JPS61120099A - 加圧水型原子炉プラントの脱ガス方法 - Google Patents
加圧水型原子炉プラントの脱ガス方法Info
- Publication number
- JPS61120099A JPS61120099A JP59241795A JP24179584A JPS61120099A JP S61120099 A JPS61120099 A JP S61120099A JP 59241795 A JP59241795 A JP 59241795A JP 24179584 A JP24179584 A JP 24179584A JP S61120099 A JPS61120099 A JP S61120099A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- gas
- pressurizer
- water
- tank
- hydrogen
- 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
Links
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
Landscapes
- Physical Water Treatments (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】
［産業上の利用分野１
本発明は、加圧水型原子炉プラントに関し、特にその運
転停止時、−大冷却系に存在するガスを除去する脱ガス
方法に関するものである。
転停止時、−大冷却系に存在するガスを除去する脱ガス
方法に関するものである。
［従来の技術］
従来、加圧水型原子カプラントの運転停止時に、−大冷
却系中に含まれている水素ブス、核分裂生成ブス等のブ
スを除去する脱ガスは、ｆｐＪ３図に示された配管系統
を用いてイテなわれている。
却系中に含まれている水素ブス、核分裂生成ブス等のブ
スを除去する脱ガスは、ｆｐＪ３図に示された配管系統
を用いてイテなわれている。
即ち、第３図において、１は原子炉容器、２は一次冷却
水循環ポンプ、３は蒸気発生器であって、原子炉容器１
内の炉心を冷却した高温高圧の一次冷却水は、管路１ａ
を経て蒸気発生ｎ３の伝熱管内に送られ、そこで二次冷
却水と熱交換してから、循環ポンプ２により管路３ａ及
び２ａを経て再び原子炉容器１内に注入される。該管路
１ａ、 ２ａ及び３ａは一次冷却系を構成する。また、
４は加圧器、５は加圧器逃しタンク、６は化学体積制御
タンク、７は充填ポンプであり、加圧器４は、上述した
一次冷却系の圧力を一定に保つため、圧力の急へな上昇
に備えて、逃し弁１０が設けられており、迎し弁１０が
作動したとき吹き出す蒸気は前記加圧器逃しタンク５に
導かれる。尚、この逃し弁１０は５１急用であり、通常
は一次冷却系からの脱ガス時に捏作されるものではない
。プラント出力運転中は、化学体積制御タンク６の気相
部６ａを水素で満たし、−次冷却水中に水素を溶解しで
ある。
水循環ポンプ、３は蒸気発生器であって、原子炉容器１
内の炉心を冷却した高温高圧の一次冷却水は、管路１ａ
を経て蒸気発生ｎ３の伝熱管内に送られ、そこで二次冷
却水と熱交換してから、循環ポンプ２により管路３ａ及
び２ａを経て再び原子炉容器１内に注入される。該管路
１ａ、 ２ａ及び３ａは一次冷却系を構成する。また、
４は加圧器、５は加圧器逃しタンク、６は化学体積制御
タンク、７は充填ポンプであり、加圧器４は、上述した
一次冷却系の圧力を一定に保つため、圧力の急へな上昇
に備えて、逃し弁１０が設けられており、迎し弁１０が
作動したとき吹き出す蒸気は前記加圧器逃しタンク５に
導かれる。尚、この逃し弁１０は５１急用であり、通常
は一次冷却系からの脱ガス時に捏作されるものではない
。プラント出力運転中は、化学体積制御タンク６の気相
部６ａを水素で満たし、−次冷却水中に水素を溶解しで
ある。
プラント出力運転時に、原子炉′ＩＦ器１内の図示しな
い燃料棒の被覆管にピンホール等が発生し、燃料の核分
裂の結果生成した核分裂生成ガスが一次冷却水中に溶出
してくる可能性がある。このような場合、プラントを停
止して破損燃料棒の又換等を行うに当たっては、−次冷
却系の冷却材温度及１圧力を下げてから、原子炉容器１
の蓋を開くが、この時、−次冷却系中に存在する水素、
核分裂生成ガス（以下、ガスという）が原子炉容器１等
を囲う原子炉格納容器中に放出されろと、燃料交換作業
を行う作業具に放射性被曝という悪影響を与える。従っ
て、原子炉容器蓋を面く前に次の操作で一次冷却系中の
ガスを除去している。
い燃料棒の被覆管にピンホール等が発生し、燃料の核分
裂の結果生成した核分裂生成ガスが一次冷却水中に溶出
してくる可能性がある。このような場合、プラントを停
止して破損燃料棒の又換等を行うに当たっては、−次冷
却系の冷却材温度及１圧力を下げてから、原子炉容器１
の蓋を開くが、この時、−次冷却系中に存在する水素、
核分裂生成ガス（以下、ガスという）が原子炉容器１等
を囲う原子炉格納容器中に放出されろと、燃料交換作業
を行う作業具に放射性被曝という悪影響を与える。従っ
て、原子炉容器蓋を面く前に次の操作で一次冷却系中の
ガスを除去している。
まず、抽出ライン８により一次冷却系から冷却水を抽出
して化学体積ＩＩＩＩｌタンク６にノズルを通して送っ
ている状態でタンク水位を図示していない補給水ライン
から補給水を注入して上昇させ、タンク気相部６ａのガ
スを図示しないガス減衰タンクに排出し、次に化学体積
制御タンク６の水位を補給水注入を停止して下降させる
と共に、窒素ガス供給ライン（図示しない）から窒素ガ
スを化学体積制御タンク６内に導入し、タンク気相部６
ａを再び形成する。即ち、−次冷却系の蒸気発生Ｇ３の
出口側管路３ａから導出される抽出ライン８を経て一部
抽出されたガスを含む一次冷却水は、気相部６ＩＬ内の
ノズルで液滴となってタンク気相ｇ６ａに落下する。こ
の間に液滴中のガスは分離してタンク気相部に溜まる。
して化学体積ＩＩＩＩｌタンク６にノズルを通して送っ
ている状態でタンク水位を図示していない補給水ライン
から補給水を注入して上昇させ、タンク気相部６ａのガ
スを図示しないガス減衰タンクに排出し、次に化学体積
制御タンク６の水位を補給水注入を停止して下降させる
と共に、窒素ガス供給ライン（図示しない）から窒素ガ
スを化学体積制御タンク６内に導入し、タンク気相部６
ａを再び形成する。即ち、−次冷却系の蒸気発生Ｇ３の
出口側管路３ａから導出される抽出ライン８を経て一部
抽出されたガスを含む一次冷却水は、気相部６ＩＬ内の
ノズルで液滴となってタンク気相ｇ６ａに落下する。こ
の間に液滴中のガスは分離してタンク気相部に溜まる。
がス濃度の低下した液滴はタンク液相部６ｂに溜まり、
充填ポンプ７により再び一次冷却系に注入される。タン
ク気相１１’５６ａ中には液滴から分離したガスがＭＩ
ＲＩ−、新しい液滴からのがス分離が悪くなるので、一
定時間毎に上記操作を繰り返し、−次冷却系中のガスを
希望の濃度まで脱ガスする。
充填ポンプ７により再び一次冷却系に注入される。タン
ク気相１１’５６ａ中には液滴から分離したガスがＭＩ
ＲＩ−、新しい液滴からのがス分離が悪くなるので、一
定時間毎に上記操作を繰り返し、−次冷却系中のガスを
希望の濃度まで脱ガスする。
上記した脱ガス方法について、更に詳しく述べると、プ
ラント出力運転時、水素の存在する範囲内の水素量の分
布は、体積制御タンク６及び加圧器４の気相中に非常に
多量に存在しでいる。気相と液相の共存する密閉系内に
おけろ水素の分布は３Ｐ衡状態でヘンリ一定数で決まる
割合に従っているが、これは、水素が水と化学反応をせ
ず、物理的に溶解し、水に対する溶解度が小さいためで
ある。この現象は放射性核分裂生成ガスの場合も本質的
に同様である。しかし、この場合には原子崩壊による減
少があるため、非放射性ガスと量的には異なる。
ラント出力運転時、水素の存在する範囲内の水素量の分
布は、体積制御タンク６及び加圧器４の気相中に非常に
多量に存在しでいる。気相と液相の共存する密閉系内に
おけろ水素の分布は３Ｐ衡状態でヘンリ一定数で決まる
割合に従っているが、これは、水素が水と化学反応をせ
ず、物理的に溶解し、水に対する溶解度が小さいためで
ある。この現象は放射性核分裂生成ガスの場合も本質的
に同様である。しかし、この場合には原子崩壊による減
少があるため、非放射性ガスと量的には異なる。
プラント停止時の一次冷却系中の脱ガスを行うとき、−
次冷却水中の水素濃度の時間変化の一例を第２図の実線
に示す０図中、（イ）の過程は前記体積制御タンク６の
水位を上昇、下降させ、−次冷却水の水素を分離して排
出する過程であって、この過程では、主として一次冷却
水中の水素が除去されており、加圧器４の液相中の水素
量は大きく減少していない、（ロ）の過程は一次冷却系
の管路１ａ、２ａから冷却水を抽出して加圧器４の水位
を上昇させ、気相中の水素を一次冷却水中に溶解する過
程であって、この過程では、水位上昇により加圧器内の
気相が消滅するため、気相中に存在した大量の水素が一
次冷却水中全体に均一に分布することによって、ガス排
出揉作前に一次冷却水中に存在した水素濃度以上に増加
したものである。
次冷却水中の水素濃度の時間変化の一例を第２図の実線
に示す０図中、（イ）の過程は前記体積制御タンク６の
水位を上昇、下降させ、−次冷却水の水素を分離して排
出する過程であって、この過程では、主として一次冷却
水中の水素が除去されており、加圧器４の液相中の水素
量は大きく減少していない、（ロ）の過程は一次冷却系
の管路１ａ、２ａから冷却水を抽出して加圧器４の水位
を上昇させ、気相中の水素を一次冷却水中に溶解する過
程であって、この過程では、水位上昇により加圧器内の
気相が消滅するため、気相中に存在した大量の水素が一
次冷却水中全体に均一に分布することによって、ガス排
出揉作前に一次冷却水中に存在した水素濃度以上に増加
したものである。
（ハ）の過程は、（イ）の過程と同じように体積制御タ
ンク６の水位を上昇・下降させ、−次冷却水中の水素を
分離し、排出する過程であって、この過程では一次冷却
水中に溶解した水素が一定の割合で排出される。
ンク６の水位を上昇・下降させ、−次冷却水中の水素を
分離し、排出する過程であって、この過程では一次冷却
水中に溶解した水素が一定の割合で排出される。
上記のガス除去操作においては、−次冷却系中のがス排
出時、加圧器の気相中にある大量のがスを一次冷却水に
再溶解し、再び体積制御タンク６において気体として分
離するため、ガス除去に数日という長時間を必要とする
ものであり、これが燃料交換のための原子炉停止の長期
化に関係している。この脱ガス期間を短縮するためには
、体積制御タンク６への一次冷却水の抽出流量を増大す
ると良いが、そのためには関連設備の容量を大きくしな
ければならず、また、抽出水が冷却するため、その分、
エネルギの損失となる。
出時、加圧器の気相中にある大量のがスを一次冷却水に
再溶解し、再び体積制御タンク６において気体として分
離するため、ガス除去に数日という長時間を必要とする
ものであり、これが燃料交換のための原子炉停止の長期
化に関係している。この脱ガス期間を短縮するためには
、体積制御タンク６への一次冷却水の抽出流量を増大す
ると良いが、そのためには関連設備の容量を大きくしな
ければならず、また、抽出水が冷却するため、その分、
エネルギの損失となる。
［発明が解決しようとする問題煮］
従って、従来の技術には、−犬冷却系の脱がス期間の短
縮を行おうとすると、関連設備の大型化、エネルギの損
失等を伴い、結局、プラント利用率の向上を図ることが
できない問題点があった。本発明の１」的はかかる問題
点を解決するための脱が六方法を提供することである。
縮を行おうとすると、関連設備の大型化、エネルギの損
失等を伴い、結局、プラント利用率の向上を図ることが
できない問題点があった。本発明の１」的はかかる問題
点を解決するための脱が六方法を提供することである。
「問題点を解決するための手段及び作用１４本発明は、
前述した加圧水型原子カプラントにおいて、加圧器の気
相部に存在するガスを一次冷却水に再溶解することなく
直接外部に排出するため、プラント運転停止の際、脱ガ
スのため前記加圧器内の水位を上昇させるときに、該加
圧器の気相部内のがスを少なくとも加圧器逃しタンク及
び体積制御タンクのどちらか一方に排出することにより
、−大冷却系のガス除去期間を短縮するものである。
前述した加圧水型原子カプラントにおいて、加圧器の気
相部に存在するガスを一次冷却水に再溶解することなく
直接外部に排出するため、プラント運転停止の際、脱ガ
スのため前記加圧器内の水位を上昇させるときに、該加
圧器の気相部内のがスを少なくとも加圧器逃しタンク及
び体積制御タンクのどちらか一方に排出することにより
、−大冷却系のガス除去期間を短縮するものである。
［実施例１
次に、本発明の好適な実施例を添付図面について詳細に
説明するが、図中、同一符号は同−又は対応部分を示す
ものとする。
説明するが、図中、同一符号は同−又は対応部分を示す
ものとする。
第１図において、１は原子炉容器、２は一次冷却水ポン
プ、３は蒸気発生器、４は加圧器、５は加圧器逃しタン
ク、６は体積制御タンク、７は充填ポンプであって、こ
れ等の諸機器は第３図に関連して説明しｒこものと同様
である。加圧器４のＳＬ（相部４ａは、管路Ａから抽出
管路９を経て体積制御タンク６の気相部６ａに連絡され
ており、また管路Ａから分岐した管路Ｂを経て加圧器逃
しタンク５に連絡されている。抽出管路９は一次冷却系
の管路３＆にも連絡している。
プ、３は蒸気発生器、４は加圧器、５は加圧器逃しタン
ク、６は体積制御タンク、７は充填ポンプであって、こ
れ等の諸機器は第３図に関連して説明しｒこものと同様
である。加圧器４のＳＬ（相部４ａは、管路Ａから抽出
管路９を経て体積制御タンク６の気相部６ａに連絡され
ており、また管路Ａから分岐した管路Ｂを経て加圧器逃
しタンク５に連絡されている。抽出管路９は一次冷却系
の管路３＆にも連絡している。
次に、上述した原子炉プラントのガス除去操作について
説明する。
説明する。
！＠２図の（イ）の過程が終了し、（ロ）の過程に入っ
たとき、加圧器４の水位上昇と共に管路Ｂの弁Ｂ１をｒ
ｌ！４さ、加圧器４の気相部４ａ中に存在するガスを含
む水蒸気を加圧器逃しタンク５の水中に出すと、蒸気は
復水となり、ガスはその上部気相部５ａに集まる。この
がスは通常の図示しない減衰タンク等に貯蔵し、放射性
がスが外部に直接出ないようにする。
たとき、加圧器４の水位上昇と共に管路Ｂの弁Ｂ１をｒ
ｌ！４さ、加圧器４の気相部４ａ中に存在するガスを含
む水蒸気を加圧器逃しタンク５の水中に出すと、蒸気は
復水となり、ガスはその上部気相部５ａに集まる。この
がスは通常の図示しない減衰タンク等に貯蔵し、放射性
がスが外部に直接出ないようにする。
或は、加圧器４の水位上昇と共に管路Ａの弁＾１をｒｆ
Ｒき、加圧器４に気相部４ａ中に存在するガスを含む水
蒸気を抽出管路９を介して体積制御タンク６に直接放出
し、ガスを分離して図示しないプス滅Ｒタンクに貯蔵す
る。また、加圧器４の水位上昇と共に弁＾１及Ｖ８１の
双方を開いてもよい。
Ｒき、加圧器４に気相部４ａ中に存在するガスを含む水
蒸気を抽出管路９を介して体積制御タンク６に直接放出
し、ガスを分離して図示しないプス滅Ｒタンクに貯蔵す
る。また、加圧器４の水位上昇と共に弁＾１及Ｖ８１の
双方を開いてもよい。
［発明の効果１
以上のように本発明によれば、加圧器の気相中の大量の
ガスが一次冷却水中に再溶解しなくなり、第２図に示す
（ロ）、（ハ）の過程での水素濃度の大幅な上昇がなく
なり、庶線で示すごとく水素濃度は減少し、水素排出時
間を大幅に短縮することができる。この効果は水素以外
の核分裂生成ガスについても同様である。また、本発明
は設備のわずかな変更で容易に実施できる。
ガスが一次冷却水中に再溶解しなくなり、第２図に示す
（ロ）、（ハ）の過程での水素濃度の大幅な上昇がなく
なり、庶線で示すごとく水素濃度は減少し、水素排出時
間を大幅に短縮することができる。この効果は水素以外
の核分裂生成ガスについても同様である。また、本発明
は設備のわずかな変更で容易に実施できる。
従って、本発明によれば、−大冷却系からのガス除去期
間の大幅な短縮が可能となり、プラント利用率の向上を
図ることができる。
間の大幅な短縮が可能となり、プラント利用率の向上を
図ることができる。
第１図は本発明の脱が入力法を実施する加圧水型原子カ
プラントの一例の系統図、第２図は一次冷却水中の水素
濃度の時間変化を示すグラフ図、第３図は従来の加圧水
型原子カプラントの系統図である。 １・・・原子炉容器 ２・・−斬環ボンブ３・・
・蒸気発生器 ４・・・加圧器４ａ・・・加圧器
気相部 ５・・・加圧器逃しタンク６・・・体積制
御タンク ９・・・抽出管路Ａ・・・管路
＾１・・・弁Ｂ・・・管路 Ｂ１・・・弁
１ａ１２ａ及Ｖ３ｍ・・・−大冷却系の管路。 出願人 三更原子カニ業株式会社 第１図 第２図 第３図
プラントの一例の系統図、第２図は一次冷却水中の水素
濃度の時間変化を示すグラフ図、第３図は従来の加圧水
型原子カプラントの系統図である。 １・・・原子炉容器 ２・・−斬環ボンブ３・・
・蒸気発生器 ４・・・加圧器４ａ・・・加圧器
気相部 ５・・・加圧器逃しタンク６・・・体積制
御タンク ９・・・抽出管路Ａ・・・管路
＾１・・・弁Ｂ・・・管路 Ｂ１・・・弁
１ａ１２ａ及Ｖ３ｍ・・・−大冷却系の管路。 出願人 三更原子カニ業株式会社 第１図 第２図 第３図
Claims (1)
- 加圧水型原子炉プラントの脱ガス方法であって、プラン
ト運転停止の際、脱ガスのため加圧器内の水位を上昇さ
せるときに、該加圧器の気相部内のガスを少なくとも加
圧器逃しタンク及び体積制御タンクのどちらか一方に排
出することを特徴とする加圧水型原子炉プラントの脱ガ
ス方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59241795A JPS61120099A (ja) | 1984-11-16 | 1984-11-16 | 加圧水型原子炉プラントの脱ガス方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59241795A JPS61120099A (ja) | 1984-11-16 | 1984-11-16 | 加圧水型原子炉プラントの脱ガス方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61120099A true JPS61120099A (ja) | 1986-06-07 |
Family
ID=17079623
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59241795A Pending JPS61120099A (ja) | 1984-11-16 | 1984-11-16 | 加圧水型原子炉プラントの脱ガス方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61120099A (ja) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5651693A (en) * | 1979-10-02 | 1981-05-09 | Commissariat Energie Atomique | Gas releasing device for primary circuit of pwr type reactor |
-
1984
- 1984-11-16 JP JP59241795A patent/JPS61120099A/ja active Pending
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5651693A (en) * | 1979-10-02 | 1981-05-09 | Commissariat Energie Atomique | Gas releasing device for primary circuit of pwr type reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4367194A (en) | Emergency core cooling system | |
| JP2977234B2 (ja) | 原子力発電プラント用の受動的安全注入装置 | |
| KR100300889B1 (ko) | 가압수형원자로및증기발생기관의누출을완화시키는방법 | |
| US4587079A (en) | System for the emergency cooling of a pressurized water nuclear reactor core | |
| US20100272226A1 (en) | Boiling water nuclear reactor and emergency core cooling system of the same | |
| EP0418701B1 (en) | Reactor core decay heat removing system in a pressurized water reactor | |
| JPH0411836B2 (ja) | ||
| JPH032277B2 (ja) | ||
| JPS6138308A (ja) | 蒸気発生器の２次冷却材再循環装置 | |
| US5271052A (en) | Enriched boron-10 boric acid control system for a nuclear reactor plant | |
| JP2899979B2 (ja) | 高温ガス炉 | |
| JP2548838B2 (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
| JPS61120099A (ja) | 加圧水型原子炉プラントの脱ガス方法 | |
| JPS6375691A (ja) | 自然循環型原子炉 | |
| EP0585499B1 (en) | Low pressure coolant injection modification for boiling water reactors | |
| Li et al. | Influence of active and passive equipment for advanced pressurized water reactor on thermal hydraulic and source term behavior in severe accidents | |
| Dupleac | Analysis of CANDU6 Reactor Station Blackout Event Concomitant With Moderator Drainage | |
| JPH03503805A (ja) | 加圧水型原子炉の１次回路用補助容積制御および化学的回路 | |
| JPH05215886A (ja) | 非常用炉心冷却系 | |
| Makihara et al. | Study of the PWR hybrid safety system | |
| JPS6111395B2 (ja) | ||
| JPS5816479B2 (ja) | 総合機能型原子炉後備冷却系統設備 | |
| JPS62150198A (ja) | 沸騰水型原子炉の水素ガス注入・回収装置 | |
| JPS63261196A (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
| JPS58196493A (ja) | 原子炉心冷却装置 |