JPS585000B2 - 原子力プラントの冷却系 - Google Patents
原子力プラントの冷却系Info
- Publication number
- JPS585000B2 JPS585000B2 JP52149724A JP14972477A JPS585000B2 JP S585000 B2 JPS585000 B2 JP S585000B2 JP 52149724 A JP52149724 A JP 52149724A JP 14972477 A JP14972477 A JP 14972477A JP S585000 B2 JPS585000 B2 JP S585000B2
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- JP
- Japan
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- cooling system
- coolant
- reactor
- core
- auxiliary
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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
- 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)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉の冷却系に関する。
原子炉には、核反応熱を発生する炉心を流通し、これを
冷却すると共に該反応熱を原子炉外に搬出するための冷
却材が循環する一次冷却材循環系と、一次冷却材循環系
と熱交換関係にあって発電機駆動用タービンを駆動する
ための蒸気が発生されかつ循環する蒸気−水系とが設け
られている。
冷却すると共に該反応熱を原子炉外に搬出するための冷
却材が循環する一次冷却材循環系と、一次冷却材循環系
と熱交換関係にあって発電機駆動用タービンを駆動する
ための蒸気が発生されかつ循環する蒸気−水系とが設け
られている。
又、原子炉の種類、性質等によって、例えば高速増殖炉
等には前記−次冷却材循環系と蒸気−水系（以下簡単の
ため「蒸気系」という。
等には前記−次冷却材循環系と蒸気−水系（以下簡単の
ため「蒸気系」という。
）との間に、これらと夫々熱交換関係にあって、一次冷
却材循環系の冷却材によって搬出された反応熱を、蒸気
系に伝えるために二次冷却材が循環する二次冷却材循環
系が設けられることもある。
却材循環系の冷却材によって搬出された反応熱を、蒸気
系に伝えるために二次冷却材が循環する二次冷却材循環
系が設けられることもある。
原子炉を含む原子カプラントは、厳しい安全性が要求さ
れており、原子炉やその関連付帯設備に何らかの故障が
発生すると、原子炉の炉心内に制御棒や安全棒を緊急に
挿入し、炉心内の核反応を停止する。
れており、原子炉やその関連付帯設備に何らかの故障が
発生すると、原子炉の炉心内に制御棒や安全棒を緊急に
挿入し、炉心内の核反応を停止する。
即ち炉心をスクラムする。
前述のように制御棒や安全棒を挿入すると、炉心内核反
応は急減し、後には定格出力の数％程度の熱を発生する
崩壊が残り、これは指数関数的に減衰していく。
応は急減し、後には定格出力の数％程度の熱を発生する
崩壊が残り、これは指数関数的に減衰していく。
即ち、炉は指数関数的に減少してい（崩壊熱を発生しつ
づける。
づける。
従って、炉心スクラム後の前記崩壊熱を炉心から除去し
、原子炉を安全に保つために、何らかの炉心冷却系を設
けることが要求される。
、原子炉を安全に保つために、何らかの炉心冷却系を設
けることが要求される。
しかもこの炉心冷却系は、原子炉の安全性を確保するた
め非常に重要であるため、例えば前述の一次冷却材循環
や二次冷却材循環系等と別個に運転しうろことが望まし
いが種々の制約条件により一次冷却材循環系を併用する
場合が多い。
め非常に重要であるため、例えば前述の一次冷却材循環
や二次冷却材循環系等と別個に運転しうろことが望まし
いが種々の制約条件により一次冷却材循環系を併用する
場合が多い。
前述を容易にするため前述の炉心冷却系を以後補助炉心
冷却系と称す。
冷却系と称す。
前述の安全性を確保するため、補助炉心冷却系にあって
はその可動部材例えば循環ポンプが停止しても、その最
少限の冷却性能を保持できるのが望ましい。
はその可動部材例えば循環ポンプが停止しても、その最
少限の冷却性能を保持できるのが望ましい。
一方、前述のように、原子炉炉心がスクラムされた場合
、炉心出力（核反応熱）は急激に減少するから、前記−
次冷却材循環系（以下「一次冷却系）という。
、炉心出力（核反応熱）は急激に減少するから、前記−
次冷却材循環系（以下「一次冷却系）という。
）の循環ポンプを停止しないと、一次冷却系の熱交換器
から原子炉入口までの配管（以下「コールドレグ」とい
う。
から原子炉入口までの配管（以下「コールドレグ」とい
う。
）内の低温の冷却材が、熱出力が急減した炉心内に大量
に流入して熱衝撃等の種々の不具合を、原子炉を含む一
次冷却系に及ぼす。
に流入して熱衝撃等の種々の不具合を、原子炉を含む一
次冷却系に及ぼす。
更に循環ポンプの駆動モータを停止するため、給電を断
っても、前記循環ポンプの慣性運転により前記冷却材流
量は漸減するので、前記不具合は完全に防止することは
できなかった。
っても、前記循環ポンプの慣性運転により前記冷却材流
量は漸減するので、前記不具合は完全に防止することは
できなかった。
本発明は、前記した現況に鑑みなされたもので。
信頼度の高い補助炉心冷却系を提供するものである。
以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明する。
本実施例は、一次冷却系と蒸気系との間に二次冷却材循
環系（以下「二次冷却系」という。
環系（以下「二次冷却系」という。
）を設げたもので、かつ一次冷却系に補助炉心冷却機能
の一部をもたせたものである。
の一部をもたせたものである。
第１図は、本実施例の全体を図式的に示したものである
。
。
第１図において一次冷却系１０は、炉心２を内包する原
子炉容器３、同原子炉容器３に対して相対的に高位置に
設置されると共に伝熱管４が示された二次冷却系２０と
熱交換関係を保持するための中間熱交換器５、原子炉容
器３の出口と中間熱交換器５とを連絡する配管（以下「
ホットレグ」という。
子炉容器３、同原子炉容器３に対して相対的に高位置に
設置されると共に伝熱管４が示された二次冷却系２０と
熱交換関係を保持するための中間熱交換器５、原子炉容
器３の出口と中間熱交換器５とを連絡する配管（以下「
ホットレグ」という。
）６、中間熱交換器５と原子炉容器３０入口とを連絡す
るコールドレグ７及びコールドレグ７の中間に設けられ
た循環ポンプ９より形成されている。
るコールドレグ７及びコールドレグ７の中間に設けられ
た循環ポンプ９より形成されている。
循環ポンプ９と原子炉容器３との間のコールドレグ７と
ホットレグ６とは、開閉弁１１を具えたバイパス管１２
にて連絡され、開閉弁１１はタイマを内蔵する制御装置
（図示しない）を具備する３二次冷却系２０は、前記し
た伝熱管４、図示しない蒸気系の給水を加熱するための
蒸気発生器１３、循環ポンプ１４及びこれらを連絡する
管からなっている。
ホットレグ６とは、開閉弁１１を具えたバイパス管１２
にて連絡され、開閉弁１１はタイマを内蔵する制御装置
（図示しない）を具備する３二次冷却系２０は、前記し
た伝熱管４、図示しない蒸気系の給水を加熱するための
蒸気発生器１３、循環ポンプ１４及びこれらを連絡する
管からなっている。
前記中間熱交換器５内に、二次冷却系２０の伝熱管４と
併設された補助伝熱管２１を含む補助冷却系３０は、空
気冷却器２２、循環ポンプ２３及び前記伝熱管２１に連
絡すると共に空気冷却器２２と循環ポンプ２３とを順次
連絡し循環系を形成する配管よりなっている。
併設された補助伝熱管２１を含む補助冷却系３０は、空
気冷却器２２、循環ポンプ２３及び前記伝熱管２１に連
絡すると共に空気冷却器２２と循環ポンプ２３とを順次
連絡し循環系を形成する配管よりなっている。
前記した構成を有する本実施例の作用を説明する。
正常運転中は、スクラム信号より派生するポンプトリッ
プ信号はＯＦＦであるから、第１図において開閉弁１１
は閉じられており、バイパス管１２は閉止されている。
プ信号はＯＦＦであるから、第１図において開閉弁１１
は閉じられており、バイパス管１２は閉止されている。
補助冷却系３０も運転を休止している。
循環ポンプ９は、図示しないモータによって正常に回転
され、一次冷却系１０を流れる一次冷却材は、炉心２を
冷却し、その反応熱を奪い中間熱交換器５において二次
冷却系２０の伝熱管４を流れる二次冷却材に授熱し、一
次冷却材自体は、低温になって原子炉容器３に戻り、運
転中このサイクルを繰返す。
され、一次冷却系１０を流れる一次冷却材は、炉心２を
冷却し、その反応熱を奪い中間熱交換器５において二次
冷却系２０の伝熱管４を流れる二次冷却材に授熱し、一
次冷却材自体は、低温になって原子炉容器３に戻り、運
転中このサイクルを繰返す。
今、例えば二次冷却系２０や図示しない蒸気系に破損等
の故障が発生すると、図示しない検知装置によって前記
故障を検知し、これによるスクラム指令信号によって図
示しない制御棒を炉心２に緊急挿入して炉心２をスクラ
ムすると同時に前記二次冷却系２０や蒸気系の運転も停
止する。
の故障が発生すると、図示しない検知装置によって前記
故障を検知し、これによるスクラム指令信号によって図
示しない制御棒を炉心２に緊急挿入して炉心２をスクラ
ムすると同時に前記二次冷却系２０や蒸気系の運転も停
止する。
又同時に前記スクラム指令信号より派生したトリップ信
号を受けて図示しない駆動モータへの給電を断ち、循環
ポンプ９を停止させる。
号を受けて図示しない駆動モータへの給電を断ち、循環
ポンプ９を停止させる。
同時に前記トリップ信号により開閉弁１１が開き、バイ
パス管１２は開通する。
パス管１２は開通する。
更に前記トリップ信号によって補助冷却系３０の循環ポ
ンプ２３及び空気冷却器２２を始動する。
ンプ２３及び空気冷却器２２を始動する。
補助冷却系３０の冷却開始は、前記炉心２のスクラムよ
り若干遅れるが、通常数十秒程度である。
り若干遅れるが、通常数十秒程度である。
補助冷却材は循環ポンプ２３によって、中間熱交換器５
内の補助伝熱管２１に送入され、中間熱交換器５内の一
次冷却材を冷却し、これによって昇温しだ補助冷却材は
、空気冷却器２２内に送られて、ここで冷却されて低温
となり、循環ポンプ２３に戻る。
内の補助伝熱管２１に送入され、中間熱交換器５内の一
次冷却材を冷却し、これによって昇温しだ補助冷却材は
、空気冷却器２２内に送られて、ここで冷却されて低温
となり、循環ポンプ２３に戻る。
原子炉容器３内の炉心２に発生する崩壊熱を除去する必
要のある間中、前述のサイクルを繰返す。
要のある間中、前述のサイクルを繰返す。
第２図は一次冷却系１０の各所の温度及び流量等の時間
経過に対する変化を示したものである。
経過に対する変化を示したものである。
時間軸（横軸）のＴＡ及びＴＢは、夫々前述の炉心２の
スクラム時刻及び補助冷却系３０の冷却運転の開始時刻
である。
スクラム時刻及び補助冷却系３０の冷却運転の開始時刻
である。
原子炉熱出力は、曲線Ｐに示すようにスクラム時ＴＡに
おいて急減し、その後は崩壊熱が指数関数的に減少して
い（。
おいて急減し、その後は崩壊熱が指数関数的に減少して
い（。
循環ポンプ９は駆動停止後慣性運転をし、その吐出冷却
材量は漸減するが、大部分は、開通したバイパス管１２
の流体抵抗が相対的に小さいため、これに流入する。
材量は漸減するが、大部分は、開通したバイパス管１２
の流体抵抗が相対的に小さいため、これに流入する。
従って原子炉容器３０入口流量は、曲線Ｑに示すどとく
、はｇ原子炉熱出力に対応して急減し、その後は後述の
自然循環力によつて所定の流量が保持される。
、はｇ原子炉熱出力に対応して急減し、その後は後述の
自然循環力によつて所定の流量が保持される。
原子炉容器３０入口温度は、曲線Ｔ１に示すようになだ
らかに変化し、出口温度は、前記入口流量の変化と原子
炉熱出力の変化とがはｇ見合っているので曲線Ｔ２に示
すように瞬刻ＴＢまではほとんど変化せず、時刻ＴＢ後
は、補助冷却系３０の冷却運転によって漸減する。
らかに変化し、出口温度は、前記入口流量の変化と原子
炉熱出力の変化とがはｇ見合っているので曲線Ｔ２に示
すように瞬刻ＴＢまではほとんど変化せず、時刻ＴＢ後
は、補助冷却系３０の冷却運転によって漸減する。
中間熱交換器５０入口温度及び出口温度は夫々曲線Ｔ３
．Ｔ４に示すごとく変化する。
．Ｔ４に示すごとく変化する。
一次冷却系１０の冷却材は、原子炉容器３の炉心２に発
生する崩壊熱によって加熱され、一方原子炉容器３に対
して相対的高位置に設置された中間熱交換器５において
補助冷却系３０によって冷却され、これによって冷却材
の密度に差が生じ、自然循環が発生して時刻ＴＢ後は、
この自然循環によって炉心２の崩壊熱は適切に除去され
る。
生する崩壊熱によって加熱され、一方原子炉容器３に対
して相対的高位置に設置された中間熱交換器５において
補助冷却系３０によって冷却され、これによって冷却材
の密度に差が生じ、自然循環が発生して時刻ＴＢ後は、
この自然循環によって炉心２の崩壊熱は適切に除去され
る。
バイパス管１２の開閉弁１１は、タイマを内蔵する制御
装置によってスクラム時刻ＴＡより所定時間経過後閉じ
る。
装置によってスクラム時刻ＴＡより所定時間経過後閉じ
る。
前記した本実施例によれば、循環ポンプの停止と同時に
開閉弁１１が開いてバイパス管１２が開通し、冷却材の
大部分は、バイパス管１２を流れて循環し、原子炉容器
３内の炉心２に流入する冷却材の量は、炉心２の熱出力
の変化に見合っているので、従来のように大量に流入す
ることもなく熱衝撃が効果的に防止される。
開閉弁１１が開いてバイパス管１２が開通し、冷却材の
大部分は、バイパス管１２を流れて循環し、原子炉容器
３内の炉心２に流入する冷却材の量は、炉心２の熱出力
の変化に見合っているので、従来のように大量に流入す
ることもなく熱衝撃が効果的に防止される。
更に原子炉容器３内の冷却材の温度も、中間熱交換器５
内の冷却材温度も共になだらかに変化し、所定の温度関
係が保持されるので、補助冷却系３０の始動開始後の自
然循環による崩壊熱除去運転に円滑、かつすみやかに移
行し、炉心２を溶融破損等の重大事故から適切に保護す
ることができる。
内の冷却材温度も共になだらかに変化し、所定の温度関
係が保持されるので、補助冷却系３０の始動開始後の自
然循環による崩壊熱除去運転に円滑、かつすみやかに移
行し、炉心２を溶融破損等の重大事故から適切に保護す
ることができる。
以上、実施例について説明したように、本発明は原子炉
容器と共に一次冷却材循環系を形成する熱交換器を同原
子炉容器に比して相対的高位置に設置し、前記熱交換器
内に補助熱交換部に併設し、同補助熱交換部を通る補助
冷却材循環系を設げ、前記−次冷却材循環系に前記原子
炉容器を迂回するバイパス流路を設け、同バイパス流路
を選択的に開閉する弁を設けてなる原子カプラントの冷
却系に係り、本発明によれば一次冷却材循環系の循環ポ
ンプを炉心スクラムと同時に停止し、かつ同時に弁を開
いてバイパス流路を開くので、循環ポンプの慣性運転に
よる吐出冷却材の大部分はバイパス流路を通って循環し
、原子炉容器への流入冷却材の量は、炉心熱出力にはｙ
見合い、原子炉容器を含む一次冷却材循環系は、従来の
ような熱衝撃から未然に保護される。
容器と共に一次冷却材循環系を形成する熱交換器を同原
子炉容器に比して相対的高位置に設置し、前記熱交換器
内に補助熱交換部に併設し、同補助熱交換部を通る補助
冷却材循環系を設げ、前記−次冷却材循環系に前記原子
炉容器を迂回するバイパス流路を設け、同バイパス流路
を選択的に開閉する弁を設けてなる原子カプラントの冷
却系に係り、本発明によれば一次冷却材循環系の循環ポ
ンプを炉心スクラムと同時に停止し、かつ同時に弁を開
いてバイパス流路を開くので、循環ポンプの慣性運転に
よる吐出冷却材の大部分はバイパス流路を通って循環し
、原子炉容器への流入冷却材の量は、炉心熱出力にはｙ
見合い、原子炉容器を含む一次冷却材循環系は、従来の
ような熱衝撃から未然に保護される。
しかも、原子炉容器内で冷却材は崩壊熱により加熱され
、原子炉容器に対して相対的高位置に設けられた熱交換
器内において補助冷却材循環系によって冷却されるので
、自然循環による冷却材流が生じ、原子炉容器内の炉心
を崩壊熱から適切に保護することができる。
、原子炉容器に対して相対的高位置に設けられた熱交換
器内において補助冷却材循環系によって冷却されるので
、自然循環による冷却材流が生じ、原子炉容器内の炉心
を崩壊熱から適切に保護することができる。
更に前述のバイパス流路の開通により、原子炉容器内の
冷却材温度、中間熱交換器の冷却材温度に急変がなく、
所定の関係が保持されるので、自然循環による冷却運転
に円滑、かつすみやかに移行しえ、過渡時における炉心
の溶損破損等を効果的に防止することができる。
冷却材温度、中間熱交換器の冷却材温度に急変がなく、
所定の関係が保持されるので、自然循環による冷却運転
に円滑、かつすみやかに移行しえ、過渡時における炉心
の溶損破損等を効果的に防止することができる。
第１図は本発明の一実施例を示す系統図、第２図は、前
記実施例の作用説明図である。 ２・・・・・・炉心、３・・・・・・原子炉容器、４・
・・・・・伝熱管、５・°“・・・中間熱交換器、６−
・・・・・ホットレグ、Ｔ・・・・・・コールドレグ、
９・・・・−・循環ポンプ、１０・・・・・・一次冷却
系、１１・・・・・・開閉弁、１２−・・−・・バイパ
ス管、１３・・・・・・蒸気発生器、１４・・・−・・
循環ポンプ、２０・・・・・・二次冷却系、２１・・・
−・・補助伝熱管、２２・・・・・・空気冷却器、２３
−・・・・・循環ポンプ、３０・・・・・・補助冷却系
。
記実施例の作用説明図である。 ２・・・・・・炉心、３・・・・・・原子炉容器、４・
・・・・・伝熱管、５・°“・・・中間熱交換器、６−
・・・・・ホットレグ、Ｔ・・・・・・コールドレグ、
９・・・・−・循環ポンプ、１０・・・・・・一次冷却
系、１１・・・・・・開閉弁、１２−・・−・・バイパ
ス管、１３・・・・・・蒸気発生器、１４・・・−・・
循環ポンプ、２０・・・・・・二次冷却系、２１・・・
−・・補助伝熱管、２２・・・・・・空気冷却器、２３
−・・・・・循環ポンプ、３０・・・・・・補助冷却系
。
Claims (1)
- １ 原子炉容器と共に一次冷却材循環系を形成する熱交
換器を同原子炉容器に比して相対的高位置に設置し、前
記熱交換器内に補助熱交換部を併設し、同補助熱交換部
を通る補助冷却材循環系を設け、前記−次冷却材循環系
に前記原子炉容器を迂回するバイパス流路を設け、同バ
イパス流路を選択的に開閉する弁を設けてなることを特
徴とする原子カプラントの冷却系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP52149724A JPS585000B2 (ja) | 1977-12-13 | 1977-12-13 | 原子力プラントの冷却系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP52149724A JPS585000B2 (ja) | 1977-12-13 | 1977-12-13 | 原子力プラントの冷却系 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5482595A JPS5482595A (en) | 1979-06-30 |
| JPS585000B2 true JPS585000B2 (ja) | 1983-01-28 |
Family
ID=15481418
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP52149724A Expired JPS585000B2 (ja) | 1977-12-13 | 1977-12-13 | 原子力プラントの冷却系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS585000B2 (ja) |
-
1977
- 1977-12-13 JP JP52149724A patent/JPS585000B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5482595A (en) | 1979-06-30 |
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