JPS60100794A - 加圧水型原子炉装置 - Google Patents
加圧水型原子炉装置Info
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- JPS60100794A JPS60100794A JP59218807A JP21880784A JPS60100794A JP S60100794 A JPS60100794 A JP S60100794A JP 59218807 A JP59218807 A JP 59218807A JP 21880784 A JP21880784 A JP 21880784A JP S60100794 A JPS60100794 A JP S60100794A
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- water
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
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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
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Paper (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、加圧木型原子炉における冷却材喪失事故の場
合に環境を保護するものであって、原子炉系統の格納容
器外にあり放射性の一次冷却水を圧送及び循環する設備
を含む保護システムに関す −るものである。
合に環境を保護するものであって、原子炉系統の格納容
器外にあり放射性の一次冷却水を圧送及び循環する設備
を含む保護システムに関す −るものである。
冷却材喪失事故の場合に冷却材流体を原子炉容器内に注
入するのに使用するシステムは数多く案出されてきた。
入するのに使用するシステムは数多く案出されてきた。
一般に、これ等のシステムーは一次冷却材系統における
どんな破断も検知する手段と、緊急冷却水を原子炉容器
内、に注入して原子炉炉心を冷却するポンプ及び弁とを
有する。炉心と接触後の緊急冷却水は収集し、熱交換器
によって冷却しながら再循環し、停止が行なわれるまで
炉心の更なる冷却のためリサイクルしなければならない
。
どんな破断も検知する手段と、緊急冷却水を原子炉容器
内、に注入して原子炉炉心を冷却するポンプ及び弁とを
有する。炉心と接触後の緊急冷却水は収集し、熱交換器
によって冷却しながら再循環し、停止が行なわれるまで
炉心の更なる冷却のためリサイクルしなければならない
。
原子力発電プラント用の緊急冷却系統の例は下記の米国
特許に記載されている。即ち、米国特許第:ll、64
9,451号明細書は、ホウ素含有水のような冷脚材流
体を使用して原子炉容器を含むドライウェルを原子炉容
器以下のレベル主で満たし、−次冷却系統の冷却材喪失
源からの冷却材流体を使用して前記ドライウェルを炉心
を保護するのに十分なレベルまで満たす格納容器システ
ムを開示している。米国特許第3,702.28!号明
細訂は、緊急冷却水源が原子炉のシールドにもなってお
り、また緊急冷却水の循環用ポンプが格納容器の外側に
設けられている原子炉系統を開示している。米国特許第
3.718,539号明細書においては、原T炉の格納
容器が完全に外側格納遮蔽構造内に入っており、該構造
内には発電プラントから放出された蒸気を凝縮するため
の蒸気止めプールも含まれている。この系統内には種々
の炉心冷却装置が組み込まれている。米国特許第3,8
59,166号においては、冷却材貯蔵タンク兼用水溜
めが格納容器内に配設されており、一方、原子炉の種々
の冷却系統用ポンプ装置が格納容器外に配設されている
。
特許に記載されている。即ち、米国特許第:ll、64
9,451号明細書は、ホウ素含有水のような冷脚材流
体を使用して原子炉容器を含むドライウェルを原子炉容
器以下のレベル主で満たし、−次冷却系統の冷却材喪失
源からの冷却材流体を使用して前記ドライウェルを炉心
を保護するのに十分なレベルまで満たす格納容器システ
ムを開示している。米国特許第3,702.28!号明
細訂は、緊急冷却水源が原子炉のシールドにもなってお
り、また緊急冷却水の循環用ポンプが格納容器の外側に
設けられている原子炉系統を開示している。米国特許第
3.718,539号明細書においては、原T炉の格納
容器が完全に外側格納遮蔽構造内に入っており、該構造
内には発電プラントから放出された蒸気を凝縮するため
の蒸気止めプールも含まれている。この系統内には種々
の炉心冷却装置が組み込まれている。米国特許第3,8
59,166号においては、冷却材貯蔵タンク兼用水溜
めが格納容器内に配設されており、一方、原子炉の種々
の冷却系統用ポンプ装置が格納容器外に配設されている
。
従って、緊急冷却系統は一般に緊急冷却水源のタンクそ
の他の容器を含み、このタンクを格納容器の外側又は内
側に配設することがでさる。、 :i:た、再循環した
緊急冷却水を冷却するための熱交換ユニットを格納容器
の外側又は内側に配設することができる。しカル、緊急
冷却水循環系統と共1こイ史用するポンプ装置(その内
の複数は運転を保証するため別個に配設されている )
は、格納容器とは別の環境においてポンプ装置に刻する
日常の検査及び保守を行い得るようtこ、格納容器外に
配設虻ることが好ましい。
の他の容器を含み、このタンクを格納容器の外側又は内
側に配設することがでさる。、 :i:た、再循環した
緊急冷却水を冷却するための熱交換ユニットを格納容器
の外側又は内側に配設することができる。しカル、緊急
冷却水循環系統と共1こイ史用するポンプ装置(その内
の複数は運転を保証するため別個に配設されている )
は、格納容器とは別の環境においてポンプ装置に刻する
日常の検査及び保守を行い得るようtこ、格納容器外に
配設虻ることが好ましい。
ポンプ装置を格納容器の外側に配設す7tj!’、)咎
在的に高放射性の流体を、冷却材喪失事故σ)場合に、
格納容器外側の配管中を再循環させる必要がある。この
ような格納容器外側の配管が破断すれば、放射性流体が
環境に放出されることになる。
在的に高放射性の流体を、冷却材喪失事故σ)場合に、
格納容器外側の配管中を再循環させる必要がある。この
ような格納容器外側の配管が破断すれば、放射性流体が
環境に放出されることになる。
流体は設備及び機器にかかり、補助建屋−\の接近を拒
む。格納容器外側での配管破断によI)起こ1)うる汚
染を回避するため、格納容器内側にポンプ装置を配置す
ることも提案され、限られた程度ではあるが使用されて
きたが、この配置は冷却材喪失事故の後にポンプ装置に
接近することを考えておらず、また通常の発電プラント
運転中には限られた接近のみを許容するに過ぎない。
む。格納容器外側での配管破断によI)起こ1)うる汚
染を回避するため、格納容器内側にポンプ装置を配置す
ることも提案され、限られた程度ではあるが使用されて
きたが、この配置は冷却材喪失事故の後にポンプ装置に
接近することを考えておらず、また通常の発電プラント
運転中には限られた接近のみを許容するに過ぎない。
本発明の目的は、冷却材喪失事故の際に使用するもので
あって、緊急冷却材の循環用ポンプは格納容器の外側に
配設されており、流体が循環する導管及びポンプは破損
しても環境を汚染することのないシステムを提供するこ
とである。
あって、緊急冷却材の循環用ポンプは格納容器の外側に
配設されており、流体が循環する導管及びポンプは破損
しても環境を汚染することのないシステムを提供するこ
とである。
この目的から本発明は、緊急冷却水を供給する緊急冷却
水貯蔵タンクと、格納容器の外部に配設され、主冷却材
喪失事故の場合に使用して、冷却材としての緊急水を格
納容器の壁を通して引き出し該格納容器の壁を通して戻
すと共に、原子炉炉心の冷却材として使用する前に熱交
換器に貫流させる手段とを有する加圧水型原子炉装置に
おいて、格納容器の壁近くでその外側に配設される囲い
と、外側入口ケーシング内に囲まれ、格納容器の内部及
び前記囲いの内部を連絡すると共に、緊急冷却水貯蔵部
に接続される入口導管と、外側出口ケーシングを貫き、
前記囲いから格納容器内へ延びる出口導管と、冷却材を
格納容器内の緊急冷却水貯蔵部から圧送して前記入ロ導
管番二通し、そして、1B口導管を介して格納容器の内
部に戻す1己1川ν・内のポンプ装置とを備えて(1て
、該+1(ン7°装置(±Ii」記囲い外から取1)出
し交換可能であることを特徴とするものである。
水貯蔵タンクと、格納容器の外部に配設され、主冷却材
喪失事故の場合に使用して、冷却材としての緊急水を格
納容器の壁を通して引き出し該格納容器の壁を通して戻
すと共に、原子炉炉心の冷却材として使用する前に熱交
換器に貫流させる手段とを有する加圧水型原子炉装置に
おいて、格納容器の壁近くでその外側に配設される囲い
と、外側入口ケーシング内に囲まれ、格納容器の内部及
び前記囲いの内部を連絡すると共に、緊急冷却水貯蔵部
に接続される入口導管と、外側出口ケーシングを貫き、
前記囲いから格納容器内へ延びる出口導管と、冷却材を
格納容器内の緊急冷却水貯蔵部から圧送して前記入ロ導
管番二通し、そして、1B口導管を介して格納容器の内
部に戻す1己1川ν・内のポンプ装置とを備えて(1て
、該+1(ン7°装置(±Ii」記囲い外から取1)出
し交換可能であることを特徴とするものである。
本発明は、添付図面に例示したその好適な実施例に関す
る下記の説明から一層容易に明らめ・どなろう。
る下記の説明から一層容易に明らめ・どなろう。
本発明は、加圧水型原子炉の一次冷却ltA系統におけ
る冷却材喪失事故の場合、冷却材循環用のポンプを、格
納容器の外側におり1て、雰囲気に対して封止されてい
る囲い内に配置するものである。
る冷却材喪失事故の場合、冷却材循環用のポンプを、格
納容器の外側におり1て、雰囲気に対して封止されてい
る囲い内に配置するものである。
全ての導管及びポンプ装置が別々の囲(・内にあるこの
配置は、囲いからの汚染水が雰囲気にさらされるのを避
けると共に、このような汚染水を局部的な、封止された
領域に閉じ込める。通常、依存可能な冷却材源を確保す
るように、一つの原子炉系統について複数のかかるポン
プ及び再循環系統が設けられている。
配置は、囲いからの汚染水が雰囲気にさらされるのを避
けると共に、このような汚染水を局部的な、封止された
領域に閉じ込める。通常、依存可能な冷却材源を確保す
るように、一つの原子炉系統について複数のかかるポン
プ及び再循環系統が設けられている。
図面においで、第1図は本発明の一実施例を示しており
、冷却材の導管及びポンプ装置は格納容器内の水溜め領
域にある格納容器壁近くの金属製タンク内に設けられて
いる。格納容器1は原子炉容器、−次冷却材ループ、蒸
気発生器、二次蒸気及び水ループのような加圧木型原子
炉装置の通常の諸構成要素や、高圧冷却系統、低圧冷却
系統、スプレー系統のような諸緊急クールダウン系統の
幾つかの部分を含んでおり、これ等は全て通常の栴造の
ものであり、図示はしない。
、冷却材の導管及びポンプ装置は格納容器内の水溜め領
域にある格納容器壁近くの金属製タンク内に設けられて
いる。格納容器1は原子炉容器、−次冷却材ループ、蒸
気発生器、二次蒸気及び水ループのような加圧木型原子
炉装置の通常の諸構成要素や、高圧冷却系統、低圧冷却
系統、スプレー系統のような諸緊急クールダウン系統の
幾つかの部分を含んでおり、これ等は全て通常の栴造の
ものであり、図示はしない。
格納容器1は基底3及び側壁5を何し、基底3には水溜
め7が設けられてν・で、原子炉の炉心を水で溢水する
冷却祠喪失事故その他の緊急停止の後に溢水を収集する
。格納容器1の1lIQ壁5の近傍且つ格納容器1の外
側に配置すれているのは囲い9であって、該聞い9は、
その内部11を雰囲気から遮蔽する金属材料のような材
料で形成されてし・る。図示の竪型ポンプ或は水平ポン
プのようなポンプ13はその駆動用のモータ15と共に
囲い9内で完全に支持されている。所望ならば、そ−タ
15は囲い内に配設する必要はないが、適切な封止装置
が設けられていてモータ及びポンプ間の囲し)壁を封止
しでいれば、囲いの外側にあってもよ1)。
め7が設けられてν・で、原子炉の炉心を水で溢水する
冷却祠喪失事故その他の緊急停止の後に溢水を収集する
。格納容器1の1lIQ壁5の近傍且つ格納容器1の外
側に配置すれているのは囲い9であって、該聞い9は、
その内部11を雰囲気から遮蔽する金属材料のような材
料で形成されてし・る。図示の竪型ポンプ或は水平ポン
プのようなポンプ13はその駆動用のモータ15と共に
囲い9内で完全に支持されている。所望ならば、そ−タ
15は囲い内に配設する必要はないが、適切な封止装置
が設けられていてモータ及びポンプ間の囲し)壁を封止
しでいれば、囲いの外側にあってもよ1)。
入口導管17は格納容器内の水溜め7とポンプ13の入
口19との間を連絡している。入口導管17は格納容器
の側壁5を通過する際に遮蔽導管、即ち外側入口ケーシ
ング21によって囲まれており、またベローズのような
フランジ23が設けられていて格納容器の側壁5及び囲
い9の壁25で入口導管17と遮蔽導管21との間の領
域を封止する。弁27及び破裂ディスク29は囲い9内
の入口導管17に配設されでいる。ポンプ13の出口3
3及び格納容器1の内部を連絡する出口導管31も格納
容器の側壁5を貫通する際、遮蔽導管、即ち外側出口ケ
ーシング35によって囲まれており、フランジ37が格
納容器の側壁5及び囲い9の壁25の双方で出口導管:
l+、!:遮蔽導管35との開の領域を封止している。
口19との間を連絡している。入口導管17は格納容器
の側壁5を通過する際に遮蔽導管、即ち外側入口ケーシ
ング21によって囲まれており、またベローズのような
フランジ23が設けられていて格納容器の側壁5及び囲
い9の壁25で入口導管17と遮蔽導管21との間の領
域を封止する。弁27及び破裂ディスク29は囲い9内
の入口導管17に配設されでいる。ポンプ13の出口3
3及び格納容器1の内部を連絡する出口導管31も格納
容器の側壁5を貫通する際、遮蔽導管、即ち外側出口ケ
ーシング35によって囲まれており、フランジ37が格
納容器の側壁5及び囲い9の壁25の双方で出口導管:
l+、!:遮蔽導管35との開の領域を封止している。
弁39は囲い9内で出口導管31に配設されている。出
口導管;31は、格納容器1内の位置で、逆止弁41を
有すると共に管43に放出する。管43は格納容器1内
の原子炉冷却系統に接続されている。第1図の実施例に
おいては、格納容器1及び囲い9の外側の貯蔵タンク4
5は燃料交換又は緊急用の冷却材水源となっており、導
管47が囲いの側壁25を、111通しポンプ13の別
の入口49に連絡しており、導管47には弁51及び逆
止弁53がある。
口導管;31は、格納容器1内の位置で、逆止弁41を
有すると共に管43に放出する。管43は格納容器1内
の原子炉冷却系統に接続されている。第1図の実施例に
おいては、格納容器1及び囲い9の外側の貯蔵タンク4
5は燃料交換又は緊急用の冷却材水源となっており、導
管47が囲いの側壁25を、111通しポンプ13の別
の入口49に連絡しており、導管47には弁51及び逆
止弁53がある。
原子炉の一次冷却材が喪失した場合、再循環系統が作動
する。最初に、貯蔵タンク45がらの緊急冷却水がポン
プ13によって出口導管31を通り格納容器1に流入す
る。この冷却材水は格納容器1内の種々の冷却系統に用
いられ原子炉を溢水する。
する。最初に、貯蔵タンク45がらの緊急冷却水がポン
プ13によって出口導管31を通り格納容器1に流入す
る。この冷却材水は格納容器1内の種々の冷却系統に用
いられ原子炉を溢水する。
高温になった溢水冷却材は水溜め7に集まり、冷却され
再循環されねばならない。水溜め7に集まった冷却利水
は入口導管17を経て弁27にょ9ポンプ13に向けら
れ、該ポンプ13がら圧送されて弁39及び出口導管3
1を通り、格納容器1に戻る。格納容器1内の図示しな
い熱交換器は再循環した水を冷却しそれを原子炉の溢水
の際における再使用のため流すように使用される。格納
容器1の内部と囲い9の内部との間で入口導管17又は
出口導管31のどちらかが破断した場合、外側ケーシン
グ21及び35には水が入り、再循環には影響が及ばな
い。入口導管17が囲い9内、即ちポンプ13の吸込み
側で損傷すると、囲いは単に水で満たされるだけであり
、格納容器と同じ約2.8〜4.2KB/Cm2の圧力
になり、ポンプを通る水の再循環は依然として続くが、
囲いの外側の環境は保護される。囲い9の内側の位置で
出口導管31が損傷すると、囲いは水で満たされ、ポン
プ作用により圧力が上がって、破裂ディスク29に破裂
を生ゼしぬる圧力になる。破裂ディスク29が破断する
と、囲い内の冷却材は囲い内の入口導管17に戻り、ポ
ンプが停止するまで囲い内に冷却材の閉じた再循環ルー
プができる。一般的には、約7〜10.5Kg/c+o
’の圧力で破断する破裂ディスクが好適である。ポンプ
が停止すると、複数のポンプの内の別のポンプが冷却材
の再循環のために使用され、損傷した導管からの囲い9
内の冷却材流体は環境に対して封止される。
再循環されねばならない。水溜め7に集まった冷却利水
は入口導管17を経て弁27にょ9ポンプ13に向けら
れ、該ポンプ13がら圧送されて弁39及び出口導管3
1を通り、格納容器1に戻る。格納容器1内の図示しな
い熱交換器は再循環した水を冷却しそれを原子炉の溢水
の際における再使用のため流すように使用される。格納
容器1の内部と囲い9の内部との間で入口導管17又は
出口導管31のどちらかが破断した場合、外側ケーシン
グ21及び35には水が入り、再循環には影響が及ばな
い。入口導管17が囲い9内、即ちポンプ13の吸込み
側で損傷すると、囲いは単に水で満たされるだけであり
、格納容器と同じ約2.8〜4.2KB/Cm2の圧力
になり、ポンプを通る水の再循環は依然として続くが、
囲いの外側の環境は保護される。囲い9の内側の位置で
出口導管31が損傷すると、囲いは水で満たされ、ポン
プ作用により圧力が上がって、破裂ディスク29に破裂
を生ゼしぬる圧力になる。破裂ディスク29が破断する
と、囲い内の冷却材は囲い内の入口導管17に戻り、ポ
ンプが停止するまで囲い内に冷却材の閉じた再循環ルー
プができる。一般的には、約7〜10.5Kg/c+o
’の圧力で破断する破裂ディスクが好適である。ポンプ
が停止すると、複数のポンプの内の別のポンプが冷却材
の再循環のために使用され、損傷した導管からの囲い9
内の冷却材流体は環境に対して封止される。
入口導管17又は出口導管31の損傷、或はポンプの損
傷の場合でさえも、流体は何等環境に放出されず、作業
員が直接に処置を取ったり、自動的な処置を取ったりす
ることを必要としない。
傷の場合でさえも、流体は何等環境に放出されず、作業
員が直接に処置を取ったり、自動的な処置を取ったりす
ることを必要としない。
第2図に示した実施例においては、燃料交換及び緊急用
の冷却材水源は格納容器1内にある。図示のよ、うに、
弁27及び破裂ディスク29を有する入口導管17並び
に弁39を有する出口導管31と同様に、ポンプ13は
囲い9内に入っている。金属製囲い9はコンクリートそ
の他の外側覆い55内に入るものとして図示されており
、ポンプ13のモータ15は囲い9の外側に配設され、
シール57が設けられている。外側覆い55はポンプモ
ータ15への接近のためマンホール59を有する。水源
61は格納容器1内に設けられており、入口導管17が
符号63で示すようにこの水源と連絡している。水は格
納容器内のバリヤー65間に格納容器の床レベル以下に
入っており、水の上にカバー67が設けられている。バ
ッフル69は水の流れを制御すると共に、もし存在すれ
ば固体物を沈降させるために使用する。格納容器の床に
は水溜め71がバリヤー65及び四部73によって形成
されている。バリヤー65の土壁部75は、図示のよう
に、格納容器1の床3よすF方にある。
の冷却材水源は格納容器1内にある。図示のよ、うに、
弁27及び破裂ディスク29を有する入口導管17並び
に弁39を有する出口導管31と同様に、ポンプ13は
囲い9内に入っている。金属製囲い9はコンクリートそ
の他の外側覆い55内に入るものとして図示されており
、ポンプ13のモータ15は囲い9の外側に配設され、
シール57が設けられている。外側覆い55はポンプモ
ータ15への接近のためマンホール59を有する。水源
61は格納容器1内に設けられており、入口導管17が
符号63で示すようにこの水源と連絡している。水は格
納容器内のバリヤー65間に格納容器の床レベル以下に
入っており、水の上にカバー67が設けられている。バ
ッフル69は水の流れを制御すると共に、もし存在すれ
ば固体物を沈降させるために使用する。格納容器の床に
は水溜め71がバリヤー65及び四部73によって形成
されている。バリヤー65の土壁部75は、図示のよう
に、格納容器1の床3よすF方にある。
液面指示器77を使用して水61のレベルを監視するこ
とができる。
とができる。
本発明のこの実施例は、緊急冷却水源が格納容器1内の
水61である点を除いて、第1図の実施例と同様の方法
で動作する。冷却材の喪失事故の場合、溢水が格納容器
1内の原子炉に注入されるとき、注入水は水溜め71内
にドレンされ、そのレベルがバリヤー65の土壁部75
に達すると、水はバッフル69を越えて流れ、入口導管
17、ポンプ13及び出口導管31を通って格納容器内
に配設された熱交換器に再循環し、原子炉の炉心を更に
冷却するため再使用される。
水61である点を除いて、第1図の実施例と同様の方法
で動作する。冷却材の喪失事故の場合、溢水が格納容器
1内の原子炉に注入されるとき、注入水は水溜め71内
にドレンされ、そのレベルがバリヤー65の土壁部75
に達すると、水はバッフル69を越えて流れ、入口導管
17、ポンプ13及び出口導管31を通って格納容器内
に配設された熱交換器に再循環し、原子炉の炉心を更に
冷却するため再使用される。
第3図及び第4図に示された実施例においては、囲いは
燃料交換及び緊急水の貯蔵タンクとしても機能する。図
示のように、囲い9はコンクリート製その他のパッド8
1上に来った水平IIJi置きの円筒形囲いであり、パ
ッド81は垂下する縦部分83を有しその中にポンプ1
3の下方部分が入っている。囲い9の大きさは、緊急及
び燃料交換用の水85の容器として機能できるようなも
のである。入口導管17は囲い9内に破裂ディスク29
及び弁27を有し、出口導管31は囲い内に弁39を有
する。格納容器1内の水溜め7がらの注入水は移動して
囲い内に入り、格納容器1内の熱交換器に戻される。ポ
ンプ13は、人口導管17内に直接の結合部を有すると
いうよりも、貯蔵された水85の水面下に入口19を有
し、入口導管17は注入水をポンプ13の入口19がら
離れた位置で囲い内に弁27を介して放出する。入口導
管17には格納容器1内で別の弁87が設けられていて
、囲い9内の弁27が損傷した場合の後@遮断弁として
機能している。
燃料交換及び緊急水の貯蔵タンクとしても機能する。図
示のように、囲い9はコンクリート製その他のパッド8
1上に来った水平IIJi置きの円筒形囲いであり、パ
ッド81は垂下する縦部分83を有しその中にポンプ1
3の下方部分が入っている。囲い9の大きさは、緊急及
び燃料交換用の水85の容器として機能できるようなも
のである。入口導管17は囲い9内に破裂ディスク29
及び弁27を有し、出口導管31は囲い内に弁39を有
する。格納容器1内の水溜め7がらの注入水は移動して
囲い内に入り、格納容器1内の熱交換器に戻される。ポ
ンプ13は、人口導管17内に直接の結合部を有すると
いうよりも、貯蔵された水85の水面下に入口19を有
し、入口導管17は注入水をポンプ13の入口19がら
離れた位置で囲い内に弁27を介して放出する。入口導
管17には格納容器1内で別の弁87が設けられていて
、囲い9内の弁27が損傷した場合の後@遮断弁として
機能している。
第5図及び第6図に示された更に別の実施例においては
、囲い9は、ポンプ及び循環導管を含む他に、熱交換ユ
ニットを含んでいる。図示のように、囲い9は分割壁9
5によって二つの部分91及び93に分割されている。
、囲い9は、ポンプ及び循環導管を含む他に、熱交換ユ
ニットを含んでいる。図示のように、囲い9は分割壁9
5によって二つの部分91及び93に分割されている。
注入水は、格納容器1の水溜め7がら外側ケーシング2
1内に囲まれた入口導管17を通り、囲い9の部分91
内のポンプ13に指向される。ポンプ13は竪型ポンプ
として図示されているが横型でもよい。入口導t’17
は破裂ディスク29及び逆止弁97も含む。ポンプ13
はモータ15によって駆動され、再循環配管を囲い9の
部分93内に入れた状態で、水を、分割壁95を貫通す
る接続導管99を介して熱交換ユニット101に指向さ
せる。接続導管99は、所望ならばそこを通る流れを遮
断できるように、弁103を含む。再循環水を冷却する
熱交換器101がらの水は、囲い9の部分93の内部と
格納容器1の内部との開で外側ケーシング35によって
囲まれた、弁39を含む出口導管31内を流れる。緊急
冷却水源は囲い9の外側にあるものとして示しであるが
、格納容器内でもよしこの水の流れは管47及び弁53
を介して入口49に行き、ここからポンプ13の入口1
9に流入する。
1内に囲まれた入口導管17を通り、囲い9の部分91
内のポンプ13に指向される。ポンプ13は竪型ポンプ
として図示されているが横型でもよい。入口導t’17
は破裂ディスク29及び逆止弁97も含む。ポンプ13
はモータ15によって駆動され、再循環配管を囲い9の
部分93内に入れた状態で、水を、分割壁95を貫通す
る接続導管99を介して熱交換ユニット101に指向さ
せる。接続導管99は、所望ならばそこを通る流れを遮
断できるように、弁103を含む。再循環水を冷却する
熱交換器101がらの水は、囲い9の部分93の内部と
格納容器1の内部との開で外側ケーシング35によって
囲まれた、弁39を含む出口導管31内を流れる。緊急
冷却水源は囲い9の外側にあるものとして示しであるが
、格納容器内でもよしこの水の流れは管47及び弁53
を介して入口49に行き、ここからポンプ13の入口1
9に流入する。
この実施例においては、原子炉の炉心の通常のクールダ
ウン又は燃料交換中、冷却水を冷却し循環させるため、
囲い9内のポンプ13及び熱交換器101を使用するた
めの用意がなされている。封止フランジ109を有する
外側ケーシング107内に入っている残留熱除去用の入
口導管105は、格納容器1の側壁5及び囲い9の壁2
5を貫通する。この残習熟除去用入口導管105は弁1
11を有すると共に、囲い9の第1部分91内の入口導
管17と連絡している。囲い9の第2部分93にある出
1コ導管31は残留熱除去用出口導管113と連絡して
おり、弁115を有する該出口導管113は、囲い9の
内部と格納容器lの内部とのnnに封止用7ランノ11
9を有する外側ケーシング117内に入っている。
ウン又は燃料交換中、冷却水を冷却し循環させるため、
囲い9内のポンプ13及び熱交換器101を使用するた
めの用意がなされている。封止フランジ109を有する
外側ケーシング107内に入っている残留熱除去用の入
口導管105は、格納容器1の側壁5及び囲い9の壁2
5を貫通する。この残習熟除去用入口導管105は弁1
11を有すると共に、囲い9の第1部分91内の入口導
管17と連絡している。囲い9の第2部分93にある出
1コ導管31は残留熱除去用出口導管113と連絡して
おり、弁115を有する該出口導管113は、囲い9の
内部と格納容器lの内部とのnnに封止用7ランノ11
9を有する外側ケーシング117内に入っている。
第7図に略示したように、熱交換ユニッ)101は囲い
9の第2部分93内に配設された接続環’I!’99及
び出口導管31を有する。支持及び封止装置121が熱
交換器1.01と囲い9の頂壁との間の接続部を封止す
る。熱交換器101において冷却され、そして出口導!
’31をM流する循環水から11す接的に熱を除去する
二次的冷却材水は管123がら入って、管125から出
る。
9の第2部分93内に配設された接続環’I!’99及
び出口導管31を有する。支持及び封止装置121が熱
交換器1.01と囲い9の頂壁との間の接続部を封止す
る。熱交換器101において冷却され、そして出口導!
’31をM流する循環水から11す接的に熱を除去する
二次的冷却材水は管123がら入って、管125から出
る。
上述した残留熱除去系統は次ぎのようにして使用する。
例えば通常の停止又は燃料交換のため、原子炉を二次冷
却系統によって達成される温度以下に原子炉の炉心を冷
却すべきときには、原子炉の炉心からの水を残留熱除去
用入口導管105に送る。その復水は弁111を通って
入口導管17に入りポンプ13に行き、入口19を通っ
てポンプに行(。
却系統によって達成される温度以下に原子炉の炉心を冷
却すべきときには、原子炉の炉心からの水を残留熱除去
用入口導管105に送る。その復水は弁111を通って
入口導管17に入りポンプ13に行き、入口19を通っ
てポンプに行(。
ポンプ13は水を接続゛導管99及び弁103を介して
熱交換ユニット101に送る。熱交換ユニット101に
おいて冷却後の水は、出口導管31を貫流する。弁39
が閉位置にあり、弁115が開位置にあれは、冷却され
た残留熱除去水は、残留熱除去用11冒二1導管113
を通って原子炉の炉心に戻り、更に再循環する。上述し
た配列は緊急冷却材系統及び残留熱除去系統の双方が囲
い9内に入り環境に対して封止されるようにする。
熱交換ユニット101に送る。熱交換ユニット101に
おいて冷却後の水は、出口導管31を貫流する。弁39
が閉位置にあり、弁115が開位置にあれは、冷却され
た残留熱除去水は、残留熱除去用11冒二1導管113
を通って原子炉の炉心に戻り、更に再循環する。上述し
た配列は緊急冷却材系統及び残留熱除去系統の双方が囲
い9内に入り環境に対して封止されるようにする。
第1図は、格納容器の側壁の近くに緊急冷却材循環用の
ポンプ装置を有する囲いと、格納容器及び囲いの双方の
外側にある緊急水貯蔵タンクとを示す概略図、第2図は
、緊急水貯蔵タンクが格納容器内に配設されている別の
実施例の第1図に類似する概略図、第3図は、緊急水貯
蔵タンクが囲い内に配設されている更に別の実施例の概
略断面図、第4図は第3図の■−4線断面図、i5図は
、再循環緊急冷却水の熱交換器が部分的に囲い内に配設
されている他の実施例の概略平面図、第6図は第5図の
Vl −Vl線断面図、ttS7図は第5図に示した熱
交換器の概略図である。 1・・・格納容器 5・・・格納容器の壁7・・・水溜
め 9・・・囲い 11・・・囲いの内部 13・・・ポンプ装置17・・
・入口導管 21・・・外側入lコヶーシング31・・
・出口導管 35・・・外側出lコヶーシング出願人
ウェスチングハウス・エレクトリック・コーポレーシヨ
ン に1図 預3図 死4図
ポンプ装置を有する囲いと、格納容器及び囲いの双方の
外側にある緊急水貯蔵タンクとを示す概略図、第2図は
、緊急水貯蔵タンクが格納容器内に配設されている別の
実施例の第1図に類似する概略図、第3図は、緊急水貯
蔵タンクが囲い内に配設されている更に別の実施例の概
略断面図、第4図は第3図の■−4線断面図、i5図は
、再循環緊急冷却水の熱交換器が部分的に囲い内に配設
されている他の実施例の概略平面図、第6図は第5図の
Vl −Vl線断面図、ttS7図は第5図に示した熱
交換器の概略図である。 1・・・格納容器 5・・・格納容器の壁7・・・水溜
め 9・・・囲い 11・・・囲いの内部 13・・・ポンプ装置17・・
・入口導管 21・・・外側入lコヶーシング31・・
・出口導管 35・・・外側出lコヶーシング出願人
ウェスチングハウス・エレクトリック・コーポレーシヨ
ン に1図 預3図 死4図
Claims (1)
- 緊急冷却水を供給する緊急冷却水貯蔵タンクと、格納容
器の外部に配設され、主冷却材喪失事故の場合に使用し
て、冷却材としての緊急水を格納容器の壁を通して引き
出し該格納容器の壁を通して戻すと共に、原子炉炉心の
冷却材として使用する前に熱交換器に貫流させる手段と
を有する加圧木型原子炉装置において、格納容器の壁近
くでその外側に配設される囲いと、外側人[1ケーシン
グ内に囲まれ、格納容器の内部及びnIj記囲いの内部
を連絡すると共に、緊急冷却水貯蔵部に接続される入口
導管と、外側出口ケーシングを理き、前記囲いから格納
容器内へ延びる出口導管と、冷却材を格納容器内の緊急
冷却水貯蔵部から圧送して前記入口導管に通し、そして
出口導管を介して格納容器の内部に戻す前記囲い内のポ
ンプ装置とを備えていて、該ポンプ装置は前記囲い外か
ら取り出し交換可能であることを特徴とする加圧水型厚
−r−炉装置。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US543599 | 1983-10-19 | ||
US06/543,599 US4576782A (en) | 1983-10-19 | 1983-10-19 | Nuclear reactor loss of coolant protection system |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60100794A true JPS60100794A (ja) | 1985-06-04 |
JPH0334835B2 JPH0334835B2 (ja) | 1991-05-24 |
Family
ID=24168711
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP59218807A Granted JPS60100794A (ja) | 1983-10-19 | 1984-10-19 | 加圧水型原子炉装置 |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4576782A (ja) |
EP (1) | EP0139527A1 (ja) |
JP (1) | JPS60100794A (ja) |
KR (1) | KR850003274A (ja) |
ES (1) | ES8607599A1 (ja) |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB2219686B (en) * | 1988-06-13 | 1993-01-06 | Rolls Royce & Ass | Water cooled nuclear reactors |
US9583221B2 (en) | 2011-06-15 | 2017-02-28 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Integrated emergency core cooling system condenser for pressurized water reactor |
US11373768B2 (en) | 2013-03-12 | 2022-06-28 | Bwxt Mpower, Inc. | Refueling water storage tank (RWST) with tailored passive emergency core cooling (ECC) flow |
CN105431908B (zh) | 2013-03-15 | 2017-09-22 | BWXT m动力股份有限公司 | 用于长期反应堆冷却的无源技术 |
US9779840B2 (en) * | 2013-10-28 | 2017-10-03 | Bwxt Mpower, Inc. | PWR decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel |
US9875817B2 (en) | 2014-06-09 | 2018-01-23 | Bwxt Mpower, Inc. | Nuclear reactor support and seismic restraint with in-vessel core retention cooling features |
RU2623754C1 (ru) * | 2016-03-29 | 2017-06-29 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Саратовский государственный технический университет имени Гагарина Ю.А." (СГТУ имени Гагарина Ю.А.) | Смесь для получения композиционных строительных материалов |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5165292A (en) * | 1974-10-31 | 1976-06-05 | Westinghouse Electric Corp | Genshirofuzokukiki oyobi genshiroyozairyo no yoki |
Family Cites Families (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
NL113562C (ja) * | 1959-02-24 | |||
US3438857A (en) * | 1967-03-21 | 1969-04-15 | Stone & Webster Eng Corp | Containment vessel construction for nuclear power reactors |
US3649451A (en) * | 1968-09-23 | 1972-03-14 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor containment system |
GB1291706A (en) * | 1969-01-16 | 1972-10-04 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in nuclear reactors |
US3718539A (en) * | 1971-03-31 | 1973-02-27 | Combustion Eng | Passive nuclear reactor safeguard system |
DE2216615A1 (de) * | 1972-04-06 | 1973-10-18 | Siemens Ag | Sicherheitsarmatur |
US3859166A (en) * | 1972-12-01 | 1975-01-07 | Combustion Eng | Combined storage tank and sump for nuclear reactor |
AT356766B (de) * | 1974-01-25 | 1980-05-27 | Kraftwerk Union Ag | Frischdampf-absperreinrichtung fuer druck- wasserreaktoren |
DE2531168B2 (de) * | 1975-07-11 | 1977-04-28 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Kernreaktoranlage |
DE2642960A1 (de) * | 1976-09-24 | 1978-03-30 | Hartmann & Braun Ag | Einrichtung zur ueberwachung der ausserhalb des sicherheitsbehaelters verlaufenden leitungen eines mehrfach ausgefuehrten notkuehlsystems eines leichtwasserreaktors |
FR2429478A1 (fr) * | 1978-06-23 | 1980-01-18 | Commissariat Energie Atomique | Chaudiere nucleaire a neutrons rapides et a metal liquide caloporteur |
FR2515853A1 (fr) * | 1981-11-05 | 1983-05-06 | Framatome Sa | Dispositif de refroidissement du circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
US4587080A (en) * | 1982-02-05 | 1986-05-06 | Westinghouse Electric Corp. | Compartmentalized safety coolant injection system |
-
1983
- 1983-10-19 US US06/543,599 patent/US4576782A/en not_active Expired - Fee Related
-
1984
- 1984-10-15 ES ES536751A patent/ES8607599A1/es not_active Expired
- 1984-10-17 KR KR1019840006436A patent/KR850003274A/ko not_active Application Discontinuation
- 1984-10-18 EP EP84307175A patent/EP0139527A1/en not_active Ceased
- 1984-10-19 JP JP59218807A patent/JPS60100794A/ja active Granted
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5165292A (en) * | 1974-10-31 | 1976-06-05 | Westinghouse Electric Corp | Genshirofuzokukiki oyobi genshiroyozairyo no yoki |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
KR850003274A (ko) | 1985-06-13 |
ES536751A0 (es) | 1986-06-01 |
ES8607599A1 (es) | 1986-06-01 |
JPH0334835B2 (ja) | 1991-05-24 |
US4576782A (en) | 1986-03-18 |
EP0139527A1 (en) | 1985-05-02 |
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