JPH11326577A - Reactor isolation cooling device - Google Patents
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- JPH11326577A JPH11326577A JP10140787A JP14078798A JPH11326577A JP H11326577 A JPH11326577 A JP H11326577A JP 10140787 A JP10140787 A JP 10140787A JP 14078798 A JP14078798 A JP 14078798A JP H11326577 A JPH11326577 A JP H11326577A
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Abstract
Description
【0001】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉の隔離時に
おける炉心冷却に係る原子炉隔離時冷却装置に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a reactor isolation cooling system for cooling a reactor core when the reactor is isolated.
【0002】[0002]
【従来の技術】原子炉隔離時冷却装置については、原子
炉の給水系における給水損失時に停止した炉心の冷却が
不十分となることを防止するため、原子炉圧力容器に補
給水を注入して原子炉の炉心を冷却するように設置され
ている。2. Description of the Related Art In a reactor isolation cooling system, make-up water is injected into a reactor pressure vessel in order to prevent insufficient cooling of a stopped core when a water supply loss occurs in a reactor water supply system. It is installed to cool the reactor core.
【0003】この原子炉隔離冷却装置の補給水の注入に
は、原子炉内の残留蒸気を利用した蒸気タービン駆動ポ
ンプを注水ポンプとして使用しており、これら注水ポン
プのタービンにはタービングランドシール装置が設けら
れている。このタービングランドシール装置は、各部グ
ランドから漏洩した放射性蒸気がタービンポンプ室内に
放出されることを防止するためのものである。[0003] A steam turbine drive pump utilizing residual steam in the reactor is used as a water injection pump for injecting make-up water into the reactor isolation cooling device. The turbine of the water injection pump has a turbine gland sealing device. Is provided. This turbine gland sealing device is for preventing radioactive steam leaking from each gland from being discharged into the turbine pump chamber.
【0004】図5の構成図に示すように、図示しない原
子炉圧力容器に接続された図示しない主蒸気管より分岐
したタービン蒸気管1から、原子炉隔離時冷却装置のタ
ービン2に蒸気が移送され、この蒸気はタービン2で仕
事した後に排気管3を介して圧力制御室4の液相部5内
に排気される。As shown in the configuration diagram of FIG. 5, steam is transferred from a turbine steam pipe 1 branched from a main steam pipe (not shown) connected to a reactor pressure vessel (not shown) to a turbine 2 of a cooling system at the time of reactor isolation. This steam is exhausted into the liquid phase section 5 of the pressure control chamber 4 via the exhaust pipe 3 after working in the turbine 2.
【0005】なお、前記タービン2に接続されたタービ
ン蒸気管1には各弁6,7,8が介挿されている。ター
ビン蒸気管1からの蒸気を受けて回転するタービン2の
回転力が注水ポンプ9へポンプ駆動力として伝わり、注
水ポンプ9が水源から冷却水を原子炉圧力容器に移送す
る。The turbine steam pipe 1 connected to the turbine 2 has valves 6, 7, and 8 interposed therein. Rotational force of the turbine 2, which rotates by receiving steam from the turbine steam pipe 1, is transmitted to a water injection pump 9 as a pump driving force, and the water injection pump 9 transfers cooling water from a water source to a reactor pressure vessel.
【0006】原子炉隔離時冷却装置における前記タービ
ン2の各グランド部から漏洩する蒸気および非凝縮性ガ
スは、夫々管路10を通ってタービングランドシール装
置11に導入され、この漏洩蒸気はバロメトリックコン
デンサ12においてスプレイ水により復水となる。[0006] Steam and non-condensable gas leaking from each gland of the turbine 2 in the reactor isolation cooling system are introduced into a turbine gland sealing device 11 through respective pipes 10, and the leaked steam is barometrically Water is condensed in the condenser 12 by spray water.
【0007】この復水と、前記非凝縮性ガスは真空タン
ク13に流入するが、復水14は復水ポンプ15により
前記原子炉隔離時冷却装置の注水ポンプ9の吸込口へ送
出される。また、非凝縮性ガスは、真空ポンプ16によ
って前記圧力抑制室4の液相部5へ移送されるが、真空
ポンプ16の吸込配管17bには、真空タンク13の圧
力が過度に低下することを防止するために真空破壊弁1
8が設置されている。この真空破壊弁18は、真空タン
ク13の圧力が所定の設定圧力以下に低下すると、開い
てタービン2が設置されている室内の空気を真空ポンプ
16により圧力抑制室4へ送り込む。The condensate and the non-condensable gas flow into the vacuum tank 13, and the condensate 14 is sent out by the condensate pump 15 to the suction port of the injection pump 9 of the reactor isolation cooling system. Further, the non-condensable gas is transferred to the liquid phase portion 5 of the pressure suppression chamber 4 by the vacuum pump 16, but the suction pipe 17 b of the vacuum pump 16 prevents the pressure in the vacuum tank 13 from excessively decreasing. Vacuum break valve 1 to prevent
8 are installed. When the pressure in the vacuum tank 13 falls below a predetermined set pressure, the vacuum break valve 18 opens to send the air in the room where the turbine 2 is installed to the pressure suppression chamber 4 by the vacuum pump 16.
【0008】この時に、前記タービン室内の空気は酸素
を含むため、原子炉隔離時冷却装置の運転時には、圧力
抑制室4の気相部19内の酸素濃度が上昇する可能性が
ある。一方、原子炉格納容器は、通常運転中はドライウ
ェルおよび原子炉圧力抑制室4内を窒素で不活性化して
ある。これは原子炉格納容器内の酸素濃度を規定値に保
っておくことにより、冷却材喪失事故発生後の水素と酸
素の再結合反応が可能となる濃度に至るまでの時間を十
分長くするためである。At this time, since the air in the turbine chamber contains oxygen, there is a possibility that the oxygen concentration in the gas phase portion 19 of the pressure suppression chamber 4 may increase during operation of the reactor isolation cooling system. On the other hand, during normal operation of the containment vessel, the dry well and the inside of the reactor pressure suppression chamber 4 are inerted with nitrogen. This is to keep the oxygen concentration in the reactor containment vessel at a specified value, so that the time until the recombination reaction between hydrogen and oxygen is possible after the loss of coolant accident is sufficiently long. is there.
【0009】この手段としてプラント内には不活性ガス
系が設置されている。As this means, an inert gas system is installed in the plant.
【0010】[0010]
【発明が解決しようとする課題】原子炉隔離時冷却装置
の運転時において真空タンク13内の圧力が過度に低下
した場合は、真空破壊弁18が開いて、タービン室内の
酸素を含む空気を真空タンク13内に導入すると共に、
真空タンク13内の空気を真空ポンプ16により圧力抑
制室4の液相部5内へ送出する。If the pressure in the vacuum tank 13 decreases excessively during the operation of the reactor isolation cooling system, the vacuum break valve 18 opens to evacuate the oxygen-containing air in the turbine chamber. While being introduced into the tank 13,
The air in the vacuum tank 13 is sent out by the vacuum pump 16 into the liquid phase section 5 of the pressure suppression chamber 4.
【0011】その結果として圧力抑制室4内の酸素濃度
が上昇するので、不活性ガス系を運転して酸素濃度を低
下させる必要がある。As a result, the oxygen concentration in the pressure suppression chamber 4 increases, so that it is necessary to operate the inert gas system to reduce the oxygen concentration.
【0012】このように、原子炉隔離時冷却装置が運転
された時には、原子炉格納容器内の圧力抑制室4内には
酸素を含む空気が流入していた。As described above, when the reactor isolation cooling system is operated, air containing oxygen flows into the pressure suppression chamber 4 in the containment vessel.
【0013】このような圧力抑制室4内への空気流入
は、原子炉格納容器内を不活性雰囲気に維持するという
観点からは好ましくなく、また原子炉隔離時冷却装置運
転の都度に、不活性ガス系を運転することは原子力プラ
ント運転上好ましくない。なお、原子力プラントの通常
運転中で、定期的に原子炉隔離時冷却装置の試験運転を
実施する場合も同様な事態となる可能性がある。Such an inflow of air into the pressure suppression chamber 4 is not preferable from the viewpoint of maintaining the interior of the containment vessel in an inert atmosphere, and becomes inactive each time the cooling system is operated when the reactor is isolated. Operating a gas system is not preferred for nuclear power plant operation. A similar situation may occur when the test operation of the reactor isolation cooling system is periodically performed during the normal operation of the nuclear power plant.
【0014】本発明の目的とするところは、原子炉隔離
時冷却装置の運転時に、真空タンク圧力を制御すること
で真空破壊弁の作動を防止して、圧力抑制室内における
酸素濃度の上昇を抑制する原子炉隔離時冷却装置を提供
することにある。An object of the present invention is to control the vacuum tank pressure during the operation of the cooling system at the time of reactor isolation to prevent the operation of the vacuum break valve and suppress the increase in the oxygen concentration in the pressure suppression chamber. To provide a reactor isolation cooling system.
【0015】[0015]
【課題を解決するための手段】本発明の目的を達成する
ための第1手段は、原子炉隔離時冷却系の注水ポンプを
駆動するタービンのグランド部からの漏洩蒸気および非
凝縮性ガスをバロメトリックコンデンサ内に導入して前
記非凝縮性ガスを真空破壊弁を備えた真空タンクから真
空ポンプを介して圧力制御室に排出するタービングラン
ドシール装置を備えた原子炉隔離時冷却装置において、
前記真空タンクに圧力計を、また前記真空ポンプの排気
配管に真空タンクの圧力調整弁をそれぞれ設け、前記圧
力計による計測結果に基づいて前記圧力調整弁の開度
を、前記真空ポンプの起動によって前記真空タンク圧力
が前記真空破壊弁の作動圧力まで低下することを防止す
るように制御する手段を備えていることを特徴とする原
子炉隔離時冷却装置であり、原子炉停止時に原子炉が隔
離され、原子炉隔離時冷却装置が作動して真空ポンプが
作動すると、真空タンクに設けた圧力計によって真空ポ
ンプ排気側の調整弁の開度を制御し、これにより、真空
タンク内の圧力が過度に低下して真空破壊弁が開くこと
が防止され、したがって、原子炉隔離時冷却装置の作動
時において、圧力抑制室内への空気の流入が少なく、原
子炉格納容器内の酸素濃度の上昇が抑制される。A first means of achieving the object of the present invention is to reduce the leakage of steam and non-condensable gas from the gland of a turbine that drives a water injection pump of a cooling system during isolation of a reactor. A reactor isolation cooling system including a turbine gland seal device that is introduced into a metric condenser and discharges the non-condensable gas from a vacuum tank equipped with a vacuum release valve to a pressure control chamber via a vacuum pump,
A pressure gauge is provided in the vacuum tank, and a pressure adjustment valve of the vacuum tank is provided in the exhaust pipe of the vacuum pump, and the opening degree of the pressure adjustment valve is set based on the measurement result by the pressure gauge. A reactor isolation cooling device comprising means for controlling the vacuum tank pressure to prevent the pressure from dropping to the operating pressure of the vacuum break valve, wherein the reactor is isolated when the reactor is stopped. Then, when the cooling system at the time of reactor isolation operates and the vacuum pump operates, the opening of the adjustment valve on the vacuum pump exhaust side is controlled by the pressure gauge provided in the vacuum tank, whereby the pressure in the vacuum tank becomes excessive. To prevent the vacuum break valve from opening, and therefore, when the reactor isolation cooling device is operating, the flow of air into the pressure suppression chamber is small, and the acid inside the containment vessel is reduced. Elevated levels are suppressed.
【0016】同じく第2手段は、原子炉隔離時冷却系の
注水ポンプを駆動するタービンのグランド部からの漏洩
蒸気および非凝縮性ガスをバロメトリックコンデンサ内
に導入して前記非凝縮性ガスを真空破壊弁を備えた真空
タンクから真空ポンプを介して圧力制御室に排出するタ
ービングランドシール装置を備えた原子炉隔離時冷却装
置において、前記真空タンクに圧力計を、前記真空ポン
プの排気配管に前記真空タンクへのバイパスラインを、
前記バイパスラインにバイパス弁をそれぞれ設け、前記
圧力計による計測結果に基づいて前記バイパス弁の開度
を、前記真空ポンプの起動によって前記真空タンク圧力
が前記真空破壊弁の作動圧力まで低下することを防止す
るように制御する手段を備えていることを特徴とする原
子炉隔離時冷却装置であり、原子炉隔離時冷却装置が作
動して、真空ポンプが作動すると真空タンクに設けた圧
力計によって真空ポンプ吐出側と真空タンクをつないだ
バイバスラインとしての配管に設けた調整弁の開度を制
御し、これにより、真空タンク内の圧力が過度に低下し
て真空破壊弁が開くことを防止し、原子炉隔離時冷却装
置の作動時において、圧力抑制室内への空気の流入が少
なく、原子炉格納容器内の酸素濃度の上昇が抑制され
る。[0016] Similarly, the second means is to introduce a leaked steam and a non-condensable gas from a ground portion of a turbine for driving a water injection pump of a cooling system at the time of a reactor isolation into a barometric condenser to evacuate the non-condensable gas into a vacuum. In a reactor isolation cooling system having a turbine gland seal device for discharging a vacuum tank equipped with a release valve to a pressure control chamber via a vacuum pump, a pressure gauge is provided in the vacuum tank, and a pressure gauge is provided in an exhaust pipe of the vacuum pump. The bypass line to the vacuum tank,
A bypass valve is provided in each of the bypass lines, and the opening degree of the bypass valve is reduced based on the measurement result by the pressure gauge, and the vacuum tank pressure is reduced to the operating pressure of the vacuum break valve by activation of the vacuum pump. A cooling device at the time of reactor isolation characterized by comprising means for controlling so as to prevent, when the cooling device at the time of reactor isolation is activated and the vacuum pump is activated, a vacuum is provided by a pressure gauge provided in the vacuum tank. Controls the opening of the regulating valve provided in the piping as a bypass line connecting the pump discharge side and the vacuum tank, thereby preventing the pressure in the vacuum tank from excessively dropping and opening the vacuum break valve, During operation of the reactor isolation cooling device, the flow of air into the pressure suppression chamber is small, and an increase in the oxygen concentration in the containment vessel is suppressed.
【0017】同じく第3手段は、原子炉隔離時冷却系の
注水ポンプを駆動するタービンのグランド部からの漏洩
蒸気および非凝縮性ガスをバロメトリックコンデンサ内
に導入して前記非凝縮性ガスを真空破壊弁を備えた真空
タンクから真空ポンプを介して圧力制御室に排出するタ
ービングランドシール装置を備えた原子炉隔離時冷却装
置において、前記真空タンクに圧力計を設け、前記真空
ポンプに前記圧力計の圧力計測結果に基づいてポンプ回
転数を、前記真空ポンプの起動によって前記真空タンク
の圧力が前記真空破壊弁の作動圧力まで低下することを
防止するように制御するインバータを備えていることを
特徴とする原子炉隔離時冷却装置であり、原子炉隔離時
冷却装置が作動して、真空ポンプが作動すると真空タン
クに設けた圧力計によって真空ポンプの回転数を制御
し、これにより、真空タンク内の圧力が過度に低下して
真空破壊弁が開くことを防止して、原子炉隔離時冷却装
置の作動時において、圧力抑制室内への空気の流入が少
なく、原子炉格納容器内の酸素濃度の上昇が抑制され
る。[0017] Similarly, the third means is to introduce a leaked steam and a non-condensable gas from a gland of a turbine for driving a water injection pump of a cooling system at the time of a reactor isolation into a barometric condenser to evacuate the non-condensable gas into a vacuum. In a reactor isolation cooling system having a turbine gland seal device for discharging a vacuum tank equipped with a release valve to a pressure control chamber via a vacuum pump, a pressure gauge is provided in the vacuum tank, and the pressure gauge is provided in the vacuum pump. An inverter that controls the pump rotation speed based on the pressure measurement result to prevent the pressure in the vacuum tank from lowering to the operating pressure of the vacuum break valve by starting the vacuum pump. A pressure gauge installed in the vacuum tank when the reactor isolation cooling system operates and the vacuum pump operates. Therefore, the number of rotations of the vacuum pump is controlled, thereby preventing the pressure in the vacuum tank from excessively dropping and opening the vacuum break valve, and allowing the cooling system during the isolation of the reactor to operate to enter the pressure suppression chamber. And the increase of the oxygen concentration in the containment vessel is suppressed.
【0018】同じく第4手段は、原子炉隔離時冷却系の
注水ポンプを駆動するタービンのグランド部からの漏洩
蒸気および非凝縮性ガスをバロメトリックコンデンサ内
に導入して前記非凝縮性ガスを真空破壊弁を備えた真空
タンクから真空ポンプを介して圧力制御室に排出するタ
ービングランドシール装置を備えた原子炉隔離時冷却装
置において、前記真空タンクに圧力計を設け、前記真空
破壊弁の作動圧力以下に真空タンクの圧力を制御するよ
うに、前記圧力計の計測結果に基づいて前記真空ポンプ
を運転または停止させるON/OFF制御手段を備えて
いることを特徴とする原子炉隔離時冷却装置であり、原
子炉隔離時冷却装置が作動して、真空ポンプが作動する
と真空タンクに設けた圧力計によって真空ポンプをON
/OFF制御して、これにより、真空タンク内の圧力が
過度に低下して真空破壊弁が開くことを防止し、原子炉
隔離時冷却装置の作動時において、圧力抑制室内への空
気の流入が少なく、原子炉格納容器内の酸素濃度の上昇
が抑制される。Similarly, the fourth means is to introduce the steam and the non-condensable gas leaked from the gland of the turbine for driving the water injection pump of the cooling system at the time of the reactor isolation into the barometric condenser to evacuate the non-condensable gas. In a reactor isolation cooling system equipped with a turbine gland seal device for discharging a vacuum tank equipped with a release valve to a pressure control chamber through a vacuum pump, a pressure gauge is provided in the vacuum tank, and an operating pressure of the vacuum release valve is provided. A reactor isolation cooling device comprising an ON / OFF control unit for operating or stopping the vacuum pump based on a measurement result of the pressure gauge so as to control a pressure of a vacuum tank below. Yes, when the reactor cooling system operates and the vacuum pump operates, the vacuum pump is turned on by the pressure gauge provided in the vacuum tank.
/ OFF control, thereby preventing the pressure in the vacuum tank from excessively lowering and opening the vacuum break valve, and preventing the inflow of air into the pressure suppression chamber during the operation of the reactor isolation cooling device. The increase in the oxygen concentration in the containment vessel is suppressed.
【0019】[0019]
【発明の実施の形態】本発明の各実施例を図面を参照し
て以下に説明する。なお、その説明においては、上記し
た従来技術と同じ構成部分に関しては同一符号を付して
詳細な説明を省略する。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings. In the description, the same components as those in the above-described conventional technology are denoted by the same reference numerals, and detailed description is omitted.
【0020】まずは、図1に示す第1実施例において
は、原子炉隔離時冷却装置のタービン2の各グランド部
からの漏洩蒸気および非凝縮性ガスは、各管路10を介
してタービングランドシール装置21に導入される。First, in the first embodiment shown in FIG. 1, the leaked steam and the non-condensable gas from each gland of the turbine 2 of the cooling system at the time of the reactor isolation are supplied to the turbine gland seal via each pipe 10. It is introduced into the device 21.
【0021】この漏洩蒸気はバロメトリックコンデンサ
12でスプレイ水により復水となり、この復水と前記非
凝縮性ガスは真空タンク13に流入するが、復水14は
復水ポンプ15により原子炉隔離冷却装置の注水ポンプ
9の吸込口へ送出される。また、非凝縮性ガスは真空ポ
ンプ16によって圧力抑制室4へ送られる。The leaked steam is condensed by spray water in the barometric condenser 12, and the condensed water and the non-condensable gas flow into the vacuum tank 13. It is sent to the suction port of the water injection pump 9 of the device. The non-condensable gas is sent to the pressure suppression chamber 4 by the vacuum pump 16.
【0022】前記真空ポンプ16の排気配管17aには
圧力調整弁22が設置されていて、この圧力調整弁22
に制御信号を出すために真空タンク13に圧力計20が
設けてある。A pressure regulating valve 22 is provided in the exhaust pipe 17a of the vacuum pump 16, and the pressure regulating valve 22
A pressure gauge 20 is provided in the vacuum tank 13 in order to output a control signal.
【0023】次に上記構成による作用について説明す
る。原子炉の運転に異常が発生して原子炉が隔離され、
原子炉隔離時冷却装置が作動して真空ポンプ16が作動
すると、真空タンク13の圧力によって真空ポンプ1
6,排気配管17aの圧力調整弁22の開度を制御す
る。Next, the operation of the above configuration will be described. Abnormal operation of the reactor occurred, the reactor was isolated,
When the cooling system at the time of reactor isolation operates and the vacuum pump 16 operates, the pressure of the vacuum tank 13 causes the vacuum pump 1 to operate.
6. Control the opening of the pressure regulating valve 22 of the exhaust pipe 17a.
【0024】したがって、真空タンク内の圧力が過度に
低下して真空破壊弁18が作動することを防止でき、原
子炉隔離時冷却装置の作動時での圧力抑制室4の気相部
19内は、空気の流入が少ないことから酸素濃度は上昇
せず、圧力抑制室4内が容易に不活性雰囲気に維持する
ことができる。Therefore, it is possible to prevent the pressure in the vacuum tank from excessively lowering and to operate the vacuum breaking valve 18, and the inside of the gas phase portion 19 of the pressure suppression chamber 4 during the operation of the reactor isolation cooling system is maintained. Since the flow of air is small, the oxygen concentration does not increase, and the inside of the pressure suppression chamber 4 can be easily maintained in an inert atmosphere.
【0025】第2実施例は、図2の系統構成図に示すよ
うに、原子炉隔離時冷却装置のタービン2における各グ
ランド部の漏洩蒸気および非凝縮性ガスは、各管路10
を介してタービングランドシール装置25に導入され
る。In the second embodiment, as shown in the system configuration diagram of FIG. 2, the leakage steam and the non-condensable gas in each gland in the turbine 2 of the cooling system at the time of isolation of the reactor are supplied to each pipe 10
Is introduced into the turbine gland sealing device 25 through the
【0026】漏洩蒸気はバロメトリックコンデンサ12
でスプレイ水により復水となり、この復水と前記非凝縮
性ガスは真空タンク13に流入して、復水14は復水ポ
ンプ15により原子炉隔離時冷却装置の注水ポンプ9の
吸込側へ送られる。また、非凝縮性ガスは真空ポンプ1
6によって圧力抑制室4へ送られる。The leaked steam is supplied to the barometric condenser 12
The condensate and the non-condensable gas flow into the vacuum tank 13, and the condensate 14 is sent by the condensate pump 15 to the suction side of the injection pump 9 of the reactor isolation cooling system. Can be The non-condensable gas is supplied by a vacuum pump 1
It is sent to the suppression chamber 4 by 6.
【0027】前記真空ポンプ16の排気配管17aには
真空タンクへのバイパスライン23とバイパス弁24が
設置されていて、このバイパス弁24に制御信号を出す
ために真空タンク13に圧力計20が設けてある。The exhaust pipe 17a of the vacuum pump 16 is provided with a bypass line 23 to the vacuum tank and a bypass valve 24. A pressure gauge 20 is provided in the vacuum tank 13 to output a control signal to the bypass valve 24. It is.
【0028】次に上記構成による作用について説明す
る。原子炉の運転に異常が発生して原子炉が隔離され、
原子炉隔離時冷却装置が作動して真空ポンプ16が作動
すると、真空タンク13の圧力によってバイパスライン
23のバイパス弁24の開度を制御する。Next, the operation of the above configuration will be described. Abnormal operation of the reactor occurred, the reactor was isolated,
When the reactor isolation cooling device operates and the vacuum pump 16 operates, the opening of the bypass valve 24 of the bypass line 23 is controlled by the pressure of the vacuum tank 13.
【0029】したがって、真空タンク内の圧力が過度に
低下して真空破壊弁18が作動することを防止でき、原
子炉隔離時冷却装置の作動時での圧力抑制室4の気相部
19内は、空気の流入が少ないことから酸素濃度は上昇
せず、圧力抑制室4内が容易に不活性雰囲気に維持する
ことができる。Therefore, it is possible to prevent the pressure in the vacuum tank from excessively lowering and to operate the vacuum break valve 18, and the inside of the gas phase portion 19 of the pressure suppression chamber 4 during the operation of the reactor isolation cooling system. Since the flow of air is small, the oxygen concentration does not increase, and the inside of the pressure suppression chamber 4 can be easily maintained in an inert atmosphere.
【0030】第3実施例は、図3の系統構成図に示すよ
うに、原子炉隔離時冷却装置のタービン2の各グランド
部からの漏洩蒸気および非凝縮性ガスは、各管路10を
介してタービングランドシール装置27に導入され、漏
洩蒸気はバロメトリックコンデンサ12でスプレイ水に
より復水となる。In the third embodiment, as shown in the system configuration diagram of FIG. 3, the leaked steam and the non-condensable gas from each gland of the turbine 2 of the cooling system at the time of isolation of the nuclear reactor pass through each pipe 10. The steam is introduced into the turbine gland sealing device 27 and the leaked steam is condensed by the spray water in the barometric condenser 12.
【0031】この復水と前記非凝縮性ガスは真空タンク
13に流入して、復水14は復水ポンプ15により原子
炉隔離時冷却装置の注水ポンプ9の吸込口へ送出され
る。また、非凝縮性ガスは真空ポンプ16によって圧力
抑制室4へ送り込まれる。The condensed water and the non-condensable gas flow into a vacuum tank 13, and the condensed water 14 is sent out by a condensate pump 15 to a suction port of a water injection pump 9 of a cooling device at the time of reactor isolation. Further, the non-condensable gas is sent to the pressure suppression chamber 4 by the vacuum pump 16.
【0032】前記真空ポンプ16の回転数を制御するイ
ンバータ26が設置されていて、このインバータ26に
制御信号を出すために真空タンク13に圧力計20が設
けてある。An inverter 26 for controlling the rotation speed of the vacuum pump 16 is provided, and a pressure gauge 20 is provided in the vacuum tank 13 to output a control signal to the inverter 26.
【0033】次に上記構成による作用について説明す
る。原子炉の運転に異常が発生して原子炉が隔離され、
原子炉隔離時冷却装置が作動して真空ポンプ16が作動
すると、真空タンク13の圧力によってインバータ26
の電流を変化させ真空ポンプ16の回転数を制御する。Next, the operation of the above configuration will be described. Abnormal operation of the reactor occurred, the reactor was isolated,
When the reactor isolation cooling system operates and the vacuum pump 16 operates, the pressure in the vacuum tank 13 causes the inverter 26 to operate.
Is changed to control the rotation speed of the vacuum pump 16.
【0034】したがって、真空タンク内の圧力が過度に
低下して真空破壊弁18が作動することを防止でき、原
子炉隔離時冷却装置の作動時での圧力抑制室4の気相部
19内は、空気の流入が少ないことから酸素濃度は上昇
せず、圧力抑制室4内が容易に不活性雰囲気に維持する
ことができる。Therefore, it is possible to prevent the pressure in the vacuum tank from excessively lowering and to operate the vacuum break valve 18, and the inside of the gas phase portion 19 of the pressure suppression chamber 4 during the operation of the reactor isolation cooling device is maintained. Since the flow of air is small, the oxygen concentration does not increase, and the inside of the pressure suppression chamber 4 can be easily maintained in an inert atmosphere.
【0035】第4実施例は、図4の系統構成図に示すよ
うに、原子炉隔離時冷却装置のタービン2の各グランド
部からの漏洩蒸気および非凝縮性ガスは、各管路10を
介してタービングランドシール装置29に導入され、漏
洩蒸気はバロメトリックコンデンサ12でスプレイ水に
より復水となる。In the fourth embodiment, as shown in the system configuration diagram of FIG. 4, leaked steam and non-condensable gas from each gland part of the turbine 2 of the cooling system at the time of nuclear reactor isolation pass through each pipe 10. The steam is introduced into the turbine gland seal device 29 and the leaked steam is condensed by the spray water in the barometric condenser 12.
【0036】この復水と前記非凝縮性ガスは真空タンク
13に流入して、復水14は復水ポンプ15により原子
炉隔離時冷却装置の注水ポンプ9の吸込口へ送出され
る。また、非凝縮性ガスは真空ポンプ16によって圧力
抑制室4へ送り込まれる。The condensed water and the non-condensable gas flow into a vacuum tank 13, and the condensed water 14 is sent out by a condensate pump 15 to a suction port of a water injection pump 9 of a cooling device at the time of reactor isolation. Further, the non-condensable gas is sent to the pressure suppression chamber 4 by the vacuum pump 16.
【0037】前記真空ポンプ16の入切を制御するスイ
ッチ28が設置されていて、このスイッチ28に制御信
号を出すために真空タンク13に圧力計20が設けてあ
る。次に上記構成による作用について説明する。原子炉
の運転に異常が発生して原子炉が隔離され、原子炉隔離
時冷却装置が作動して真空ポンプ16が作動すると、真
空タンク13の圧力によって真空ポンプ16の運転停止
をON/OFF制御する。A switch 28 for controlling the on / off of the vacuum pump 16 is provided, and a pressure gauge 20 is provided in the vacuum tank 13 to output a control signal to the switch 28. Next, the operation of the above configuration will be described. When an abnormality occurs in the operation of the reactor and the reactor is isolated, and the cooling system is operated when the reactor is isolated and the vacuum pump 16 is operated, the operation of the vacuum pump 16 is turned on / off by the pressure of the vacuum tank 13. I do.
【0038】したがって、真空タンク内の圧力が過度に
低下して真空破壊弁18が作動することを防止でき、原
子炉隔離時冷却装置の作動時での圧力抑制室4の気相部
19内は、空気の流入が少ないことから酸素濃度は上昇
せず、圧力抑制室4内が容易に不活性雰囲気に維持する
ことができる。Accordingly, it is possible to prevent the pressure in the vacuum tank from excessively decreasing and to operate the vacuum break valve 18, and the inside of the gas phase portion 19 of the pressure suppression chamber 4 during the operation of the reactor isolation cooling system is maintained. Since the flow of air is small, the oxygen concentration does not increase, and the inside of the pressure suppression chamber 4 can be easily maintained in an inert atmosphere.
【0039】[0039]
【発明の効果】請求項1の発明によれば、原子炉隔離時
冷却装置の機能は従来と同じで、原子炉の給水損失、あ
るいは定期的な試験運転のための原子炉停止時で原子炉
隔離時冷却装置を運転した場合にも、圧力抑制室内の酸
素濃度が上昇することがない。このために、その都度、
不活性ガス系を運転して圧力抑制室内の酸素濃度を規定
値内に調整する必要がないので、原子炉運転の安全性向
上と運転員の負担を軽減する効果がある。According to the first aspect of the present invention, the function of the cooling device at the time of reactor isolation is the same as that of the conventional cooling device. Even when the isolated cooling device is operated, the oxygen concentration in the suppression chamber does not increase. For this reason,
Since there is no need to operate the inert gas system to adjust the oxygen concentration in the pressure suppression chamber to a specified value, there is an effect of improving the safety of the reactor operation and reducing the burden on the operators.
【0040】請求項2の発明によれば、請求項1の発明
の効果に加えて、真空タンク内のガスを循環制御するこ
とによる制御性の向上が計れる効果がある。According to the invention of claim 2, in addition to the effect of the invention of claim 1, there is an effect that the controllability can be improved by controlling the circulation of the gas in the vacuum tank.
【0041】請求項3の発明によれば、請求項1の発明
の効果に加えて、圧力調整弁の故障による真空タンク圧
力制御失敗を防止できる効果がある。According to the invention of claim 3, in addition to the effect of the invention of claim 1, there is an effect that it is possible to prevent the failure of the vacuum tank pressure control due to the failure of the pressure regulating valve.
【0042】請求項4の発明によれば、請求項1の発明
の効果に加えて、設備を最も単純化することによる設備
の信頼性が向上する効果がある。According to the invention of claim 4, in addition to the effect of the invention of claim 1, there is an effect that the reliability of the equipment is improved by simplifying the equipment most.
【図1】本発明の第1実施例に係る原子炉隔離時冷却装
置の系統構成図である。FIG. 1 is a system configuration diagram of a reactor isolation cooling device according to a first embodiment of the present invention.
【図2】本発明の第2実施例に係る原子炉隔離時冷却装
置の系統構成図である。FIG. 2 is a system configuration diagram of a reactor isolation cooling system according to a second embodiment of the present invention.
【図3】本発明の第3の実施例に係る原子炉隔離時冷却
装置の系統構成図である。FIG. 3 is a system configuration diagram of a reactor isolation cooling system according to a third embodiment of the present invention.
【図4】本発明の第4の実施例に係る原子炉隔離時冷却
装置の系統構成図である。FIG. 4 is a system configuration diagram of a reactor isolation cooling system according to a fourth embodiment of the present invention.
【図5】従来の原子炉隔離時冷却装置の系統構成図であ
る。FIG. 5 is a system configuration diagram of a conventional reactor isolation cooling system.
1…タービン蒸気管、2…タービン、3…排気管、4…
圧力抑制室、5…液相部、6〜8…弁、9…注水ポン
プ、10…管路、11,21,25,27,29…ター
ビングランドシール装置、12…バロメトリックコンデ
ンサ、13…真空タンク、14…復水、15…復水ポン
プ、16…真空ポンプ、17a…排気配管、17b…吸
込配管、18…真空破壊弁、19…気相部、20…圧力
計、22…圧力調整弁、23…バイパスライン、24…
バイパス弁、26…インバータ、28…スイッチ。DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Turbine steam pipe, 2 ... Turbine, 3 ... Exhaust pipe, 4 ...
Pressure suppression chamber, 5: liquid phase section, 6 to 8: valve, 9: water injection pump, 10: pipeline, 11, 21, 25, 27, 29: turbine gland sealing device, 12: barometric condenser, 13: vacuum Tank, 14: Condensate, 15: Condensate pump, 16: Vacuum pump, 17a: Exhaust pipe, 17b: Suction pipe, 18: Vacuum release valve, 19: Gas phase, 20: Pressure gauge, 22: Pressure control valve , 23 ... bypass line, 24 ...
Bypass valve, 26 ... inverter, 28 ... switch.
Claims (4)
るタービンのグランド部からの漏洩蒸気および非凝縮性
ガスをバロメトリックコンデンサ内に導入して前記非凝
縮性ガスを真空破壊弁を備えた真空タンクから真空ポン
プを介して圧力制御室に排出するタービングランドシー
ル装置を備えた原子炉隔離時冷却装置において、 前記真空タンクに圧力計を、また前記真空ポンプの排気
配管に真空タンクの圧力調整弁をそれぞれ設け、前記圧
力計による計測結果に基づいて前記圧力調整弁の開度
を、前記真空ポンプの起動によって前記真空タンク圧力
が前記真空破壊弁の作動圧力まで低下することを防止す
るように制御する手段を備えていることを特徴とする原
子炉隔離時冷却装置。1. A vacuum release valve for introducing steam leaking from a gland of a turbine and a non-condensable gas into a barometric condenser for driving a water injection pump of a cooling system at the time of isolation of a reactor into a barometric condenser. A reactor isolation cooling system having a turbine gland sealing device for discharging a vacuum tank from a vacuum tank to a pressure control chamber via a vacuum pump, comprising: a pressure gauge in the vacuum tank; and a vacuum tank pressure in an exhaust pipe of the vacuum pump. Adjusting valves are provided, respectively, so that the opening degree of the pressure adjusting valve based on the measurement result by the pressure gauge is prevented from lowering the vacuum tank pressure to the operating pressure of the vacuum breaking valve by activation of the vacuum pump. A cooling device at the time of nuclear reactor isolation, comprising:
るタービンのグランド部からの漏洩蒸気および非凝縮性
ガスをバロメトリックコンデンサ内に導入して前記非凝
縮性ガスを真空破壊弁を備えた真空タンクから真空ポン
プを介して圧力制御室に排出するタービングランドシー
ル装置を備えた原子炉隔離時冷却装置において、 前記真空タンクに圧力計を、前記真空ポンプの排気配管
に前記真空タンクへのバイパスラインを、前記バイパス
ラインにバイパス弁をそれぞれ設け、前記圧力計による
計測結果に基づいて前記バイパス弁の開度を、前記真空
ポンプの起動によって前記真空タンク圧力が前記真空破
壊弁の作動圧力まで低下することを防止するように制御
する手段を備えていることを特徴とする原子炉隔離時冷
却装置。2. A vacuum release valve for introducing a leaked steam and a non-condensable gas from a gland of a turbine for driving a water injection pump of a cooling system at the time of a reactor isolation into a barometric condenser to remove said non-condensable gas. A reactor with a turbine gland seal device for discharging a vacuum gland from the vacuum tank to a pressure control chamber via a vacuum pump, wherein a pressure gauge is provided on the vacuum tank, and a vacuum gauge is provided on an exhaust pipe of the vacuum pump to the vacuum tank. A bypass line is provided with a bypass valve in the bypass line, and the opening degree of the bypass valve is set based on the measurement result by the pressure gauge.By starting the vacuum pump, the vacuum tank pressure is reduced to the operating pressure of the vacuum break valve. A cooling device at the time of reactor isolation, comprising: means for controlling so as to prevent the cooling from occurring.
るタービンのグランド部からの漏洩蒸気および非凝縮性
ガスをバロメトリックコンデンサ内に導入して前記非凝
縮性ガスを真空破壊弁を備えた真空タンクから真空ポン
プを介して圧力制御室に排出するタービングランドシー
ル装置を備えた原子炉隔離時冷却装置において、 前記真空タンクに圧力計を設け、前記真空ポンプに前記
圧力計の圧力計測結果に基づいてポンプ回転数を、前記
真空ポンプの起動によって前記真空タンクの圧力が前記
真空破壊弁の作動圧力まで低下することを防止するよう
に制御するインバータを備えていることを特徴とする原
子炉隔離時冷却装置。3. A non-condensable gas leaked from a gland of a turbine driving a water injection pump of a cooling system at the time of reactor isolation and a non-condensable gas are introduced into a barometric condenser, and the non-condensable gas is provided with a vacuum break valve. A reactor with a turbine gland seal device that discharges from a vacuum tank to a pressure control chamber via a vacuum pump, a pressure gauge is provided in the vacuum tank, and a pressure measurement result of the pressure gauge is provided in the vacuum pump. A reactor that controls a pump rotation speed based on the following so as to prevent the pressure of the vacuum tank from dropping to the operating pressure of the vacuum break valve by activation of the vacuum pump. Isolation cooling device.
るタービンのグランド部からの漏洩蒸気および非凝縮性
ガスをバロメトリックコンデンサ内に導入して前記非凝
縮性ガスを真空破壊弁を備えた真空タンクから真空ポン
プを介して圧力制御室に排出するタービングランドシー
ル装置を備えた原子炉隔離時冷却装置において、 前記真空タンクに圧力計を設け、前記真空破壊弁の作動
圧力以下に真空タンクの圧力を制御するように、前記圧
力計の計測結果に基づいて前記真空ポンプを運転または
停止させるON/OFF制御手段を備えていることを特
徴とする原子炉隔離時冷却装置。4. A vacuum release valve for introducing a leaked steam and a non-condensable gas from a gland of a turbine for driving a water injection pump of a cooling system at the time of a reactor isolation into a barometric condenser to convert the non-condensable gas into a vacuum. A reactor with a turbine gland seal device for discharging a vacuum gland from a vacuum tank to a pressure control chamber via a vacuum pump. A reactor isolation cooling system comprising ON / OFF control means for operating or stopping the vacuum pump based on the measurement result of the pressure gauge so as to control the pressure of the reactor.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP10140787A JPH11326577A (en) | 1998-05-22 | 1998-05-22 | Reactor isolation cooling device |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP10140787A JPH11326577A (en) | 1998-05-22 | 1998-05-22 | Reactor isolation cooling device |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH11326577A true JPH11326577A (en) | 1999-11-26 |
Family
ID=15276741
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP10140787A Pending JPH11326577A (en) | 1998-05-22 | 1998-05-22 | Reactor isolation cooling device |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH11326577A (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105513653A (en) * | 2016-02-01 | 2016-04-20 | 西南石油大学 | Degassing device for natural circulation and forced circulation experiment loops and degassing method thereof |
-
1998
- 1998-05-22 JP JP10140787A patent/JPH11326577A/en active Pending
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105513653A (en) * | 2016-02-01 | 2016-04-20 | 西南石油大学 | Degassing device for natural circulation and forced circulation experiment loops and degassing method thereof |
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