JPS5861498A - 原子炉非常用炉心冷却装置 - Google Patents
原子炉非常用炉心冷却装置Info
- Publication number
- JPS5861498A JPS5861498A JP56160083A JP16008381A JPS5861498A JP S5861498 A JPS5861498 A JP S5861498A JP 56160083 A JP56160083 A JP 56160083A JP 16008381 A JP16008381 A JP 16008381A JP S5861498 A JPS5861498 A JP S5861498A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- water level
- cooling
- coolant
- containment vessel
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- 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
- Details Of Measuring And Other Instruments (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本１１明は原子炉の非常用炉心冷却１Ｍ値（二係り。
４１１仁原子炉格納容器内の配管＆Ｌ断による原子炉冷
却材喪失事故特に、炉心の冷却を行なうと崗特に原子炉
格納容器内に設置された原子炉水位針の冷却な亭＃、後
龜ち１行ない、その健全性を確保する機能を併せ持つ原
子炉非常用炉心冷２１！ｌ装置１４二関する。
却材喪失事故特に、炉心の冷却を行なうと崗特に原子炉
格納容器内に設置された原子炉水位針の冷却な亭＃、後
龜ち１行ない、その健全性を確保する機能を併せ持つ原
子炉非常用炉心冷２１！ｌ装置１４二関する。
従来の原子炉非常用炉心冷却装置は、原子炉格納容器内
の大口径液相配管破断事故後、事故信号を検知し、［ち
に炉心冷却装置を起動して炉心水位Ｖ回復することだけ
を行なうものであった。しかるに、想定される上記破断
配管としては、主蒸気配管のような気相配管も考えられ
、この気相配管破断を考えた場合、高エンタルピーの蒸
気が原子炉格納容器内に流出し、原子炉格納容器内雰囲
気温度と圧力とを上昇させる。このような状況において
は、最悪の場合、蒸気の停滞により原子炉格納容器内に
ホットスポットと呼ばれる高温点を生ずる可能性がある
。一方、原子炉格納容器内≦二は、原子炉水位を針側す
るため、原子炉水位針が設置されている。この原子炉水
位針は原子炉圧力容器の上部の蒸気相側と、下部の液相
側からそれぞれ１本ずつの計測用配管をとり出し、蒸気
相側から取出した配管には凝縮槽を設け、その下部に基
準水柱【形成している。そして基準水柱の下端と液相側
からの計測用配管の先端とｖ差圧式レベル計に接続し工
いる。原子炉水位計は、これまで、配管破断事故後（二
おいても、原子炉非常用炉心冷却系による補給水を受け
るので、炉心が再冠水し、さらに格納容器スプレィ（二
よって原子炉格納！Ｉｌｌ雰囲気の温度と圧力か低下す
るため、正確な水位計測が保証されると考えられてきた
。
の大口径液相配管破断事故後、事故信号を検知し、［ち
に炉心冷却装置を起動して炉心水位Ｖ回復することだけ
を行なうものであった。しかるに、想定される上記破断
配管としては、主蒸気配管のような気相配管も考えられ
、この気相配管破断を考えた場合、高エンタルピーの蒸
気が原子炉格納容器内に流出し、原子炉格納容器内雰囲
気温度と圧力とを上昇させる。このような状況において
は、最悪の場合、蒸気の停滞により原子炉格納容器内に
ホットスポットと呼ばれる高温点を生ずる可能性がある
。一方、原子炉格納容器内≦二は、原子炉水位を針側す
るため、原子炉水位針が設置されている。この原子炉水
位針は原子炉圧力容器の上部の蒸気相側と、下部の液相
側からそれぞれ１本ずつの計測用配管をとり出し、蒸気
相側から取出した配管には凝縮槽を設け、その下部に基
準水柱【形成している。そして基準水柱の下端と液相側
からの計測用配管の先端とｖ差圧式レベル計に接続し工
いる。原子炉水位計は、これまで、配管破断事故後（二
おいても、原子炉非常用炉心冷却系による補給水を受け
るので、炉心が再冠水し、さらに格納容器スプレィ（二
よって原子炉格納！Ｉｌｌ雰囲気の温度と圧力か低下す
るため、正確な水位計測が保証されると考えられてきた
。
しかしながら、原子炉格納容器内の気相配管砿断亭故峙
のような状況下では、原子炉水位のｉＩ保がたとえ可能
であっても、原子炉格納容器内のホットスポットでは、
原子炉水位計の基準水柱の温度が上昇し、同時に原子炉
圧力の減少が進んでいるため、原子炉水位計の指示に［
１を庄する’ｉｉＪ簡性がある。また格納容器スプレィ
の作動が遅れた場合（二も、原子炉格納８器雰囲気温度
が上昇し、息子炉水位計の指示に誤差を生ずる場合が考
えられる。
のような状況下では、原子炉水位のｉＩ保がたとえ可能
であっても、原子炉格納容器内のホットスポットでは、
原子炉水位計の基準水柱の温度が上昇し、同時に原子炉
圧力の減少が進んでいるため、原子炉水位計の指示に［
１を庄する’ｉｉＪ簡性がある。また格納容器スプレィ
の作動が遅れた場合（二も、原子炉格納８器雰囲気温度
が上昇し、息子炉水位計の指示に誤差を生ずる場合が考
えられる。
本発明は原子炉冷却材喪失事故後の原子炉水位計の誤差
を防止することが可能な原子炉非常用炉心冷却系ｍを提
供することを目的とする。
を防止することが可能な原子炉非常用炉心冷却系ｍを提
供することを目的とする。
本発明においては、原子炉冷却材喪失事故特に原子炉圧
力容器内の炉心部へ、二次糸冷却ループによって島交換
され流入温度が未飽和状態にある冷却材を注入配管とリ
ングヘッダを介して散布し、原子炉格納容器内６：設置
された原子炉水位計凝縮槽に前記冷却材を前記注入配管
から分岐したスプレィヘッダ付分岐ラインを介して散布
し、また前記注入配管から冷却用チューブを分岐して原
子炉水位計基準水柱に巻付け、この冷却用チューブに前
記冷却材を流すようにして、原子炉水位針を効果的に冷
却し、事故時の原子炉水位針の誤差を防止する。
力容器内の炉心部へ、二次糸冷却ループによって島交換
され流入温度が未飽和状態にある冷却材を注入配管とリ
ングヘッダを介して散布し、原子炉格納容器内６：設置
された原子炉水位計凝縮槽に前記冷却材を前記注入配管
から分岐したスプレィヘッダ付分岐ラインを介して散布
し、また前記注入配管から冷却用チューブを分岐して原
子炉水位計基準水柱に巻付け、この冷却用チューブに前
記冷却材を流すようにして、原子炉水位針を効果的に冷
却し、事故時の原子炉水位針の誤差を防止する。
以下、本発明の一実施例について、第１１におよび第２
囮を＃照して説明する。
囮を＃照して説明する。
原子炉格納容器（１）の内部のペデスタル（２）上Ｃ二
原子炉圧力ｓ＠（３１が設置され、この原子炉圧力！Ｉ
ＩＩ！（３）内には炉心（４）か設置され、冷却材（５
）は再循環ポンプ＋６） ｉ：よ９再循環配管（７）を
逸して循環している。
原子炉圧力ｓ＠（３１が設置され、この原子炉圧力！Ｉ
ＩＩ！（３）内には炉心（４）か設置され、冷却材（５
）は再循環ポンプ＋６） ｉ：よ９再循環配管（７）を
逸して循環している。
原子炉圧力容器（３）の上部の蒸気相側（８）と下部の
液相側（９）からそれぞれ１本ずつの計測用配管０（ｌ
ｕｌＭをとり出し、星気相側計測用配管０１ ｉ：は凌
縮檜輪を設け、その下部に基準水柱αＪを形成している
・そして基準水柱ａ３の下端と、液相側計測用配管Ｉの
先端とｋＭ子炉格納容器（１）の外部に出して差圧式レ
ベル計０４に接続している。この計測用配管−１αυ、
凝縮槽ａ３、基準水柱Ｑ３、差圧式レベル計Ｑ４をまと
めて原子炉水位計ａＳと呼ぶ、この差圧式レベル計ａ番
は次に述べるような構造になっている。Ｍ子炉圧力容器
（３）の水位変化は液相側の計測用配管ｑυの取出点よ
り上の冷却材の重量置化となり、液相側の計測用配管叡
υを通じて水位計ａＳに加わる圧力が変化するので、こ
の圧力変化を差圧式レベル計Ｑ４）（二よって原子炉圧
力容器内水位として指示するよう（二したものである。
液相側（９）からそれぞれ１本ずつの計測用配管０（ｌ
ｕｌＭをとり出し、星気相側計測用配管０１ ｉ：は凌
縮檜輪を設け、その下部に基準水柱αＪを形成している
・そして基準水柱ａ３の下端と、液相側計測用配管Ｉの
先端とｋＭ子炉格納容器（１）の外部に出して差圧式レ
ベル計０４に接続している。この計測用配管−１αυ、
凝縮槽ａ３、基準水柱Ｑ３、差圧式レベル計Ｑ４をまと
めて原子炉水位計ａＳと呼ぶ、この差圧式レベル計ａ番
は次に述べるような構造になっている。Ｍ子炉圧力容器
（３）の水位変化は液相側の計測用配管ｑυの取出点よ
り上の冷却材の重量置化となり、液相側の計測用配管叡
υを通じて水位計ａＳに加わる圧力が変化するので、こ
の圧力変化を差圧式レベル計Ｑ４）（二よって原子炉圧
力容器内水位として指示するよう（二したものである。
原子炉非常用冷却系は。
原子炉格納容器（１）下部の圧力抑制プール−を水―と
し、二次ｉＩ＆冷却ループｎによって島交換器舖を介し
て冷却された後の流入温度が未飽和状態Ｃ二ある冷却水
を用い、非常用炉心冷却ポンプ翰、注入配管（７）、リ
ングヘッダ（２）を経て炉心（蜀へスプレィ水の注入を
行な−う、注入配管（ト）の途中・がら、スプレィヘッ
ダ（至）付分岐うインｃ！３Ｗ分岐し、凝縮槽ａ２に前
記冷却材を散布する。また注入配管−の途中から冷却用
チューブ（至）を分敲して原子炉水位計基準水柱０のま
わりにらせん状に巻付け、この冷却用チェーブーにも前
記冷却材を流す、１＃、第１因の（ト）は配管の破断口
であり、炉心（４）ヘスプレイされた冷却材および原子
炉圧力容器（３）内に最初からあった冷却材（５）で破
断口（至）から流出した冷却材。
し、二次ｉＩ＆冷却ループｎによって島交換器舖を介し
て冷却された後の流入温度が未飽和状態Ｃ二ある冷却水
を用い、非常用炉心冷却ポンプ翰、注入配管（７）、リ
ングヘッダ（２）を経て炉心（蜀へスプレィ水の注入を
行な−う、注入配管（ト）の途中・がら、スプレィヘッ
ダ（至）付分岐うインｃ！３Ｗ分岐し、凝縮槽ａ２に前
記冷却材を散布する。また注入配管−の途中から冷却用
チューブ（至）を分敲して原子炉水位計基準水柱０のま
わりにらせん状に巻付け、この冷却用チェーブーにも前
記冷却材を流す、１＃、第１因の（ト）は配管の破断口
であり、炉心（４）ヘスプレイされた冷却材および原子
炉圧力容器（３）内に最初からあった冷却材（５）で破
断口（至）から流出した冷却材。
凝縮槽αりに散布された冷却材、基準水柱０を冷却して
冷却用チューブ（至）から出た冷却材はベント管＠を通
り圧力抑制プール顧へ戻るようにする。
冷却用チューブ（至）から出た冷却材はベント管＠を通
り圧力抑制プール顧へ戻るようにする。
次に作用について説明する。
原子炉冷却材喪失事故後には、事故信号を検知して原子
炉非常用炉心冷却装置が直ちに自動起動し、さらに原子
炉が再冠水した後には、炉心水位確保のために、少なく
とも１台の原子炉非常用炉心冷却ポンプＱ！１’ｉ’ｆ
ｉＬ、格納容器スプレィ糸（１１示セず）に切替えるこ
とになっている。ｌ＠３図の実線のａｍは大口径の液相
配管破断時における、原子炉格納容器（１１内の雰囲気
の◆故後経過時間に對する温度変化！示す。この実線の
曲線は高温といっても１２０℃程度で問題はない、しか
しながら、流出した高温高圧の冷却材の停滞状態によっ
ては、高温のホラトス・ポットの発生も考えられ。
炉非常用炉心冷却装置が直ちに自動起動し、さらに原子
炉が再冠水した後には、炉心水位確保のために、少なく
とも１台の原子炉非常用炉心冷却ポンプＱ！１’ｉ’ｆ
ｉＬ、格納容器スプレィ糸（１１示セず）に切替えるこ
とになっている。ｌ＠３図の実線のａｍは大口径の液相
配管破断時における、原子炉格納容器（１１内の雰囲気
の◆故後経過時間に對する温度変化！示す。この実線の
曲線は高温といっても１２０℃程度で問題はない、しか
しながら、流出した高温高圧の冷却材の停滞状態によっ
ては、高温のホラトス・ポットの発生も考えられ。
最悪の場合には、原子炉水位計基準水柱０の温度が上昇
するため、原子炉水位針の指示に＃Ｉ４差を生ずる可能
性がある。また第３図の一定鎖線の曲線で示すように、
格納容器スプレィの作動が遅れた場合にも同様の現象が
起ると考えられる。ここにおいて本実施例は、二次糸の
冷却ループ鰭によって冷却された冷却材を原子炉水位計
ａ９の凝縮槽ａ−へ散布し、かつ、基準水柱ａ３に巻付
けた冷却用チューブ（２）に流すことによって、凝縮検
収りと基準水柱（１３とを冷却するので、原子炉水位計
ａＳの冷却が十分に一行なうことができ、凝縮検収′Ｊ
および基準水柱ａ３の付近の温度は第３図破線で示す一
線のように急速に低下し、基準水柱０の温度上昇は防止
され、ＩＩ原子炉水位計ハ）の健全性を保持することが
できる。
するため、原子炉水位針の指示に＃Ｉ４差を生ずる可能
性がある。また第３図の一定鎖線の曲線で示すように、
格納容器スプレィの作動が遅れた場合にも同様の現象が
起ると考えられる。ここにおいて本実施例は、二次糸の
冷却ループ鰭によって冷却された冷却材を原子炉水位計
ａ９の凝縮槽ａ−へ散布し、かつ、基準水柱ａ３に巻付
けた冷却用チューブ（２）に流すことによって、凝縮検
収りと基準水柱（１３とを冷却するので、原子炉水位計
ａＳの冷却が十分に一行なうことができ、凝縮検収′Ｊ
および基準水柱ａ３の付近の温度は第３図破線で示す一
線のように急速に低下し、基準水柱０の温度上昇は防止
され、ＩＩ原子炉水位計ハ）の健全性を保持することが
できる。
岡１本発明は上記し、かつ回向に示した実施例のみに限
定されるものではなく、その要旨を度更しない範四で、
種々旋形して実施できることｎ勿論である。
定されるものではなく、その要旨を度更しない範四で、
種々旋形して実施できることｎ勿論である。
以上晩明したように、本発明によれば、原子炉冷却材喪
失事故師に原子炉水位計を効果杓に冷却するようにした
ので、事故時の原子炉水位計の健全性を保持することが
できる原子炉非常用炉心冷却装置が得られる。
失事故師に原子炉水位計を効果杓に冷却するようにした
ので、事故時の原子炉水位計の健全性を保持することが
できる原子炉非常用炉心冷却装置が得られる。
第１図は本発明の原子炉非常用炉心冷却装置の一実施例
を示す縦断面図、第２図は第１図の要部な拡大して示す
縦断面図、第３図は事故後の原子炉格納容器内９間部の
温度変化を示す曲線因である。 ｌ・・・原子炉格納容器 ３・・・原子炉圧力容器４・
・・炉 心 １２・・・凝縮槽１３・・・基準
水柱 １４・・・差圧式レベル計１５・・・原子
炉水位計 １７・・・二次糸冷却ループ１８・・・熱
交換器 ２０・・・注入配管２１・・・リングヘ
ッダ ２２・・・スプレィヘッダ２３・・・分肢ラ
イン ２４川冷却用チューブ代理人 弁理士 井
上 −男 第 １ 図 第 ２ 図
を示す縦断面図、第２図は第１図の要部な拡大して示す
縦断面図、第３図は事故後の原子炉格納容器内９間部の
温度変化を示す曲線因である。 ｌ・・・原子炉格納容器 ３・・・原子炉圧力容器４・
・・炉 心 １２・・・凝縮槽１３・・・基準
水柱 １４・・・差圧式レベル計１５・・・原子
炉水位計 １７・・・二次糸冷却ループ１８・・・熱
交換器 ２０・・・注入配管２１・・・リングヘ
ッダ ２２・・・スプレィヘッダ２３・・・分肢ラ
イン ２４川冷却用チューブ代理人 弁理士 井
上 −男 第 １ 図 第 ２ 図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 （１１原子炉冷却材喪失事故師艦二原子炉圧力谷器内の
炉心部へ、二次糸冷却ループ４二よって熱交換され流入
亀度が未飽和状態にある冷却＃４′に注入配管とリング
ヘッダを介して散布し、原子炉格納容器内に設置された
厘子炉水位針凝縮檀に―記冷却材ｖ１！ｌ紀注入配管か
ら分岐したスプレィヘッダ付分岐ラインを介して散布し
、また前記注入配管から冷却用チューブを分岐して原子
炉水位計基準水柱に巻付け、この冷却用デネーブに前記
冷却材を流すようにしたことを特徴とする原子炉非常用
炉心冷却ｍｌ。 （２）原子炉水位計基準水柱に巻付ける冷却用チューブ
はらせん状とし、下端は原子炉格納容器内（：解放した
ことを特徴とする特許請求の範―第１項記載の原子炉非
常用炉心冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56160083A JPS5861498A (ja) | 1981-10-09 | 1981-10-09 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56160083A JPS5861498A (ja) | 1981-10-09 | 1981-10-09 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5861498A true JPS5861498A (ja) | 1983-04-12 |
Family
ID=15707492
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56160083A Pending JPS5861498A (ja) | 1981-10-09 | 1981-10-09 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5861498A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61243397A (ja) * | 1985-04-19 | 1986-10-29 | 株式会社日立製作所 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
| JP2010236878A (ja) * | 2009-03-30 | 2010-10-21 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉 |
-
1981
- 1981-10-09 JP JP56160083A patent/JPS5861498A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61243397A (ja) * | 1985-04-19 | 1986-10-29 | 株式会社日立製作所 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
| JPH055318B2 (ja) * | 1985-04-19 | 1993-01-22 | Hitachi Seisakusho Kk | |
| JP2010236878A (ja) * | 2009-03-30 | 2010-10-21 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉 |
| US20100290576A1 (en) * | 2009-03-30 | 2010-11-18 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Boiling water reactor |
| EP2237283B1 (en) * | 2009-03-30 | 2012-12-26 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Boiling water reactor |
| US8744034B2 (en) | 2009-03-30 | 2014-06-03 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Boiling water reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP3194818B2 (ja) | 加圧水型原子炉及び蒸気発生器の伝熱管の漏れの軽減方法 | |
| JP3230923B2 (ja) | 原子炉水位測定装置 | |
| US4643871A (en) | Emergency cooling device for a pressurized water reactor core | |
| US4692297A (en) | Control of nuclear reactor power plant on occurrence of rupture in coolant tubes | |
| JPS5861498A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| US4414177A (en) | Liquid level, void fraction, and superheated steam sensor for nuclear reactor cores | |
| US3937255A (en) | Safety equipment for installations under pressure | |
| US4405559A (en) | Coolant monitoring apparatus for nuclear reactors | |
| US4172011A (en) | Liquid metal cooled nuclear reactor constructions | |
| JPS60100091A (ja) | 原子炉用水位計 | |
| Anderson et al. | Instrument accuracy in reactor vessel inventory tracking systems | |
| JPS6018037B2 (ja) | 高速増殖炉の炉内配管破損検出装置 | |
| US4617168A (en) | Apparatus and method for reactor monitoring | |
| JPS5921519B2 (ja) | 再循環ポンプ緊急駆動機構 | |
| JPS5887497A (ja) | 原子炉の水位検知装置 | |
| JPS6157893A (ja) | 原子炉用水位計 | |
| JPS60259994A (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
| JPS60263894A (ja) | 水位計 | |
| JPS63309893A (ja) | 加圧水型原子炉 | |
| JPH0121280Y2 (ja) | ||
| Carzaniga et al. | An investigation on the blowdown of a tank filled with saturated steam-water | |
| JPS59164917A (ja) | 差圧式水位測定装置 | |
| JPS59150456A (ja) | 沸騰冷却半導体変換装置 | |
| Iloeje | Effects of parallel channel interactions, steam flow, liquid subcool and channel heat addition on nuclear reactor reflood transients | |
| JPS60235092A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 |