JPS6110792A - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
- Publication number
- JPS6110792A JPS6110792A JP59130123A JP13012384A JPS6110792A JP S6110792 A JPS6110792 A JP S6110792A JP 59130123 A JP59130123 A JP 59130123A JP 13012384 A JP13012384 A JP 13012384A JP S6110792 A JPS6110792 A JP S6110792A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- steam
- water
- core
- nuclear reactor
- 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
- 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】
〔発明の技術分野〕
本発明は炉心内へ冷却液を強制注入する緊急炉心冷却系
を備えた原子炉に関する。
を備えた原子炉に関する。
一般に、沸騰水型原子炉は、その安全性確保のため緊急
炉心冷却系を備えている。
炉心冷却系を備えている。
第２図はこの種の原子炉をしている。
図中符号１は、原子炉格納容器であり、この原子炉格納
容器１内はダイヤフラムフロア２によって上部のドライ
ウェル３と、下部のサプレッションブール４とに仕切ら
れている。そして、このドライウェル３内には原子炉本
体５が格納されている。
容器１内はダイヤフラムフロア２によって上部のドライ
ウェル３と、下部のサプレッションブール４とに仕切ら
れている。そして、このドライウェル３内には原子炉本
体５が格納されている。
この原子炉本体５は、原子炉圧力容器６と、この原子炉
圧力容器６内を上下に仕切る下部炉心支持板としての仕
切板７と、この仕切板７の存在によって形成された下部
プレナム９と、仕切板７から上方へ植設されて炉心１０
を構成する複数本の核燃料集合体１１と、炉心１０を覆
うシュラウド１２と、シュラウド外部８とで構成されて
いる。
圧力容器６内を上下に仕切る下部炉心支持板としての仕
切板７と、この仕切板７の存在によって形成された下部
プレナム９と、仕切板７から上方へ植設されて炉心１０
を構成する複数本の核燃料集合体１１と、炉心１０を覆
うシュラウド１２と、シュラウド外部８とで構成されて
いる。
また、各核燃料集合体１１の上部は、格子板１３によっ
て側部が支持されている。
て側部が支持されている。
この原子炉の運転は次のようにして行なわれる。
すなわち、給水管１４を通してシュラウド外部８内へ軽
水を導入し、この軽水を原子炉再循環系１５およびジェ
ットポンプ１６を介して下部プレナム９へ導入し、この
下部プレナム９がら炉心１゜を構成する各核燃料集合体
１１内へ分配流通させる。つづいて、軽水を炉心１ｏに
よって加熱して蒸気化させ、そしてこの蒸気のみを気水
分離器１７によって取出し、その後主蒸気管１８を通し
てタービン系へ導くようにしている。
水を導入し、この軽水を原子炉再循環系１５およびジェ
ットポンプ１６を介して下部プレナム９へ導入し、この
下部プレナム９がら炉心１゜を構成する各核燃料集合体
１１内へ分配流通させる。つづいて、軽水を炉心１ｏに
よって加熱して蒸気化させ、そしてこの蒸気のみを気水
分離器１７によって取出し、その後主蒸気管１８を通し
てタービン系へ導くようにしている。
更に、この原子炉は安全性確保のため、緊急炉心冷却系
を設けている。すなわち炉心１ｏの上方空間に環状の散
水ノズル２２を配置し、この散水ノズル２２にサプレッ
ションプール４内に貯えられた水を高圧ポンプ１９、配
管２ｏおよび仕切弁２１を介して、供給するように形成
している。
を設けている。すなわち炉心１ｏの上方空間に環状の散
水ノズル２２を配置し、この散水ノズル２２にサプレッ
ションプール４内に貯えられた水を高圧ポンプ１９、配
管２ｏおよび仕切弁２１を介して、供給するように形成
している。
また、原子炉圧力容器６の外部に安全弁２３を配置し、
この安全弁２３の開弁動作により原子炉圧力容器６外へ
放出される蒸気を配管２４を通してサプレッションプー
ル４内のプール水中に放出するように形成している。
この安全弁２３の開弁動作により原子炉圧力容器６外へ
放出される蒸気を配管２４を通してサプレッションプー
ル４内のプール水中に放出するように形成している。
このように形成された原子炉においては、何らかの原因
により原子炉圧力容器６内の圧力異常が発生した場合に
は、安全弁２３が開弁動作し、原子炉圧力容器６内の蒸
気をサプレッションプール４内のプール水中に放出して
凝縮せしめる。また、このときには緊急炉心冷却系も直
ちに作動して、散水ノズル２２から炉心１０へ向けて冷
却水を噴射して炉心１０を冷却させて、圧力容器６内の
圧力を下げ原子炉を停止させる。
により原子炉圧力容器６内の圧力異常が発生した場合に
は、安全弁２３が開弁動作し、原子炉圧力容器６内の蒸
気をサプレッションプール４内のプール水中に放出して
凝縮せしめる。また、このときには緊急炉心冷却系も直
ちに作動して、散水ノズル２２から炉心１０へ向けて冷
却水を噴射して炉心１０を冷却させて、圧力容器６内の
圧力を下げ原子炉を停止させる。
〔背景技術の問題点）
しかしながら、前記構成の従来の原子炉においては、次
のような問題点があった。すなわち安全弁２３の開弁作
動により、サプレッションプール４内に蒸気を放出する
と、サプレッションプール４内の水の温度が高温蒸気で
加温されて上昇し、緊急炉心冷却系の炉心冷却能力を低
下させる原因となる。このためサプレッションプール４
内の水量を増大させる必要があり、また、緊急炉心冷却
系の炉心注入水量を増加する等の対策をし、緊急炉心冷
却系の能力低下を防止する必要があった。
のような問題点があった。すなわち安全弁２３の開弁作
動により、サプレッションプール４内に蒸気を放出する
と、サプレッションプール４内の水の温度が高温蒸気で
加温されて上昇し、緊急炉心冷却系の炉心冷却能力を低
下させる原因となる。このためサプレッションプール４
内の水量を増大させる必要があり、また、緊急炉心冷却
系の炉心注入水量を増加する等の対策をし、緊急炉心冷
却系の能力低下を防止する必要があった。
本発明は、これらの点に鑑みてなされたものであり、緊
急時に原子炉圧力容器がら放出される蒸気を強制冷却す
ることができ、同時に炉心内に供給する冷却水を低温状
態に保持して炉心を良好に冷却し得る緊急炉心冷却系を
備えた原子炉を提供することを目的とする。
急時に原子炉圧力容器がら放出される蒸気を強制冷却す
ることができ、同時に炉心内に供給する冷却水を低温状
態に保持して炉心を良好に冷却し得る緊急炉心冷却系を
備えた原子炉を提供することを目的とする。
本発明の原子炉は、原子炉圧力容器内の圧力が異常上昇
した時に、原子炉圧力容器内の蒸気を、緊急炉心冷却系
の水源内に放出可能な安全弁を蒸気放出管に設けた原子
炉において、前記安全弁を介して前記水源内に放出され
る蒸気を冷却する熱交換器を前記蒸気放出管に設けたこ
とを特徴とする。
した時に、原子炉圧力容器内の蒸気を、緊急炉心冷却系
の水源内に放出可能な安全弁を蒸気放出管に設けた原子
炉において、前記安全弁を介して前記水源内に放出され
る蒸気を冷却する熱交換器を前記蒸気放出管に設けたこ
とを特徴とする。
（発明の実施例）
以下本発明の実施例を第１図について説明する。
第１図は、本発明の一実施例の要部だけを概略的に示す
もので、第２図と同一部分は同一符号で示しである。
もので、第２図と同一部分は同一符号で示しである。
本発明の特徴部分は、安全弁２３がら蒸気放出を、緊急
炉心冷却系の水源としてのサプレッションプール４内に
放出する蒸気放出管２４の途中に、熱交換器２５を設け
たものである。熱交換器２５には原子炉格納容器１の外
部に設けた冷却水ポンプ２６によって冷却水を供給する
冷却水配管２７が接続され、この配管２７がら供給され
る冷却水によって、安全弁２３を通して送られる前記放
出蒸気を冷却している。放出蒸気を冷却することにより
冷却水は温度上昇し、排水配管２８を通して原子炉格納
容器１外へ送られる。
炉心冷却系の水源としてのサプレッションプール４内に
放出する蒸気放出管２４の途中に、熱交換器２５を設け
たものである。熱交換器２５には原子炉格納容器１の外
部に設けた冷却水ポンプ２６によって冷却水を供給する
冷却水配管２７が接続され、この配管２７がら供給され
る冷却水によって、安全弁２３を通して送られる前記放
出蒸気を冷却している。放出蒸気を冷却することにより
冷却水は温度上昇し、排水配管２８を通して原子炉格納
容器１外へ送られる。
他の構成は第２図と同様である。
次に、本実施例による緊急時の作用を説明する。
原子炉圧力容器６内が異常な圧力上昇をすると。
この圧力上昇を検知して安全弁２３が開弁作動して蒸気
が放出される。その際、放出蒸気は熱交換器２５によっ
て良好にかつ積極的に冷却されるため、サプレッション
プール４内の冷却水の温度上昇を抑制することができる
。これにより高圧注水ポンプ１９、配管２０．仕切弁２
１および散水ノズル２２を介して炉心１０内へ緊急注水
される冷却水の温度を常に低温状態に確保することがで
きる。従って、常に確実に緊急炉心冷却系の冷却能力を
低下させることなく原子炉を停止することができる。ま
た、炉心１０内に注入する冷却水量も減少させることが
でき、高圧注水ポンプ１９の小容量化を図ることができ
る。
が放出される。その際、放出蒸気は熱交換器２５によっ
て良好にかつ積極的に冷却されるため、サプレッション
プール４内の冷却水の温度上昇を抑制することができる
。これにより高圧注水ポンプ１９、配管２０．仕切弁２
１および散水ノズル２２を介して炉心１０内へ緊急注水
される冷却水の温度を常に低温状態に確保することがで
きる。従って、常に確実に緊急炉心冷却系の冷却能力を
低下させることなく原子炉を停止することができる。ま
た、炉心１０内に注入する冷却水量も減少させることが
でき、高圧注水ポンプ１９の小容量化を図ることができ
る。
（発明の効果）
このように本発明の原子炉は、緊急時に原子炉圧力容器
から放出される蒸気を強制冷却することができ、同時に
炉心内に供給される冷却水を常に低温状態に保持するこ
とができ、これにより炉心を良好に冷却することができ
、極めて信頼性が高くなる等の効果を奏する。
から放出される蒸気を強制冷却することができ、同時に
炉心内に供給される冷却水を常に低温状態に保持するこ
とができ、これにより炉心を良好に冷却することができ
、極めて信頼性が高くなる等の効果を奏する。
第１図は、本発明の原子炉の一実施例を示す構成図、第
２図は、従来の原子炉を示す構成図である。 １・・・原子炉格納容器、４・・・サプレッションブー
ル、６・・・原子炉圧力容器、１０・・・炉心、１９・
・・高圧注水ポンプ、２２・・・散水ノズル、２３・・
・安全弁、２５・・・熱交換器。 代理人弁理士 則近憲佑（ほか１名）第 ｌ 図 蒸 ２ 副
２図は、従来の原子炉を示す構成図である。 １・・・原子炉格納容器、４・・・サプレッションブー
ル、６・・・原子炉圧力容器、１０・・・炉心、１９・
・・高圧注水ポンプ、２２・・・散水ノズル、２３・・
・安全弁、２５・・・熱交換器。 代理人弁理士 則近憲佑（ほか１名）第 ｌ 図 蒸 ２ 副
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器内の圧力が異常上昇した時に、原子
炉圧力容器内の蒸気を緊急炉心冷却系の水源内に放出可
能な安全弁を蒸気放出管に設けた原子炉において、前記
安全弁を介して前記水源内に案内される放出蒸気を冷却
する熱交換器を前記蒸気放出管に設けたことを特徴とす
る原子炉。 ２、熱交換器は原子炉格納容器外から供給される冷却水
を冷媒とし、この冷却水を放出蒸気と熱交換可能に設定
した特許請求の範囲第１項記載の原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59130123A JPS6110792A (ja) | 1984-06-26 | 1984-06-26 | 原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59130123A JPS6110792A (ja) | 1984-06-26 | 1984-06-26 | 原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6110792A true JPS6110792A (ja) | 1986-01-18 |
Family
ID=15026493
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59130123A Pending JPS6110792A (ja) | 1984-06-26 | 1984-06-26 | 原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6110792A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02268295A (ja) * | 1989-03-20 | 1990-11-01 | General Electric Co <Ge> | 原子炉系 |
-
1984
- 1984-06-26 JP JP59130123A patent/JPS6110792A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02268295A (ja) * | 1989-03-20 | 1990-11-01 | General Electric Co <Ge> | 原子炉系 |
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