JPS5877698A - 原子炉残留熱除去系のフラツシング装置 - Google Patents
原子炉残留熱除去系のフラツシング装置Info
- Publication number
- JPS5877698A JPS5877698A JP56174636A JP17463681A JPS5877698A JP S5877698 A JPS5877698 A JP S5877698A JP 56174636 A JP56174636 A JP 56174636A JP 17463681 A JP17463681 A JP 17463681A JP S5877698 A JPS5877698 A JP S5877698A
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- reactor
- heat removal
- removal system
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- 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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- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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、原子炉を停止させたときに、原子炉容器中の
冷却水を排水する原子炉残留熱除去系のフラッシング装
置に関する。
冷却水を排水する原子炉残留熱除去系のフラッシング装
置に関する。
原子炉残留熱除去系のフラッシング操作、即ち、原子炉
残留熱除去系の配管内保有水の交換操作は、配管内保有
水を排水口より排出した後、給水口より配管内に給水す
る。そして、配管内の水質を検査し、配管内保有水が原
子炉内の冷却水（炉水）と同程度のきれいな水質になる
壕で排水と給水とを繰り返えす。これは、残留熱除去系
の水を冷却水として・直円するためである。
残留熱除去系の配管内保有水の交換操作は、配管内保有
水を排水口より排出した後、給水口より配管内に給水す
る。そして、配管内の水質を検査し、配管内保有水が原
子炉内の冷却水（炉水）と同程度のきれいな水質になる
壕で排水と給水とを繰り返えす。これは、残留熱除去系
の水を冷却水として・直円するためである。
ところが、従来の残留熱除去系の給水口、排水口等に設
けられている弁は手動弁であるため、フラッシング操作
をするときには、操作員が弁の設けられている場所まで
行き、手動により弁を開閉しなければならない。しかも
、給水弁、排水弁等がそれぞれ異った場所にあり、また
、それぞれの設置階が異なり、高低のある場所に設けら
れている。このため、原子炉停止時の繁忙のときに、４
約２時間から４時間もかかるフラッシング操作に大変な
人数（２〜３人）を割かなければならないし、まだ、操
作員の大変な肉体労働による労力を必要とするばかりで
なく、炉水からの放射線による被曝も無視できない。
けられている弁は手動弁であるため、フラッシング操作
をするときには、操作員が弁の設けられている場所まで
行き、手動により弁を開閉しなければならない。しかも
、給水弁、排水弁等がそれぞれ異った場所にあり、また
、それぞれの設置階が異なり、高低のある場所に設けら
れている。このため、原子炉停止時の繁忙のときに、４
約２時間から４時間もかかるフラッシング操作に大変な
人数（２〜３人）を割かなければならないし、まだ、操
作員の大変な肉体労働による労力を必要とするばかりで
なく、炉水からの放射線による被曝も無視できない。
本発明は、前記従来技術の欠点を解消するだめになされ
たもので、フラッシング操作に要する労力を低減できる
原子炉残留熱除去系のフラツ／ング装置を提供すること
を目的とする。
たもので、フラッシング操作に要する労力を低減できる
原子炉残留熱除去系のフラツ／ング装置を提供すること
を目的とする。
本発明は、原子炉容器内に冷却水を供給する管路の給水
口部とこの冷却水を排出する排水口部とに電動弁を設け
、前記管路に電導度肝と水位、凍出計とを設けるととも
に、この祇導度計と水位検出計との、〆出信号により前
記’ｌ！ｒ岨動弁全動弁して、自動的にフラノソング操
作が行えるように構成したものである。
口部とこの冷却水を排出する排水口部とに電動弁を設け
、前記管路に電導度肝と水位、凍出計とを設けるととも
に、この祇導度計と水位検出計との、〆出信号により前
記’ｌ！ｒ岨動弁全動弁して、自動的にフラノソング操
作が行えるように構成したものである。
本発明に係る原子炉残留熱除去系のフラツ／ング装置の
好ましい実施例を添付図面に従って詳細する。
好ましい実施例を添付図面に従って詳細する。
第１図は、本発明に係る原子炉残留熱除去系の７ラツシ
ング装置の実施例の説明図である。
ング装置の実施例の説明図である。
第１図において原子炉容器１０を冷却する炉水け、再循
＞ｊＪ系１２において冷却され、ポンプ１４によって原
子炉容器１０内に送られる。そして、再循環系１２には
、残留熱除去系１６から炉水の供給を受けるだめの１１
給管１８と、炉水を残留熱除去系に導く排水管２０とが
取り付けられている。
＞ｊＪ系１２において冷却され、ポンプ１４によって原
子炉容器１０内に送られる。そして、再循環系１２には
、残留熱除去系１６から炉水の供給を受けるだめの１１
給管１８と、炉水を残留熱除去系に導く排水管２０とが
取り付けられている。
なお、供給管１８は、切換弁２２を介して残留熱除去系
１６の給水側主管２４に接続され、また、再循環系１２
と残留熱除去系１６との遮断を完全にするため２つの隔
離弁２６が取り付けられている。また、給水側主管２４
には、給水支管２８が配管され、給水口部に逆止弁３０
と図示しない自動制御装置により開閉される心動弁３２
とが設けられている。さらに、給水側主管２４には、べ
／ト管３４が取り付けられており、このベント管３４に
は手動弁３８と前記自動制御装置により開閉される電動
弁４０と前記自動制御装置に検出信号を送る水位検出計
４２とが設けられ、ベント管３４の先端はドレン口４４
となっている。
１６の給水側主管２４に接続され、また、再循環系１２
と残留熱除去系１６との遮断を完全にするため２つの隔
離弁２６が取り付けられている。また、給水側主管２４
には、給水支管２８が配管され、給水口部に逆止弁３０
と図示しない自動制御装置により開閉される心動弁３２
とが設けられている。さらに、給水側主管２４には、べ
／ト管３４が取り付けられており、このベント管３４に
は手動弁３８と前記自動制御装置により開閉される電動
弁４０と前記自動制御装置に検出信号を送る水位検出計
４２とが設けられ、ベント管３４の先端はドレン口４４
となっている。
他方、排水管２０は、切換弁４６を介して残留熱除去系
１６の排水側主管４８に接続されている。
１６の排水側主管４８に接続されている。
そして、排水管２０には、残留熱除去系１６との遮断を
図る２つの隔離弁５０が取り付けられていると共に、手
動弁５２と前記図示しない自動制御装置により開閉され
る電動弁５４とを介して注水口に通じる注水管５６が接
続されている。なお、排水側主管４８には、ポンプ５８
と逆止弁６０とが設けられており、排水側主管４８の末
端（排水管２０の反対側端）は、前記給水側主管２４が
接続されている熱交換器６２に接続されている。さらに
、排水側主管４８の逆止弁６０と熱交換器６２との中間
には、末端が排水口部であるドレン口６４となっている
ドレン管６６が配管されている。このドレン管６６には
、手動弁６８、前記自動制御装置により開閉される電動
弁７０及び前記自動制御装置に検出信号を送る電導度肝
７２が設けられている。
図る２つの隔離弁５０が取り付けられていると共に、手
動弁５２と前記図示しない自動制御装置により開閉され
る電動弁５４とを介して注水口に通じる注水管５６が接
続されている。なお、排水側主管４８には、ポンプ５８
と逆止弁６０とが設けられており、排水側主管４８の末
端（排水管２０の反対側端）は、前記給水側主管２４が
接続されている熱交換器６２に接続されている。さらに
、排水側主管４８の逆止弁６０と熱交換器６２との中間
には、末端が排水口部であるドレン口６４となっている
ドレン管６６が配管されている。このドレン管６６には
、手動弁６８、前記自動制御装置により開閉される電動
弁７０及び前記自動制御装置に検出信号を送る電導度肝
７２が設けられている。
なお、符号７４は、図示しない原子炉格納容器の周囲に
配設された圧力抑制室であって、原子炉格納容器内にお
ける一次系配管の破断により、原子炉格納容器内に噴出
する水蒸気を導いて冷却、凝縮させるようになっており
、隔離弁７６が設けられた管７８によって排水側主管４
８と通じている。
配設された圧力抑制室であって、原子炉格納容器内にお
ける一次系配管の破断により、原子炉格納容器内に噴出
する水蒸気を導いて冷却、凝縮させるようになっており
、隔離弁７６が設けられた管７８によって排水側主管４
８と通じている。
まだ、前記自動制御装置は、自動シーケンス制御をなし
、第２図に示すように自動／−ケンス装置８０に全部の
制御棒が原子炉に挿入されたことを示す挿入信号８２が
送られてくると、電動弁７０を開き電導度肝７２によっ
て排水の電気伝導度を検出し、電気伝導度が一定値以下
になるまで残留熱除去系１６の給排水を繰り返えし、排
水中の電気伝導度が一定値以下になると完了表示８４を
点灯してフラッシング操作を終了する。
、第２図に示すように自動／−ケンス装置８０に全部の
制御棒が原子炉に挿入されたことを示す挿入信号８２が
送られてくると、電動弁７０を開き電導度肝７２によっ
て排水の電気伝導度を検出し、電気伝導度が一定値以下
になるまで残留熱除去系１６の給排水を繰り返えし、排
水中の電気伝導度が一定値以下になると完了表示８４を
点灯してフラッシング操作を終了する。
上記の如く構成された実施例の残留熱除去系のフラッシ
ング操作は、次のとおりである。
ング操作は、次のとおりである。
原子炉の停止を知らせる全制御棒の挿入信号８２が自動
シーケンス装置８０に入力されると、自動ンーケンス装
置８０は、所定の時間、即ち、原子炉容器１２内の圧力
が原子炉停止時の定常圧力に低下するまでの時間（約２
〜３時間）が経過すると、ベント管３４の電動弁４０を
開き、次に、ドレン管６６の電動弁７０を開く。このた
め、ベント管３４から残留熱除去系１６内に空気が流入
するのに伴い、給水側主管２４と排水側主管４８との管
内保有水がドレン管６６を通りドレンロ６４から排出さ
れる。この篩、ドレンＷ６６をｆｉれる排水中の一気伝
導度が電導度肝７２により検出され、その検出信号が第
２図に示すように自動シーケンス装置８ｏに送られる。
シーケンス装置８０に入力されると、自動ンーケンス装
置８０は、所定の時間、即ち、原子炉容器１２内の圧力
が原子炉停止時の定常圧力に低下するまでの時間（約２
〜３時間）が経過すると、ベント管３４の電動弁４０を
開き、次に、ドレン管６６の電動弁７０を開く。このた
め、ベント管３４から残留熱除去系１６内に空気が流入
するのに伴い、給水側主管２４と排水側主管４８との管
内保有水がドレン管６６を通りドレンロ６４から排出さ
れる。この篩、ドレンＷ６６をｆｉれる排水中の一気伝
導度が電導度肝７２により検出され、その検出信号が第
２図に示すように自動シーケンス装置８ｏに送られる。
また、自動シーケンス装置８ｏは、予め設定された残留
熱除去系１６の管内保有水が全部排出されるに要する時
間（例えば３０分等）が経過すると、ドレン管６６の電
動弁７ｏを閉じ、給水支管２８の電動弁３２と注水管５
６の電動弁５４とを開く。従って、残留熱除去系１６内
に給水支管２８と注水管５６とから水が供給され、系内
の空気がベント管３４を通りドレン口４４がら大気中に
放出される。そして、供給された水が残留熱除去系１６
を満し、ベント管３４から手動弁３８、電動弁４０を経
て水位検出計４２に達し、水位検出系４２が水位を検出
して残留熱除去系１６の水はりが終了したことを知らせ
る検出信号を自動ノーケン装置８０に送る。自動シーケ
ンス装置８゜は、水位検出計からの検出信号を受けると
、電動弁３２．５４を閉じ水の供給を停止する。
熱除去系１６の管内保有水が全部排出されるに要する時
間（例えば３０分等）が経過すると、ドレン管６６の電
動弁７ｏを閉じ、給水支管２８の電動弁３２と注水管５
６の電動弁５４とを開く。従って、残留熱除去系１６内
に給水支管２８と注水管５６とから水が供給され、系内
の空気がベント管３４を通りドレン口４４がら大気中に
放出される。そして、供給された水が残留熱除去系１６
を満し、ベント管３４から手動弁３８、電動弁４０を経
て水位検出計４２に達し、水位検出系４２が水位を検出
して残留熱除去系１６の水はりが終了したことを知らせ
る検出信号を自動ノーケン装置８０に送る。自動シーケ
ンス装置８゜は、水位検出計からの検出信号を受けると
、電動弁３２．５４を閉じ水の供給を停止する。
このとき、自動シーケンス装置は、前記した電導度肝７
２から受けた検出信号が所定の値以上、即ち、排水の電
気伝導度が不純吻の含まれていない炉水の水質を示す電
気伝導度以上であるときは１ドレン管６６のに動弁７０
を再び開き、排水をしなから電導度肝７２により排水の
電気伝導度を検出する。
２から受けた検出信号が所定の値以上、即ち、排水の電
気伝導度が不純吻の含まれていない炉水の水質を示す電
気伝導度以上であるときは１ドレン管６６のに動弁７０
を再び開き、排水をしなから電導度肝７２により排水の
電気伝導度を検出する。
上記の排水、水はり過程は、電導度肝７２の検出信号が
所定の値以下になるまで繰り返えされる。
所定の値以下になるまで繰り返えされる。
そして、自動シーケンス装置８０は、電導度肝７２から
受けた検出信号が所定の値以下になると、残留熱除去系
１６内の水はりの終了を知らせる水位検出計４２からの
検出信号により、給水支管２８の電動弁３２と注水管５
６の電動弁５４を閉じると共に、ベント管３４の電動弁
４０を閉じ、第２図に示すように完了表示８４を点灯す
る。これにより残留熱除去系１６のフラッシング操作が
完了する。
受けた検出信号が所定の値以下になると、残留熱除去系
１６内の水はりの終了を知らせる水位検出計４２からの
検出信号により、給水支管２８の電動弁３２と注水管５
６の電動弁５４を閉じると共に、ベント管３４の電動弁
４０を閉じ、第２図に示すように完了表示８４を点灯す
る。これにより残留熱除去系１６のフラッシング操作が
完了する。
従って、残留熱除去系のフラッシング操作のために特別
の操作員を必要とせず、捷た、従来問題となっていたフ
ラッシング操作に能う操作員の放射線被曝を避けること
ができる。
の操作員を必要とせず、捷た、従来問題となっていたフ
ラッシング操作に能う操作員の放射線被曝を避けること
ができる。
なお、自動シーケンス装置８０は、リセツ１４能を有し
ており、任意の時にリセットをすることができる。従っ
て、原子を停止させた場合において、残留熱除去系１６
のフラッシング操作が不要のときは、フラッシング操作
が全制御棒の挿入完了を知らせる挿入信号８２が自動シ
ーケンス装置８０に入力された後、一定時間（約２〜３
時間）を経過してから行なわれるようになっているので
、この時間内にフラッシング解除の操作をし、自動シー
ケンス装置８０のリセットを行うことができる。また、
フラッシング操作の進行中においても、必要なときにフ
ラッシング操作を停止させ、自動シーケンス装置のリセ
ットをすることができる。
ており、任意の時にリセットをすることができる。従っ
て、原子を停止させた場合において、残留熱除去系１６
のフラッシング操作が不要のときは、フラッシング操作
が全制御棒の挿入完了を知らせる挿入信号８２が自動シ
ーケンス装置８０に入力された後、一定時間（約２〜３
時間）を経過してから行なわれるようになっているので
、この時間内にフラッシング解除の操作をし、自動シー
ケンス装置８０のリセットを行うことができる。また、
フラッシング操作の進行中においても、必要なときにフ
ラッシング操作を停止させ、自動シーケンス装置のリセ
ットをすることができる。
前記実施例においては、電導度肝７２をドレン管６６に
設けた場合について説明したが、電導度肝は他の場所、
例えば排水側主管４８等に設けてもよい。
設けた場合について説明したが、電導度肝は他の場所、
例えば排水側主管４８等に設けてもよい。
以上説明したように本発明によれば、残留熱除去系の給
水口部と排水口部とに電動弁を設け、自動制御装置によ
り開閉するようにしたので、残留熱除去系のフラッシン
グ操作に要する労力を低減することができる。
水口部と排水口部とに電動弁を設け、自動制御装置によ
り開閉するようにしたので、残留熱除去系のフラッシン
グ操作に要する労力を低減することができる。
第１図は本発明に係る原子炉残留熱除去系のフラッシン
グ解除の実施例の説明図、第２図は前記実施例に用いら
れる自動制御の政略を示す図である。
グ解除の実施例の説明図、第２図は前記実施例に用いら
れる自動制御の政略を示す図である。
Claims (1)
- １、原子炉容器内に冷却水を供給する給水口部と、この
冷却水を排出する排水口部とが設けられた管路を有する
原子炉残留熱除去系のフラッシング装置において、前記
給水口部に設けた電動弁と、前記排水口部に設けた電動
弁と、前記管路に取り付けた成導度計と、前記管路に設
けた水位、演出計と、前記電導度計と前記水位検出計と
の検出信号により前記各醒励弁を開閉する自動制＃装置
を設けたことを特徴とする原子炉残留熱除去系のフラッ
シング装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56174636A JPS5877698A (ja) | 1981-11-02 | 1981-11-02 | 原子炉残留熱除去系のフラツシング装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56174636A JPS5877698A (ja) | 1981-11-02 | 1981-11-02 | 原子炉残留熱除去系のフラツシング装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5877698A true JPS5877698A (ja) | 1983-05-11 |
| JPS645671B2 JPS645671B2 (ja) | 1989-01-31 |
Family
ID=15982050
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56174636A Granted JPS5877698A (ja) | 1981-11-02 | 1981-11-02 | 原子炉残留熱除去系のフラツシング装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5877698A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0509923A1 (fr) * | 1991-04-17 | 1992-10-21 | Framatome | Réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant un dispositif de vidange du circuit primaire à sécurité intrinsèque à niveau bas déterminé |
| FR2700060A1 (fr) * | 1992-12-31 | 1994-07-01 | Brand | Système et procédé pour contrôler le niveau de l'agent de refroidissement dans un réacteur nucléaire. |
| WO1999054886A1 (en) * | 1998-04-17 | 1999-10-28 | Abb Combustion Engineering Nuclear Power, Inc. | Shutdown cooling system safety feed system |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5013705A (ja) * | 1973-06-11 | 1975-02-13 | ||
| JPS5360492A (en) * | 1976-11-10 | 1978-05-31 | Toshiba Corp | Cooling system at reactor stopping time |
| JPS55143596U (ja) * | 1979-04-03 | 1980-10-15 |
-
1981
- 1981-11-02 JP JP56174636A patent/JPS5877698A/ja active Granted
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5013705A (ja) * | 1973-06-11 | 1975-02-13 | ||
| JPS5360492A (en) * | 1976-11-10 | 1978-05-31 | Toshiba Corp | Cooling system at reactor stopping time |
| JPS55143596U (ja) * | 1979-04-03 | 1980-10-15 |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0509923A1 (fr) * | 1991-04-17 | 1992-10-21 | Framatome | Réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant un dispositif de vidange du circuit primaire à sécurité intrinsèque à niveau bas déterminé |
| FR2675618A1 (fr) * | 1991-04-17 | 1992-10-23 | Framatome Sa | Dispositif de vidange du circuit primaire d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau sous pression a securite intrinseque de niveau bas. |
| FR2700060A1 (fr) * | 1992-12-31 | 1994-07-01 | Brand | Système et procédé pour contrôler le niveau de l'agent de refroidissement dans un réacteur nucléaire. |
| WO1999054886A1 (en) * | 1998-04-17 | 1999-10-28 | Abb Combustion Engineering Nuclear Power, Inc. | Shutdown cooling system safety feed system |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS645671B2 (ja) | 1989-01-31 |
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