JPS62272195A - 原子炉注水装置 - Google Patents
原子炉注水装置Info
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- JPS62272195A JPS62272195A JP60205237A JP20523785A JPS62272195A JP S62272195 A JPS62272195 A JP S62272195A JP 60205237 A JP60205237 A JP 60205237A JP 20523785 A JP20523785 A JP 20523785A JP S62272195 A JPS62272195 A JP S62272195A
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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)
- Compositions Of Macromolecular Compounds (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】
発明の詳細な説明
〔発明の利用分野〕
本発明は沸騰水形原子炉（ＢＷＲ）の注水装置に係り、
特に原子炉に何らかの異常が発生したとき、高圧状態で
注水することのできる原子炉注水装置に関するものであ
る。
特に原子炉に何らかの異常が発生したとき、高圧状態で
注水することのできる原子炉注水装置に関するものであ
る。
従来のＢＷＲＵｆｔ！プラントは１例えば火力発技術協
会編「原子炉講座」ｐ１８に記載しであるように％１１
０万ｋＷ級の原子炉は冷却材を注入する手段として次の
ようなものが設けられている。
会編「原子炉講座」ｐ１８に記載しであるように％１１
０万ｋＷ級の原子炉は冷却材を注入する手段として次の
ようなものが設けられている。
（ａ）常用系の手段
Ｏタービン駆動原子炉給水ポンプ２台（以下Ｔ／Ｄ−Ｒ
ＦＰと呼称する）。
ＦＰと呼称する）。
Ｏモータ駆動原子炉給水ポンプ２台（以下Ｍ／Ｄ−ＲＦ
Ｐと呼称する）。
Ｐと呼称する）。
（ｂ）非常用系の手段
Ｏ高圧炉心スプレィ系１台（以下ＬＰＣ３と呼称する）
。
。
Ｏ低圧炉心スプレィ系１台（以下ＬＰＣ５と呼称する）
。
。
Ｏ低圧注水系３台（以下ＬＰＣＩと呼称する）。
ＯｙＫ子炉隔離時冷却系１台（以下ＲＣＩＣと呼称する
）。
）。
これらのうち、常用系の給水ポンプは原子炉出力レベル
によって使に分けるように設計してあり、原子炉出力が
約２０％以下の低出力時にはＭ／Ｄ−ＲＦＰを、それ以
上ではＴ／Ｄ−ＲＦＰを使用する。Ｍ／Ｄ−ＲＦＰはま
た、Ｔ／Ｄ−ＲＦＰが何らかの原因で停止したときにバ
ックアップ用の給水ポンプとしても使われる。しかし、
原子炉出力が約２０％以上では待機しているのみである
。
によって使に分けるように設計してあり、原子炉出力が
約２０％以下の低出力時にはＭ／Ｄ−ＲＦＰを、それ以
上ではＴ／Ｄ−ＲＦＰを使用する。Ｍ／Ｄ−ＲＦＰはま
た、Ｔ／Ｄ−ＲＦＰが何らかの原因で停止したときにバ
ックアップ用の給水ポンプとしても使われる。しかし、
原子炉出力が約２０％以上では待機しているのみである
。
また非常系は原子炉またはタービン系に何らかの異常が
発生したとき起動するもので、ＦＩＰＣ３は原子炉圧力
が定格値以上の高い場合でも原子炉に注水できるように
設計されている。 ＬＰＣ５及びＬＰＣＩは。
発生したとき起動するもので、ＦＩＰＣ３は原子炉圧力
が定格値以上の高い場合でも原子炉に注水できるように
設計されている。 ＬＰＣ５及びＬＰＣＩは。
原子炉再循環系の配管破断時のように、炉圧が低く多量
の注水が必要なときに使用される。この中で特でＬＰＣ
Ｉは熱交換器を持つものもあり、原子炉停止時の残留熱
除去や格納容器内の冷却、その他の機能も有するよう設
計しである。更にＲＣＩＣは。
の注水が必要なときに使用される。この中で特でＬＰＣ
Ｉは熱交換器を持つものもあり、原子炉停止時の残留熱
除去や格納容器内の冷却、その他の機能も有するよう設
計しである。更にＲＣＩＣは。
原子炉隔離弁が閉鎖し、原子炉が隔離された状態のとき
に炉に注水するためのもので、定格圧力以上の原子炉圧
でも注水できるよう設計している。
に炉に注水するためのもので、定格圧力以上の原子炉圧
でも注水できるよう設計している。
以上のように、従来のＢＷＲは、何重もの注水設備が設
けられていて、原子炉が如何なる状態になっても冷却材
を注入可能とし、安全性を確保している。しかし、上述
した通常時の給水系は、主蒸気が流れていない場合には
使用できない、またＬＰＣ３やＬＰＣＩは原子炉圧がそ
の吐出圧以下になるまでは使用せず、ＨＰＣ３を使用す
る。
けられていて、原子炉が如何なる状態になっても冷却材
を注入可能とし、安全性を確保している。しかし、上述
した通常時の給水系は、主蒸気が流れていない場合には
使用できない、またＬＰＣ３やＬＰＣＩは原子炉圧がそ
の吐出圧以下になるまでは使用せず、ＨＰＣ３を使用す
る。
更に、上述した非常用の注水系は、安全性確保を第一に
しているため、原子炉水位の制御装置は設けておらず、
原子炉が満水に近づいたときは必要に応じて手動で注入
量を制御している。
しているため、原子炉水位の制御装置は設けておらず、
原子炉が満水に近づいたときは必要に応じて手動で注入
量を制御している。
本発明は上述の事情に鑑みて為されたものであって、そ
の目的とするところは、ＢＷＲプラントの通常時に使用
される給水系を異常時にも使用できるように改良し、原
子炉への注水と水位制御とを可能とした原子炉注水装置
を提供することにある。
の目的とするところは、ＢＷＲプラントの通常時に使用
される給水系を異常時にも使用できるように改良し、原
子炉への注水と水位制御とを可能とした原子炉注水装置
を提供することにある。
上述の目的を達成する為１本発明の原子炉給水装置は原
子炉の炉圧が低下したとき該原子炉に注水する手段の吐
出側と、通常時に原子炉へ給水せしめる給水ポンプの吸
入側とを連絡管路によって連結すると共に、上記連絡管
に弁を設けたことを特徴とする。
子炉の炉圧が低下したとき該原子炉に注水する手段の吐
出側と、通常時に原子炉へ給水せしめる給水ポンプの吸
入側とを連絡管路によって連結すると共に、上記連絡管
に弁を設けたことを特徴とする。
以下本発明の具体的実施例について図面を用いて詳細に
説明する。第１図及び第２図は、それぞれ本発明の具体
的な各−実施例を示す系統図であり、これらの図面には
本発明に関連する部分のみを抽出して示しである。また
８ａ〜８ｃ、及び９ａ、９ｂ、９ａ’ 、９ｂ’ ｔ
１１ａ＋ ｌｌｂは逆止弁であり、１０ａ、１０ｂ等は
通常時間。
説明する。第１図及び第２図は、それぞれ本発明の具体
的な各−実施例を示す系統図であり、これらの図面には
本発明に関連する部分のみを抽出して示しである。また
８ａ〜８ｃ、及び９ａ、９ｂ、９ａ’ 、９ｂ’ ｔ
１１ａ＋ ｌｌｂは逆止弁であり、１０ａ、１０ｂ等は
通常時間。
２１．３５等は通常時閉の弁を意味する。破線で囲んで
示した構成部分ＦＡＴが、本発明を適用して追加した管
路構成である。
示した構成部分ＦＡＴが、本発明を適用して追加した管
路構成である。
まず第１図において、格納容器１の内部には原子炉２が
あり、炉心３の熱により内部の冷却材（軽水）を沸騰さ
せる。その蒸気は主蒸気隔離弁１５を経てタービン４に
送り、そこでエネルギー変換をした後復水器５で凝縮さ
せ、復水ポンプ６ ａ 〜６ ｃ 、 Ｔ ／ Ｄ −
ＲＦ Ｐ ７ ａ及び７ｂ（またはＭ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ
’ 、７ｂ’ ）から給水スパージャ１２を介して原子
炉に戻す。なお原子炉出力が約２０％以上では、Ｔ／Ｄ
−ＲＦＰ７ａ。
あり、炉心３の熱により内部の冷却材（軽水）を沸騰さ
せる。その蒸気は主蒸気隔離弁１５を経てタービン４に
送り、そこでエネルギー変換をした後復水器５で凝縮さ
せ、復水ポンプ６ ａ 〜６ ｃ 、 Ｔ ／ Ｄ −
ＲＦ Ｐ ７ ａ及び７ｂ（またはＭ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ
’ 、７ｂ’ ）から給水スパージャ１２を介して原子
炉に戻す。なお原子炉出力が約２０％以上では、Ｔ／Ｄ
−ＲＦＰ７ａ。
７ｂのみが使われ、復水ポンプ６ａ〜６ｂのうち２台ま
たは１台は待機状態にしである。このため。
たは１台は待機状態にしである。このため。
停止中に冷却材がヘッダ１３または１４を介してポンプ
に逆流しないように、逆止弁８ａ〜８ｃおよび９ａ〜９
ｃｔｉ−設けである。
に逆流しないように、逆止弁８ａ〜８ｃおよび９ａ〜９
ｃｔｉ−設けである。
一方、何らかの原因で原子炉の冷却材が喪失したような
場合に動作する非常用冷却系のＨＰＣＳポンプ２０ 、
ＬＰＣＳポンプ２８ 、 ＬＰＣＩポンプ２７ａ〜２
７ｃは通常は待機状態にあり、吐出弁２１゜３５及び３
１ａ〜３１ｃは全閉しである。このため点線で囲んだ本
発明による追加部分ＦＡＴは、通常運転にはまったく影
響を与えない。
場合に動作する非常用冷却系のＨＰＣＳポンプ２０ 、
ＬＰＣＳポンプ２８ 、 ＬＰＣＩポンプ２７ａ〜２
７ｃは通常は待機状態にあり、吐出弁２１゜３５及び３
１ａ〜３１ｃは全閉しである。このため点線で囲んだ本
発明による追加部分ＦＡＴは、通常運転にはまったく影
響を与えない。
さて、今、何らかの原因で主蒸気隔離弁１５が原子炉運
転中に全閉する異常が発生したと仮定して、第１図に示
した実施例の動作を説明する。この場合原子炉は炉圧が
急増し、炉圧高により緊急停止（スクラム）する、この
とき炉水位は、炉圧増大及びスクラムによる炉出力低下
により、気泡がつぶれて急降下する。一方、給水ポンプ
７ａ。
転中に全閉する異常が発生したと仮定して、第１図に示
した実施例の動作を説明する。この場合原子炉は炉圧が
急増し、炉圧高により緊急停止（スクラム）する、この
とき炉水位は、炉圧増大及びスクラムによる炉出力低下
により、気泡がつぶれて急降下する。一方、給水ポンプ
７ａ。
７ｂは、タービン蒸気流がなくなるため復水器ホットウ
ェル水位が低下し、それが一定値まで低下したとき自動
停止するようインターロックが組込まれている。この状
態で原子炉は隔離されるため、安全上特に問題になるこ
とはない、スクラム後も原子炉は崩壊熱を発生するため
、炉圧が上昇し、図示しない逃し安全弁の設定圧に到達
するとそれが動作し、冷却材が原子炉２からサプレッシ
ョンプール２３に移動する。このような場合従来は、原
子炉水位が一定値（Ｌｘ レベルと呼ぶ）まで低下した
とき、ＨＰＣ３２０及び図示しないＲＣＩＣを自動起動
して復水貯蔵タンク４０またはサプレッションプール２
３の水を原子炉に注水し、水位を確保して安全に冷温停
止状態に移行させていた。
ェル水位が低下し、それが一定値まで低下したとき自動
停止するようインターロックが組込まれている。この状
態で原子炉は隔離されるため、安全上特に問題になるこ
とはない、スクラム後も原子炉は崩壊熱を発生するため
、炉圧が上昇し、図示しない逃し安全弁の設定圧に到達
するとそれが動作し、冷却材が原子炉２からサプレッシ
ョンプール２３に移動する。このような場合従来は、原
子炉水位が一定値（Ｌｘ レベルと呼ぶ）まで低下した
とき、ＨＰＣ３２０及び図示しないＲＣＩＣを自動起動
して復水貯蔵タンク４０またはサプレッションプール２
３の水を原子炉に注水し、水位を確保して安全に冷温停
止状態に移行させていた。
一方１本実施例では、 ＬＰＣＳポンプ２８の出口から
逆止弁３４及び吐出弁３５を介して復水ポンプヘッダ１
３に連絡管３９が設けてあり、必要なときにＬＰＣＳポ
ンプ２８及びＭ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 。
逆止弁３４及び吐出弁３５を介して復水ポンプヘッダ１
３に連絡管３９が設けてあり、必要なときにＬＰＣＳポ
ンプ２８及びＭ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 。
７ｂ’ を起動し、吐出弁３５を自動開することにより
復水貯蔵タンク４０またはサプレッションプール２３の
水を、 ＬＰＣＳポンプ２８．吐出弁３５゜連絡配管３
９．Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ’ 。
復水貯蔵タンク４０またはサプレッションプール２３の
水を、 ＬＰＣＳポンプ２８．吐出弁３５゜連絡配管３
９．Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ’ 。
給水ヘッダ１４．逆止弁１１ ａ、 ｌ ｌ ｂ、及び
給水スパージャ１２を介して原子炉に注水するようにし
たものである。そして、Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ
’は、通常時の炉水位制御機能を持たせるため図示しな
い水位制御器を設けてあり。
給水スパージャ１２を介して原子炉に注水するようにし
たものである。そして、Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ
’は、通常時の炉水位制御機能を持たせるため図示しな
い水位制御器を設けてあり。
原子炉水位が回復して安全が確認できたときは、ＨＰＣ
Ｓポンプ２０及び図示しないＰＣＩＣポンプの流量を絞
ることにより、 Ｍ／Ｄ−ＲＦ Ｐ ７ ａ’ 、７
ｂ’によって原子炉水位が自動制御できる。したがって
、事故が回復して原子ｆを再起動する場合には炉水位が
通常レベルにあり、炉水位の調整に及ばず直ちに再起動
することが出来る。
Ｓポンプ２０及び図示しないＰＣＩＣポンプの流量を絞
ることにより、 Ｍ／Ｄ−ＲＦ Ｐ ７ ａ’ 、７
ｂ’によって原子炉水位が自動制御できる。したがって
、事故が回復して原子ｆを再起動する場合には炉水位が
通常レベルにあり、炉水位の調整に及ばず直ちに再起動
することが出来る。
また、再循環配管のギロチン破断のような仮想事故が発
生した場合は、本発明のＬＰＧ３２８は吐出弁３０を関
することにより、従来の装！！（ＦＡＴを設けていない
もの）とまったく同一の動作をする。その他、 ＨＦＯ
２やＬＰＣＩ等も同一の動作をするので、このような仮
想事故（主蒸気隔離弁１５の全開）に対しても何ら問題
ないことは明らかである。
生した場合は、本発明のＬＰＧ３２８は吐出弁３０を関
することにより、従来の装！！（ＦＡＴを設けていない
もの）とまったく同一の動作をする。その他、 ＨＦＯ
２やＬＰＣＩ等も同一の動作をするので、このような仮
想事故（主蒸気隔離弁１５の全開）に対しても何ら問題
ないことは明らかである。
また、給水系配管が破断するような仮想事故に関しては
、少なくとも図示しない逃し安全弁により原子炉の減圧
に成功すればＬＰＧ３２８やＬＰＣＩ２７ ａ〜２７ｃ
が使用できるし、その他ＨＰＣ５２０及びＲＣＩＣ（図
示せず）が使用できるので、原子炉の安全性は問題ない
。
、少なくとも図示しない逃し安全弁により原子炉の減圧
に成功すればＬＰＧ３２８やＬＰＣＩ２７ ａ〜２７ｃ
が使用できるし、その他ＨＰＣ５２０及びＲＣＩＣ（図
示せず）が使用できるので、原子炉の安全性は問題ない
。
なお、第１図で逆止弁３４は吐出弁３５がたとえばシー
トリークなどを発生しても、ヘッダ１３の水がＬＰＣＳ
ポンプ２８側に流れないように設けたものであり、逆止
弁８８〜８ｃは、水が高圧側から復水ポンプ側に逆流し
ないように設けである。
トリークなどを発生しても、ヘッダ１３の水がＬＰＣＳ
ポンプ２８側に流れないように設けたものであり、逆止
弁８８〜８ｃは、水が高圧側から復水ポンプ側に逆流し
ないように設けである。
以上の説明では、主蒸気隔離弁が閉鎖する場合であるの
で、給水ポンプとしてはＭ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ
’のみ使用できるが、主蒸気隔離弁が開状態で給水に必
要な蒸気があるときは、Ｔ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ
’ も使用できる。またＭ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ
’の電源は、通常電源を使用しているが１通常電源が使
用できない場合に備えて、ディーゼル発電機の出力を切
替供給できるようにしておくこともできる。
で、給水ポンプとしてはＭ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ
’のみ使用できるが、主蒸気隔離弁が開状態で給水に必
要な蒸気があるときは、Ｔ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ
’ も使用できる。またＭ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ
’の電源は、通常電源を使用しているが１通常電源が使
用できない場合に備えて、ディーゼル発電機の出力を切
替供給できるようにしておくこともできる。
更にＬＰＧ３２８の水源としては）ＩＰｃｓ ２０と同
様初期状態では清浄度の高い復水貯蔵タンクの水を用い
、それがなくなった場合は自動的にサンプレッションプ
ールと水源を切替えるなど従来と同一である。
様初期状態では清浄度の高い復水貯蔵タンクの水を用い
、それがなくなった場合は自動的にサンプレッションプ
ールと水源を切替えるなど従来と同一である。
次に第２図は、本発明の効果を更に高くするように構成
した他の実施例であり、第１＠と図面参照番号の等しい
部材は相等部材である。第２図が第１図と異なる点は、
ＬＰＣＩポンプ２７ａ〜２７ｃの３台及びＬＰＣＳポン
プ２８．１台の吐出側全てに逆止弁３６ ａ ” ｃ、
３４並びに吐出弁３７ａ〜３７ｃ、３５を設け、それら
をヘッダ３８で結んだ後、連絡管３９で復水ポンプヘッ
ダ１３に接続していることである。このように配管する
ことにより、Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ’の吸込圧
及び吐出流量に余裕が出るので、原子炉の減圧がＬＳＣ
ＩまたはＬＰＣＳの吐出圧以下になる以前より、大量の
注水ができるようになる効果がある。あるいは、それら
４台のポンプの内、少なくとも１台が健全であれば、定
格給水流量の２５％程度の注水量が確保される効果を有
する。
した他の実施例であり、第１＠と図面参照番号の等しい
部材は相等部材である。第２図が第１図と異なる点は、
ＬＰＣＩポンプ２７ａ〜２７ｃの３台及びＬＰＣＳポン
プ２８．１台の吐出側全てに逆止弁３６ ａ ” ｃ、
３４並びに吐出弁３７ａ〜３７ｃ、３５を設け、それら
をヘッダ３８で結んだ後、連絡管３９で復水ポンプヘッ
ダ１３に接続していることである。このように配管する
ことにより、Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ’の吸込圧
及び吐出流量に余裕が出るので、原子炉の減圧がＬＳＣ
ＩまたはＬＰＣＳの吐出圧以下になる以前より、大量の
注水ができるようになる効果がある。あるいは、それら
４台のポンプの内、少なくとも１台が健全であれば、定
格給水流量の２５％程度の注水量が確保される効果を有
する。
次に、以上の効果を出すための各ポンプの所要能力につ
いて第３図を用いて説明する。第３図は各ポンプの流量
−吐出圧曲線を示したものであり。
いて第３図を用いて説明する。第３図は各ポンプの流量
−吐出圧曲線を示したものであり。
１′はＭ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ’ 、２’ はＬ
ＰＣＳ２８またはＬＰＣＩ２７ ａ〜２７ ｃ、 ３’
は復水ポンプ、４′はＨＰＣ３２０の特性である。また
５′は、Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ’の要求吸込圧
である。従来プラントのポンプ特性もほぼこのように設
計してあり、本発明を適用する上で従来の設計を変更す
る必要はない、各ポンプの特性が第３図のように構成し
てあれば、通常運転時Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ’
は流量Ｑｚ以下であれば、復水ポンプの吐出圧により、
要求吸込圧が確保できる。これとまったく同様に、 Ｌ
ＰＣＳ２ ｇまたはＬＰＣＩポンプ２７ａ〜２７ｃの吐
出圧は、第３図の流量Ｑｏ以下であればＭ／Ｄ−ＲＦＰ
７ａ’ 。
ＰＣＳ２８またはＬＰＣＩ２７ ａ〜２７ ｃ、 ３’
は復水ポンプ、４′はＨＰＣ３２０の特性である。また
５′は、Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ’の要求吸込圧
である。従来プラントのポンプ特性もほぼこのように設
計してあり、本発明を適用する上で従来の設計を変更す
る必要はない、各ポンプの特性が第３図のように構成し
てあれば、通常運転時Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、７ｂ’
は流量Ｑｚ以下であれば、復水ポンプの吐出圧により、
要求吸込圧が確保できる。これとまったく同様に、 Ｌ
ＰＣＳ２ ｇまたはＬＰＣＩポンプ２７ａ〜２７ｃの吐
出圧は、第３図の流量Ｑｏ以下であればＭ／Ｄ−ＲＦＰ
７ａ’ 。
７ｂ’ の要求吸込圧を上廻るため、Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７
ａ’ 、７ｂ’による注水量はＮＰＣ５２０以上を確保
できる。炉圧が定格圧力Ｈ８以上になり、Ｈｌを越える
とＭ ／ Ｄ −ＲＦ Ｐ ７ ａ ’ 、 ７ ｂ
’ の流量はＩＩＰＣ９２０よりも下廻るが、通常逃し
安全弁の吹き出し設定圧ＰＲは、 Ｈｌ）ＰＲ）ＨＲ のように選定するので実質上Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、
７ｂ’ と低圧注水系（ＬＰＣＳ２８またはＬＰＧＩ２
７８〜２７ｃ）とを接続した本発明方式は、ＨＦＯ２よ
りも高流量で注水できると考えてよい、しかし、復水ポ
ンプヘッダ１３からの流出量が第３図のＱｏを上廻ると
１Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 。
ａ’ 、７ｂ’による注水量はＮＰＣ５２０以上を確保
できる。炉圧が定格圧力Ｈ８以上になり、Ｈｌを越える
とＭ ／ Ｄ −ＲＦ Ｐ ７ ａ ’ 、 ７ ｂ
’ の流量はＩＩＰＣ９２０よりも下廻るが、通常逃し
安全弁の吹き出し設定圧ＰＲは、 Ｈｌ）ＰＲ）ＨＲ のように選定するので実質上Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 、
７ｂ’ と低圧注水系（ＬＰＣＳ２８またはＬＰＧＩ２
７８〜２７ｃ）とを接続した本発明方式は、ＨＦＯ２よ
りも高流量で注水できると考えてよい、しかし、復水ポ
ンプヘッダ１３からの流出量が第３図のＱｏを上廻ると
１Ｍ／Ｄ−ＲＦＰ７ａ’ 。
７ｂ’の要求吸込圧を下廻ることになるので、それを避
ける必要がある。第４図はこのための制御インターロッ
クを示したもので、Ｍ／Ｄ−ＲＦＰと低圧注水系とを接
続したＭ／Ｄ−ＲＦＰによる高圧注水モードが起動許可
されるのは、Ｍ／Ｄ−ＲＦＰの吸込圧が要求値を上廻る
場合のみとしたものである。この起動信号はＬＰＣＳま
たはＬＰＣＩポンプと給水ポンプの起動信号および吐出
弁３５．同３７ａ〜３７ｃの自動開信号として使用する
。
ける必要がある。第４図はこのための制御インターロッ
クを示したもので、Ｍ／Ｄ−ＲＦＰと低圧注水系とを接
続したＭ／Ｄ−ＲＦＰによる高圧注水モードが起動許可
されるのは、Ｍ／Ｄ−ＲＦＰの吸込圧が要求値を上廻る
場合のみとしたものである。この起動信号はＬＰＣＳま
たはＬＰＣＩポンプと給水ポンプの起動信号および吐出
弁３５．同３７ａ〜３７ｃの自動開信号として使用する
。
次に第５図は、このＭ／Ｄ−ＲＦＰの高圧注水モードを
使用して、ｍ子炉の水位制御を行う制御系のブロック図
を示している１本第５図において、この制御系が従来の
制御系と異なる点は、破線で囲んで示した切替スイッチ
５６及び流量要求信号リミッタ５８が追加されているこ
とのみである。
使用して、ｍ子炉の水位制御を行う制御系のブロック図
を示している１本第５図において、この制御系が従来の
制御系と異なる点は、破線で囲んで示した切替スイッチ
５６及び流量要求信号リミッタ５８が追加されているこ
とのみである。
通常時の原子炉水位は、炉水位検出器５１．主蒸気流量
検出器５２、及び給水流量検出器５３の信号を用い、そ
れを主制御器５４及び流量制御器５５で演算処理し、ラ
ンナウト防止回路５７を通して、端子５９より要求信号
として出方している。
検出器５２、及び給水流量検出器５３の信号を用い、そ
れを主制御器５４及び流量制御器５５で演算処理し、ラ
ンナウト防止回路５７を通して、端子５９より要求信号
として出方している。
本発明装置でも演算内容は同一であるが、最大流量をＭ
／Ｄ−ＲＦＰの吸込圧が要求値を上廻る値Ｑｏに制限す
るスイッチ５６及びリミッタ５８を設けている。したが
って１本実施例の制御装置は。
／Ｄ−ＲＦＰの吸込圧が要求値を上廻る値Ｑｏに制限す
るスイッチ５６及びリミッタ５８を設けている。したが
って１本実施例の制御装置は。
流量を一定値以下に制限しつつ、原子炉水位を安定に制
御できることが明らかである。なお、端子５９から出力
する信号は従来と同様流量制御弁に与える。
御できることが明らかである。なお、端子５９から出力
する信号は従来と同様流量制御弁に与える。
次に、第６図は、本発明のもう一つの実施例を示す系統
図であり、第１図と図面参照番号の等しい部材は相等部
材を意味する。第６図の実施例が第１図に示した実施例
と異なる点は、ＬＰＣＳ２８の吐出ラインと復水ポンプ
吸込ヘッダとを連絡管３９、逆止弁３４．吐出弁３５で
連結し、かつ復水器出口ラインに逆止弁４３を設けたこ
とである。
図であり、第１図と図面参照番号の等しい部材は相等部
材を意味する。第６図の実施例が第１図に示した実施例
と異なる点は、ＬＰＣＳ２８の吐出ラインと復水ポンプ
吸込ヘッダとを連絡管３９、逆止弁３４．吐出弁３５で
連結し、かつ復水器出口ラインに逆止弁４３を設けたこ
とである。
破線で囲んだＦＡＴ’は本発明の適用部分である。
この連絡管３９は、第２図の実施例のように、ＬＰＣＳ
ポンプ２８とＬＰＣＩポンプ２７ａ〜２７ｃの吐出ライ
ンとを連結、シ、ヘッダを構成後復水ポンプ吸込側と接
続することもできる。このようにすることによって、吐
出弁３５を開し、ＬＰＣＳポンプ２８、復水ポンプ６及
び給水ポンプ７を使用して注水するときは、給水ポンプ
の吐出圧を通常時よりも高くできるという効果を奏し、
またＬＰＣ５及びＬＰＣＩの吐出側をヘッダ構成として
複数台運転すれば、第１図及び第２図実施例で必要であ
った給水ポンプの流量制限は１通常時とまったく同一の
値で行い得る。
ポンプ２８とＬＰＣＩポンプ２７ａ〜２７ｃの吐出ライ
ンとを連結、シ、ヘッダを構成後復水ポンプ吸込側と接
続することもできる。このようにすることによって、吐
出弁３５を開し、ＬＰＣＳポンプ２８、復水ポンプ６及
び給水ポンプ７を使用して注水するときは、給水ポンプ
の吐出圧を通常時よりも高くできるという効果を奏し、
またＬＰＣ５及びＬＰＣＩの吐出側をヘッダ構成として
複数台運転すれば、第１図及び第２図実施例で必要であ
った給水ポンプの流量制限は１通常時とまったく同一の
値で行い得る。
なお、本発明の注水装置を構成する機器の信頼度が安全
系にとって必要なレベルまで高めることを条件として１
次のようにシステムを簡略化することができる。
系にとって必要なレベルまで高めることを条件として１
次のようにシステムを簡略化することができる。
すなわち、給水ポンプの信頼度が十分であれば。
前記実施例のＬＰＧ５２８またはＬＰＣＩ２７ ａ〜２
７ ｃと給水ポンプの組合わせで、ＨＰＣＳ２０の役割
を十分に果し得るので、このＨＰＣＳは削除可能となる
。
７ ｃと給水ポンプの組合わせで、ＨＰＣＳ２０の役割
を十分に果し得るので、このＨＰＣＳは削除可能となる
。
また、それに伴って、ＨＰＣ８２０に対して必要であっ
た定期的な健全性チェック作業も１代替の待機給水系に
ついて実施すればよいので、全体の保守整備作業量を減
らすことができる。
た定期的な健全性チェック作業も１代替の待機給水系に
ついて実施すればよいので、全体の保守整備作業量を減
らすことができる。
以上述べたように、本発明によれば原子炉が高圧の状態
で異常が発生した場合の注水能力が大幅に向上し、また
通常水位制御系を使用して異常時にも水位制御が可能と
なるという優れた実用効果を有し、原子炉の安全性を一
層高くすることができる。
で異常が発生した場合の注水能力が大幅に向上し、また
通常水位制御系を使用して異常時にも水位制御が可能と
なるという優れた実用効果を有し、原子炉の安全性を一
層高くすることができる。
さらに本発明による注水能力が安全規準を上用ることを
実証できれば、従来のＨＰＣＳ及びその附属設備を削除
でき、経済的に大きな効果が得られる。
実証できれば、従来のＨＰＣＳ及びその附属設備を削除
でき、経済的に大きな効果が得られる。
第１図は本発明の一実施例を示す系統図、第２図は本発
明の他の実施例の系統図、第３図は本発明を実施する上
で必要なポンプの特性を示す図、第４図は本発明に係る
注水装置の起動許可インターロック線図、第５図は本発
明注水装置適用時の原子炉水位制御の一実施例の系統図
である。第６図は前記と異なる実施例の系統図である。 ７ａ’ 、７ｂ’・・・モータ駆動原子炉給水ポンプ、
２７ａ〜２７ｃ・・・低圧注水系、２８・・・低圧炉心
スプレィ系、３４・・・逆止弁、３５・・・吐出弁、３
９・・・連絡配管、５８・・・流量リミッタ。
明の他の実施例の系統図、第３図は本発明を実施する上
で必要なポンプの特性を示す図、第４図は本発明に係る
注水装置の起動許可インターロック線図、第５図は本発
明注水装置適用時の原子炉水位制御の一実施例の系統図
である。第６図は前記と異なる実施例の系統図である。 ７ａ’ 、７ｂ’・・・モータ駆動原子炉給水ポンプ、
２７ａ〜２７ｃ・・・低圧注水系、２８・・・低圧炉心
スプレィ系、３４・・・逆止弁、３５・・・吐出弁、３
９・・・連絡配管、５８・・・流量リミッタ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉の炉圧が低下したとき該原子炉に注水する手
段の吐出側と、通常時に原子炉へ給水せしめる給水ポン
プの吸入側とを連絡管路によって連結すると共に、上記
連絡管に弁を設けたことを特徴とする原子炉注水装置。 ２、前記の注水手段は低圧炉心ポンプ、及び炉心スプレ
イポンプの、少なくとも何れか一方であることを特徴と
する特許請求の範囲第１項に記載の原子炉注水装置。 ３、前記の低圧炉心ポンプ及び炉心スプレイポンプはそ
れぞれ複数個であり、かつ、その吐出側を、弁を介して
ヘッダで連結したものであることを特徴とする特許請求
の範囲第２項に記載の原子炉注水装置。 ４、前記の原子炉は、正常作動時においてその水位を制
御する手段を備えたものであり、かつ、上記の水位制御
手段は異常時における水位制御機能を兼ねたものである
ことを特徴とする特許請求の範囲第１項又は同第２項に
記載の原子炉注水装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60205237A JPH0715505B2 (ja) | 1985-09-19 | 1985-09-19 | 原子炉注水装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60205237A JPH0715505B2 (ja) | 1985-09-19 | 1985-09-19 | 原子炉注水装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62272195A true JPS62272195A (ja) | 1987-11-26 |
| JPH0715505B2 JPH0715505B2 (ja) | 1995-02-22 |
Family
ID=16503673
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60205237A Expired - Lifetime JPH0715505B2 (ja) | 1985-09-19 | 1985-09-19 | 原子炉注水装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0715505B2 (ja) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5436494A (en) * | 1977-08-29 | 1979-03-17 | Toshiba Corp | Water feeding device of reactor |
-
1985
- 1985-09-19 JP JP60205237A patent/JPH0715505B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5436494A (en) * | 1977-08-29 | 1979-03-17 | Toshiba Corp | Water feeding device of reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0715505B2 (ja) | 1995-02-22 |
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