JPS6355493A - 重水減速圧力管型原子炉 - Google Patents
重水減速圧力管型原子炉Info
- Publication number
- JPS6355493A JPS6355493A JP61198864A JP19886486A JPS6355493A JP S6355493 A JPS6355493 A JP S6355493A JP 61198864 A JP61198864 A JP 61198864A JP 19886486 A JP19886486 A JP 19886486A JP S6355493 A JPS6355493 A JP S6355493A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- heavy water
- water
- steam
- pressure tube
- pressure
- 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
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 title claims description 20
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 14
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 8
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 4
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 11
- 230000001629 suppression Effects 0.000 description 5
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 3
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 2
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 2
- 238000013021 overheating Methods 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 230000006835 compression Effects 0.000 description 1
- 238000007906 compression Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000005461 lubrication Methods 0.000 description 1
- 230000005514 two-phase flow Effects 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (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、原子炉の安全装置に係り、特に、重水減速圧
力管型炉に適用するのに好適な非常用冷却系に関する。
力管型炉に適用するのに好適な非常用冷却系に関する。
従来の原子炉は、冷却材喪失事故に備えて非常用炉心冷
却系を用意している。重水減速圧力管型原子炉でも、同
様に、高圧注水系、低圧注水系などの複数の系統が一次
冷却系に注水するようになっており、また、重水冷却系
も用意されている。
却系を用意している。重水減速圧力管型原子炉でも、同
様に、高圧注水系、低圧注水系などの複数の系統が一次
冷却系に注水するようになっており、また、重水冷却系
も用意されている。
しかし、これらは、事故を検出し、ポンプを始動、また
は、弁を開くなどの能動的構成要素を含んでいる。
は、弁を開くなどの能動的構成要素を含んでいる。
非常用炉心冷却系は能動的要素を含んでいるため、複数
機器の故障、全文直流の喪失を想定すると作動しない場
合があり得るので、事故時に必要な冷却系が作動しない
確率が完全にはゼロとならない。
機器の故障、全文直流の喪失を想定すると作動しない場
合があり得るので、事故時に必要な冷却系が作動しない
確率が完全にはゼロとならない。
本発明の目的は、受動的機器で構成された非常用冷却系
を提供することにより、炉心の過熱による損傷確率をゼ
ロに限りなく近づけることにある。
を提供することにより、炉心の過熱による損傷確率をゼ
ロに限りなく近づけることにある。
上記目的は、炉心崩壊熱によって生じる蒸気を用いてイ
ンジェクタを作動させ、冷却水を炉心カランドリアタン
クに送り込む構造とすることにより、達成される。
ンジェクタを作動させ、冷却水を炉心カランドリアタン
クに送り込む構造とすることにより、達成される。
万−１冷却材喪失事故時に非常用便、ｂ冷却系が作動し
なかった場合には、崩壊熱により燃料棒の温度が上昇し
始める。ところで１重水減速圧力管型炉では、燃料集合
体が圧力管に収められ、この圧力管はカランドリア管を
介して重水と接している。従って、炉心で生じる崩壊熱
は、輻射伝熱により燃料棒から圧力管へ、圧力管からカ
ランドリア管へ、そして、対流により重水へ伝えられる
。
なかった場合には、崩壊熱により燃料棒の温度が上昇し
始める。ところで１重水減速圧力管型炉では、燃料集合
体が圧力管に収められ、この圧力管はカランドリア管を
介して重水と接している。従って、炉心で生じる崩壊熱
は、輻射伝熱により燃料棒から圧力管へ、圧力管からカ
ランドリア管へ、そして、対流により重水へ伝えられる
。
重水冷却系も作動しない場合には重水は沸騰し、蒸気と
なってインジェクタに流入する。このインジェクタによ
り冷却水を吸入し、カランドリアタンクに送り込むので
、カランドリアタンク内の水位は維持され、崩壊熱をカ
ランドリアタンク内の水により除去することができる。
なってインジェクタに流入する。このインジェクタによ
り冷却水を吸入し、カランドリアタンクに送り込むので
、カランドリアタンク内の水位は維持され、崩壊熱をカ
ランドリアタンク内の水により除去することができる。
そして、受動的素子だけで非常用冷却系を構成できるの
で、炉心の重大損傷の可能性を極めて小さくできる。
で、炉心の重大損傷の可能性を極めて小さくできる。
以下、本発明の一実施例を図により説明する。
燃料棒１は圧力管２に収められ、圧力管２はカランドリ
ア管３を介してカランドリアタンク４の内の重水５に漬
っている。通常運転時には、循環ポンプ６が冷却水を圧
力管内に送り込み、発生した蒸気と水の二相流を蒸気ド
ラム７に導く。
ア管３を介してカランドリアタンク４の内の重水５に漬
っている。通常運転時には、循環ポンプ６が冷却水を圧
力管内に送り込み、発生した蒸気と水の二相流を蒸気ド
ラム７に導く。
カランドリアタンク４の上部に、蒸気管８が取り付けて
あり、ラブチャーディスク９を介して、インジェクタ１
０に接続される。インジェクタの吸水ライン１１は、サ
プレッションプール１２につながっている。サプレッシ
ョンプールはきわめて大きいので、無限大の貯水源とみ
なせる。インジェクタ１０からのもどり配管１３はカラ
ンドリアタンクに接続されている。蒸気管８の途中から
放出管１４が分岐しており、オリフィス１５を介してサ
プレッションプールの最下部へ導びかれている。
あり、ラブチャーディスク９を介して、インジェクタ１
０に接続される。インジェクタの吸水ライン１１は、サ
プレッションプール１２につながっている。サプレッシ
ョンプールはきわめて大きいので、無限大の貯水源とみ
なせる。インジェクタ１０からのもどり配管１３はカラ
ンドリアタンクに接続されている。蒸気管８の途中から
放出管１４が分岐しており、オリフィス１５を介してサ
プレッションプールの最下部へ導びかれている。
前述のように、冷却材喪失などの事故時に、非常用炉心
冷却系が作動しないような万一の事態には、輻射伝熱に
より重水が加熱され、重水蒸気が発生する。この蒸気の
圧力によりラブチャーディスク９が割れ、蒸気はインジ
ェクタに流入する。
冷却系が作動しないような万一の事態には、輻射伝熱に
より重水が加熱され、重水蒸気が発生する。この蒸気の
圧力によりラブチャーディスク９が割れ、蒸気はインジ
ェクタに流入する。
ここでサンプレッションプール１２の水が吸引さく４）
れ、この水は、もどり配管１３を通じてカランドリアタ
ンクに送り込まれる。このように、受動的要素だけで構
成された系によりカランドリアタンクの水位が継持され
るので、万一の事態にも燃料棒の冷却は続けられ、重大
な損傷をうけることはない。
ンクに送り込まれる。このように、受動的要素だけで構
成された系によりカランドリアタンクの水位が継持され
るので、万一の事態にも燃料棒の冷却は続けられ、重大
な損傷をうけることはない。
なお、インジェクタの□作動に必要な蒸気量よりも過剰
な蒸気がある場合には、放出管１４を介してサプレッシ
ョンプールに放出される。この時、蒸気量が多い時には
オリフィス１５の流動抵抗により、蒸気量が少ない時に
は（この時はカランドリアタンクの圧力も低くなってお
り、駆動蒸気の圧力も低くて良い）水頭によりインジェ
クタ駆動用の蒸気の圧力は必要な圧力に保たれる。
な蒸気がある場合には、放出管１４を介してサプレッシ
ョンプールに放出される。この時、蒸気量が多い時には
オリフィス１５の流動抵抗により、蒸気量が少ない時に
は（この時はカランドリアタンクの圧力も低くなってお
り、駆動蒸気の圧力も低くて良い）水頭によりインジェ
クタ駆動用の蒸気の圧力は必要な圧力に保たれる。
本発明によれば、受動的機器で構成された系により、燃
料棒の冷却が行なえるので、炉心の過熱による損傷の恐
れを小さくすることができる。
料棒の冷却が行なえるので、炉心の過熱による損傷の恐
れを小さくすることができる。
図は本発明の一実施例の系統図である。
１０・・・インジェクタ、１１・・・吸水ライン、１２
・・・サプレッションプール、１３・・・もどり配管、
１４・・・放出管、１５・・・オリフィス。
・・・サプレッションプール、１３・・・もどり配管、
１４・・・放出管、１５・・・オリフィス。
Claims (1)
- １、燃料棒を内部に保有し、これを冷却する冷却材を流
す圧力管と、減速材となる重水を保有するカランドリア
タンクからなる原子炉において、前記カランドリアタン
ク内の蒸気を駆動源としてインジェクタを作動させ、吸
引した水を前記カランドリアタンク内に注入する構造と
したことを特徴とする重水減速圧力管型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61198864A JPS6355493A (ja) | 1986-08-27 | 1986-08-27 | 重水減速圧力管型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61198864A JPS6355493A (ja) | 1986-08-27 | 1986-08-27 | 重水減速圧力管型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6355493A true JPS6355493A (ja) | 1988-03-09 |
Family
ID=16398192
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61198864A Pending JPS6355493A (ja) | 1986-08-27 | 1986-08-27 | 重水減速圧力管型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6355493A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02253194A (ja) * | 1989-03-28 | 1990-10-11 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉の冷却水注入系 |
| JPH0375593A (ja) * | 1989-08-17 | 1991-03-29 | Toshiba Corp | 原子力発電プラント |
-
1986
- 1986-08-27 JP JP61198864A patent/JPS6355493A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02253194A (ja) * | 1989-03-28 | 1990-10-11 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子炉の冷却水注入系 |
| JPH0375593A (ja) * | 1989-08-17 | 1991-03-29 | Toshiba Corp | 原子力発電プラント |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4473528A (en) | Passive containment system | |
| US20200395136A1 (en) | Pwr decay heat removal system in which steam from the pressurizer drives a turbine which drives a pump to inject water into the reactor pressure vessel | |
| EP2839480B1 (en) | Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor | |
| KR20140037825A (ko) | 가압 경수로를 위한 비상노심 냉각시스템 | |
| US20130182808A1 (en) | Stable startup system for a nuclear reactor | |
| US11355253B2 (en) | Passive techniques for long-term reactor cooling | |
| JPS6355493A (ja) | 重水減速圧力管型原子炉 | |
| JPH0463357B2 (ja) | ||
| JPS5835495A (ja) | 液体冷却原子炉 | |
| JPS6375691A (ja) | 自然循環型原子炉 | |
| KR20000074521A (ko) | 사이펀 효과 차단 및 증기유량과의 접촉을 차단하기 위한 원자로내 안전주입수로 | |
| JPH058996B2 (ja) | ||
| JPS62228197A (ja) | 軽水型原子炉 | |
| JPS63241494A (ja) | 原子炉の冷却材補給装置 | |
| JPS6184595A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| JPH0227295A (ja) | 原子炉非常用炉心冷却装置 | |
| RU1669310C (ru) | Способ эксплуатации бассейна выдержки и бассейн выдержки ядерного реактора | |
| JPS61189491A (ja) | 沸騰水型原子炉の非常用炉心冷却装置 | |
| JPH01199193A (ja) | 二重タンク型軽水炉 | |
| McDougall | CONTROL AND MAINTENANCE OF THE MCMASTER REACTOR COOLING SYSTEMS | |
| Dodd | IMPROVEMENTS IN OR RELATING TO NUCLEAR REACTOR POWERED STEAM GENERATING SYSTEMS | |
| JPS6110792A (ja) | 原子炉 | |
| Johnson et al. | Emergency core cooling system for a fast reactor.[LMFBR] | |
| Mueller et al. | Cooling system for a nuclear reactor | |
| JPS61223585A (ja) | 非常用炉心冷却装置 |