JPS5827476B2 - 原子炉停止時冷却装置 - Google Patents
原子炉停止時冷却装置Info
- Publication number
- JPS5827476B2 JPS5827476B2 JP53154532A JP15453278A JPS5827476B2 JP S5827476 B2 JPS5827476 B2 JP S5827476B2 JP 53154532 A JP53154532 A JP 53154532A JP 15453278 A JP15453278 A JP 15453278A JP S5827476 B2 JPS5827476 B2 JP S5827476B2
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- JP
- Japan
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- reactor
- valve
- water
- pump
- heat exchanger
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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
-
- 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
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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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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、ＢＷＲ型原子力発電所等において原子炉停止
時に原子炉を冷却するのに使用される原子炉停止時冷却
装置に係り、特にそのウオーミング装置に関する。
時に原子炉を冷却するのに使用される原子炉停止時冷却
装置に係り、特にそのウオーミング装置に関する。
第１図は、従来の原子炉停止時冷却装置の系統図であり
、原子炉１には、原子炉水再循環ポンプ２およびその前
後に設けられた入口弁３．出口弁４からなり、制御棒と
ともに原子炉の出力を制御するため常時運転される原子
炉水再循環系５が連接されている。
、原子炉１には、原子炉水再循環ポンプ２およびその前
後に設けられた入口弁３．出口弁４からなり、制御棒と
ともに原子炉の出力を制御するため常時運転される原子
炉水再循環系５が連接されている。
上記原子炉水再循環系５の吸込側には原子炉停止時冷却
系の吸込側が連接されている。
系の吸込側が連接されている。
すなわち、上記原子炉水再循環系５の吸込側には、内側
隔離弁６、外側隔離弁１および吸込弁８を介して残留熱
除去系ポンプ９の吸込側が接続されている。
隔離弁６、外側隔離弁１および吸込弁８を介して残留熱
除去系ポンプ９の吸込側が接続されている。
上記残留熱除去系ポンプ９の吐出側は、出口チェツキ弁
１０、残留熱除去系ポンプ出目弁１１および熱交換器人
口弁１２を介して熱交換器１３に接続されており、その
熱交換器１３の出口部は熱交換器山口弁１４、冷却水注
入弁１５および注入ラインチェツキ弁１６を介して前記
原子炉水再循環系５の吐出側に連接されている。
１０、残留熱除去系ポンプ出目弁１１および熱交換器人
口弁１２を介して熱交換器１３に接続されており、その
熱交換器１３の出口部は熱交換器山口弁１４、冷却水注
入弁１５および注入ラインチェツキ弁１６を介して前記
原子炉水再循環系５の吐出側に連接されている。
また、上記熱交換器出目弁１４の下流側からは、低圧炉
心注入系の注入弁１Ｔ、チェツキ弁１８およびチェツキ
バイパス弁１９等を有する低圧炉心注入系２０が分岐さ
れており、その先端が原子炉１の上部に開口せしめられ
ている。
心注入系の注入弁１Ｔ、チェツキ弁１８およびチェツキ
バイパス弁１９等を有する低圧炉心注入系２０が分岐さ
れており、その先端が原子炉１の上部に開口せしめられ
ている。
なお、図中２１は注入ラインチェツキ弁バイパス弁、２
２は熱交換器バイパス弁である。
２は熱交換器バイパス弁である。
また、前記熱交換器１３の出口部は、熱交換器ブロー弁
２３を介してサプレッションチャンバ２４にも接続され
ており、さらに前記残留熱除去系ポンプ９の吸込側は吸
込弁２５を介して上記サプレッションチャンバ２４にも
接続されている。
２３を介してサプレッションチャンバ２４にも接続され
ており、さらに前記残留熱除去系ポンプ９の吸込側は吸
込弁２５を介して上記サプレッションチャンバ２４にも
接続されている。
なお、図中２６は上記残留熱除去系ポンプ９の吸込側に
補給水を供給し得るようにした補給水弁である。
補給水を供給し得るようにした補給水弁である。
一方、前記残留熱除去系ポンプ９の吸込側および出口チ
ェツキ弁１０の下流側間には、上記残留熱除去ポンプ９
等をバイパスするようにシールレグポンプ吸込弁２７、
シールレグポンプ２８、チェツキ弁２９およびシールポ
ンプ出口弁３０を有するバイパス管路が接続されている
。
ェツキ弁１０の下流側間には、上記残留熱除去ポンプ９
等をバイパスするようにシールレグポンプ吸込弁２７、
シールレグポンプ２８、チェツキ弁２９およびシールポ
ンプ出口弁３０を有するバイパス管路が接続されている
。
しかして、原子炉停止時においては、残留熱除去系ポン
プ９を駆動すれば、内側隔離弁６、外側隔離弁７、吸込
弁８、出口チェツキ弁１０、残留熱除去系ポンプ出口弁
１１等を介して炉内の水が熱交換器１３に送給され、そ
こで冷却した水が冷却水注入弁１５および注入ラインチ
ェツキ弁１６を経て原子炉に還流され、炉心における残
留熱が除去される。
プ９を駆動すれば、内側隔離弁６、外側隔離弁７、吸込
弁８、出口チェツキ弁１０、残留熱除去系ポンプ出口弁
１１等を介して炉内の水が熱交換器１３に送給され、そ
こで冷却した水が冷却水注入弁１５および注入ラインチ
ェツキ弁１６を経て原子炉に還流され、炉心における残
留熱が除去される。
一方、原子炉の駆動中においては、内側隔離弁６、外側
隔離弁７、吸込弁８、冷却水注入弁１５等は閉止され、
また熱交換器ブロー弁２３閉、低圧炉心注入系の注入弁
１７閉の状態で、系統内は満水とされており、シールレ
グポンプ２８を駆動することによって吸込弁２５等を介
してサプレッションチャンバ２４内の水が系統内に補給
され加圧状態とされ、低圧炉心注入系の自動作動に備え
られている。
隔離弁７、吸込弁８、冷却水注入弁１５等は閉止され、
また熱交換器ブロー弁２３閉、低圧炉心注入系の注入弁
１７閉の状態で、系統内は満水とされており、シールレ
グポンプ２８を駆動することによって吸込弁２５等を介
してサプレッションチャンバ２４内の水が系統内に補給
され加圧状態とされ、低圧炉心注入系の自動作動に備え
られている。
ところが、前述のように原子炉停止時冷却系を作動させ
る場合には系統内に高温の原子炉水を導入するが、その
冷却系の運動開始時には、原子炉圧力が未だ数ｋｇ／ｃ
ＩｒＬ２あり、１００℃をこえる温度であり、一方冷却
系統は常温（２０〜３０℃）である。
る場合には系統内に高温の原子炉水を導入するが、その
冷却系の運動開始時には、原子炉圧力が未だ数ｋｇ／ｃ
ＩｒＬ２あり、１００℃をこえる温度であり、一方冷却
系統は常温（２０〜３０℃）である。
したがって、急に多量の上記炉水を冷却系に供給すると
、配管やポンプ等に悪影響があるためその運転開始前に
徐々に暖管を行ない炉水の温度と冷却系配管、ポンプ等
との温度差を小さくするいわゆるウオーミングを行なう
必要がある。
、配管やポンプ等に悪影響があるためその運転開始前に
徐々に暖管を行ない炉水の温度と冷却系配管、ポンプ等
との温度差を小さくするいわゆるウオーミングを行なう
必要がある。
そこで、上記従来の装置においては、まず原子炉停止時
冷却系を作動する前に、内側隔離弁６、外側隔離弁７、
吸込弁８および熱交換器ブロー弁２３を開けるとともに
、吸込弁２５を閉じ、原子炉内の炉水を炉圧および水頭
差によって少量づつ上記内側隔離弁６等を経て残留熱除
去系ポンプ９および熱交換器１３に供給し、さらに熱交
換器ブロー弁２３を経てサプレッションチャンバ２４内
に排出することによって、上記系統の熱交換器１３まで
のウオーミングを行ない、また注入ラインチェツキ弁バ
イパス弁２１を開けて炉水を冷却水注入弁１５および熱
交換器出目弁１４並びに熱交換器ブロー弁２３を経てサ
プレッションチャンバ２４へと流通させることによって
、当該系統内のウオーミングを行な°つている。
冷却系を作動する前に、内側隔離弁６、外側隔離弁７、
吸込弁８および熱交換器ブロー弁２３を開けるとともに
、吸込弁２５を閉じ、原子炉内の炉水を炉圧および水頭
差によって少量づつ上記内側隔離弁６等を経て残留熱除
去系ポンプ９および熱交換器１３に供給し、さらに熱交
換器ブロー弁２３を経てサプレッションチャンバ２４内
に排出することによって、上記系統の熱交換器１３まで
のウオーミングを行ない、また注入ラインチェツキ弁バ
イパス弁２１を開けて炉水を冷却水注入弁１５および熱
交換器出目弁１４並びに熱交換器ブロー弁２３を経てサ
プレッションチャンバ２４へと流通させることによって
、当該系統内のウオーミングを行な°つている。
一方、原子炉停止時冷却系の運転後の系統内に残った炉
水ば、ポンプの吸込ラインに設けられた補給水弁２６を
開けて、その補給水によって残留熱除去系ポンプ９、熱
交換器１３を経てブロー弁２３からサプレッションチャ
ンバ２４に放出している。
水ば、ポンプの吸込ラインに設けられた補給水弁２６を
開けて、その補給水によって残留熱除去系ポンプ９、熱
交換器１３を経てブロー弁２３からサプレッションチャ
ンバ２４に放出している。
このように、従来装置においては原子炉停止時冷却系の
ウオーミング時および運転後においては高放射能濃度の
炉水を直接サプレッションチャンバにブローしている。
ウオーミング時および運転後においては高放射能濃度の
炉水を直接サプレッションチャンバにブローしている。
しかるに、原子炉の炉水は蒸気として取出すかまたは原
子炉水浄化系を通して放出する場合は、比較的クラッド
も少なく放射能も少ないが、炉水を直接放出することは
クラッドも多く高濃度の放射能を含んでいるため、サプ
レッションチャンバ内ひいては原子炉建屋内の放射線量
が増大する等の危険性がある。
子炉水浄化系を通して放出する場合は、比較的クラッド
も少なく放射能も少ないが、炉水を直接放出することは
クラッドも多く高濃度の放射能を含んでいるため、サプ
レッションチャンバ内ひいては原子炉建屋内の放射線量
が増大する等の危険性がある。
本発明はこのような点に鑑み、ウオーミング用の炉水を
サプレッションチャンバ内に放出する必要がなく建屋内
等における放射線量の増加を防止し得るようにした、原
子炉停止時冷却装置を提供することを目的とする。
サプレッションチャンバ内に放出する必要がなく建屋内
等における放射線量の増加を防止し得るようにした、原
子炉停止時冷却装置を提供することを目的とする。
以下、第２図を参照して本発明の一実施例について説明
する。
する。
第２図においては、符号３１は残留熱除去系ポンプ９の
吐出側であって出口チェツキ弁１０に近接した位置から
分岐された分岐導管であって、その分岐導管３１の端部
はシールレグポンプ２８の吸入側に接続されており、そ
の分岐導管３１には第２のシールレグポンプ吸込弁３２
が設けられている。
吐出側であって出口チェツキ弁１０に近接した位置から
分岐された分岐導管であって、その分岐導管３１の端部
はシールレグポンプ２８の吸入側に接続されており、そ
の分岐導管３１には第２のシールレグポンプ吸込弁３２
が設けられている。
一方、外側隔離弁７に近接してその下流側にば、補給水
ライン３３が連接され、その補給水ライン３３に補給水
弁３４が設けられている。
ライン３３が連接され、その補給水ライン３３に補給水
弁３４が設けられている。
その他の点は第１図のものと全く同一であるので、同一
部分には同一符号を付しその説明は省略する。
部分には同一符号を付しその説明は省略する。
しかして、原子炉停止時冷却系の運転に先立ってそのウ
オーミングを行なう場合には、内側隔離弁６、外側隔離
弁Ｉ、吸込弁８、第２のシールレグポンプ吸込弁３２、
冷却水注入弁１５を開き、吸込弁２５およびシールレグ
ポンプ吸込弁２７を閉じる。
オーミングを行なう場合には、内側隔離弁６、外側隔離
弁Ｉ、吸込弁８、第２のシールレグポンプ吸込弁３２、
冷却水注入弁１５を開き、吸込弁２５およびシールレグ
ポンプ吸込弁２７を閉じる。
したがって、原子炉１を出た炉水ば、内外周隔離弁６，
７、および吸込弁８を通って残留熱除去系ポンプ９に到
り、ここからシールレグポンプ２８の第２の吸込弁３２
を経てシールレグポンプ２８に到る。
７、および吸込弁８を通って残留熱除去系ポンプ９に到
り、ここからシールレグポンプ２８の第２の吸込弁３２
を経てシールレグポンプ２８に到る。
ここで上記炉水は加圧され再び残留熱除去系にもどり、
残留熱除去系ポンプ出目弁１１、熱交換器人口弁１２、
熱交換器１３、および熱交換器出目弁１４を通り、さら
に冷却水注入弁１５および注入ラインチェツキ弁１６を
経て原子炉１内に再び注入される。
残留熱除去系ポンプ出目弁１１、熱交換器人口弁１２、
熱交換器１３、および熱交換器出目弁１４を通り、さら
に冷却水注入弁１５および注入ラインチェツキ弁１６を
経て原子炉１内に再び注入される。
このようにして高温の炉水がシールレグポンプ２８の作
動によって徐々に残留熱除去系を循環せしめられ、この
間に上記系内のウオーミングが行なわれる。
動によって徐々に残留熱除去系を循環せしめられ、この
間に上記系内のウオーミングが行なわれる。
なおこの場合□−ルレグポンプ２８の容量は比較的小さ
いためウオーミングの速度調整は十分可能である。
いためウオーミングの速度調整は十分可能である。
一方、原子炉停止時冷却系の動作停止後の配管内の炉水
ば、外側隔離弁１を閉じた後、その下流の近くに設けた
補給水ライン３３の補給水弁３４を開けて、原子炉停止
時冷却系を加圧する。
ば、外側隔離弁１を閉じた後、その下流の近くに設けた
補給水ライン３３の補給水弁３４を開けて、原子炉停止
時冷却系を加圧する。
すなわち、上記補給水弁３４から流入した補給水は吸込
弁８、残留熱除去系ポンプ９を通り、シールレグポンプ
２８により加圧され、残留熱除去系ポンプ９の出口チェ
ツキ弁１０の下流に戻り、さらにウオーミング時と同様
に熱交換器１３等を経て冷却水注入弁１５を通り原子炉
１内に再注入され、上記系統内における炉水は完全に炉
内に戻される。
弁８、残留熱除去系ポンプ９を通り、シールレグポンプ
２８により加圧され、残留熱除去系ポンプ９の出口チェ
ツキ弁１０の下流に戻り、さらにウオーミング時と同様
に熱交換器１３等を経て冷却水注入弁１５を通り原子炉
１内に再注入され、上記系統内における炉水は完全に炉
内に戻される。
なお、原子炉の停止時における炉圧は大気圧であるため
、補給水系の圧力をレグポンプで加圧するだけで、炉内
への注入は十分であり、またこのフラッシングにより、
炉水以上の補給水が同時に炉内に注入されることになる
が、この余分な水は原子炉水浄化系（図示せず）を通し
た後に、主に主復水器に放出される。
、補給水系の圧力をレグポンプで加圧するだけで、炉内
への注入は十分であり、またこのフラッシングにより、
炉水以上の補給水が同時に炉内に注入されることになる
が、この余分な水は原子炉水浄化系（図示せず）を通し
た後に、主に主復水器に放出される。
ところで上記原子炉水浄化系はプラント停止中も連続運
転しており、炉内注入水の処理のための特別な操作は必
要でない。
転しており、炉内注入水の処理のための特別な操作は必
要でない。
本発明は上述のように構成したので、原子炉停止時冷却
系のウオーミング時等において高放射能濃度の炉水を直
接サプレッションチャンバに放出せず、炉内に再び戻す
ことができ、ウオーミングを一度に行なうことができ、
しかもサプレッションチャンバ内の放射能濃度を低（保
つことができる。
系のウオーミング時等において高放射能濃度の炉水を直
接サプレッションチャンバに放出せず、炉内に再び戻す
ことができ、ウオーミングを一度に行なうことができ、
しかもサプレッションチャンバ内の放射能濃度を低（保
つことができる。
したがって、上記サプレッションチャンバ内の水を使用
する非常用炉心冷却系の各機器配管内等の放射線をも低
くすることができ、放射線事故の発生を防止することが
できる。
する非常用炉心冷却系の各機器配管内等の放射線をも低
くすることができ、放射線事故の発生を防止することが
できる。
また、サプレッションチャンバに排出された水は、廃液
処理系に送られ処理された後、復水貯蔵タンクに貯めら
れていたが、本発明によれば炉水をサプレッションチャ
ンバ内に排出しないので、廃液処理を行なう必要がなく
、廃液処理系の運用を楽にすることができる等の効果を
奏する。
処理系に送られ処理された後、復水貯蔵タンクに貯めら
れていたが、本発明によれば炉水をサプレッションチャ
ンバ内に排出しないので、廃液処理を行なう必要がなく
、廃液処理系の運用を楽にすることができる等の効果を
奏する。
第１図は従来の原子炉停止時冷却装置の系統図、第２図
は本発明の原子炉停止時冷却装置の系統図である。 １・・・原子炉、９・・・残留熱除去系ポンプ、１０・
・・出口チェツキ弁、１３・・・熱交換器、１５・・・
冷却水注入弁、２４・・・サプレッションチャンバ、２
８・・・シールレグポンプ、３１・・・分岐導管、３２
・・・第２のシールレグポンプ吸込弁。
は本発明の原子炉停止時冷却装置の系統図である。 １・・・原子炉、９・・・残留熱除去系ポンプ、１０・
・・出口チェツキ弁、１３・・・熱交換器、１５・・・
冷却水注入弁、２４・・・サプレッションチャンバ、２
８・・・シールレグポンプ、３１・・・分岐導管、３２
・・・第２のシールレグポンプ吸込弁。
Claims (1)
- １ 原子炉停止時に、残留熱除去系ポンプによって原子
炉内の冷却材を汲み出し、熱交換器によって冷却した後
原子炉内に供給するようにした原子炉停止時冷却装置に
おいて、上記残留熱除去系ポンプとその出口チェツキ弁
に対して並列に接続されたシールレグポンプの吸込側に
、上記出口チェツキ弁の上流側でその出口チェツキ弁に
近接した位置から分岐されかつその途中に吸込弁を有す
る分岐導管を接続したことを特徴とする、原子炉停止時
冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP53154532A JPS5827476B2 (ja) | 1978-12-14 | 1978-12-14 | 原子炉停止時冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP53154532A JPS5827476B2 (ja) | 1978-12-14 | 1978-12-14 | 原子炉停止時冷却装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5580097A JPS5580097A (en) | 1980-06-16 |
| JPS5827476B2 true JPS5827476B2 (ja) | 1983-06-09 |
Family
ID=15586309
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP53154532A Expired JPS5827476B2 (ja) | 1978-12-14 | 1978-12-14 | 原子炉停止時冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5827476B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4566982B2 (ja) * | 2006-12-28 | 2010-10-20 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント及びその補給水設備 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4322790Y1 (ja) * | 1966-08-03 | 1968-09-25 |
-
1978
- 1978-12-14 JP JP53154532A patent/JPS5827476B2/ja not_active Expired
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4322790Y1 (ja) * | 1966-08-03 | 1968-09-25 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5580097A (en) | 1980-06-16 |
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