JPS62276497A - 加圧水型原子炉の非常用炉心冷却設備 - Google Patents

加圧水型原子炉の非常用炉心冷却設備

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JPS62276497A
JPS62276497A JP61119817A JP11981786A JPS62276497A JP S62276497 A JPS62276497 A JP S62276497A JP 61119817 A JP61119817 A JP 61119817A JP 11981786 A JP11981786 A JP 11981786A JP S62276497 A JPS62276497 A JP S62276497A
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JP
Japan
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piping
injection system
pressure
containment vessel
reactor
Prior art date
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Pending
Application number
JP61119817A
Other languages
English (en)
Inventor
荻野 正男
修二 碓井
玉尾 重雄
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Atomic Power Industries Inc
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Filing date
Publication date
Application filed by Mitsubishi Atomic Power Industries Inc filed Critical Mitsubishi Atomic Power Industries Inc
Priority to JP61119817A priority Critical patent/JPS62276497A/ja
Publication of JPS62276497A publication Critical patent/JPS62276497A/ja
Pending legal-status Critical Current

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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
    • Y02E30/30Nuclear 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。

Description

【発明の詳細な説明】 3、発明の詳細な説明 (イ)発明の目的 [産業上の利用分野] この発明は原子炉と構造上関連する緊急冷却系、殊に、
原子炉停止後に発生する炉心崩壊熱除去のための非常用
炉心冷却設備の改良に関するものである。
「従来の技術] 第2図に従来の加圧水型原子炉の1次冷却系及び非常用
炉心冷却設備2を示す。
図において符号3は原子炉であり、原子炉3で発生した
熱は1次冷却材により高温側配管4を通って蒸気発生器
5に至り、ここで2次冷却系6によって冷却されて1次
冷却材ポンプ7を通り、低温側配管8を通って原子炉3
に戻る。1次冷却系1は加圧器9によって通常運転時1
57に9 / ciに加圧されており、低温側配管8に
は1次冷却材喪失事故(LOCA)時に緊急に原子炉3
に冷朗水を注入する目的で非常用炉心冷7J]設備2が
設備されている。
この非常用炉心冷却設備2は、蓄圧注入系10、低圧注
入系11及び高圧注入系12から構成されている。蓄圧
注入系は事故直後の短期間に天吊の冷却水を注入する機
能を持ち、蓄圧器10aは通常40に9/ci程度に加
圧された非常用冷却水が封入されており、蓄圧器10a
と低温側配管8とを結ぶ配管10bには逆止弁10cが
配置されており、LOCA時には低温側配管8の圧力が
蓄圧器10aの圧力より低下すると逆止弁10Cが開い
て蓄圧器内の非常用冷却水を自動的に注入する。
低圧注入系11は蓄圧器注入終了復、炉心を再冠水させ
る機能を持ち、事故発生信号により非常用冷却水タンク
15を水源とする低圧注入ポンプ11aを起動すること
により、1次冷却系に非常用冷却水を注入する。高圧注
入系12の機能は、炉心再冠水接の長期冷却、即ち、炉
心崩壊熱による蒸散量の補給であり、事故後、1次冷却
系の圧力が十分に低減しない小規模LOCA時に低圧冷
却系11が機能しない場合にも、低圧注入系11と同様
に低温側配管8から1次系に非常用冷却水を注入する機
能を持つ。
各注入系の機能分担は時間経過からみると、事故後数1
0秒間は蓄圧注入系が、また、10〜20分間は低圧注
入系が、更に、その後の長期冷却を高圧注入系が分担し
ている。
一方、原子炉格納容器スプレィ系13は、スプレィポン
プ13a、スプレィ配管13b1スプレイヘツダ13d
及び止弁13c等で構成され、原子炉格納容器スプレィ
作動信号が発せられると非常用冷却水タンク15の冷却
水を原子炉格納容器16内にスプレィし、原子炉格納容
器の内圧を低減させ、数日で再び大気圧程度に減圧する
と共に、原子炉格納容器内の放射性よう素を除去する。
原子炉格納容器スプレィ系は事故時早期に発ぼられる原
子炉格納容器スプレィ作動信号により作Vノするが、解
析の結果前述の機能を果すためには必ずしも事故後早期
から作動させる必要のないことがわかった。
しかるに、従来設計では、低圧注入系と格納容器スプレ
ィ系を独立に設備し、事故初期にはと/υど同時に作動
させる構成となっている。
[発明が解決しようとする問題点] しかしながら、低圧注入ポンプと格納容器スプレィポン
プとは設計流量、締切圧力等のポンプ特性が類似してお
り、一方、低圧注入系は事故後数10秒間のみ運転が必
要とされるのに対し、格納容器スプレィ系は緊急性は必
要とされず時間単位の長期運転の総スプレィ流吊が必要
化を満足させれば要求機能を果すものである。従って、
これら低圧注入系と格納容器スプレィ系とは共用可能で
あり、これらを独立して設備することはプラントのコス
トアップをtn <ばかりでなく、保守・点検の面から
も不経汎である等の問題があった。
この発明は、上記の如き事情に鑑みてなされたものであ
って、従来の技術がもつ高いコスト(過剰設備)の問題
を解決するため、特に、事故時の低圧注入系及び格納容
器スプレィ系への鏝面要求の時間的依存度の違い並びに
両系統のポンプ特性の類似性に着目し、これらを共用す
ることにより設備を簡素化した加圧水型原子炉の非常用
炉心冷却設備設備を提供することを目的とするものであ
る。
(ロ)発明の構成 [問題を解決するための手段] この目的に対応して、この発明の加圧木型原子炉の非常
用炉心冷却設備は、蓄圧器と原子炉1次冷II系との間
を逆止弁を介して配管にて接続した蓄圧注入系と、非常
用冷却水タンクと蓄圧注入系の前記逆止弁の上流側配管
との間を少なくともポンプ及び止弁を介して配管にて接
続した高圧注入系と、前記非常用冷却水タンクと原子炉
格納容器スプレィヘッダとの間を少なくともポンプ及び
1F弁を介して配管にて接続した格納容器スプレィ系と
、前記格納容器スプレィ系の前記止弁下流側の配管と前
記蓄圧注入系の逆止弁上流側配管との間を止弁を介して
配管にて接続したことを特徴としている。
以下、この発明の詳細を一実施例を示す図面について説
明する。
第1図において符号10は蓄圧注入系であり、蓄圧注入
系10は蓄圧器10aと一端が前記蓄圧器10に連通し
、他の一端が逆止弁10cを介して原子炉1次冷却系1
の低温側配管8に連通する配管10bとにより構成され
ている。符号12は高圧注入系であり、高圧注入系12
は一端が非常用冷却水タンク15に連通し、他の一端が
少なくとも高圧注入系ポンプ12a及び止弁12cを介
して前記蓄圧注入系10の配管10b(逆止弁10Gの
上流側)に連通する配管12bによって構成されている
。符号13は原子炉格納容器スプレィ系であり、原子炉
格納容器スプレィ系13は一端が非常用冷却水タンク1
5に連通し、他の一端が少なくともスプレィポンプ13
a及び止弁13Cを介してスプレィヘッダ13dに連通
する配管13bによって構成されている。符号17は低
圧注入用の配管であり、配管17は一端が原子炉格納容
器スプレィ系の配管13b〈止弁13Cの上流側)に連
通し、他の一端が止弁18を介して蓄圧注入系10の配
管10b(逆止弁10Cの上流側)に連通している。
尚、本発明における前述の蓄圧注入系10、高圧注入系
12、及び、原子炉格納容器スプレィ系13の構成は従
来と全く同一である。つまり、本発明の特徴は、低圧注
入系と格納容器スプレィ系とが、ポンプ、配管及び弁類
の一部を共用することにある。
このように構成した非常用炉心冷却設備においては、L
OCA時非常用炉心冷却U作動信号の発信により通常時
閉となっている止弁13c及び18のうち弁18を開と
し、ポンプ13aを起動することにより非常用冷却水タ
ンク15の冷却水を低温側配管8から1次系に低圧注入
を行ない、例えば20分間だけ低圧注入系として機能さ
せたのちタイマー信号(図示していない)により弁18
を閉とし弁13cを間とすることにより低圧注入モード
から格納容器スプレィモードに切替え、以後スプレィヘ
ッダ13dからスプレィを継続し、格納容器スプレィ系
とじで別能させる。これにより、低圧注入系と格納容器
スプレィ系との共用が可能となる。尚、蓄圧注入系及び
高圧注入系については従来の作動方法と変りがない。
[作用] 従来のし圧注入系に代えて設置した低圧注入用の配管1
7は、一端が原子炉格納容器スプレィ系の配管13b(
但し、止弁13Gの上流側)に連通し、他の一端が止弁
18を介して蓄圧注入系10の配管10b(逆止弁10
Cの上流側)に連通しているので、止弁13Gと止弁1
8の開閉を機能要求についてその時間的依存度の違いに
応じて交互に切替えることにより、格納容器スプレィポ
ンプ及び同スプレィ系配管、開弁類の一部を低圧注入系
として共用することができる。
(ハ)発明の効果 この発明によれば僅かな配管と止弁1基を用いるだけで
従来の低圧注入系設備を全面的に削除することができ、
従って、プラントの経済性向上の図られた加圧水を原子
炉の非常用炉心冷却設備設備を1qることかできる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例に係わる加圧木型原子炉の非
常用炉心冷却設備の系統図、及び第2図は従来の非常用
冷却設備の系統図である。 1・・・1次冷却系  2・・・非常用炉心冷却設備8
・・・低温側配管  10・・・蓄圧注入系  10a
・・・蓄圧タンク  10C・・・逆止弁  12・・
・高圧注入系  13・・・原子炉格納容器スプレィ系
13b、・17・・・配管  13c、18・・・止弁
特許出願人     三菱原子カニ業株式会社代理人弁
理士        川 井 冶 男第1図 I6 第2図

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 蓄圧器と原子炉1次冷却系との間を逆止弁を介して配管
    にて接続した蓄圧注入系と、非常用冷却水タンクと蓄圧
    注入系の前記逆止弁の上流側配管との間を少なくともポ
    ンプ及び止弁を介して配管にて接続した高圧注入系と、
    前記非常用冷却水タンクと原子炉格納容器スプレイヘッ
    ダとの間を少なくともポンプ及び止弁を介して配管にて
    接続した格納容器スプレイ系と、前記格納容器スプレイ
    系の前記止弁下流側の配管と前記蓄圧注入系の逆止弁上
    流側配管との間を止弁を介して配管にて接続したことを
    特徴とする加圧水型原子炉の非常用炉心冷却設備
JP61119817A 1986-05-24 1986-05-24 加圧水型原子炉の非常用炉心冷却設備 Pending JPS62276497A (ja)

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2014190968A (ja) * 2013-03-28 2014-10-06 Toshiba Corp 原子炉注水システム及び原子力設備
CN104091621A (zh) * 2014-07-24 2014-10-08 哈尔滨工程大学 非能动堆外冷却系统

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS56110094A (en) * 1980-02-06 1981-09-01 Tokyo Shibaura Electric Co Spray device of nuclear reactor container

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