JPS6350798A - ほう酸水貯蔵タンクの保温装置 - Google Patents
ほう酸水貯蔵タンクの保温装置Info
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- JPS6350798A JPS6350798A JP61193894A JP19389486A JPS6350798A JP S6350798 A JPS6350798 A JP S6350798A JP 61193894 A JP61193894 A JP 61193894A JP 19389486 A JP19389486 A JP 19389486A JP S6350798 A JPS6350798 A JP S6350798A
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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
-
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Thermally Insulated Containers For Foods (AREA)
- Details Of Fluid Heaters (AREA)
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (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】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は、原子炉の緊急停止時に用いられるほう酸水注
入系のほう酸水貯蔵タンクの保温装置に関する。
入系のほう酸水貯蔵タンクの保温装置に関する。
（従来の技術）
原子力発電所においては、運転中の原子炉の制御棒挿入
によって停止することが万一不可能になった場合、中性
子吸収材２例えばほう成木を原子炉内に注入することに
よって、定格出力にて運転中の原子炉が冷温に到達する
ように安全に停止させ、その機能を維持させるために、
ほう酸水注入系が設置されている。
によって停止することが万一不可能になった場合、中性
子吸収材２例えばほう成木を原子炉内に注入することに
よって、定格出力にて運転中の原子炉が冷温に到達する
ように安全に停止させ、その機能を維持させるために、
ほう酸水注入系が設置されている。
このほう酸水注入系には、使用時に備えてあらかじめほ
う成木を貯蔵しておくほう酸水貯蔵タンクが設置されて
いる。貯蔵されているほう成木は、ほう成木中のほう素
濃度が低下したり、析出した５ほう酸ナトリウムが配管
・弁等に付着したりすると、ほう酸水注入系の機能を著
しく低下させるので、これを予防するため、貯蔵されて
いるほう成木の温度が１５４Ｃ以下にならないように保
温を行っている。
う成木を貯蔵しておくほう酸水貯蔵タンクが設置されて
いる。貯蔵されているほう成木は、ほう成木中のほう素
濃度が低下したり、析出した５ほう酸ナトリウムが配管
・弁等に付着したりすると、ほう酸水注入系の機能を著
しく低下させるので、これを予防するため、貯蔵されて
いるほう成木の温度が１５４Ｃ以下にならないように保
温を行っている。
この保温のための手段として、従来はほう酸水貯蔵タン
ク内に設けられた電気ヒータを使用していた。
ク内に設けられた電気ヒータを使用していた。
（発明が解決しようとする問題点）
原子力発電所内には、発生した余剰熱を棄却している設
備も多々あるにもかかわらず、上述した設備では、ほう
成木を加熱し保温するために新たな電力を消費していた
５ 本発明の目的は、エネルギーの有効利用を図るとともに
、比較的簡素な設備によって実現することができるほう
陸水貯蔵タンクの保温装置を提供することにある。
備も多々あるにもかかわらず、上述した設備では、ほう
成木を加熱し保温するために新たな電力を消費していた
５ 本発明の目的は、エネルギーの有効利用を図るとともに
、比較的簡素な設備によって実現することができるほう
陸水貯蔵タンクの保温装置を提供することにある。
（問題点を解決するための手段）
本発明においては、原子力発電所に付設されるほう陸水
注入系のほう陸水貯蔵タンクに設けられたほう陸水貯蔵
タンクの保温装置に、ほう陸水貯蔵タンクの外側を覆っ
て設けられた保温タンクと、原子力発電所の燃料貯蔵プ
ール冷却材浄化系に付設された熱交換器の二次側に接続
される原子力補機冷却系の排出配管から分岐させて、保
温タンクに導入される給水配管と、保温タンクから導出
されて、排出配管に合流される排水配管とを設けた。
注入系のほう陸水貯蔵タンクに設けられたほう陸水貯蔵
タンクの保温装置に、ほう陸水貯蔵タンクの外側を覆っ
て設けられた保温タンクと、原子力発電所の燃料貯蔵プ
ール冷却材浄化系に付設された熱交換器の二次側に接続
される原子力補機冷却系の排出配管から分岐させて、保
温タンクに導入される給水配管と、保温タンクから導出
されて、排出配管に合流される排水配管とを設けた。
（作 用）
熱交換器の二次側を通過して温度上昇した原子炉補機冷
却系の冷却水は、排出配管から分流して保温タンクに流
入し、ほう陸水貯蔵タンクの外側から貯蔵されたほう成
木に熱伝達した後、再び排出配管に合流する。
却系の冷却水は、排出配管から分流して保温タンクに流
入し、ほう陸水貯蔵タンクの外側から貯蔵されたほう成
木に熱伝達した後、再び排出配管に合流する。
（実 施 例）
以下本発明の一実施例を図面を参照して説明する。
図面において、右上半部に示されるものは、原子力発電
所に設けられている燃料貯蔵プール、および燃料貯蔵プ
ール冷却材浄化系を表す、これらは使用済燃料１を水中
に収容した燃料貯蔵プール２に接続されたスキマーサー
ジタンク３がら導出された配管４に、ポンプ５．ろ過脱
塩器６、熱交換器７をこの順に介挿して、再び燃料貯蔵
プール２に導入され、燃料貯蔵プール水８を循環させて
いる。
所に設けられている燃料貯蔵プール、および燃料貯蔵プ
ール冷却材浄化系を表す、これらは使用済燃料１を水中
に収容した燃料貯蔵プール２に接続されたスキマーサー
ジタンク３がら導出された配管４に、ポンプ５．ろ過脱
塩器６、熱交換器７をこの順に介挿して、再び燃料貯蔵
プール２に導入され、燃料貯蔵プール水８を循環させて
いる。
熱交換器７には、原子炉補機冷却系（図示省略）から導
かれた冷却水の供給配管９がポンプ１ｏを介挿して導入
され、また熱交換を終わった冷却水を導出する排出配管
１１が接続されている。
かれた冷却水の供給配管９がポンプ１ｏを介挿して導入
され、また熱交換を終わった冷却水を導出する排出配管
１１が接続されている。
ほう成木１２を貯留したほう陸水貯蔵タンク１３は、そ
の底面に電気ヒータ１４が設置され、側面からは、ほう
陸水注入系の注入ポンプ（図示省略）に接続される注入
配管１５．１５が、止め弁１６．１６を介して導出され
ている。
の底面に電気ヒータ１４が設置され、側面からは、ほう
陸水注入系の注入ポンプ（図示省略）に接続される注入
配管１５．１５が、止め弁１６．１６を介して導出され
ている。
またほう陸水貯蔵タンク１３には、その側面の下半分と
、さらに各注入配管１５の止め弁１６までとを覆い、こ
れらとそれぞれ間隔を保って二重構造をなすように、保
温タンク１７が設けられている。保温タンク１７の上端
近くからは排水配管１８が導出され、逆止弁１９を介し
て排出配管１１に接続され、下端近くには給水配管２０
が導入され、流量制御弁２１および逆止弁２２を介して
、排出配管１１の排水配管１８との接続点よりも上流側
（熱交換器７に近い側）に接続されている。
、さらに各注入配管１５の止め弁１６までとを覆い、こ
れらとそれぞれ間隔を保って二重構造をなすように、保
温タンク１７が設けられている。保温タンク１７の上端
近くからは排水配管１８が導出され、逆止弁１９を介し
て排出配管１１に接続され、下端近くには給水配管２０
が導入され、流量制御弁２１および逆止弁２２を介して
、排出配管１１の排水配管１８との接続点よりも上流側
（熱交換器７に近い側）に接続されている。
ほう陸水貯蔵タンク１３には温度スイッチ２３が設けら
れ、流量制御弁２１と電気的に接続されている。
れ、流量制御弁２１と電気的に接続されている。
次に作用を述べる。
ほう陸水注入系が待機中、止め弁１６が閉止され、ほう
陸水貯蔵タンク１３に貯留されているほう成木１２の量
は一定である。
陸水貯蔵タンク１３に貯留されているほう成木１２の量
は一定である。
燃料貯蔵プール２に貯蔵された使用済燃料１の崩壊熱に
より、水温上昇した燃料貯蔵プール水８は、スキマーサ
ージタンク３に流出し、配管４を経てポンプ５にて加圧
され、ろ過説塩器６にてろ過・脱塩され、熱交換器７に
て供給配管９から供給された冷却水と熱交換された後、
燃料貯蔵プール２に戻る。供給配管９から供給される冷
却水は例えば約３５度Ｃであり、この場合排出配管１１
にでてくる温水の水温は約４０度Ｃである。
より、水温上昇した燃料貯蔵プール水８は、スキマーサ
ージタンク３に流出し、配管４を経てポンプ５にて加圧
され、ろ過説塩器６にてろ過・脱塩され、熱交換器７に
て供給配管９から供給された冷却水と熱交換された後、
燃料貯蔵プール２に戻る。供給配管９から供給される冷
却水は例えば約３５度Ｃであり、この場合排出配管１１
にでてくる温水の水温は約４０度Ｃである。
排出配管１１から逆止弁２２を経て給水配管２０に分流
した温水は、流量制御弁２１にて流量を制御されて保温
タンク１７に流入し、ほう陸水貯蔵タンク１３の側壁を
介してほう成木１２を加温した後、排水配管１８、逆止
弁１９を経て再び排出配管１１に合流する。
した温水は、流量制御弁２１にて流量を制御されて保温
タンク１７に流入し、ほう陸水貯蔵タンク１３の側壁を
介してほう成木１２を加温した後、排水配管１８、逆止
弁１９を経て再び排出配管１１に合流する。
温度スイッチ２３は、検出したほう成木１２の温度に基
づいて、流量制御弁２１に信号を送ってその開度を制御
し、温水の分流量を増減してほう酸水１２の温度を約１
５度Ｃ以上に保持する。
づいて、流量制御弁２１に信号を送ってその開度を制御
し、温水の分流量を増減してほう酸水１２の温度を約１
５度Ｃ以上に保持する。
なお原子炉の新設時から使用済燃料１が燃料貯蔵プール
２内に貯蔵を開始するまでは、ほう陸水１２の加熱・保
温は電気ヒータ１４を作動させて行うが、その後は電気
ヒータ１４を使用する必要はない。
２内に貯蔵を開始するまでは、ほう陸水１２の加熱・保
温は電気ヒータ１４を作動させて行うが、その後は電気
ヒータ１４を使用する必要はない。
したがって電気ヒータ１４の電力消費は削減され、かわ
って従来廃棄されていた使用済燃料１が発生する余剰熱
を有効に利用することができることになる。
って従来廃棄されていた使用済燃料１が発生する余剰熱
を有効に利用することができることになる。
さらに保温タンク１７に導かれる温水は、熱交換器７の
２次側水であって清浄であり、また万一熱交換器７の一
次と二次間に漏洩が発生したとしても、燃料貯蔵プール
水８は、ろ過脱塩器６を通過してろ過・脱塩されている
ので、熱交換器７の二次側を通過する冷却水が汚染され
ることはない。
２次側水であって清浄であり、また万一熱交換器７の一
次と二次間に漏洩が発生したとしても、燃料貯蔵プール
水８は、ろ過脱塩器６を通過してろ過・脱塩されている
ので、熱交換器７の二次側を通過する冷却水が汚染され
ることはない。
また燃料貯蔵プール冷却材浄化系とほう酸水貯蔵タンク
１３は、比較的接近した位置に配置されているので、給
水配管２０および排水配管１８等の設置も容易であり、
さらに既存の燃料貯蔵プール冷却材浄化系、および原子
力補機冷却系を利用しているため、わずかな設備を追加
すればよい。
１３は、比較的接近した位置に配置されているので、給
水配管２０および排水配管１８等の設置も容易であり、
さらに既存の燃料貯蔵プール冷却材浄化系、および原子
力補機冷却系を利用しているため、わずかな設備を追加
すればよい。
本発明によれば、ほう酸水貯蔵タンクの保温電力が削減
されるにもかかわらず、ほう陸水注入系の機能を回答変
わることなく維持することができる。
されるにもかかわらず、ほう陸水注入系の機能を回答変
わることなく維持することができる。
図は本発明の一実施例を示す系統図である。
７・・・熱交換器 １１・・・排出配管１３
・・・ほう酸水貯蔵タンク １７・・・保温タンク１８
・・・排水配管 ２０・・・給水配管代理人
弁理士 則 近 憲 佑 同 三俣弘文
・・・ほう酸水貯蔵タンク １７・・・保温タンク１８
・・・排水配管 ２０・・・給水配管代理人
弁理士 則 近 憲 佑 同 三俣弘文
Claims (1)
- １、原子力発電所に付設されるほう酸水注入系のほう酸
水貯蔵タンクに設けられたほう酸水貯蔵タンクの保温装
置において、前記ほう酸水貯蔵タンクの外側を覆って設
けられた保温タンクと、前記原子力発電所の燃料貯蔵プ
ール冷却材浄化系に付設された熱交換器の二次側に接続
される原子炉補機冷却系の排出配管から分岐させて前記
保温タンクに導入される給水配管と、前記保温タンクか
ら導出されて前記排出配管に合流される排水配管とを設
けたほう酸水貯蔵タンクの保温装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61193894A JPS6350798A (ja) | 1986-08-21 | 1986-08-21 | ほう酸水貯蔵タンクの保温装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61193894A JPS6350798A (ja) | 1986-08-21 | 1986-08-21 | ほう酸水貯蔵タンクの保温装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6350798A true JPS6350798A (ja) | 1988-03-03 |
Family
ID=16315511
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61193894A Pending JPS6350798A (ja) | 1986-08-21 | 1986-08-21 | ほう酸水貯蔵タンクの保温装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6350798A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5609825A (en) * | 1994-06-07 | 1997-03-11 | Nippondenso Co., Ltd. | Oxygen sensor |
| JP2008249348A (ja) * | 2007-03-29 | 2008-10-16 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉およびその非常用炉心冷却装置 |
-
1986
- 1986-08-21 JP JP61193894A patent/JPS6350798A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5609825A (en) * | 1994-06-07 | 1997-03-11 | Nippondenso Co., Ltd. | Oxygen sensor |
| JP2008249348A (ja) * | 2007-03-29 | 2008-10-16 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉およびその非常用炉心冷却装置 |
| JP4675926B2 (ja) * | 2007-03-29 | 2011-04-27 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
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