JPS62228197A - 軽水型原子炉 - Google Patents
軽水型原子炉Info
- Publication number
- JPS62228197A JPS62228197A JP60247089A JP24708985A JPS62228197A JP S62228197 A JPS62228197 A JP S62228197A JP 60247089 A JP60247089 A JP 60247089A JP 24708985 A JP24708985 A JP 24708985A JP S62228197 A JPS62228197 A JP S62228197A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- core
- coolant
- pressure
- pressure 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
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 53
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 30
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 25
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims description 16
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 10
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 8
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims description 7
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims description 7
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 8
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 5
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 4
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 4
- 102100031936 Anterior gradient protein 2 homolog Human genes 0.000 description 3
- 101000775021 Homo sapiens Anterior gradient protein 2 homolog Proteins 0.000 description 3
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 3
- 229920000673 poly(carbodihydridosilane) Polymers 0.000 description 3
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 1
- 101100257062 Leishmania major IPCS gene Proteins 0.000 description 1
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 230000002452 interceptive effect Effects 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 238000001465 metallisation Methods 0.000 description 1
- 239000000047 product Substances 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 description 1
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 1
- 239000013589 supplement Substances 0.000 description 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
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)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (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〕
１ 本発明は、冷却材喪失事故時における原子炉の安全
性を確保する軽水型原子炉に係り、特に減圧沸騰により
冷却材が放出されても炉心が露出しないだけの冷却材量
を炉心の燃料発熱部上端より上方に確保するようにした
炉心冠水維持型の原子炉を得ようとするものである。
性を確保する軽水型原子炉に係り、特に減圧沸騰により
冷却材が放出されても炉心が露出しないだけの冷却材量
を炉心の燃料発熱部上端より上方に確保するようにした
炉心冠水維持型の原子炉を得ようとするものである。
従来の沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲと称す）について、
第２図により説明する。
第２図により説明する。
第２図は、炉心１を格納する原子炉圧力容器５と、炉心
１での発生熱の除去及び炉熱出力制御の機能をもち、炉
心１より下方に位置する再循環系と、炉水の水位を一定
に保つための給水系６とを有し、さらに非常用炉心冷却
系（以下ＥＣＣ８と称す）として、高圧炉心スプレィ系
７（以下ＨＰＣ８と称す）と、低圧炉心スプレィ系（以
下ＬＰＣ８と称す）と、低圧注水系９ （ＬＰＣＩ）と
を有するＢＷＲにおいて、冷却材喪失事故（以下ＬＯＣ
Ａと称す）時の原子炉水位及び原子炉圧力の変化を示し
たものである。
１での発生熱の除去及び炉熱出力制御の機能をもち、炉
心１より下方に位置する再循環系と、炉水の水位を一定
に保つための給水系６とを有し、さらに非常用炉心冷却
系（以下ＥＣＣ８と称す）として、高圧炉心スプレィ系
７（以下ＨＰＣ８と称す）と、低圧炉心スプレィ系（以
下ＬＰＣ８と称す）と、低圧注水系９ （ＬＰＣＩ）と
を有するＢＷＲにおいて、冷却材喪失事故（以下ＬＯＣ
Ａと称す）時の原子炉水位及び原子炉圧力の変化を示し
たものである。
ＢＷＲのＬＯＣＡ事象で炉心１の冷却に最も厳しい事故
は、炉心１より下方に位置する再循環系の吸込み配管１
５の破断である。再循環ポンプ１３と、ダウンカマ１４
の下部に位置する吸込み配管１５と、ダウンカマ１４か
ら取り出した冷却材を昇圧しジェットポンプ１６へ駆動
水を供給するための吐出配管１７を有する再循環系にお
いて、吸込み配管１５に破断が発生するとダウンカマ１
４の水位及び原子炉容器５内の圧力は急激に低下（減圧
）シ（第２図の（イ）部分参照）、これに伴い炉心シュ
ラウド内水位も急激に低下する。
は、炉心１より下方に位置する再循環系の吸込み配管１
５の破断である。再循環ポンプ１３と、ダウンカマ１４
の下部に位置する吸込み配管１５と、ダウンカマ１４か
ら取り出した冷却材を昇圧しジェットポンプ１６へ駆動
水を供給するための吐出配管１７を有する再循環系にお
いて、吸込み配管１５に破断が発生するとダウンカマ１
４の水位及び原子炉容器５内の圧力は急激に低下（減圧
）シ（第２図の（イ）部分参照）、これに伴い炉心シュ
ラウド内水位も急激に低下する。
図に示すように、ＬＯＣＡ後、約５０秒後に炉心１は露
出し、このため燃料被覆管温度は上昇する（第２図の（
ロ）の部分参照）。一方、原子炉圧力が低下するとＥＣ
Ｃ８が注水されるため、やがてシュラウド内水位は回復
し、炉心１は再冠水（約１５０秒後）し冷却される（第
２図の（ハ）の部分参照）。このように、ＢＷＲでは、
炉心１より下方に大口径配管が位置しているため。
出し、このため燃料被覆管温度は上昇する（第２図の（
ロ）の部分参照）。一方、原子炉圧力が低下するとＥＣ
Ｃ８が注水されるため、やがてシュラウド内水位は回復
し、炉心１は再冠水（約１５０秒後）し冷却される（第
２図の（ハ）の部分参照）。このように、ＢＷＲでは、
炉心１より下方に大口径配管が位置しているため。
ＬＯＣＡが発生すると炉心１は完全に露出してしまい、
炉心冷却はＥＣＣ８系によって行われていた。
炉心冷却はＥＣＣ８系によって行われていた。
次に新型沸騰水型原子炉（以下ＡＢＷＲと称す）につい
て第３図より説明する。
て第３図より説明する。
第３図は、炉心１を格納する原子炉圧力容器５と、炉心
１での発生熱の除去および炉熱出力制御の機能をもった
インターナルポンプ１０と、炉水位を一定に保つための
給水系６とを有し、さらにＥＣＣ８系としてＨＦＯ８７
、原子炉隔離時冷却設備１１（以下ＲＣＩＣと称す）、
低圧注水系１２（以下ＬＰＦＬと称す）を有するＡＢＷ
Ｒにおいて、炉心冷却に最も厳しいＨＦＯ２の破断を想
定した場合における解析結果を示す図である。
１での発生熱の除去および炉熱出力制御の機能をもった
インターナルポンプ１０と、炉水位を一定に保つための
給水系６とを有し、さらにＥＣＣ８系としてＨＦＯ８７
、原子炉隔離時冷却設備１１（以下ＲＣＩＣと称す）、
低圧注水系１２（以下ＬＰＦＬと称す）を有するＡＢＷ
Ｒにおいて、炉心冷却に最も厳しいＨＦＯ２の破断を想
定した場合における解析結果を示す図である。
ＨＰＣ８配管７に破断が生じるとＨＰＣＳスーパジャ１
８の部分から冷却材が原子炉圧力容器５外に放出される
。しかし、ダウンカマ１４における水位が低下すると、
約５５秒でＲＣＩＣＩＩが作動しく第３図の（ニ）の部
分参照）、さらに約、１５０秒で自動減圧系（ＡＤＳ）
が作動（第３図の（ホ）参照）する。原子炉圧力がＬＰ
ＦＬｌ２の作動する圧力まで低下すると（この時減圧沸
騰が生じ炉心位が上昇する）約３３秒でＬＰＦＬｌ２が
注水を開始（第３図の（へ）参照）するため、炉水位は
再び上昇する。このため炉心１は事故時の全ての期間で
冠水維持される。このように、ＲＣＩＣＩＩは、ＬＯＣ
Ａ開始からＬＰＦＬｌ２が作動するまでの炉心冠水冷却
のために、ＬＰＦＬｌ２は自動減圧系が作動し減圧沸騰
により放出される冷却材量と崩壊熱により放出される冷
却材量を補うために設けられている。一方、燃料棒被覆
管温度変化はＬＯＣＡ発生後、インターナルポンプ１０
の停止による炉心流量の急激な減少により遷移沸騰が発
生し、熱伝導率が低くなるため、燃料棒被覆管温度は上
昇する（第３図の（ト）参照）。
８の部分から冷却材が原子炉圧力容器５外に放出される
。しかし、ダウンカマ１４における水位が低下すると、
約５５秒でＲＣＩＣＩＩが作動しく第３図の（ニ）の部
分参照）、さらに約、１５０秒で自動減圧系（ＡＤＳ）
が作動（第３図の（ホ）参照）する。原子炉圧力がＬＰ
ＦＬｌ２の作動する圧力まで低下すると（この時減圧沸
騰が生じ炉心位が上昇する）約３３秒でＬＰＦＬｌ２が
注水を開始（第３図の（へ）参照）するため、炉水位は
再び上昇する。このため炉心１は事故時の全ての期間で
冠水維持される。このように、ＲＣＩＣＩＩは、ＬＯＣ
Ａ開始からＬＰＦＬｌ２が作動するまでの炉心冠水冷却
のために、ＬＰＦＬｌ２は自動減圧系が作動し減圧沸騰
により放出される冷却材量と崩壊熱により放出される冷
却材量を補うために設けられている。一方、燃料棒被覆
管温度変化はＬＯＣＡ発生後、インターナルポンプ１０
の停止による炉心流量の急激な減少により遷移沸騰が発
生し、熱伝導率が低くなるため、燃料棒被覆管温度は上
昇する（第３図の（ト）参照）。
しかし、スクラムによる出力低下により燃料棒被覆管温
度の上昇は短期間でおさまる。このように、ＡＢＷＲで
はＬＯＣＡ発生初期にはＲＣＩＣＩＩにより、原子炉圧
力が低下した後には、ＬＰＦＬｌ、ｆ 、）１２により炉内に冷却材が注水されるため、事故後
金ての期間で冠水維持され十分な炉心冷却が得られる。
度の上昇は短期間でおさまる。このように、ＡＢＷＲで
はＬＯＣＡ発生初期にはＲＣＩＣＩＩにより、原子炉圧
力が低下した後には、ＬＰＦＬｌ、ｆ 、）１２により炉内に冷却材が注水されるため、事故後
金ての期間で冠水維持され十分な炉心冷却が得られる。
第４図は、原子炉圧力が７０ＡＴＡからの減圧沸騰によ
って冷却材が原子炉圧力容器５外に放出される割合を示
したものであり、全縮却材保有量の約３８％が放出され
ることがねかつている。
って冷却材が原子炉圧力容器５外に放出される割合を示
したものであり、全縮却材保有量の約３８％が放出され
ることがねかつている。
第５図は、ＬＯＣＡ時の原子炉圧力容器５内の水位に対
する残留水量を示す。図から、ＢＷＲでは大口径配管が
炉心より下方に存在するため配管破断時に多量の冷却材
流出があり、炉水位は第５図◎点に低下するが、ＡＢＷ
Ｒでは、−次系配管が炉心１の上方に位置すること、及
びＲＣＩＣ１１の作動により、原子炉圧力容器５内の残
留水量がＢＷＲに比べて多く、燃料発熱部上端より上方
の第５図■点に低下する。しかし、減圧沸騰により冷却
材が放出され（全冷却材の３８％）、かつＲＣＩＣＩＩ
なしの炉水位は、第５図■点であり燃料発熱部上端より
下方になる。
する残留水量を示す。図から、ＢＷＲでは大口径配管が
炉心より下方に存在するため配管破断時に多量の冷却材
流出があり、炉水位は第５図◎点に低下するが、ＡＢＷ
Ｒでは、−次系配管が炉心１の上方に位置すること、及
びＲＣＩＣ１１の作動により、原子炉圧力容器５内の残
留水量がＢＷＲに比べて多く、燃料発熱部上端より上方
の第５図■点に低下する。しかし、減圧沸騰により冷却
材が放出され（全冷却材の３８％）、かつＲＣＩＣＩＩ
なしの炉水位は、第５図■点であり燃料発熱部上端より
下方になる。
第６図に各原子炉固有の安全性を示す。炉心１、冷却系
伎環ポンプ２、冷却系中間熱交換器３を配管で結び冷却
材であるナトリウムによって、炉心１で発生した熱を水
に伝え蒸気を発生させ、タービンを回転し発電する高速
増幅炉（ＦＢＲ）は、原子炉冷却材バウンダリでＬＯＣ
Ａが発生した場合においても、−次冷却材の循環に支障
をきたすことなく安全に炉心１の冷却が行えるように、
−法主冷却系の配管及び機器が高所配置になっている。
伎環ポンプ２、冷却系中間熱交換器３を配管で結び冷却
材であるナトリウムによって、炉心１で発生した熱を水
に伝え蒸気を発生させ、タービンを回転し発電する高速
増幅炉（ＦＢＲ）は、原子炉冷却材バウンダリでＬＯＣ
Ａが発生した場合においても、−次冷却材の循環に支障
をきたすことなく安全に炉心１の冷却が行えるように、
−法主冷却系の配管及び機器が高所配置になっている。
又、やむを得ず低い位置に設置される配管及び機器には
、ガードベッセル４を設置し、原子炉容器液位を許容レ
ベル以上に保持できる設計としている。よって、ＥＣＣ
８系がなくとも十分な炉心冷却が得られるため原子炉固
有の安全性が非常に高い。なお、ガードベッセル４は、
原子炉圧力容器５、−法主冷却系中間熱交換器３．−次
主冷却系循環ボンプ２にそれぞれ設置されている。しか
し、ＢＷＲでは原子炉−次冷却系等の原子炉圧力容器に
接続されている配管の完全破断によりＬＯＣＡが発生し
た場合、破断口からの冷却材流出及び減圧沸騰による冷
却材流出によって炉心１は露出するため炉心冷却はＥＣ
Ｃ８に担うところが大きい、したがって、原子炉固有の
安全性は低いといえる。
、ガードベッセル４を設置し、原子炉容器液位を許容レ
ベル以上に保持できる設計としている。よって、ＥＣＣ
８系がなくとも十分な炉心冷却が得られるため原子炉固
有の安全性が非常に高い。なお、ガードベッセル４は、
原子炉圧力容器５、−法主冷却系中間熱交換器３．−次
主冷却系循環ボンプ２にそれぞれ設置されている。しか
し、ＢＷＲでは原子炉−次冷却系等の原子炉圧力容器に
接続されている配管の完全破断によりＬＯＣＡが発生し
た場合、破断口からの冷却材流出及び減圧沸騰による冷
却材流出によって炉心１は露出するため炉心冷却はＥＣ
Ｃ８に担うところが大きい、したがって、原子炉固有の
安全性は低いといえる。
一方、ＡＢＷＲは、設計上想定すべき破断口は著しく小
さく、且つ破断位置も炉心１の上部に位置している。こ
のため、ＬＯＣＡ時に原子炉からの冷却材流出量が少な
く炉心が露出しにくいのでＢＷＲに比ベプラント固有の
安全性は高い。
さく、且つ破断位置も炉心１の上部に位置している。こ
のため、ＬＯＣＡ時に原子炉からの冷却材流出量が少な
く炉心が露出しにくいのでＢＷＲに比ベプラント固有の
安全性は高い。
以上のことから特にＡＢＷＲではＬＯＣＡが発生しても
、減圧沸騰により放出される冷却材（全保有水の３８％
）を補えるだけの保有水量を炉心１上部に確保できれば
、プラント固有の安全性を高めることができる。
、減圧沸騰により放出される冷却材（全保有水の３８％
）を補えるだけの保有水量を炉心１上部に確保できれば
、プラント固有の安全性を高めることができる。
第７図にＡＢＷＲのＥＣＣ８系統を示す。
ＥＣＣ８系統は、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、図に示
すように区分Ｉ、区分■及び区分■の３つに区分され、
それぞれの区分ごとに動力源として非常用ディーゼル発
電機１９を設置している。例えば、最も炉心冷却に厳し
いＨＰＬＳ７の破断を考えると１図に示す区分■のＨＰ
ＣＥｓ７機能が停止し、且つ単一故障を想定すると、区
分■のＥＣＣ８系の機能も同時に停止するという極めて
厳しい事故となる。しかし、残りの区分■のＲＣＩＣＩ
：Ｌ、ＬＰＦＬ１２及び区分■のＬＰＦＬ１２により炉
心を十分冷却できるだけの容量をもつ性能をもっている
。各系統の容量は、ＲＣＩＣｌｌが１系統で１８０Ｔ／
Ｈｒ、 ＨＰＣ５７が２系統で７３０Ｔ／Ｈｒ、ＬＰＦ
Ｌ１２は３系統で９５０Ｔ ／ Ｈｒである。
が達成できるように独立性を有する構造であり、図に示
すように区分Ｉ、区分■及び区分■の３つに区分され、
それぞれの区分ごとに動力源として非常用ディーゼル発
電機１９を設置している。例えば、最も炉心冷却に厳し
いＨＰＬＳ７の破断を考えると１図に示す区分■のＨＰ
ＣＥｓ７機能が停止し、且つ単一故障を想定すると、区
分■のＥＣＣ８系の機能も同時に停止するという極めて
厳しい事故となる。しかし、残りの区分■のＲＣＩＣＩ
：Ｌ、ＬＰＦＬ１２及び区分■のＬＰＦＬ１２により炉
心を十分冷却できるだけの容量をもつ性能をもっている
。各系統の容量は、ＲＣＩＣｌｌが１系統で１８０Ｔ／
Ｈｒ、 ＨＰＣ５７が２系統で７３０Ｔ／Ｈｒ、ＬＰＦ
Ｌ１２は３系統で９５０Ｔ ／ Ｈｒである。
なお、従来の公知例としては、日立評論Ｖｏｌ。
６６、Ｎα４ （１９８４年４月号）の第５９頁〜第６
４頁に記載されたＡＢＷＲ（新型沸騰水型原子カプラン
ト）の開発と題する技術がある。
４頁に記載されたＡＢＷＲ（新型沸騰水型原子カプラン
ト）の開発と題する技術がある。
本発明は、原子炉−次系配管のＬＯＣＡ時においても炉
心が露出せず冠水維持される信頼性の高い軽水型原子炉
を得ることにある。
心が露出せず冠水維持される信頼性の高い軽水型原子炉
を得ることにある。
本発明の特徴は、原子炉及び原子炉を格納する原子炉圧
力容器及び前記原子炉圧力容器に接続される注水配管、
吸込み配管及び主蒸気配管を有する軽水型原子炉におい
て、原子炉圧力容器内の圧力が通常運転時の圧力から大
気圧まで急減圧した場合に減圧沸騰などにより冷却材が
原子炉圧力容器外に放出された場合においても冷却材を
炉心の燃料発熱部上端より上方に確保できる位置に前記
各配管の原子炉圧力容器内における開口の位置を設定し
た点にある。
力容器及び前記原子炉圧力容器に接続される注水配管、
吸込み配管及び主蒸気配管を有する軽水型原子炉におい
て、原子炉圧力容器内の圧力が通常運転時の圧力から大
気圧まで急減圧した場合に減圧沸騰などにより冷却材が
原子炉圧力容器外に放出された場合においても冷却材を
炉心の燃料発熱部上端より上方に確保できる位置に前記
各配管の原子炉圧力容器内における開口の位置を設定し
た点にある。
本発明の具体的実施例は、軽水型原子炉において、ＬＯ
ＣＡが発生しても、破断口と燃料発熱部上端との間に破
断口以下の全保有水の３８％以上を確保できる構造とす
ることにより、小容量の低圧ＥＣＣ８だけで十分に炉心
を冷却することができる点に特徴がある。
ＣＡが発生しても、破断口と燃料発熱部上端との間に破
断口以下の全保有水の３８％以上を確保できる構造とす
ることにより、小容量の低圧ＥＣＣ８だけで十分に炉心
を冷却することができる点に特徴がある。
以下、本発明の一実施例を第１図及び第８図を用いて具
体的に説明する。
体的に説明する。
第１図はＡＢＷＲに本発明を採用した例で１図において
５は炉心１を格納する原子炉圧力容器、炉心１での発生
熱の除去、及び炉熱出力制御の機能をもったインターナ
ルポンプ、６は炉水位を一定に保つための給水系統であ
る。ＥＣＣ８系統としては、ＨＰＣ８７，ＲＣＩＣＩＩ
、ＬＰＦＬ１２を設置している。上部プレナム２１は約
４゜ｌ高くしてあり、その分、上部プレナム２１より上
方の原子炉圧力容器５を含む構造物を高くしている。１
３５０ＭＷｅ級のＡＢＷＲプラントの通常水位での全保
有水量は、約３０ｍ８であり、減圧沸騰で原子炉圧力容
器５外に放出される割合は全保有水量の３８％であるの
で、放出される冷却材量は約１１．５ｍ’である。この
放出量を）ＩＰＣＳノズル１８と燃料棒発熱部上端との
間に確保するにはＨＰ ＣＳノズル１８を約４０■上方
に高く位置させればよい。
５は炉心１を格納する原子炉圧力容器、炉心１での発生
熱の除去、及び炉熱出力制御の機能をもったインターナ
ルポンプ、６は炉水位を一定に保つための給水系統であ
る。ＥＣＣ８系統としては、ＨＰＣ８７，ＲＣＩＣＩＩ
、ＬＰＦＬ１２を設置している。上部プレナム２１は約
４゜ｌ高くしてあり、その分、上部プレナム２１より上
方の原子炉圧力容器５を含む構造物を高くしている。１
３５０ＭＷｅ級のＡＢＷＲプラントの通常水位での全保
有水量は、約３０ｍ８であり、減圧沸騰で原子炉圧力容
器５外に放出される割合は全保有水量の３８％であるの
で、放出される冷却材量は約１１．５ｍ’である。この
放出量を）ＩＰＣＳノズル１８と燃料棒発熱部上端との
間に確保するにはＨＰ ＣＳノズル１８を約４０■上方
に高く位置させればよい。
本発明では、上部プレナム２１を約４０ｒｎ高くし、そ
の分ＨＰＣＳノズル１８を高く位置させることにより、
炉心冷却に最も厳しいＨＰＣ８破断によるＬＯＣＡが発
生しても自動減圧系が作動する間約１５０秒間はＲＣＩ
ＣＩＩを注水しなくとも、発熱部上端より上方に冷却材
を多く確保できるので、炉心は露出しない、また減圧沸
騰によって原子炉圧力容器５外に全保有水量の３８％が
放出されても炉心は露出しないため、ＬＯＣＡ後、ＬＰ
ＦＬが作動するまでの間約３３０秒の間炉心は冠水維持
される。よって、本発明によれば、ＲＣＩＣＩＩがなく
ともＬＰＦＬ１２だけで十分な炉心冷却が得られる。ま
た、ＬＰＦＬ１２の容量も、減圧沸騰によって放出され
る冷却材量を考慮しなくともよいため、崩壊熱により放
出される冷却材相当の量だけで十分である。
の分ＨＰＣＳノズル１８を高く位置させることにより、
炉心冷却に最も厳しいＨＰＣ８破断によるＬＯＣＡが発
生しても自動減圧系が作動する間約１５０秒間はＲＣＩ
ＣＩＩを注水しなくとも、発熱部上端より上方に冷却材
を多く確保できるので、炉心は露出しない、また減圧沸
騰によって原子炉圧力容器５外に全保有水量の３８％が
放出されても炉心は露出しないため、ＬＯＣＡ後、ＬＰ
ＦＬが作動するまでの間約３３０秒の間炉心は冠水維持
される。よって、本発明によれば、ＲＣＩＣＩＩがなく
ともＬＰＦＬ１２だけで十分な炉心冷却が得られる。ま
た、ＬＰＦＬ１２の容量も、減圧沸騰によって放出され
る冷却材量を考慮しなくともよいため、崩壊熱により放
出される冷却材相当の量だけで十分である。
以上述べたように、炉心冷却に最も厳しいＨＰ ＣＳ破
断によるＬＯＣＡの場合でも炉心は冠水維持されるため
、他の原子炉圧の容器に接続されるＲＣＩＣＩＩ、ＬＰ
ＦＬ１２．給水系の６配管（ＨＰＣ８配管７よりも上方
に設置）の破断が生じても破断口と燃料発熱部上端との
間に減圧沸騰で放出される全保有水量の３８％を確保で
きれば炉心は冠水維持されるため、次に示すようにＥＣ
Ｃ８系の簡素化が計れる。
断によるＬＯＣＡの場合でも炉心は冠水維持されるため
、他の原子炉圧の容器に接続されるＲＣＩＣＩＩ、ＬＰ
ＦＬ１２．給水系の６配管（ＨＰＣ８配管７よりも上方
に設置）の破断が生じても破断口と燃料発熱部上端との
間に減圧沸騰で放出される全保有水量の３８％を確保で
きれば炉心は冠水維持されるため、次に示すようにＥＣ
Ｃ８系の簡素化が計れる。
第８図に本発明によるＥＣＣ８系統の新しい構成を示す
。先に述べたように、ＬＯＣＡ時においては、ＲＣＩＣ
１２に作動の必要はないが、過渡事象時の原子炉隔離時
における炉心の冷却を目的として設置しておく必要があ
るため、ＲＣＩＣ１２を削減することはできない、しか
し、高圧ＥＣＣ８がなくとも炉心は冠水維持されるため
ＨＰＣ８７（第９図参照）は不用となる。したがって、
ＬＯＣＡ及び単一故障を仮定して、第８図に示すＥＣＣ
８系統とすることができる。ＥＣＣ５容量としては、従
来のＡＢＷＲが、ＲＣＩＣＩＩ：１８０ Ｔ ／ Ｈｒ
（１系統）、ＨＰＣ８７： ７３０Ｔ／Ｈｒ（２系統
）、ＬＰＦＬ１２： ９５０Ｔ／Ｈｒ（３系統）に対し
、本発明におけるＡＢＷＲによれば、ＲＣＩＣｌｌ ：
１８０Ｔ／Ｈｒ （１系統）、ＬＰＦＬ１２ ：約２
３０Ｔ／Ｈｒ（３系統）のＥＣＣ８系統で十分炉心１は
冷却される。なお、２３０Ｔ／Ｈｒの根拠は、ＬＯＣＡ
後、約３分後の崩壊熱（トータル出力の２％以下）によ
る冷却材喪失相当分の量にいくらかの余裕を含んだ値で
ある。
。先に述べたように、ＬＯＣＡ時においては、ＲＣＩＣ
１２に作動の必要はないが、過渡事象時の原子炉隔離時
における炉心の冷却を目的として設置しておく必要があ
るため、ＲＣＩＣ１２を削減することはできない、しか
し、高圧ＥＣＣ８がなくとも炉心は冠水維持されるため
ＨＰＣ８７（第９図参照）は不用となる。したがって、
ＬＯＣＡ及び単一故障を仮定して、第８図に示すＥＣＣ
８系統とすることができる。ＥＣＣ５容量としては、従
来のＡＢＷＲが、ＲＣＩＣＩＩ：１８０ Ｔ ／ Ｈｒ
（１系統）、ＨＰＣ８７： ７３０Ｔ／Ｈｒ（２系統
）、ＬＰＦＬ１２： ９５０Ｔ／Ｈｒ（３系統）に対し
、本発明におけるＡＢＷＲによれば、ＲＣＩＣｌｌ ：
１８０Ｔ／Ｈｒ （１系統）、ＬＰＦＬ１２ ：約２
３０Ｔ／Ｈｒ（３系統）のＥＣＣ８系統で十分炉心１は
冷却される。なお、２３０Ｔ／Ｈｒの根拠は、ＬＯＣＡ
後、約３分後の崩壊熱（トータル出力の２％以下）によ
る冷却材喪失相当分の量にいくらかの余裕を含んだ値で
ある。
本発明によれば、ＬＯＣＡが発生しても炉心は露出せず
、冠水維持されるためプラント固有の安全性を得ること
ができ、しかも同時にＥＣＣ８系統を簡略化できると共
にその容量も従来のものに対し１１５以下とすることが
できる。このように本発明にれば、信頼性が高く、しか
も製品価格を大幅に低減することのできる軽水型原子炉
を得ることができる。
、冠水維持されるためプラント固有の安全性を得ること
ができ、しかも同時にＥＣＣ８系統を簡略化できると共
にその容量も従来のものに対し１１５以下とすることが
できる。このように本発明にれば、信頼性が高く、しか
も製品価格を大幅に低減することのできる軽水型原子炉
を得ることができる。
第１図は１本発明の軽水型原子炉の一実施例を示す概略
縦断面図、第２図（ａ）は従来のＢＷＲの構造とその事
故解析結果を示す線図、第３図は従来のＡＢＷＲ構造と
その事故解析結果を示す線図、第４図は減圧沸騰割合を
示す線図、第５図は、原子炉水位に対するベッセル内体
積の関係を示す成金性を比較して示す図、第７図は、従
来のＡＢＷＲのＥＣＣ８；％統を説明する図、第８図は
、本発明の一実施例におけるＥＣＣ８系統を説明する図
である。 １・・・炉心、２・・・冷却系循環ポンプ、３・・・冷
却系中間熱交換器、４・・・ガードベッセル、５・・・
原子炉圧力容器、６・・・給水系、７・・・高圧炉心ス
プレィ系（ＨＰＣ：Ｓ）、９・・・低圧注入系（ＬＰＣ
Ｉ）。 １０・・・インターナルポンプ、１１・・・原子炉隔離
時冷却設備（ＲＣＩＣ）、１２低圧注入系（ＬＰＦＬ）
、１３・・・再循環ポンプ、１４・・・ダウンカマ、１
５・・・再循環系吸込み配管、１６・・・ジェットポン
プ、１７・・・再循環系吐出配管、１８・・・高圧炉心
スプレィスパージャ、１９・・・非常用ディーゼル発電
機。 第 ４ 図 々寥か圧力（ＡＴＡ） 第 ３
縦断面図、第２図（ａ）は従来のＢＷＲの構造とその事
故解析結果を示す線図、第３図は従来のＡＢＷＲ構造と
その事故解析結果を示す線図、第４図は減圧沸騰割合を
示す線図、第５図は、原子炉水位に対するベッセル内体
積の関係を示す成金性を比較して示す図、第７図は、従
来のＡＢＷＲのＥＣＣ８；％統を説明する図、第８図は
、本発明の一実施例におけるＥＣＣ８系統を説明する図
である。 １・・・炉心、２・・・冷却系循環ポンプ、３・・・冷
却系中間熱交換器、４・・・ガードベッセル、５・・・
原子炉圧力容器、６・・・給水系、７・・・高圧炉心ス
プレィ系（ＨＰＣ：Ｓ）、９・・・低圧注入系（ＬＰＣ
Ｉ）。 １０・・・インターナルポンプ、１１・・・原子炉隔離
時冷却設備（ＲＣＩＣ）、１２低圧注入系（ＬＰＦＬ）
、１３・・・再循環ポンプ、１４・・・ダウンカマ、１
５・・・再循環系吸込み配管、１６・・・ジェットポン
プ、１７・・・再循環系吐出配管、１８・・・高圧炉心
スプレィスパージャ、１９・・・非常用ディーゼル発電
機。 第 ４ 図 々寥か圧力（ＡＴＡ） 第 ３
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉及び原子炉を格納する原子炉圧力容器及び前
記原子炉圧力容器に接続される注水配管、吸込み配管及
び主蒸気配管を有する軽水型原子炉において、原子炉圧
力容器内の圧力が通常運転時の圧力から大気圧まで急減
圧した場合に減圧沸騰などにより冷却材が原子炉圧力容
器外に放出された場合においても冷却材を炉心の燃料発
熱部上端より上方に確保できる位置に前記各配管の原子
炉圧力容器内における開口の位置を設定したことを特徴
とする軽水型原子炉。 ２、特許請求の範囲第１項において、原子炉圧力容器に
接続されている配管の開口位置と燃料発熱部上端の間に
確保できる冷却材量を、前記配管の開口位置より下方の
原子炉圧力容器内に確保できる冷却材の全量に対し３８
％以上とすることを特徴とする軽水型原子炉。 ３、特許請求の範囲第２項において、上記プレナムを高
くし原子炉圧力容器に接続される非常用炉心冷却系配管
の注入ノズルの位置を従来ものものに対し約４０ｃｍ以
上上方に位置するように設けたことを特徴とする軽水型
原子炉。 ４、特許請求の範囲第２項において、約２３０Ｔ／Ｈｒ
以下の低容量・低圧非常用炉心冷却系で炉心を冷却する
ことを特徴とする軽水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60247089A JPH0631782B2 (ja) | 1985-11-06 | 1985-11-06 | 軽水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60247089A JPH0631782B2 (ja) | 1985-11-06 | 1985-11-06 | 軽水型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62228197A true JPS62228197A (ja) | 1987-10-07 |
| JPH0631782B2 JPH0631782B2 (ja) | 1994-04-27 |
Family
ID=17158261
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60247089A Expired - Lifetime JPH0631782B2 (ja) | 1985-11-06 | 1985-11-06 | 軽水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0631782B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01214796A (ja) * | 1988-02-24 | 1989-08-29 | Hitachi Ltd | 原子炉の非常用炉心冷却系 |
| JPH01314995A (ja) * | 1988-06-16 | 1989-12-20 | Hitachi Ltd | 自然循還型原子炉 |
-
1985
- 1985-11-06 JP JP60247089A patent/JPH0631782B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01214796A (ja) * | 1988-02-24 | 1989-08-29 | Hitachi Ltd | 原子炉の非常用炉心冷却系 |
| JPH01314995A (ja) * | 1988-06-16 | 1989-12-20 | Hitachi Ltd | 自然循還型原子炉 |
| US5091143A (en) * | 1988-06-16 | 1992-02-25 | Hitachi, Ltd. | Natural circulation reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0631782B2 (ja) | 1994-04-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US8817941B2 (en) | Pressurized water reactor plant | |
| US6795518B1 (en) | Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same | |
| CA2870859C (en) | Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor | |
| KR20140037825A (ko) | 가압 경수로를 위한 비상노심 냉각시스템 | |
| JPS62228197A (ja) | 軽水型原子炉 | |
| EP0238079B1 (en) | Emergency core cooling apparatus | |
| JPS6375691A (ja) | 自然循環型原子炉 | |
| JPS6134496A (ja) | 原子炉冷却系統設備 | |
| JPS6184595A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| JPS61243397A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| 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 | |
| JPS6110792A (ja) | 原子炉 | |
| JPS61105496A (ja) | 原子炉自動減圧装置 | |
| JPS60247196A (ja) | 沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却装置 | |
| JPS5945116B2 (ja) | 非常用原子炉冷却装置 | |
| JPS61260191A (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
| JPS60227194A (ja) | 非常用炉心冷却系 | |
| JPS6020193A (ja) | 沸騰水形原子炉の給水装置 | |
| JPH06265679A (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
| Park et al. | State-of-the-art report on the safety injection system for the system design of SMART-P | |
| JPH0454915B2 (ja) | ||
| JPS60257393A (ja) | 沸騰水形原子炉の炉心スプレイ系起動装置 | |
| JPH01214796A (ja) | 原子炉の非常用炉心冷却系 | |
| JPS62100696A (ja) | 原子炉自動減圧方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |