JPS5821236B2 - 沸騰水形原子炉 - Google Patents
沸騰水形原子炉Info
- Publication number
- JPS5821236B2 JPS5821236B2 JP53032037A JP3203778A JPS5821236B2 JP S5821236 B2 JPS5821236 B2 JP S5821236B2 JP 53032037 A JP53032037 A JP 53032037A JP 3203778 A JP3203778 A JP 3203778A JP S5821236 B2 JPS5821236 B2 JP S5821236B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water
- reactor
- shroud
- core
- reactor core
- 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
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-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は沸騰水形原子炉に係り、特に冷却材喪失事故時
における炉心冷却装置に関する。
における炉心冷却装置に関する。
一般に、沸騰水形原子炉においては、万−再循環配管等
の破断が起ると冷却材喪失事故となり、破断が大きい場
合ζこは炉心が露出することがあるため、このような場
合に炉心を冷却するため炉心スプレィ等の非常用炉心冷
却系を設ける必要がある。
の破断が起ると冷却材喪失事故となり、破断が大きい場
合ζこは炉心が露出することがあるため、このような場
合に炉心を冷却するため炉心スプレィ等の非常用炉心冷
却系を設ける必要がある。
ところが、現在の沸騰水形原子炉における炉心スプレィ
は、炉心の上方周辺部に設けたスパージャ−により構成
され、そのスパージャ−によって炉心に注水を行なうよ
うにしているので、炉心に設けられた多数の燃料チャン
ネル内に均一に注水を行なうことが難かしく、ある程度
噴水分布の片寄りが生ずることは避けられない。
は、炉心の上方周辺部に設けたスパージャ−により構成
され、そのスパージャ−によって炉心に注水を行なうよ
うにしているので、炉心に設けられた多数の燃料チャン
ネル内に均一に注水を行なうことが難かしく、ある程度
噴水分布の片寄りが生ずることは避けられない。
このため、従来においては炉心スプレィ系統の設計の際
ｌこ上記分布の片寄りを見込んで噴水流量を余分にする
ように設計する必要があった。
ｌこ上記分布の片寄りを見込んで噴水流量を余分にする
ように設計する必要があった。
本発明はこのような点に鑑み、前述の如き緊急時に炉心
に対して均一に冷却水を噴射し得るようｌこした沸騰水
形原子炉を提供することを目的とする。
に対して均一に冷却水を噴射し得るようｌこした沸騰水
形原子炉を提供することを目的とする。
以下、添付図面を参照して本発明の一実施例について説
明する。
明する。
図中符号１は圧力容器であって、その圧力容器内には、
下部炉心支持板２および上部炉心支持板３間に設けられ
た多数の燃料チャンネル４にそれぞれ燃料集合体（図示
せず）を装着するとともに制御棒を挿脱可能とした炉心
部５が内蔵されている。
下部炉心支持板２および上部炉心支持板３間に設けられ
た多数の燃料チャンネル４にそれぞれ燃料集合体（図示
せず）を装着するとともに制御棒を挿脱可能とした炉心
部５が内蔵されている。
上記炉心部５はその炉心部５を圧力容器１から隔離する
筒状のシュラウド６によって囲繞されており、そのシュ
ラウド６の頂部は頂壁７によってしや閉されている。
筒状のシュラウド６によって囲繞されており、そのシュ
ラウド６の頂部は頂壁７によってしや閉されている。
また、上記シュラウド６の頂壁７には上記燃料チャンネ
ル４の上方に開口する複数本のスタンドパイプ８が立設
されており、さらにそのスタンドパイプ８の上部には気
水分離器９が取り付けられている。
ル４の上方に開口する複数本のスタンドパイプ８が立設
されており、さらにそのスタンドパイプ８の上部には気
水分離器９が取り付けられている。
ところで、上記シュラウドの頂壁７は頂板７ａおよび底
板７ｂからなる２重壁構造としてあり、貯水槽としての
作用をも行なうように構成されており、そのシュラウド
の頂壁でもある貯水槽ｌこは弁１０を介して給水管１１
が接続されている。
板７ｂからなる２重壁構造としてあり、貯水槽としての
作用をも行なうように構成されており、そのシュラウド
の頂壁でもある貯水槽ｌこは弁１０を介して給水管１１
が接続されている。
なお、この場合前記スタンドパイプ８は頂板７ａおよび
底板７ｂを貫通し炉心上部に開口している。
底板７ｂを貫通し炉心上部に開口している。
また、前記底板７ｂには炉心部５の各燃料チャンネル４
毎に或はその数本にわたって注水できるようなスプレィ
ノズル１２が各スタンドパイプ８の間に設けられており
、さらに頂板７ａには、原子炉の通常運転時に上記スプ
レィノズル１２から貯水槽内に流入した冷却水に成程度
の流動性をもたせ、その貯水槽内にクラッドが蓄積する
ことを防止するため、全体としてノズルの全開口面積の
数条程度の開口面積となるような複数個の小孔１３が穿
設されている。
毎に或はその数本にわたって注水できるようなスプレィ
ノズル１２が各スタンドパイプ８の間に設けられており
、さらに頂板７ａには、原子炉の通常運転時に上記スプ
レィノズル１２から貯水槽内に流入した冷却水に成程度
の流動性をもたせ、その貯水槽内にクラッドが蓄積する
ことを防止するため、全体としてノズルの全開口面積の
数条程度の開口面積となるような複数個の小孔１３が穿
設されている。
なお、図中符号１４は給水配管、１５は再循環配置、１
６は再循環水入口、１７はジェットポンプ、１８は主蒸
気配管、１９は通常水位である。
６は再循環水入口、１７はジェットポンプ、１８は主蒸
気配管、１９は通常水位である。
しかして、通常運転中は炉心部５の各燃料チャンネル４
内で発生した水−蒸気二相流は炉心部５の上方部に上昇
し、スタンドパイプ８を通って気水分離器９に至り、分
離された蒸気は主蒸気配管１８を経て図示しないタービ
ン等へ供給される。
内で発生した水−蒸気二相流は炉心部５の上方部に上昇
し、スタンドパイプ８を通って気水分離器９に至り、分
離された蒸気は主蒸気配管１８を経て図示しないタービ
ン等へ供給される。
一方、分離された水は給水とともにジェットポンプ１７
等によって炉心部５へと戻される。
等によって炉心部５へと戻される。
ところで、上記炉心部で発生した一部の水−蒸気二相流
はスプレィノズル１２を経て頂板７ａおよび底板７ｂ間
の貯水槽内にも流入するが、前述のように頂板７ａには
複数個の小孔１３が穿設されているので、上記貯水槽内
に流入した水等は上記小孔１３を経て上方に流動し、貯
水槽内に水等が完全に滞溜することがなく、貯水槽の底
板上に水あかが蓄積しスプレィノズル１２を塞ぐような
ことはない。
はスプレィノズル１２を経て頂板７ａおよび底板７ｂ間
の貯水槽内にも流入するが、前述のように頂板７ａには
複数個の小孔１３が穿設されているので、上記貯水槽内
に流入した水等は上記小孔１３を経て上方に流動し、貯
水槽内に水等が完全に滞溜することがなく、貯水槽の底
板上に水あかが蓄積しスプレィノズル１２を塞ぐような
ことはない。
そこで、冷却材喪失事故が発生すると、炉水位１９が次
第に下って遂には炉心部５が露出するに至り、さらにそ
れにしたがって炉圧も次第に下っていく。
第に下って遂には炉心部５が露出するに至り、さらにそ
れにしたがって炉圧も次第に下っていく。
また、上記事故が発生した時点では頂板７ａおよび底板
７ｂによって形成される貯水槽内には二相の流体が入っ
ているが、上記炉圧の減少とともにスプレィノズル１２
から上記流体は噴出される。
７ｂによって形成される貯水槽内には二相の流体が入っ
ているが、上記炉圧の減少とともにスプレィノズル１２
から上記流体は噴出される。
このようにして、炉圧が成程度まで下がると、その時点
で弁１０が開かれ、非常用冷却水が上記貯水槽内に供給
される。
で弁１０が開かれ、非常用冷却水が上記貯水槽内に供給
される。
したがって、上記冷却水はスプレィノズル１２から炉心
上部に降りかかり炉心部５の冷却が行なわれる。
上部に降りかかり炉心部５の冷却が行なわれる。
なお、燃料交換時等においては、貯水槽を構成するシュ
ラウドの頂壁γおよびスタンドパイプ８並びに気水分離
器９は取り外す必要かあるが、これは従来のシュラウド
構造と同じであり、ただ給水管１１を上記貯水槽と分離
可能としておけばよい。
ラウドの頂壁γおよびスタンドパイプ８並びに気水分離
器９は取り外す必要かあるが、これは従来のシュラウド
構造と同じであり、ただ給水管１１を上記貯水槽と分離
可能としておけばよい。
以上説明したように、本発明はシュラウドの頂壁を二重
構造の貯水槽として形成し、非常時において非常用冷却
水を供給してその底板に設けたスプレィノズルによって
散水するようにしたので、非常用冷却水を炉心上部から
各燃料チャンネル毎に均一に注水することができ、炉心
部の異常温度上昇を未然にしかも確実に防止することが
でき、従来のように必要以上の水を噴霧する必要もない
。
構造の貯水槽として形成し、非常時において非常用冷却
水を供給してその底板に設けたスプレィノズルによって
散水するようにしたので、非常用冷却水を炉心上部から
各燃料チャンネル毎に均一に注水することができ、炉心
部の異常温度上昇を未然にしかも確実に防止することが
でき、従来のように必要以上の水を噴霧する必要もない
。
また、一般に通常運転中においては給水管の通水試験等
は行なうことができるけれども、シュラウド頂壁によっ
て形成される貯水槽内への通水試験を行なうことは不可
能である。
は行なうことができるけれども、シュラウド頂壁によっ
て形成される貯水槽内への通水試験を行なうことは不可
能である。
したがって、もし上記貯水槽内に流入した水が滞溜する
と、その底部に水あかが蓄積してスプレィノズルを閉塞
し、緊急時に上記スプレィノズルが有効に作動しない可
能性がある。
と、その底部に水あかが蓄積してスプレィノズルを閉塞
し、緊急時に上記スプレィノズルが有効に作動しない可
能性がある。
しかるに、本発明においては貯水槽の頂板にも複数の小
孔が穿設しであるので、スプレィノズルを経て貯水槽内
に流入した水等は上記小孔を経て上方に流出し、貯水槽
内の水には常に成程度の流動性が与えられ、水あか等の
発生が防止され、スプレィノズルの閉塞現象が確実に防
止され、緊急時における非常用冷却水の噴霧を確実に行
なうことができる等の効果を奏する。
孔が穿設しであるので、スプレィノズルを経て貯水槽内
に流入した水等は上記小孔を経て上方に流出し、貯水槽
内の水には常に成程度の流動性が与えられ、水あか等の
発生が防止され、スプレィノズルの閉塞現象が確実に防
止され、緊急時における非常用冷却水の噴霧を確実に行
なうことができる等の効果を奏する。
図面は本発明の沸騰水形原子炉の概略説明図である。
１・−・圧力容器、４・・・燃料チャンネル、５・・・
炉心部、６・・・シュラウド、７・・・頂壁（貯水槽）
、７ａ・・・頂板、７ｂ・・・底板、１１給水管、１２
・・・スプレィノズル。
炉心部、６・・・シュラウド、７・・・頂壁（貯水槽）
、７ａ・・・頂板、７ｂ・・・底板、１１給水管、１２
・・・スプレィノズル。
Claims (1)
- １ 炉心と圧力容器とを隔てるシュラウドを有し、その
シュラウドの上方部に気水分離器を有する沸騰水形原子
炉において、上記シュラウド頂壁部を２重壁構造として
貯水槽を構成せしめ、上記貯水槽には冷却材喪失事故時
に給水可能な給水管を接続するとともに、その貯水槽の
底板には炉心に向は冷却水を噴霧し得る多数個のノズル
を設け、さらに上記貯水槽の頂板には複数個の小孔を穿
設したことを特徴とする、沸騰水形原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP53032037A JPS5821236B2 (ja) | 1978-03-20 | 1978-03-20 | 沸騰水形原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP53032037A JPS5821236B2 (ja) | 1978-03-20 | 1978-03-20 | 沸騰水形原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS54124197A JPS54124197A (en) | 1979-09-26 |
| JPS5821236B2 true JPS5821236B2 (ja) | 1983-04-27 |
Family
ID=12347665
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP53032037A Expired JPS5821236B2 (ja) | 1978-03-20 | 1978-03-20 | 沸騰水形原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5821236B2 (ja) |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS50127096A (ja) * | 1974-03-12 | 1975-10-06 | ||
| JPS5110179U (ja) * | 1974-07-10 | 1976-01-24 |
-
1978
- 1978-03-20 JP JP53032037A patent/JPS5821236B2/ja not_active Expired
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS50127096A (ja) * | 1974-03-12 | 1975-10-06 | ||
| JPS5110179U (ja) * | 1974-07-10 | 1976-01-24 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS54124197A (en) | 1979-09-26 |
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