JPS6145518Y2 - - Google Patents

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JPS6145518Y2
JPS6145518Y2 JP1980032105U JP3210580U JPS6145518Y2 JP S6145518 Y2 JPS6145518 Y2 JP S6145518Y2 JP 1980032105 U JP1980032105 U JP 1980032105U JP 3210580 U JP3210580 U JP 3210580U JP S6145518 Y2 JPS6145518 Y2 JP S6145518Y2
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JP
Japan
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steam
system piping
reactor
main steam
flow
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JP1980032105U
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JPS56135199U (ja
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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【考案の詳細な説明】 本考案は、沸騰水型原子炉の主蒸気系配管に配
設する原子炉安全装置に関する。
沸騰水型原子炉の主蒸気系配管が破断するよう
な事故が起これば、冷却材の一部分または大部分
が炉外に放出され、このため炉心温度が上昇し、
ついには燃料溶融に至る可能性がある。しかし、
万一このような事故が起こつても、上記燃料の溶
融を防ぐため、上記原子炉には非常用炉心冷却系
が設けられている。すなわち、この非常用炉心冷
却系は原子炉圧力容器内上部に配設されたヘツド
スプレースパージヤより低圧大流量の冷却材を噴
霧状に噴出して炉心を確実に冷却するように構成
されている。
しかしながら、上記非常用炉心冷却系は上記原
子炉の安全を確保するものであるため、その作動
は確実になされなければならず、そのため、上記
非常用炉心冷却系は炉心を常に冷却しようとする
方向に設定されている。したがつて、この非常用
炉心冷却系は上記炉心を冷却する方向に誤起動す
る可能性がある。そして、この誤起動が起こつ
て、上記ヘツドスプレースパージヤから上記冷却
材が噴霧流となつて噴出されると、この噴霧流の
一部は上記圧力容器内で発生する蒸気とともに上
記主蒸気系配管を介してタービンに供給されるこ
とになる。この結果、上記主蒸気系配管を流れる
蒸気は上記噴霧流を含むことによつて湿分の多い
ものとなるため、上記タービンのタービンブレー
ドがこの湿分の多い蒸気によつて損傷を受けるい
わゆるエロージヨンが発生する可能性がある。
また、上記主蒸気系配管には従来から、ベンチ
ユリー型の流量制限器が設けられているが、この
流量制限器は主蒸気系配管の破断時に、この破断
部から放出される冷却材(蒸気)の過流量を制限
する機能を有するのみで、上記蒸気の湿分を分離
し、この蒸気を乾燥させる機能は有していなかつ
た。
本発明はこのような事情にもとづいてなされた
もので、その目的とするところは非常用炉心冷却
系の誤起動が起こつてもタービンブレードにエロ
ージヨンが発生することのない原子炉安全装置を
提供することにある。また、本発明の他の目的は
主蒸気系配管の破断時にこの破断部から放出され
る過流量の冷却材(蒸気)を制限することのでき
る原子炉安全装置を提供することにある。
以下図面にしたがつて本考案の一実施例を説明
する。図中1は沸騰水型原子炉本体であり、2は
この原子炉本体1の圧力容器である。この圧力容
器2の内部には炉心3が配置され、この炉心3は
冷却材4中に浸漬されている。そして、この冷却
材4は炉心3から発生する熱によつて沸騰され、
その一部は蒸気となつて上記圧力容器2の上部に
接続されている主蒸気系配管5に導かれる。そし
て、上記蒸気はこの主蒸気系配管5を介して、上
記原子炉本体1の格納容器6外に配置されたター
ビン7に供給される。なお、8,8は主蒸気隔離
弁である。また、上記炉心3の上方には非常用炉
心冷却系9のヘツドスプレースパージヤ10が設
けられ、このヘツドスプレースパージヤ10は冷
却材供給機構11に接続されている。上記非常用
炉心冷却系9は上記主蒸気系配管5の破断時等に
作動するもので、上記冷却材供給機構11より供
給される低圧大流量の冷却材をヘツドスプレース
パージヤ10から炉心3に向つて噴出し、この炉
心を確実に冷却材するものである。なお、12,
12は再循環ポンプであり、これら再循環ポンプ
12,12は圧力容器2内の冷却材4を循環させ
るものである。
そして、上記格納容器6内の主蒸気系配管5に
は蒸気乾燥器13が設けられている。14はこの
蒸気乾燥器13の容器である。この容器14内に
は多数の波状のブレード15…が収納され、これ
らブレード15…の山部または谷部には上流側に
対向するかぎ状の突起部16…がそれぞれ設けら
れている。また、上記ブレード15…は上記主蒸
気系配管5を流れる蒸気流(図に示される矢印方
向)に対して垂直にかつそれぞれ所定の間隔を設
けて配置されるもので、上記容器14内のブレー
ド15…間を上記蒸気流が通過できるようになつ
ている。そして、上記容器14と上記原子炉本体
1側の主蒸気系配管5とに連通する導圧配管17
には差圧検出器18が設けられ、この差圧検出器
18は上記蒸気流の流量を計測するものである。
なお、19はドレン管である。
このような一実施例によれば、上記非常用炉心
冷却系9の誤起動で湿分の多い蒸気が上記主蒸気
系配管5を流れても、この湿分の多い蒸気は上記
蒸気乾燥器13によつてその湿分が分離され乾燥
されたものとなる。すなわち、上記湿分の多い蒸
気が蒸気乾燥器13のブレード15…間を通過す
る際、この蒸気の流れ方向は図に示されるように
上記ブレード15…の間の形状に沿つて波形に屈
曲する。このため、この流れ方向の屈曲に伴う遠
心力Aによつて、上記蒸気に含まれる比重の大き
い液滴は上記突起部16…に捕集されることによ
り、上記蒸気はその湿分が分離され乾燥されたも
のとなる。また、上記突起部16…によつて捕集
された液滴は上記突起部16…内を伝わつて下方
に流下しドレン管19を介して排出される。した
がつて、上記蒸気乾燥器13を介して流れる蒸気
は充分乾燥されたものとなつて上記タービン7に
供給されるため、タービンブレードにエロージヨ
ンが発生することはない。
また、上記ブレード15…間に形成される流路
は波形であるため、通過する蒸気に所定の摩擦抵
抗が与えられ、格納容器6の外側における主蒸気
系配管5が破断して、この破断部から過流量の冷
却材(蒸気)が放出されようとすれば、この摩擦
抵抗の増加によつて上記主蒸気系配管5を流れる
冷却材(蒸気)の過流量を制限することができ
る。
また、上記主蒸気系配管5と上記蒸気乾燥器1
3との間には差圧検出器18が配設されているこ
とにより、主蒸気系配管5を流れる冷却材(蒸
気)の流量を計測することができ、原子炉本体1
の安全性をさらに高めるとができる。
さらに、上記蒸気乾燥器13は蒸気タービン発
電機の負荷遮断時またはタービントリツプ等の際
に主蒸気系配管5内を伝播する圧力波に対して緩
衝体として作用する機能をも有している。
上述した如く、本考案によれば格納容器内にお
ける主蒸気系配管に、湿分分離機能と過流量制限
機能とを有する蒸気乾燥器を設けたことにより、
非常用炉心冷却系の誤起動が起こつて主蒸気系配
管中に液滴が浸入してもこれが除去されタービン
ブレードにエロージヨンが発生することはない。
また、この蒸気乾燥器の抵抗によつて、上記主蒸
気系配管の破断時にこの主蒸気系配管を流れる冷
却材(蒸気)の過流量を制限することができ、原
子炉の安全性が確保される等、その効果は大であ
る。
【図面の簡単な説明】
図面は本考案の一実施例を示す概略図である。 1……沸騰水型原子炉本体、5……主蒸気系配
管、7……タービン、9……非常用炉心冷却系、
13……蒸気乾燥器。

Claims (1)

    【実用新案登録請求の範囲】
  1. 沸騰水型原子炉の格納容器内における主蒸気系
    配管の途中に、上記配管内を流れる蒸気の湿分を
    分離する機能と、上記蒸気の過流量を制限する機
    能とを有する蒸気乾燥器を設け、この蒸気乾燥器
    は波状ブレードを該波方向が蒸気流通方向に平行
    でかつ蒸気流通方向に直交する方向に所定の間隔
    を存して複数配置し、該波状ブレードの山部又は
    谷部に蒸気流通方向上流側に対向するかぎ状突起
    部を形成してなることを特徴とする原子炉安全装
    置。
JP1980032105U 1980-03-12 1980-03-12 Expired JPS6145518Y2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1980032105U JPS6145518Y2 (ja) 1980-03-12 1980-03-12

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1980032105U JPS6145518Y2 (ja) 1980-03-12 1980-03-12

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS56135199U JPS56135199U (ja) 1981-10-13
JPS6145518Y2 true JPS6145518Y2 (ja) 1986-12-20

Family

ID=29627909

Family Applications (1)

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JP1980032105U Expired JPS6145518Y2 (ja) 1980-03-12 1980-03-12

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JPS56135199U (ja) 1981-10-13

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