JPH01262497A - 原子炉系統 - Google Patents
原子炉系統Info
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- JPH01262497A JPH01262497A JP63090087A JP9008788A JPH01262497A JP H01262497 A JPH01262497 A JP H01262497A JP 63090087 A JP63090087 A JP 63090087A JP 9008788 A JP9008788 A JP 9008788A JP H01262497 A JPH01262497 A JP H01262497A
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- Japan
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- reactor
- valve
- pressure vessel
- isolation valve
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/004—Pressure suppression
- G21C9/012—Pressure suppression by thermal accumulation or by steam condensation, e.g. ice condensers
-
- 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
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For 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〕
本発明は沸騰水型原子力発電所の原子炉系統に係わり、
特に主蒸気管破断事故時の冷却材流出量の低減、及び主
蒸気配管系及びタービン建屋の物置低減に好適な原子炉
系統に関する。
特に主蒸気管破断事故時の冷却材流出量の低減、及び主
蒸気配管系及びタービン建屋の物置低減に好適な原子炉
系統に関する。
従来の典型的な沸騰水型原子力発電所の原子炉系統にお
いては、第６図に示すように、原子炉圧力容器１で発生
した主蒸気は、主蒸気配管２に導かれ、原子炉格納容器
３近傍に設けられた内側主蒸気隔離弁４及び外側主蒸気
隔離弁５を通して、原子炉建屋６からタービン建屋７に
送られる。タービン建屋７に入った主蒸気は、主蒸気止
め弁８、主蒸気加減弁９を通じて、主タービン１０に駆
動源として供給される。主蒸気配管２は、原子炉建屋６
とタービン建屋７との間では主蒸気トンネル１１内に配
置されている。１２は逃し安全弁である。
いては、第６図に示すように、原子炉圧力容器１で発生
した主蒸気は、主蒸気配管２に導かれ、原子炉格納容器
３近傍に設けられた内側主蒸気隔離弁４及び外側主蒸気
隔離弁５を通して、原子炉建屋６からタービン建屋７に
送られる。タービン建屋７に入った主蒸気は、主蒸気止
め弁８、主蒸気加減弁９を通じて、主タービン１０に駆
動源として供給される。主蒸気配管２は、原子炉建屋６
とタービン建屋７との間では主蒸気トンネル１１内に配
置されている。１２は逃し安全弁である。
主蒸気隔離弁４，５は、通常運転時は開であるが、主蒸
気管破断事故時には閉鎖して、必要時間内に、原子炉冷
却材の流出を防止する機能を持っている。従って、主蒸
気管破断事故時においては、急閉することが被ばく線量
低減上は望ましいが、全ての主蒸気隔離弁が急閉した場
合、原子炉圧力容器に対する加圧過渡事象が厳しいもの
となる。
気管破断事故時には閉鎖して、必要時間内に、原子炉冷
却材の流出を防止する機能を持っている。従って、主蒸
気管破断事故時においては、急閉することが被ばく線量
低減上は望ましいが、全ての主蒸気隔離弁が急閉した場
合、原子炉圧力容器に対する加圧過渡事象が厳しいもの
となる。
実機では原子炉建屋６、主蒸気トンネル１１の空間容積
を考慮し、パルプ閉鎖時間を３〜４．５秒程度としてい
る。
を考慮し、パルプ閉鎖時間を３〜４．５秒程度としてい
る。
主蒸気配管２の長さは過渡条件（原子炉圧力ＩＩＩ御系
への影響、過渡時の原子炉への影響）から決定されてい
る。
への影響、過渡時の原子炉への影響）から決定されてい
る。
主蒸気止め弁８は、タービントリップ時に主蒸気のター
ビン１０に対する供給を止める機能があり、その閉鎖時
間は、約０．１秒であり、主蒸気隔離弁４．５に比べ、
数十倍の速さで閉鎖することが可能である。
ビン１０に対する供給を止める機能があり、その閉鎖時
間は、約０．１秒であり、主蒸気隔離弁４．５に比べ、
数十倍の速さで閉鎖することが可能である。
次に、上記原子炉系統の耐震設計条件についてであるが
、［原子力発電所耐震設計技術指針」（ＪＥＡＧ４６０
１・補−１９８４）により、沸騰水型原子力発電所の外
側主蒸気隔離弁５より圧力容器１側の主蒸気配管は最も
高い耐震ＡＳクラスに設計することが定められ、外側主
蒸気隔離弁５より主タービン１０側の主蒸気配管２及び
主蒸気止め弁８は、上記主蒸気隔離弁４．５のバルブ閉
鎖時間（３〜４．５秒）を考慮した主蒸気管破断事故時
の被ばく線量評価に基づき、耐震Ｂ （Ｓｔ ）クラス
（Ａクラス相当）の地震荷重（一般建築物に対する地震
力の約３．６倍）により設計することが定められている
。一方、タービン建屋７については、遮蔽機能が要求さ
れるため、全体的には耐震Ｂクラス（設計用地震荷重は
、一般建築物の１．５倍程度）であるが、主蒸気配管２
及び主蒸気止め弁８がＡクラス相当あるなめ、これらの
機器配管径を支持する部分については、耐震Ａクラス相
当（−般建築物に対する地震力の約３倍）の設計が行な
われ、強固な構造となっている。
、［原子力発電所耐震設計技術指針」（ＪＥＡＧ４６０
１・補−１９８４）により、沸騰水型原子力発電所の外
側主蒸気隔離弁５より圧力容器１側の主蒸気配管は最も
高い耐震ＡＳクラスに設計することが定められ、外側主
蒸気隔離弁５より主タービン１０側の主蒸気配管２及び
主蒸気止め弁８は、上記主蒸気隔離弁４．５のバルブ閉
鎖時間（３〜４．５秒）を考慮した主蒸気管破断事故時
の被ばく線量評価に基づき、耐震Ｂ （Ｓｔ ）クラス
（Ａクラス相当）の地震荷重（一般建築物に対する地震
力の約３．６倍）により設計することが定められている
。一方、タービン建屋７については、遮蔽機能が要求さ
れるため、全体的には耐震Ｂクラス（設計用地震荷重は
、一般建築物の１．５倍程度）であるが、主蒸気配管２
及び主蒸気止め弁８がＡクラス相当あるなめ、これらの
機器配管径を支持する部分については、耐震Ａクラス相
当（−般建築物に対する地震力の約３倍）の設計が行な
われ、強固な構造となっている。
一方、特開昭５９−６３５９６号には、地下式原子力発
電所のように、敷地形状の影響により、原子炉建屋６と
タービン建屋７が従来プラントに比べて遠く離れ、主蒸
気配管２の距離が長い原子力発電所において、第７図に
示すように、急速閉鎖弁１３を外側主蒸気隔離弁５と主
蒸気止め弁８との間の主蒸気トンネル１１内に設けるこ
とが提案されており、これにより、主蒸気破断事故時に
流出する蒸気及び水が原子炉建屋６及びタービン建屋７
へ流入することのない原子力発電所の設計が可能となる
。さらに、主蒸気トンネル１１に設置された、急速閉鎖
弁１３以降の地震時機能要求を従来のＢ（Ｓ１１クラス
からＢクラスに低下させることが可能となる。従って、
配管及び建屋配置計画において経済性の観点から有効な
計画が可能となる。
電所のように、敷地形状の影響により、原子炉建屋６と
タービン建屋７が従来プラントに比べて遠く離れ、主蒸
気配管２の距離が長い原子力発電所において、第７図に
示すように、急速閉鎖弁１３を外側主蒸気隔離弁５と主
蒸気止め弁８との間の主蒸気トンネル１１内に設けるこ
とが提案されており、これにより、主蒸気破断事故時に
流出する蒸気及び水が原子炉建屋６及びタービン建屋７
へ流入することのない原子力発電所の設計が可能となる
。さらに、主蒸気トンネル１１に設置された、急速閉鎖
弁１３以降の地震時機能要求を従来のＢ（Ｓ１１クラス
からＢクラスに低下させることが可能となる。従って、
配管及び建屋配置計画において経済性の観点から有効な
計画が可能となる。
上述したように、第６図に示した従来の原子炉系統は、
主蒸気管破断事故時に、主蒸気隔離弁４゜５を急速に閉
鎖すると、発生する蒸気により閉じた空間、即ち原子炉
圧力容器１内の圧力が急速に増加し、中性子束、燃料集
合体の熱流束等の変化が、システムにとり厳しいものと
なる。
主蒸気管破断事故時に、主蒸気隔離弁４゜５を急速に閉
鎖すると、発生する蒸気により閉じた空間、即ち原子炉
圧力容器１内の圧力が急速に増加し、中性子束、燃料集
合体の熱流束等の変化が、システムにとり厳しいものと
なる。
これに対応するため、従来プラントでは、主蒸気隔離弁
４，５の事故時閉鎖時間に制限を設けると共に、空洞の
容積を確保するために、主蒸気止め弁８をタービン建屋
７内に設置し、主蒸気トンネル１１部で空洞の容積を増
している。
４，５の事故時閉鎖時間に制限を設けると共に、空洞の
容積を確保するために、主蒸気止め弁８をタービン建屋
７内に設置し、主蒸気トンネル１１部で空洞の容積を増
している。
従って、前述の如く、主蒸気管配管破断時においては、
主蒸気隔離弁４．５が全閉するまでに、冷却材が系外に
ある程度、流出することになる。
主蒸気隔離弁４．５が全閉するまでに、冷却材が系外に
ある程度、流出することになる。
さらに、現状の主蒸気隔離弁閉鎖時間を考慮した被ばく
線量の評価に基づき、主蒸気配管系及びタービン建屋の
耐震クラスは高いもの、即ち耐ＨＡクラス相当となって
いる。耐震クラスが高いために、これらの設計用地震荷
重は大きく、配管、弁及び建屋のｍ造は強固なものとせ
ざるを得ない。
線量の評価に基づき、主蒸気配管系及びタービン建屋の
耐震クラスは高いもの、即ち耐ＨＡクラス相当となって
いる。耐震クラスが高いために、これらの設計用地震荷
重は大きく、配管、弁及び建屋のｍ造は強固なものとせ
ざるを得ない。
以上の如く、現設計では、安全性、経済性の面で改善の
余地が残されている。
余地が残されている。
一方、第７図に示した原子炉系統は、地下式発電所等、
原子炉建屋−タービン建屋間の距離が大きくなるプラン
トを対象としており、これを地上式の沸騰水型原子炉に
適用した場合、主蒸気管破断事故時に急速閉鎖弁１３を
急閉すると、主蒸気配管２の空洞容積が小さいためその
後の過渡加圧か不安定で厳しいものとなり、現状の構造
では対応が不可能なである。また、一般の地上式のプラ
ントで主蒸気配管長を長くすることは熱効率等の点で得
策ではない。
原子炉建屋−タービン建屋間の距離が大きくなるプラン
トを対象としており、これを地上式の沸騰水型原子炉に
適用した場合、主蒸気管破断事故時に急速閉鎖弁１３を
急閉すると、主蒸気配管２の空洞容積が小さいためその
後の過渡加圧か不安定で厳しいものとなり、現状の構造
では対応が不可能なである。また、一般の地上式のプラ
ントで主蒸気配管長を長くすることは熱効率等の点で得
策ではない。
本発明の目的は、主蒸気管破断事故時の冷却材流出量を
低減すること、及び生魚気配配管系、タービン建屋の構
造をより簡略な、物量の少ないものとすることのできる
原子炉系統を提供することである。
低減すること、及び生魚気配配管系、タービン建屋の構
造をより簡略な、物量の少ないものとすることのできる
原子炉系統を提供することである。
上記目的は、原子炉圧力容器、原子炉圧力容器を格納す
る原子炉格納容器、主タービン、原子炉格納容器を貫通
し原子炉圧力容器と主タービン間に設けられた主蒸気配
管、この主蒸気配管の原子炉格納容器の内側及び外側に
設けられた内側主蒸気隔離弁及び外側主蒸気隔離弁を有
する沸騰水型原子力発電所の原子炉系統において、主蒸
気配管の原子炉格納容器近傍に主蒸気管破断事故時に急
速閉鎖が可能な開閉弁を設置し、原子炉圧力容器の蒸気
容積部を、その主蒸気管破断事故時の開閉弁急閉操作に
対応可能に拡大したことを特徴とする原子炉系統によっ
て達成される。
る原子炉格納容器、主タービン、原子炉格納容器を貫通
し原子炉圧力容器と主タービン間に設けられた主蒸気配
管、この主蒸気配管の原子炉格納容器の内側及び外側に
設けられた内側主蒸気隔離弁及び外側主蒸気隔離弁を有
する沸騰水型原子力発電所の原子炉系統において、主蒸
気配管の原子炉格納容器近傍に主蒸気管破断事故時に急
速閉鎖が可能な開閉弁を設置し、原子炉圧力容器の蒸気
容積部を、その主蒸気管破断事故時の開閉弁急閉操作に
対応可能に拡大したことを特徴とする原子炉系統によっ
て達成される。
上記急速閉鎖が可能な開閉弁は、好ましくは、急速閉鎖
型の内側主蒸気隔離弁である。
型の内側主蒸気隔離弁である。
また上記蒸気容積部の拡大された原子炉圧力容器は、好
ましくは、自然循環型原子炉の圧力容器である。
ましくは、自然循環型原子炉の圧力容器である。
主蒸気管破断事故時には、主蒸気配管の原子炉格納容器
近傍に設置した急速閉鎖が可能な開閉弁を急閉すること
により、冷却材流出量を低減することができ、事故後に
発生する蒸気による原子炉圧力容器内の圧力上昇に係る
過渡事象に対しては、原子炉圧力容器の拡大した蒸気容
積部により、事象が緩和され、安全性、安定性は確保さ
れる。また、耐ＷＡクラスの地震に対しては、万が一１
主蒸気配管が急速閉鎖が可能な開閉弁よりタービン側で
破損したとしても、上記の通り、開閉弁の急閉により被
ばく線量は、従来に比べ、わずかな量に抑えられる。こ
のため主蒸気配管の外側主蒸気隔離弁よりタービン側を
耐震クラスを下げた設計（ｉ（震Ｂクラス）とすること
ができ、生魚気配配管系、タービン建屋の構造をより簡
略な、物量の少ないものとすることができる。
近傍に設置した急速閉鎖が可能な開閉弁を急閉すること
により、冷却材流出量を低減することができ、事故後に
発生する蒸気による原子炉圧力容器内の圧力上昇に係る
過渡事象に対しては、原子炉圧力容器の拡大した蒸気容
積部により、事象が緩和され、安全性、安定性は確保さ
れる。また、耐ＷＡクラスの地震に対しては、万が一１
主蒸気配管が急速閉鎖が可能な開閉弁よりタービン側で
破損したとしても、上記の通り、開閉弁の急閉により被
ばく線量は、従来に比べ、わずかな量に抑えられる。こ
のため主蒸気配管の外側主蒸気隔離弁よりタービン側を
耐震クラスを下げた設計（ｉ（震Ｂクラス）とすること
ができ、生魚気配配管系、タービン建屋の構造をより簡
略な、物量の少ないものとすることができる。
自然循環型の原子炉は、従来の沸騰水型原子炉に比べて
構造が簡素化されており、さらに炉心上部の空間を大き
くとれるため、開閉弁急閉時の加圧過渡を緩やかなもの
とするに充分な蒸気容積部を８区することが容易となる
。
構造が簡素化されており、さらに炉心上部の空間を大き
くとれるため、開閉弁急閉時の加圧過渡を緩やかなもの
とするに充分な蒸気容積部を８区することが容易となる
。
以下、本発明の一実施例を第１図〜第５図を参照して説
明する。
明する。
第１図は、本発明の原子炉系の構成を示すものである。
原子炉系は、原子炉圧力容器２０と、原子炉圧力容器２
０を格納しかつ原子炉建屋２１内に設置される原子炉格
納容器２２と、タービン建屋２３内に設置された主ター
ビン２４と、原子炉格納容器２０、原子炉建屋２１及び
タービン建１１２３を貫通して原子炉圧力容器２０と主
タービン２４間に延在し、原子炉圧力容器内で発生した
主蒸気を主タービン１０に供給する主蒸気配管２５と、
原子炉格納容器２２の内側の主蒸気配管２５に、主蒸気
配管２５の破断事故時に急速閉鎖が可能な開閉弁として
設けられた急速閉鎖型の内側主蒸気隔離弁２６と、原子
炉格納容器２２の外側近接部の主蒸気配管２５に設けら
れた従来型の外側主蒸気隔離弁２７と、主タービン１０
近傍の主蒸気配管２５に設けられた主蒸気止め弁２８及
び主 □蒸気加減弁２９と、原子炉圧力容器２０と
内側主蒸気隔離弁２６との間の主蒸気配管２５に接続さ
れた、逃し安全弁３０を備えた配管３１とより成る。
０を格納しかつ原子炉建屋２１内に設置される原子炉格
納容器２２と、タービン建屋２３内に設置された主ター
ビン２４と、原子炉格納容器２０、原子炉建屋２１及び
タービン建１１２３を貫通して原子炉圧力容器２０と主
タービン２４間に延在し、原子炉圧力容器内で発生した
主蒸気を主タービン１０に供給する主蒸気配管２５と、
原子炉格納容器２２の内側の主蒸気配管２５に、主蒸気
配管２５の破断事故時に急速閉鎖が可能な開閉弁として
設けられた急速閉鎖型の内側主蒸気隔離弁２６と、原子
炉格納容器２２の外側近接部の主蒸気配管２５に設けら
れた従来型の外側主蒸気隔離弁２７と、主タービン１０
近傍の主蒸気配管２５に設けられた主蒸気止め弁２８及
び主 □蒸気加減弁２９と、原子炉圧力容器２０と
内側主蒸気隔離弁２６との間の主蒸気配管２５に接続さ
れた、逃し安全弁３０を備えた配管３１とより成る。
原子炉圧力容器２０は、本実施例では第２図に示すよう
に自然循環型原子炉の原子炉圧力容器であり、原子炉圧
力容器２０の蒸気ドーム部３２は、主蒸気管破断事故時
、内側主蒸気隔離弁２６の急速閉鎖に対応可能に蒸気容
積が拡大されている。
に自然循環型原子炉の原子炉圧力容器であり、原子炉圧
力容器２０の蒸気ドーム部３２は、主蒸気管破断事故時
、内側主蒸気隔離弁２６の急速閉鎖に対応可能に蒸気容
積が拡大されている。
自然循環型炉の原子炉圧力容器２０は、第３図に示す従
来の強制循環型炉の圧力容器１４と異なり、強制循環の
ための再循環系機器配管１５、気水分離器１６が無く、
構造が簡素化されている。
来の強制循環型炉の圧力容器１４と異なり、強制循環の
ための再循環系機器配管１５、気水分離器１６が無く、
構造が簡素化されている。
従って、上部の構造物が従来の沸騰水型原子炉に比べて
約１／３に低減されている。一方、自然循環させるため
に、炉心３３上部に約９ｍの長い円筒上のチムニ３４が
設置され、さらに、その上部には、ドライヤ３５、ドラ
イヤ上部筒３６が設けられている。従って、従来の沸騰
水型原子炉に比べ、炉心３３上部の蒸気ドーム部３２の
容積が大きいため、本発明の目標である原子炉圧力容器
２０内の過渡事象を緩和するため、拡大された蒸気容積
部を確保するのに、蒸気ドーム部３２の拡大量が１かで
済み、対応が容易である。
約１／３に低減されている。一方、自然循環させるため
に、炉心３３上部に約９ｍの長い円筒上のチムニ３４が
設置され、さらに、その上部には、ドライヤ３５、ドラ
イヤ上部筒３６が設けられている。従って、従来の沸騰
水型原子炉に比べ、炉心３３上部の蒸気ドーム部３２の
容積が大きいため、本発明の目標である原子炉圧力容器
２０内の過渡事象を緩和するため、拡大された蒸気容積
部を確保するのに、蒸気ドーム部３２の拡大量が１かで
済み、対応が容易である。
本実施例によれば、原子炉格納容器２２の外側主蒸気隔
離弁２７より主タービン２４側で主蒸気配管２５の破断
が生じた場合、従来の内側主蒸気隔離弁より約３０倍程
度の遠さの約０．１秒で急速閉鎖型隔離弁２６が閉じる
ため、生魚管破断口から流出する冷却材の量は従来型に
比べ、極めて少なく抑えることが可能である。この際に
問題となるのは、隔離弁２６の急閉に対して加圧過渡が
充分に緩やかなものとできるかどうかである０本実施例
では、原子炉圧力容器２０の蒸気ドーム部３２を拡大す
ることにより、この拡大された蒸気ドーム部３２の蒸気
容積と、急速閉鎖型隔離弁２６と圧力容器２０との間の
容積を十分確保し、そのような加圧過渡を緩和すること
ができる。
離弁２７より主タービン２４側で主蒸気配管２５の破断
が生じた場合、従来の内側主蒸気隔離弁より約３０倍程
度の遠さの約０．１秒で急速閉鎖型隔離弁２６が閉じる
ため、生魚管破断口から流出する冷却材の量は従来型に
比べ、極めて少なく抑えることが可能である。この際に
問題となるのは、隔離弁２６の急閉に対して加圧過渡が
充分に緩やかなものとできるかどうかである０本実施例
では、原子炉圧力容器２０の蒸気ドーム部３２を拡大す
ることにより、この拡大された蒸気ドーム部３２の蒸気
容積と、急速閉鎖型隔離弁２６と圧力容器２０との間の
容積を十分確保し、そのような加圧過渡を緩和すること
ができる。
以下に、本発明を自然循環型原子炉に適用した場合の過
渡現象を解析的に検討した結果を示す。
渡現象を解析的に検討した結果を示す。
第４図は検討に用いた本実施例の原子炉系統の計算体系
モデルを示すものであり、逃し安全弁３０、蒸気止め弁
２８、急速閉鎖型隔離弁２６、外側主蒸気隔離弁２７、
蒸気ドーム部３２、給水管４０、ダウンカマ４１、ライ
ザ４２、集合体流路４３、燃料要素４４、下部ブレナム
４５より構成される。なお第１図に示す部材に対応する
部材には同じ符号を付しである。
モデルを示すものであり、逃し安全弁３０、蒸気止め弁
２８、急速閉鎖型隔離弁２６、外側主蒸気隔離弁２７、
蒸気ドーム部３２、給水管４０、ダウンカマ４１、ライ
ザ４２、集合体流路４３、燃料要素４４、下部ブレナム
４５より構成される。なお第１図に示す部材に対応する
部材には同じ符号を付しである。
主蒸気ドーム部３ンから急速閉鎖型隔離弁２６までの流
路の長さについては、流路の容積を小さくすることで模
擬し、急速閉鎖型隔離弁の急閉は、当該弁モジュール２
６の流路面積を零に急減することで模擬した０反応度と
しては、ボイド反応度、ドツプラー反応度及び制御棒の
反応度を考慮した。
路の長さについては、流路の容積を小さくすることで模
擬し、急速閉鎖型隔離弁の急閉は、当該弁モジュール２
６の流路面積を零に急減することで模擬した０反応度と
しては、ボイド反応度、ドツプラー反応度及び制御棒の
反応度を考慮した。
第５図は、このように隔離弁２６を急速ｒＲ＃した場合
の過渡解析結果を示すものである。
の過渡解析結果を示すものである。
隔離弁２６の急閉により、圧力は上昇するが、その後の
逃し安全弁３０の作動により最大圧力は抑えられる。中
性子束は、圧力の上昇に伴い、炉心のボイドが潰れるた
め、ボイド反応度が増し、増加するが、圧力容器２０内
の蒸気容積部が大きく、圧力上昇が低いこと及び弁急開
の信号によるスクラム（制御棒挿入）によって、定格時
の１゜１倍に抑えられる。集合体の熱流速も、この変化
に時間遅れをもって同調する。一方、循環流量は圧力の
上昇によりボイドが潰れることで、二相流部の流動抵抗
が減少するため一旦増加する。その後、熱流速の低下に
よりボイドが減少し炉心側の平均密度が増加するため流
量が減少する。この結果、過渡発生直後の高出力時には
、流量が大きく、流量が小さい時点では低出力となるた
め、最少限界熱出力比の変化幅（ΔＭＣＰＲ＞は、０．
０５以内に抑えられる。この値は、定格時の熱的な余裕
に比べ、十分に小さく、隔離弁急閉時においても沸ｓｉ
移は発生しない。
逃し安全弁３０の作動により最大圧力は抑えられる。中
性子束は、圧力の上昇に伴い、炉心のボイドが潰れるた
め、ボイド反応度が増し、増加するが、圧力容器２０内
の蒸気容積部が大きく、圧力上昇が低いこと及び弁急開
の信号によるスクラム（制御棒挿入）によって、定格時
の１゜１倍に抑えられる。集合体の熱流速も、この変化
に時間遅れをもって同調する。一方、循環流量は圧力の
上昇によりボイドが潰れることで、二相流部の流動抵抗
が減少するため一旦増加する。その後、熱流速の低下に
よりボイドが減少し炉心側の平均密度が増加するため流
量が減少する。この結果、過渡発生直後の高出力時には
、流量が大きく、流量が小さい時点では低出力となるた
め、最少限界熱出力比の変化幅（ΔＭＣＰＲ＞は、０．
０５以内に抑えられる。この値は、定格時の熱的な余裕
に比べ、十分に小さく、隔離弁急閉時においても沸ｓｉ
移は発生しない。
以上のように、急速閉鎖型隔離弁２６を格納容器２２内
に設置することは、過渡特性上問題がなく、主蒸気配管
２５の破断時において、隔離弁２６を急閉することが可
能であることがｉ１認された。
に設置することは、過渡特性上問題がなく、主蒸気配管
２５の破断時において、隔離弁２６を急閉することが可
能であることがｉ１認された。
このように本実施例によれば、主蒸気管破断事故時には
、主蒸気配管の原子炉格納容器近傍に設ｉｆ した急速
閉鎖が可能なＷＪ閉弁２６を急閉することにより、冷却
材流出量を低減することができ、事故後に発生する蒸気
による原子炉圧力容器内の圧力上昇に係る過渡事象に対
しては、原子炉圧力容器２０の拡大した蒸気容積部３２
により、事象が緩和され、安全性、安定性が確保される
。また、耐ｍＡクラスの地震に対しては、万が−１主蒸
気配管２５が急速閉頷僧隔片弁２６よりタービン側で破
損したとしても、上記の通り、隔離弁２６の急閉により
冷却材流出量を低減し、被ばくＭ量は、従来に比べ、わ
ずかな址に抑えられる。このため、従来、外側主蒸気隔
離弁２７より主タービン側の主蒸気配管２５、主蒸気止
め弁２８、及びそれらを支持するタービン建屋が耐ｇＢ
（Ｓｌ ＞クラス（Ａクラス相当）であったのを、外
側主蒸気隔離弁２７よりタービン側を第１図に示すよう
に耐震Ｂクラスに下げることが可能となり、機器・配管
等の物量低減、タービン建屋建設性の向上を図ることが
できる。
、主蒸気配管の原子炉格納容器近傍に設ｉｆ した急速
閉鎖が可能なＷＪ閉弁２６を急閉することにより、冷却
材流出量を低減することができ、事故後に発生する蒸気
による原子炉圧力容器内の圧力上昇に係る過渡事象に対
しては、原子炉圧力容器２０の拡大した蒸気容積部３２
により、事象が緩和され、安全性、安定性が確保される
。また、耐ｍＡクラスの地震に対しては、万が−１主蒸
気配管２５が急速閉頷僧隔片弁２６よりタービン側で破
損したとしても、上記の通り、隔離弁２６の急閉により
冷却材流出量を低減し、被ばくＭ量は、従来に比べ、わ
ずかな址に抑えられる。このため、従来、外側主蒸気隔
離弁２７より主タービン側の主蒸気配管２５、主蒸気止
め弁２８、及びそれらを支持するタービン建屋が耐ｇＢ
（Ｓｌ ＞クラス（Ａクラス相当）であったのを、外
側主蒸気隔離弁２７よりタービン側を第１図に示すよう
に耐震Ｂクラスに下げることが可能となり、機器・配管
等の物量低減、タービン建屋建設性の向上を図ることが
できる。
本発明によれば、主蒸気管破断事故時に、主蒸気発生源
近くに設置した開閉弁を急閉できるため、事故時の冷却
材流出量を低減することが可能となり、プラントの安全
性が向上する。
近くに設置した開閉弁を急閉できるため、事故時の冷却
材流出量を低減することが可能となり、プラントの安全
性が向上する。
また、主蒸気配管の外側主蒸気隔離弁よりタービン側を
耐震クラスを下げた設計（耐震Ｂクラス）とすることが
でき、１蒸気配配管系、タービン建屋の構造をより簡略
な、物量の少ないものとすることができる。
耐震クラスを下げた設計（耐震Ｂクラス）とすることが
でき、１蒸気配配管系、タービン建屋の構造をより簡略
な、物量の少ないものとすることができる。
第１図は本発明の一実施例による原子炉系統の概略図で
あり、第２図はその原子炉系統の原子炉圧力容器の４１
造図であり、第３図は普通の沸騰水型原子炉の原子炉圧
力容器の構造図であり、第４図は本発明の原子炉系統の
過渡解析に用いた計算体系モデルであり、第５図は過渡
解析結果を示す図であり、第６図は従来の原子炉系統の
概略図であり、第７図は従来の他の原子炉系統の概略図
である。 符号の説明 ２０・・・原子炉圧力容器 ２２・・・原子炉格納容器
２４・・・主タービン ２５・・・主蒸気配管２６
・・・急速閉鎖型の内側主蒸気隔離弁（急速閉鎖が可能
な開閉弁） ２７・・・外側主蒸気隔離弁３２・・
・蒸気ドーム部（蒸気容積部）出願人 株式会社 日
立製作所 ３２−・−蒸気ドーム部（蒸気容積部）弁作動開始から
の時間（Ｓ） 第７図
あり、第２図はその原子炉系統の原子炉圧力容器の４１
造図であり、第３図は普通の沸騰水型原子炉の原子炉圧
力容器の構造図であり、第４図は本発明の原子炉系統の
過渡解析に用いた計算体系モデルであり、第５図は過渡
解析結果を示す図であり、第６図は従来の原子炉系統の
概略図であり、第７図は従来の他の原子炉系統の概略図
である。 符号の説明 ２０・・・原子炉圧力容器 ２２・・・原子炉格納容器
２４・・・主タービン ２５・・・主蒸気配管２６
・・・急速閉鎖型の内側主蒸気隔離弁（急速閉鎖が可能
な開閉弁） ２７・・・外側主蒸気隔離弁３２・・
・蒸気ドーム部（蒸気容積部）出願人 株式会社 日
立製作所 ３２−・−蒸気ドーム部（蒸気容積部）弁作動開始から
の時間（Ｓ） 第７図
Claims (3)
- （１）原子炉圧力容器、原子炉圧力容器を格納する原子
炉格納容器、主タービン、原子炉格納容器を貫通し原子
炉圧力容器と主タービン間に設けられた主蒸気配管、こ
の主蒸気配管の原子炉格納容器の内側及び外側に設けら
れた内側主蒸気隔離弁及び外側主蒸気隔離弁を有する沸
騰水型原子力発電所の原子炉系統において、 主蒸気配管の原子炉格納容器近傍に主蒸気管破断事故時
に急速閉鎖が可能な開閉弁を設置し、原子炉圧力容器の
蒸気容積部を、その主蒸気管破断事故時の開閉弁急閉操
作に対応可能に拡大したことを特徴とする原子炉系統。 - （２）前記急速閉鎖が可能な開閉弁が急速閉鎖型の内側
主蒸気隔離弁であることを特徴とする請求項１記載の原
子炉系統。 - （３）前記蒸気容積部の拡大された原子炉圧力容器が自
然循環型原子炉の圧力容器であることを特徴とする請求
項１記載の原子炉系統。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63090087A JP2549699B2 (ja) | 1988-04-12 | 1988-04-12 | 原子炉系統 |
| US07/336,423 US5053188A (en) | 1988-04-12 | 1989-04-11 | Reactor system |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63090087A JP2549699B2 (ja) | 1988-04-12 | 1988-04-12 | 原子炉系統 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01262497A true JPH01262497A (ja) | 1989-10-19 |
| JP2549699B2 JP2549699B2 (ja) | 1996-10-30 |
Family
ID=13988743
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63090087A Expired - Fee Related JP2549699B2 (ja) | 1988-04-12 | 1988-04-12 | 原子炉系統 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5053188A (ja) |
| JP (1) | JP2549699B2 (ja) |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| US5388130A (en) * | 1993-12-21 | 1995-02-07 | Posta; Bekeny | Steam generator located outside nuclear power plant primary containment |
| US5578021A (en) * | 1995-10-05 | 1996-11-26 | Cornish; Brian K. | Eye medicament dispensing device |
| US20120207261A1 (en) * | 2011-02-08 | 2012-08-16 | Noel James L | Nuclear Power Facility |
| CN111145922A (zh) * | 2018-11-05 | 2020-05-12 | 中广核（北京）仿真技术有限公司 | 预防堆芯熔化以及放射物释放到环境的装置以及方法 |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5439791A (en) * | 1977-09-02 | 1979-03-27 | Hitachi Ltd | Operation method of reactor |
| JPS5769293A (en) * | 1980-10-17 | 1982-04-27 | Hitachi Ltd | Degasing system and method of nuclear reactor |
| JPS5963596A (ja) * | 1982-10-04 | 1984-04-11 | 株式会社日立製作所 | 原子力発電所の主蒸気止め弁構造 |
| US4571820A (en) * | 1984-02-17 | 1986-02-25 | Ishikawajima-Harima Jukogyo Kabushiki Kaisha | Device for disassembling and reassembling a main steam isolation valve of a nuclear reactor |
| US4842244A (en) * | 1987-11-10 | 1989-06-27 | Niagara Mohawk Power Corporation | Valve control system for power generating plants |
| US4830815A (en) * | 1988-04-25 | 1989-05-16 | General Electric Company | Isolation condenser with shutdown cooling system heat exchanger |
-
1988
- 1988-04-12 JP JP63090087A patent/JP2549699B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1989
- 1989-04-11 US US07/336,423 patent/US5053188A/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5053188A (en) | 1991-10-01 |
| JP2549699B2 (ja) | 1996-10-30 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |