JPS61264294A - 原子炉の緊急炉心冷却装置 - Google Patents
原子炉の緊急炉心冷却装置Info
- Publication number
- JPS61264294A JPS61264294A JP60105791A JP10579185A JPS61264294A JP S61264294 A JPS61264294 A JP S61264294A JP 60105791 A JP60105791 A JP 60105791A JP 10579185 A JP10579185 A JP 10579185A JP S61264294 A JPS61264294 A JP S61264294A
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- JP
- Japan
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- core
- coolant
- bypass
- reactor
- water
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- 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］
本発明は原子炉の緊急炉心冷却装置に係り、特に炉心中
央バイパス部へ冷却材を注入することが可能な原子炉の
緊急炉心冷却装置に関する。
央バイパス部へ冷却材を注入することが可能な原子炉の
緊急炉心冷却装置に関する。
［発明の、技術的背景とその問題点］
例えば、軽水炉において再循環配管系等で破断が生じて
冷却材喪失事故が発生した場合には、燃料棒の温度が急
激に上昇し、燃料被覆管が破損して燃料棒内の放射性核
分裂生成物が放出飛散する危険があるので、これを防止
するため緊急炉心冷却系が設置されている。
冷却材喪失事故が発生した場合には、燃料棒の温度が急
激に上昇し、燃料被覆管が破損して燃料棒内の放射性核
分裂生成物が放出飛散する危険があるので、これを防止
するため緊急炉心冷却系が設置されている。
第３図はこのような緊急炉心冷却系を備えた軽水炉例え
ば沸騰水型原子炉の構成を概念的に示すもので、原子炉
圧力容器１内に配設した複数本の燃料集合体２はシュラ
ウド３により囲繞されており、このシュラウド３の上端
は上部ブレナム４を介してその上方に突出する気水分離
器５に接続されている。炉心で発生した蒸気は、気水分
離器５によって水分を除去された後主蒸気管６を通って
タービン（図示せず）に導かれる。そして、このタービ
ンで仕事をした蒸気は復水器〈図示せず）により冷却水
となり、冷却水配管７を通って再び原子炉圧力容器１に
導かれる。
ば沸騰水型原子炉の構成を概念的に示すもので、原子炉
圧力容器１内に配設した複数本の燃料集合体２はシュラ
ウド３により囲繞されており、このシュラウド３の上端
は上部ブレナム４を介してその上方に突出する気水分離
器５に接続されている。炉心で発生した蒸気は、気水分
離器５によって水分を除去された後主蒸気管６を通って
タービン（図示せず）に導かれる。そして、このタービ
ンで仕事をした蒸気は復水器〈図示せず）により冷却水
となり、冷却水配管７を通って再び原子炉圧力容器１に
導かれる。
一方、気水分離器５によって蒸気と分離された冷却水は
、再循環配管８および再循環ポンプ９を経てジェットポ
ンプ１０に入り、下部ブレナム１１に圧入される。下部
ブレナム１１に導入された冷却水は、燃料集合体２内と
その周囲に設けたバイパス１２を通過して燃料棒を冷却
し、気液二相流となつて上部ブレナム４に達し、再び気
水分離器５に導入される。
、再循環配管８および再循環ポンプ９を経てジェットポ
ンプ１０に入り、下部ブレナム１１に圧入される。下部
ブレナム１１に導入された冷却水は、燃料集合体２内と
その周囲に設けたバイパス１２を通過して燃料棒を冷却
し、気液二相流となつて上部ブレナム４に達し、再び気
水分離器５に導入される。
さらに、シュラウド３の上方内面には緊急炉心冷却系に
連結した複数個の炉心スプレーノズル１３が円環状に配
設されている。また、炉心最外周バイパス部においても
、緊急炉心冷却系の一部を構成する低圧注入系の配管１
４が設けられている。
連結した複数個の炉心スプレーノズル１３が円環状に配
設されている。また、炉心最外周バイパス部においても
、緊急炉心冷却系の一部を構成する低圧注入系の配管１
４が設けられている。
上記したように、通常の軽水炉において、正常運転時に
炉内の冷却水の水位１５は図示のように気水分離器５の
高さ位置にある。
炉内の冷却水の水位１５は図示のように気水分離器５の
高さ位置にある。
しかしながら、例えば再循環配管８が図のＸ点で破断し
たような場合には、炉心内の冷却水は逆流し、点線で示
すように下部ブレ゛ナム１１．ジェットポンプ１０、再
循環配管８および再循環ポンプ９を通ってＸ点から冷却
系外に流出する。また、ダウンカマー１６内の冷却水も
再循環配管８を通ってＸ点から冷却系外に流出する。そ
の結果、炉内の水位１５が低下し、炉心は空炊き状態に
なる恐れがある。
たような場合には、炉心内の冷却水は逆流し、点線で示
すように下部ブレ゛ナム１１．ジェットポンプ１０、再
循環配管８および再循環ポンプ９を通ってＸ点から冷却
系外に流出する。また、ダウンカマー１６内の冷却水も
再循環配管８を通ってＸ点から冷却系外に流出する。そ
の結果、炉内の水位１５が低下し、炉心は空炊き状態に
なる恐れがある。
このような冷却材喪失事故が発生すると、直ちに緊急炉
心冷却系が作動を開始し、炉心スプレーノズル１３より
多層の冷却水を炉心に注水し、炉心を冷却状態に導くよ
うにする。また、圧力の低下に伴って低圧注入系も作動
し炉心再冠水に寄与する。このとき、低圧注入系配管１
４は第４図に示すように炉心最外周バイパスに位置して
おり注入水は主に周辺バイパス部に注入される。なお、
制御棒１９はチャンネルボックス１８が４体に対して１
体の割合で配置されており、炉心内の所定個所には中性
子束計測装置２０が配設されている。
心冷却系が作動を開始し、炉心スプレーノズル１３より
多層の冷却水を炉心に注水し、炉心を冷却状態に導くよ
うにする。また、圧力の低下に伴って低圧注入系も作動
し炉心再冠水に寄与する。このとき、低圧注入系配管１
４は第４図に示すように炉心最外周バイパスに位置して
おり注入水は主に周辺バイパス部に注入される。なお、
制御棒１９はチャンネルボックス１８が４体に対して１
体の割合で配置されており、炉心内の所定個所には中性
子束計測装置２０が配設されている。
ところが、炉内の水位が低下した場合、緊急炉心冷却系
が作動するまでにはある程度の時間差があるため、炉内
の燃料棒の温度は上昇する。
が作動するまでにはある程度の時間差があるため、炉内
の燃料棒の温度は上昇する。
また、緊急炉心冷却系が作動した後も特に炉心中央部で
は、炉心内に充満している蒸気の上昇流によってスプレ
ー水の下降流は上部タイブレート１７付近で下降が制限
される、いわゆる上部タイブレートＣＣＦＬ現象を呈す
る。このとき炉心の最外周に位置する燃料集合体では、
チャンネルボックス１８を通して炉心バイパスに注入さ
れた低圧注入水への伝熱により燃料集合体内を上昇する
蒸気が凝縮されるので、上昇蒸気流が減少し、上部タイ
プレートでのＣＣＦＬ制限が緩和されるかあるいはＣＣ
ＦＬブレークが生じ、上部ブレナムから燃料集合体内へ
の落下水が増加することが実験的に知られている。しか
しながら、低圧注入系による注入は最外周バイパスに注
入されるため、通常、炉心中央部に位置する燃料集合体
ではチャンネルボックス１８を通しての冷却は小さく、
最外周に位置する燃料集合体に比べＣＣＦＬ制限が厳し
いことになる。その結果、中央部の燃料集合体では、上
部ブレナムからの落下水は最外周燃料集合体に比べて少
なく、また、通常炉心中央部の方が熱出力が大きいため
燃料被覆管の温度上昇が大きくなり、そのため燃料被覆
管の健全性が損なわれる可能性があった。
は、炉心内に充満している蒸気の上昇流によってスプレ
ー水の下降流は上部タイブレート１７付近で下降が制限
される、いわゆる上部タイブレートＣＣＦＬ現象を呈す
る。このとき炉心の最外周に位置する燃料集合体では、
チャンネルボックス１８を通して炉心バイパスに注入さ
れた低圧注入水への伝熱により燃料集合体内を上昇する
蒸気が凝縮されるので、上昇蒸気流が減少し、上部タイ
プレートでのＣＣＦＬ制限が緩和されるかあるいはＣＣ
ＦＬブレークが生じ、上部ブレナムから燃料集合体内へ
の落下水が増加することが実験的に知られている。しか
しながら、低圧注入系による注入は最外周バイパスに注
入されるため、通常、炉心中央部に位置する燃料集合体
ではチャンネルボックス１８を通しての冷却は小さく、
最外周に位置する燃料集合体に比べＣＣＦＬ制限が厳し
いことになる。その結果、中央部の燃料集合体では、上
部ブレナムからの落下水は最外周燃料集合体に比べて少
なく、また、通常炉心中央部の方が熱出力が大きいため
燃料被覆管の温度上昇が大きくなり、そのため燃料被覆
管の健全性が損なわれる可能性があった。
［発明の目的］
本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、その目的
は、緊急炉心冷却系により上部ブレナムに注入された炉
心冷却水を炉心中央部においても速やかに炉心燃料集合
体内に流入させることにより燃料被覆管の温度上昇を押
さえるようにした原子炉の緊急炉心冷却装置を提供する
ことにある。
は、緊急炉心冷却系により上部ブレナムに注入された炉
心冷却水を炉心中央部においても速やかに炉心燃料集合
体内に流入させることにより燃料被覆管の温度上昇を押
さえるようにした原子炉の緊急炉心冷却装置を提供する
ことにある。
［発明の概要］
本発明は、上記目的を達成するために、原子炉の冷却材
喪失事故時に作動する緊急炉心冷却系において、炉心最
外周バイパスおよび炉心中央バイパスに沿って冷却材注
入用配管を設け、冷却材喪失事故時に炉心周辺部および
炉心中央部に冷却材を注入するようにした緊急炉心冷却
装置に関するものである。
喪失事故時に作動する緊急炉心冷却系において、炉心最
外周バイパスおよび炉心中央バイパスに沿って冷却材注
入用配管を設け、冷却材喪失事故時に炉心周辺部および
炉心中央部に冷却材を注入するようにした緊急炉心冷却
装置に関するものである。
［発明の実施例］
本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第１図は本発明の一実施例の概略配置図を示すものであ
る。同図は緊急炉心冷却系の一部を構成する低圧炉心注
入系の特に炉心上部の配置を示すもので、炉心最外周バ
イパスだけでなく炉心中央バイパスにおいても、冷却材
注入用配管２１が配置されるように構成した点が第４図
に示す従来装置とは相違し、その他の構成は相違しない
ので、従来装置と同一構成個所には同一符号を附してそ
の詳細な説明は省略するものとする。
る。同図は緊急炉心冷却系の一部を構成する低圧炉心注
入系の特に炉心上部の配置を示すもので、炉心最外周バ
イパスだけでなく炉心中央バイパスにおいても、冷却材
注入用配管２１が配置されるように構成した点が第４図
に示す従来装置とは相違し、その他の構成は相違しない
ので、従来装置と同一構成個所には同一符号を附してそ
の詳細な説明は省略するものとする。
次に、本実施例の作用について説明する。
上述したように構成された低圧炉心注入系では、冷却材
喪失事故時において、炉心中央バイパスへの冷却材の注
入が行われるため炉心中央部に位置する燃料集合体２に
おいても、チャンネルボックス１８に冷却水がかかりチ
ャンネルボックス１８が濡れることによりチャンネルボ
ックス１８を通しての冷却が可能となる。この結果、燃
料集合体２内を上昇する蒸気が凝縮されて上昇蒸気流は
減少する。
喪失事故時において、炉心中央バイパスへの冷却材の注
入が行われるため炉心中央部に位置する燃料集合体２に
おいても、チャンネルボックス１８に冷却水がかかりチ
ャンネルボックス１８が濡れることによりチャンネルボ
ックス１８を通しての冷却が可能となる。この結果、燃
料集合体２内を上昇する蒸気が凝縮されて上昇蒸気流は
減少する。
一方、上部タイブレート１γでのＣＣＦＬ現象は、上昇
蒸気流により上部プレナム４に蓄積された冷却水の炉心
内への流入が制限される現象であり、落下水量は蒸気流
量の減少に伴って増加することが実験的に知られている
。また、チャンネルボックス１８を通しての冷却による
蒸気流の凝縮及び上部プレナム４内に蓄積している冷却
材が未飽和状態の場合におけるこれら未飽和水による蒸
気凝縮により蒸気流が全て凝縮された場合には、ＣＣＦ
Ｌブレークが起こ・す、落下水量が大幅に増加すること
が実験的に知られている。
蒸気流により上部プレナム４に蓄積された冷却水の炉心
内への流入が制限される現象であり、落下水量は蒸気流
量の減少に伴って増加することが実験的に知られている
。また、チャンネルボックス１８を通しての冷却による
蒸気流の凝縮及び上部プレナム４内に蓄積している冷却
材が未飽和状態の場合におけるこれら未飽和水による蒸
気凝縮により蒸気流が全て凝縮された場合には、ＣＣＦ
Ｌブレークが起こ・す、落下水量が大幅に増加すること
が実験的に知られている。
従って、炉心中央バイパスへの冷却水の注入により炉心
中央部に位置する燃料集合体においても、上昇蒸気流の
減少が生じ、この結果、上部ブレナムから炉心中央部燃
料集合体内への落下水量が増加するようになる。
中央部に位置する燃料集合体においても、上昇蒸気流の
減少が生じ、この結果、上部ブレナムから炉心中央部燃
料集合体内への落下水量が増加するようになる。
第２図は、冷却材喪失事故後の燃料被覆管の表面最高温
度の変化を示したもので、点線は従来装置によるもの、
実線は本実施例によるものである。
度の変化を示したもので、点線は従来装置によるもの、
実線は本実施例によるものである。
この図から明らかなように本実施例のものは従来装置に
比べ燃料被覆管の最高温度がかなり低下していることが
分る。
比べ燃料被覆管の最高温度がかなり低下していることが
分る。
以上説明したように、本実施例によれば、通常熱出力の
大きい炉心中央部に位置する燃料集合体における冷却材
喪失事故時の冷却は、従来装置に比べ大幅に改善され、
燃料被覆管の温度上昇を低減することが可能となり、冷
却材喪失事故時における燃料被覆管の健全性を大幅に向
上させることができる。
大きい炉心中央部に位置する燃料集合体における冷却材
喪失事故時の冷却は、従来装置に比べ大幅に改善され、
燃料被覆管の温度上昇を低減することが可能となり、冷
却材喪失事故時における燃料被覆管の健全性を大幅に向
上させることができる。
なお、上記実施例では冷却材注入配管が炉心最外周バイ
パスおよび炉心中央バイパスに配置されているが、要は
炉心中央バイパス部に、冷却材を注入して炉心中央部に
位置する燃料集合体のチャンネルボックスを通しての冷
却を行うことであるので、炉心中央バイパス部に冷却材
が注入される構成であれば、上記実施例と異なった配管
分岐、あるいは配管の引き回し配置構成としてもよいこ
とは勿論である。
パスおよび炉心中央バイパスに配置されているが、要は
炉心中央バイパス部に、冷却材を注入して炉心中央部に
位置する燃料集合体のチャンネルボックスを通しての冷
却を行うことであるので、炉心中央バイパス部に冷却材
が注入される構成であれば、上記実施例と異なった配管
分岐、あるいは配管の引き回し配置構成としてもよいこ
とは勿論である。
［発明の効果１
以上説明したように、本発明による緊急炉心冷却装置に
よれば、炉心中央バイパス部に冷却材の注入が行われる
ため、炉心中央部に位置する燃料集合体のチャンネルボ
ックスを通しての冷却が顕著となり上昇蒸気流量を減少
させることができる。
よれば、炉心中央バイパス部に冷却材の注入が行われる
ため、炉心中央部に位置する燃料集合体のチャンネルボ
ックスを通しての冷却が顕著となり上昇蒸気流量を減少
させることができる。
この結果、従来装置に比べ熱出力の大きい炉心中央部に
位置する燃料集合体内に上部ブレナムから落下する冷却
水量が増加することになり、冷却材喪失事故時の燃料被
覆管の温度上昇が低減され、燃料被覆管の健全性は大幅
に向上するというすぐれた効果を奏する。
位置する燃料集合体内に上部ブレナムから落下する冷却
水量が増加することになり、冷却材喪失事故時の燃料被
覆管の温度上昇が低減され、燃料被覆管の健全性は大幅
に向上するというすぐれた効果を奏する。
第１図は本発明の一実施例の概略構成図、第２図は冷却
材喪失事故後の燃料被覆管表面最高温度の変化を示す図
、第３図は従来の沸騰水型原子炉の概略構成図、第４図
は第３図のＡ−Ａ方向がらみたシュラウド内の概略平面
図である。 １・・・原子炉圧力容器、 ２・・・燃料集合体３・・
・シュラウド、 ４・・・上部ブレナム５・・・
気水分離器、 ８・・・再循環配管９・・・再循環
ポンプ、１ｏ・・・ジェットポンプ１１・・・°下部プ
レナム。 １３・・・炉心スプレーノズル １７・・・上部タイプレート １８・・・チャンネルボックス ２１・・・低圧注入系配管 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１
名） 第１図 イＤ ｆＤＤ−４故後時
開υ卸 第 ２ 因 第３図 第 ４ 図
材喪失事故後の燃料被覆管表面最高温度の変化を示す図
、第３図は従来の沸騰水型原子炉の概略構成図、第４図
は第３図のＡ−Ａ方向がらみたシュラウド内の概略平面
図である。 １・・・原子炉圧力容器、 ２・・・燃料集合体３・・
・シュラウド、 ４・・・上部ブレナム５・・・
気水分離器、 ８・・・再循環配管９・・・再循環
ポンプ、１ｏ・・・ジェットポンプ１１・・・°下部プ
レナム。 １３・・・炉心スプレーノズル １７・・・上部タイプレート １８・・・チャンネルボックス ２１・・・低圧注入系配管 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１
名） 第１図 イＤ ｆＤＤ−４故後時
開υ卸 第 ２ 因 第３図 第 ４ 図
Claims (1)
- 原子炉の冷却材喪失事故時に作動する緊急炉心冷却系に
おいて、炉心最外周バイパスおよび炉心中央バイパスに
沿つて冷却材注入用配管を設け、冷却材喪失事故時に炉
心周辺部および炉心中央部に冷却材を注入するようにし
たことを特徴とする緊急炉心冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60105791A JPS61264294A (ja) | 1985-05-20 | 1985-05-20 | 原子炉の緊急炉心冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60105791A JPS61264294A (ja) | 1985-05-20 | 1985-05-20 | 原子炉の緊急炉心冷却装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61264294A true JPS61264294A (ja) | 1986-11-22 |
Family
ID=14416954
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60105791A Pending JPS61264294A (ja) | 1985-05-20 | 1985-05-20 | 原子炉の緊急炉心冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61264294A (ja) |
-
1985
- 1985-05-20 JP JP60105791A patent/JPS61264294A/ja active Pending
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