JPH0155438B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0155438B2 JPH0155438B2 JP56033819A JP3381981A JPH0155438B2 JP H0155438 B2 JPH0155438 B2 JP H0155438B2 JP 56033819 A JP56033819 A JP 56033819A JP 3381981 A JP3381981 A JP 3381981A JP H0155438 B2 JPH0155438 B2 JP H0155438B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- scram
- water
- container
- drive mechanism
- control rod
- 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.)
- Expired
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-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は沸騰水形原子炉において原子炉緊急時
に制御棒を炉心へ急速に挿入する制御棒駆動機構
のスクラム排水システムに関する。従来の制御棒
駆動機構におけるスクラム作動時の系統は概略つ
ぎのように構成されている。すなわち、原子炉圧
力容器内には炉心を有しており、この炉心に挿入
される制御棒は制御棒駆動機構と連結している。
制御棒駆動機構はピストン構成となつており、ピ
ストンの上側又はピストンの下側に外部から水圧
を加える事により、制御棒の炉心への挿入および
引抜がなされ、原子炉の出力調整を行つている。
に制御棒を炉心へ急速に挿入する制御棒駆動機構
のスクラム排水システムに関する。従来の制御棒
駆動機構におけるスクラム作動時の系統は概略つ
ぎのように構成されている。すなわち、原子炉圧
力容器内には炉心を有しており、この炉心に挿入
される制御棒は制御棒駆動機構と連結している。
制御棒駆動機構はピストン構成となつており、ピ
ストンの上側又はピストンの下側に外部から水圧
を加える事により、制御棒の炉心への挿入および
引抜がなされ、原子炉の出力調整を行つている。
スクラム用エネルギ源としてアキユムレータ窒
素容器とアキユムレータ水容器とがある。アキユ
ムレータ水容器は内部にピストンを有しており、
ピストンの下側は配管によりアキユムレータ窒素
容器と通じている。ピストンの上側にはポンプに
より加圧された水が常時収納されており、ピスト
ンはアキユムレータ水容器の下端まで押し下げら
れている。アキユムレータ窒素容器内部の窒素圧
力はピストンにより加圧され所定の圧力で待機状
態になつている。
素容器とアキユムレータ水容器とがある。アキユ
ムレータ水容器は内部にピストンを有しており、
ピストンの下側は配管によりアキユムレータ窒素
容器と通じている。ピストンの上側にはポンプに
より加圧された水が常時収納されており、ピスト
ンはアキユムレータ水容器の下端まで押し下げら
れている。アキユムレータ窒素容器内部の窒素圧
力はピストンにより加圧され所定の圧力で待機状
態になつている。
さて、原子炉緊急事態の発生によりスクラム動
作の指令が発せられるとスクラム入口弁およびス
クラム出口弁が開状態となり、アキユムレータ窒
素容器に蓄えられたエネルギは水圧に変換され配
管を通して制御棒駆動機構のピストン下側に供給
される。一方、制御棒駆動機構のピストン上側の
水は排水として配管から、スクラム出口弁、スク
ラム排水ヘツダおよび配管を通りスクラム排出容
器へと流れることによりスクラム動作が行われ
る。
作の指令が発せられるとスクラム入口弁およびス
クラム出口弁が開状態となり、アキユムレータ窒
素容器に蓄えられたエネルギは水圧に変換され配
管を通して制御棒駆動機構のピストン下側に供給
される。一方、制御棒駆動機構のピストン上側の
水は排水として配管から、スクラム出口弁、スク
ラム排水ヘツダおよび配管を通りスクラム排出容
器へと流れることによりスクラム動作が行われ
る。
なお、アキユムレータ窒素容器、アキユムレー
タ水容器、スクラム入口弁およびスクラム出口弁
は、水圧制御ユニツトの一部として配置されて
る。
タ水容器、スクラム入口弁およびスクラム出口弁
は、水圧制御ユニツトの一部として配置されて
る。
スクラム排水ヘツダにはベント弁が、スクラム
排出容器にはドレン弁が接続されており、各弁の
先は排水溝に接続されている。スクラム信号によ
りドレン弁およびベント弁は閉状態となり、制御
棒駆動機構からの排水はスクラム排出容器、配管
ならびにスクラム排水ヘツダ内に一担蓄積される
がスクラム信号のリセツトによりスクラム出口弁
は閉となり、ドレン弁およびベント弁は開となる
ので蓄積されていた水は排水される。従つて原子
炉が正常に運転されている間はスクラム排水ヘツ
ダ、配管ならびにスクラム排出容器内は空の状態
になつている。
排出容器にはドレン弁が接続されており、各弁の
先は排水溝に接続されている。スクラム信号によ
りドレン弁およびベント弁は閉状態となり、制御
棒駆動機構からの排水はスクラム排出容器、配管
ならびにスクラム排水ヘツダ内に一担蓄積される
がスクラム信号のリセツトによりスクラム出口弁
は閉となり、ドレン弁およびベント弁は開となる
ので蓄積されていた水は排水される。従つて原子
炉が正常に運転されている間はスクラム排水ヘツ
ダ、配管ならびにスクラム排出容器内は空の状態
になつている。
スクラム排出容器には数本の管が連通管として
接続されており、それぞれの管にはスクラム排出
容器内の所定の水位を検出し信号を発する水位計
が取り付けられている。例えば万一ドレン弁の不
作動、スクラム出口弁からの水の漏洩等のトラブ
ルによる水の蓄積によりスクラム排水ヘツダ、配
管スクラム排出容器を含めた空間容量が多数本あ
る制御棒駆動機構からの排水容量以下となつた場
合には制御棒の全数、スクラムが不可となり、原
子炉の安全性に重大なる影響を与えるという意味
から水位計による水位検出は重要な役割を果たし
ている。
接続されており、それぞれの管にはスクラム排出
容器内の所定の水位を検出し信号を発する水位計
が取り付けられている。例えば万一ドレン弁の不
作動、スクラム出口弁からの水の漏洩等のトラブ
ルによる水の蓄積によりスクラム排水ヘツダ、配
管スクラム排出容器を含めた空間容量が多数本あ
る制御棒駆動機構からの排水容量以下となつた場
合には制御棒の全数、スクラムが不可となり、原
子炉の安全性に重大なる影響を与えるという意味
から水位計による水位検出は重要な役割を果たし
ている。
水圧制御ユニツトは原子炉格納容器の外に２ケ
所に分割配置されており、それぞれに多数個をま
とめて配置してある。水圧制御ユニツトの周囲に
は数本の15〜20センチ太さの配管でスクラム排水
ヘツダが構成されており、各水圧制御ユニツトか
らは配管が接続されている。
所に分割配置されており、それぞれに多数個をま
とめて配置してある。水圧制御ユニツトの周囲に
は数本の15〜20センチ太さの配管でスクラム排水
ヘツダが構成されており、各水圧制御ユニツトか
らは配管が接続されている。
２ケ所に分割されたスクラム排水ヘツダからは
５センチ太さの配管で原子炉建屋内側に設置して
あるスクラム排出容器へ接続されている。
５センチ太さの配管で原子炉建屋内側に設置して
あるスクラム排出容器へ接続されている。
配管は通常40ｍ前後の長さとなつており、水の
流れを考慮して約1/100程度の下がり勾配がつけ
られスクラム排出容器へと接続される設計となつ
ている。
流れを考慮して約1/100程度の下がり勾配がつけ
られスクラム排出容器へと接続される設計となつ
ている。
スクラム排出容器で水位を検出するということ
は、スクラム排水ヘツダの水は確実にスクラム排
出容器へ流れるという前提のもとに設計されたも
のである。しかるに、現在の配管設計においては
前述した様にスクラム配水ヘツダとスクラム排出
容器とを結ぶ配管は40ｍ前後の長さを有するた
め、設計上は下り勾配をつける様になつていて
も、溶接による歪など施工上の問題により配管の
一部に逆勾配を生じる。また、ベント弁の不作動
という場合がある。この様な場合にはスクラム排
水ヘツダ１７からスクラム排出容器へのスムーズ
な水の流れが阻害され、スクラム出口弁からの漏
洩水または前回スクラム動作による排水はスクラ
ム排水ヘツダに蓄積されることになる。したがつ
てスクラム排出容器の各水位計は無感知あるいは
実際蓄積している水の量より少い量しか検知され
ない不都合が生じる。
は、スクラム排水ヘツダの水は確実にスクラム排
出容器へ流れるという前提のもとに設計されたも
のである。しかるに、現在の配管設計においては
前述した様にスクラム配水ヘツダとスクラム排出
容器とを結ぶ配管は40ｍ前後の長さを有するた
め、設計上は下り勾配をつける様になつていて
も、溶接による歪など施工上の問題により配管の
一部に逆勾配を生じる。また、ベント弁の不作動
という場合がある。この様な場合にはスクラム排
水ヘツダ１７からスクラム排出容器へのスムーズ
な水の流れが阻害され、スクラム出口弁からの漏
洩水または前回スクラム動作による排水はスクラ
ム排水ヘツダに蓄積されることになる。したがつ
てスクラム排出容器の各水位計は無感知あるいは
実際蓄積している水の量より少い量しか検知され
ない不都合が生じる。
さらにスクラム信号が発せられたとしても、制
御棒駆動機構４からの排水を収容する空間がなく
なり、スクラム動作不能という非常に重大な事態
の発生する欠点もある。
御棒駆動機構４からの排水を収容する空間がなく
なり、スクラム動作不能という非常に重大な事態
の発生する欠点もある。
本発明は上記欠点を除去するためになされたも
ので、スクラム排水ヘツダからスクラム排出容器
までの長い配管を除去してスクラム排水の流れを
スムーズにして水位検出の信頼性を向上させ、も
つて排水容量の把握を確実にし、原子炉の緊急時
に制御電棒の挿入動作の信頼性が向上することに
より、原子炉プラントとしての信頼性も向上させ
ることができる制御棒駆動機構のスクラム排水シ
ステムを提供することにある。
ので、スクラム排水ヘツダからスクラム排出容器
までの長い配管を除去してスクラム排水の流れを
スムーズにして水位検出の信頼性を向上させ、も
つて排水容量の把握を確実にし、原子炉の緊急時
に制御電棒の挿入動作の信頼性が向上することに
より、原子炉プラントとしての信頼性も向上させ
ることができる制御棒駆動機構のスクラム排水シ
ステムを提供することにある。
以下、本発明に係るシステムの一実施例を第１
図から第３図を参照しながら説明する。
図から第３図を参照しながら説明する。
第１図において、原子炉圧力容器１内には多数
の燃料集合体を植設した炉心２が配置されてお
り、この炉心２の燃料集合体を４体１組とした間
に１本の制御棒３が挿入される。制御棒３は圧力
容器１の下部に接続した制御棒駆動機構４により
急速に上方へ駆動される。
の燃料集合体を植設した炉心２が配置されてお
り、この炉心２の燃料集合体を４体１組とした間
に１本の制御棒３が挿入される。制御棒３は圧力
容器１の下部に接続した制御棒駆動機構４により
急速に上方へ駆動される。
制御棒駆動機構４はピストン５により駆動され
ピストン５の下側６ａのシリンダ６には給水管７
が接続されている。給水管７はたとえば電磁弁か
らなるスクラム入口弁８を介してアキユムレータ
水容器９に接続されている。アキユムレータ水容
器９にはピストン９ａが収納され、その水容器９
の下部には加圧管１０を介してアキユムレータ窒
素容器１１が接続されている。またスクラム入口
弁８とアキユムレータ水容器９との間には配管１
２を介してポンプ１３が接続され、加圧状態を保
持している一方、制御駆動機構４におけるピスト
ン５の上側１４のシリンダ６からは排水管１５が
接続され、排水管１５の他端はスクラム出口弁１
６を介してスクラム排水ヘツダ１７の一端に接続
されている。
ピストン５の下側６ａのシリンダ６には給水管７
が接続されている。給水管７はたとえば電磁弁か
らなるスクラム入口弁８を介してアキユムレータ
水容器９に接続されている。アキユムレータ水容
器９にはピストン９ａが収納され、その水容器９
の下部には加圧管１０を介してアキユムレータ窒
素容器１１が接続されている。またスクラム入口
弁８とアキユムレータ水容器９との間には配管１
２を介してポンプ１３が接続され、加圧状態を保
持している一方、制御駆動機構４におけるピスト
ン５の上側１４のシリンダ６からは排水管１５が
接続され、排水管１５の他端はスクラム出口弁１
６を介してスクラム排水ヘツダ１７の一端に接続
されている。
また、第３図に立体的に示したようにスクラム
排水ヘツダ１７の他端１７ａの直下にはスクラム
排出容器１８が設置され、このスクラム排水ヘツ
ダ１７の他端１７ａとスクラム排出容器１８は垂
直に配設された直管２８によつて接続されてい
る。スクラム排出容器１８の下端にはドレン配管
１９がドレン弁２０を介して接続されている。ス
クラム排出容器１８には複数本の連通管２１が接
続されており、それぞれの連通管２１にはスクラ
ム排出容器１８内の水位を検出し水位信号を発生
する水位計２２が取着されている。また、スクラ
ム排水ヘツダ１７にはベント管２３が接続され、
ベント管２３にはベント弁２４が介在されてい
る。なお、図中２７は水圧制御ユニツトであり、
一点鎖線で示した範囲内を総称している。
排水ヘツダ１７の他端１７ａの直下にはスクラム
排出容器１８が設置され、このスクラム排水ヘツ
ダ１７の他端１７ａとスクラム排出容器１８は垂
直に配設された直管２８によつて接続されてい
る。スクラム排出容器１８の下端にはドレン配管
１９がドレン弁２０を介して接続されている。ス
クラム排出容器１８には複数本の連通管２１が接
続されており、それぞれの連通管２１にはスクラ
ム排出容器１８内の水位を検出し水位信号を発生
する水位計２２が取着されている。また、スクラ
ム排水ヘツダ１７にはベント管２３が接続され、
ベント管２３にはベント弁２４が介在されてい
る。なお、図中２７は水圧制御ユニツトであり、
一点鎖線で示した範囲内を総称している。
第２図は第１図におけるシステムを原子炉建屋
２５に配置した例を平面的に示したもので、第３
図は第２図をＡで示す矢印方向からみた側面を示
したものである。なお、図中２６は原子炉格納容
器を示している。
２５に配置した例を平面的に示したもので、第３
図は第２図をＡで示す矢印方向からみた側面を示
したものである。なお、図中２６は原子炉格納容
器を示している。
上記したように本発明ではスクラム排水ヘツダ
１７の直下にスクラム排出容器１８を設けたもの
である（第３図参照のこと）。スクラム排出容器
１８は第２図で明らかなように２分割配置された
スクラム排水ヘツダ１７に応じて２個設けてい
る。またドレン弁２０も２個設けそれぞれ排水溝
（図示せず）へ配管する。各スクラム排出容器１
８には従来と同様に水位計２２も設ける。
１７の直下にスクラム排出容器１８を設けたもの
である（第３図参照のこと）。スクラム排出容器
１８は第２図で明らかなように２分割配置された
スクラム排水ヘツダ１７に応じて２個設けてい
る。またドレン弁２０も２個設けそれぞれ排水溝
（図示せず）へ配管する。各スクラム排出容器１
８には従来と同様に水位計２２も設ける。
また、スクラム排水ヘツダ１７内の容量を従来
設計と少くとも等価になるように配管の容量減少
分を補償するのに必要な配管本数をもつてスクラ
ム排水ヘツダ１７を構成し、かつスクラム排出容
器１８に向けて下がり勾配をつけたものである。
設計と少くとも等価になるように配管の容量減少
分を補償するのに必要な配管本数をもつてスクラ
ム排水ヘツダ１７を構成し、かつスクラム排出容
器１８に向けて下がり勾配をつけたものである。
以上、説明したように本発明によれば次のよう
な効果がある。
な効果がある。
本発明は従来に比してスクラム排出容器１８を
スクラム排水ヘツダ１７の直下に設置し、かつこ
のスクラム排水ヘツダ１７とスクラム排出容器１
８を垂直に配設された直管２８によつて接続した
ことにより、スクラム排水ヘツダ１７からスクラ
ム排出容器１８への水の流れは確実になる。
スクラム排水ヘツダ１７の直下に設置し、かつこ
のスクラム排水ヘツダ１７とスクラム排出容器１
８を垂直に配設された直管２８によつて接続した
ことにより、スクラム排水ヘツダ１７からスクラ
ム排出容器１８への水の流れは確実になる。
従つてスクラム排出容器１８での水位検出の信
頼性が向上しスクラム排水システムとしての水容
量の把握の確実性も増大する。
頼性が向上しスクラム排水システムとしての水容
量の把握の確実性も増大する。
以上述べたように本発明により原子炉緊急時の
スクラム動作の信頼性が格段と向上し、もつて、
原子炉発電プラントの安全性および信頼性の向上
に寄与するところ大なるものがある。
スクラム動作の信頼性が格段と向上し、もつて、
原子炉発電プラントの安全性および信頼性の向上
に寄与するところ大なるものがある。
第１図は本発明に係る制御棒駆動機構のスクラ
ム排水システムの一実施例を示す系統図、第２図
は第１図におけるシステムの原子炉建屋内での配
置状態を示す平面図、第３図は第２図における矢
視方向Ａからの側面図である。 １……原子炉圧力容器、２……炉心、３……制
御棒、４……制御棒駆動機構、５……ピストン、
６……シリンダ、７……給水管、８……スクラム
入口弁、９……アキユムレータ水容器、１０……
加圧管、１１……アキユムレータ窒素容器、１２
……配管、１３……ポンプ、１４……ピストン上
側、１５……排水管、１６……スクラム出口弁、
１７……スクラム排水ヘツダ、１８……スクラム
排出容器、１９……ドレン管、２０……ドレン
弁、２１……連通管、２２……水位計、２３……
ベント管、２４……ベント弁、２５……原子炉建
屋、２６……原子炉格納容器、２７……水圧制御
ユニツト、２８……直管。
ム排水システムの一実施例を示す系統図、第２図
は第１図におけるシステムの原子炉建屋内での配
置状態を示す平面図、第３図は第２図における矢
視方向Ａからの側面図である。 １……原子炉圧力容器、２……炉心、３……制
御棒、４……制御棒駆動機構、５……ピストン、
６……シリンダ、７……給水管、８……スクラム
入口弁、９……アキユムレータ水容器、１０……
加圧管、１１……アキユムレータ窒素容器、１２
……配管、１３……ポンプ、１４……ピストン上
側、１５……排水管、１６……スクラム出口弁、
１７……スクラム排水ヘツダ、１８……スクラム
排出容器、１９……ドレン管、２０……ドレン
弁、２１……連通管、２２……水位計、２３……
ベント管、２４……ベント弁、２５……原子炉建
屋、２６……原子炉格納容器、２７……水圧制御
ユニツト、２８……直管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ スクラム入口弁を有する給水管からスクラム
水を供給して原子炉圧力容器内に配置された炉心
へ制御棒を急速に挿入作動させる制御棒駆動機構
と、この駆動機構内のスクラム水を排出するスク
ラム出口弁を有する排水管と、この排水管に接続
されたベント弁を有するスクラム排水ヘツダと、
このスクラム排水ヘツダの端部直下に設置されか
つ垂直に配設された直管を介して接続されたスク
ラム排出容器と、このスクラム排出容器内の水位
を検出し水位信号を発生する水位計と、前記スク
ラム排出容器に接続されたドレン弁とを具備した
ことを特徴とする制御棒駆動機構のスクラム排水
システム。 ２ スクラム出口弁は、制御棒駆動機構へスクラ
ム水を供給するスクラム入口弁およびアキユムレ
ータ気体加圧容器に接続したアキユムレータ水容
器を含む水圧制御ユニツト内に組込まれてなるこ
とを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の制御
棒駆動機構のスクラム排水システム。 ３ スクラム入口弁およびスクラム排出弁は、電
磁弁からなることを特徴とする特許請求の範囲第
１項記載の制御棒駆動機構のスクラム排水システ
ム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56033819A JPS57148285A (en) | 1981-03-11 | 1981-03-11 | Scram drain system of control rod drive mechanism |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56033819A JPS57148285A (en) | 1981-03-11 | 1981-03-11 | Scram drain system of control rod drive mechanism |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS57148285A JPS57148285A (en) | 1982-09-13 |
| JPH0155438B2 true JPH0155438B2 (ja) | 1989-11-24 |
Family
ID=12397085
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56033819A Granted JPS57148285A (en) | 1981-03-11 | 1981-03-11 | Scram drain system of control rod drive mechanism |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS57148285A (ja) |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5793293A (en) * | 1980-12-02 | 1982-06-10 | Hitachi Ltd | Method and device for inspecting scram discharging line of nuclear reactor |
-
1981
- 1981-03-11 JP JP56033819A patent/JPS57148285A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS57148285A (en) | 1982-09-13 |
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