JPS6022318B2 - 原子炉停止後の原子力設備内における冷却材流量制御装置 - Google Patents
原子炉停止後の原子力設備内における冷却材流量制御装置Info
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- JPS6022318B2 JPS6022318B2 JP49084545A JP8454574A JPS6022318B2 JP S6022318 B2 JPS6022318 B2 JP S6022318B2 JP 49084545 A JP49084545 A JP 49084545A JP 8454574 A JP8454574 A JP 8454574A JP S6022318 B2 JPS6022318 B2 JP S6022318B2
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Classifications
-
- 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
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉内に発生する熱を遮断可能な主冷却材
導管を介して可変出力ポンプによって排出して原子炉停
止後の原子力設備内の冷却材流量を制御する装置に関す
る。
導管を介して可変出力ポンプによって排出して原子炉停
止後の原子力設備内の冷却材流量を制御する装置に関す
る。
原子炉の停止後に燃料領域内に発生し冷却材によって排
出される熱量は、出力運転の際に発生し冷却材導管の流
れ断面及びポンプ出力の規準となる熱量の数％（例えば
３％）にすぎない。
出される熱量は、出力運転の際に発生し冷却材導管の流
れ断面及びポンプ出力の規準となる熱量の数％（例えば
３％）にすぎない。
原子炉の停止の際冷却材流量がそのまま一定の大きさに
維持される場合には、熱衝撃による設備の損傷及び不安
定な冷却状態につながる冷却材温度の著しい降下が生じ
るおそれがある。主冷却材導管内に組込まれた制御弁に
よって冷却材流量を崩壊熱を排出するのに丁度十分な値
に低下せしめるようにした然るべき手段はこの場合余り
適当なものではない。なぜなら使用される定格幅の大き
い（例えば６００〜１００仇駁）の弁は小流量の範囲で
は制御特性が低下するからである。これに対しポンプ出
力の減少によって冷却材流量を低下せしめる方法は、原
子炉内で使用される多くのポンプの場合、例えば静圧軸
受を有するポンプにおいてはその運転に必要な最小回転
数の限界は標準的なもので全負荷時回転数の約１０％程
度である。原子炉が急速閉鎖によって停止される場合、
これらの問題は益々重要になる。
維持される場合には、熱衝撃による設備の損傷及び不安
定な冷却状態につながる冷却材温度の著しい降下が生じ
るおそれがある。主冷却材導管内に組込まれた制御弁に
よって冷却材流量を崩壊熱を排出するのに丁度十分な値
に低下せしめるようにした然るべき手段はこの場合余り
適当なものではない。なぜなら使用される定格幅の大き
い（例えば６００〜１００仇駁）の弁は小流量の範囲で
は制御特性が低下するからである。これに対しポンプ出
力の減少によって冷却材流量を低下せしめる方法は、原
子炉内で使用される多くのポンプの場合、例えば静圧軸
受を有するポンプにおいてはその運転に必要な最小回転
数の限界は標準的なもので全負荷時回転数の約１０％程
度である。原子炉が急速閉鎖によって停止される場合、
これらの問題は益々重要になる。
なぜならその場合発生熱量の急激な降下に比して冷却材
流量の減少は緩慢にしか行われないからである。本発明
の目的は、原子炉の停止、特にその急速停止の場合冷却
材流量を急速に、確実に、かつその範囲を正確に規定す
る必要のある制御処置を必要とすることないこ、原子炉
の燃料領域内で生じた崩壊熱を排出するのに丁度十分で
ある値に低下せしめることを保証する原子力設備内の冷
却材流量制御装置を提供することである。
流量の減少は緩慢にしか行われないからである。本発明
の目的は、原子炉の停止、特にその急速停止の場合冷却
材流量を急速に、確実に、かつその範囲を正確に規定す
る必要のある制御処置を必要とすることないこ、原子炉
の燃料領域内で生じた崩壊熱を排出するのに丁度十分で
ある値に低下せしめることを保証する原子力設備内の冷
却材流量制御装置を提供することである。
この目的は本発明によれば、主冷却材導管の遮断弁に並
列に迂回導管を設け、この迂回導管内の流量の原子炉の
燃料領域内に生じた崩壊熱の排出のために必要な最大冷
却材量に制限するとともに迂回導管を運転中常時開放す
ることにより達成される。
列に迂回導管を設け、この迂回導管内の流量の原子炉の
燃料領域内に生じた崩壊熱の排出のために必要な最大冷
却材量に制限するとともに迂回導管を運転中常時開放す
ることにより達成される。
遮断スラィダの特別な微調整なく行いうる主冷却材導管
の完全な遮断によって、及び減少された断面及び既知の
流動抵抗を有する導管内に冷却材を導くことによって、
冷却材の流量が確実に必要な値に制限される。本発明に
よれば原子力設備の出力運転の際にも冷却材流のごく一
部が迂回導管を通って流れるようになっており、迂回導
管は必要な場合に初めて開放されるものではない。迂回
導管の流動抵抗は、その流動抵抗の克服のために最小許
容量以上のポンプ回転数を必要とするようなポンプ出力
が必要とされるように選定すべきである。迂回導管内に
十分な流動抵抗を得るとともにその精密な調整を可能に
するために、本発明の一実施態様によれば迂回導管内に
絞り弁を固定することが提案される。
の完全な遮断によって、及び減少された断面及び既知の
流動抵抗を有する導管内に冷却材を導くことによって、
冷却材の流量が確実に必要な値に制限される。本発明に
よれば原子力設備の出力運転の際にも冷却材流のごく一
部が迂回導管を通って流れるようになっており、迂回導
管は必要な場合に初めて開放されるものではない。迂回
導管の流動抵抗は、その流動抵抗の克服のために最小許
容量以上のポンプ回転数を必要とするようなポンプ出力
が必要とされるように選定すべきである。迂回導管内に
十分な流動抵抗を得るとともにその精密な調整を可能に
するために、本発明の一実施態様によれば迂回導管内に
絞り弁を固定することが提案される。
停止した原子炉の燃料領域内で発生した崩壊熱量は、停
止前に原子炉内で発生した出力によってほとんど決まる
。
止前に原子炉内で発生した出力によってほとんど決まる
。
この出力は運転の要求によって異なるので、排出すべき
崩壊熱量及び停止後も維持すべき冷却材流量もその都度
異なる。それ故本発明の他の実施態様においては、冷却
材流量をその都度の条件に適合せしめるための制御弁を
少くとも１個迂回導管に備えることが提案される。本発
明の他の実施態様によれば、原子炉の急速停止の際迂回
導管が正しい流れ断面を有するように、制御弁は原子炉
のその都度の出力に応じて制御できるように、しかも設
備の出力運転中にも制御できるようにされる。この処理
は適当な制御装置及び測定装置を用いて自動的に行うよ
うにすることができる。本発明の他の実施態様において
は、制御弁を完全には閉塞せず、最小通過関口を有する
ようにすることが提案される。
崩壊熱量及び停止後も維持すべき冷却材流量もその都度
異なる。それ故本発明の他の実施態様においては、冷却
材流量をその都度の条件に適合せしめるための制御弁を
少くとも１個迂回導管に備えることが提案される。本発
明の他の実施態様によれば、原子炉の急速停止の際迂回
導管が正しい流れ断面を有するように、制御弁は原子炉
のその都度の出力に応じて制御できるように、しかも設
備の出力運転中にも制御できるようにされる。この処理
は適当な制御装置及び測定装置を用いて自動的に行うよ
うにすることができる。本発明の他の実施態様において
は、制御弁を完全には閉塞せず、最小通過関口を有する
ようにすることが提案される。
このことは、冷却材循環回路を遮断することにより原子
炉の燃料領域の過熱を生じるおそれのある迂回導管の誤
った完全遮断を回避するために役立つ。本発明の他の実
施態様においては、主冷却材導管の遮断、ポンプ出力の
減少及び原子炉の停止を同時に行うようにして、ポンプ
出力を迂回導管の流れ断面の減少に適合せしめることが
提案される。
炉の燃料領域の過熱を生じるおそれのある迂回導管の誤
った完全遮断を回避するために役立つ。本発明の他の実
施態様においては、主冷却材導管の遮断、ポンプ出力の
減少及び原子炉の停止を同時に行うようにして、ポンプ
出力を迂回導管の流れ断面の減少に適合せしめることが
提案される。
以下に本発明の一実施例を図に基いて詳細に説明する。
図は燃料領域２を有する原子炉１を示し、この燃料領域
の反応度は制御棒３の挿入深度によって調整可能である
。図には簡略化のため制御棒３は１つしか示されていな
い。詳細には説明しない停止装置４は監視・制御装置５
からの信号によって作動せしめられ、その結果制御棒３
が燃料領域２内に落下し、原子炉が停止される。燃料領
域２内に生じた熱は主冷却材導管６を介してポンプ７に
よって詳細には説明しない消費個所８、例えば熱交換器
に与えられ、そこから低温の冷却材が原子炉１内に還流
される。本発明によれば主冷却材導管６から迂回導管９
が分岐し、この迂回導管９は所定の流動抵抗の調整のた
めに固定絞り弁１０を有している。主冷却材導管６は遮
断弁１１を有し、この遮断弁１１は電動機１２によって
作動せしめられる。停止装置４の作動のために監視・制
御装置５から発せられる信号は同時にポンプ７の回転数
の低下、ポンプ出力の低下及び遮断弁１１の閉鎖のため
に必要な鰭動機１２の始動をも生じるようにされる。原
子炉の停止の後にポンプ７はその最小許容回転数で運転
され、その際主冷却材導管６が遮断されているので、燃
料領域２から崩境髪熱を排出するために十分な冷却材量
が迂回導管９を介して流れる。絞り弁１０１こよって調
整される流れ断面は、燃料領域２内の予期される最大崩
壊熱の放出に必要な冷却材流量に対応するようにされる
。原子炉１が停止前に低出力で運転されていた場合には
、燃料領域２内に発生する崩壊熱量も比較的小さく、そ
のため迂回導管９を通る必要な冷却材流量も少なくなる
。このため迂回導管９はもう１つの遮断弁１３を有し、
この遮断弁は電動機１４によって冷却材流量を所望の値
まで減少するように閉鎖できるようにされる。原子炉１
内には詳細には説明しない測定・制御装置１５があり、
この測定・制御装置１５は一方では許容限界値を超過し
た場合監視・制御装置５への適当な信号によって原子炉
の急速停止を行うようにし、他方では燃料領域２内にそ
の都度発生せしめられる出力に応じて各時点で遮断弁１
３が停止後に必要な冷却材流量に対応する迂回導管９の
流れ断面を生ぜしめるように電動機１４を制御する働き
をする。燃料領域２内で生じた崩壊熱量は原子炉の停止
後次第に減少するので必要があればもう１つの遮断弁１
６を介して減少すべき冷却材流量に対応するように迂回
導管９の流れ断面を減少せしめることもできる。遮断弁
１３及び１６は完全に閉鎖されず、燃料領域２の冷却の
完全な停止を生ぜしめるおそれのある原子炉停止の際の
迂回導管９の誤遮断を回避するために、最小通過開口を
有するようにされる。例えば補修の目的で冷却材導管の
完全な遮断が必要である場合には、迂回導管９は迂回導
管を完全に遮断する更に別の弁１７によって閉鎖できる
ようにすることもできる。
の反応度は制御棒３の挿入深度によって調整可能である
。図には簡略化のため制御棒３は１つしか示されていな
い。詳細には説明しない停止装置４は監視・制御装置５
からの信号によって作動せしめられ、その結果制御棒３
が燃料領域２内に落下し、原子炉が停止される。燃料領
域２内に生じた熱は主冷却材導管６を介してポンプ７に
よって詳細には説明しない消費個所８、例えば熱交換器
に与えられ、そこから低温の冷却材が原子炉１内に還流
される。本発明によれば主冷却材導管６から迂回導管９
が分岐し、この迂回導管９は所定の流動抵抗の調整のた
めに固定絞り弁１０を有している。主冷却材導管６は遮
断弁１１を有し、この遮断弁１１は電動機１２によって
作動せしめられる。停止装置４の作動のために監視・制
御装置５から発せられる信号は同時にポンプ７の回転数
の低下、ポンプ出力の低下及び遮断弁１１の閉鎖のため
に必要な鰭動機１２の始動をも生じるようにされる。原
子炉の停止の後にポンプ７はその最小許容回転数で運転
され、その際主冷却材導管６が遮断されているので、燃
料領域２から崩境髪熱を排出するために十分な冷却材量
が迂回導管９を介して流れる。絞り弁１０１こよって調
整される流れ断面は、燃料領域２内の予期される最大崩
壊熱の放出に必要な冷却材流量に対応するようにされる
。原子炉１が停止前に低出力で運転されていた場合には
、燃料領域２内に発生する崩壊熱量も比較的小さく、そ
のため迂回導管９を通る必要な冷却材流量も少なくなる
。このため迂回導管９はもう１つの遮断弁１３を有し、
この遮断弁は電動機１４によって冷却材流量を所望の値
まで減少するように閉鎖できるようにされる。原子炉１
内には詳細には説明しない測定・制御装置１５があり、
この測定・制御装置１５は一方では許容限界値を超過し
た場合監視・制御装置５への適当な信号によって原子炉
の急速停止を行うようにし、他方では燃料領域２内にそ
の都度発生せしめられる出力に応じて各時点で遮断弁１
３が停止後に必要な冷却材流量に対応する迂回導管９の
流れ断面を生ぜしめるように電動機１４を制御する働き
をする。燃料領域２内で生じた崩壊熱量は原子炉の停止
後次第に減少するので必要があればもう１つの遮断弁１
６を介して減少すべき冷却材流量に対応するように迂回
導管９の流れ断面を減少せしめることもできる。遮断弁
１３及び１６は完全に閉鎖されず、燃料領域２の冷却の
完全な停止を生ぜしめるおそれのある原子炉停止の際の
迂回導管９の誤遮断を回避するために、最小通過開口を
有するようにされる。例えば補修の目的で冷却材導管の
完全な遮断が必要である場合には、迂回導管９は迂回導
管を完全に遮断する更に別の弁１７によって閉鎖できる
ようにすることもできる。
図は本発明による原子炉の冷却材流量制御装置の一例を
示す系統図である。 図において、１は原子炉、２は燃料領域、６は主冷却材
導管、９は迂回導管、１１は主冷却材導管の遮断弁を示
す。
示す系統図である。 図において、１は原子炉、２は燃料領域、６は主冷却材
導管、９は迂回導管、１１は主冷却材導管の遮断弁を示
す。
Claims (1)
- １ 原子炉内に発生した熱を遮断可能な主冷却材導管を
介して可変出力ポンプによつて排出して原子炉の停止後
原子力設備内の冷却材流量を制御するための装置におい
て、主冷却材導管の遮断弁１１に並列に迂回導管９を設
け、この迂回導管の流量を原子炉１の燃料領域２内に発
生した崩壊熱の排出のために必要な最大冷却材流量に制
限するとともに迂回導管を運転中常時開放するとを特徴
とする原子炉停止後の原子力設備内における冷却材流量
制御装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE2340548A DE2340548C2 (de) | 1973-08-10 | 1973-08-10 | Vorrichtung zur Regelung des Kühlmitteldurchsatzes in einer Kernenergieanlage nach Abschaltung des Reaktors |
| DE2340548.3 | 1973-08-10 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5044399A JPS5044399A (ja) | 1975-04-21 |
| JPS6022318B2 true JPS6022318B2 (ja) | 1985-06-01 |
Family
ID=5889412
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP49084545A Expired JPS6022318B2 (ja) | 1973-08-10 | 1974-07-23 | 原子炉停止後の原子力設備内における冷却材流量制御装置 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6022318B2 (ja) |
| DE (1) | DE2340548C2 (ja) |
| FR (1) | FR2240503B1 (ja) |
| GB (1) | GB1480765A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH03118611U (ja) * | 1990-03-20 | 1991-12-06 |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE4126629A1 (de) * | 1991-08-12 | 1993-03-11 | Siemens Ag | Sekundaerseitiges nachwaermeabfuhrsystem fuer druckwasser-kernreaktoren |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3431168A (en) * | 1967-06-26 | 1969-03-04 | Gen Electric | Reactor cooling system |
-
1973
- 1973-08-10 DE DE2340548A patent/DE2340548C2/de not_active Expired
-
1974
- 1974-07-23 JP JP49084545A patent/JPS6022318B2/ja not_active Expired
- 1974-08-08 FR FR7427643A patent/FR2240503B1/fr not_active Expired
- 1974-08-09 GB GB35281/74A patent/GB1480765A/en not_active Expired
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH03118611U (ja) * | 1990-03-20 | 1991-12-06 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2240503B1 (ja) | 1978-11-24 |
| JPS5044399A (ja) | 1975-04-21 |
| FR2240503A1 (ja) | 1975-03-07 |
| GB1480765A (en) | 1977-07-27 |
| DE2340548A1 (de) | 1975-02-20 |
| DE2340548C2 (de) | 1983-04-07 |
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