JPS61237085A - 蓄圧型注水タンク - Google Patents
蓄圧型注水タンクInfo
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- JPS61237085A JPS61237085A JP60078405A JP7840585A JPS61237085A JP S61237085 A JPS61237085 A JP S61237085A JP 60078405 A JP60078405 A JP 60078405A JP 7840585 A JP7840585 A JP 7840585A JP S61237085 A JPS61237085 A JP S61237085A
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- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Massaging Devices (AREA)
- 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】
［産業上の利用分野１ 、
本発明は−１例えば、加圧木型原子炉を有する原子力発
電プラントの非常用炉心冷却設備に適用することができ
る蓄圧型注水タンクに関するもめである。以下、原子力
発電プラントの非常用炉心冷却設備の薔圧型注゛水タン
クについて説明するが。
電プラントの非常用炉心冷却設備に適用することができ
る蓄圧型注水タンクに関するもめである。以下、原子力
発電プラントの非常用炉心冷却設備の薔圧型注゛水タン
クについて説明するが。
当業者なら容易に想゛到しうるように、本発明の蓄圧型
注水タンクは原子力発電プラント以外の、放水を□必要
とする任°意のプラントに適用しうるちのである。
注水タンクは原子力発電プラント以外の、放水を□必要
とする任°意のプラントに適用しうるちのである。
［従来の技術１
第８図は、蒸気発生器及び−次冷却材ポンプをそれぞれ
２基づつ有する２ル一プ原子力発電プラントの一次冷却
系を示す系統図である。加圧木型原子炉の一次冷却系設
備は、原子炉容器１、蒸気発生器２、−次冷却材ボンブ
３、これ等を接続する一次冷却材配管からなる一次冷却
系閉ループ６、及び加圧器４で構成されている。
２基づつ有する２ル一プ原子力発電プラントの一次冷却
系を示す系統図である。加圧木型原子炉の一次冷却系設
備は、原子炉容器１、蒸気発生器２、−次冷却材ボンブ
３、これ等を接続する一次冷却材配管からなる一次冷却
系閉ループ６、及び加圧器４で構成されている。
原子炉容ｓ１の中の炉心１０で加熱された一次冷却材は
、原子炉容器１から高温側配管５を経て蒸気発生器２内
のＵ字形伝熱管８へ搬送され、そこで該伝熱管８の周囲
を流れる二次冷却材に熱交換する。そして、蒸気発生器
２で冷却された一次冷却材は一次冷却材ボンプ３により
水頭が付与され、低温側配Ｗ７を経て再び原子炉容器１
内に戻される。尚、蒸気発生器２では、放射性−質を含
まない二次冷却系の水冷却材が蒸気に変換され、図示し
ないタービン系へ供給される。
、原子炉容器１から高温側配管５を経て蒸気発生器２内
のＵ字形伝熱管８へ搬送され、そこで該伝熱管８の周囲
を流れる二次冷却材に熱交換する。そして、蒸気発生器
２で冷却された一次冷却材は一次冷却材ボンプ３により
水頭が付与され、低温側配Ｗ７を経て再び原子炉容器１
内に戻される。尚、蒸気発生器２では、放射性−質を含
まない二次冷却系の水冷却材が蒸気に変換され、図示し
ないタービン系へ供給される。
ところで、−次冷却系圧力の大巾な低下をもたらし、非
常用炉心冷却設備が作動するような事故、例えば、−次
冷却系の配管等の破断事故に伴う一次冷却材喪失事故時
には、配管破断部所９からの一次冷却材の県外への流出
により炉心１０は−Ｆ３−＠出し、その後は非常用炉心
冷却系の作動により、即ち、蓄圧器１２、低圧注入ポン
プ１８及び高圧注入ポンプ１９による一次冷却系内への
注水により、やがて炉心１０は再び冠水される。
常用炉心冷却設備が作動するような事故、例えば、−次
冷却系の配管等の破断事故に伴う一次冷却材喪失事故時
には、配管破断部所９からの一次冷却材の県外への流出
により炉心１０は−Ｆ３−＠出し、その後は非常用炉心
冷却系の作動により、即ち、蓄圧器１２、低圧注入ポン
プ１８及び高圧注入ポンプ１９による一次冷却系内への
注水により、やがて炉心１０は再び冠水される。
この場合、原子炉は事故発生直後に停止されるが、原子
炉停止後も引き続き炉心崩壊熱を除去する必要がある。
炉停止後も引き続き炉心崩壊熱を除去する必要がある。
仮に炉心が十分に冷却されず長期に渡り炉心の露出状態
が続く場合には、崩壊熱に上り炉心熔融のような最悪の
事態に至ることも想定される。従って、−次冷却材喪失
事故時には一次冷却系内に注入された非常用炉心冷却水
を効率良く、且つ早期に炉心に供給し蓄積させることが
重要である。
が続く場合には、崩壊熱に上り炉心熔融のような最悪の
事態に至ることも想定される。従って、−次冷却材喪失
事故時には一次冷却系内に注入された非常用炉心冷却水
を効率良く、且つ早期に炉心に供給し蓄積させることが
重要である。
このため、従来の加圧木型原子カプラントの非常用炉心
冷却設備は、事故発生直後に緊急且つ大量の非常用冷却
水を一次冷却系ループの低温側配管７に注入し原子炉容
器１に蓄積せしめる蓄圧系注入設備、即ち蓄圧型注水タ
ンク１２と、その後長期に渡る炉も崩壊熱による冷却材
の蒸発放散分を補給するための低圧注入ポンプ１８と、
高圧注入ポンプ１９とから構成されている。
冷却設備は、事故発生直後に緊急且つ大量の非常用冷却
水を一次冷却系ループの低温側配管７に注入し原子炉容
器１に蓄積せしめる蓄圧系注入設備、即ち蓄圧型注水タ
ンク１２と、その後長期に渡る炉も崩壊熱による冷却材
の蒸発放散分を補給するための低圧注入ポンプ１８と、
高圧注入ポンプ１９とから構成されている。
ここで、薔圧系注水股儒の注水タンク１２は、第８図に
示すように内部に非常用冷却水として注入水１３を保有
し、液面上部には加圧された窒素ガス１１が封入されで
いる。また、液相部は逆止弁１５を介して配管１００に
より低温側配管７に接続されており、−次冷却材喪失事
故時には一次冷却系の圧力が注水タンク１２の保持圧力
（加圧封入ガスの圧力）以下に低下すると、逆止弁１５
が自動的に作動し注入水１３を一次冷却系に多量に注入
するものである。
示すように内部に非常用冷却水として注入水１３を保有
し、液面上部には加圧された窒素ガス１１が封入されで
いる。また、液相部は逆止弁１５を介して配管１００に
より低温側配管７に接続されており、−次冷却材喪失事
故時には一次冷却系の圧力が注水タンク１２の保持圧力
（加圧封入ガスの圧力）以下に低下すると、逆止弁１５
が自動的に作動し注入水１３を一次冷却系に多量に注入
するものである。
また、注水タンク１２がその注入水１３を放出した後も
、長期に渡り、炉心１０に非常用冷却水を供給する必要
があるために、大容量の水源タンク（図示しない）に保
有された水を一次冷却系に注入する、低圧注入ポンプ１
８及び高圧注入ポンプ１９が設置されている。
、長期に渡り、炉心１０に非常用冷却水を供給する必要
があるために、大容量の水源タンク（図示しない）に保
有された水を一次冷却系に注入する、低圧注入ポンプ１
８及び高圧注入ポンプ１９が設置されている。
二種類のポンプ１８．１９が設置されでいる理由は、ポ
ンプヘッドは低いが、比較的に大流量の低圧注入ポンプ
１８と、中流量ではあるが、比較的高い一次系圧力の時
にも注入可能な高ヘッドの高圧注入ポンプ１９とを組み
合わせることで、種々の一次冷却系圧力変化にも適切な
安全注入が実施できることによる。
ンプヘッドは低いが、比較的に大流量の低圧注入ポンプ
１８と、中流量ではあるが、比較的高い一次系圧力の時
にも注入可能な高ヘッドの高圧注入ポンプ１９とを組み
合わせることで、種々の一次冷却系圧力変化にも適切な
安全注入が実施できることによる。
この従来の非常用炉心冷却設備から、典型的な一次冷却
材喪失事故時に、どのように−次冷却系圧、力が変化し
非常用炉心冷却水が注入されるかについて第８図及び第
９図を参照して説明する。
材喪失事故時に、どのように−次冷却系圧、力が変化し
非常用炉心冷却水が注入されるかについて第８図及び第
９図を参照して説明する。
通常運松中、−次冷却系、は高圧に保たれているが（Ｎ
＆９図のＡ）、−次冷却系の低温側配管７の破断（−次
冷却材喪失事故の発生）と共に、−次冷却水が破断箇所
９から噴出し、−次冷却系の圧力は急速に曲線２０で示
すように低下する。この間に、原子炉容器１内の水冷却
材は空になるが、−次冷却系圧力が注水タンク１２の保
持圧力（第９図のＢ）以下に低下した段階で、注水タン
ク１２からの注入水１３が逆止弁１５及び配管１００を
通り低温側配管７に自動的に注入される。注水タンク１
２からの注入流量は第９図に白線２１で示すように変化
し、注入水１３を放出し終わって、注入は終了する。一
方、−次冷却系の圧力低下を検知し、低圧注入ポンプ１
８及び高圧注入ポンプ１９の作動を開始し、注水を長期
間継続して行う（＃ＩＪ９図の曲線２２．２３）。
＆９図のＡ）、−次冷却系の低温側配管７の破断（−次
冷却材喪失事故の発生）と共に、−次冷却水が破断箇所
９から噴出し、−次冷却系の圧力は急速に曲線２０で示
すように低下する。この間に、原子炉容器１内の水冷却
材は空になるが、−次冷却系圧力が注水タンク１２の保
持圧力（第９図のＢ）以下に低下した段階で、注水タン
ク１２からの注入水１３が逆止弁１５及び配管１００を
通り低温側配管７に自動的に注入される。注水タンク１
２からの注入流量は第９図に白線２１で示すように変化
し、注入水１３を放出し終わって、注入は終了する。一
方、−次冷却系の圧力低下を検知し、低圧注入ポンプ１
８及び高圧注入ポンプ１９の作動を開始し、注水を長期
間継続して行う（＃ＩＪ９図の曲線２２．２３）。
注水により一度空になった原子炉容器１の下部プレナム
部１７がまず満水になり（この段階をりフィル段階と呼
ぶ）、その後ダウンカマ一部１８が満水となってこのダ
ウンカマ一部１６の水頭により、炉心１０は次第に冠水
されていく（この段階を炉心再冠水段階と呼ぶ）、炉心
１０が冠水される速度が緩やかである原因は、冠水によ
り、高温の原子炉炉心１０で蒸気が発生し、その蒸気が
−次冷却系外に放出されるのに圧力損失を生じるからで
ある。
部１７がまず満水になり（この段階をりフィル段階と呼
ぶ）、その後ダウンカマ一部１８が満水となってこのダ
ウンカマ一部１６の水頭により、炉心１０は次第に冠水
されていく（この段階を炉心再冠水段階と呼ぶ）、炉心
１０が冠水される速度が緩やかである原因は、冠水によ
り、高温の原子炉炉心１０で蒸気が発生し、その蒸気が
−次冷却系外に放出されるのに圧力損失を生じるからで
ある。
従って、ＩＪ フィル段階及び炉を再冠水段階の初期に
おいては多量の注水を行い、できるだけ早期に下部プレ
ナム部１７、ブランカマ一部１６を満水にする必要があ
るが、炉心再冠水段階の初期以降では、炉心冠水速度が
緩やかなために、それほど多量の注水は必要としない。
おいては多量の注水を行い、できるだけ早期に下部プレ
ナム部１７、ブランカマ一部１６を満水にする必要があ
るが、炉心再冠水段階の初期以降では、炉心冠水速度が
緩やかなために、それほど多量の注水は必要としない。
［発明が解決しようとする問題点］
このように従来のものには、所望の注水を行うために蓄
圧型注水タンク、低圧注入ポンプ及び高圧注入ポンプと
いう３種の装置が必要で、系統の複雑化並びにそれに伴
う信頼性の低下及びコスト上昇という問題点があった０
本発明はかかる問題点を速やかに解決する蓄圧型注水タ
ンクの提供を目的とするものである。
圧型注水タンク、低圧注入ポンプ及び高圧注入ポンプと
いう３種の装置が必要で、系統の複雑化並びにそれに伴
う信頼性の低下及びコスト上昇という問題点があった０
本発明はかかる問題点を速やかに解決する蓄圧型注水タ
ンクの提供を目的とするものである。
Ｅ問題点を解決するための手段］
この目的から、本発明による蓄圧型注水タンクは、内部
に注水用の水を加圧し保有するタンク部と、該タンク部
内の所定高さレベルに配設され、該タンク部内を上側及
び下側隔室に２分する仕切板とを備え、この上側隔室に
は浮子を設けると共に、該仕切板には、前記上側及び下
側隔室を互いに連通させる第１流路孔と、上端が前記上
側隔室に開口し下端がタンク部底部から外部に出る中空
管とを設け、該中空管の上端開口の内径は前記浮子の直
径よりも小であり、且つ該中空管は中空管内部と前記下
側隔室とを連通させる第２流路孔をタンク部底部の近傍
に有するものである。
に注水用の水を加圧し保有するタンク部と、該タンク部
内の所定高さレベルに配設され、該タンク部内を上側及
び下側隔室に２分する仕切板とを備え、この上側隔室に
は浮子を設けると共に、該仕切板には、前記上側及び下
側隔室を互いに連通させる第１流路孔と、上端が前記上
側隔室に開口し下端がタンク部底部から外部に出る中空
管とを設け、該中空管の上端開口の内径は前記浮子の直
径よりも小であり、且つ該中空管は中空管内部と前記下
側隔室とを連通させる第２流路孔をタンク部底部の近傍
に有するものである。
［作用１
通常、タンク部内の注入水は仕切板よりも上方の液面レ
ベルを維持しており、浮子はこの液面に浮いていて中空
管の上端開口を遮蔽していない。
ベルを維持しており、浮子はこの液面に浮いていて中空
管の上端開口を遮蔽していない。
この状態で注入動作が開始されると、上側隔室内の高速
注入水が前記上端開口から中空管に入ってタンク部外に
放出され、また、下側隔室内の注入水も第１流路孔を介
して加圧されることにより第２流路孔から中空管内に入
りタンク部外に放出される。放出に伴って上側隔室にお
ける液面が低下し、浮子が中空管の上端、開口を遮蔽す
る段階になると、下側隔室内の低速°注入水のみが第１
流路孔を介して加圧されることにより第２流路孔から中
空管内に入りタンク部外に低速で放出されることになる
。この低速放出段階が従来の低圧注入ポンプを代用する
ことになる。
注入水が前記上端開口から中空管に入ってタンク部外に
放出され、また、下側隔室内の注入水も第１流路孔を介
して加圧されることにより第２流路孔から中空管内に入
りタンク部外に放出される。放出に伴って上側隔室にお
ける液面が低下し、浮子が中空管の上端、開口を遮蔽す
る段階になると、下側隔室内の低速°注入水のみが第１
流路孔を介して加圧されることにより第２流路孔から中
空管内に入りタンク部外に低速で放出されることになる
。この低速放出段階が従来の低圧注入ポンプを代用する
ことになる。
［実施例１
次に、本発明の好適な実施例について添付図面を参照し
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。
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。
第１図は、蒸気発生器及び−次冷却材ポンプをそれぞれ
２基づつ有する２ループプラントの一次冷却系に実施さ
れた本発明を示しており、加圧木型原子炉の一次冷却系
設備は、従来同様に原子炉容器１、蒸気発生器２、−次
冷却材ボンプ３、これ等を接続する一次冷却材配管から
なる一次冷却系閉ループ６、及び加圧器４で構成されて
いる。
２基づつ有する２ループプラントの一次冷却系に実施さ
れた本発明を示しており、加圧木型原子炉の一次冷却系
設備は、従来同様に原子炉容器１、蒸気発生器２、−次
冷却材ボンプ３、これ等を接続する一次冷却材配管から
なる一次冷却系閉ループ６、及び加圧器４で構成されて
いる。
原子炉容器１内の炉心１０で加熱された一次冷却材は、
原子炉容器１から高温側配管５を経て蒸気発生器２内の
Ｕ字形伝熱管８へ搬送され、そこで該伝熱管８の周囲を
流れる二次冷却材に熱交換する。そして、蒸気発生器２
で冷却された一次冷却材は一次冷却材ボンプ３により水
頭が付与され、低温側配管７を経で再び原子炉容器１内
に供給される。蒸気発生器２では、放射性物質を含まな
−に次冷却系の水冷却材が蒸気に変換され、図示しない
タービン系へ供給される。
原子炉容器１から高温側配管５を経て蒸気発生器２内の
Ｕ字形伝熱管８へ搬送され、そこで該伝熱管８の周囲を
流れる二次冷却材に熱交換する。そして、蒸気発生器２
で冷却された一次冷却材は一次冷却材ボンプ３により水
頭が付与され、低温側配管７を経で再び原子炉容器１内
に供給される。蒸気発生器２では、放射性物質を含まな
−に次冷却系の水冷却材が蒸気に変換され、図示しない
タービン系へ供給される。
この−次冷却系設備に接続される非常用炉心冷却設備は
、事故発生直後に緊急且つ大量の非常用冷却水を一次冷
却系ループの低温倒起Ｗ７に注入し原子炉容器１に蓄積
せしめる注水タンク１２と、高圧注入ポンプ１９とから
構成されている。注水タンク１２は第１図に示すように
竪型であり、タンク部１２ｍの内部に非常用冷却水とし
て注入水を保有し、液面上部には加圧された窒素〃ス１
１が封入されている。＊た、液相部は逆止弁１５を介し
て配管１００により低温倒起ｗ７に接続されており、該
配管１００に前述した高圧注入ポンプ１９を有する配管
１０１が接続されている。
、事故発生直後に緊急且つ大量の非常用冷却水を一次冷
却系ループの低温倒起Ｗ７に注入し原子炉容器１に蓄積
せしめる注水タンク１２と、高圧注入ポンプ１９とから
構成されている。注水タンク１２は第１図に示すように
竪型であり、タンク部１２ｍの内部に非常用冷却水とし
て注入水を保有し、液面上部には加圧された窒素〃ス１
１が封入されている。＊た、液相部は逆止弁１５を介し
て配管１００により低温倒起ｗ７に接続されており、該
配管１００に前述した高圧注入ポンプ１９を有する配管
１０１が接続されている。
第２図に示すように、往水タンク１２内には、浮力によ
り注入水の液面３２上に浮く浮子２４、注入水の減少時
に該浮子２４の案内となる仕切板２６、及び該仕切板２
６の中央開口に上端が接続され、下端がタンク部１２ａ
外に出る中空管２８を設置しである。
り注入水の液面３２上に浮く浮子２４、注入水の減少時
に該浮子２４の案内となる仕切板２６、及び該仕切板２
６の中央開口に上端が接続され、下端がタンク部１２ａ
外に出る中空管２８を設置しである。
従って、タンク部１２ａ内は仕切板２Ｂにより上側隔室
１２ｂと下側隔室１２ｃとに区画される。注入水の水位
が減少するに連れて、浮子２４が仕切板２６の傾斜壁に
よって案内され、中空Ｗ２８の上端開口２８ａに接近し
遮蔽するので、注入流量が途中で大きく減少し且つ注入
継続期間が死びる。そのため、仕切板２６を境界として
一ヒ側隔室１２ｂのものは高速注入水２５、下側隔室１
２ｃのものは低速注入水２７と呼ぶことができる。
１２ｂと下側隔室１２ｃとに区画される。注入水の水位
が減少するに連れて、浮子２４が仕切板２６の傾斜壁に
よって案内され、中空Ｗ２８の上端開口２８ａに接近し
遮蔽するので、注入流量が途中で大きく減少し且つ注入
継続期間が死びる。そのため、仕切板２６を境界として
一ヒ側隔室１２ｂのものは高速注入水２５、下側隔室１
２ｃのものは低速注入水２７と呼ぶことができる。
仕切板２６には多数の流路孔２６ｇが穿設されており、
上側隔室１２ｂ及び下側隔室１２ａを連通可能にしてい
る。ａ水タンク１２内における中空管ｚ８の下部には低
速注入水２７の排出のための下部流路孔２９が適数個設
けられている。下部流路孔２９の流路総断面積の調整に
よって、中空管２８内を下降する流れ３０の流量と下部
流路孔２９を通る流れ３１の流量との比率を適切に設定
することができる。
上側隔室１２ｂ及び下側隔室１２ａを連通可能にしてい
る。ａ水タンク１２内における中空管ｚ８の下部には低
速注入水２７の排出のための下部流路孔２９が適数個設
けられている。下部流路孔２９の流路総断面積の調整に
よって、中空管２８内を下降する流れ３０の流量と下部
流路孔２９を通る流れ３１の流量との比率を適切に設定
することができる。
このような注水タンク１２を有する非常用炉心冷却設備
について、−次冷却材配管が破断し、−次冷却材の喪失
事故が発生した場合の挙動を説°咀する０例えば、−次
冷却系の低温側配管７に破断調所９が発生し、冷却材の
喪失により一次冷却系圧力が低下して行（と、従来同様
に逆止弁１５が作動して自動的に注入が開始される。こ
のような注入開始初期の段階においては、第３図に示す
ように、注水タンク１２内の高速注入水２５の液面３２
は仕切板２６の中央開口、即ち中空管２８の上端入口よ
りも相当に上方にあるので、中空管２８の上端入口より
上方の高速注入水２５の流れ３０も、下方の低速注入水
２７の流れ３１も有効であり、従って、注水タンク１２
からそれぞれ流路孔２６ａ及び２９を介して注入水が一
次冷却系配管に高速注入される。
について、−次冷却材配管が破断し、−次冷却材の喪失
事故が発生した場合の挙動を説°咀する０例えば、−次
冷却系の低温側配管７に破断調所９が発生し、冷却材の
喪失により一次冷却系圧力が低下して行（と、従来同様
に逆止弁１５が作動して自動的に注入が開始される。こ
のような注入開始初期の段階においては、第３図に示す
ように、注水タンク１２内の高速注入水２５の液面３２
は仕切板２６の中央開口、即ち中空管２８の上端入口よ
りも相当に上方にあるので、中空管２８の上端入口より
上方の高速注入水２５の流れ３０も、下方の低速注入水
２７の流れ３１も有効であり、従って、注水タンク１２
からそれぞれ流路孔２６ａ及び２９を介して注入水が一
次冷却系配管に高速注入される。
高速注入が進行し、注水タンク１２内の液面３２のレベ
ルが徐々に低下すると、液面３２に浮いている浮子２４
も下降し、レベルが仕切板２６の上縁よりも下がると、
第４図に点線で示すように、浮子２４は仕切板２６め傾
斜壁に沿う、て中空！２Ｂの上端入口に案内され、該入
口を遮断する。このような浮子２４の作用により、中空
管２８の入口から入って管内部を流下する流れ３０がな
くなるので、これ以降の注水タンク１２からの流出は、
中空管２８の下部にある流路孔２９を通る流れ３１のみ
となる。従って、下部流路孔２９の総断面積を中空管２
８の断面積より小さく設定しておくことにより、浮子２
４による中空管入口の遮断以降の流、出量はそれ以前の
流量に比して大巾に低下することとなる。また、このよ
うに浮子２４が中空管入口を遮蔽ｆ為ので、注水タンク
１２内の加圧がス１１が中空管２８を通って注水タンク
゛１２外へ流出することはなく、加圧〃ス１１は仕切板
２６下方の下側隔室１２ｃ内の低速注入水２７に有効に
作用する。この低速注入段階は第５図に示されている。
ルが徐々に低下すると、液面３２に浮いている浮子２４
も下降し、レベルが仕切板２６の上縁よりも下がると、
第４図に点線で示すように、浮子２４は仕切板２６め傾
斜壁に沿う、て中空！２Ｂの上端入口に案内され、該入
口を遮断する。このような浮子２４の作用により、中空
管２８の入口から入って管内部を流下する流れ３０がな
くなるので、これ以降の注水タンク１２からの流出は、
中空管２８の下部にある流路孔２９を通る流れ３１のみ
となる。従って、下部流路孔２９の総断面積を中空管２
８の断面積より小さく設定しておくことにより、浮子２
４による中空管入口の遮断以降の流、出量はそれ以前の
流量に比して大巾に低下することとなる。また、このよ
うに浮子２４が中空管入口を遮蔽ｆ為ので、注水タンク
１２内の加圧がス１１が中空管２８を通って注水タンク
゛１２外へ流出することはなく、加圧〃ス１１は仕切板
２６下方の下側隔室１２ｃ内の低速注入水２７に有効に
作用する。この低速注入段階は第５図に示されている。
尚、浮子２４を案内する仕切Ｊ２６及び中空管２８とし
ては、第２図〜第５図に図示したもの以外に、例えば第
６図（イ）、（ロ）及び（ハ）に示□すような種々の形
状のものを使用することができ、二粍等も上述のものと
実質的に同様に作用する。
ては、第２図〜第５図に図示したもの以外に、例えば第
６図（イ）、（ロ）及び（ハ）に示□すような種々の形
状のものを使用することができ、二粍等も上述のものと
実質的に同様に作用する。
次に、本発明による注水タンク１２がらの注水特性を前
述した従来方式と比較して第７図に示す。
述した従来方式と比較して第７図に示す。
−次冷却材喪失事故の発生と共に、−次冷却系圧力は曲
線２０で示すように値Ａから急速に低下し、注水タンク
１２の作動圧力Ｂ°に達すると、注入が開始される。そ
の後、従来の注水タンクの場合には曲線３３で示すよう
に注水は時間りで早期に終了するが、本発明による注水
タンク１２を備えた非常用炉心冷却設備にあっては、時
間りに至る前に、液面３２のレベルが低下した時点Ｃで
浮子２４が中空管２８の注入水入口を遮蔽するので、注
水タンク１２がらの注入水の流出面積が減少して、曲線
３４で示すように注入流量が４００７／Ｈ程度まで減少
し、しかも注入終了が時点Ｅまで延長する。このように
、時点Ｃ−Ｅ間の曲線３４の部分における注入は、第９
図の曲線２２と比較すると、従来の低圧注入ポンプ１８
（第８図）による注入を兼ねていることが分かる。
線２０で示すように値Ａから急速に低下し、注水タンク
１２の作動圧力Ｂ°に達すると、注入が開始される。そ
の後、従来の注水タンクの場合には曲線３３で示すよう
に注水は時間りで早期に終了するが、本発明による注水
タンク１２を備えた非常用炉心冷却設備にあっては、時
間りに至る前に、液面３２のレベルが低下した時点Ｃで
浮子２４が中空管２８の注入水入口を遮蔽するので、注
水タンク１２がらの注入水の流出面積が減少して、曲線
３４で示すように注入流量が４００７／Ｈ程度まで減少
し、しかも注入終了が時点Ｅまで延長する。このように
、時点Ｃ−Ｅ間の曲線３４の部分における注入は、第９
図の曲線２２と比較すると、従来の低圧注入ポンプ１８
（第８図）による注入を兼ねていることが分かる。
尚、高圧注入ポンプ１９からの注入は曲線２３で示すよ
うに従来と同様でよい。
うに従来と同様でよい。
［発明の効果Ｊ
以上のように、本発明による蓄圧型注水タンクを使用す
れば、注入水の流出流量が注水途中で減少し且つ注水時
間が延長するの９で、従来の非常用炉心冷却設備に不可
欠であった低圧注入ポンプを省略することが可能となり
、その分だけ系統が簡素化され、高信頼度が得られ、且
つ低コスト化が、 実現される。
れば、注入水の流出流量が注水途中で減少し且つ注水時
間が延長するの９で、従来の非常用炉心冷却設備に不可
欠であった低圧注入ポンプを省略することが可能となり
、その分だけ系統が簡素化され、高信頼度が得られ、且
つ低コスト化が、 実現される。
第１図は、本発明による蓄圧型往水タンクを有する非常
用炉心冷却設備を備えた原子炉−次冷却系の概要図、第
２図は本発明による蓄圧型注水タンクの注入開始前の状
態を示す概略断面図、第３図は第２図の蓄圧型注水タン
クの高速注入段階での概略断面図、ｔＩ＆４図は高速注
入→低速注入移行時の蓄圧型注水タンクの概略断面図、
第５図は低速注入段階での蓄圧型注水タンクの概略断面
図、第６図（イ）、（ロ）及び（ハ）は仕切板及び中空
管の種々の変形例を示す概略図、第７図は、加圧木型原
子炉−次冷却材喪失事故時に、本発明の蓄圧型注水タン
クから一次冷却系へ注入される流量特性を従来の場合と
比較しで示すｌ＃ＩＩ／ＩＡｖ４、ＩＪ８図は、従来の
蓄圧型注水タンクを有する非常用炉心冷却設備を備えた
原子炉−次冷却系の概要図、第９図は、加圧木型原子炉
−次冷却材喪失事故時に、従来の蓄圧型注水タンクから
一次冷却系へ注入される流量特性を示す曲線図である。 １２・・・注水タンク １２ｍ・・・タンク部１２ｂ
・・・上側隔室 ＩＺｅ”・下側隔室２４・・・浮
子 ２５・戸高速注入水２６・・・仕切板
２６ａ・・・第１流路孔２７・・・低速流路孔
２８・・・中空管２８ａ・・・上端開口 ２９・・
・第２流路孔出願人 三菱原子カニ業株式会社 第１図 第４図 第５図 第８図 手続補正書（自発） 昭和６昨 ５月１６日
用炉心冷却設備を備えた原子炉−次冷却系の概要図、第
２図は本発明による蓄圧型注水タンクの注入開始前の状
態を示す概略断面図、第３図は第２図の蓄圧型注水タン
クの高速注入段階での概略断面図、ｔＩ＆４図は高速注
入→低速注入移行時の蓄圧型注水タンクの概略断面図、
第５図は低速注入段階での蓄圧型注水タンクの概略断面
図、第６図（イ）、（ロ）及び（ハ）は仕切板及び中空
管の種々の変形例を示す概略図、第７図は、加圧木型原
子炉−次冷却材喪失事故時に、本発明の蓄圧型注水タン
クから一次冷却系へ注入される流量特性を従来の場合と
比較しで示すｌ＃ＩＩ／ＩＡｖ４、ＩＪ８図は、従来の
蓄圧型注水タンクを有する非常用炉心冷却設備を備えた
原子炉−次冷却系の概要図、第９図は、加圧木型原子炉
−次冷却材喪失事故時に、従来の蓄圧型注水タンクから
一次冷却系へ注入される流量特性を示す曲線図である。 １２・・・注水タンク １２ｍ・・・タンク部１２ｂ
・・・上側隔室 ＩＺｅ”・下側隔室２４・・・浮
子 ２５・戸高速注入水２６・・・仕切板
２６ａ・・・第１流路孔２７・・・低速流路孔
２８・・・中空管２８ａ・・・上端開口 ２９・・
・第２流路孔出願人 三菱原子カニ業株式会社 第１図 第４図 第５図 第８図 手続補正書（自発） 昭和６昨 ５月１６日
Claims (1)
- 内部に注水水を加圧し保有するタンク部と、該タンク部
内の所定高さレベルに配設され、該タンク部内を上側及
び下側隔室に２分する仕切板とを備え、この上側隔室に
は浮子を設けると共に、該仕切板には、前記上側及び下
側隔室を互いに連通させる第１流路孔と、上端が前記上
側隔室に開口し下端がタンク部底部から外部に出る中空
管とを設け、該中空管の上端開口の内径は前記浮子の直
径よりも大であり、且つ該中空管は中空管内部と前記下
側隔室とを連通させる第２流路孔をタンク部底部の近傍
に有する蓄圧型注水タンク。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60078405A JPS61237085A (ja) | 1985-04-15 | 1985-04-15 | 蓄圧型注水タンク |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60078405A JPS61237085A (ja) | 1985-04-15 | 1985-04-15 | 蓄圧型注水タンク |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61237085A true JPS61237085A (ja) | 1986-10-22 |
| JPH0511593B2 JPH0511593B2 (ja) | 1993-02-15 |
Family
ID=13661110
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60078405A Granted JPS61237085A (ja) | 1985-04-15 | 1985-04-15 | 蓄圧型注水タンク |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61237085A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009271041A (ja) * | 2008-05-08 | 2009-11-19 | Korea Atom Energ Res Inst | 重力駆動流量制御器を具備した安全注入タンク |
| WO2011114782A1 (ja) * | 2010-03-18 | 2011-09-22 | 三菱重工業株式会社 | 非常用システム |
-
1985
- 1985-04-15 JP JP60078405A patent/JPS61237085A/ja active Granted
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2009271041A (ja) * | 2008-05-08 | 2009-11-19 | Korea Atom Energ Res Inst | 重力駆動流量制御器を具備した安全注入タンク |
| WO2011114782A1 (ja) * | 2010-03-18 | 2011-09-22 | 三菱重工業株式会社 | 非常用システム |
| JP2011196801A (ja) * | 2010-03-18 | 2011-10-06 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 非常用システム |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0511593B2 (ja) | 1993-02-15 |
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