JPS59231484A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
- Publication number
- JPS59231484A JPS59231484A JP58106276A JP10627683A JPS59231484A JP S59231484 A JPS59231484 A JP S59231484A JP 58106276 A JP58106276 A JP 58106276A JP 10627683 A JP10627683 A JP 10627683A JP S59231484 A JPS59231484 A JP S59231484A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- core
- water
- channel box
- reactor
- water injection
- 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
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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
- Production Of Liquid Hydrocarbon Mixture For Refining Petroleum (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、沸騰水型原子炉の炉心注水系の改良に関する
。
。
第１図は従来の沸騰水型原子炉の一部断面図である。第
１図において、原子炉圧力容器１０は、横断面が円形を
なし、内部にシュラウド１２が同心状に配置しである。
１図において、原子炉圧力容器１０は、横断面が円形を
なし、内部にシュラウド１２が同心状に配置しである。
原子炉圧力容器１０の内面とシュラウド１２とにより形
成されたアニユラス部１４には、ジェットポンプ１６が
配設され、再循環水出口ノズル１８から導かれた冷却水
を下部プレナムに吐出するようになっている。シュラウ
ド２の内部は、炉心部となってお〃、多数の燃料集合体
２０が配置されている。また、シュラウド１２の内部に
は、チャンネルボックス間およびチャンネルボックスと
シュラウドとの間に炉心／くイパス２２が形成しである
。この炉心ノくイノくス２２には、炉心注水系の冷却水
注入ノズル２４が取り付けである。
成されたアニユラス部１４には、ジェットポンプ１６が
配設され、再循環水出口ノズル１８から導かれた冷却水
を下部プレナムに吐出するようになっている。シュラウ
ド２の内部は、炉心部となってお〃、多数の燃料集合体
２０が配置されている。また、シュラウド１２の内部に
は、チャンネルボックス間およびチャンネルボックスと
シュラウドとの間に炉心／くイパス２２が形成しである
。この炉心ノくイノくス２２には、炉心注水系の冷却水
注入ノズル２４が取り付けである。
燃料集合体２０の上部には、低圧炉心スプレー係２６が
設けてあシ、その上方に高圧炉心スプレー係２８が設け
である。シュラウド内の上部は、シュラウドヘッド３０
によって覆われておシ、このシュラクトヘッド３０に複
数の気水分離器のスタンドバイブ３２が固定しである。
設けてあシ、その上方に高圧炉心スプレー係２８が設け
である。シュラウド内の上部は、シュラウドヘッド３０
によって覆われておシ、このシュラクトヘッド３０に複
数の気水分離器のスタンドバイブ３２が固定しである。
炉心注水系の注水ノズル２４は、第２図に示すようにチ
ャンネルボックス３４の上端よシもやや低い位置に取シ
付けられている。そして、炉心バイパス２２の下端は炉
心サポート３６によシ下部プレナム３８と仕切られてい
る。しかし、炉心サポート３６とチャンネルボックス３
４の下部とには、それぞれｕ：］１口部４０．４が形成
され、冷却水がこれら炉心バイパス２２およびチャンネ
ルボックス３４内を流１）口できるようになっている。
ャンネルボックス３４の上端よシもやや低い位置に取シ
付けられている。そして、炉心バイパス２２の下端は炉
心サポート３６によシ下部プレナム３８と仕切られてい
る。しかし、炉心サポート３６とチャンネルボックス３
４の下部とには、それぞれｕ：］１口部４０．４が形成
され、冷却水がこれら炉心バイパス２２およびチャンネ
ルボックス３４内を流１）口できるようになっている。
なお、注水ノズル２４は、第３図に示すようにシュラウ
ド１２の周方向に複数個（一般には３個）取り付けであ
る。
ド１２の周方向に複数個（一般には３個）取り付けであ
る。
上記の如く構成した沸騰水型原子炉の通常運転は、再循
環水出口ノズル１８によりアニユラス部１４から冷却水
をジェットポンプ１６の上部に導き下部ブレナム３８に
吐出する。下部ブレナム３８に入った冷却水は、チャン
ネルボックス３４および炉心パイ・くス１２内を下方か
ら上方に向けて移動する。そして、冷却材喪失事故が生
じ、圧力容器内の冷却水が流出したときには、高圧炉心
スプレー係２８、低圧炉心スプレー係２６から燃料に直
接冷却水をスプＶ−するとともに、注水ノズル２４を介
し図示しない復水貯蔵タンクまたは２２に冷却水を注入
するようになっている。この注水ノズル２４から炉心バ
イパス２２内に注入された冷却水は、チャンネルボック
ス３４の上方からチャンネルボックス３４内にオーバー
フローし、燃料を冠水する。
環水出口ノズル１８によりアニユラス部１４から冷却水
をジェットポンプ１６の上部に導き下部ブレナム３８に
吐出する。下部ブレナム３８に入った冷却水は、チャン
ネルボックス３４および炉心パイ・くス１２内を下方か
ら上方に向けて移動する。そして、冷却材喪失事故が生
じ、圧力容器内の冷却水が流出したときには、高圧炉心
スプレー係２８、低圧炉心スプレー係２６から燃料に直
接冷却水をスプＶ−するとともに、注水ノズル２４を介
し図示しない復水貯蔵タンクまたは２２に冷却水を注入
するようになっている。この注水ノズル２４から炉心バ
イパス２２内に注入された冷却水は、チャンネルボック
ス３４の上方からチャンネルボックス３４内にオーバー
フローし、燃料を冠水する。
ところが、注水ノズル２４は、第２図に示すように炉心
上端（チャンネルボックス３４上端）よシ低い位置にあ
るため、次のような欠点を生じる。
上端（チャンネルボックス３４上端）よシ低い位置にあ
るため、次のような欠点を生じる。
（１）３系統を設置している炉心注水系の１系統の配管
に破断が生じた場合には、他の２系統をもって炉心バイ
パス２２内に冷却水を注入しても注水ノズル２４が炉心
上端よフ低いため、冷却水がチャンネルボックス３４の
上端よシ上に上昇せず、炉心バイパス２２からチャンネ
ルボックス３４内に冷却水がオーバー７０−することが
ない。
に破断が生じた場合には、他の２系統をもって炉心バイ
パス２２内に冷却水を注入しても注水ノズル２４が炉心
上端よフ低いため、冷却水がチャンネルボックス３４の
上端よシ上に上昇せず、炉心バイパス２２からチャンネ
ルボックス３４内に冷却水がオーバー７０−することが
ない。
（２）注水ノズル２４は、炉心の横方向に位置している
ため、炉心注水系の配管を通してｒ線が直接原子炉圧力
容器１０の外部に放出されることになる。このため、ｒ
線を遮蔽しなければならず原子炉の遮蔽設計ならびに製
作が複雑となる。
ため、炉心注水系の配管を通してｒ線が直接原子炉圧力
容器１０の外部に放出されることになる。このため、ｒ
線を遮蔽しなければならず原子炉の遮蔽設計ならびに製
作が複雑となる。
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、炉心注水系に破断を生じた場合にも炉心バイ
パスからチャンネルボックス内に冷却水を確実にオーバ
ーフローさせることができる沸騰水型原子炉を提供する
ことを目的とする。
たもので、炉心注水系に破断を生じた場合にも炉心バイ
パスからチャンネルボックス内に冷却水を確実にオーバ
ーフローさせることができる沸騰水型原子炉を提供する
ことを目的とする。
本発明は、チャンネルボックス間に形成した炉心バイパ
スに冷却材を注入する炉心注水系の注入口ヲ、前記チャ
ンネルボックスの上端より高くし、炉心注水系の配管に
破損が生じた場合であっても、炉内の冷却水が逆流する
ことがないようにし、炉心バイパスからチャンネルボッ
クス内に確実に冷却水がオーバーフローするように構成
したものである。
スに冷却材を注入する炉心注水系の注入口ヲ、前記チャ
ンネルボックスの上端より高くし、炉心注水系の配管に
破損が生じた場合であっても、炉内の冷却水が逆流する
ことがないようにし、炉心バイパスからチャンネルボッ
クス内に確実に冷却水がオーバーフローするように構成
したものである。
本発明に係る沸騰水型原子炉の好ましい実施例を、添付
図面に従って詳説する。なお、前記従来技術において説
明した部分に対応する部分については、同一の符号を付
しその説明を省略する。
図面に従って詳説する。なお、前記従来技術において説
明した部分に対応する部分については、同一の符号を付
しその説明を省略する。
第４図は、本発明に係る沸騰水型原子炉の実施例の一部
断面図である。第４図において、炉心注水系の注水ノズ
ル４４ば、炉心バイパス２２の上方に位置し、開口部４
６が下方の炉心バイパス２２に向けて設けられている。
断面図である。第４図において、炉心注水系の注水ノズ
ル４４ば、炉心バイパス２２の上方に位置し、開口部４
６が下方の炉心バイパス２２に向けて設けられている。
また、注水ノズル４４は、第５図に示すようにチャンネ
ルボックス３４よりも高い位置に位置してお）、炉心バ
イパス２２に選択的に冷却水を注水できるようになって
いる。この注水ノズル４４は、第６図に示すように従来
と同様に原子炉圧力容器の周方向に沿って３箇所設けら
れている。
ルボックス３４よりも高い位置に位置してお）、炉心バ
イパス２２に選択的に冷却水を注水できるようになって
いる。この注水ノズル４４は、第６図に示すように従来
と同様に原子炉圧力容器の周方向に沿って３箇所設けら
れている。
第７図および第８図に示すように、チャンネルボックス
３４は、上部タイブレート４８と図示しない下部タイプ
レートとが形成する各升目に４体ずつが結合するように
挿入され、各チャンネルボックス３４０間が炉心バイパ
ス２２となっている。
３４は、上部タイブレート４８と図示しない下部タイプ
レートとが形成する各升目に４体ずつが結合するように
挿入され、各チャンネルボックス３４０間が炉心バイパ
ス２２となっている。
上記の如く構成した実施例の沸騰水型原子炉においては
、冷却材喪失事故が発生した場合に、手炉心注水系の圧
水ノズル４４から冷却水を第５図に示すように炉心バイ
パス２２に注水する。注水ノズル４４ば、チャンネルボ
ックス３４の上端よ、！７高い位置、＃Ｄち炉心バイパ
ス２２の上方に設けであるため、炉心注水系の１系統に
破断を生じた場合であっても、他の系統から炉心バイパ
ス２２に注水した冷却水が破断部から流出することがな
く、確実にチャンネルボックス３４の上端からチャンネ
ルボックス３４内にオーバーフロー口、チャンネルボッ
クス３４内の燃料を冠水することができる。しかも、第
８図に示すように、下部ブレナム３８および炉心の崩壊
熱による吹き上げ蒸気のだめに冷却水落下１ｓｔ］害現
象（ＣＣＦＬ）を考慮した場合においても、冷却水はチ
ャンネルボックス３４の上端周辺からチャンネルボック
スの内壁を伝って流れ、チャンネルボックス３４内に容
易に流入することが実験により検証された。まだ、各チ
ャンネルボックス３４の上端は、水平な一様な高さに形
成されており、冷却水が各チャンネルボックス３４内に
均一に流入する。このように、冷却水が炉心バイパス２
２からチャンネルボックス３４内に確実にオーバーフロ
ーするところから、炉心上部よｐチャンネルボックス内
の燃料を冷却する非常用炉心冷却系である高圧炉心スプ
レー係および低圧炉心スプレー係と同一の効果を有し、
この２系統を省略することができ、原子炉の簡素化とコ
スト低減を図ることができる。そして、注水ノズル４４
をチャンネルボックス３４の上端よシも高い位置に設け
たことにより、炉心注水系の配管を通ってｒ線が直接原
子炉圧力容器１０の外部に放出されることが少なくなシ
、原子炉の遮蔽設計および製作の簡素化を図ることがで
きる。
、冷却材喪失事故が発生した場合に、手炉心注水系の圧
水ノズル４４から冷却水を第５図に示すように炉心バイ
パス２２に注水する。注水ノズル４４ば、チャンネルボ
ックス３４の上端よ、！７高い位置、＃Ｄち炉心バイパ
ス２２の上方に設けであるため、炉心注水系の１系統に
破断を生じた場合であっても、他の系統から炉心バイパ
ス２２に注水した冷却水が破断部から流出することがな
く、確実にチャンネルボックス３４の上端からチャンネ
ルボックス３４内にオーバーフロー口、チャンネルボッ
クス３４内の燃料を冠水することができる。しかも、第
８図に示すように、下部ブレナム３８および炉心の崩壊
熱による吹き上げ蒸気のだめに冷却水落下１ｓｔ］害現
象（ＣＣＦＬ）を考慮した場合においても、冷却水はチ
ャンネルボックス３４の上端周辺からチャンネルボック
スの内壁を伝って流れ、チャンネルボックス３４内に容
易に流入することが実験により検証された。まだ、各チ
ャンネルボックス３４の上端は、水平な一様な高さに形
成されており、冷却水が各チャンネルボックス３４内に
均一に流入する。このように、冷却水が炉心バイパス２
２からチャンネルボックス３４内に確実にオーバーフロ
ーするところから、炉心上部よｐチャンネルボックス内
の燃料を冷却する非常用炉心冷却系である高圧炉心スプ
レー係および低圧炉心スプレー係と同一の効果を有し、
この２系統を省略することができ、原子炉の簡素化とコ
スト低減を図ることができる。そして、注水ノズル４４
をチャンネルボックス３４の上端よシも高い位置に設け
たことにより、炉心注水系の配管を通ってｒ線が直接原
子炉圧力容器１０の外部に放出されることが少なくなシ
、原子炉の遮蔽設計および製作の簡素化を図ることがで
きる。
第９図は従来の沸騰水型原子炉と実施例に係る弊ル９水
型原子炉における冷云０材喪失事故を想定した場合の比
較を示したものである。図から明らかな如く、炉心注水
系の１系統の配管に破断が生じた場合であっても、冷却
材をチャンネルボックス３４内に確実にオーバーフロー
させることができ、炉心を完全に冠水させることができ
る。従って、実線に示した本実施例にあっては、燃料棒
の温度上昇を抑えることができ、表面温度が従来に比較
し低く保つことができる。
型原子炉における冷云０材喪失事故を想定した場合の比
較を示したものである。図から明らかな如く、炉心注水
系の１系統の配管に破断が生じた場合であっても、冷却
材をチャンネルボックス３４内に確実にオーバーフロー
させることができ、炉心を完全に冠水させることができ
る。従って、実線に示した本実施例にあっては、燃料棒
の温度上昇を抑えることができ、表面温度が従来に比較
し低く保つことができる。
第１０図および第１１図は、本発明に係る沸騰水型原子
炉の他の実施例を示したものである。本実施例にあって
は、炉心注水系の注水ノズル４４にヘツタ゛管５２およ
びノズル５４が取り付けておる。このようにすることに
より、原子炉圧力容器１０内に供給する冷屑］水の辰Ｌ
ＩＴ１積を大きくすることができ、原子炉圧力容器内の
蒸気の凝縮効果を上げ、原子炉圧力容器内の減圧を促進
することができる。址だ、本実施例においては冷却水を
ノズル５４から噴射するようにしであるため、炉心注水
系配管に破断が生じた際には、原子炉圧力容器内におけ
る開口面積が小さいため、原子炉圧力容器１０外に放出
される冷却水の量を少なくすることができる。
炉の他の実施例を示したものである。本実施例にあって
は、炉心注水系の注水ノズル４４にヘツタ゛管５２およ
びノズル５４が取り付けておる。このようにすることに
より、原子炉圧力容器１０内に供給する冷屑］水の辰Ｌ
ＩＴ１積を大きくすることができ、原子炉圧力容器内の
蒸気の凝縮効果を上げ、原子炉圧力容器内の減圧を促進
することができる。址だ、本実施例においては冷却水を
ノズル５４から噴射するようにしであるため、炉心注水
系配管に破断が生じた際には、原子炉圧力容器内におけ
る開口面積が小さいため、原子炉圧力容器１０外に放出
される冷却水の量を少なくすることができる。
以上説明したように本発明によれば、炉心注水系の炉心
バイパスへの注入口をチャンネルボックスの上端より高
い位置に取シ付けることにより、炉心注水系配管が破断
した場合であっても、冷却水を炉心バイパスからチャン
ネルボックス内に確実にオーバーフローさせることがで
きる。
バイパスへの注入口をチャンネルボックスの上端より高
い位置に取シ付けることにより、炉心注水系配管が破断
した場合であっても、冷却水を炉心バイパスからチャン
ネルボックス内に確実にオーバーフローさせることがで
きる。
第１図は従来の沸騰水型原子炉の一部断面図、第２図は
従来の沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故時における炉心
冷却の状態を示す図、第３図は従来の沸騰水型原子炉に
おける注水ノズルの配置状態を示す図、第４図は本発明
に係る沸騰水型原子炉の実施例の一部断面図、第５図は
前記実施例の冷却材喪失事故時における炉心冷却の状態
を示す図、第６図は前記実施例の注水ノズルの配置状態
を示す図、第７図は沸騰水型原子炉の炉心の一部平面図
、第８図は第７図の■−■線に沿う断面図、第９図は従
来の沸騰水型原子炉と本発明の実施例に係る沸騰水型原
子炉の冷却材喪失事故時における炉心冷却に伴う燃料棒
の表面温度の変化を示す図、第１０図および第１１図は
本発明に係る沸騰水型原子炉の他の実施例の説明図であ
る。 １０・・・原子炉圧力容器、２０・・・燃料集合体、２
２・・・炉心バイパス、２４．４４・・・注水ノズル、
３４゛・・チャンネルボックス。 代理人 弁理士 鵜沼辰之 第１囚 第２囚 第４０ 第ζロ アθ 娯ム国 篠ｒＴの 晒ｑ口
従来の沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故時における炉心
冷却の状態を示す図、第３図は従来の沸騰水型原子炉に
おける注水ノズルの配置状態を示す図、第４図は本発明
に係る沸騰水型原子炉の実施例の一部断面図、第５図は
前記実施例の冷却材喪失事故時における炉心冷却の状態
を示す図、第６図は前記実施例の注水ノズルの配置状態
を示す図、第７図は沸騰水型原子炉の炉心の一部平面図
、第８図は第７図の■−■線に沿う断面図、第９図は従
来の沸騰水型原子炉と本発明の実施例に係る沸騰水型原
子炉の冷却材喪失事故時における炉心冷却に伴う燃料棒
の表面温度の変化を示す図、第１０図および第１１図は
本発明に係る沸騰水型原子炉の他の実施例の説明図であ
る。 １０・・・原子炉圧力容器、２０・・・燃料集合体、２
２・・・炉心バイパス、２４．４４・・・注水ノズル、
３４゛・・チャンネルボックス。 代理人 弁理士 鵜沼辰之 第１囚 第２囚 第４０ 第ζロ アθ 娯ム国 篠ｒＴの 晒ｑ口
Claims (1)
- １、燃料を収納するチャンネルボックスと、チャンネル
ボックス間に形成した冷却材が流通する炉心バイパスと
、冷却材喪失事故時にこの炉心・くイバスに冷却水を注
入する炉心注水系とを備えた沸騰水型原子炉において、
前記炉心注水系の前記炉心バイパスへの注入口を前記チ
ャンネルボックスの上端より高くしたことを特徴とする
沸騰水型、＠子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58106276A JPS59231484A (ja) | 1983-06-14 | 1983-06-14 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58106276A JPS59231484A (ja) | 1983-06-14 | 1983-06-14 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59231484A true JPS59231484A (ja) | 1984-12-26 |
Family
ID=14429551
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58106276A Pending JPS59231484A (ja) | 1983-06-14 | 1983-06-14 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59231484A (ja) |
-
1983
- 1983-06-14 JP JP58106276A patent/JPS59231484A/ja active Pending
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