JPS6053887A - 自然循環型原子炉プラント - Google Patents
自然循環型原子炉プラントInfo
- Publication number
- JPS6053887A JPS6053887A JP58162398A JP16239883A JPS6053887A JP S6053887 A JPS6053887 A JP S6053887A JP 58162398 A JP58162398 A JP 58162398A JP 16239883 A JP16239883 A JP 16239883A JP S6053887 A JPS6053887 A JP S6053887A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- water level
- natural circulation
- level control
- nuclear reactor
- water
- 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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-
- 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
-
- 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
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (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】
〔発明の技術分野〕
本発明は、自然循環型原子炉プラントに係り、特に圧力
容器に接続された配管破断による冷却材喪失事故時生時
叫における冷却材補給装置の改良に関する。
容器に接続された配管破断による冷却材喪失事故時生時
叫における冷却材補給装置の改良に関する。
〔発明の技術的背景およびその問題点〕第１図は一般的
な自然循環型原子炉の概略構成図であって、圧力容器ｌ
内には円筒状のシュラウドコが同心的に設けられ、その
シュラウドλ内に炉心３が配設されている。また、上記
圧力容器／の内壁面とシュラウドコとによって断面環状
のダウンカマ部≠が形成され、そのダウンカマ部≠の上
方に複数の熱交換器ｊが設けられている。
な自然循環型原子炉の概略構成図であって、圧力容器ｌ
内には円筒状のシュラウドコが同心的に設けられ、その
シュラウドλ内に炉心３が配設されている。また、上記
圧力容器／の内壁面とシュラウドコとによって断面環状
のダウンカマ部≠が形成され、そのダウンカマ部≠の上
方に複数の熱交換器ｊが設けられている。
しかして、炉心３部における冷却材はその炉心３で発生
した熱によって加熱されて沸騰しながら上昇し、炉心３
の」二方部のライブ部６を上昇し、そこで発生した蒸気
は熱交換器まで擬縮されてダランカマ部Ｖに落下する。
した熱によって加熱されて沸騰しながら上昇し、炉心３
の」二方部のライブ部６を上昇し、そこで発生した蒸気
は熱交換器まで擬縮されてダランカマ部Ｖに落下する。
ここで、炉心３およびライブ部乙の冷却材の密度とシュ
ラウドλの外方のダワンカマ部りの冷却材の密度との差
によって駆動力が生じ、ダウンカマ部ｖ内の冷却材は下
降して炉心３の下部に流入し、さらに炉心３へと流れる
自然循環を行なう。
ラウドλの外方のダワンカマ部りの冷却材の密度との差
によって駆動力が生じ、ダウンカマ部ｖ内の冷却材は下
降して炉心３の下部に流入し、さらに炉心３へと流れる
自然循環を行なう。
ところで、上記原子炉圧力容器／は、第２図にその概略
構成を示すように格納容器７内に収納されており、この
圧力容器／には、通常の運転時において圧力容器／内の
水位を制御する水位制御系ざが接続されている。すなわ
ち、上記格納容器７の外部には水位制御タンフタが設け
られ、その水位制御タンフタに接続された水位制御ポン
プ１０の吐出管／ｌが前記圧力容器／の上部に接続され
ており、さらに圧力容器ｌと水位制御タンク２間には排
水管／、２が設けられている。なお、圧力容器／にはそ
の他様々な系統が接続されているが、本発明とは直接関
係ないので省略する。
構成を示すように格納容器７内に収納されており、この
圧力容器／には、通常の運転時において圧力容器／内の
水位を制御する水位制御系ざが接続されている。すなわ
ち、上記格納容器７の外部には水位制御タンフタが設け
られ、その水位制御タンフタに接続された水位制御ポン
プ１０の吐出管／ｌが前記圧力容器／の上部に接続され
ており、さらに圧力容器ｌと水位制御タンク２間には排
水管／、２が設けられている。なお、圧力容器／にはそ
の他様々な系統が接続されているが、本発明とは直接関
係ないので省略する。
一方、圧力容器／に接続さｈた配管の破断等による冷却
Ｉ喪失串故に対応して冷却材の補給を行なう隔離時復水
器／３が、上記圧力容器／よりも高所に設けられており
、上記冷却材喪失事故が発生した場合、十記隔Ｋｆ時復
水器／３内の冷却材を重力によって圧力容器／内に補給
し、炉心冠水状態を保つことができるようにしである。
Ｉ喪失串故に対応して冷却材の補給を行なう隔離時復水
器／３が、上記圧力容器／よりも高所に設けられており
、上記冷却材喪失事故が発生した場合、十記隔Ｋｆ時復
水器／３内の冷却材を重力によって圧力容器／内に補給
し、炉心冠水状態を保つことができるようにしである。
ところが、このようなプラントにおいてけ、」二連のよ
うに水位制御系」ソ外に圧力容器に接続された犬容瀾の
タンクを設けなけｉｌげならず、その構成が初析にｉる
とともに、常時そのタンクに冷却材を溜めておかねばな
らない等の間１７−ｆがある。
うに水位制御系」ソ外に圧力容器に接続された犬容瀾の
タンクを設けなけｉｌげならず、その構成が初析にｉる
とともに、常時そのタンクに冷却材を溜めておかねばな
らない等の間１７−ｆがある。
本発明けこのような点に外み、冷却材喪失事故時に対処
するだめの特別のタンクを設けず、上記事故時において
も十分冷却材を補給し門るようにした自然循環型原子炉
プラントを１１することを目的とする。
するだめの特別のタンクを設けず、上記事故時において
も十分冷却材を補給し門るようにした自然循環型原子炉
プラントを１１することを目的とする。
本発明は、自然循堺型原子炉における水位制御系の給水
ａ１シカを、配管破断等の冷却材喪失事故時においても
十分炉心冠水状態を保持ｔ、 Ｙ、＊る容量の給水を行
ない得る程度のものよし、上記冷却材喪失事故時に上記
水位制御系によって原子炉に冷却材を供給するようにし
たことを特徴とする。
ａ１シカを、配管破断等の冷却材喪失事故時においても
十分炉心冠水状態を保持ｔ、 Ｙ、＊る容量の給水を行
ない得る程度のものよし、上記冷却材喪失事故時に上記
水位制御系によって原子炉に冷却材を供給するようにし
たことを特徴とする。
以下、第３図」へ５よび第グ図を参照して本発明の一実
施例について説明する。なお、図中第２図と同一部分に
は同−符潟を付しその詳細な説明は省略する。
施例について説明する。なお、図中第２図と同一部分に
は同−符潟を付しその詳細な説明は省略する。
第３図において、水位制御タンフタに番Ｊ′λつの給水
ポンプ／θａ、１０ｂが接続されており、各給水ポンプ
１０ａ、１０ｂの吐出管／／ａ、／／ｂがそれぞれ格納
容器７内の圧力容器／に接続され、才だその圧力容器ｌ
に接続された排水管／コａ、 、 ／、２ ｂが上記水
位制御タンフタに連接されている。すなわち、上記圧力
容器／には！系統の水位制御系が設けられている。
ポンプ／θａ、１０ｂが接続されており、各給水ポンプ
１０ａ、１０ｂの吐出管／／ａ、／／ｂがそれぞれ格納
容器７内の圧力容器／に接続され、才だその圧力容器ｌ
に接続された排水管／コａ、 、 ／、２ ｂが上記水
位制御タンフタに連接されている。すなわち、上記圧力
容器／には！系統の水位制御系が設けられている。
ところで、上記給水ポンプ１０ａ、／θｂは、圧力容器
／の下部にある計測ノズルの中で最大口径のものが完全
＃断した場合の炉心冠水時の落下水量よりも大きくなる
よう々給水能カを有するものとしである。
／の下部にある計測ノズルの中で最大口径のものが完全
＃断した場合の炉心冠水時の落下水量よりも大きくなる
よう々給水能カを有するものとしである。
すなわち、破断口が圧力容器の最下部にあるとして、そ
こから炉心の最下部までの高さをり。とすると、大気川
下で炉心が冠水しているとき破断口から落下する冷却材
の甲ＱＤは、 ＱＤ−ンＤ ” ’ −２ｇ ’ Ｌ ａとなる。たｙ
し、Ｄは破断したノズルの内径で通常Ｊ〜３０ｍｂであ
る。したがって、Ｌ、ｅｘ、！ｍとすると、 Ｑ、Ｄ■／２ＯＡ−２７０１／Ｉｎ、ｎとなる。。
こから炉心の最下部までの高さをり。とすると、大気川
下で炉心が冠水しているとき破断口から落下する冷却材
の甲ＱＤは、 ＱＤ−ンＤ ” ’ −２ｇ ’ Ｌ ａとなる。たｙ
し、Ｄは破断したノズルの内径で通常Ｊ〜３０ｍｂであ
る。したがって、Ｌ、ｅｘ、！ｍとすると、 Ｑ、Ｄ■／２ＯＡ−２７０１／Ｉｎ、ｎとなる。。
しかして、原子炉の通常運転時においては、上記コ系統
のうちいずれか一方の水位制御系、例えば給水ポンプ１
０ａのみを作動させ石ことによって水位制御が行なわれ
る。
のうちいずれか一方の水位制御系、例えば給水ポンプ１
０ａのみを作動させ石ことによって水位制御が行なわれ
る。
一方、配管破断等による冷却材喪失事故が発生すると、
両給水ポンプ１０ａ、１０ｂが作動せしめられ、冷却材
の補給が行なわね、炉心冠水状態が保持される。
両給水ポンプ１０ａ、１０ｂが作動せしめられ、冷却材
の補給が行なわね、炉心冠水状態が保持される。
第弘図目、破断後の時間に対する冷却材供給量の変化を
示す線図であって、従来プラントにおいては、点線で示
すように圧力容器内の圧力（一点鎖線）が十分下がらな
いと隔離時復水器／３の水が圧力容器／内に流入しない
のに対し、本発明によればポンプ作動に要する時間遅れ
はあるが、実線で示すように圧力容器内圧力が高い時期
にも冷却材の供給が行なわれ、圧力容器内の水位低下を
最少限におさえることができる。
示す線図であって、従来プラントにおいては、点線で示
すように圧力容器内の圧力（一点鎖線）が十分下がらな
いと隔離時復水器／３の水が圧力容器／内に流入しない
のに対し、本発明によればポンプ作動に要する時間遅れ
はあるが、実線で示すように圧力容器内圧力が高い時期
にも冷却材の供給が行なわれ、圧力容器内の水位低下を
最少限におさえることができる。
すなわち、第３図は破断発生後における圧力容器内の水
位の変化を示す線図であって、従来プラントにおいてｔ
」点線で示すように水位が急激に低下するのに対し、本
発明によれば水位変化は実線で示すようになり、水位回
復に要する時間も短かくなる。
位の変化を示す線図であって、従来プラントにおいてｔ
」点線で示すように水位が急激に低下するのに対し、本
発明によれば水位変化は実線で示すようになり、水位回
復に要する時間も短かくなる。
以上説明したように、本発明は自然循環型原子炉におけ
る水位制御系の給水能力を、配管破断等の冷却材喪失事
故時においても十分炉心冠水状態を保持し荀る容器の給
水を行ない得る程度のものとし、上記冷却材喪失事故時
に上記水位制御系によって原子炉に冷却材を供給するよ
うにしたので、従来のように冷却材喪失事故時に冷却材
を補給するための特別のタンクを設ける必要がな（、プ
ラントをその分コンパクトなものとすることができ、水
位回復に要する時間も短縮でき炉心部の過熱現象を確実
に防止することができる。しかも、前記実施例の」：う
に水位制御系をコ系統とした場合には、万一片方の系統
に故障が生じた場合にも残りの系統によって最終的には
炉心冠水状態を保持させることができ、安全性も向上す
る。
る水位制御系の給水能力を、配管破断等の冷却材喪失事
故時においても十分炉心冠水状態を保持し荀る容器の給
水を行ない得る程度のものとし、上記冷却材喪失事故時
に上記水位制御系によって原子炉に冷却材を供給するよ
うにしたので、従来のように冷却材喪失事故時に冷却材
を補給するための特別のタンクを設ける必要がな（、プ
ラントをその分コンパクトなものとすることができ、水
位回復に要する時間も短縮でき炉心部の過熱現象を確実
に防止することができる。しかも、前記実施例の」：う
に水位制御系をコ系統とした場合には、万一片方の系統
に故障が生じた場合にも残りの系統によって最終的には
炉心冠水状態を保持させることができ、安全性も向上す
る。
第１Ｍけ自然循環型原子炉の概念図、第２図は従来の原
子炉プラントの概略系統図、第３図は本発明のプラント
の概略系統図、第≠図は破断発生後における冷却材供給
量の変化線図、第３図は水位変化線図である。 ｌ・・・圧力容器、３・・・炉心、り・・・水位制御タ
ンク、１０ａ、／θｂ・・・給水ポンプ。 第１図 第２図 ３ １０ ９ 灸狩＃専勾− 芋 や
子炉プラントの概略系統図、第３図は本発明のプラント
の概略系統図、第≠図は破断発生後における冷却材供給
量の変化線図、第３図は水位変化線図である。 ｌ・・・圧力容器、３・・・炉心、り・・・水位制御タ
ンク、１０ａ、／θｂ・・・給水ポンプ。 第１図 第２図 ３ １０ ９ 灸狩＃専勾− 芋 や
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 ／、自然循環型原子炉における水位制御系の給水能力を
、配管破断等の冷却材喪失事故時においても十分炉心冠
水状態を保持し得る容量の給水を行ない得る程度のもの
とし、上記冷却材喪失事故時に上記水位制御系によって
原子炉に冷却拐を供給するようにしたことを特徴とする
、自然循環型原子炉プラント。 コ、水位制御系け、２系統設けられていることを特徴と
する特許請求の範囲第１項記載の自然循環型原子炉プラ
ント。 ３、水位制御系の給水能力は、圧力容器の下部にある最
大口径の配管破断時において十分炉心冠水状態を保持し
得る容量の冷却拐を圧力容器内に供給し得る程度のもの
であることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の自
然循環型原子炉プラント。 、
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58162398A JPS6053887A (ja) | 1983-09-03 | 1983-09-03 | 自然循環型原子炉プラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58162398A JPS6053887A (ja) | 1983-09-03 | 1983-09-03 | 自然循環型原子炉プラント |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6053887A true JPS6053887A (ja) | 1985-03-27 |
Family
ID=15753834
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58162398A Pending JPS6053887A (ja) | 1983-09-03 | 1983-09-03 | 自然循環型原子炉プラント |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6053887A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01314995A (ja) * | 1988-06-16 | 1989-12-20 | Hitachi Ltd | 自然循還型原子炉 |
| JP2007315938A (ja) * | 2006-05-26 | 2007-12-06 | Toshiba Corp | 自然循環型沸騰水型原子炉の流力振動試験方法 |
-
1983
- 1983-09-03 JP JP58162398A patent/JPS6053887A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01314995A (ja) * | 1988-06-16 | 1989-12-20 | Hitachi Ltd | 自然循還型原子炉 |
| JP2007315938A (ja) * | 2006-05-26 | 2007-12-06 | Toshiba Corp | 自然循環型沸騰水型原子炉の流力振動試験方法 |
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