JPS6323519B2 - - Google Patents
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- JPS6323519B2 JPS6323519B2 JP51009323A JP932376A JPS6323519B2 JP S6323519 B2 JPS6323519 B2 JP S6323519B2 JP 51009323 A JP51009323 A JP 51009323A JP 932376 A JP932376 A JP 932376A JP S6323519 B2 JPS6323519 B2 JP S6323519B2
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- Japan
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- reactor
- heat exchanger
- regenerative heat
- coolant
- refrigerant
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Links
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
- G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
- G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
-
- 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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、原子炉停止時の冷却方法およびその
冷却装置に係り、原子炉の運転が停止された時、
原子炉の残留熱を除去するために好適なものであ
る。
冷却装置に係り、原子炉の運転が停止された時、
原子炉の残留熱を除去するために好適なものであ
る。
原子炉には、原子炉容器内の冷却水を浄水する
原子炉冷却材浄化系と、原子炉の運転が停止され
た時、原子炉の残留熱を除去する残留熱除去系が
設けられている。これらの原子炉冷却材浄化系と
残留熱除去系を、第１図に基づいて説明する。
原子炉冷却材浄化系と、原子炉の運転が停止され
た時、原子炉の残留熱を除去する残留熱除去系が
設けられている。これらの原子炉冷却材浄化系と
残留熱除去系を、第１図に基づいて説明する。
原子炉格納容器１内に原子炉容器２が配置され
ている。原子炉容器２内には、炉心部３が存在
し、炉心部３を通過する冷却水が加熱され、蒸気
となる。この蒸気は、格納容器１外に設けられた
タービン５に主蒸気管４を通して導かれる。ター
ビン５より排気された蒸気は、復水器６にて凝縮
される。炉心部３への冷却水の供給は、再循環系
配管７と再循環系ポンプ８とから構成される再循
環系にて行なわれる。再循環系配管７によつて取
出された原子炉容器２の冷却水の一部は、原子炉
冷却材浄化系によつて浄化される。すなわち、格
納容器１外に配置されたポンプ９、再生熱交換器
１０、非再生熱交換器１１および脱塩器（不純物
除去手段）１２を順次連絡する配管（第１通路）
１６によつて、脱塩器１２に導かれる。非再生熱
交換器１１には、冷媒循環配管１３が取付けら
れ、冷媒循環配管１３内を流れる冷媒によつて、
脱塩器１２に導く冷却水を冷却している。脱塩器
１２にて放射性物質等の不純物が除去されてきれ
いになつた冷却水は、脱塩器１２、再生熱交換器
１０および原子炉容器２を連絡する配管（第２通
路）１７によつて原子炉容器２内に戻される。脱
塩器１２を出た冷却水は、再生熱交換器１０内
で、配管１６によつて再生熱交換器１０内に導か
れる高温の冷却水で加熱される。格納容器１外に
配置されたポンプ９、再生熱交換器１０、非再生
熱交換器１１、脱塩器１２および配管１６は、放
射線遮蔽体（図示せず）にて取囲まれている。こ
のようにして、原子炉容器２内の冷却水が浄化さ
れる。
ている。原子炉容器２内には、炉心部３が存在
し、炉心部３を通過する冷却水が加熱され、蒸気
となる。この蒸気は、格納容器１外に設けられた
タービン５に主蒸気管４を通して導かれる。ター
ビン５より排気された蒸気は、復水器６にて凝縮
される。炉心部３への冷却水の供給は、再循環系
配管７と再循環系ポンプ８とから構成される再循
環系にて行なわれる。再循環系配管７によつて取
出された原子炉容器２の冷却水の一部は、原子炉
冷却材浄化系によつて浄化される。すなわち、格
納容器１外に配置されたポンプ９、再生熱交換器
１０、非再生熱交換器１１および脱塩器（不純物
除去手段）１２を順次連絡する配管（第１通路）
１６によつて、脱塩器１２に導かれる。非再生熱
交換器１１には、冷媒循環配管１３が取付けら
れ、冷媒循環配管１３内を流れる冷媒によつて、
脱塩器１２に導く冷却水を冷却している。脱塩器
１２にて放射性物質等の不純物が除去されてきれ
いになつた冷却水は、脱塩器１２、再生熱交換器
１０および原子炉容器２を連絡する配管（第２通
路）１７によつて原子炉容器２内に戻される。脱
塩器１２を出た冷却水は、再生熱交換器１０内
で、配管１６によつて再生熱交換器１０内に導か
れる高温の冷却水で加熱される。格納容器１外に
配置されたポンプ９、再生熱交換器１０、非再生
熱交換器１１、脱塩器１２および配管１６は、放
射線遮蔽体（図示せず）にて取囲まれている。こ
のようにして、原子炉容器２内の冷却水が浄化さ
れる。
一方、残留熱除去系は、ポンプ１８と、冷媒循
環配管２０が設けられる熱交換器１９と、再循環
系配管７に接続されてバルブ２２およびポンプ１
８を介して格納容器１外に配置された熱交換器１
９に接続される配管２３と、熱交換器１９に一端
が接続されてその他端がバルブ２４を介して原子
炉容器２に接続される配管２５とからなつてい
る。原子炉の運転が停止された時、原子炉の残留
熱（原子炉の運転中に原子炉容器２内の冷却水に
保有されている熱および炉心部３に配置された燃
料の崩壊熱）を除去するために、原子炉容器２内
の冷却水を、配管２３を通して熱交換器１９にて
冷却する。冷却されて温度の低下した冷却水は、
配管２５を通して原子炉容器２内に戻される。こ
のようにして、原子炉を停止した時の残留熱が除
去される。残留熱を除去しない時にはバルブ２
２，２４は閉じている。
環配管２０が設けられる熱交換器１９と、再循環
系配管７に接続されてバルブ２２およびポンプ１
８を介して格納容器１外に配置された熱交換器１
９に接続される配管２３と、熱交換器１９に一端
が接続されてその他端がバルブ２４を介して原子
炉容器２に接続される配管２５とからなつてい
る。原子炉の運転が停止された時、原子炉の残留
熱（原子炉の運転中に原子炉容器２内の冷却水に
保有されている熱および炉心部３に配置された燃
料の崩壊熱）を除去するために、原子炉容器２内
の冷却水を、配管２３を通して熱交換器１９にて
冷却する。冷却されて温度の低下した冷却水は、
配管２５を通して原子炉容器２内に戻される。こ
のようにして、原子炉を停止した時の残留熱が除
去される。残留熱を除去しない時にはバルブ２
２，２４は閉じている。
原子炉を停止した時は、再循環ポンプ８も停止
され、ポンプ１８の駆動によつて原子炉容器２内
の冷却水が、熱交換器１９に送られる。再循環ポ
ンプ８の駆動を停止すると、原子炉容器２内の冷
却水（炉水）中のクラツド濃度が増大する危険性
があることが判明した。この現象を第２図に示
す。第２図は原子炉出力Ｐと炉水中のクラツド濃
度Ｃとの関係を示すもので、原子炉出力Ｐが零に
なると、炉水中のクラツド濃度Ｃが著しく増加し
ている。これは、再循環系ポンプ８を停止する
と、炉心部３に付着していたクラツド（金属腐食
生成物）が、炉水中に遊離するために生じる。し
たがつて、炉水の水質を通常の約20〜30倍にも悪
化させる。原子炉の運転を停止し、原子炉の残留
熱の除去を行なうと、放射化されたクラツドが、
配管２３および２５、ポンプ１８および熱交換器
１９内に流入し、残留熱除去系が放射能で汚染さ
れる危険性がある。配管２３および２５の一部、
ポンプ１８および熱交換器１９は、格納容器１の
外部に配置され、これらには放射線遮蔽体が取付
けられていない。したがつて、放射能によつて汚
染される領域が拡大され、格納容器１外において
も、機器の保守点検を行なう場合に作業員の被曝
が問題となる。残留熱除去系全体を、放射線遮蔽
体にて取囲むことも考えられるが、このように放
射線遮蔽体を設けることは容易なことではない。
また、格納容器内に残留熱除去系を配置すること
も考えられるが、格納容器１が大型化し製作が困
難となる。また第１図に示す従来の残留熱除去系
の一部は、原子炉工学安全系の低圧炉心冷却系の
一部としても使用されている。すなわち、格納容
器１に設置されるベント管４２が挿入される圧力
抑制室４３に接続される配管４４の他端が、バル
ブ４８を介してポンプ１８の上流側の配管２３に
接続されている。またバルブ２４の上流側の配管
２５に配管４５の一端が接続され、その他端はバ
ルブ４６を介して格納容器１内に配置されるスプ
レイ４７に接続される。低圧炉心注水系は、再循
環系配管７等が破断して、冷却材喪失事故が生じ
た時、原子炉容器２内に冷却水を供給して燃料の
溶融を防止するために設けられている。冷却材喪
失事故が生じると、バルブ４８が開き圧力抑制室
４３内の冷却水４９が配管４４および２３、熱交
換器１９および配管２５を通つて原子炉容器２内
に供給され、炉心部３が冷却される。一部の冷却
水は、配管４５およびスプレイ４７を通つて、格
納容器１内に噴射される。残留熱除去系として用
いる場合には、バルブ４８および４６は閉じてい
る。
され、ポンプ１８の駆動によつて原子炉容器２内
の冷却水が、熱交換器１９に送られる。再循環ポ
ンプ８の駆動を停止すると、原子炉容器２内の冷
却水（炉水）中のクラツド濃度が増大する危険性
があることが判明した。この現象を第２図に示
す。第２図は原子炉出力Ｐと炉水中のクラツド濃
度Ｃとの関係を示すもので、原子炉出力Ｐが零に
なると、炉水中のクラツド濃度Ｃが著しく増加し
ている。これは、再循環系ポンプ８を停止する
と、炉心部３に付着していたクラツド（金属腐食
生成物）が、炉水中に遊離するために生じる。し
たがつて、炉水の水質を通常の約20〜30倍にも悪
化させる。原子炉の運転を停止し、原子炉の残留
熱の除去を行なうと、放射化されたクラツドが、
配管２３および２５、ポンプ１８および熱交換器
１９内に流入し、残留熱除去系が放射能で汚染さ
れる危険性がある。配管２３および２５の一部、
ポンプ１８および熱交換器１９は、格納容器１の
外部に配置され、これらには放射線遮蔽体が取付
けられていない。したがつて、放射能によつて汚
染される領域が拡大され、格納容器１外において
も、機器の保守点検を行なう場合に作業員の被曝
が問題となる。残留熱除去系全体を、放射線遮蔽
体にて取囲むことも考えられるが、このように放
射線遮蔽体を設けることは容易なことではない。
また、格納容器内に残留熱除去系を配置すること
も考えられるが、格納容器１が大型化し製作が困
難となる。また第１図に示す従来の残留熱除去系
の一部は、原子炉工学安全系の低圧炉心冷却系の
一部としても使用されている。すなわち、格納容
器１に設置されるベント管４２が挿入される圧力
抑制室４３に接続される配管４４の他端が、バル
ブ４８を介してポンプ１８の上流側の配管２３に
接続されている。またバルブ２４の上流側の配管
２５に配管４５の一端が接続され、その他端はバ
ルブ４６を介して格納容器１内に配置されるスプ
レイ４７に接続される。低圧炉心注水系は、再循
環系配管７等が破断して、冷却材喪失事故が生じ
た時、原子炉容器２内に冷却水を供給して燃料の
溶融を防止するために設けられている。冷却材喪
失事故が生じると、バルブ４８が開き圧力抑制室
４３内の冷却水４９が配管４４および２３、熱交
換器１９および配管２５を通つて原子炉容器２内
に供給され、炉心部３が冷却される。一部の冷却
水は、配管４５およびスプレイ４７を通つて、格
納容器１内に噴射される。残留熱除去系として用
いる場合には、バルブ４８および４６は閉じてい
る。
前記従来技術によれば、原子炉の運転を停止し
ても直ちに、原子炉の残留熱を除去すことはでき
ない。これは、冷却材喪失事故がいつ発生しても
原子炉の安全性を保持するため、原子炉圧力容器
２内の圧力が約5.3atg以上においては、原子炉工
学安全系としての低圧炉心注水系の機能が保持さ
れる。原子炉圧力容器２内の圧力が約5.3atg以下
に下がると、低圧炉心注水系の機能が解除され、
残留熱除去系の機能を発揮することができる。し
かし、配管２３および２５、熱交換器１９内は冷
却水で満されており、特に通常閉じられているバ
ルブ２２と２４との間の配管２５内には、原子炉
の通常運転時に冷却水の流れない配管の腐食を防
止するため防食剤が混入されている。この防食剤
は圧力抑制室４３内の冷却水中にも混入されてい
る。したがつて、原子炉容器２内の圧力が約
5.3atg以下に下がつても、直ちに残留熱を除去す
ることができなく、系統内のフラツシングを行な
う必要がある。このフラツシングは、脱塩水供給
系５０から、バルブ２２より下流側の配管２３内
へ、およびバルブ４６より上流側の配管内にきれ
いな水を供給し、その水を配管２３，２５および
４５、熱交換器１９内を流すことによつて行なわ
れる。フラツシング時に配管２３および２５内等
に供給された水は、排水処理系５１で処理され
る。第５図に示すように、原子炉容器内圧が
70atgから5.3atgに降下するのに必要な期間Ａ、
その後のフラツシングに要する期間Ｂを経過し、
配管２３および２５、熱交換器１９内をきれいに
した後、バルブ２２および２４が開けられ、熱交
換器１９により原子炉容器２内の残留熱が除去さ
れ、原子炉容器２内の炉水の温度は低下する。第
５図のＤで示す期間が、原子炉の残留熱除去を行
なつている期間である。原子炉容器２内の圧力を
約5.3atgまで下げるのは、バイパス管５２を通し
て蒸気を復水器６内に導いて凝縮することにより
行なわれる。従来例においては、原子炉を停止し
てから残留熱を除去するまで、第５図に示すよう
にＡ，ＢおよびＤをすべて加えた期間（約２日
間）を必要とし、原子炉の運転停止時間が長くな
り、稼動率低下の要因となつている。また、残留
熱除去系を作動させるのに複雑な制御手段を必要
とする。
ても直ちに、原子炉の残留熱を除去すことはでき
ない。これは、冷却材喪失事故がいつ発生しても
原子炉の安全性を保持するため、原子炉圧力容器
２内の圧力が約5.3atg以上においては、原子炉工
学安全系としての低圧炉心注水系の機能が保持さ
れる。原子炉圧力容器２内の圧力が約5.3atg以下
に下がると、低圧炉心注水系の機能が解除され、
残留熱除去系の機能を発揮することができる。し
かし、配管２３および２５、熱交換器１９内は冷
却水で満されており、特に通常閉じられているバ
ルブ２２と２４との間の配管２５内には、原子炉
の通常運転時に冷却水の流れない配管の腐食を防
止するため防食剤が混入されている。この防食剤
は圧力抑制室４３内の冷却水中にも混入されてい
る。したがつて、原子炉容器２内の圧力が約
5.3atg以下に下がつても、直ちに残留熱を除去す
ることができなく、系統内のフラツシングを行な
う必要がある。このフラツシングは、脱塩水供給
系５０から、バルブ２２より下流側の配管２３内
へ、およびバルブ４６より上流側の配管内にきれ
いな水を供給し、その水を配管２３，２５および
４５、熱交換器１９内を流すことによつて行なわ
れる。フラツシング時に配管２３および２５内等
に供給された水は、排水処理系５１で処理され
る。第５図に示すように、原子炉容器内圧が
70atgから5.3atgに降下するのに必要な期間Ａ、
その後のフラツシングに要する期間Ｂを経過し、
配管２３および２５、熱交換器１９内をきれいに
した後、バルブ２２および２４が開けられ、熱交
換器１９により原子炉容器２内の残留熱が除去さ
れ、原子炉容器２内の炉水の温度は低下する。第
５図のＤで示す期間が、原子炉の残留熱除去を行
なつている期間である。原子炉容器２内の圧力を
約5.3atgまで下げるのは、バイパス管５２を通し
て蒸気を復水器６内に導いて凝縮することにより
行なわれる。従来例においては、原子炉を停止し
てから残留熱を除去するまで、第５図に示すよう
にＡ，ＢおよびＤをすべて加えた期間（約２日
間）を必要とし、原子炉の運転停止時間が長くな
り、稼動率低下の要因となつている。また、残留
熱除去系を作動させるのに複雑な制御手段を必要
とする。
本発明は、原子炉の運転停止時における残留熱
を、原子炉冷却材浄化系の再生熱交換器および非
再生熱交換器を利用して除去できるようにするこ
とにより、残留熱除去のための特別な熱交換器を
付加することなく、迅速に残留熱を除去できるよ
うにすることにある。
を、原子炉冷却材浄化系の再生熱交換器および非
再生熱交換器を利用して除去できるようにするこ
とにより、残留熱除去のための特別な熱交換器を
付加することなく、迅速に残留熱を除去できるよ
うにすることにある。
本発明の原子炉停止時の冷却方法は、原子炉の
運転時に、原子炉容器内から冷却材を取出し、こ
の冷却材を再生熱交換器を通した後に非再生熱交
換器を通し、この非再生熱交換器には冷媒を供給
して前記冷却材を冷却し、その後非再生熱交換器
から吐出された冷却材から不純物を除去し、次に
この冷却材を前記再生熱交換器を通すことによ
り、前記原子炉容器からの高温の冷却材によつて
加熱した後、前記原子炉容器に戻すようにしたも
のにおいて、前記原子炉の運転停止時には、原子
炉の運転時に不純物が除去された冷却材が通過す
る前記再生熱交換器内の通路に冷媒を供給して原
子炉容器からの冷却材を該再生熱交換器において
冷却し、その後この冷却材を非再生熱交換器に通
して冷媒によつて冷却し、非再生熱交換器から出
た冷却材から不純物を除去し、この不純物が除去
された冷却材を前記再生熱交換器を通さずにバイ
パスさせて前記原子炉容器に戻すようにしたこと
を特徴とする。
運転時に、原子炉容器内から冷却材を取出し、こ
の冷却材を再生熱交換器を通した後に非再生熱交
換器を通し、この非再生熱交換器には冷媒を供給
して前記冷却材を冷却し、その後非再生熱交換器
から吐出された冷却材から不純物を除去し、次に
この冷却材を前記再生熱交換器を通すことによ
り、前記原子炉容器からの高温の冷却材によつて
加熱した後、前記原子炉容器に戻すようにしたも
のにおいて、前記原子炉の運転停止時には、原子
炉の運転時に不純物が除去された冷却材が通過す
る前記再生熱交換器内の通路に冷媒を供給して原
子炉容器からの冷却材を該再生熱交換器において
冷却し、その後この冷却材を非再生熱交換器に通
して冷媒によつて冷却し、非再生熱交換器から出
た冷却材から不純物を除去し、この不純物が除去
された冷却材を前記再生熱交換器を通さずにバイ
パスさせて前記原子炉容器に戻すようにしたこと
を特徴とする。
本発明は、原子炉の運転停止時における残留熱
を、原子炉冷却材浄化系の再生熱交換器および非
再生熱交換器を利用して除去できるようすること
により、残留熱除去のための特別な熱交換器を付
加することなく、迅速に残留熱を除去できる。
を、原子炉冷却材浄化系の再生熱交換器および非
再生熱交換器を利用して除去できるようすること
により、残留熱除去のための特別な熱交換器を付
加することなく、迅速に残留熱を除去できる。
本発明の好適な一実施例を第３図に示す。第１
図と同一の構成は同一符号で示し、異なる部分に
ついてのみ述べる。本実施例の原子炉系３０は、
従来の原子炉冷却材浄化系と残留熱除去系とを一
つの系統にまとめたものである。再生熱交換器１
０の上流側の配管１７の部分とその下流側の配管
１７の部分に、切換弁３１および３２を設ける。
切換弁３１の上流側および切換弁３２の下流側の
配管１７に両端がそれぞれ接続されて再生熱交換
器１０をバイパスするバイパス配管（バイパス通
路）３３が設けられる。切換弁３４が、バイパス
配管３３に設けられる。非再生熱交換器１１に接
続される冷媒循環配管３６の両端は、冷却器１４
および再生熱交換器１０にそれぞれ連絡される。
非再生熱交換器１１の上流側の冷媒循環配管３６
にポンプ１５が設置され、非再生熱交換器１１の
下流側の冷媒循環配管３６に切換弁３７が設けら
れる。切換弁３８を有する冷媒循環配管（停止時
冷媒供給手段）３９は、冷却器１４と再生熱交換
器１０を連絡する。切換弁３５を有する冷媒循環
配管４０，３６は、再生熱交換器１０と非再生熱
交換器１１との間の冷媒循環配管３６と冷媒循環
配管３９に接続される。原子炉の運転時には、切
換弁３１，３２および３５が開いており、切換弁
３４，３７および３８は閉じている。原子炉容器
２内の二百数十度（摂氏）に達している冷却水
は、再循環系配管７から配管１６に流入し、ポン
プ９、再生熱交換器１０、非再生熱交換器１１を
通つて脱塩器１２に導かれる。冷却器１４で冷却
された冷媒（冷却空気、冷却水等）は、冷媒循環
配管３６および３５を通つて流れ、非再生熱交換
器１１内に供給された後、再び冷却器１４に戻さ
れる。配管１６によつて導かれる高温の冷却水
は、非再生熱交換器１１内で冷媒にて数十度（摂
氏）まで冷却される。冷却水の温度を下げるの
は、イオン交換樹脂が充てんされている脱塩器１
２の機能を十分に発揮させるためである。脱塩器
１２にて放射性物質等の不純物が除去されてきれ
いになつた冷却水は、配管１７によつて再生熱交
換器１０に導かれる。不純物が除去されて放射能
レベルの極めて低い冷却水は、配管１６を通つて
再生熱交換器１０に供給される高温の冷却水によ
つて加熱された後、原子炉容器２内に戻される。
不純物が除去された冷却水の温度を高めて原子炉
容器２内に戻すので、原子炉容器２およびその内
部構造物に熱衝撃を与えることはない。高温の冷
却水の熱を利用して、不純物を除去した冷却水を
加熱する再生熱交換器１０を用いず、ヒータもし
くは別系統の蒸気等を加熱媒体に利用する加熱器
を用いてもよいが、この場合は熱源を他に求める
ため不経済である。
図と同一の構成は同一符号で示し、異なる部分に
ついてのみ述べる。本実施例の原子炉系３０は、
従来の原子炉冷却材浄化系と残留熱除去系とを一
つの系統にまとめたものである。再生熱交換器１
０の上流側の配管１７の部分とその下流側の配管
１７の部分に、切換弁３１および３２を設ける。
切換弁３１の上流側および切換弁３２の下流側の
配管１７に両端がそれぞれ接続されて再生熱交換
器１０をバイパスするバイパス配管（バイパス通
路）３３が設けられる。切換弁３４が、バイパス
配管３３に設けられる。非再生熱交換器１１に接
続される冷媒循環配管３６の両端は、冷却器１４
および再生熱交換器１０にそれぞれ連絡される。
非再生熱交換器１１の上流側の冷媒循環配管３６
にポンプ１５が設置され、非再生熱交換器１１の
下流側の冷媒循環配管３６に切換弁３７が設けら
れる。切換弁３８を有する冷媒循環配管（停止時
冷媒供給手段）３９は、冷却器１４と再生熱交換
器１０を連絡する。切換弁３５を有する冷媒循環
配管４０，３６は、再生熱交換器１０と非再生熱
交換器１１との間の冷媒循環配管３６と冷媒循環
配管３９に接続される。原子炉の運転時には、切
換弁３１，３２および３５が開いており、切換弁
３４，３７および３８は閉じている。原子炉容器
２内の二百数十度（摂氏）に達している冷却水
は、再循環系配管７から配管１６に流入し、ポン
プ９、再生熱交換器１０、非再生熱交換器１１を
通つて脱塩器１２に導かれる。冷却器１４で冷却
された冷媒（冷却空気、冷却水等）は、冷媒循環
配管３６および３５を通つて流れ、非再生熱交換
器１１内に供給された後、再び冷却器１４に戻さ
れる。配管１６によつて導かれる高温の冷却水
は、非再生熱交換器１１内で冷媒にて数十度（摂
氏）まで冷却される。冷却水の温度を下げるの
は、イオン交換樹脂が充てんされている脱塩器１
２の機能を十分に発揮させるためである。脱塩器
１２にて放射性物質等の不純物が除去されてきれ
いになつた冷却水は、配管１７によつて再生熱交
換器１０に導かれる。不純物が除去されて放射能
レベルの極めて低い冷却水は、配管１６を通つて
再生熱交換器１０に供給される高温の冷却水によ
つて加熱された後、原子炉容器２内に戻される。
不純物が除去された冷却水の温度を高めて原子炉
容器２内に戻すので、原子炉容器２およびその内
部構造物に熱衝撃を与えることはない。高温の冷
却水の熱を利用して、不純物を除去した冷却水を
加熱する再生熱交換器１０を用いず、ヒータもし
くは別系統の蒸気等を加熱媒体に利用する加熱器
を用いてもよいが、この場合は熱源を他に求める
ため不経済である。
上記のように原子炉の運転時には、原子炉浄化
系３０は、本来の機能である原子炉の冷却水の浄
化を行なう。しかし、原子炉の停止後は、原子炉
浄化系３０を用いて残留熱の除去を行なう。
系３０は、本来の機能である原子炉の冷却水の浄
化を行なう。しかし、原子炉の停止後は、原子炉
浄化系３０を用いて残留熱の除去を行なう。
原子炉容器内の保守点検（例えば燃料交換）の
ために原子炉の運転を停止する時、切換弁３４，
３７および３８は開けられ、切換弁３１，３２お
よび３５は閉じられる。炉水温度が約180℃以上
の状態では原子炉容器２内の高圧の蒸気を復水器
に導き、ここで凝縮することで原子炉の冷却を行
うが、炉水温度が約180℃になると、蒸気圧力が
低くなつて復水器６に蒸気を導くことができなく
なる。炉水温度が約180℃になると、残留熱の除
去は、原子炉浄化系３０によつてのみ行なわれ
る。非再生熱交換器１１より吐出された冷媒は、
第３図に示されるように冷媒循環配管３６を通つ
て再生熱交換器１０内の通路に供給され、冷媒循
環配管３６を通つて冷却器１４に戻される。配管
１６内に流入した冷却水は、再生熱交換器１０お
よび非再生熱交換器１１にて冷却された後、脱塩
器１２に送られる。脱塩器１２で浄化された冷却
水は、バイパス配管３３を通り、再生熱交換器１
０で加熱されることなく低い温度のまま原子炉容
器２内に戻される。このようにして、原子炉の運
転が停止した後、原子炉の残留熱が除去される。
ために原子炉の運転を停止する時、切換弁３４，
３７および３８は開けられ、切換弁３１，３２お
よび３５は閉じられる。炉水温度が約180℃以上
の状態では原子炉容器２内の高圧の蒸気を復水器
に導き、ここで凝縮することで原子炉の冷却を行
うが、炉水温度が約180℃になると、蒸気圧力が
低くなつて復水器６に蒸気を導くことができなく
なる。炉水温度が約180℃になると、残留熱の除
去は、原子炉浄化系３０によつてのみ行なわれ
る。非再生熱交換器１１より吐出された冷媒は、
第３図に示されるように冷媒循環配管３６を通つ
て再生熱交換器１０内の通路に供給され、冷媒循
環配管３６を通つて冷却器１４に戻される。配管
１６内に流入した冷却水は、再生熱交換器１０お
よび非再生熱交換器１１にて冷却された後、脱塩
器１２に送られる。脱塩器１２で浄化された冷却
水は、バイパス配管３３を通り、再生熱交換器１
０で加熱されることなく低い温度のまま原子炉容
器２内に戻される。このようにして、原子炉の運
転が停止した後、原子炉の残留熱が除去される。
本実施例による原子炉容器２内の炉水の温度変
化を第４図に示す。第４図の破線で示す曲線４０
は、第１図に示す従来の原子炉冷却材浄化系のみ
で残留熱を除去した場合の炉水の温度変化を示す
ものである。この場合は、残留熱除去開始後一時
的に炉水温度が上昇し、その後徐々に炉水温度が
低下する。しかし、残留熱除去開始後約50時間を
経過しても炉水温度は約150℃までしか低下しな
く原子炉の冷却は不可能である。本実施例におい
ては、第４図の曲線３９に示すように原子炉停止
後炉水温度は急速に低下し、約50時間を経過する
と約50℃にまで下がる。本実施例においては、こ
のように効果的に残留熱を除去できる。
化を第４図に示す。第４図の破線で示す曲線４０
は、第１図に示す従来の原子炉冷却材浄化系のみ
で残留熱を除去した場合の炉水の温度変化を示す
ものである。この場合は、残留熱除去開始後一時
的に炉水温度が上昇し、その後徐々に炉水温度が
低下する。しかし、残留熱除去開始後約50時間を
経過しても炉水温度は約150℃までしか低下しな
く原子炉の冷却は不可能である。本実施例におい
ては、第４図の曲線３９に示すように原子炉停止
後炉水温度は急速に低下し、約50時間を経過する
と約50℃にまで下がる。本実施例においては、こ
のように効果的に残留熱を除去できる。
前述したように、原子炉の運転を停止した時
は、再循環ポンプ８が停止し炉水中のクラツド濃
度が急激に増大し、炉水は放射能で汚染される。
しかし、前述したように、ポンプ９、再生熱交換
器１０、非再生熱交換器１１、脱塩器１２および
配管１６は、放射線遮蔽体（図示せず）にて取囲
まれているので、本実施例によれば、残留熱除去
による放射能汚染領域の拡大の危険性はない。ま
た、残留熱除去を行なうために、新めて放射線遮
蔽体を設ける必要もない。更に、本実施例によれ
ば、残留熱を除去しながら脱塩器１２にてクラツ
ドを除去できるので、原子炉の運転停止により急
激に増大した炉水中のクラツドを効果的に除去で
きる。
は、再循環ポンプ８が停止し炉水中のクラツド濃
度が急激に増大し、炉水は放射能で汚染される。
しかし、前述したように、ポンプ９、再生熱交換
器１０、非再生熱交換器１１、脱塩器１２および
配管１６は、放射線遮蔽体（図示せず）にて取囲
まれているので、本実施例によれば、残留熱除去
による放射能汚染領域の拡大の危険性はない。ま
た、残留熱除去を行なうために、新めて放射線遮
蔽体を設ける必要もない。更に、本実施例によれ
ば、残留熱を除去しながら脱塩器１２にてクラツ
ドを除去できるので、原子炉の運転停止により急
激に増大した炉水中のクラツドを効果的に除去で
きる。
本実施例によれば、原子炉運転時に脱塩器１２
で浄化された冷却水が通過する再生熱交換器１０
内の通路に原子炉の運転を停止した時に冷媒を供
給しているので、冷却器１４および冷媒循環配管
３６および３９内が放射能で汚染されない。
で浄化された冷却水が通過する再生熱交換器１０
内の通路に原子炉の運転を停止した時に冷媒を供
給しているので、冷却器１４および冷媒循環配管
３６および３９内が放射能で汚染されない。
原子炉浄化系３０によれば、原子炉が停止する
までの時間を短縮できるという新しい効果が得ら
れる。本発明の実施例においては、低圧炉心冷却
系と全く独立した原子炉浄化系３０にて、残留熱
を除去できるので、第５図に破線にて示すよう
に、原子炉容器２内の圧力が約5.3atgに下がると
直ちに残留熱の除去を行なえる。従来のようにフ
ラツシングを行なう必要もない。このため、原子
炉の運転を停止する時間が、第５図に示すように
期間Ｅ（約24時間）の時間が短縮される。
までの時間を短縮できるという新しい効果が得ら
れる。本発明の実施例においては、低圧炉心冷却
系と全く独立した原子炉浄化系３０にて、残留熱
を除去できるので、第５図に破線にて示すよう
に、原子炉容器２内の圧力が約5.3atgに下がると
直ちに残留熱の除去を行なえる。従来のようにフ
ラツシングを行なう必要もない。このため、原子
炉の運転を停止する時間が、第５図に示すように
期間Ｅ（約24時間）の時間が短縮される。
本発明において、原子炉容器内の点検を必要と
しない原子炉運転の小停止の場合には、切換弁３
１，３２，３７および３８が閉じられ、切換弁３
４および３５が開いている。この場合、脱塩器１
２から吐出された冷却水の流れは、前述した実施
例と同様である。しかし、非再生熱交換器１１か
ら吐出された冷媒は、再生熱交換器１０に供給さ
れることなく、冷媒循環配管１３によつて冷却器
１４に戻される。本実施例では、不純物が除去さ
れた冷却水と高温の冷却水との熱交換が行なわれ
ないので、原子炉の残留熱を除去することができ
る。本実施例による炉水温度の変化は、第４図に
曲線４１にて示す。前述した実施例に比べて残留
熱の除去能力は低下するが、原子炉停止後約50時
間で、炉水温度は約100℃まで低下する。これは、
原子炉容器内を点検する必要のない原子炉運転の
小停止時の残留熱除去のためには十分な値であ
る。
しない原子炉運転の小停止の場合には、切換弁３
１，３２，３７および３８が閉じられ、切換弁３
４および３５が開いている。この場合、脱塩器１
２から吐出された冷却水の流れは、前述した実施
例と同様である。しかし、非再生熱交換器１１か
ら吐出された冷媒は、再生熱交換器１０に供給さ
れることなく、冷媒循環配管１３によつて冷却器
１４に戻される。本実施例では、不純物が除去さ
れた冷却水と高温の冷却水との熱交換が行なわれ
ないので、原子炉の残留熱を除去することができ
る。本実施例による炉水温度の変化は、第４図に
曲線４１にて示す。前述した実施例に比べて残留
熱の除去能力は低下するが、原子炉停止後約50時
間で、炉水温度は約100℃まで低下する。これは、
原子炉容器内を点検する必要のない原子炉運転の
小停止時の残留熱除去のためには十分な値であ
る。
上述した本発明の実施例によれば、原子炉の浄
化系に残留熱除去機能を付加して原子炉の運転停
止時に原子炉容器中の冷却材を冷却しながら冷却
材中の放射性不純物を除去できるので、放射能汚
染領域の拡大の危険性を防止できる。また原子炉
浄化系のみにより原子炉停止時の残留熱が除去で
きるので従来第１図に示すように残留熱除去系に
設けていた原子炉冷却用の配管２３、配管洗浄用
の脱塩水供給系５０及び排水処理系５１等が不要
になる。さらに原子炉運転時に不純物が除去され
た冷却材が通過する再生熱交換器内の通路に冷媒
を原子炉運転停止時に供給するので、冷媒供給系
の放射能汚染を防止できる。さらに、原子炉系に
設置されている２つの熱交換器を用いて冷却材を
原子炉停止時に有効に冷却することができ、原子
炉の運転停止時間を短縮できるなどの効果が得ら
れる。
化系に残留熱除去機能を付加して原子炉の運転停
止時に原子炉容器中の冷却材を冷却しながら冷却
材中の放射性不純物を除去できるので、放射能汚
染領域の拡大の危険性を防止できる。また原子炉
浄化系のみにより原子炉停止時の残留熱が除去で
きるので従来第１図に示すように残留熱除去系に
設けていた原子炉冷却用の配管２３、配管洗浄用
の脱塩水供給系５０及び排水処理系５１等が不要
になる。さらに原子炉運転時に不純物が除去され
た冷却材が通過する再生熱交換器内の通路に冷媒
を原子炉運転停止時に供給するので、冷媒供給系
の放射能汚染を防止できる。さらに、原子炉系に
設置されている２つの熱交換器を用いて冷却材を
原子炉停止時に有効に冷却することができ、原子
炉の運転停止時間を短縮できるなどの効果が得ら
れる。
以上述べた様に、本発明は、原子炉の運転停止
時における残留熱を、原子炉冷却材浄化系の再生
熱交換器および非再生熱交換器を利用して除去で
きるようにしたので、残留熱除去のための特別な
熱交換器を付加することなく、迅速に残留熱を除
去できるという効果が得られる。
時における残留熱を、原子炉冷却材浄化系の再生
熱交換器および非再生熱交換器を利用して除去で
きるようにしたので、残留熱除去のための特別な
熱交換器を付加することなく、迅速に残留熱を除
去できるという効果が得られる。
第１図は従来装置を示す系統図、第２図は原子
炉出力と炉水のクラツド濃度との関係を示す特性
図、第３図は本発明の好適な一実施例である冷却
装置を含む原子炉周辺の系統図、第４図は残留熱
除去開始後における炉水温度の変化を示す特性
図、第５図は残留熱を除去するまでの原子炉容器
内圧力および炉水温度の変化を示す特性図であ
る。 ２……原子炉容器、７……再循環系配管、９…
…ポンプ、１０……再生熱交換器、１１……非再
生熱交換器、１２……脱塩器、３６，３９，４０
……冷媒循環配管、１４……冷却器、１６，１７
……配管、３０……原子炉浄化系、３３……バイ
パス配管、３１，３２，３４，３５，３７，３
８，６２……切換弁。
炉出力と炉水のクラツド濃度との関係を示す特性
図、第３図は本発明の好適な一実施例である冷却
装置を含む原子炉周辺の系統図、第４図は残留熱
除去開始後における炉水温度の変化を示す特性
図、第５図は残留熱を除去するまでの原子炉容器
内圧力および炉水温度の変化を示す特性図であ
る。 ２……原子炉容器、７……再循環系配管、９…
…ポンプ、１０……再生熱交換器、１１……非再
生熱交換器、１２……脱塩器、３６，３９，４０
……冷媒循環配管、１４……冷却器、１６，１７
……配管、３０……原子炉浄化系、３３……バイ
パス配管、３１，３２，３４，３５，３７，３
８，６２……切換弁。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉の運転時に、原子炉容器内から冷却材
を取出し、この冷却材を再生熱交換器を通した後
に非再生熱交換器を通し、この非再生熱交換器に
は冷媒を供給して前記冷却材を冷却し、その後非
再生熱交換器から吐出された冷却材から不純物を
除去し、次にこの冷却材を前記再生熱交換器を通
すことにより、前記原子炉容器からの高温の冷却
材によつて加熱した後、前記原子炉容器に戻すよ
うにしたものにおいて、前記原子炉の運転停止時
には、原子炉の運転時に不純物が除去された冷却
材が通過する前記再生熱交換器内の通路に冷媒を
供給して原子炉容器からの冷却材を該再生熱交換
器において冷却し、その後この冷却材を非再生熱
交換器に通して冷媒によつて冷却し、非再生熱交
換器から出た冷却材から不純物を除去し、この不
純物が除去された冷却材を前記再生熱交換器を通
さずにバイパスさせて前記原子炉容器に戻すよう
にしたことを特徴とする原子炉停止時の冷却方
法。 ２ 原子炉の運転停止時に再生熱交換器に供給す
る冷媒は、非再生熱交換器から出た冷媒であるこ
とを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子
炉停止時の冷却方法。 ３ 原子炉容器と再生熱交換器と非再生熱交換器
と不純物除去手段とをこの順序で連絡する第１通
路と、前記不純物除去手段と前記再生熱交換器と
前記原子炉容器とをこの順序で連絡する第２通路
と、前記非再生熱交換器に冷媒を供給する冷媒供
給手段とを備える原子炉浄化系において、前記第
２通路に再生熱交換器をバイパスするバイパス通
路を設け、このバイパス通路には弁を設け、前記
第２通路におけるバイパス通路の分岐点と再生熱
交換器との間にもそれぞれ弁を設け、かつ原子炉
の停止時に前記再生熱交換器内に冷媒を供給する
停止時冷媒供給手段を設け、原子炉停止時には原
子炉容器からの冷却材を再生熱交換器および非再
生熱交換器で冷却した後不純物除去手段で冷却材
中の不純物を除去し、その後再生熱交換器をバイ
パスさせて前記原子炉容器内に戻すようにしたこ
とを特徴とする原子炉停止時の冷却装置。 ４ 前記停止時冷媒供給手段は、原子炉停止時
に、非再生熱交換器に供給された冷媒を次に再生
熱交換器に導くように構成していることを特徴と
する特許請求の範囲第３項記載の原子炉停止時の
冷却装置。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP932376A JPS5293900A (en) | 1976-02-02 | 1976-02-02 | Purififying method and device for nuclear reactor |
| US05/762,265 US4123324A (en) | 1976-02-02 | 1977-01-25 | Apparatus for decontaminating a radioactively contaminated coolant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP932376A JPS5293900A (en) | 1976-02-02 | 1976-02-02 | Purififying method and device for nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5293900A JPS5293900A (en) | 1977-08-06 |
| JPS6323519B2 true JPS6323519B2 (ja) | 1988-05-17 |
Family
ID=11717254
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP932376A Granted JPS5293900A (en) | 1976-02-02 | 1976-02-02 | Purififying method and device for nuclear reactor |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4123324A (ja) |
| JP (1) | JPS5293900A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0237487U (ja) * | 1988-09-02 | 1990-03-12 |
Families Citing this family (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2931140C2 (de) * | 1979-08-01 | 1984-06-07 | Hochtemperatur-Kernkraftwerk GmbH (HKG) Gemeinsames Europäisches Unternehmen, 4701 Uentrop | Druckentlastung für Kernreaktoren im Störfall |
| JPS56124097A (en) * | 1980-03-05 | 1981-09-29 | Hitachi Ltd | Method and device for removing radioactive clad at nuclear reactor shutdown |
| FR2497387B1 (fr) * | 1980-12-31 | 1985-09-06 | Framatome Sa | Procede et dispositif de refroidissement du circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
| JPS5965799A (ja) * | 1982-10-08 | 1984-04-14 | 株式会社日立製作所 | 原子炉浄化系の運転方法 |
| US4820477A (en) * | 1983-06-29 | 1989-04-11 | Mcnally Lillian | Method and apparatus for providing a non-radioactive coolant for a nuclear reactor |
| US4647425A (en) * | 1984-01-30 | 1987-03-03 | Westinghouse Electric Corp. | Method of vacuum degassing and refilling a reactor coolant system |
| DE3413868A1 (de) * | 1984-04-12 | 1985-10-17 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zur chemischen dekontamination von metallischen bauteilen von kernreaktoranlagen |
| EP0209048B1 (en) * | 1985-07-10 | 1990-06-13 | Hitachi, Ltd. | Process and apparatus for cleaning nuclear reactor cooling water |
| JP2577352B2 (ja) * | 1986-03-31 | 1997-01-29 | 株式会社東芝 | 原子炉の残留熱除去装置 |
| US5089216A (en) * | 1990-11-26 | 1992-02-18 | Westinghouse Electric Corp. | System for chemical decontamination of nuclear reactor primary systems |
| US6165367A (en) * | 1991-09-19 | 2000-12-26 | Siemens Power Corporation | Method for removing a heavy metal from a waste stream |
| US5305360A (en) * | 1993-02-16 | 1994-04-19 | Westinghouse Electric Corp. | Process for decontaminating a nuclear reactor coolant system |
| AU2003242051A1 (en) * | 2003-06-09 | 2005-01-04 | Hitachi, Ltd. | Novel fuel production plant and seawater desalination system for use therein |
| JP4861252B2 (ja) * | 2007-06-08 | 2012-01-25 | 株式会社東芝 | 原子炉解体前の化学除染方法 |
| CN106448774B (zh) * | 2016-12-12 | 2017-12-29 | 中广核工程有限公司 | 核电厂最终热阱系统 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4322790Y1 (ja) * | 1966-08-03 | 1968-09-25 |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| US3976541A (en) * | 1974-03-18 | 1976-08-24 | Combustion Engineering, Inc. | Secondary coolant purification system with demineralizer bypass |
-
1976
- 1976-02-02 JP JP932376A patent/JPS5293900A/ja active Granted
-
1977
- 1977-01-25 US US05/762,265 patent/US4123324A/en not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4322790Y1 (ja) * | 1966-08-03 | 1968-09-25 |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0237487U (ja) * | 1988-09-02 | 1990-03-12 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5293900A (en) | 1977-08-06 |
| US4123324A (en) | 1978-10-31 |
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