JPS587597A - 原子炉残留熱除去系 - Google Patents
原子炉残留熱除去系Info
- Publication number
- JPS587597A JPS587597A JP56105523A JP10552381A JPS587597A JP S587597 A JPS587597 A JP S587597A JP 56105523 A JP56105523 A JP 56105523A JP 10552381 A JP10552381 A JP 10552381A JP S587597 A JPS587597 A JP S587597A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- heat exchanger
- reactor
- pump
- pressure
- valve
- 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.)
- Granted
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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)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (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】
本発明は、残留熱除去系に係り、原子炉冷却材を冷却す
る運転に際して熱交換器部に加わる運転圧力を低減させ
ることのできる残留熱除去系に関する。
る運転に際して熱交換器部に加わる運転圧力を低減させ
ることのできる残留熱除去系に関する。
第１図に従来の沸騰水型原子炉の残留熱除去系の構成を
示す。
示す。
残留熱除去系（以下ＲＨＲ，系と略す）は、原子炉１、
吸込配管３、ポンプ４、吐出配管５、熱交換器６、熱交
入口弁７、熱交、出口弁８、注入弁９より構成される。
吸込配管３、ポンプ４、吐出配管５、熱交換器６、熱交
入口弁７、熱交、出口弁８、注入弁９より構成される。
熱交入口弁７および８は仕切弁で娶り、注入弁９は玉形
弁である。原子炉１は、高温高圧容器であり、約９０
Ｋ９／ｃＰｎ” ｇの圧力に耐えるようになっている。
弁である。原子炉１は、高温高圧容器であり、約９０
Ｋ９／ｃＰｎ” ｇの圧力に耐えるようになっている。
原子炉１は、格納容器２内にある。ＲＨＲ系は、原子炉
圧力が９．５ Ｋｇ／ｃｒ１１２ｇに低下した時点から
運転され、３５ Ｋｇ／ ｃｍ” Ｈの圧力に耐えるよ
うになっている。
圧力が９．５ Ｋｇ／ｃｒ１１２ｇに低下した時点から
運転され、３５ Ｋｇ／ ｃｍ” Ｈの圧力に耐えるよ
うになっている。
原子炉１内の冷却水は、吸込配管３を用いて取り出され
、ポンプ４にて昇圧され熱交換器６にて冷却された後、
吐出配管５を経由して再度原子炉１へ戻される。
、ポンプ４にて昇圧され熱交換器６にて冷却された後、
吐出配管５を経由して再度原子炉１へ戻される。
熱交換器６の出入口側には、それぞれ熱交入口弁７、熱
交出口弁８が設けられており、また吐出配管５には、注
入弁９が設置されている。熱交入口弁７および８は、熱
交換器６を原子炉１から隔離するためのものである。注
入弁９は、開度１調整することにより吸込配管３および
吐出配管５内を流れる冷却水流量を調整するものである
。熱変換器６には、ポンプ１０および冷却器工ｌが設置
される循環配管１４が接続される。加圧ライン１３を有
するす〜ジタンク１２ゝが、循壇配ｆ１４に連絡される
。
交出口弁８が設けられており、また吐出配管５には、注
入弁９が設置されている。熱交入口弁７および８は、熱
交換器６を原子炉１から隔離するためのものである。注
入弁９は、開度１調整することにより吸込配管３および
吐出配管５内を流れる冷却水流量を調整するものである
。熱変換器６には、ポンプ１０および冷却器工ｌが設置
される循環配管１４が接続される。加圧ライン１３を有
するす〜ジタンク１２ゝが、循壇配ｆ１４に連絡される
。
このような従来例では、熱交換器６からの原子炉冷却水
の漏洩を防止するために、循環配管１４内の圧力を高く
しなければならない。
の漏洩を防止するために、循環配管１４内の圧力を高く
しなければならない。
本発明の目的は、残留熱除去系に設けられる熱交換器の
冷媒供給系の安全性を向上することにある。
冷媒供給系の安全性を向上することにある。
本発明の特徴は、熱交換器の上流側でポンプとの間に流
量調整弁を配置することにある。
量調整弁を配置することにある。
本発明は、従来のＲＨＲ系の構造を詳細に検討し、再循
環配管１４の内圧が高くなる原因を把握することによっ
てなされたものである。
環配管１４の内圧が高くなる原因を把握することによっ
てなされたものである。
従来のＲＨＲ系では、ポンプ４の起動時にポンプ４のモ
ータに過度のトルクが加わらない様にするため、ポンプ
４の下流側にある弁を閉じて締切り起動とする必要があ
る。このため、流量調整機能を有する注入弁９を閉じて
ポンプ４を起動しているが、この場合は、第２図に示す
ようにポンプ４から注入弁９までの範囲にポンプ締切全
揚程がＲＨＲ系の運転時、系統流量調整のため注入弁９
により絞りを行なっているが、注入弁９が熱交換器６の
下流側にあるため、上流側にある場合に比べると第３図
に示すように注入弁９の絞り分だけ、熱交換器４の運転
圧力が高くなる。
ータに過度のトルクが加わらない様にするため、ポンプ
４の下流側にある弁を閉じて締切り起動とする必要があ
る。このため、流量調整機能を有する注入弁９を閉じて
ポンプ４を起動しているが、この場合は、第２図に示す
ようにポンプ４から注入弁９までの範囲にポンプ締切全
揚程がＲＨＲ系の運転時、系統流量調整のため注入弁９
により絞りを行なっているが、注入弁９が熱交換器６の
下流側にあるため、上流側にある場合に比べると第３図
に示すように注入弁９の絞り分だけ、熱交換器４の運転
圧力が高くなる。
以上述べた内容全第２図および第３図に基づいて詳細に
説明する。
説明する。
熱交換器６の運転圧力が高いために熱交換器二次側（循
環配管１４に連絡さｎる空間）へ−次側流体の漏洩する
危険性がある。−次側流体は、原子炉冷却水であり、放
射性流体である。
環配管１４に連絡さｎる空間）へ−次側流体の漏洩する
危険性がある。−次側流体は、原子炉冷却水であり、放
射性流体である。
熱交換器６内において一次側流体と二次側流体とが伝熱
管を介して接することになる。万一、熱交換器６の伝熱
管の損傷が発生した場合にも一次側流体（放射性流体）
が二次側（冷却水側）に漏洩しないように、二次側運転
圧力を一次側運転圧力よりも高くしている。すなわち、
二次側運転圧力を高めるためにサージタンク１２に加圧
ライン１３を介して高圧空気（もしくは窒素ガス）を封
入して循環配管１４全体を加圧する必要がある。
管を介して接することになる。万一、熱交換器６の伝熱
管の損傷が発生した場合にも一次側流体（放射性流体）
が二次側（冷却水側）に漏洩しないように、二次側運転
圧力を一次側運転圧力よりも高くしている。すなわち、
二次側運転圧力を高めるためにサージタンク１２に加圧
ライン１３を介して高圧空気（もしくは窒素ガス）を封
入して循環配管１４全体を加圧する必要がある。
熱交換器６の運転圧力が高いために、サージタンク１２
に加える空気圧力も高いものになり、熱交換器全冷却す
る冷却系の循環配管１４ｆ：含む）の運転圧力が高くな
る。この冷却系の運転圧力を低減することができれば、
冷却系の安全性の向上に寄与できる。
に加える空気圧力も高いものになり、熱交換器全冷却す
る冷却系の循環配管１４ｆ：含む）の運転圧力が高くな
る。この冷却系の運転圧力を低減することができれば、
冷却系の安全性の向上に寄与できる。
本発明は、熱交換器運転圧力の高い原因が熱交換器下流
側に流量調整弁が設置されていることに依るものである
ことに着目し、運転圧力を下げる手段として熱交換器の
上流側に玉形弁（流量調整可能）を設置し、系統運転方
法の改善が行なえる様にしたものである。
側に流量調整弁が設置されていることに依るものである
ことに着目し、運転圧力を下げる手段として熱交換器の
上流側に玉形弁（流量調整可能）を設置し、系統運転方
法の改善が行なえる様にしたものである。
本発明の実施例ｔｌｌｌ１４図に示す。従来例と同一の
構成は、同一符号で示す。従来例と相違する点は熱交換
器６の上流側に設けられる大口弁１５が流量調整の可能
な玉形弁であシ、注入弁１６が仕切弁であるところであ
る。沸騰水型原子炉を停止する時、原子炉１からタービ
ンへの蒸気の供給が停止され、同時メ原子炉１内の蒸気
はバイパス配管を通して復水器内に排気される。この操
作によって原子炉１内の圧力が急激に低下する。原子炉
１内の圧力が９．５ Ｋｇ／ ｃｍ” ｇに低下した時
、原子炉ｌ内の冷却水は、ＲＨＲ系の熱交換器６によっ
て冷却される。原子炉１の内圧が９−５ Ｋｔｉ／ｌｖ
ｍ” ｇになった時、隔離弁１７．１８．出口弁８およ
び注入弁１６が全開にされる。ＲＨＲ系の熱交換器６へ
の原子炉冷却水の供給開始前に、ポンプ４の締切運転を
行なう。
構成は、同一符号で示す。従来例と相違する点は熱交換
器６の上流側に設けられる大口弁１５が流量調整の可能
な玉形弁であシ、注入弁１６が仕切弁であるところであ
る。沸騰水型原子炉を停止する時、原子炉１からタービ
ンへの蒸気の供給が停止され、同時メ原子炉１内の蒸気
はバイパス配管を通して復水器内に排気される。この操
作によって原子炉１内の圧力が急激に低下する。原子炉
１内の圧力が９．５ Ｋｇ／ ｃｍ” ｇに低下した時
、原子炉ｌ内の冷却水は、ＲＨＲ系の熱交換器６によっ
て冷却される。原子炉１の内圧が９−５ Ｋｔｉ／ｌｖ
ｍ” ｇになった時、隔離弁１７．１８．出口弁８およ
び注入弁１６が全開にされる。ＲＨＲ系の熱交換器６へ
の原子炉冷却水の供給開始前に、ポンプ４の締切運転を
行なう。
ポンプ４の起動に際して、流量ｔＪｌ［弁である大口弁
７を閉鎖しておくことによシ、ポンプ締切運転圧力が加
わる範囲は、ポンプ４から入口弁７までの区間となる。
７を閉鎖しておくことによシ、ポンプ締切運転圧力が加
わる範囲は、ポンプ４から入口弁７までの区間となる。
この状態を第５図に示す。本実施例では、熱交換器６に
かかる圧力は、原子炉圧力（炉圧）相当分のみである。
かかる圧力は、原子炉圧力（炉圧）相当分のみである。
これに対し、従来例では、熱交換器６にかかる圧力は炉
圧相当分にポンプ締切全揚程分を加えたものである。本
実施例では、ポンプ締切全揚程分の圧力が熱交換器６に
加わらなくなり、それだけ、熱交換器６の運転圧力が低
下する。その後、大口弁１５の開度を徐徐に開け、熱交
換器６への原子炉冷却水の供給を開始する。ＲＨＲ系の
定格流量運転時の各位置における運転圧力を第６図に示
す。第３図と比較して流量調整弁である入口弁１５の絞
り分（ΔＰｖ）だけ、熱交換器６の運転圧力が低減され
ている。
圧相当分にポンプ締切全揚程分を加えたものである。本
実施例では、ポンプ締切全揚程分の圧力が熱交換器６に
加わらなくなり、それだけ、熱交換器６の運転圧力が低
下する。その後、大口弁１５の開度を徐徐に開け、熱交
換器６への原子炉冷却水の供給を開始する。ＲＨＲ系の
定格流量運転時の各位置における運転圧力を第６図に示
す。第３図と比較して流量調整弁である入口弁１５の絞
り分（ΔＰｖ）だけ、熱交換器６の運転圧力が低減され
ている。
熱交換器６には原子炉冷却水を冷却するための冷媒であ
る冷却水が循環配管１４より供給される。
る冷却水が循環配管１４より供給される。
熱交換器６に供給する原子炉冷却水の圧力が低下するた
め、循環配管１４内を流れる冷却水の圧力を従来よりも
低下する。このため、熱交換器６の損傷の可能性が少な
（なるとともに、熱交換器６の冷却系の安全性も向上す
る。サージタ／り１２に加圧空気を供給するコンプレッ
サの容量を小さくできる。圧力が低下するので熱交換器
の冷却系の運転が容易になる。
め、循環配管１４内を流れる冷却水の圧力を従来よりも
低下する。このため、熱交換器６の損傷の可能性が少な
（なるとともに、熱交換器６の冷却系の安全性も向上す
る。サージタ／り１２に加圧空気を供給するコンプレッ
サの容量を小さくできる。圧力が低下するので熱交換器
の冷却系の運転が容易になる。
本発明によれば、熱交換器の冷媒供給系の加圧圧力を低
減でき、低い圧力で冷媒供給系の運転が行なえるように
なり、冷媒供給系の安全性向上をはかることができる。
減でき、低い圧力で冷媒供給系の運転が行なえるように
なり、冷媒供給系の安全性向上をはかることができる。
第１図は従来のＲＨＲ系の系統図、第２図は第１図のＲ
ＨＲ系のポンプ起動時に少ける熱交換器運転圧力を示す
説明図、第３図は第１図のＲＨＲ。 系の定格流量運転時における熱交換器運転圧力を示す説
明図、第４図は本発明の好適な一実施例であるＲＨＲ系
の系統図、第５図は第４図のＲＨＲ系のポンプ起動時の
熱交換器運転圧力を示す説明図、第６図は第４図のＲＨ
Ｒ系の定格流量運転時の熱交換器運転圧力を示す説明図
である。 １・・・原子炉、３・・・吸込配管、４・・・ポンプ、
５・・・吐出配管、６・・・熱交換器、８・・・出口弁
、１０・・・冷却水ポンプ、１４・・・循環ポンプ、１
５・・・人口弁、′！Ｐｔ 図 ｖ、ｚ口 １８灼會各ｗ圧力 ￥３図 塾対１１町堕 ♀４高 ４ Ｉυ ′Ｉ−５躬 帖交ｍ−静斤カ 尊６図
ＨＲ系のポンプ起動時に少ける熱交換器運転圧力を示す
説明図、第３図は第１図のＲＨＲ。 系の定格流量運転時における熱交換器運転圧力を示す説
明図、第４図は本発明の好適な一実施例であるＲＨＲ系
の系統図、第５図は第４図のＲＨＲ系のポンプ起動時の
熱交換器運転圧力を示す説明図、第６図は第４図のＲＨ
Ｒ系の定格流量運転時の熱交換器運転圧力を示す説明図
である。 １・・・原子炉、３・・・吸込配管、４・・・ポンプ、
５・・・吐出配管、６・・・熱交換器、８・・・出口弁
、１０・・・冷却水ポンプ、１４・・・循環ポンプ、１
５・・・人口弁、′！Ｐｔ 図 ｖ、ｚ口 １８灼會各ｗ圧力 ￥３図 塾対１１町堕 ♀４高 ４ Ｉυ ′Ｉ−５躬 帖交ｍ−静斤カ 尊６図
Claims (1)
- １、原子炉に両端が連絡される配管と、前記配管に設置
される熱交換器と、前記原子炉と前記熱交換器との間の
前記配管に設置されるポンプと、前記熱交換器に冷媒を
供給する手段とからなる原子炉残留熱除去系において、
前記配管の前記ポンプと前記熱交換器との間の部分に流
量調整弁を設けることを特徴とする原子炉残留熱除去系
。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56105523A JPS587597A (ja) | 1981-07-08 | 1981-07-08 | 原子炉残留熱除去系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56105523A JPS587597A (ja) | 1981-07-08 | 1981-07-08 | 原子炉残留熱除去系 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS587597A true JPS587597A (ja) | 1983-01-17 |
| JPH0119118B2 JPH0119118B2 (ja) | 1989-04-10 |
Family
ID=14409950
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56105523A Granted JPS587597A (ja) | 1981-07-08 | 1981-07-08 | 原子炉残留熱除去系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS587597A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013127459A (ja) * | 2011-12-19 | 2013-06-27 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 軽水炉用の代替的な使用済燃料プール遠隔冷却システムのための方法及び装置 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57100386A (en) * | 1980-12-16 | 1982-06-22 | Tokyo Shibaura Electric Co | Residual heat removal system at reactor shutdown |
-
1981
- 1981-07-08 JP JP56105523A patent/JPS587597A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57100386A (en) * | 1980-12-16 | 1982-06-22 | Tokyo Shibaura Electric Co | Residual heat removal system at reactor shutdown |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013127459A (ja) * | 2011-12-19 | 2013-06-27 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 軽水炉用の代替的な使用済燃料プール遠隔冷却システムのための方法及び装置 |
| US8958521B2 (en) | 2011-12-19 | 2015-02-17 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc | Method and apparatus for an alternative remote spent fuel pool cooling system for light water reactors |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0119118B2 (ja) | 1989-04-10 |
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