JPS61243397A - 原子炉非常用炉心冷却装置 - Google Patents
原子炉非常用炉心冷却装置Info
- Publication number
- JPS61243397A JPS61243397A JP60084790A JP8479085A JPS61243397A JP S61243397 A JPS61243397 A JP S61243397A JP 60084790 A JP60084790 A JP 60084790A JP 8479085 A JP8479085 A JP 8479085A JP S61243397 A JPS61243397 A JP S61243397A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- core
- water
- cooling
- vessel
- 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.)
- Granted
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
- 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】
［発明の利用分野］
本発明は、軽水型原子炉の冷却材喪失事故（以下ＬＯＣ
Ａと称す）時における原子炉の安全性を確保するための
原子炉非常用炉心冷却装置に関するものである。
Ａと称す）時における原子炉の安全性を確保するための
原子炉非常用炉心冷却装置に関するものである。
［発明の背景］
第５図はＢＷＲ（沸騰水型原子炉）の非常用炉心冷却系
（以下ＥＣＣ８と称す）系統構成概略図である。ＥＣＣ
５は、想定される配管破断によるＬＯＣＡに対して燃料
及び燃料被覆の重大な損傷を防止でき、かつ、燃料被覆
の金属と水との反応を十分小さな量に制限できる構造と
して設けられている。ＥＣＣ８は、高圧炉心スプレィ系
（以下ＨＰＣ３と称す）１７、自動減圧系（以下ＡＤＳ
と称す）１８．低圧炉心スプレィ系（以下ＬＰＣ３と称
す）１９、低圧注水系（以下ＬＰＣＩと称す）２０．２
１．２２の各系統からなっている。
（以下ＥＣＣ８と称す）系統構成概略図である。ＥＣＣ
５は、想定される配管破断によるＬＯＣＡに対して燃料
及び燃料被覆の重大な損傷を防止でき、かつ、燃料被覆
の金属と水との反応を十分小さな量に制限できる構造と
して設けられている。ＥＣＣ８は、高圧炉心スプレィ系
（以下ＨＰＣ３と称す）１７、自動減圧系（以下ＡＤＳ
と称す）１８．低圧炉心スプレィ系（以下ＬＰＣ３と称
す）１９、低圧注水系（以下ＬＰＣＩと称す）２０．２
１．２２の各系統からなっている。
第６図に第５図のＥＣＣ８系統のｉ、ｎ、■の区分別の
駆動源を示す。ＥＣＣ５系の電動機、ポンプ等の機器は
火災等の場合を考慮してスペース的に区分して設けられ
ている。尚、図中における弁記号で は通常運転申開
、 は通常運転申開を示すものである。２３はＥＣＣ
５の非常用所内電源である。ＥＣＣ８は、非常用所内電
源２３のみの運転下で例えば系統の最重要機器１個の単
一故障を仮定しても装置の安全機能が達成できるように
、独立性を有する設計とされている１区分ＩのＬＰＣＳ
ポンプ２４とＬＰＣＩポンプ２５とは、専用の所内電源
母線２６及びディーゼル発電機２７に接続されている。
駆動源を示す。ＥＣＣ５系の電動機、ポンプ等の機器は
火災等の場合を考慮してスペース的に区分して設けられ
ている。尚、図中における弁記号で は通常運転申開
、 は通常運転申開を示すものである。２３はＥＣＣ
５の非常用所内電源である。ＥＣＣ８は、非常用所内電
源２３のみの運転下で例えば系統の最重要機器１個の単
一故障を仮定しても装置の安全機能が達成できるように
、独立性を有する設計とされている１区分ＩのＬＰＣＳ
ポンプ２４とＬＰＣＩポンプ２５とは、専用の所内電源
母線２６及びディーゼル発電機２７に接続されている。
区分■のＬＰＣＩポンプ２８．２９は専用の所内電源母
線３０及びディーゼル発電機３１に接続されている。区
分■のＨＰＣＳポンプ３２は、専用の所内電源母線３３
及びディーゼル発電機３４に接続されており、また、自
動減圧系（ＡＤＳ）ｉ８は蓄電池にそれぞれ接続されて
いる。尚、第５図、第６図において、３６はサプレッシ
ョン・チェンバ、３７はドライウェル、３８はベント管
、３９は熱交換器、４１は復水貯蔵タンクである。
線３０及びディーゼル発電機３１に接続されている。区
分■のＨＰＣＳポンプ３２は、専用の所内電源母線３３
及びディーゼル発電機３４に接続されており、また、自
動減圧系（ＡＤＳ）ｉ８は蓄電池にそれぞれ接続されて
いる。尚、第５図、第６図において、３６はサプレッシ
ョン・チェンバ、３７はドライウェル、３８はベント管
、３９は熱交換器、４１は復水貯蔵タンクである。
第７図にＬＰＣ８系統概要図を示す。ＬＰＣ８１９は、
電動機駆動のＬＰＣＳポンプ２４．炉心上部のスパージ
ャ３５、配管、弁類及び計測装置からなっている。ＬＰ
Ｃ８１９は、原子炉水位が［低」または格納容器圧力「
高」の信号で作動を開始し、ＬＯＣＡ時にサプレッショ
ン・チェンバ３６のプール水を、炉心上部に取り付けら
れたスプレィヘッダ３５に設けられたノズルから炉心内
の燃料集合体上にスプレィすることによって炉心を冷却
するようになっている。その際、再循環系配管の破断口
から流出した水は、ドライウェル３７の底部に溜まりベ
ント管３８を通ってサプレッション・チェンバ３６のプ
ール水に戻り、再びスプレィ水として循環する。
電動機駆動のＬＰＣＳポンプ２４．炉心上部のスパージ
ャ３５、配管、弁類及び計測装置からなっている。ＬＰ
Ｃ８１９は、原子炉水位が［低」または格納容器圧力「
高」の信号で作動を開始し、ＬＯＣＡ時にサプレッショ
ン・チェンバ３６のプール水を、炉心上部に取り付けら
れたスプレィヘッダ３５に設けられたノズルから炉心内
の燃料集合体上にスプレィすることによって炉心を冷却
するようになっている。その際、再循環系配管の破断口
から流出した水は、ドライウェル３７の底部に溜まりベ
ント管３８を通ってサプレッション・チェンバ３６のプ
ール水に戻り、再びスプレィ水として循環する。
第８図に、ＬＰＣＩ２０．２１．２２の系統概要を示す
。ＬＰＣＩは、電動機駆動のＬＰＣＩポンプ２５．２８
，２９、配管、弁類及び計測装置から構成されている。
。ＬＰＣＩは、電動機駆動のＬＰＣＩポンプ２５．２８
，２９、配管、弁類及び計測装置から構成されている。
本系統は、ＬＰＣＩポンプ２５が区分ＩとＬＰＣＩポン
プ２８．２９が区分■と別々のループになっており、原
子炉水位「低」または格納容器圧力ｒ高」の信号で作動
を開始し、ＬＯＣＡ時にサプレッション・チェンバ３６
のプール水を直接炉心シュラウド内に注入し、冠水する
ことにより炉心を冷却する。
プ２８．２９が区分■と別々のループになっており、原
子炉水位「低」または格納容器圧力ｒ高」の信号で作動
を開始し、ＬＯＣＡ時にサプレッション・チェンバ３６
のプール水を直接炉心シュラウド内に注入し、冠水する
ことにより炉心を冷却する。
その他の運転モードとして、第９図に示すように、格納
容器冷却モードがあり、完全な独立２系統で構成されて
いる。本系統により、ＬＯＣＡ後サプレッション・チェ
ンバ３６のプール水は、ドライウェル３７内及びサプレ
ッション・チェンバ３６の空間部にスプレィされる。ド
ライウェル３７内にスプレィされた水は、ベント管３８
を通ってサプレッション・チェンバ３６内に戻り、サプ
レッション・チェンバ３６の空間部にスプレィされた水
と共に残留熱除去系（ＲＨＲ）の熱交換器３９で冷却さ
れた後、再びスプレィされるようになっている。
容器冷却モードがあり、完全な独立２系統で構成されて
いる。本系統により、ＬＯＣＡ後サプレッション・チェ
ンバ３６のプール水は、ドライウェル３７内及びサプレ
ッション・チェンバ３６の空間部にスプレィされる。ド
ライウェル３７内にスプレィされた水は、ベント管３８
を通ってサプレッション・チェンバ３６内に戻り、サプ
レッション・チェンバ３６の空間部にスプレィされた水
と共に残留熱除去系（ＲＨＲ）の熱交換器３９で冷却さ
れた後、再びスプレィされるようになっている。
第１０図はＨＰＣ３系統概要図を示す。
ＨＰＣ８１７は、電動駆動のＨＰＣＳポンプ３２、スパ
ージャ４０、配管、弁類及び計測制御装置からなってい
る。ＨＰＣ３１７は、原子炉水位「低」または、格納容
器圧力「高」の信号で作動を開始し、復水貯蔵タンク４
１の水またはサプレッション・チェンバ３６のプール水
を、炉心上部に取り付けられたスプレィヘッダ３５のノ
ズルから燃料集合体上にスプレィすることによって炉心
を冷却する６また、原子炉水位「高」信号でスプレィを
自動的に停止する。水源は、第１水源として復水貯蔵タ
ンク４１の水を使用するが、復水貯蔵タンク４１の水位
が設定値より下がるか、サプレッション・チェンバ３６
のプール水の水位が設定値より上がると第２水源のサプ
レッション・チェンバ３６のプール水に自動°的に切り
換わるようになっている。
ージャ４０、配管、弁類及び計測制御装置からなってい
る。ＨＰＣ３１７は、原子炉水位「低」または、格納容
器圧力「高」の信号で作動を開始し、復水貯蔵タンク４
１の水またはサプレッション・チェンバ３６のプール水
を、炉心上部に取り付けられたスプレィヘッダ３５のノ
ズルから燃料集合体上にスプレィすることによって炉心
を冷却する６また、原子炉水位「高」信号でスプレィを
自動的に停止する。水源は、第１水源として復水貯蔵タ
ンク４１の水を使用するが、復水貯蔵タンク４１の水位
が設定値より下がるか、サプレッション・チェンバ３６
のプール水の水位が設定値より上がると第２水源のサプ
レッション・チェンバ３６のプール水に自動°的に切り
換わるようになっている。
ＡＤＳ １８は、逃がし安全弁に弁を共用しており、低
圧注水系または低圧炉心スプレィ系と連携して炉心を冷
却する機能を有している。ＡＤＳ１８は、原子炉水位が
「低」及び格納容器圧力「高」の両信号をうけてから１
２０秒の時間遅れをもって作動し、原子炉圧力を速やか
に低下させてＬＰＣＩまたはＬＰＣ３と連携して十分炉
心を冷却することができる。
圧注水系または低圧炉心スプレィ系と連携して炉心を冷
却する機能を有している。ＡＤＳ１８は、原子炉水位が
「低」及び格納容器圧力「高」の両信号をうけてから１
２０秒の時間遅れをもって作動し、原子炉圧力を速やか
に低下させてＬＰＣＩまたはＬＰＣ３と連携して十分炉
心を冷却することができる。
さらに、安全設備とは別に、原子炉隔離時冷却系（図示
せず）がある。これは、原子炉停止後何らかの原因で復
水、給水が停止した場合に、原子炉水位を維持するため
、原子炉蒸気の一部を用い注入することを目的としてい
る。
せず）がある。これは、原子炉停止後何らかの原因で復
水、給水が停止した場合に、原子炉水位を維持するため
、原子炉蒸気の一部を用い注入することを目的としてい
る。
と記のようにＢＷＲのＥＣＣ８系統構成は、高圧系とし
てＨＦＯ２１７が１系統、低圧系としてＬＰＣ８１９が
１系統及びＬＰＣＩがＬＰＣＩ２０．２１．２２の３系
統の合計４系統である。
てＨＦＯ２１７が１系統、低圧系としてＬＰＣ８１９が
１系統及びＬＰＣＩがＬＰＣＩ２０．２１．２２の３系
統の合計４系統である。
３系統のＬＰＣＩのうち２系統が残留熱除去系（ＲＨＲ
系）及び格納容器スプレィ冷却系を共用して熱交換器、
格納容器スプレィヘッダ、配管、弁などを有しており、
複雑な系統構成になっている。
系）及び格納容器スプレィ冷却系を共用して熱交換器、
格納容器スプレィヘッダ、配管、弁などを有しており、
複雑な系統構成になっている。
［発明の目的コ
本発明の目的は、系統構成の単純な原子炉非常用炉心冷
却装置を提供することにある。
却装置を提供することにある。
［発明の概要コ
本発明の第１の特徴は、低圧系統が、冷却手段と、容器
内に充填されている冷却材を冷却手段に供給するポンプ
と、原子炉容器内で炉心上方に設置されて冷却手段にて
冷却された冷却材を炉心にスプレィするスプレィヘッダ
を有していることにある。
内に充填されている冷却材を冷却手段に供給するポンプ
と、原子炉容器内で炉心上方に設置されて冷却手段にて
冷却された冷却材を炉心にスプレィするスプレィヘッダ
を有していることにある。
この第１の特徴によれば、格納容器スプレィ系が不要に
なり、原子炉非常用炉心冷却装置の系統構成が単純化で
きる。
なり、原子炉非常用炉心冷却装置の系統構成が単純化で
きる。
本発明の第２の特徴は、前述の第１の特徴の要件と併せ
て、高圧系統が、容器内に充填されている冷却材を昇圧
するポンプと、そのポンプから吐出された冷却材を原子
炉容器内であって原子炉容器内にあるシュラウドの外側
に供給する管路とを有していることにある。
て、高圧系統が、容器内に充填されている冷却材を昇圧
するポンプと、そのポンプから吐出された冷却材を原子
炉容器内であって原子炉容器内にあるシュラウドの外側
に供給する管路とを有していることにある。
この第２の特徴によれば、前述の第１の特徴による効果
以外に、さらに原子炉非常用炉心冷却装置の容量を低減
できるとともに原子炉の高温待機時の炉心冷却性能を向
上できる。
以外に、さらに原子炉非常用炉心冷却装置の容量を低減
できるとともに原子炉の高温待機時の炉心冷却性能を向
上できる。
［発明の実施例］
ＢＷＲに適用した本発明の好適な一実施例である非常用
炉心冷却装置を第１図、第２図により説明する。本実施
例は、第１図に示すように高圧注水系（以下ＨＰＦＬと
称す）１及び２、隔離時冷却系の機能及び非常時炉心冷
却の機能を有したＥＣＣ５高圧系（以下ＲＣＩＣと称す
）３、ＬＰＣ３４及び５、ＡＤ３１８から構成されてい
る。尚、ＨＰＦＬ １及び２の系統構成は第１０図に示
したＨＦＯ５１７と基本的には変らない。しかし、ＨＰ
ＦＬＩ及び２は第１図に示すように炉心シュラウド５０
外に注水する構造としている。
炉心冷却装置を第１図、第２図により説明する。本実施
例は、第１図に示すように高圧注水系（以下ＨＰＦＬと
称す）１及び２、隔離時冷却系の機能及び非常時炉心冷
却の機能を有したＥＣＣ５高圧系（以下ＲＣＩＣと称す
）３、ＬＰＣ３４及び５、ＡＤ３１８から構成されてい
る。尚、ＨＰＦＬ １及び２の系統構成は第１０図に示
したＨＦＯ５１７と基本的には変らない。しかし、ＨＰ
ＦＬＩ及び２は第１図に示すように炉心シュラウド５０
外に注水する構造としている。
ＬＯＣＡ時のＨＰＦＬＩ及び２から原子炉圧力容器ＩＯ
内に流入した冷却水は、原子炉圧力容器１０と炉心シュ
ラウド５０との間の環状間隙５４を下降し、ジェットポ
ンプ５１を通って原子炉圧力容器１０内の下部プレナム
５３に°達する。
内に流入した冷却水は、原子炉圧力容器１０と炉心シュ
ラウド５０との間の環状間隙５４を下降し、ジェットポ
ンプ５１を通って原子炉圧力容器１０内の下部プレナム
５３に°達する。
ＨＰＦＬＩ及び２にて冷却材を供給し続けると、その冷
却水によって下部プレナム５３及び炉心シュラウド５０
内にある炉心５２が冠水される。
却水によって下部プレナム５３及び炉心シュラウド５０
内にある炉心５２が冠水される。
また、ＨＰＦＬＩ及び２はＲＣＩＣ３のバックアップと
して機能する。すなわち、ＨＰＦＬＩ及び２は、原子炉
スクラム後のまだ炉心が熱い原子炉の高温待機に作動す
る。この高温待機時において炉心５２は、冷却水の自然
循環（炉心５２、気水分離器５５、環状間隙５４、ジェ
ットポンプ５１、下部プレナム５３及び炉心５２からな
る閉ループにおける冷却水の循環流）により冷却される
。原子炉の高温待機時におけるＨＰＦＬＩ及び２の作動
によって環状間隙５４に冷水を注入する事により、前述
の冷却水の自然循環流量が増加する。従って、高温待機
時におけるＨＰＦＬＩ及び２の作動により、炉心冷却性
能が著しく向上する。
して機能する。すなわち、ＨＰＦＬＩ及び２は、原子炉
スクラム後のまだ炉心が熱い原子炉の高温待機に作動す
る。この高温待機時において炉心５２は、冷却水の自然
循環（炉心５２、気水分離器５５、環状間隙５４、ジェ
ットポンプ５１、下部プレナム５３及び炉心５２からな
る閉ループにおける冷却水の循環流）により冷却される
。原子炉の高温待機時におけるＨＰＦＬＩ及び２の作動
によって環状間隙５４に冷水を注入する事により、前述
の冷却水の自然循環流量が増加する。従って、高温待機
時におけるＨＰＦＬＩ及び２の作動により、炉心冷却性
能が著しく向上する。
本実施例の非常用炉心冷却装置は、単一故障を仮定して
も装置の安全機能が達成できるように独立性を有する構
造であり、動力源、ポンプ、ポンプ制御部材その他すべ
ての機器が第２図に示すように区分■、区分■１区分■
の３つの区分にそれぞれ設けられ、各区分にそれぞれ高
圧系のＥＣＣ５が設置されている。この高圧系のうち、
ＲＣＩＣ３は、全電源喪失時の原子炉停止状態に対応で
きるように蒸気タービンによって駆動される。一方、Ｈ
ＰＦＬＩ、２は、ＬＯＣＡ時の外部電源喪失時に電源が
所内常用系から非常用ディーゼル発電機に変っても稼動
可能な電動機駆動となっている。また、２系統のＨＰＦ
Ｌを設置することにより、単一故障を仮定しても必らず
高圧注水冷却機能が保持できるようにし、さらにまた低
圧系のＬＰＣＳポンプ１３及び１４はＲＨＲ（残留熱除
去系）ポンプとしても用いられる。このため。
も装置の安全機能が達成できるように独立性を有する構
造であり、動力源、ポンプ、ポンプ制御部材その他すべ
ての機器が第２図に示すように区分■、区分■１区分■
の３つの区分にそれぞれ設けられ、各区分にそれぞれ高
圧系のＥＣＣ５が設置されている。この高圧系のうち、
ＲＣＩＣ３は、全電源喪失時の原子炉停止状態に対応で
きるように蒸気タービンによって駆動される。一方、Ｈ
ＰＦＬＩ、２は、ＬＯＣＡ時の外部電源喪失時に電源が
所内常用系から非常用ディーゼル発電機に変っても稼動
可能な電動機駆動となっている。また、２系統のＨＰＦ
Ｌを設置することにより、単一故障を仮定しても必らず
高圧注水冷却機能が保持できるようにし、さらにまた低
圧系のＬＰＣＳポンプ１３及び１４はＲＨＲ（残留熱除
去系）ポンプとしても用いられる。このため。
ＬＰＣＳ４及び５は、ＬＯＣＡ時に、ＥＣＣ８のＬＰＣ
Ｓに要求される炉心冷却機能と従来の原子炉格納容器ス
プレィ系に要求されていた燃料破損部からの放出よう素
などの核分裂生成物（以下ＦＰという）のスプレィによ
る除去（たたき落とし）機能を発揮すると共に原子炉停
止時の崩壊熱の除去を行なう。
Ｓに要求される炉心冷却機能と従来の原子炉格納容器ス
プレィ系に要求されていた燃料破損部からの放出よう素
などの核分裂生成物（以下ＦＰという）のスプレィによ
る除去（たたき落とし）機能を発揮すると共に原子炉停
止時の崩壊熱の除去を行なう。
ＬＯＣＡ時に炉心が露出し、燃料棒が破損して燃料棒内
のＦＰが放出された場合、従来は格納容器スプレィ系か
ら放出された冷却水によって、原子炉圧力容器１０から
格納容器のドライウェル３７内に放出されたＦＰをドラ
イウェル３７内で除去していた。しかし１本実施例は、
ＬＯＣＡ直後の原子炉圧力容器１０内の圧力が高い状態
下ではまだ燃料棒からのＦＰの放出がないこと、及びそ
の後の原子炉圧力容器１０内の圧力が十分低下した減圧
状態での長期にわたる炉心冷却時ではＥＣＣ５の作動及
び長期の冷却に格納容器スプレィ冷却系の作動が必要で
あったことに着目し。
のＦＰが放出された場合、従来は格納容器スプレィ系か
ら放出された冷却水によって、原子炉圧力容器１０から
格納容器のドライウェル３７内に放出されたＦＰをドラ
イウェル３７内で除去していた。しかし１本実施例は、
ＬＯＣＡ直後の原子炉圧力容器１０内の圧力が高い状態
下ではまだ燃料棒からのＦＰの放出がないこと、及びそ
の後の原子炉圧力容器１０内の圧力が十分低下した減圧
状態での長期にわたる炉心冷却時ではＥＣＣ５の作動及
び長期の冷却に格納容器スプレィ冷却系の作動が必要で
あったことに着目し。
ＬＰＣＳ４及び５に熱交換器（冷却器として機能する）
１５及び１６を設け、ＬＰＣＳ４及び５により炉心シュ
ラウド５０内に熱交換器１５及び１６で冷却された冷却
水をスプレィすることによってそのスプレィ水によるＦ
Ｐ除去を原子炉圧力容器１０内で行なえると共に、かつ
原子炉圧力容器１０の減圧状態下での長期にわたる炉心
冷却がＬＰＣＳ４及び５によって実施できる構成とした
。
１５及び１６を設け、ＬＰＣＳ４及び５により炉心シュ
ラウド５０内に熱交換器１５及び１６で冷却された冷却
水をスプレィすることによってそのスプレィ水によるＦ
Ｐ除去を原子炉圧力容器１０内で行なえると共に、かつ
原子炉圧力容器１０の減圧状態下での長期にわたる炉心
冷却がＬＰＣＳ４及び５によって実施できる構成とした
。
これにより、事故後の事象の適格な判断とこれに基づく
運転員による切換操作が不要となって運転員の負担が軽
減され、しかも従来の格納容器スプレィ系が不要になる
ので非常用炉心冷却装置の系統構成が著しく単純化され
る。
運転員による切換操作が不要となって運転員の負担が軽
減され、しかも従来の格納容器スプレィ系が不要になる
ので非常用炉心冷却装置の系統構成が著しく単純化され
る。
さらに、炉心シュラウド５０内で炉心５２の上方に配置
されたＬＰＣＳ４及び５のスプレィ・ヘッダ３５への冷
い冷却水の供給は、ＬＯＣＡ時に原子炉圧力容器ｌＯ内
の圧力及び温度が十分低下した後に行われる。従って、
原子炉隔離事象時における高温・高圧下でＬＰＣＳ４及
び５が作動しなくなったので、ＬＰＣＳ４及び５のスプ
レィ・ヘッダ３５の熱疲労を回避できる。
されたＬＰＣＳ４及び５のスプレィ・ヘッダ３５への冷
い冷却水の供給は、ＬＯＣＡ時に原子炉圧力容器ｌＯ内
の圧力及び温度が十分低下した後に行われる。従って、
原子炉隔離事象時における高温・高圧下でＬＰＣＳ４及
び５が作動しなくなったので、ＬＰＣＳ４及び５のスプ
レィ・ヘッダ３５の熱疲労を回避できる。
第２図は本実施例の系統構成を示している。
ＨＰＦＬｌ、２は、ＬＯＣＡ時及び原子炉の高温待機時
とも、原子炉水位「低」または格納容器（ドライウェル
３７）圧力「高」の信号で作動を開始する。ＨＰ Ｆ
Ｌ １及び２は、第６図のＨＰＣＳポンプ３２と同じ駆
動源で駆動されるＨＰＦＬポンプ７．８によって復水貯
蔵タンク９内の水またはサプレッション・チェンバ３６
のプール水を昇圧した後に冷却水として原子炉圧力容器
１０内に供給する。この冷却水は、前述したように環状
間隙５４及びジェットポンプ５１を介して下部プレナム
５３に達し、炉心を冠水する。このようにして炉心５２
が冷却される。ＨＰＦＬＩ及び２は、原子炉水位「高」
の信号で停止する。
とも、原子炉水位「低」または格納容器（ドライウェル
３７）圧力「高」の信号で作動を開始する。ＨＰ Ｆ
Ｌ １及び２は、第６図のＨＰＣＳポンプ３２と同じ駆
動源で駆動されるＨＰＦＬポンプ７．８によって復水貯
蔵タンク９内の水またはサプレッション・チェンバ３６
のプール水を昇圧した後に冷却水として原子炉圧力容器
１０内に供給する。この冷却水は、前述したように環状
間隙５４及びジェットポンプ５１を介して下部プレナム
５３に達し、炉心を冠水する。このようにして炉心５２
が冷却される。ＨＰＦＬＩ及び２は、原子炉水位「高」
の信号で停止する。
ＲＣＩＣ３は、高圧時での非常用炉心冷却機能と隔離時
での炉心冷却機能の両機能を有している。
での炉心冷却機能の両機能を有している。
ＲＣＩＣ３は１Ｍ子炉圧力容器１０内の蒸気の一部を用
いて回転するタービン１１によって駆動されるＲ、ＣＩ
Ｃポンプ１２により、復水貯蔵タンク９内の水またはサ
プレッション・チェンバ３６のプール水を冷却水として
環状間隙５４及び下部プレナム５３を介して炉心５２に
供給する。これにより炉心５２が冷却される。ＲＣＩＣ
３は。
いて回転するタービン１１によって駆動されるＲ、ＣＩ
Ｃポンプ１２により、復水貯蔵タンク９内の水またはサ
プレッション・チェンバ３６のプール水を冷却水として
環状間隙５４及び下部プレナム５３を介して炉心５２に
供給する。これにより炉心５２が冷却される。ＲＣＩＣ
３は。
ＬＯＣＡ時及び原子炉の隔離時とも、ＨＰＦＬＩ、２の
作動開始、停止の場合と同じ信号で駆動される。ＲＣＩ
ＣポンプＩ２の駆動は、全電源喪失時でも駆動可能な蒸
気タービン１１を用いているが、これは原子炉施設の安
全性を確保し得るように駆動源に助長性を持たせている
ためである。
作動開始、停止の場合と同じ信号で駆動される。ＲＣＩ
ＣポンプＩ２の駆動は、全電源喪失時でも駆動可能な蒸
気タービン１１を用いているが、これは原子炉施設の安
全性を確保し得るように駆動源に助長性を持たせている
ためである。
ＬＰＣ３４及び５は、原子炉水位「低」または格納容器
（ドライウェル３７）圧力「高」の信号で作動を開始さ
れる。ＬＰＣ３４及び５は、ＨＰＦＬＩ及び２の作動開
始及び停止の場合と同じ信号によって駆動されるＬＰＣ
Ｓポンプ１３及び１４により、サプレッション・チェン
バ３６のプール水を炉心シュラウド５０内で炉心５２の
上方に設けられたＬＰＣ：Ｓ４及び５のスプレィ・ヘッ
ダ３５のノズルから炉心５２内の燃料集合体上にスプレ
ィする。これにより、炉心５２が冷却される。その後、
炉心５２内にスプレィされた水は、再びサプレッション
・チェンバ３６内に戻り、熱交換器１５及び１６によっ
て冷却された後、再び炉心５２内にスプレィされる。
（ドライウェル３７）圧力「高」の信号で作動を開始さ
れる。ＬＰＣ３４及び５は、ＨＰＦＬＩ及び２の作動開
始及び停止の場合と同じ信号によって駆動されるＬＰＣ
Ｓポンプ１３及び１４により、サプレッション・チェン
バ３６のプール水を炉心シュラウド５０内で炉心５２の
上方に設けられたＬＰＣ：Ｓ４及び５のスプレィ・ヘッ
ダ３５のノズルから炉心５２内の燃料集合体上にスプレ
ィする。これにより、炉心５２が冷却される。その後、
炉心５２内にスプレィされた水は、再びサプレッション
・チェンバ３６内に戻り、熱交換器１５及び１６によっ
て冷却された後、再び炉心５２内にスプレィされる。
第３図に従来例における原子炉圧力容器の縦断面と本実
施例における原子炉圧力容器の縦断面を比較して示す。
施例における原子炉圧力容器の縦断面を比較して示す。
第３図の左半分が、従来例における原子炉圧力容器の例
である。４０が主蒸気（ＭＳ）配管。
である。４０が主蒸気（ＭＳ）配管。
４１が給水（ＦＤＷ）配管、４２が炉心スプレィ（ＨＦ
Ｏ２，ＬＰＣ３）配管、４３がＬＰＣＩ配管、４４が再
循環ループ（ＰＬＲ）の吸込み配管である。第３図の右
半分が、本実施例の非常用炉心冷却装置を適用した原子
炉圧力容器１０の例である。この原子炉圧力容器ＩＯは
、第１図の場合と異なり、インターナルポンプ４７を用
いた場合の例を示している。４５がＨＰＦＬ配管、４６
がＬＰＣ３配管である。本実施例の特徴は、高圧系のＨ
ＰＦＬ配管４５のノズルの位置が従来例におけるＨＰＣ
３配管４２のノズル（原子炉圧力容器内での開口部）の
位置より大巾に上（炉心シュラウド５０より上方）に配
置され、給水配管４１のノズルに近づいている点である
。
Ｏ２，ＬＰＣ３）配管、４３がＬＰＣＩ配管、４４が再
循環ループ（ＰＬＲ）の吸込み配管である。第３図の右
半分が、本実施例の非常用炉心冷却装置を適用した原子
炉圧力容器１０の例である。この原子炉圧力容器ＩＯは
、第１図の場合と異なり、インターナルポンプ４７を用
いた場合の例を示している。４５がＨＰＦＬ配管、４６
がＬＰＣ３配管である。本実施例の特徴は、高圧系のＨ
ＰＦＬ配管４５のノズルの位置が従来例におけるＨＰＣ
３配管４２のノズル（原子炉圧力容器内での開口部）の
位置より大巾に上（炉心シュラウド５０より上方）に配
置され、給水配管４１のノズルに近づいている点である
。
従来例では、高圧系のＥＣＣ５は炉心シュラウド内側に
冷却水を注入（スプレィ）していたので。
冷却水を注入（スプレィ）していたので。
原子炉圧力容器内でその高圧系のＥＣＣ５配管の冷却水
放出口の炉心シュラウドより上方に設けることができず
、高圧系のＥＣＣ５配管の破断を想定した場合に破断口
位置が低くなることをＥＣＣ５の大容量化によってカバ
ーせざるを得なかった。
放出口の炉心シュラウドより上方に設けることができず
、高圧系のＥＣＣ５配管の破断を想定した場合に破断口
位置が低くなることをＥＣＣ５の大容量化によってカバ
ーせざるを得なかった。
原子炉圧力容器またはそれに接続された配管の破断口位
置が下になる程、原子炉圧力容器内の冷却水の放出量が
多くなるので事故として厳しい条件となり、また高圧系
の非常用炉心冷却系配管の破断程、原子炉圧力容器内水
位の回復が遅れるので厳しい条件となる。しかし、高圧
系の非常用炉心冷却系配管の破断時での破断口位置が高
い本実施例では、固有の安全性が増しており、ＥＣＣ５
容量の低減（ＥＣＣＳにより原子炉圧力容器１０内に供
給可能な冷却水流量の低減）を可能ならしめている。こ
れにより、ＥＣＣ８のポンプ及びモータ容量及び配管径
の減少が図れ、原子炉非常用炉心冷却装置がコンパクト
になる。
置が下になる程、原子炉圧力容器内の冷却水の放出量が
多くなるので事故として厳しい条件となり、また高圧系
の非常用炉心冷却系配管の破断程、原子炉圧力容器内水
位の回復が遅れるので厳しい条件となる。しかし、高圧
系の非常用炉心冷却系配管の破断時での破断口位置が高
い本実施例では、固有の安全性が増しており、ＥＣＣ５
容量の低減（ＥＣＣＳにより原子炉圧力容器１０内に供
給可能な冷却水流量の低減）を可能ならしめている。こ
れにより、ＥＣＣ８のポンプ及びモータ容量及び配管径
の減少が図れ、原子炉非常用炉心冷却装置がコンパクト
になる。
第４図に高圧系のＥＣＣ５配管の破断時（破ＬＡ）と低
圧系のＥＣＣ８配管の破断時（実線）の解析例を参考と
して示す。これによっても、高圧系の破断程、原子炉圧
力容器内水位の回復が遅れて厳しい条件になる事がわか
る。
圧系のＥＣＣ８配管の破断時（実線）の解析例を参考と
して示す。これによっても、高圧系の破断程、原子炉圧
力容器内水位の回復が遅れて厳しい条件になる事がわか
る。
このように本実施例の原子炉非常用炉心冷却装置は、高
圧のＥＣＣ８が３系統（ＨＰ Ｆ Ｌが２系統、ＲＣＩ
Ｃが１系統）でそれぞれ独立して注水可能に形成される
と共に、そのうちの２系統には低圧注水系統（ＬＰＣ５
）が付加されている。また、本実施例の原子炉非常用炉
心冷却装置の特徴的点は、ＬＰＣ５４及び５に冷却器で
ある熱交換器１５及び１６を設け、高圧系のＥＣＣ５を
全て原子炉圧力容器１０内であってしかも炉心シュラウ
ド５０の外側に注水する様にした事である。このような
本実施例は、ＢＷＲプラントの信頼性ならびに安全性を
低下することなく炉心冷却能力を大幅に向上でき、前述
したようにＥＣＣ５容量を大幅に低減することができる
。また、格納容器スプレィ系が不要になると共に、格納
容器スプレィ系への切換え操作も不要になる。さらに、
ＡＤＳに関しては高圧系のＥＣＣ５の早期作動により減
圧効果が促進されるため、現行のＡＤＳ容量をさらに低
減でき、または、ＡＤＳ機能を削除することも可能であ
る。
圧のＥＣＣ８が３系統（ＨＰ Ｆ Ｌが２系統、ＲＣＩ
Ｃが１系統）でそれぞれ独立して注水可能に形成される
と共に、そのうちの２系統には低圧注水系統（ＬＰＣ５
）が付加されている。また、本実施例の原子炉非常用炉
心冷却装置の特徴的点は、ＬＰＣ５４及び５に冷却器で
ある熱交換器１５及び１６を設け、高圧系のＥＣＣ５を
全て原子炉圧力容器１０内であってしかも炉心シュラウ
ド５０の外側に注水する様にした事である。このような
本実施例は、ＢＷＲプラントの信頼性ならびに安全性を
低下することなく炉心冷却能力を大幅に向上でき、前述
したようにＥＣＣ５容量を大幅に低減することができる
。また、格納容器スプレィ系が不要になると共に、格納
容器スプレィ系への切換え操作も不要になる。さらに、
ＡＤＳに関しては高圧系のＥＣＣ５の早期作動により減
圧効果が促進されるため、現行のＡＤＳ容量をさらに低
減でき、または、ＡＤＳ機能を削除することも可能であ
る。
［発明の効果］
本発明の原子炉非常用炉心冷却装置によれば。
冷却手段にて冷却された冷却材を原子炉容器内でしかも
炉心上方でスプレィすることによって格納容器スプレィ
系の機能を発揮できるので、格納容器スプレィ系が不要
になる。従って、原子炉非常用炉心冷却装置の系統構成
が単純化でさる。
炉心上方でスプレィすることによって格納容器スプレィ
系の機能を発揮できるので、格納容器スプレィ系が不要
になる。従って、原子炉非常用炉心冷却装置の系統構成
が単純化でさる。
第１図は本発明の原子炉非常用炉心冷却装置の実施例の
ＥＣＣ５系統図、第２図は第１図の系統の区分説明図、
第３図は本発明における原子炉圧力容器配管ノズル位置
の説明図、第４図は破断条件による原子炉水位変化の比
較説明図、第５図はＢＷＲの従来のＥＣＣ８系統図、第
６図は第５図の系統の区分説明図、第７図は第５図のＬ
ＰＣ８の系統図、第８図、第９図はそれぞれ第５図のＬ
Ｐ（、Ｉの系統図、第ｉｏ図は第５図のＲＦｅ５の系統
図である。 ■、２・・・高圧注水系、３・・・ＥＣＣ５高圧系、４
．５・・・低圧炉心スプレィ系、７．８・・・ＨＰＦＬ
ポンプ、９・・・復水貯蔵タンク、］０・・・原子炉圧
力容器。 １１・・・タービン、１２・・・ＲＣ； Ｉ Ｃポンプ
、１３゜１４・・・ＬＰＣＳポンプ、１５．１６・・・
熱交換器。 ３６・・・サブレッジＪン・チェンバ、３７・・・ドラ
イウェル、５０・・・炉心シュラウド、５２・・・炉心
。 （−Ｊ） 第５図 第７因 第８■
ＥＣＣ５系統図、第２図は第１図の系統の区分説明図、
第３図は本発明における原子炉圧力容器配管ノズル位置
の説明図、第４図は破断条件による原子炉水位変化の比
較説明図、第５図はＢＷＲの従来のＥＣＣ８系統図、第
６図は第５図の系統の区分説明図、第７図は第５図のＬ
ＰＣ８の系統図、第８図、第９図はそれぞれ第５図のＬ
Ｐ（、Ｉの系統図、第ｉｏ図は第５図のＲＦｅ５の系統
図である。 ■、２・・・高圧注水系、３・・・ＥＣＣ５高圧系、４
．５・・・低圧炉心スプレィ系、７．８・・・ＨＰＦＬ
ポンプ、９・・・復水貯蔵タンク、］０・・・原子炉圧
力容器。 １１・・・タービン、１２・・・ＲＣ； Ｉ Ｃポンプ
、１３゜１４・・・ＬＰＣＳポンプ、１５．１６・・・
熱交換器。 ３６・・・サブレッジＪン・チェンバ、３７・・・ドラ
イウェル、５０・・・炉心シュラウド、５２・・・炉心
。 （−Ｊ） 第５図 第７因 第８■
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉容器内に冷却材を供給する高圧系統及び低圧
系統を有する原子炉非常用炉心冷却装置において、前記
低圧系統が、冷却手段と、容器内に充填されている冷却
材を前記冷却手段に供給するポンプと、前記原子炉容器
内で炉心上方に設置されて、前記冷却手段にて冷却され
た冷却材を前記炉心にスプレイするスプレイヘッダとを
有していることを特徴とする原子炉非常用炉心冷却装置
。 ２、原子炉容器内に冷却材を供給する高圧系統及び低圧
系統を有する原子炉非常用炉心冷却装置において、前記
低圧系統が、冷却手段と、容器内に充填されている冷却
材を前記冷却手段に供給する第１のポンプと、前記原子
炉容器の炉心を取囲むシュラウド内で前記炉心の上方に
設置され、しかも前記冷却手段にて冷却された冷却材を
前記炉心にスプレイするスプレイヘッダとを有し、前記
高圧系統が、容器内に充填されている冷却材を昇圧する
第２のポンプと、前記第２ポンプから吐出された冷却材
を前記原子炉容器内であってしかも前記シュラウドの外
側に供給する管路とを有することを特徴とする原子炉非
常用炉心冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60084790A JPS61243397A (ja) | 1985-04-19 | 1985-04-19 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60084790A JPS61243397A (ja) | 1985-04-19 | 1985-04-19 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61243397A true JPS61243397A (ja) | 1986-10-29 |
| JPH055318B2 JPH055318B2 (ja) | 1993-01-22 |
Family
ID=13840492
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60084790A Granted JPS61243397A (ja) | 1985-04-19 | 1985-04-19 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61243397A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016200487A (ja) * | 2015-04-10 | 2016-12-01 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子炉 |
| CN106409352A (zh) * | 2016-10-31 | 2017-02-15 | 中国核动力研究设计院 | 一种优化后的核动力装置设备冷却水系统 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5861498A (ja) * | 1981-10-09 | 1983-04-12 | 株式会社東芝 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
-
1985
- 1985-04-19 JP JP60084790A patent/JPS61243397A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5861498A (ja) * | 1981-10-09 | 1983-04-12 | 株式会社東芝 | 原子炉非常用炉心冷却装置 |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016200487A (ja) * | 2015-04-10 | 2016-12-01 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子炉 |
| CN106409352A (zh) * | 2016-10-31 | 2017-02-15 | 中国核动力研究设计院 | 一种优化后的核动力装置设备冷却水系统 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH055318B2 (ja) | 1993-01-22 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP3907743B1 (en) | Passive pulse cooling method and system for nuclear power plant | |
| EP0238079B1 (en) | Emergency core cooling apparatus | |
| JPS61243397A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| JP2859990B2 (ja) | 沸騰水型原子炉設備 | |
| JP2548838B2 (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
| JPH05264774A (ja) | 非常時原子炉冷却装置 | |
| JPH1090468A (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
| JPS6134496A (ja) | 原子炉冷却系統設備 | |
| JPH08146184A (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JPH0511276B2 (ja) | ||
| JPH0242393A (ja) | 原子炉の非常用炉心冷却装置 | |
| JPH02222878A (ja) | 原子力発電所の残留熱除去系 | |
| JPH09243779A (ja) | 原子炉 | |
| JPS62228197A (ja) | 軽水型原子炉 | |
| JP3125596B2 (ja) | 原子炉の非常用炉心冷却設備 | |
| JPH0227295A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| JPH0232294A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| JPH07318684A (ja) | 原子炉機器施設への代替注水装置 | |
| JPS6258199A (ja) | 原子炉冷却系 | |
| JPS61169796A (ja) | 沸騰水型原子炉の冷却材補給装置 | |
| JPH06265679A (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
| Mueller et al. | Cooling system for a nuclear reactor | |
| JPS62100696A (ja) | 原子炉自動減圧方法 | |
| JPS62284293A (ja) | 原子炉の緊急炉心冷却装置 | |
| JPS62280689A (ja) | 原子炉冷却材浄化システム |