイノズル（図示せず）から炉心シ
ユラウド８内で炉心９に向つて噴出される。この時、バ
ルブ34A及び34Bが開いており、バルブ33A及び33Bは閉じ
ている。冷却水４は、LPCS配管18A及び18B内を流れる間
に、熱交換器20A及び20Bにて冷却される。熱交換器20A
及び20Bにて冷却された冷却水４は、上記の緊急時にお
いて炉心スプレイヘツダ21から炉心８内にスプレイされ
るので、原子炉圧力容器１内の圧力が低下した後におけ
る炉心８の冷却を促進する。また、熱交換器20A及び20B
から吐出された冷却水は、必要に応じてバルブ63A,63B,
64A及び64Bの開操作によりスプレイヘツダ22A及び22Bか
ら圧力抑制室３内にまたスプレイヘツダ24A及び24Bから
ドライウエル２内にスプレイすることもできる。
配管が破断した緊急時に、前述の高圧及び低圧非常用
炉心冷却装置が作動する場合には、原子炉は緊急停止さ
れる。
炉心冷却装置が作動する場合には、原子炉は緊急停止さ
れる。
HPFL装置及びHPCI装置は配管の破断事故時において原
子炉圧力容器７内の圧力が高い時から作動し、LPCS装置
及びLPFL装置は原子炉圧力容器７内の圧力が低いある値
以下に低下した時に作動する。
子炉圧力容器７内の圧力が高い時から作動し、LPCS装置
及びLPFL装置は原子炉圧力容器７内の圧力が低いある値
以下に低下した時に作動する。
LPCS装置17A及び17Bは、上記緊急時における原子炉停
止時だけでなく原子炉プラントの保守点検及び燃料交換
等のための通常の原子炉停止時（停止期間中）において
も機能する。通常の原子炉停止時においては、バルブ33
A及び33Bが開き、バルブ34A及び34B、及び配管23A,23B,
25A及び25Bにそれぞれ設けられているバルブ63A,63B,64
A及び64Bが閉じられる。この状態でLPCSポンプ19A及び1
9Bが駆動する。上部プレナム11の高温の冷却水は、吸込
配管26A及びLPCS配管18Aを経て熱交換器20Aに、及び吸
込配管26B及びLPCS配管18Bを経て熱交換器20Bにそれぞ
れ供給され、各々の熱交換器で冷却される。熱交換器20
A及び20Bにて冷却された冷却水は、LPCS配管18A及び18B
にて炉心スプレイヘツダ21に導かれ、炉心スプレイヘツ
ダ21よりシユラウド８内で炉心９上方に放出される。放
出された低温の冷却水は、炉心９を冷却しながら下降す
る。冷却水は、炉心９は下降する間に昇温する。昇温し
た冷却水は、下部プレナム36を経て、原子炉圧力容器７
と炉心シユラウド８との間に形成される環状間隙（上部
プレナム11の一部）内を上昇し、吸込配管26A及び26B内
に再び流入する。この時、バルブ63A,63B,64A及び64Bは
閉じている。
止時だけでなく原子炉プラントの保守点検及び燃料交換
等のための通常の原子炉停止時（停止期間中）において
も機能する。通常の原子炉停止時においては、バルブ33
A及び33Bが開き、バルブ34A及び34B、及び配管23A,23B,
25A及び25Bにそれぞれ設けられているバルブ63A,63B,64
A及び64Bが閉じられる。この状態でLPCSポンプ19A及び1
9Bが駆動する。上部プレナム11の高温の冷却水は、吸込
配管26A及びLPCS配管18Aを経て熱交換器20Aに、及び吸
込配管26B及びLPCS配管18Bを経て熱交換器20Bにそれぞ
れ供給され、各々の熱交換器で冷却される。熱交換器20
A及び20Bにて冷却された冷却水は、LPCS配管18A及び18B
にて炉心スプレイヘツダ21に導かれ、炉心スプレイヘツ
ダ21よりシユラウド８内で炉心９上方に放出される。放
出された低温の冷却水は、炉心９を冷却しながら下降す
る。冷却水は、炉心９は下降する間に昇温する。昇温し
た冷却水は、下部プレナム36を経て、原子炉圧力容器７
と炉心シユラウド８との間に形成される環状間隙（上部
プレナム11の一部）内を上昇し、吸込配管26A及び26B内
に再び流入する。この時、バルブ63A,63B,64A及び64Bは
閉じている。
このように、通常の原子炉停止時において、原子炉圧
力容器７内の冷却水は、上部プレナム11,吸込配管26A,L
PCSポンプ19A,熱交換器20A,炉心スプレイヘツダ21,炉心
9,下部プレナム36及び上部プレナム11（及び上部プレナ
ム11,吸込配管26B,LPCSポンプ19B,熱交換器20B,炉心ス
プレイヘツダ21,炉心9,下部プレナム36及び上部プレナ
ム11）を結ぶ閉ループ内を循環する。従つて、熱交換器
20A及び20Bにて冷却された冷却水が必らず炉心９に導か
れ、炉心９を通つた冷却水が熱交換器20A及び20Bに導か
れるので、通常の原子炉停止後の長期にわたつて炉心９
を効率良く冷却することが可能になる。しかも、炉心９
から吐出された高温の冷却水を熱交換器20A及び20Bに導
くので、熱交換器20A及び20Bの冷却効率を向上でき、各
々の熱交換器をコンパクトにできる。
力容器７内の冷却水は、上部プレナム11,吸込配管26A,L
PCSポンプ19A,熱交換器20A,炉心スプレイヘツダ21,炉心
9,下部プレナム36及び上部プレナム11（及び上部プレナ
ム11,吸込配管26B,LPCSポンプ19B,熱交換器20B,炉心ス
プレイヘツダ21,炉心9,下部プレナム36及び上部プレナ
ム11）を結ぶ閉ループ内を循環する。従つて、熱交換器
20A及び20Bにて冷却された冷却水が必らず炉心９に導か
れ、炉心９を通つた冷却水が熱交換器20A及び20Bに導か
れるので、通常の原子炉停止後の長期にわたつて炉心９
を効率良く冷却することが可能になる。しかも、炉心９
から吐出された高温の冷却水を熱交換器20A及び20Bに導
くので、熱交換器20A及び20Bの冷却効率を向上でき、各
々の熱交換器をコンパクトにできる。
吸込配管26A及び26Bは、上部プレナム11ではなく下部
プレナム36に直接連絡されるように原子炉圧力容器７の
底部に接続してもよい。
プレナム36に直接連絡されるように原子炉圧力容器７の
底部に接続してもよい。
第Ｉ区分に属するHPFL配管15Aが破断した場合を想定
し、第II区分のデイーゼル発電機の単一故障を仮定する
と、高圧非常用炉心冷却装置としてはHPCI装置27が移動
可能な系統となる。
し、第II区分のデイーゼル発電機の単一故障を仮定する
と、高圧非常用炉心冷却装置としてはHPCI装置27が移動
可能な系統となる。
この様な条件下でのHPFL配管15Aの破断事故後におけ
る原子炉水位の変化を第４図の実線で示す。
る原子炉水位の変化を第４図の実線で示す。
第４図は比較のために、同一レベルである前述の従来
例のLPFL装置の配管破断時における原子炉水位変化を破
線で示している。
例のLPFL装置の配管破断時における原子炉水位変化を破
線で示している。
本実施例（実線）は、上記の条件下で、従来例のLPFL
装置の配管破断時における原子炉水位（破線）に比べて
高圧非常用炉心冷却装置の作動系統数が少ないために
（従来例:2系統、本実施例:1系統）、高圧非常用炉心冷
却装置が作動する原子炉水位より低い原子炉水位で作動
するADSが作動し（ADS作動52）、２系統（従来は１系
統）の低圧非常用炉心冷却装置（LPCS装置17A,LPFL装置
30）が早く作動する（LPCS及びLPFL作動53）ので、原子
炉水位の回復が早くなつている。
装置の配管破断時における原子炉水位（破線）に比べて
高圧非常用炉心冷却装置の作動系統数が少ないために
（従来例:2系統、本実施例:1系統）、高圧非常用炉心冷
却装置が作動する原子炉水位より低い原子炉水位で作動
するADSが作動し（ADS作動52）、２系統（従来は１系
統）の低圧非常用炉心冷却装置（LPCS装置17A,LPFL装置
30）が早く作動する（LPCS及びLPFL作動53）ので、原子
炉水位の回復が早くなつている。
次に、本実施例におけるLPCS配管18Aの破断時におけ
る原子炉水位の変化を第３図に実線で示す。
る原子炉水位の変化を第３図に実線で示す。
この場合、第Ｉ区分に属するLPCS配管18Aが破断した
と想定し、さらに第II区分のデイーゼル発電機の単一故
障を仮定すると、高圧非常用炉心冷却装置としてはHPFL
装置14A及びHPCI装置27が作動可能な系統となり、低圧
非常用炉心冷却装置としてはLPFL装置30の１系統のみが
作動可能となる。
と想定し、さらに第II区分のデイーゼル発電機の単一故
障を仮定すると、高圧非常用炉心冷却装置としてはHPFL
装置14A及びHPCI装置27が作動可能な系統となり、低圧
非常用炉心冷却装置としてはLPFL装置30の１系統のみが
作動可能となる。
第３図は、比較のために、同一レベルである前述の従
来例におけるHPCS装置の配管13破断時の原子炉水位変化
を破線にて示している。
来例におけるHPCS装置の配管13破断時の原子炉水位変化
を破線にて示している。
本実施例（実線）は、上記の条件下で、従来のHPCS装
置の配管破断時の原子炉水位（破線）に比べて高圧非常
用炉心冷却装置２系統が破断事故直後から作動する（HP
CI作動48,HPFL作動54）ので、原子炉水位の低下が抑え
られ、最低水位は炉心の有効発熱部（TAF）以上とな
る。
置の配管破断時の原子炉水位（破線）に比べて高圧非常
用炉心冷却装置２系統が破断事故直後から作動する（HP
CI作動48,HPFL作動54）ので、原子炉水位の低下が抑え
られ、最低水位は炉心の有効発熱部（TAF）以上とな
る。
本実施例によれば、以下に示す効果がある。
（１） 高圧非常用炉心冷却装置としてHPFL装置を用
い、しかも低圧非常用炉心冷却装置としてLPCS装置を用
いることにより、高圧非常用炉心冷却装置の原子炉圧力
容器内における冷却水注入口位置をLPCS装置の原子炉圧
力容器内における冷却水注入口位置よりも高くすること
ができる。これにより、 ａ）従来の原子炉プラントで最も厳しい破断条件である
高圧非常用炉心冷却装置の配管破断時においても、HPFL
装置の冷却水注入口位置が高くなるので原子炉圧力容器
から放出される冷却水量が低減でき、さらに早期減圧に
よる注入水量増大により破断事故時の炉心冷却能力が大
巾に向上する。
い、しかも低圧非常用炉心冷却装置としてLPCS装置を用
いることにより、高圧非常用炉心冷却装置の原子炉圧力
容器内における冷却水注入口位置をLPCS装置の原子炉圧
力容器内における冷却水注入口位置よりも高くすること
ができる。これにより、 ａ）従来の原子炉プラントで最も厳しい破断条件である
高圧非常用炉心冷却装置の配管破断時においても、HPFL
装置の冷却水注入口位置が高くなるので原子炉圧力容器
から放出される冷却水量が低減でき、さらに早期減圧に
よる注入水量増大により破断事故時の炉心冷却能力が大
巾に向上する。
ｂ）低圧非常用炉心冷却装置（LPCS装置）の配管破断時
においてはLPCS装置の冷却水注入口位置が低くなるが、
この場合高圧非常用炉心冷却装置が２系統作動するの
で、破断事故後、原子炉圧力容器７の圧力が高圧時から
冷却水の注水量が確保でき、破断事故時の炉心冷却能力
が大巾に向上する。
においてはLPCS装置の冷却水注入口位置が低くなるが、
この場合高圧非常用炉心冷却装置が２系統作動するの
で、破断事故後、原子炉圧力容器７の圧力が高圧時から
冷却水の注水量が確保でき、破断事故時の炉心冷却能力
が大巾に向上する。
（２） さらに、原子炉隔離事象時の高圧注入系として
高圧非常用炉心冷却装置が使用される場合、HPCS装置で
はなくHPFL装置を用いるので、炉心スプレイスパージヤ
熱疲労を回避でき、安全性も向上する。
高圧非常用炉心冷却装置が使用される場合、HPCS装置で
はなくHPFL装置を用いるので、炉心スプレイスパージヤ
熱疲労を回避でき、安全性も向上する。
（３） また、炉心露出時の炉心冷却にHPCS装置は有効
であるが、炉心露出しない時の冷却ではHPCS装置が炉心
上部へ炉心冷却水の流れに逆らつて注入することになる
ので、自然循環冷却能力の低下をもたらす。しかし、HP
FL装置を用いることにより原子炉圧力容器が高温高圧時
に炉心シユラウドの外側に冷水を注水するので自然循環
流増大とサブクール度増大によつて炉心冷却を高める効
果がある。
であるが、炉心露出しない時の冷却ではHPCS装置が炉心
上部へ炉心冷却水の流れに逆らつて注入することになる
ので、自然循環冷却能力の低下をもたらす。しかし、HP
FL装置を用いることにより原子炉圧力容器が高温高圧時
に炉心シユラウドの外側に冷水を注水するので自然循環
流増大とサブクール度増大によつて炉心冷却を高める効
果がある。
以上のように、本実施例によれば従来の炉心，原子炉
圧力容器，非常用炉心冷却装置などの機器構造を全つた
く変える事なく、非常用炉心冷却装置の配管の接続を変
えるだけで安全性の大巾向上が得られる。
圧力容器，非常用炉心冷却装置などの機器構造を全つた
く変える事なく、非常用炉心冷却装置の配管の接続を変
えるだけで安全性の大巾向上が得られる。
（４） さらに、前述したように通常の原子炉停止時に
おける炉心の冷却効率の向上及び低圧非常用炉心冷却装
置の熱交換器（冷却器）の容量低下（コンパクト化）が
図られる。
おける炉心の冷却効率の向上及び低圧非常用炉心冷却装
置の熱交換器（冷却器）の容量低下（コンパクト化）が
図られる。
（５） 本実施例は、前述したように３つの区分のそれ
ぞれに、非常用として１台のデイーゼル発電機を設置す
るとともに、１系統の高圧非常用炉心冷却装置及び１系
統の低圧非常用炉心冷却装置を設置しているので、安全
性が高くなる。
ぞれに、非常用として１台のデイーゼル発電機を設置す
るとともに、１系統の高圧非常用炉心冷却装置及び１系
統の低圧非常用炉心冷却装置を設置しているので、安全
性が高くなる。
（６） 本実施例の各々の低圧非常用炉心冷却装置が冷
却器を有しているので、低圧非常用炉心冷却装置が作動
する原子炉圧力容器内の圧力が低い時、すなわち、原子
炉圧力容器内の温度が低い時でも、低圧非常用炉心冷却
装置の冷却器から供給される温度の低い冷却水にて炉心
を効率良く冷却できる。また、原子炉圧力容器内の温度
が低圧のために低いので、炉心上方の炉心スプレイヘツ
ダ21に上記冷却器からの低温の冷却水を供給しても、炉
心スプレイヘツダが受ける熱衝撃は、従来のようにHPCS
装置40A及び40Bにて高温高圧雰囲気にある炉心スプレイ
ヘツダ21に冷却水を供給する場合に比べて著しく軽減さ
れる。
却器を有しているので、低圧非常用炉心冷却装置が作動
する原子炉圧力容器内の圧力が低い時、すなわち、原子
炉圧力容器内の温度が低い時でも、低圧非常用炉心冷却
装置の冷却器から供給される温度の低い冷却水にて炉心
を効率良く冷却できる。また、原子炉圧力容器内の温度
が低圧のために低いので、炉心上方の炉心スプレイヘツ
ダ21に上記冷却器からの低温の冷却水を供給しても、炉
心スプレイヘツダが受ける熱衝撃は、従来のようにHPCS
装置40A及び40Bにて高温高圧雰囲気にある炉心スプレイ
ヘツダ21に冷却水を供給する場合に比べて著しく軽減さ
れる。
本発明によれば、非常用炉心冷却装置のいかなる配管
が破断しても炉心の有効発熱部が露出しない。また他の
特徴によれば、低圧非常用炉心冷却装置の冷却器をコン
パクトにできるとともに通常の原子炉停止時における炉
心の冷却機能が向上する。
が破断しても炉心の有効発熱部が露出しない。また他の
特徴によれば、低圧非常用炉心冷却装置の冷却器をコン
パクトにできるとともに通常の原子炉停止時における炉
心の冷却機能が向上する。
第１図は本発明の好適な一実施例である非常用炉心冷却
装置の系統図、第２図は第１図に示す非常用炉心冷却装
置の水平方向の配置図、第３図は炉心スプレイ装置の配
管破断時における原子炉水位変化を示す特性図、第４図
は炉心冠水装置の配管破断時における原子炉水位変化を
示す特性図、第５図は従来の非常用炉心冷却装置の系統
図である。 １……格納容器、２……ドライウエル、３……圧力抑制
室、７……原子炉圧力容器、８……炉心シユラウド、９
……炉心、11……上部プレナム、13A,13B……給水配
管、14A,14B……高圧炉心冠水装置、17A,17B……低圧炉
心スプレイ装置、20A,20B……熱交換器（冷却器）、21
……炉心スプレイヘツダ、26A,26B……吸込配管、27…
…高圧注水装置、30……低圧炉心冠水装置、33A,33B…
…バルブ。
装置の系統図、第２図は第１図に示す非常用炉心冷却装
置の水平方向の配置図、第３図は炉心スプレイ装置の配
管破断時における原子炉水位変化を示す特性図、第４図
は炉心冠水装置の配管破断時における原子炉水位変化を
示す特性図、第５図は従来の非常用炉心冷却装置の系統
図である。 １……格納容器、２……ドライウエル、３……圧力抑制
室、７……原子炉圧力容器、８……炉心シユラウド、９
……炉心、11……上部プレナム、13A,13B……給水配
管、14A,14B……高圧炉心冠水装置、17A,17B……低圧炉
心スプレイ装置、20A,20B……熱交換器（冷却器）、21
……炉心スプレイヘツダ、26A,26B……吸込配管、27…
…高圧注水装置、30……低圧炉心冠水装置、33A,33B…
…バルブ。
フロントページの続き (72)発明者 富永 研司 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 (72)発明者 後藤 廣 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 (72)発明者 三浦 聡志 茨城県日立市幸町３丁目２番１号 日立エ ンジニアリング株式会社内 (56)参考文献 特開 昭57−91493（ＪＰ，Ａ)
Claims (13)
- 【請求項１】原子炉容器内に冷却材を供給する複数の高
圧非常用炉心冷却装置と、前記原子炉容器内に設けられ
て炉心を取囲む筒状のシユラウド内に冷却材を供給する
複数の低圧非常用炉心冷却装置とを有し、前記高圧非常
用炉心冷却装置が、高圧炉心冠水装置及び高圧注水装置
であり、すべての前記高圧非常用炉心冷却装置の前記原
子炉容器内における冷却材放出口のレベルが、前記低圧
非常用炉心冷却装置の前記シユラウド内における冷却材
放出口のレベルよりも高くなつていることを特徴とする
非常用炉心冷却装置。 - 【請求項２】前記高圧非常用炉心冷却装置の冷却材放出
口が前記原子炉容器内であつてしかも前記シユラウドの
外側の領域に開口し、前記低圧非常用炉心冷却装置の冷
却材放出口が前記炉心より上方で前記シユラウド内に設
置されたスプレイ手段である特許請求の範囲第１項記載
の非常用炉心冷却装置。 - 【請求項３】前記高圧非常用炉心冷却装置が、高圧炉心
冠水装置及び高圧注水装置であり、前記低圧非常用炉心
冷却装置が低圧炉心スプレイ装置である特許請求の範囲
第１項記載の非常用炉心冷却装置。 - 【請求項４】原子炉容器内に冷却材を供給する複数の高
圧非常用炉心冷却装置と、前記原子炉容器内に設けられ
て炉心を取囲む筒状のシユラウド内に冷却材を供給する
複数の低圧非常用炉心冷却装置とを有し、各々の前記低
圧非常用炉心冷却装置は冷却手段を含んでおり、すべて
の前記高圧非常用炉心冷却装置の前記原子炉容器内にお
ける冷却材放出口レベルが、前記低圧非常用炉心冷却装
置の前記シユラウド内における冷却材出口のレベルより
も高くなつていることを特徴とする非常用炉心冷却装
置。 - 【請求項５】前記高圧非常用炉心冷却装置の冷却材放出
口が前記原子炉容器内であつてしかも前記シユラウドの
外側の領域に開口し、前記低圧非常用炉心冷却装置の冷
却材放出口が前記炉心より上方で前記シユラウド内に設
置されたスプレイ手段である特許請求の範囲第４項記載
の非常用炉心冷却装置。 - 【請求項６】前記高圧非常用炉心冷却装置が、高圧炉心
冠水装置及び高圧注水装置であり、前記低圧非常用炉心
冷却装置が低圧炉心スプレイ装置である特許請求の範囲
第４項記載の非常用炉心冷却装置。 - 【請求項７】原子炉容器内に冷却材を供給する複数の高
圧非常用炉心冷却装置と、前記原子炉容器内に設けられ
て炉心を取囲む筒状のシユラウド内に冷却材を供給する
複数の低圧非常用炉心冷却装置とを有し、すべての前記
高圧非常用炉心冷却装置の前記原子炉容器内における冷
却材放出口のレベルが、前記低圧非常用炉心冷却装置の
前記シユラウド内における冷却材放出口のレベルよりも
高くなつており、前記低圧非常用炉心冷却装置が冷却器
を有し、前記低圧非常用炉心冷却装置の前記冷却材放出
口であつて前記冷却器から吐出された冷却材を放出する
スプレイ手段を、前記原子炉容器内の炉心を取囲むシユ
ラウド内で前記炉心上方に設け、前記原子炉容器内の冷
却材を前記冷却器に供給する管路を、前記原子路容器内
の前記炉心より下方の領域及び前記原子炉容器と前記シ
ユラウドとの間の領域のいずれかに接続し、配管破断に
基づく緊急の原子炉停止時に閉されて通常の原子炉停止
時に開される制御手段を、前記管路に設けたことを特徴
とする非常用炉心冷却装置。 - 【請求項８】前記高圧非常用炉心冷却装置の冷却材放出
口が前記原子炉容器内であつてしかも前記シユラウドの
外側の領域に開口し、前記低圧非常用炉心冷却装置の冷
却材放出口が前記炉心より上方で前記シユラウド内に設
置されたスプレイ手段である特許請求の範囲第７項記載
の非常用炉心冷却装置。 - 【請求項９】前記高圧非常用炉心冷却装置が、高圧炉心
冠水装置及び高圧注水装置であり、前記低圧非常用炉心
冷却装置が低圧炉心スプレイ装置である特許請求の範囲
第７項記載の非常用炉心冷却装置。 - 【請求項１０】原子炉容器内に設けられて炉心を取囲む
筒状のシユラウド内に設けられたスプレイ手段に冷却材
を供給する２つの低圧炉心スプレイ装置と、前記原子炉
容器内に冷却材を供給するとともに冷却材放出口のレベ
ルが前記スプレイ手段よりも上方に位置している３つの
高圧非常用炉心冷却装置と、前記スプレイ手段のレベル
よりも冷却材放出口のレベルが上方に位置しかつ原子炉
容器内であつてシユラウド外に有する低圧炉心冠水装置
とを有することを特徴とする非常用炉心冷却装置。 - 【請求項１１】前記高圧非常用炉心冷却装置及び低圧炉
心冠水装置の前記各冷却材放出口が、前記原子炉容器内
であつてしかも前記シユラウドの外側の領域に開口して
いる特許請求の範囲第10項記載の非常用炉心冷却装置。 - 【請求項１２】原子炉容器内に設けられて炉心を取囲む
筒状のシユラウド内に設けられたスプレイ手段に冷却材
を供給する２つの低圧炉心スプレイ装置と、前記原子炉
容器内に冷却材を供給するとともに冷却材放出口のレベ
ルが前記スプレイ手段よりも上方に位置している２つの
高圧炉心冠水装置と、及び１つの高圧注水装置と、前記
スプレイ手段のレベルよりも冷却材放出口のレベルが上
方に位置しかつ原子炉容器内であつてシュラウド外に有
する低圧炉心冠水装置と、３つの独立した非常用電源装
置とを有し、１つの前記低圧炉心スプレイ装置及び１つ
の前記高圧炉心冠水装置は第１非常用電源装置に接続さ
れ、他の前記低圧炉心スプレイ装置及び他の前記高圧炉
心冠水装置は第２非常用電源装置に接続され、前記低圧
炉心冠水装置が第３非常用電源装置に接続されたことを
特徴とする非常用炉心冷却装置。 - 【請求項１３】前記非常用電源装置がデイーゼル発電機
である特許請求の範囲第12項記載の非常用炉心冷却装
置。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61059169A JPH0810264B2 (ja) | 1986-03-19 | 1986-03-19 | 非常用炉心冷却装置 |
| DE8787104016T DE3774307D1 (de) | 1986-03-19 | 1987-03-18 | Spaltzonennotkuehlungsanlage. |
| EP87104016A EP0238079B2 (en) | 1986-03-19 | 1987-03-18 | Emergency core cooling apparatus |
| US07/188,704 US4808369A (en) | 1986-03-19 | 1988-05-04 | Emergency core cooling apparatus |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61059169A JPH0810264B2 (ja) | 1986-03-19 | 1986-03-19 | 非常用炉心冷却装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62217193A JPS62217193A (ja) | 1987-09-24 |
| JPH0810264B2 true JPH0810264B2 (ja) | 1996-01-31 |
Family
ID=13105609
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61059169A Expired - Lifetime JPH0810264B2 (ja) | 1986-03-19 | 1986-03-19 | 非常用炉心冷却装置 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4808369A (ja) |
| EP (1) | EP0238079B2 (ja) |
| JP (1) | JPH0810264B2 (ja) |
| DE (1) | DE3774307D1 (ja) |
Families Citing this family (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63223591A (ja) * | 1987-03-13 | 1988-09-19 | 株式会社日立製作所 | 自然循環型原子炉 |
| US5326540A (en) * | 1991-11-27 | 1994-07-05 | Philippe Chastagner | Containment system for supercritical water oxidation reactor |
| US5343507A (en) * | 1993-09-30 | 1994-08-30 | Westinghouse Electric Corporation | Shutdown cooling system for operation during lapse of power |
| US5426681A (en) * | 1994-01-04 | 1995-06-20 | General Electric Company | Boiling water reactor with combined active and passive safety systems |
| EP0656633A1 (de) * | 1995-01-16 | 1995-06-07 | Siemens Aktiengesellschaft | Kernbehälter eines Siedewasser-Reaktors sowie Verfahren zur Ertüchtigung eines Kernbehälters |
| JP4381153B2 (ja) * | 2004-01-14 | 2009-12-09 | 株式会社東芝 | 非常用炉心冷却系および原子力プラント |
| JP4922332B2 (ja) * | 2009-03-30 | 2012-04-25 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
| US9738440B2 (en) * | 2012-12-20 | 2017-08-22 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Entrainment-reducing assembly, system including the assembly, and method of reducing entrainment of gases with the assembly |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5487393A (en) * | 1977-12-23 | 1979-07-11 | Toshiba Corp | Core cooling system for emergency |
| JPS54118987A (en) * | 1978-03-09 | 1979-09-14 | Toshiba Corp | Atomic power plant |
| BE897136A (fr) * | 1983-06-24 | 1983-10-17 | Westinghouse Nuclear Internat | Installation de refroidissement de securite pour reacteur nucleaire a eau |
-
1986
- 1986-03-19 JP JP61059169A patent/JPH0810264B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1987
- 1987-03-18 DE DE8787104016T patent/DE3774307D1/de not_active Expired - Lifetime
- 1987-03-18 EP EP87104016A patent/EP0238079B2/en not_active Expired - Lifetime
-
1988
- 1988-05-04 US US07/188,704 patent/US4808369A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62217193A (ja) | 1987-09-24 |
| EP0238079B2 (en) | 1994-12-21 |
| EP0238079B1 (en) | 1991-11-06 |
| EP0238079A2 (en) | 1987-09-23 |
| DE3774307D1 (de) | 1991-12-12 |
| EP0238079A3 (en) | 1988-09-21 |
| US4808369A (en) | 1989-02-28 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US6795518B1 (en) | Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same | |
| JPS62187291A (ja) | 原子炉の受動的安全装置 | |
| EP0331887A2 (en) | Turbine-generator shaft-coupled auxiliary generators supplying short-duration electrical loads for an emergency coolant injection system | |
| US5217682A (en) | Passive indirect shutdown cooling system for nuclear reactors | |
| CN107665742A (zh) | 能动与非能动相结合的船用反应堆应急余热排出系统 | |
| US5790619A (en) | Drain system for a nuclear power plant | |
| JPH0810264B2 (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
| JPH05307094A (ja) | 沸騰水型原子炉の原子炉冷却系 | |
| US5828714A (en) | Enhanced passive safety system for a nuclear pressurized water reactor | |
| US4046628A (en) | Nuclear reactors | |
| JPH04109197A (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
| JPH06201883A (ja) | 沸騰水型原子炉設備 | |
| JPS61243397A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| JPH09243779A (ja) | 原子炉 | |
| JPH06265679A (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
| JPS62228197A (ja) | 軽水型原子炉 | |
| JPH0232294A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| JPH07159563A (ja) | 液体金属冷却型原子炉 | |
| JPS6184595A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| JPS60247196A (ja) | 沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却装置 | |
| JPS62251698A (ja) | 原子炉水位低下緩和装置 | |
| JPH0227295A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| JPS6036997A (ja) | 沸騰水形原子炉の給水装置 | |
| Levshin et al. | Reliability of Emergency Cooling Systems for Power Plants with Fast Sodium-Cooled Reactors | |
| Bonechi | ACR Safety Systems-Safety Support Systems-Safety Assessment |