JPS6316297A - 非常用炉心冷却装置 - Google Patents
非常用炉心冷却装置Info
- Publication number
- JPS6316297A JPS6316297A JP61159636A JP15963686A JPS6316297A JP S6316297 A JPS6316297 A JP S6316297A JP 61159636 A JP61159636 A JP 61159636A JP 15963686 A JP15963686 A JP 15963686A JP S6316297 A JPS6316297 A JP S6316297A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- core
- reactor
- pressurizer
- piping
- relief tank
- 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.)
- Pending
Links
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title claims description 14
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 14
- 238000009377 nuclear transmutation Methods 0.000 claims 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 11
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 6
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 4
- 241001459693 Dipterocarpus zeylanicus Species 0.000 description 1
- 241000196324 Embryophyta Species 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 239000002828 fuel tank Substances 0.000 description 1
- 230000002706 hydrostatic effect Effects 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 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
-
- 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
- Monitoring And Testing Of 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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、原子炉配管の破断による冷却材喪失事故時に
作動する非常用炉心冷却装置に係り、特に炉心冷却に好
適な非常用炉心冷却装置に関する。
作動する非常用炉心冷却装置に係り、特に炉心冷却に好
適な非常用炉心冷却装置に関する。
（従来の技術〕
従来の装置は、特開昭５２−５９２９３号公報及び特開
昭５２−５９２９４号公報に記載のように、側壁に複数
個の開口を上端に頂端開口を有する案内管を設け、側壁
の関口から蒸気が流入し案内管を通って燃料集合体上方
に蒸気を抜くようになっていた。
昭５２−５９２９４号公報に記載のように、側壁に複数
個の開口を上端に頂端開口を有する案内管を設け、側壁
の関口から蒸気が流入し案内管を通って燃料集合体上方
に蒸気を抜くようになっていた。
しかし、蒸気案内管上、下の圧力差が小さいため、蒸気
案内管を流出する蒸気流量は小さく、非常用炉心冷却系
によって原子炉容器内に注入された水が炉心を上昇して
くる速度の増大にはあまり寄与しない。
案内管を流出する蒸気流量は小さく、非常用炉心冷却系
によって原子炉容器内に注入された水が炉心を上昇して
くる速度の増大にはあまり寄与しない。
上記従来技術は、蒸気案内管上、下の圧力差を十分大き
くする点については考慮されておらず、蒸気案内管を流
出する蒸気流量は小さく、非常用炉心冷却系によって原
子炉容器内に注入された水が炉心を上昇してくる速度が
あまり増大しないという問題があった。
くする点については考慮されておらず、蒸気案内管を流
出する蒸気流量は小さく、非常用炉心冷却系によって原
子炉容器内に注入された水が炉心を上昇してくる速度が
あまり増大しないという問題があった。
本発明の目的は、原子炉容器内と加圧器逃しタンク内と
の圧力差を利用し、炉心で発生する蒸気を効率的に加圧
器逃しタンクに流出させることにより、非常用炉心冷却
系によって原子炉容器内に注入された水が炉心を上昇し
てくる速度を増大させ、冷却材喪失事故時における炉心
の健全性をさらに向上せしめることにある。
の圧力差を利用し、炉心で発生する蒸気を効率的に加圧
器逃しタンクに流出させることにより、非常用炉心冷却
系によって原子炉容器内に注入された水が炉心を上昇し
てくる速度を増大させ、冷却材喪失事故時における炉心
の健全性をさらに向上せしめることにある。
上記目的は、炉心と加圧器逃しタンクとを配管で連結し
、配管に弁と配管内の冷却材の密度を測定する装置とを
取り付けることにより、達成される。
、配管に弁と配管内の冷却材の密度を測定する装置とを
取り付けることにより、達成される。
以下、本発明の作用について述べる。原子炉配管の破断
による冷却材喪失事故時には、炉心で発生する蒸気によ
り、冷却水の炉心上部から炉心への流入が疎外され、ま
た炉心における圧力が炉心外周のダウンカマ領域の静水
頭とつり合い、冷却水の炉心下部から炉心への上昇速度
が制限される。
による冷却材喪失事故時には、炉心で発生する蒸気によ
り、冷却水の炉心上部から炉心への流入が疎外され、ま
た炉心における圧力が炉心外周のダウンカマ領域の静水
頭とつり合い、冷却水の炉心下部から炉心への上昇速度
が制限される。
本発明では、非常用炉心冷却系により原子炉容器内への
注水が開始された時、炉心と加圧器逃しタンクとを連結
する配管に取り付けた弁を開放する。
注水が開始された時、炉心と加圧器逃しタンクとを連結
する配管に取り付けた弁を開放する。
これによって、原子炉容器内と加圧器逃しタンク内との
圧力差により炉心で発生する蒸気が効率的に加圧器逃し
タンクに流出し、非常用炉心冷却系によって原子炉容器
内に注入された水が炉心を上昇してくる速度が増大する
。このとき、配管内の冷却材の密度を測定し、冷却材が
蒸気から水に変ったときに弁を閉じる。これによって、
冷却水の炉外への流出を防ぐ。
圧力差により炉心で発生する蒸気が効率的に加圧器逃し
タンクに流出し、非常用炉心冷却系によって原子炉容器
内に注入された水が炉心を上昇してくる速度が増大する
。このとき、配管内の冷却材の密度を測定し、冷却材が
蒸気から水に変ったときに弁を閉じる。これによって、
冷却水の炉外への流出を防ぐ。
以下、本発明を実施例により詳細に説明する。
第１図は本発明になる一実施例の縦断面を示したもので
ある１通常運転時には、ポンプで駆動された冷却水はコ
ールドレグ２０からダウンカマ領域３４を通り、炉心３
１で加熱された後、ホットレグ２１を通って蒸気発生器
へ導びかれる。また、原子炉容器３０内の圧力を一定に
保つための加圧器１０と、非常時に加圧器内の蒸気を導
く加圧器逃しタンク３が設けられている。本発明では、
炉心３１と加圧器逃しタンク３とを配管で連結し、配管
に弁１と配管内の冷却材の密度を測定する装置２とを取
り付けた。このような原子炉で配管、例えばコールドレ
グ２０の破断により冷却材喪失事故が起こった場合を想
定する。このとき、制御棒案内管３３を通して制御棒が
炉心３１に挿入され炉心３１はスクラムするが、核分裂
生成物の崩壊により炉心３１で引き続き熱が発生する。
ある１通常運転時には、ポンプで駆動された冷却水はコ
ールドレグ２０からダウンカマ領域３４を通り、炉心３
１で加熱された後、ホットレグ２１を通って蒸気発生器
へ導びかれる。また、原子炉容器３０内の圧力を一定に
保つための加圧器１０と、非常時に加圧器内の蒸気を導
く加圧器逃しタンク３が設けられている。本発明では、
炉心３１と加圧器逃しタンク３とを配管で連結し、配管
に弁１と配管内の冷却材の密度を測定する装置２とを取
り付けた。このような原子炉で配管、例えばコールドレ
グ２０の破断により冷却材喪失事故が起こった場合を想
定する。このとき、制御棒案内管３３を通して制御棒が
炉心３１に挿入され炉心３１はスクラムするが、核分裂
生成物の崩壊により炉心３１で引き続き熱が発生する。
このときの本実施例の動作を第２図により説明する。第
２図の（１）に示すように、冷却材喪失事故時には炉心
３１で発生する蒸気により、冷却水が上部炉心板３２の
流路孔を通して炉心３１に流入するのが疎外される。ま
た、炉心３１における圧力が上昇し、ダウンカマ領域３
４の静水頭とつり合し、冷却水の炉心下部から炉心への
上昇速度が制限される０本実施例では、非常用炉心冷却
系によりコールドレグ２０を通して原子炉容器３ｏ内へ
冷却水が注入され始めたとき、炉心３１と第１図に示し
た加圧器逃しタンクとを連結する配管に取り付けた弁１
を開放する。これによって、第２図の（２）に示すよう
に、原子炉容器３０内と加圧器逃しタンク内との圧力差
により炉心３１で発生する蒸気が効率的に加圧器逃しタ
ンクに流出し、非常用炉心冷却系によって原子炉容器３
０内に注入された水が炉心３１を上昇してくる速度が増
大する０例えば、炉心３１と加圧器逃しタンクとを連結
する配管の内径を０．１ ｍとすると、冷却水が炉心３
１を上昇してくる速度は３．３ａｍ／ｓ増大する。本実
施例では、配管内の冷却材の密度を密度計２によって測
定しており、第２図の（３）に示すように炉心が冠水し
、配管内の冷却材が蒸気から水に変って密度が増大した
ときに弁１を閉る。密度計としては、プラントで多く用
いられているｒ線密度計もしくは差圧計を用いればよい
、これによって、冷却水の原子炉容器３０外への流出を
防く、このように、本実施例によれば、炉心で発生する
蒸気を効率的に加圧器逃しタンクに流出させることがで
きるので、非常用炉心冷却系によって原子炉容器内に注
入された水が炉心を上昇してくる速度が増大する効果が
ある。
２図の（１）に示すように、冷却材喪失事故時には炉心
３１で発生する蒸気により、冷却水が上部炉心板３２の
流路孔を通して炉心３１に流入するのが疎外される。ま
た、炉心３１における圧力が上昇し、ダウンカマ領域３
４の静水頭とつり合し、冷却水の炉心下部から炉心への
上昇速度が制限される０本実施例では、非常用炉心冷却
系によりコールドレグ２０を通して原子炉容器３ｏ内へ
冷却水が注入され始めたとき、炉心３１と第１図に示し
た加圧器逃しタンクとを連結する配管に取り付けた弁１
を開放する。これによって、第２図の（２）に示すよう
に、原子炉容器３０内と加圧器逃しタンク内との圧力差
により炉心３１で発生する蒸気が効率的に加圧器逃しタ
ンクに流出し、非常用炉心冷却系によって原子炉容器３
０内に注入された水が炉心３１を上昇してくる速度が増
大する０例えば、炉心３１と加圧器逃しタンクとを連結
する配管の内径を０．１ ｍとすると、冷却水が炉心３
１を上昇してくる速度は３．３ａｍ／ｓ増大する。本実
施例では、配管内の冷却材の密度を密度計２によって測
定しており、第２図の（３）に示すように炉心が冠水し
、配管内の冷却材が蒸気から水に変って密度が増大した
ときに弁１を閉る。密度計としては、プラントで多く用
いられているｒ線密度計もしくは差圧計を用いればよい
、これによって、冷却水の原子炉容器３０外への流出を
防く、このように、本実施例によれば、炉心で発生する
蒸気を効率的に加圧器逃しタンクに流出させることがで
きるので、非常用炉心冷却系によって原子炉容器内に注
入された水が炉心を上昇してくる速度が増大する効果が
ある。
本発明によれば、原子炉配管の破断による冷却材喪失事
故時に、炉心で発生する蒸気を効率的に加圧器逃しタン
クに流出させることができるので、非常用炉心冷却系に
よって原子炉容器内に注入された水が炉心を上昇してく
る速度を増大でき、冷却材喪失事故時における炉心の健
全性をさらに向上できる効果がある。
故時に、炉心で発生する蒸気を効率的に加圧器逃しタン
クに流出させることができるので、非常用炉心冷却系に
よって原子炉容器内に注入された水が炉心を上昇してく
る速度を増大でき、冷却材喪失事故時における炉心の健
全性をさらに向上できる効果がある。
第１図は本発明の一実施例を示す縦断面図、第２図は第
１図の作動経過を示す説明図である。 １・・・弁、２・・・密度計、３・・・加圧器逃しタン
ク、１０・・・加圧器、２０・・・コールドレグ、２１
・・・ホラ第１図 、 第２図 （Ｃ，１
１図の作動経過を示す説明図である。 １・・・弁、２・・・密度計、３・・・加圧器逃しタン
ク、１０・・・加圧器、２０・・・コールドレグ、２１
・・・ホラ第１図 、 第２図 （Ｃ，１
Claims (1)
- １、原子核変換により熱を発生させる炉心と、炉心を内
部に保有する原子炉容器と、原子炉容器内の圧力を一定
にするための加圧器と、非常時に加圧器内の蒸気を導く
加圧器逃しタンクとからなる原子炉において、炉心と加
圧器逃しタンクとを配管で連結し、配管に弁と配管内の
冷却材の密度を測定する装置とを取り付けたことを特徴
とする非常用炉心冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61159636A JPS6316297A (ja) | 1986-07-09 | 1986-07-09 | 非常用炉心冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61159636A JPS6316297A (ja) | 1986-07-09 | 1986-07-09 | 非常用炉心冷却装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6316297A true JPS6316297A (ja) | 1988-01-23 |
Family
ID=15698042
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61159636A Pending JPS6316297A (ja) | 1986-07-09 | 1986-07-09 | 非常用炉心冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6316297A (ja) |
-
1986
- 1986-07-09 JP JP61159636A patent/JPS6316297A/ja active Pending
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP0234566B1 (en) | Emergency nuclearreactor core cooling structure | |
| GB1204660A (en) | Hydraulic control rod drive system | |
| JPS6316297A (ja) | 非常用炉心冷却装置 | |
| US4017357A (en) | Nuclear core inlet flow arrangement | |
| US3325373A (en) | Apparatus and process for underground heat and radiation treatment of bitumens | |
| JPH01105191A (ja) | 一体型圧力容器構造の原子炉 | |
| JPS5912202A (ja) | 蒸気発生器の管の緊急塞止装置 | |
| US3383288A (en) | Liquid cooled nuclear reactor | |
| WO2021138806A1 (zh) | 核电厂严重事故的应对安全系统及其控制方法 | |
| JP2918353B2 (ja) | 原子炉格納容器 | |
| JP4316119B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JPS643107Y2 (ja) | ||
| JPH02183198A (ja) | 一次循環ループ水位計付加圧水型原子炉 | |
| JPS60235092A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| JPS6465490A (en) | Fuel assembly | |
| JPH05209981A (ja) | 圧力管型原子炉 | |
| SU1603442A1 (ru) | Исследовательский дерный реактор бассейнового типа | |
| JPH0264499A (ja) | 原子炉の冷却装置 | |
| JPH058996B2 (ja) | ||
| JPS60192291A (ja) | タンク型高速増殖炉 | |
| JPS59128481A (ja) | 炉心上部機構 | |
| JPS61230084A (ja) | 原子炉の制御棒装置 | |
| JPH0216879B2 (ja) | ||
| JPS6361997A (ja) | 原子炉の非常用炉心冷却装置 | |
| GB1149837A (en) | A boiling heavy water indirect-cycle reactor |