JPH01199193A - 二重タンク型軽水炉 - Google Patents
二重タンク型軽水炉Info
- Publication number
- JPH01199193A JPH01199193A JP63022704A JP2270488A JPH01199193A JP H01199193 A JPH01199193 A JP H01199193A JP 63022704 A JP63022704 A JP 63022704A JP 2270488 A JP2270488 A JP 2270488A JP H01199193 A JPH01199193 A JP H01199193A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- water
- boric acid
- isolation valve
- core
- 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
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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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (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、原子炉の事故時に非常用の機器として動力を
必要としない二重タンク型軽水炉に関する。
必要としない二重タンク型軽水炉に関する。
（従来の技術）
一般に冷却材として冷却水を用いる沸騰水型原子炉には
１Ｍ子炉水位が低下したときに原子炉圧力容器内に冷却
水を供給する原子炉隔離時冷却系、高圧炉心スプレー系
等の冷却材補給装置が配設されている。
１Ｍ子炉水位が低下したときに原子炉圧力容器内に冷却
水を供給する原子炉隔離時冷却系、高圧炉心スプレー系
等の冷却材補給装置が配設されている。
第２図は従来の沸騰水型原子炉の概略構成図を示すもの
である１図において、原子炉圧力容器１内には炉心２が
収納され、この炉心２を覆ってシュラウド３が配設さ九
ている。そして、シュラウド３と原子炉圧力容器１の間
には再循環ポンプ４が配設されている。炉心２内で核エ
ネルギを得た冷却水は蒸気とされ、この蒸気はドライヤ
ー１２によって湿分を除かれた後、主蒸気配管５を通り
タービン６に導かれる。タービン６を駆動した蒸気はコ
ンデンサ７において復水とされ、給水配管８を通り再び
シュラウド３の外側に流入する６以上のように構成され
た沸騰水型原子炉において、万一、給水配管８からの給
水が停止するような異常事態が発生した場合には、原子
炉圧力容滞１内の水位が低下するため、この水位を測定
する図示しない水位計からの水位信号により、まず、制
御棒１１によって原子炉を停止し、シュラウド３の外側
に設けられた原子炉隔離時冷却系９、炉心２上方に設け
られた高圧炉心スプレー系ｌＯ等の冷却材補給装置が作
動される。
である１図において、原子炉圧力容器１内には炉心２が
収納され、この炉心２を覆ってシュラウド３が配設さ九
ている。そして、シュラウド３と原子炉圧力容器１の間
には再循環ポンプ４が配設されている。炉心２内で核エ
ネルギを得た冷却水は蒸気とされ、この蒸気はドライヤ
ー１２によって湿分を除かれた後、主蒸気配管５を通り
タービン６に導かれる。タービン６を駆動した蒸気はコ
ンデンサ７において復水とされ、給水配管８を通り再び
シュラウド３の外側に流入する６以上のように構成され
た沸騰水型原子炉において、万一、給水配管８からの給
水が停止するような異常事態が発生した場合には、原子
炉圧力容滞１内の水位が低下するため、この水位を測定
する図示しない水位計からの水位信号により、まず、制
御棒１１によって原子炉を停止し、シュラウド３の外側
に設けられた原子炉隔離時冷却系９、炉心２上方に設け
られた高圧炉心スプレー系ｌＯ等の冷却材補給装置が作
動される。
すなわち、この冷却材補給装置により原子炉圧力容器１
内の水位の低下が防止され、炉心内に収容される図示し
ない燃料集合体が露出して加熱損傷することが防止され
る。また、高圧炉心スプレー系１０は炉心２が露出する
ような場合に燃料集合体を直接冷却する働きをする。
内の水位の低下が防止され、炉心内に収容される図示し
ない燃料集合体が露出して加熱損傷することが防止され
る。また、高圧炉心スプレー系１０は炉心２が露出する
ような場合に燃料集合体を直接冷却する働きをする。
また、たとえば主蒸気管５のバルブがタービン６保護の
ため閉鎖されるような事態が生じると、圧力容器１内の
圧力が上昇し、この場合にも、制′ 御棒１１によって
原子炉を停止し、圧力の上昇は逃し安全弁１３によって
蒸気を逃すことで抑制される。
ため閉鎖されるような事態が生じると、圧力容器１内の
圧力が上昇し、この場合にも、制′ 御棒１１によって
原子炉を停止し、圧力の上昇は逃し安全弁１３によって
蒸気を逃すことで抑制される。
（発明が解決しようとする問題点）
上記した従来の原子炉では、異常が生じた時通常原子炉
の安全停止に必要となる■未臨界の達成■冷却系の過圧
防止■炉心冷却■崩壊熱除去を。
の安全停止に必要となる■未臨界の達成■冷却系の過圧
防止■炉心冷却■崩壊熱除去を。
制御棒又はほう酸水注入系、逃し安全弁、冷却材補給装
置、熱交換器というような種々の機器を使うことで達成
している。
置、熱交換器というような種々の機器を使うことで達成
している。
ところで、これらの機器は主として電動機をその主動力
としており、また複雑な配管より構成されているので、
故障に備え、多重に設計されており、このため原子力発
電所のコストを高くする要因となっている。
としており、また複雑な配管より構成されているので、
故障に備え、多重に設計されており、このため原子力発
電所のコストを高くする要因となっている。
最近、このような複雑な構成の原子炉を改良し、圧力容
器中に炉心を冷却するループを取り囲み低温のほう酸水
を貯蔵しておき、異常時には、このほう酸水が炉心へ流
入するようにする事で、原子炉停止、炉心冷却、崩壊熱
を長時間処理させ、動的機器を使うことなく安全に原子
炉を停止する原子炉が提案されている。（例えばＣ，Ｗ
、 ＦＯＲ５ＢＥＲＧ“Ａ Ｐｒｏｃｅｓｓ Ｉｎｈｅ
ｒｅｎｔ Ｖｌｔｉｍａｔｅ ５ａｆｅｔｙ Ｂｏｉｌ
ｉｎｇｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ”、 Ｎｕｃｌｅａ
ｒ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ、 Ｖｏｌ、７２゜Ｆｅｂｒ
ｕａｒｙ １９８６） ところで、これらの提案される原子炉においては、炉心
を冷却するループとほう酸水を貯蔵するプールとの境界
は圧力差又は密度差に基づくものであり、ポンプの回転
数制御によりほう酸水タンクより通常時にほう酸が流入
しないようにしている。しかし原子炉の起動時、出力変
更時等においては圧力の変動等があるため、その制御が
きわめて難しいという欠点があった。
器中に炉心を冷却するループを取り囲み低温のほう酸水
を貯蔵しておき、異常時には、このほう酸水が炉心へ流
入するようにする事で、原子炉停止、炉心冷却、崩壊熱
を長時間処理させ、動的機器を使うことなく安全に原子
炉を停止する原子炉が提案されている。（例えばＣ，Ｗ
、 ＦＯＲ５ＢＥＲＧ“Ａ Ｐｒｏｃｅｓｓ Ｉｎｈｅ
ｒｅｎｔ Ｖｌｔｉｍａｔｅ ５ａｆｅｔｙ Ｂｏｉｌ
ｉｎｇｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ”、 Ｎｕｃｌｅａ
ｒ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ、 Ｖｏｌ、７２゜Ｆｅｂｒ
ｕａｒｙ １９８６） ところで、これらの提案される原子炉においては、炉心
を冷却するループとほう酸水を貯蔵するプールとの境界
は圧力差又は密度差に基づくものであり、ポンプの回転
数制御によりほう酸水タンクより通常時にほう酸が流入
しないようにしている。しかし原子炉の起動時、出力変
更時等においては圧力の変動等があるため、その制御が
きわめて難しいという欠点があった。
本発明は、上記事情に鑑みなされたもので、その目的は
動的機器を使用せずかつ様々な運転状態に対しても容易
に制御できる二重タンク型軽水炉を提供することにある
。
動的機器を使用せずかつ様々な運転状態に対しても容易
に制御できる二重タンク型軽水炉を提供することにある
。
［発明の構成〕
（問題点を解決するための手段）
本発明は上記目的を達成するために、炉心と、この炉心
の出力を制御する制御棒と、前記炉心を循環冷却する冷
却水と、緊急用のほう酸水を蓄えるほう酸水プールを圧
力容器内に内蔵する軽水炉において、前記冷却水と前記
ほう酸水プールを隔離する外部シュラウドを前記圧力容
器内に設けるとともにこの外部シュラウドの貫通孔を電
磁力で閉鎖する隔離弁を設け、冷却水の水位低下により
前記隔離弁の電源がしゃ断すると、重力又はバネ力によ
り隔離弁を開放するように構成したことを特徴とするも
のであり、また出力を制御する制御棒駆動部、再循環ポ
ンプ駆動部は水面上の蒸気相に設けられている。
の出力を制御する制御棒と、前記炉心を循環冷却する冷
却水と、緊急用のほう酸水を蓄えるほう酸水プールを圧
力容器内に内蔵する軽水炉において、前記冷却水と前記
ほう酸水プールを隔離する外部シュラウドを前記圧力容
器内に設けるとともにこの外部シュラウドの貫通孔を電
磁力で閉鎖する隔離弁を設け、冷却水の水位低下により
前記隔離弁の電源がしゃ断すると、重力又はバネ力によ
り隔離弁を開放するように構成したことを特徴とするも
のであり、また出力を制御する制御棒駆動部、再循環ポ
ンプ駆動部は水面上の蒸気相に設けられている。
（作 用）
本発明の二重タンク型軽水炉では、炉心を冷却する冷却
水とほう酸水タンクとの隔離弁は、異常時に電源が切れ
ることによって重力又はバネ力によって開放されるもの
で、何ら動力を必要としないため動作が確実に行なわれ
る。また、通常時には、電磁力で弁が完全に閉じられて
いるので、ほう酸水が隔離されており原子炉出力の制御
も容易である。さらに、制御棒駆動部、再循環ポンプ駆
動部が圧力容器内の蒸気相に設けられているため、圧力
容器外にある場合に比べ圧力容器に余分な貫通部がなく
安全であり、また水中にある場合に比べても信頼性が増
す。
水とほう酸水タンクとの隔離弁は、異常時に電源が切れ
ることによって重力又はバネ力によって開放されるもの
で、何ら動力を必要としないため動作が確実に行なわれ
る。また、通常時には、電磁力で弁が完全に閉じられて
いるので、ほう酸水が隔離されており原子炉出力の制御
も容易である。さらに、制御棒駆動部、再循環ポンプ駆
動部が圧力容器内の蒸気相に設けられているため、圧力
容器外にある場合に比べ圧力容器に余分な貫通部がなく
安全であり、また水中にある場合に比べても信頼性が増
す。
（実施例）
本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第１図は本発明の一実施例の概略縦断面図であり、同図
に示すように、炉心２はコンクリート製圧力容器１内に
設けられている。炉心２の外側にはシュラウド３を設け
、このシュラウド３の外側に断熱効果の大きな外部シュ
ラウド１４を配設している。この外部シュラウド１４の
内側は、冷却材として軽水が入っている。また、この外
部シュラウド１４の外側はほう酸水タンク１６となって
いる。
に示すように、炉心２はコンクリート製圧力容器１内に
設けられている。炉心２の外側にはシュラウド３を設け
、このシュラウド３の外側に断熱効果の大きな外部シュ
ラウド１４を配設している。この外部シュラウド１４の
内側は、冷却材として軽水が入っている。また、この外
部シュラウド１４の外側はほう酸水タンク１６となって
いる。
炉心で発生する蒸気はドライヤー１２を通り湿分を除か
れ主蒸気管５よりタービン６へ送られ、タービン６で仕
事をした後復水器７で復水となり、給水管８より再びシ
ュラウド３の外側へ注入される。
れ主蒸気管５よりタービン６へ送られ、タービン６で仕
事をした後復水器７で復水となり、給水管８より再びシ
ュラウド３の外側へ注入される。
原子炉出力は蒸気相部に電動駆動部をもつ制御棒１１に
よって行い、異常時には重力落下によって原子炉を停止
する。冷却水の循環は、同様に蒸気相部に電動部のある
ポンプ４によって強制循環される。ポンプ停止時も炉心
は自然循環によって冷却される。
よって行い、異常時には重力落下によって原子炉を停止
する。冷却水の循環は、同様に蒸気相部に電動部のある
ポンプ４によって強制循環される。ポンプ停止時も炉心
は自然循環によって冷却される。
ほう酸水タンク１６は外部シュラウド１４によって炉心
側と十分断熱されているため低温に保たれているが、ほ
う酸水のかくはん用にかくはんポンプ１７と、温度制御
用に熱交換器１８を設けている。異常時が発生した場合
において、圧力の上昇が生じた場合は、逃し安全弁１３
が開くことで抑制される。
側と十分断熱されているため低温に保たれているが、ほ
う酸水のかくはん用にかくはんポンプ１７と、温度制御
用に熱交換器１８を設けている。異常時が発生した場合
において、圧力の上昇が生じた場合は、逃し安全弁１３
が開くことで抑制される。
出力の上昇は制御棒１１を落下させることによって抑制
される。また、給水が喪失するような場合は水位が低下
していくので、水位低下によって隔離弁１５の電磁力を
無効とする。これによって隔離弁１５は重力又はバネの
力で下方に開き、炉心下部周方向数ケ所に貫通部ができ
る。さらに、炉心上部の隔離弁も開くので、炉心へほう
酸水タンク１６中の冷温ほう酸水が流入し、炉を完全に
停止させるとともに冷却を行う。一方、ほう酸水タンク
１６は多量の水があるため水位の低下速度はきわめて小
さい、さらに、ほう酸水の注入を促進させるため電源が
利用できる事故の場合はかくはんポンプ１７を回転させ
る。
される。また、給水が喪失するような場合は水位が低下
していくので、水位低下によって隔離弁１５の電磁力を
無効とする。これによって隔離弁１５は重力又はバネの
力で下方に開き、炉心下部周方向数ケ所に貫通部ができ
る。さらに、炉心上部の隔離弁も開くので、炉心へほう
酸水タンク１６中の冷温ほう酸水が流入し、炉を完全に
停止させるとともに冷却を行う。一方、ほう酸水タンク
１６は多量の水があるため水位の低下速度はきわめて小
さい、さらに、ほう酸水の注入を促進させるため電源が
利用できる事故の場合はかくはんポンプ１７を回転させ
る。
さらにまた長期的な除熱には、熱交換器１８を使用する
。
。
上記したように、本実施例では従来のように複雑な注水
系を用いることなく、事故時にも炉心を停止し、きわめ
て長時間に亘って炉心の冷却を維持することができる。
系を用いることなく、事故時にも炉心を停止し、きわめ
て長時間に亘って炉心の冷却を維持することができる。
以上説明したように、本発明の二重タンク型軽水炉によ
れば、冷却水を喪失するような事故時には、隔離弁が動
力を必要とせず開いて、冷温ほう酸水が多量に利用でき
るため、長時間運転員は何も操作することなく原子炉の
安全を保つことができる。したがって、原子炉の構成を
単純化してコスト低減につながるだけでなく原子炉の事
故時の安全性を大幅に向上させることができるので、信
頼性向上に優れた効果を奏する。
れば、冷却水を喪失するような事故時には、隔離弁が動
力を必要とせず開いて、冷温ほう酸水が多量に利用でき
るため、長時間運転員は何も操作することなく原子炉の
安全を保つことができる。したがって、原子炉の構成を
単純化してコスト低減につながるだけでなく原子炉の事
故時の安全性を大幅に向上させることができるので、信
頼性向上に優れた効果を奏する。
第１図は本発明の一実施例の概略縦断面図、第２図は従
来の沸騰水型軽水炉の概略構成図である。 １ 圧力容器 ２ 炉 心３ シュラウド
４ 再循環ポンプ５ 主蒸気管
６ タービン７ コンデンサー ８ 給水管 ９ 隔離時冷却系 １０ 高圧炉心スプレー系
１１ 制御棒 １２ ドライヤー１３
逃し安全弁 １４ 外部シュラウド１５
隔離弁 １６ ほう酸水タンク１７
かくはんポンプ １８ 熱交換器（８７３３）代
理人弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１名）第１図 第２図
来の沸騰水型軽水炉の概略構成図である。 １ 圧力容器 ２ 炉 心３ シュラウド
４ 再循環ポンプ５ 主蒸気管
６ タービン７ コンデンサー ８ 給水管 ９ 隔離時冷却系 １０ 高圧炉心スプレー系
１１ 制御棒 １２ ドライヤー１３
逃し安全弁 １４ 外部シュラウド１５
隔離弁 １６ ほう酸水タンク１７
かくはんポンプ １８ 熱交換器（８７３３）代
理人弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１名）第１図 第２図
Claims (1)
- （１）炉心と、この炉心の出力を制御する制御棒と、前
記炉心を循環冷却する冷却水と、緊急用のほう酸水を蓄
えるほう離水プールを圧力容器内に内蔵する軽水炉にお
いて、前記冷却水と前記ほう酸水プールを隔離する外部
シュラウドを前記圧力容器内に設けるとともにこの外部
シュラウドの貫通孔を電磁力で閉鎖する隔離弁を設け、
冷却水の水位低下により前記隔離弁の電源がしや断する
と、重力又はバネ力により隔離弁を開放するように構成
したことを特徴とする二重タンク型軽水炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63022704A JPH01199193A (ja) | 1988-02-04 | 1988-02-04 | 二重タンク型軽水炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63022704A JPH01199193A (ja) | 1988-02-04 | 1988-02-04 | 二重タンク型軽水炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01199193A true JPH01199193A (ja) | 1989-08-10 |
Family
ID=12090249
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63022704A Pending JPH01199193A (ja) | 1988-02-04 | 1988-02-04 | 二重タンク型軽水炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01199193A (ja) |
-
1988
- 1988-02-04 JP JP63022704A patent/JPH01199193A/ja active Pending
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