JPS6156994A - 原子炉用蒸気タ−ビン駆動注水装置 - Google Patents

原子炉用蒸気タ−ビン駆動注水装置

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JPS6156994A
JPS6156994A JP59178658A JP17865884A JPS6156994A JP S6156994 A JPS6156994 A JP S6156994A JP 59178658 A JP59178658 A JP 59178658A JP 17865884 A JP17865884 A JP 17865884A JP S6156994 A JPS6156994 A JP S6156994A
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pressure
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steam turbine
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桶原 準嘉
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Control Of Turbines (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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は沸騰水型原子力発電所において、冷却材喪失事
故時おにび全交流電源喪失時のいずれにおいても使用可
能な原子炉用蒸気タービン駆動注水装置に関する。
〔発明の技術的fNf4と問題点〕 沸騰水型原子力発電所においては、これまでの原子力発
雷6Q IN6の故障事例に鑑み、冷却材喪失事故 能力のφ要f1が、II!近、大きく注目されてきてい
る。
これらの事象に対l!!jりる/Cめの設備としては、
原子炉熱気を1接の動力源とする蒸気タービン駆動の高
IT i’l水系どnTI了炉隔頗時冷却系とがあり、
前各【ま冷741 )tA喪失事故lJ1に、また後者
は全交流電源喪失時にそれぞれ独立して作動する設品:
とされている。
これらの熱気タービン駆動による補給水系は、原子炉内
の核反応によって発生J−る然気を直接の駆動源として
おり、冷却材喪失事故や全交流電源喪失事象が発生した
場合にも、交流電源を一切使用ゼずにポンプを駆動し、
原子炉内へ冷却水を補給する。従って、別に設訂された
電動駆動の補給水系とあいまって、駆動源の多様f11
部に貢献し11      ており、原子力発電プラン
1−の異常事象における炉水補給能力の信頼性を向上さ
Uている。
しかしながら、−[述の補給水系は、炉蒸気を直接の駆
動源としでいるため、これらの補給水系が作動した場合
には、タービン軸封部やタービンII−め弁あるいはタ
ービン加減弁から炉蒸気が漏洩するおそれがある。これ
を放置すると、炉蒸気に含まれる放射能によ−)−〇作
!l(1が被暉Jる危険があるので、このJ5うイ1事
態を避【゛)るlこめ、f−’rA:の補給水系に【ま
、各系統(に含まれる弁Aゝ)タービン軸J・1部から
の漏洩蒸気を処狸1する漏洩蒸気すl埋装+、y7がそ
れぞれ設「1されている。
次に、第2図および第3図を参照しく原子炉隔ml I
IM冷II系および畠1「汗水系の漏i’ll蒸気処理
装置r7を説明する。
第2図は原子炉隔顛II、%冷用系の漏洩蒸気911叩
装置を例示J−るもので、炉内蒸気【まタービン11め
弁1おJ:びタービン加減弁2を通1ノで蒸気タービン
3に導かれ、ここで仕事をした1わ、圧力抑制プール−
内のプール水中に)9人される。蒸気タービン:1 3によって駆動されるポンプ5は原子炉隔頗時冷却水を
炉内へ送り込む。
原子4隔#を時冷甜系の漏洩蒸気処理装置【、1タービ
ン止め弁1、タービン加減弁2および蒸気タービン3の
タービン軸封部の漏洩蒸気を案内する配管6.7.8と
、漏洩蒸気凝縮用のバロメトリック・コンデンサー9ど
、このバロメI−リック・コンデンサーに連結した真空
タンク10と、この真空タンク10内の真空疫を緒持す
る真空ポンプ11とこの真空ポンプの111気を圧力制
御プール4内のプール水中に導く配管12と、この配管
中に介挿した逆由弁13おJ:び隔離弁14とから構成
されている。
上述のように構成()た原子4隔11tln冷却系にお
い−て5、蒸気タービン3以外のタービン11−め弁1
、タービン加減弁2、真空ポンプ11等の動的機器1.
1全て直流電源(バッテリー)を駆動源としている。
このブラントにおいて、全交流電源喪失事象が発生・す
るど、交流電源を駆動源とする補給水系は全て機能を停
止1するIこめ、炉内水位は低下する。
これにJ:って水位低の信号が発生せられると、タービ
ン11二め弁1およびタービン加減弁2が自動的に開弁
し、炉蒸気は蒸気タービン3内に導入されてこれを駆動
する。この蒸気タービンによってポンプ5が起動し原子
炉内に冷却水を補給する。
それど同時に真空ポンプ11も自動起動し、タービン1
1二め弁1、タービン加減弁2、蒸気タービン3の軸封
部等から漏洩した炉蒸気を強制的にバロメトリック・]
ンデンザー9内に吸収し、またこのコンデンサーから真
空タンク10に移行したガスを配管12、)φ11−弁
13、隔離弁1/Iを通して、圧力抑制プール4の液相
部分に強制排出する。
このj;うに、従来の原子4隔1111時冷却系におい
ては、全交流1’Jli源喪失時に弁ヤ)タービン軸1
4部から漏洩した炉蒸気を圧力制御プール40液相部分
に排出号ることによって、系外への漏洩が(:1ば14
1無となるよう設J1されている。
しかしながら、上述の原子カブラン1〜において冷却材
喪失事故が発生した鳴合には、全交流電源喪失事故の場
合とは様相が一変する。
即ち、冷却材喪失事故時に(ま原子炉内の高1ネルギー
流体がベント管を通して圧力抑制プール4内に流入する
ため、それに随伴されて原子炉格納容器内からI+出さ
れた非凝縮性ガスが圧力抑制プール4内の気相部に移行
し、圧力抑制プール4内の圧力は急激に十がする。
この圧力上背ににす、真空ポンプ11の排気圧力が上昇
し、その排気効率が減少するため、バロメトリック・]
]ンデンー!−J−−9および真空タンク10内の真空
度が低下し、漏洩蒸気の凝縮効宋が低下Jる。
その結宋、冷却材喪失事故時に原子炉隔離時冷却系の運
転を継続すると、漏洩蒸気処理装置は機能りることがで
きず、炉蒸気が系外へ漏洩する。
特に、事故時の炉蒸気には、通常運転時に較べて極端に
!!;!l&! Iαの放射能が含まれているおそれが
ある!、二め、冷7.Tl itA喪失事故時に原子炉
隔#1時冷却系をff iF++さ1することは実際上
不可能である。
−IJ1高1’E t−1:水系は第3図に示づように
、ター1(ビン11め弁20、タービン加減弁21を通
して導入される炉蒸気によって回転する蒸気タービン2
2と、ぞのJJI気を導入する圧力抑制プール23と、
蒸気タービン22によって駆動され炉内に高圧水を送り
込むポンプ24とから成り、また、漏洩蒸気処理装置装
置は、タービンIにめ弁20、タービン加減弁21およ
び蒸気タービン220軸封部の漏洩蒸気をバ「1メ1−
リック・]]ンデンザー2へ案内する配管26.27.
28と、バロメトリック・]ンデン号−25に連設した
真空タンク29と、この真空タンク内を真空排気する真
空ポンプ30とを備え−Cおり、真空ポンプ30の排気
ガスは配管31J5J、びこれに介挿したグローブ弁3
2を通して非常用ガス処理系へ導かれ処理される。
このように、高圧注水系と原子炉隔離時冷却系は、類似
の系統構成ではあるが、高圧注水系の容量は、一般的に
原子炉隔離時冷fJI系の数倍程疫の犬ぎさとされてお
り、また、真空ポンプ30の排気が非常用ガス処理系に
導入されるよう構成されている点で相違している。
この非常用ガス処理系は冷却材喪失事故時に原子炉建屋
内に漏洩した放射能を高性能ヂャコールフィルターに」
:す、高効率で除去しつつ、排ガスを交流電源ににって
駆動されるファンにより排気筒に導き、大気中に高所放
出する。
このように、高圧注水系は、冷却材喪失事故時に、真空
ポンプ30から放出される排ガスを非常用ガス処理系に
にって除染処理し、系統から漏洩する炉蒸気に含まれる
放射能による被曝の危険を抑制する。
しかしながら、高圧注水系は上述のように、非常用ガス
処理系が交流電源を駆動源としているため、全交流電源
喪失時には作動不能となり、真空ポンプ30からのII
ガスを放出できなくなるという欠点がある。
(発明の目的) 本発明は従来技術における上述の如き欠点を除去すべく
なされたもので、冷却材喪失事故および全交流電源喪失
事象のいずれの場合においても動作可能な原子炉用蒸気
タービン駆動注水装置を提供することを目的とするもの
である。
〔発明の概要〕
上記目的を達成するため、本発明の原子炉用蒸−〇  
− 気タービン駆動注水装置は原子4隔1lIIt時冷却系
および高圧注水系の補給水ポンプを駆動する蒸気タービ
ンのタービン軸封部およびその配管系に介挿した弁から
の漏洩蒸気を凝縮させるバロメトリック・コンデンサー
と、このバロメトリック・コンデンサーに連なる真空タ
ンクと、この真空タンク内を真空排気する真空ポンプど
、この真空ポンプの吐出側と圧力抑制プールとを結ぶ配
管に介挿した逆止弁と、この逆止弁の上流から分岐し、
非常用ガス処理系に至る配管に介挿され、冷却材喪失事
故時に開弁する電動弁とを備えたことを特徴とするもの
である。
〔発明の実施例〕
以下、第1図を参照して本発明の詳細な説明する。なお
、第1図においては、前述の第3図ど同一部分には同−
n8をイ・1しである。
第1図において、原子炉隔離時冷IA系と高圧汗水系は
同一・構成とされでおり、それぞれタービン1トめ弁2
0、タービン加減弁21、蒸気タービン22、ポンプ2
4、バ[1メ1−リック・T1ンーfンリ−25、真空
タンク29および真空ポンプ30を備えている。
真空ポンプ30の吐出側配管40には逆止弁41と隔離
弁42が介挿されており、その先端は圧力抑制プール2
3の液相中に浸漬されている。
また、真空ポンプ30と逆1ト弁41の間において配管
40に分岐接続された配管43には、交流電源ににって
駆動される電動弁44が介挿されており、その先端は第
3図につき説明したと同様の構成の非常用ガス処理系に
接続されている。
圧力抑制プール23には、その気相部分の圧力を検出す
る圧力スイッチ45が設置されており、この圧力スイッ
チ45は検出圧力が予め設定された設定値以上に上屏す
ると、電動弁44に向tJて信号を送出しこれを開弁さ
せる。
」一連のJ:うに構成した本発明の原子炉隔離時冷却系
および高圧注水系において、原子炉の通常速(!   
  転時には電動弁44は閉弁1)ており、継続的に運
転される真空ポンプ30の吐出側は配管40、逆止弁4
1、隔離弁/12を通して圧力抑制プール23の液相中
に1」1気されている。
ここで、冷却材喪失事故が発生し、圧力抑制プール23
の内圧が設定値以上に上昇すると、圧力スイッチ/I5
からの信号にJ:り電動弁/I/Iが開弁し、真空ポン
プ30の吐出側は配管43を通して非常用ガス処理系に
接続される。この場合、圧力抑制プール23の内「より
も非常用ガス処理系側の内圧が低いため、逆11弁41
は自動的に閉状態となり、真空ポンプ30のII気は非
常用ガス処理系に導入され、第3図につき説明したと同
様の処理をされた後、大気中に放出される。
一方、全交流電源喪失事象が発生した場合には、圧力抑
制プール23内に顕著な圧カート昇はなく、圧力スイッ
チ45は作動しないので、電動弁4/1は閉状態を組持
する。また、この場合には、冷IJ1月喪失事故信号は
出力されないので、電動弁44は閉状態を保ち、真空ポ
ンプ30からの排気は圧力抑制プール23に導入される
。            jこのように本発明におい
ては、真空ポンプ30の排気光は、冷却材喪失事故時に
は圧力抑制プール23から非常用ガス処理系に変更され
、全交流電源喪失事象時を含むその伯の場合には圧力抑
制プール23に接続されるので、原子炉隔離時冷却系お
Jζび高圧注水系を冷却材喪失事故および全文流電+1
tI喪失事象の両方に対して作動させることが可能どな
る。イ【お、以上の説明では、真空ポンプ30の1j気
先変更を圧力スイッチ45によって行むう例につき31
明しIこ。これは圧力抑制プール23内の顕著な圧力上
品は冷却材喪失事故によってのみ起ることに着目したか
らである。従って電動弁44の開信号を、圧力スイッチ
45からの信号に替え、冷rJll′A喪失事故発生信
号に置換しても同様の効果が期待でき、また、真空ボ〕
ノブ30の排圧高信号を排気光変更信号として利用する
ことも可能である。
〔発明の効果〕
上述の如く、本発明によれば原子炉隔離時冷却系および
高圧注水系を冷却材喪失事故および全交流電源喪失事象
の両方に対処させることができるので原子炉隔離時冷却
系および高圧注水系の各県統では、一方の系統が本来対
処Jべき事象に対して、使方の系統がこれをバックアッ
プする構成となっており、冷却材喪失事故おにび全交流
電源喪失事象に対するプラントの信頼性は大幅に向上す
る。
また、タービン駆動の補給水系として原子炉隔離時冷却
系しか設備されていないプラントにおいても、本系統を
給水喪失事象や全交流電源喪失事象時のみでなく、冷7
J1月喪失事故の際にも使用することができるように2
7るので、その安全セは著しく向上する。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の原子炉用蒸気タービン駆動注水装置の
実施例を示す系統磯略図、第2図I;1従来の原子炉隔
離時冷lll1系の系統概略図、第3図1.1従来の高
圧注水系の系統概略図である。 20・・・タービン11−め弁、21・・・タービン加
減弁、22・・・タービン、23・・・圧力抑制プール
、24・・・蒸気タービン駆動ポンプ、25・・・バ「
1メ1−リック・]ンデン1ノー、29・・・真空タン
ク、30・・・真空ポンプ、/11・・・逆+L弁、/
I2・・・隔離弁、/I/1・・・電動弁、45・・・
圧力スイッチ。 出願人代理人  猪  股    清 :。 躬1目 第3図

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、原子炉隔離時冷却系および高圧注水系の補給水ポン
    プを駆動すう蒸気タービンのタービン軸封部およびその
    配管系に介挿した弁からの漏洩蒸気を凝縮させるバロメ
    トリック・コンデンサーと、このバロメトリック・コン
    デンサーに連なる真空タンクと、この真空タンク内を真
    空排気する真空ポンプと、この真空ポンプの吐出側と圧
    力抑制プールとを結ぶ配管に介挿した逆止弁と、この逆
    止弁の上流から分岐し、非常用ガス処理系に至る配管に
    介挿され、冷却材喪失事故時に開弁する電動弁とを備え
    たことを特徴とする原子炉用蒸気タービン駆動注水装置
    。 2、電動弁が圧力制御プール内の圧力を検出する圧力ス
    イッチからの信号によって作動するよう構成されている
    ことを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の原子炉用
    蒸気タービン駆動注水装置。 3、電動弁が冷却材喪失事故発生信号によって作動する
    よう構成されていることを特徴とする特許請求の範囲第
    1項記載の原子炉用蒸気タービン駆動注水装置。 4、電動弁が、真空ポンプの排圧高信号によって作動す
    るよう構成されていることを特徴とする特許請求の範囲
    第1項記載の原子炉用蒸気タービン駆動注水装置。
JP59178658A 1984-08-28 1984-08-28 原子炉用蒸気タ−ビン駆動注水装置 Granted JPS6156994A (ja)

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JPH0462039B2 JPH0462039B2 (ja) 1992-10-02

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6279392A (ja) * 1985-10-02 1987-04-11 株式会社日立製作所 原子炉隔離時冷却装置

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6279392A (ja) * 1985-10-02 1987-04-11 株式会社日立製作所 原子炉隔離時冷却装置

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JPH0462039B2 (ja) 1992-10-02

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