JPS5896288A - 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
- JPS5896288A JPS5896288A JP56194797A JP19479781A JPS5896288A JP S5896288 A JPS5896288 A JP S5896288A JP 56194797 A JP56194797 A JP 56194797A JP 19479781 A JP19479781 A JP 19479781A JP S5896288 A JPS5896288 A JP S5896288A
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- JP
- Japan
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- pump
- reactor
- water
- cooling system
- cooling
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For 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】
本発明は原子炉非常用炉心冷却装置に係り、特に復水貯
蔵タンク内復水の消費量を少なくでき、かつ、サプレッ
ションチェンバ内を放射能汚染から防止するのに好適な
原子炉非常用炉心冷却装置に関するものである。
蔵タンク内復水の消費量を少なくでき、かつ、サプレッ
ションチェンバ内を放射能汚染から防止するのに好適な
原子炉非常用炉心冷却装置に関するものである。
原子炉非常用炉心冷却装置には高圧炉心スプレィ系と残
留熱除去系とがあり、従来の高圧炉心スプレィ系を第１
図に、残留熱除去系を第２図に示す。第１図の高圧炉心
スプレィ系は、原子炉事故時における原子炉の冷却およ
び原子炉隔離時における原子炉への給水を行うもので、
通常時には定期的にサーベランステストが行われる。原
子炉事故時には、水源が第１水源である復水貯蔵タンク
１である場合は、復水が配管２を通り、ポンプ３によっ
て送水され、配管４．５を通り原子炉格納容器６内の原
子炉圧力容器７に送られ、水源が第２水源であるサプレ
ッションチェンバ８でアル場合は、配管９を通り、ポン
プ３によって送水され、配管４，５を通シ原子炉圧力容
器７に送られる。
留熱除去系とがあり、従来の高圧炉心スプレィ系を第１
図に、残留熱除去系を第２図に示す。第１図の高圧炉心
スプレィ系は、原子炉事故時における原子炉の冷却およ
び原子炉隔離時における原子炉への給水を行うもので、
通常時には定期的にサーベランステストが行われる。原
子炉事故時には、水源が第１水源である復水貯蔵タンク
１である場合は、復水が配管２を通り、ポンプ３によっ
て送水され、配管４．５を通り原子炉格納容器６内の原
子炉圧力容器７に送られ、水源が第２水源であるサプレ
ッションチェンバ８でアル場合は、配管９を通り、ポン
プ３によって送水され、配管４，５を通シ原子炉圧力容
器７に送られる。
系統のサーペランステスト時には、水源が復水貯蔵タン
ク１である場合は、復水が配管２、ポンプ３、配管４，
１０を通シ、再び復水貯蕨タンク１に戻され、水源がサ
プレッションチェンバ８の場合は、冷却水が配管９、ポ
ンプ３、配管４，１１゜１２を通り、再びサプレッショ
ンチェンバ８に戻される。ところで、ポンプ３の起動時
の初期には、ポンプ３の保農のため、冷却材（復水また
は冷却水）をポンプミニマムフローラインを流す。そし
て、水源が復水貯蔵タンク１の場合のサードランステス
ト時には、ポンプ３の起動とともに復水は減圧オリフィ
ス１３、逆止弁１４、配管１５、遠隔操作弁１６、配管
１７とから構成されるミニマムフローラインを通って復
水貯蔵タンク１に戻される。なお、ミニマムフローライ
ンの遠隔操作弁１６は、ポンプ３の起動時の吐出圧力高
または流量低の信号にて開かれ、ポンプ３からの流量が
ある一定の値以上になると閉じられるので、系統のサー
ペランステストの過渡時以外には、遠隔操作弁１０は閉
じられている。
ク１である場合は、復水が配管２、ポンプ３、配管４，
１０を通シ、再び復水貯蕨タンク１に戻され、水源がサ
プレッションチェンバ８の場合は、冷却水が配管９、ポ
ンプ３、配管４，１１゜１２を通り、再びサプレッショ
ンチェンバ８に戻される。ところで、ポンプ３の起動時
の初期には、ポンプ３の保農のため、冷却材（復水また
は冷却水）をポンプミニマムフローラインを流す。そし
て、水源が復水貯蔵タンク１の場合のサードランステス
ト時には、ポンプ３の起動とともに復水は減圧オリフィ
ス１３、逆止弁１４、配管１５、遠隔操作弁１６、配管
１７とから構成されるミニマムフローラインを通って復
水貯蔵タンク１に戻される。なお、ミニマムフローライ
ンの遠隔操作弁１６は、ポンプ３の起動時の吐出圧力高
または流量低の信号にて開かれ、ポンプ３からの流量が
ある一定の値以上になると閉じられるので、系統のサー
ペランステストの過渡時以外には、遠隔操作弁１０は閉
じられている。
また、水源がサプレッションチェンバ８のＳ合のサード
ランステスト時には、ポンプ３の起動とともに冷却材は
減圧オリフィス１３、逆上弁１４、配管１８、遠隔操作
弁１９、配管１２とから構成されるミニマムフローライ
ンを通ってサブレツ７ヨンチェンバ８に戻される。なお
、ミニマムフローラインの遠隔操作弁１９のポンプ３の
起動時における開閉は、遠隔操作弁１６の開閉と同様で
あり、系統のサーベランステストの過渡時以外には遠隔
操作弁１９は閉じられている。
ランステスト時には、ポンプ３の起動とともに冷却材は
減圧オリフィス１３、逆上弁１４、配管１８、遠隔操作
弁１９、配管１２とから構成されるミニマムフローライ
ンを通ってサブレツ７ヨンチェンバ８に戻される。なお
、ミニマムフローラインの遠隔操作弁１９のポンプ３の
起動時における開閉は、遠隔操作弁１６の開閉と同様で
あり、系統のサーベランステストの過渡時以外には遠隔
操作弁１９は閉じられている。
以上は系統のサードランステスト時の場合であるが、原
子炉が隔離された事象下においては、第１図の系統が待
機状態にあり、原子炉圧力容器７の水位が低下すると、
第１図に示す系統が自動起動し、水位が所定値まで高ま
ると自動停止となるが、水位高弟・ら水位低になるまで
の間、ポンプ３は停止せず、ミニマムフローラインを使
った運転状島すなわち、待機状態となる。ところで、第
１図では、この場合のミニマムフローラインからの冷却
材の排出先は、水源が復水貯蔵タンク１、サプレッショ
ンチェンバ８の何れであっても、それに関係なく、サプ
レッションチェンバ８となるようにしである。
子炉が隔離された事象下においては、第１図の系統が待
機状態にあり、原子炉圧力容器７の水位が低下すると、
第１図に示す系統が自動起動し、水位が所定値まで高ま
ると自動停止となるが、水位高弟・ら水位低になるまで
の間、ポンプ３は停止せず、ミニマムフローラインを使
った運転状島すなわち、待機状態となる。ところで、第
１図では、この場合のミニマムフローラインからの冷却
材の排出先は、水源が復水貯蔵タンク１、サプレッショ
ンチェンバ８の何れであっても、それに関係なく、サプ
レッションチェンバ８となるようにしである。
したがって、上記事象下における系統の待機状態時、復
水貯蔵タンク１内の復水は、ミニマムフローラインヲ通
してサブレツションチェンノく８に排出されることにな
るため、復水がその分だけ消費されることになる。
水貯蔵タンク１内の復水は、ミニマムフローラインヲ通
してサブレツションチェンノく８に排出されることにな
るため、復水がその分だけ消費されることになる。
通常、第１図では第１水源であ、る復水貯蔵タンク１内
の復水を使用し、復水貯蔵タンク１の水位低またはサプ
レッションチェンバ１の水位高になると、第２水源でる
るサプレッションチェンバ８内の冷却水を使用するよう
にしている。
の復水を使用し、復水貯蔵タンク１の水位低またはサプ
レッションチェンバ１の水位高になると、第２水源でる
るサプレッションチェンバ８内の冷却水を使用するよう
にしている。
第２図の残留熱除去系は、原子炉事故時における原子炉
圧力容器７の冷却、原子炉格納容器６内のスゲレイ冷却
および原子炉停止時の原子炉圧力容器７の冷却等の機能
を有している。
圧力容器７の冷却、原子炉格納容器６内のスゲレイ冷却
および原子炉停止時の原子炉圧力容器７の冷却等の機能
を有している。
第２図に示す系統も、通常時は定期的にサーベランステ
ストを行う。そして、原子炉事故時には、サプレッショ
ンチェンバ８内の冷却水は、配管２１、遠隔操作弁２２
、ポンプ２３、配管２４゜２５を経て原子炉圧力容器７
内に注入される。原子炉格納容器６内をスプレィ冷却す
る場合は、熱交換器２６で冷却された冷却水を配管２４
から配管２７に分岐して、配管２７を通して行う。
ストを行う。そして、原子炉事故時には、サプレッショ
ンチェンバ８内の冷却水は、配管２１、遠隔操作弁２２
、ポンプ２３、配管２４゜２５を経て原子炉圧力容器７
内に注入される。原子炉格納容器６内をスプレィ冷却す
る場合は、熱交換器２６で冷却された冷却水を配管２４
から配管２７に分岐して、配管２７を通して行う。
原子炉停止時の冷却は、配管２８、ポンプ２９からなる
原子炉再循環系から配管３０、ポンプ２３により炉水を
熱交換器２６に導いて冷却し、この冷却された炉水を配
管２４．３１を通して再び原子炉再循環系に戻すことに
よって行う。
原子炉再循環系から配管３０、ポンプ２３により炉水を
熱交換器２６に導いて冷却し、この冷却された炉水を配
管２４．３１を通して再び原子炉再循環系に戻すことに
よって行う。
系統のサードランステスト時には、サプレッションチェ
ンバ８内の冷却水を配管２１、遠隔操作弁２２、ポンプ
２３、配管２４．３２を経て再びサプレッションチェン
バ８内に戻す。ただし、高圧炉心スプレィ系の場合と同
様、ポンプ２３の起動時の初期には、冷却水をポンプ２
３の出口配管から分離して、減圧オリフィス３３、逆止
弁３４、遠隔操作弁３５、配管３６からなるミニマムフ
ローラインを通してサブレツションチェンノく８に戻す
ようにしている。
ンバ８内の冷却水を配管２１、遠隔操作弁２２、ポンプ
２３、配管２４．３２を経て再びサプレッションチェン
バ８内に戻す。ただし、高圧炉心スプレィ系の場合と同
様、ポンプ２３の起動時の初期には、冷却水をポンプ２
３の出口配管から分離して、減圧オリフィス３３、逆止
弁３４、遠隔操作弁３５、配管３６からなるミニマムフ
ローラインを通してサブレツションチェンノく８に戻す
ようにしている。
この場合、水源がサブレツションチェンノ々８であって
も原子炉再循環系であっても、冷却材（炉水または冷却
水）はミニマムフローラインを通してサプレッションチ
ェンバ８に戻すようにしている。
も原子炉再循環系であっても、冷却材（炉水または冷却
水）はミニマムフローラインを通してサプレッションチ
ェンバ８に戻すようにしている。
したがって、原子炉停止時の冷却時には、炉水の一部が
ミニマムフローラインを通シてサプレッションチェンバ
８内に戻されることになるので、サプレッションチェン
バ８が放射能によって汚染されることになる。
ミニマムフローラインを通シてサプレッションチェンバ
８内に戻されることになるので、サプレッションチェン
バ８が放射能によって汚染されることになる。
本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目的とする
ところは、復水貯蔵タンク内の復水の消費量を少なくで
き、がっ、サプレッションチェンバ内を放射能汚染から
防止することができる原子炉非常用炉心冷却装置を提供
することにある。
ところは、復水貯蔵タンク内の復水の消費量を少なくで
き、がっ、サプレッションチェンバ内を放射能汚染から
防止することができる原子炉非常用炉心冷却装置を提供
することにある。
本発明の特徴は、高圧炉心スプレィ系と残留熱除去系の
ポンプの起動時の初期にこのポンプの保護のために冷却
材を流すポンプミニマムフローラインの上記冷却材の排
出先を水源に係りなく上記ポンプリポンプサクションラ
インとする構成にした点にある。
ポンプの起動時の初期にこのポンプの保護のために冷却
材を流すポンプミニマムフローラインの上記冷却材の排
出先を水源に係りなく上記ポンプリポンプサクションラ
インとする構成にした点にある。
以下本発明を第３図〜第６図に示した実施例を用いて詳
細に説明する。
細に説明する。
第３図は本発明の原子炉非常用炉心冷却装置の高圧炉心
スプレィ系の一実施例を示す系統図であり、第１図と同
一部分は同じ符号で示し、ここでは説明を省略する。第
３図においては、ポンプ３の出口配管から分岐している
減圧オリフィス１３、逆止弁１４、遠隔操作弁４１、配
管４２とからなるミニマムフローラインの冷却材（復水
、冷却水）の排出先をポンプ３のポンプサクションライ
ンとしである。すなわち、配管４２はポンプ３の吸込配
管に接続しである。
スプレィ系の一実施例を示す系統図であり、第１図と同
一部分は同じ符号で示し、ここでは説明を省略する。第
３図においては、ポンプ３の出口配管から分岐している
減圧オリフィス１３、逆止弁１４、遠隔操作弁４１、配
管４２とからなるミニマムフローラインの冷却材（復水
、冷却水）の排出先をポンプ３のポンプサクションライ
ンとしである。すなわち、配管４２はポンプ３の吸込配
管に接続しである。
第３図によれば、ポンプ３の起動時の初期には、冷却材
はポンプ３を出た後、ボングサクンヨンラインを通して
ポンプ３の吸込配管に戻されるので、原子炉隔離事象下
において、復水貯蔵タンク１内の復水がむやみに消費さ
れることがなくなり、安全性をより一層高めることがで
きる。
はポンプ３を出た後、ボングサクンヨンラインを通して
ポンプ３の吸込配管に戻されるので、原子炉隔離事象下
において、復水貯蔵タンク１内の復水がむやみに消費さ
れることがなくなり、安全性をより一層高めることがで
きる。
また、原子炉格納容器６のバウンダリの範囲が縮少され
るから、原子炉格納容器６の健全性を向上できる。さら
には、サプレッションチェンバ８へのポンプ３を介して
の入熱がなくなるため、サプレッションチェンバ８内の
水温が高められることがなくなり、安全性の向上に役立
つ。
るから、原子炉格納容器６の健全性を向上できる。さら
には、サプレッションチェンバ８へのポンプ３を介して
の入熱がなくなるため、サプレッションチェンバ８内の
水温が高められることがなくなり、安全性の向上に役立
つ。
第４図は本発明の原子炉非常用炉心冷却装置の残留熱除
去系の一実施例を示す系統図であり、第１図、第２図と
同一部分は同じ符号で示し、ここでは説明を省略する。
去系の一実施例を示す系統図であり、第１図、第２図と
同一部分は同じ符号で示し、ここでは説明を省略する。
第４図においては、第３図の場合と同様、ポンプ２３の
出口配管から分岐している減圧オリフィス３３、逆止弁
３４、遠隔操作弁３５、配管３６とからなるミニマムフ
ローラインの冷却材（炉水、冷却水）の排出先をポンプ
２３のポンプサクションラインとしである。すなわち、
配管３６をポンプ２３の吸込配管に接続しである。
出口配管から分岐している減圧オリフィス３３、逆止弁
３４、遠隔操作弁３５、配管３６とからなるミニマムフ
ローラインの冷却材（炉水、冷却水）の排出先をポンプ
２３のポンプサクションラインとしである。すなわち、
配管３６をポンプ２３の吸込配管に接続しである。
第４図によれば、原子炉停止時の冷却の際、炉水の一部
がミニマムフローラインを通してサプレッションチェン
バ８内に入ることがなくなり、サプレッションチェンバ
８内が放射能により汚染されるのを防止することができ
る。
がミニマムフローラインを通してサプレッションチェン
バ８内に入ることがなくなり、サプレッションチェンバ
８内が放射能により汚染されるのを防止することができ
る。
また、高圧炉心スプレィ系の場合と同様、原子炉格納容
器６のバウンダリの範囲が縮少され、さらには、サプレ
ッションチェンバ８へのポンプ２３を介しての入熱がな
くなるため、サプレッションチェンバ８内の水温が高め
られることがなくなり、安全性の向上をはかることがで
きる。
器６のバウンダリの範囲が縮少され、さらには、サプレ
ッションチェンバ８へのポンプ２３を介しての入熱がな
くなるため、サプレッションチェンバ８内の水温が高め
られることがなくなり、安全性の向上をはかることがで
きる。
第５図、第６図は本発明の他の実施例を示す系統図で、
それぞれ第３図、第４図に相当し、同一部分は同じ符号
で示しである。
それぞれ第３図、第４図に相当し、同一部分は同じ符号
で示しである。
第５図においては、ミニマム７０−ラインの配管４２の
途中に冷却器４３が設けてあり、冷却器４３の冷却源と
しては、ボ／グ３等を冷却している冷却水を使用しであ
る。第５図によれば、ミニマムフローラインを流れる冷
却材がポンプ３からの入熱により水温が上昇するのを防
止することができる。
途中に冷却器４３が設けてあり、冷却器４３の冷却源と
しては、ボ／グ３等を冷却している冷却水を使用しであ
る。第５図によれば、ミニマムフローラインを流れる冷
却材がポンプ３からの入熱により水温が上昇するのを防
止することができる。
また、第６図においては、第５図に同様、ミニマムフロ
ーラインの配管３６の途中に冷却器４４が設けてあり、
冷却器４４の冷却は、ポンプ２３、熱交換器２６を冷却
している冷却水で行っており、第５図と同様の効果を得
ている。
ーラインの配管３６の途中に冷却器４４が設けてあり、
冷却器４４の冷却は、ポンプ２３、熱交換器２６を冷却
している冷却水で行っており、第５図と同様の効果を得
ている。
以上説明したように、本発明によれば、復水貯蔵タンク
内の復水の消費量を少なくでき、かつ、サプレッション
チェンバ内を放射能汚染から防止することができ、原子
力発電所の安全性を向上できるという効果がある。
内の復水の消費量を少なくでき、かつ、サプレッション
チェンバ内を放射能汚染から防止することができ、原子
力発電所の安全性を向上できるという効果がある。
第１図、第２図はそれぞれ従来の原子炉非常用炉心冷却
装置の高圧炉心スプレィ系、残留熱除去系の系統図、第
３図、第４図はそれぞれ本発明の原子炉非常用炉心冷却
装置の高圧炉心スプレィ系、残留熱除去系の一実施例を
示す系統図、第５図。 第６図はそれぞれ第３図、第４図に相当する本発明の他
の実施例を示す系統図である。 １・・・復水貯蔵タンク、２，４，５，９，１０゜１１
．２１，２４，２５，２７，２８，３０゜３１．３２，
３６．４２・・・配管、３，２３．２９・・・ポンプ、
６・・・原子炉格納容器、７・・・原子炉圧力容器、８
・・・サプレッションチェンバ、１３．３３・・・減圧
オリフィス、１４．３４・・・逆止弁、２２゜３５．４
１・・・遠隔操作弁、２６・・・熱交換器、４３゜４４
・・・冷却器。 第 １図 第 ２ 図 第 ３ 図 第Ｓ図
装置の高圧炉心スプレィ系、残留熱除去系の系統図、第
３図、第４図はそれぞれ本発明の原子炉非常用炉心冷却
装置の高圧炉心スプレィ系、残留熱除去系の一実施例を
示す系統図、第５図。 第６図はそれぞれ第３図、第４図に相当する本発明の他
の実施例を示す系統図である。 １・・・復水貯蔵タンク、２，４，５，９，１０゜１１
．２１，２４，２５，２７，２８，３０゜３１．３２，
３６．４２・・・配管、３，２３．２９・・・ポンプ、
６・・・原子炉格納容器、７・・・原子炉圧力容器、８
・・・サプレッションチェンバ、１３．３３・・・減圧
オリフィス、１４．３４・・・逆止弁、２２゜３５．４
１・・・遠隔操作弁、２６・・・熱交換器、４３゜４４
・・・冷却器。 第 １図 第 ２ 図 第 ３ 図 第Ｓ図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、高圧炉心スプレィ系と残留熱除去系とよシなる原子
炉非常用炉心冷却装置において、前記高圧炉心スプレィ
系と残留熱除去系のポンプの起動時の初期に該各ポンプ
の保護のために冷却材を流すポンプミニマムフローライ
ンの前記冷却材の排出先が水源に係りなく前記ポンプの
ポンプサクションラインとしであることを特徴とする原
子炉非常用炉心冷却装置。 ２、前記水源は少なくとも２個所にまたがっている特許
請求の範囲第１項記載の原子炉非常用炉心冷却装置。 ３、前記ポンプミニマムフローラインに冷却器が設けで
ある特許請求の範囲第１項または第２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 |
|---|---|---|---|
| JP56194797A JPS5896288A (ja) | 1981-12-02 | 1981-12-02 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56194797A JPS5896288A (ja) | 1981-12-02 | 1981-12-02 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5896288A true JPS5896288A (ja) | 1983-06-08 |
Family
ID=16330412
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56194797A Pending JPS5896288A (ja) | 1981-12-02 | 1981-12-02 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5896288A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6079293A (ja) * | 1983-10-07 | 1985-05-07 | 株式会社日立製作所 | 非常用炉心冷却系の注水方法 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4973598A (ja) * | 1972-11-24 | 1974-07-16 |
-
1981
- 1981-12-02 JP JP56194797A patent/JPS5896288A/ja active Pending
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4973598A (ja) * | 1972-11-24 | 1974-07-16 |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6079293A (ja) * | 1983-10-07 | 1985-05-07 | 株式会社日立製作所 | 非常用炉心冷却系の注水方法 |
| JPH0556472B2 (ja) * | 1983-10-07 | 1993-08-19 | Hitachi Ltd |
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