JPS6258199A - 原子炉冷却系 - Google Patents
原子炉冷却系Info
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- JPS6258199A JPS6258199A JP60197651A JP19765185A JPS6258199A JP S6258199 A JPS6258199 A JP S6258199A JP 60197651 A JP60197651 A JP 60197651A JP 19765185 A JP19765185 A JP 19765185A JP S6258199 A JPS6258199 A JP S6258199A
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- cooling system
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- pump
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- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
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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］
本発明は、沸騰水型原子カプラントにおいて、原子炉内
へ冷却材を供給する給水ポンプを有する原子炉冷却系に
係り、通常運転時及びプラント異常時のいずれでも動作
可能な信頼性の高いかつ経済性にも優れた原子炉冷却系
に一関するものである。
へ冷却材を供給する給水ポンプを有する原子炉冷却系に
係り、通常運転時及びプラント異常時のいずれでも動作
可能な信頼性の高いかつ経済性にも優れた原子炉冷却系
に一関するものである。
［発明の背景］
第２図（ａ）は沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉冷却
系系統概略図である。
系系統概略図である。
原子炉１で発生した蒸気は４系統の主蒸気管２を通りそ
れぞれ主蒸気止め弁及び蒸気加減弁を経て高圧タービン
３に入る。高圧タービンの排気は湿分分離器及び組合わ
せ中間弁を経て低圧タービン４に入り復水器５で凝縮す
る。
れぞれ主蒸気止め弁及び蒸気加減弁を経て高圧タービン
３に入る。高圧タービンの排気は湿分分離器及び組合わ
せ中間弁を経て低圧タービン４に入り復水器５で凝縮す
る。
その後復水ポンプ６で昇圧し低圧給水加熱器に入り加熱
され給水ポンプ７で昇圧後、高圧給水加熱器で更に加熱
し原子炉１へ供給する。
され給水ポンプ７で昇圧後、高圧給水加熱器で更に加熱
し原子炉１へ供給する。
第２図（ｂ）は第２図（ａ）のＡ部詳細図であり、給水
ポンプ７の詳細を示す。通常運転時には５０％容量ター
ビン駆動ポンプ８．９の２台により原子炉に給水し、蒸
気タービン駆動ポンプが１台故障した時には、予備系の
２５％容量電動機駆動ポンプ１０．１１の２台を作動さ
せ、１００％定格運転が継続できるように設計されてい
る。
ポンプ７の詳細を示す。通常運転時には５０％容量ター
ビン駆動ポンプ８．９の２台により原子炉に給水し、蒸
気タービン駆動ポンプが１台故障した時には、予備系の
２５％容量電動機駆動ポンプ１０．１１の２台を作動さ
せ、１００％定格運転が継続できるように設計されてい
る。
［発明の目的］
本発明は、プラントの高温待機運転を容易に実施でき、
しかも高経済性の原子炉冷却系を得ることを目的とする
ものである。
しかも高経済性の原子炉冷却系を得ることを目的とする
ものである。
［発明の概要］
本発明の特徴は、原子炉内へ冷却材を供給する原子炉給
水系において、常用運転時に使用する蒸気タービン駆動
給水ポンプと並列に、プラントの異常時や事故時におい
て原子炉がスクラム後崩壊熱で蒸発していく分を補える
程度の容量を有する補助給水ポンプを設けた点にある。
水系において、常用運転時に使用する蒸気タービン駆動
給水ポンプと並列に、プラントの異常時や事故時におい
て原子炉がスクラム後崩壊熱で蒸発していく分を補える
程度の容量を有する補助給水ポンプを設けた点にある。
［発明の実施例］
本発明は、原子炉がスクラム後崩壊熱で蒸発していく分
を補える容量をもった電動機駆動の補助給水ポンプを設
置することにより２次の効果を得ようとするものである
。
を補える容量をもった電動機駆動の補助給水ポンプを設
置することにより２次の効果を得ようとするものである
。
■ 電動機駆動給水ポンプは、従来２５％容量のものが
２台あったものからそのうち１台の容量を大巾に低減し
たことにより設備費の低減を計ることができる。
２台あったものからそのうち１台の容量を大巾に低減し
たことにより設備費の低減を計ることができる。
■ 冷却材喪失事故時には、非常用系としてディーゼル
発電機駆動に切換えることができ非常用炉心冷却系（Ｅ
ＣＣＳ）の１系統として組入れられることにより従来の
ＥＣＣ５系統を１系統削除することが可能となる。
発電機駆動に切換えることができ非常用炉心冷却系（Ｅ
ＣＣＳ）の１系統として組入れられることにより従来の
ＥＣＣ５系統を１系統削除することが可能となる。
■ 高温待機運転時には、原子炉内で発生する蒸気の系
外放出を補うために給水を供給することが定格流量の２
％容量を持った電動機駆動の補助給水ポンプがあれば、
定格流量（２％容量）を注入することで蒸発分を補うこ
とができ、原子炉水位の制御及び給水制御運転が容易に
おこなえる。
外放出を補うために給水を供給することが定格流量の２
％容量を持った電動機駆動の補助給水ポンプがあれば、
定格流量（２％容量）を注入することで蒸発分を補うこ
とができ、原子炉水位の制御及び給水制御運転が容易に
おこなえる。
以下、本発明の具体的な実施例を図面を用いて説明する
。
。
第１図は本発明の原子炉冷却系系統概要図で。
図において第２図と同一符号を付した部分は同一部分で
ある。また、第１図（ｂ）は第１図（ａ）のＢ部詳細図
である。第２図で示したＢＷＲの基本構成に対し本発明
では以下に示す給水装置を設置している。
ある。また、第１図（ｂ）は第１図（ａ）のＢ部詳細図
である。第２図で示したＢＷＲの基本構成に対し本発明
では以下に示す給水装置を設置している。
常用系として５０％容量タービン駆動給水ポンプ１２．
１３の２台を設置し、予備系として２５％容量電動機駆
動給水ポンプ１４を１台と、スクラム後崩壊熱で蒸発し
ていく分を補える容量（約１〜２％）を持った補助給水
ポンプ１５を１台設置している。予備系のうち大容量の
補助給水ポンプ１４は所内電源１６を動力源とし、小容
量の給水ポンプ１５は、所内電源１６以外に外部電源喪
失時にも運転が可能なように非常用ディーゼル発電機１
７をも動力源とすることができる構成となっている。
１３の２台を設置し、予備系として２５％容量電動機駆
動給水ポンプ１４を１台と、スクラム後崩壊熱で蒸発し
ていく分を補える容量（約１〜２％）を持った補助給水
ポンプ１５を１台設置している。予備系のうち大容量の
補助給水ポンプ１４は所内電源１６を動力源とし、小容
量の給水ポンプ１５は、所内電源１６以外に外部電源喪
失時にも運転が可能なように非常用ディーゼル発電機１
７をも動力源とすることができる構成となっている。
また、小容量の補助給水ポンプ１５は復水器５からの冷
却材を炉心に供給するが、復水器５の水を汲出した後は
自動的に復水貯蔵タンク１８に水源を切換えて継続して
給水できるように構成されている。
却材を炉心に供給するが、復水器５の水を汲出した後は
自動的に復水貯蔵タンク１８に水源を切換えて継続して
給水できるように構成されている。
ポンプからの給水は、原子炉への給水配管に吐出し、原
子炉圧力容器に設置するスパージャを通して、原子炉圧
力容器内に導いている。
子炉圧力容器に設置するスパージャを通して、原子炉圧
力容器内に導いている。
従来通常運転では、タービン駆動給水ポンプの２台によ
り１００％定格流量の給水を原子炉へ供給するが、この
うち１台が何らかの原因で故障した場合でも２台の電動
機駆動給水ポンプにより１００％定格運転が継続可能で
あった。本発明では２５％容量電動機駆動給水ポンプの
うち１台の容量を削減したため、タービン駆動給水ポン
プ１台故障時には原子炉出力を低減して運転することに
なる。しかし、このような事象の発生はきわめて稀であ
りスクラムせずに低出力運転が継続可能であればタービ
ン駆動給水ポンプ故障の修復後再び定格出力運転が可能
であるので総合的に合理的な設計といえる。むしろ、高
温待機運転時に定格流量の２％容量をもった電動機駆動
の補助給水ポンプより復水器から給水加熱器で加熱した
給水を注入することにより原子炉内で発生する蒸気の系
外放出を補うための給水制御が容易に行なえるという利
点がある。
り１００％定格流量の給水を原子炉へ供給するが、この
うち１台が何らかの原因で故障した場合でも２台の電動
機駆動給水ポンプにより１００％定格運転が継続可能で
あった。本発明では２５％容量電動機駆動給水ポンプの
うち１台の容量を削減したため、タービン駆動給水ポン
プ１台故障時には原子炉出力を低減して運転することに
なる。しかし、このような事象の発生はきわめて稀であ
りスクラムせずに低出力運転が継続可能であればタービ
ン駆動給水ポンプ故障の修復後再び定格出力運転が可能
であるので総合的に合理的な設計といえる。むしろ、高
温待機運転時に定格流量の２％容量をもった電動機駆動
の補助給水ポンプより復水器から給水加熱器で加熱した
給水を注入することにより原子炉内で発生する蒸気の系
外放出を補うための給水制御が容易に行なえるという利
点がある。
第３図はＢＷＲと新型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の原
子炉の概略図である。第３図を基にＬＯＣＡ時の運転特
性について述べると図中の左側のＢＷＲプラントではベ
ッセルの下方に大口径の再循環配管（ＰＬＲ）を設置し
ていることから、ここでのギロチン破断が最悪ケースと
なり原子炉内の冷却材が、ＰＬＲ配管を通って流出し炉
心が露出してしまう。
子炉の概略図である。第３図を基にＬＯＣＡ時の運転特
性について述べると図中の左側のＢＷＲプラントではベ
ッセルの下方に大口径の再循環配管（ＰＬＲ）を設置し
ていることから、ここでのギロチン破断が最悪ケースと
なり原子炉内の冷却材が、ＰＬＲ配管を通って流出し炉
心が露出してしまう。
このため、従来ＢＷＲではＬＯＣＡ時補助給水ポンプで
シュラウド外に水を注入しても、破断口から流出し炉心
を冷却する効果があまり期待出来なかった。
シュラウド外に水を注入しても、破断口から流出し炉心
を冷却する効果があまり期待出来なかった。
これに対し図中の右側のＡＢＷＲプラントでは、設計基
準事故として炉心上部の中小配管破断を想定することと
なるため原子炉内の冷却材流出量は抑制され、ＬＯＣＡ
時においても原子炉水位は高く維持される。
準事故として炉心上部の中小配管破断を想定することと
なるため原子炉内の冷却材流出量は抑制され、ＬＯＣＡ
時においても原子炉水位は高く維持される。
このため、補助給水ポンプでシュラウド外側に冷却材を
注入すれば、炉心の冠水及び炉心冷却に寄与することが
できる。
注入すれば、炉心の冠水及び炉心冷却に寄与することが
できる。
このように、本発明の小容量の補助給水ポンプは、特に
ＡＢＷＲプラントのＬＯＣＡ時の炉心冷却系として有効
である。
ＡＢＷＲプラントのＬＯＣＡ時の炉心冷却系として有効
である。
第４図はＢＷＲの運転特性図である。
これは、制御棒駆動機構の操作をせずに再循環流量だけ
で十分１００〜７７％の運転ができることを示す図であ
る。運転方法は第４図の０点に示すように通常運転時に
は、主蒸気流量と給水流量が釣り合い、１００％で定格
運転を実施しているが、本発明で通常運転時に５０％容
量蒸気タービン駆動給水ポンプが１台故障したときに給
水流量がＤ点の７７％に減少され、原子炉熱出力が定格
出力の７７％で運転することになる。その後、故障した
ポンプを修復し再び給水流量をＤ点から０点まで増加す
ることによって定格出力運転を行うことができる。
で十分１００〜７７％の運転ができることを示す図であ
る。運転方法は第４図の０点に示すように通常運転時に
は、主蒸気流量と給水流量が釣り合い、１００％で定格
運転を実施しているが、本発明で通常運転時に５０％容
量蒸気タービン駆動給水ポンプが１台故障したときに給
水流量がＤ点の７７％に減少され、原子炉熱出力が定格
出力の７７％で運転することになる。その後、故障した
ポンプを修復し再び給水流量をＤ点から０点まで増加す
ることによって定格出力運転を行うことができる。
また冷却材喪失事故時（ＬＯＣＡ）には、外部電源を期
待しなくてもその機能を達成することが要求されており
、本発明の補助給水ポンプは容量が１〜２％程度という
ことで所内電源の他に非常用のディーゼル発電機からの
駆動をも可能としている。
待しなくてもその機能を達成することが要求されており
、本発明の補助給水ポンプは容量が１〜２％程度という
ことで所内電源の他に非常用のディーゼル発電機からの
駆動をも可能としている。
これによりＬＯＣＡが発生した時には、小容量の補助給
水ポンプの電源を所内電源から非常用ディーゼル発電機
に切換え、復水器からの冷却材（約１００ｒｒｌ’）を
炉心に供給する。その後、復水器の容量が低下すれば水
源が復水貯蔵タンクに自動的に切換え、長期的に炉心を
冷却する。
水ポンプの電源を所内電源から非常用ディーゼル発電機
に切換え、復水器からの冷却材（約１００ｒｒｌ’）を
炉心に供給する。その後、復水器の容量が低下すれば水
源が復水貯蔵タンクに自動的に切換え、長期的に炉心を
冷却する。
次に、本発明の他の実施例を第５図及び第６図により説
明する。
明する。
この実施例では、小容量の電動機駆動の補助給水ポンプ
に非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）と同じ機能をもたせる
もので、現行の高圧炉心スプレィ系（ＨＰＣ３）の１台
を省略し、その変わりに前記補助給水ポンプ（Ｈ，Ｓ、
Ｐ）をＥＣＣ５に組込むものである。
に非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）と同じ機能をもたせる
もので、現行の高圧炉心スプレィ系（ＨＰＣ３）の１台
を省略し、その変わりに前記補助給水ポンプ（Ｈ，Ｓ、
Ｐ）をＥＣＣ５に組込むものである。
第５図に、本発明のＥＣＣ５系統を示す図である。
本実施例の非常用炉心冷却装置は、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
造であり第５図（ｂ）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を設置している。
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
造であり第５図（ｂ）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を設置している。
Ｈ，Ｓ、Ｐは区分■に位置し駆動源としてディーゼル発
電機２２に接続している。
電機２２に接続している。
尚、第５図において、ＬＰＦＬは低圧注水系、ｗｏｃｓ
は残留熱除去系、ＲＣＩＣは原子炉隔離時冷却系、ＭＳ
は主蒸気管、ＡＤＳは自動減圧系である。
は残留熱除去系、ＲＣＩＣは原子炉隔離時冷却系、ＭＳ
は主蒸気管、ＡＤＳは自動減圧系である。
ＬＯＣＡ時の単一故障を仮定した場合のＥＣＣ８の機能
の確保を第１表に示す。
の確保を第１表に示す。
第６図に、ＬＯＣＡ時（単一故障を仮定）の原子炉水位
変化を示す。設計基準事故であるＨＰＣ８配管破断を仮
定すると、図に示す実線はＨ，Ｓ。
変化を示す。設計基準事故であるＨＰＣ８配管破断を仮
定すると、図に示す実線はＨ，Ｓ。
Ｐに給電するディーゼル発電機の故障（作動ＥＣＣ５は
ＲＣＩＣ＋２ＬＰＦＬ＋８ＡＤＳとなる）時であり、原
子炉水位は冠水維持され炉心露出はおこらない。これは
、現行設計の最悪のＥＣＣ８組合せと同じであることか
ら同等の炉心冷却機能を確保していることがいえる。
ＲＣＩＣ＋２ＬＰＦＬ＋８ＡＤＳとなる）時であり、原
子炉水位は冠水維持され炉心露出はおこらない。これは
、現行設計の最悪のＥＣＣ８組合せと同じであることか
ら同等の炉心冷却機能を確保していることがいえる。
なお、それ以外のディーゼル発電機故障を仮定した場合
（作動ＥＣＣ５はＲＣＩＣ＋Ｈ，Ｓ、Ｐ＋２ＬＰＦＬ＋
８ＡＤＳとなる）の原子炉水位変化は、第６図に示した
破線となり最悪ケースの場合よりＨ，Ｓ、Ｐ１台分多く
確保されていることからさらに水位変化は小さくなる。
（作動ＥＣＣ５はＲＣＩＣ＋Ｈ，Ｓ、Ｐ＋２ＬＰＦＬ＋
８ＡＤＳとなる）の原子炉水位変化は、第６図に示した
破線となり最悪ケースの場合よりＨ，Ｓ、Ｐ１台分多く
確保されていることからさらに水位変化は小さくなる。
上述した本発明の実施例によれば以下の効果がある。
（１）高温待機運転時従来は２５％容量の電動機駆動給
水ポンプによる絞り込み運転で給水流量制御を行ってい
たが、本発明では小容量の電動機駆動補助給水ポンプに
よる定格運転により蒸発分を補える給水を供給できるた
め、給水制御運転が容易になる。
水ポンプによる絞り込み運転で給水流量制御を行ってい
たが、本発明では小容量の電動機駆動補助給水ポンプに
よる定格運転により蒸発分を補える給水を供給できるた
め、給水制御運転が容易になる。
（２）従来の電動機駆動給水ポンプは２５％容量のもの
が２台あったが、本発明ではこのうち１台を定格流量の
２％容量としているので、大巾な容量低減ができ設備費
が大巾に低減される。また。
が２台あったが、本発明ではこのうち１台を定格流量の
２％容量としているので、大巾な容量低減ができ設備費
が大巾に低減される。また。
小容量の電動機駆動給水ポンプは、非常用ディーゼル発
電機でも稼動可能であるから、非常用炉心冷却系として
組入れることが可能となり、これによって現行の非常用
炉心冷却系を１系統減らすことができ、この面からも大
巾な設備費の低減が計れる。
電機でも稼動可能であるから、非常用炉心冷却系として
組入れることが可能となり、これによって現行の非常用
炉心冷却系を１系統減らすことができ、この面からも大
巾な設備費の低減が計れる。
［発明の効果］
以上説明したように、本発明によれば、プラントの高温
待機運転を容易に実施でき、しかも高経済性の原子炉冷
却系を得ることができるという効果がある。
待機運転を容易に実施でき、しかも高経済性の原子炉冷
却系を得ることができるという効果がある。
第１図は本発明の一実施例を示す原子炉冷却系の系統概
要図、第２図は従来のＢＷＲの原子炉冷却系の系統概要
図、第３図はＢＷＲとＡＢＷＲの原子炉の構造を比較し
て示す概略断面図、第４図はＢＷＲの運転特性図、第５
図は本発明の他の実施例を説明する図でＥＣＣ５系統の
区分説明図、第６図はＬＯＣＡ時（単一故障を仮定）の
原子炉水位変化を示す線図である。 く符合の説明〉
要図、第２図は従来のＢＷＲの原子炉冷却系の系統概要
図、第３図はＢＷＲとＡＢＷＲの原子炉の構造を比較し
て示す概略断面図、第４図はＢＷＲの運転特性図、第５
図は本発明の他の実施例を説明する図でＥＣＣ５系統の
区分説明図、第６図はＬＯＣＡ時（単一故障を仮定）の
原子炉水位変化を示す線図である。 く符合の説明〉
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 ンプの駆動源として、所内電源と非常用系のディーゼル
発電機のいずれかに切換え可能な構成としたことを特徴
とする原子炉冷却系。 ３、特許請求の範囲第１項において、補助給水ポンプの
水源として、主復水器のホットウェル及び復水貯蔵タン
クからの冷却材のいずれかに切換えて使用できる構成と
したことを特徴とする原子炉冷却系。 ４、特許請求の範囲第１項において、補助給水ポンプと
非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）を組合せ、冷却材喪失事
故時（ＬＯＣＡ）に前記補助給水ポンプで冷却材を原子
炉へ供給することを特徴とする原子炉冷却系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60197651A JPS6258199A (ja) | 1985-09-09 | 1985-09-09 | 原子炉冷却系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60197651A JPS6258199A (ja) | 1985-09-09 | 1985-09-09 | 原子炉冷却系 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6258199A true JPS6258199A (ja) | 1987-03-13 |
| JPH0567000B2 JPH0567000B2 (ja) | 1993-09-22 |
Family
ID=16378041
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60197651A Granted JPS6258199A (ja) | 1985-09-09 | 1985-09-09 | 原子炉冷却系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6258199A (ja) |
-
1985
- 1985-09-09 JP JP60197651A patent/JPS6258199A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0567000B2 (ja) | 1993-09-22 |
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