JPH02253193A - 蒸気凝縮装置のベントシステム - Google Patents
蒸気凝縮装置のベントシステムInfo
- Publication number
- JPH02253193A JPH02253193A JP1073927A JP7392789A JPH02253193A JP H02253193 A JPH02253193 A JP H02253193A JP 1073927 A JP1073927 A JP 1073927A JP 7392789 A JP7392789 A JP 7392789A JP H02253193 A JPH02253193 A JP H02253193A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- steam
- nitrogen
- remote control
- control valve
- condenser
- 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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-
- 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)
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）
本発明は冷却材喪失事故時の原子炉圧力容器からの蒸気
を凝縮させる蒸気凝縮装置のベントシステムに関する。
を凝縮させる蒸気凝縮装置のベントシステムに関する。
（従来の技術）
従来の蒸気凝縮装置のベントシステムを第３図について
説明する。第３図において、炉心１を内蔵した原子炉圧
力容器２には再循環ポンプ３を有する再循環ライン４、
が設けられている。なお、再循環ライン４は図中破断さ
れた状態で示しているが、通常は破断されてない。符号
５は主蒸気配管で、この主蒸気配管５から分岐して蒸気
供給ライン７が接続されている。
説明する。第３図において、炉心１を内蔵した原子炉圧
力容器２には再循環ポンプ３を有する再循環ライン４、
が設けられている。なお、再循環ライン４は図中破断さ
れた状態で示しているが、通常は破断されてない。符号
５は主蒸気配管で、この主蒸気配管５から分岐して蒸気
供給ライン７が接続されている。
蒸気凝縮装置８は蒸気をタービンへ導く主蒸気配管５か
ら分岐し遠隔操作弁６と蒸気供給ライン７を介して接続
されている。蒸気凝縮装置８は冷却プール９内に水沈し
ている。蒸気凝縮装置８の下方に接続された復水ライン
１０は、遠隔操作弁１１を介し原子炉圧力容器２に接続
されている。
ら分岐し遠隔操作弁６と蒸気供給ライン７を介して接続
されている。蒸気凝縮装置８は冷却プール９内に水沈し
ている。蒸気凝縮装置８の下方に接続された復水ライン
１０は、遠隔操作弁１１を介し原子炉圧力容器２に接続
されている。
（発明が解決しようとする課題）
原子炉圧力容器２と原子炉内冷却材を循環させる再循環
ポンプ３および再循環ライン４において、図示のように
再循環ライン４が破損する冷却材喪失事故が起きた場合
には主蒸気配管５は主蒸気隔能弁１２によりすみやかに
しゃ断される。次に遠隔操作弁６を開くことによって原
子炉圧力容器２内の蒸気は蒸気供給ライン７を介し蒸気
凝縮装置８へと導びかれ凝縮し復水ライン１０から遠隔
操作弁］１を介し原子炉圧力容器２へと戻る。さらに炉
心１を冷却する非常時冷却系が作動するとともに原子炉
圧力容器２内が一時的に負圧となり、原子炉圧力容器２
の周辺に充満している窒素が破損部から原子炉圧力容器
２へと流入し蒸気凝縮装置８まで到達すると蒸気凝縮装
置８での凝縮能力が低下し、除熱の能力は所定の性能を
期待できなくなる。
ポンプ３および再循環ライン４において、図示のように
再循環ライン４が破損する冷却材喪失事故が起きた場合
には主蒸気配管５は主蒸気隔能弁１２によりすみやかに
しゃ断される。次に遠隔操作弁６を開くことによって原
子炉圧力容器２内の蒸気は蒸気供給ライン７を介し蒸気
凝縮装置８へと導びかれ凝縮し復水ライン１０から遠隔
操作弁］１を介し原子炉圧力容器２へと戻る。さらに炉
心１を冷却する非常時冷却系が作動するとともに原子炉
圧力容器２内が一時的に負圧となり、原子炉圧力容器２
の周辺に充満している窒素が破損部から原子炉圧力容器
２へと流入し蒸気凝縮装置８まで到達すると蒸気凝縮装
置８での凝縮能力が低下し、除熱の能力は所定の性能を
期待できなくなる。
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、原
子炉の冷却材喪失事故時において、蒸気をタービンへと
導く主蒸気配管が隔離された場合、主蒸気配管より分岐
した配管に取り付けられた蒸気凝縮装置により蒸気は凝
縮される。また蒸気凝縮装置に窒素が混入した場合にジ
ェットスクラバーを用いて窒素を除去することにより蒸
気凝縮装置の凝縮能力を維持し、冷却材喪失事故後に確
実に作動を続ける蒸気凝縮装置のベントシステムを提供
することにある。
子炉の冷却材喪失事故時において、蒸気をタービンへと
導く主蒸気配管が隔離された場合、主蒸気配管より分岐
した配管に取り付けられた蒸気凝縮装置により蒸気は凝
縮される。また蒸気凝縮装置に窒素が混入した場合にジ
ェットスクラバーを用いて窒素を除去することにより蒸
気凝縮装置の凝縮能力を維持し、冷却材喪失事故後に確
実に作動を続ける蒸気凝縮装置のベントシステムを提供
することにある。
（課題を解決するための手段）
本発明は一方の基端を原子炉主蒸気配管に他方の基端を
原子炉復水ラインに接続し冷却プールに水沈した蒸気凝
縮装置と、この蒸気凝縮装置の復水ラインにジエンｌ−
スクラバーを設け、このジエン１〜スクラバーと前記蒸
気凝縮装置の気相部との間に遠隔操作弁を介して窒素ペ
ン１〜ラインを接続し、さらに前記ジェットスクラバー
の下方にヘッダータンクを設け、このヘッダータンクの
下方を前記復水ラインに接続してなることを特徴とする
。
原子炉復水ラインに接続し冷却プールに水沈した蒸気凝
縮装置と、この蒸気凝縮装置の復水ラインにジエンｌ−
スクラバーを設け、このジエン１〜スクラバーと前記蒸
気凝縮装置の気相部との間に遠隔操作弁を介して窒素ペ
ン１〜ラインを接続し、さらに前記ジェットスクラバー
の下方にヘッダータンクを設け、このヘッダータンクの
下方を前記復水ラインに接続してなることを特徴とする
。
（作 用）
たとえば冷却材喪失事故時には主蒸気管の隔離弁が閉じ
、遠隔操作弁が開き、原子炉圧力容器内の蒸気は蒸気供
給ラインから蒸気凝縮装置に流入する。この蒸気凝縮装
置で凝縮された水は復水ラインを通して原子炉圧力容器
に戻るが、蒸気凝縮装置に窒素が混入した場合、窒素ベ
ントラインを通しジェットスクラバーによって窒素を除
去することができる。
、遠隔操作弁が開き、原子炉圧力容器内の蒸気は蒸気供
給ラインから蒸気凝縮装置に流入する。この蒸気凝縮装
置で凝縮された水は復水ラインを通して原子炉圧力容器
に戻るが、蒸気凝縮装置に窒素が混入した場合、窒素ベ
ントラインを通しジェットスクラバーによって窒素を除
去することができる。
（実施例）
本発明に係る第１の実施例を第１図によって説明する。
なお、第３図と同一部分には同一符号で示し重複する部
分の説明を省略する。蒸気をタービンへ導く主蒸気配管
５より分岐して第１の遠隔操作弁６と蒸気供給ライン７
を介し蒸気凝縮装置８に接続される。蒸気凝縮装置８は
冷却プール９の中に水沈している。蒸気凝縮装置８の下
方から復水ライン】０は第２の遠隔操作弁１１を介し原
子炉圧力容器２へと接続される。もう一方は第３の遠隔
操作弁１３を介しジェットスクラバー１６に接続される
。ジェットスクラバー１６には蒸気凝縮装置８の下部側
面（気相部）から第４の遠隔操作弁１４と窒素ベン１へ
ライン］５が接続されている。前記ジエン１〜スクラバ
ー１４の下にはヘッダータンク１７が設けられ、ヘッダ
ータンク１７から復水ライン１８を介し原子炉圧力容器
２に接続される。
分の説明を省略する。蒸気をタービンへ導く主蒸気配管
５より分岐して第１の遠隔操作弁６と蒸気供給ライン７
を介し蒸気凝縮装置８に接続される。蒸気凝縮装置８は
冷却プール９の中に水沈している。蒸気凝縮装置８の下
方から復水ライン】０は第２の遠隔操作弁１１を介し原
子炉圧力容器２へと接続される。もう一方は第３の遠隔
操作弁１３を介しジェットスクラバー１６に接続される
。ジェットスクラバー１６には蒸気凝縮装置８の下部側
面（気相部）から第４の遠隔操作弁１４と窒素ベン１へ
ライン］５が接続されている。前記ジエン１〜スクラバ
ー１４の下にはヘッダータンク１７が設けられ、ヘッダ
ータンク１７から復水ライン１８を介し原子炉圧力容器
２に接続される。
ジエン１〜スクラバー１６は加圧された水または適切な
水溶液をノズルから噴射して排ガスを吸引するとともに
液中に溶解させて清浄化したガスのみを大気中に放出す
る型式で、排ガスの吸引、浄化に使用されているものと
作用はほぼ同じものである。
水溶液をノズルから噴射して排ガスを吸引するとともに
液中に溶解させて清浄化したガスのみを大気中に放出す
る型式で、排ガスの吸引、浄化に使用されているものと
作用はほぼ同じものである。
上記ベントシステムにおいて、冷却材喪失事故時には主
蒸気配管５を主蒸気隔離弁１２によりすみやかにしゃ断
する。次に第１の遠隔操作弁６を開くことにより原子炉
圧力容器２内の蒸気は蒸気供給ライン７を介し蒸気凝縮
装置８へと導びかれ凝縮し、復水ライン１０を通り第２
の遠隔操作弁」１を介し原子炉圧力容器２へと戻る。非
常用炉心冷却系が作動した後、−時的に炉圧が負圧とな
り、蒸気凝縮装置８に窒素が混入すると凝縮能力が低下
する。
蒸気配管５を主蒸気隔離弁１２によりすみやかにしゃ断
する。次に第１の遠隔操作弁６を開くことにより原子炉
圧力容器２内の蒸気は蒸気供給ライン７を介し蒸気凝縮
装置８へと導びかれ凝縮し、復水ライン１０を通り第２
の遠隔操作弁」１を介し原子炉圧力容器２へと戻る。非
常用炉心冷却系が作動した後、−時的に炉圧が負圧とな
り、蒸気凝縮装置８に窒素が混入すると凝縮能力が低下
する。
この場合、第２の遠隔操作弁１１を閉じ第３の遠隔操作
弁１３、第４の遠隔操作弁１４を開くことによって蒸気
凝縮装Ｍ８からの復水がジェットスクラバー１６に供給
され窒素ベントライン１５から流入する窒素を巻き込み
ヘッダータンク１７に放出され、水はへラダータンク１
７に溜まり窒素は周辺に放たれる。ヘッダータンク１７
の水は復水ラインを介し原子炉圧力容器２に戻る。この
ようにして蒸気凝縮装置８に混入した窒素をベントする
ことが出来る。
弁１３、第４の遠隔操作弁１４を開くことによって蒸気
凝縮装Ｍ８からの復水がジェットスクラバー１６に供給
され窒素ベントライン１５から流入する窒素を巻き込み
ヘッダータンク１７に放出され、水はへラダータンク１
７に溜まり窒素は周辺に放たれる。ヘッダータンク１７
の水は復水ラインを介し原子炉圧力容器２に戻る。この
ようにして蒸気凝縮装置８に混入した窒素をベントする
ことが出来る。
本発明に係る第２の実施例を第２図によって説明する。
前記実施例との相違はジェットスクラバー１４から放出
された窒素をチャンバー１９で回収しサプレッションプ
ール２０を送り込むようにしたものである。その他の部
分は第１の実施例と同様なので重複する部分の説明を省
略する。
された窒素をチャンバー１９で回収しサプレッションプ
ール２０を送り込むようにしたものである。その他の部
分は第１の実施例と同様なので重複する部分の説明を省
略する。
本発明によれば、蒸気凝縮装置に流入した窒素をスムー
ズに抜き取ることが出来、蒸気凝縮装置での除熱による
蒸気凝縮が安定して行えることにより、冷却材喪失事故
後の迅速かつスムーズに作動させることができる。
ズに抜き取ることが出来、蒸気凝縮装置での除熱による
蒸気凝縮が安定して行えることにより、冷却材喪失事故
後の迅速かつスムーズに作動させることができる。
第１図は本発明に係る蒸気凝縮装置のベントシステムの
第１の実施例を示す系統図、第２図は本発明の第２の実
施例を示す蒸気調装置のベントシステムを示す系統図、
第３図は従来の蒸気凝縮装置のシステムを示す系統図で
ある。
第１の実施例を示す系統図、第２図は本発明の第２の実
施例を示す蒸気調装置のベントシステムを示す系統図、
第３図は従来の蒸気凝縮装置のシステムを示す系統図で
ある。
Claims (1)
- （１）一方の基端を原子炉主蒸気配管に他方の基端を原
子炉復水ラインに接続し冷却プールに水沈した蒸気凝縮
装置と、この蒸気凝縮装置の復水ラインにジェットスク
ラバーを設け、このジェットスクラバーと前記蒸気凝縮
装置の気相部との間に遠隔操作弁を介して窒素ベントラ
インを接続し、さらに前記ジェットスクラバーの下方に
ヘッダータンクを設け、このヘッダータンクの下方を前
記復水ラインに接続してなることを特徴とする蒸気凝縮
装置のベントシステム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1073927A JPH02253193A (ja) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | 蒸気凝縮装置のベントシステム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1073927A JPH02253193A (ja) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | 蒸気凝縮装置のベントシステム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02253193A true JPH02253193A (ja) | 1990-10-11 |
Family
ID=13532262
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1073927A Pending JPH02253193A (ja) | 1989-03-28 | 1989-03-28 | 蒸気凝縮装置のベントシステム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02253193A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1995010836A1 (en) * | 1993-10-12 | 1995-04-20 | Arnold Otto Winfried Reinsch | Passive decay heat removal and internal depressurization system for nuclear reactors |
| JP2014513280A (ja) * | 2011-03-23 | 2014-05-29 | バブコック・アンド・ウィルコックス・ニュークリアー・エナジー・インコーポレイテッド | 加圧水型原子炉用のエネルギー炉心冷却系統 |
-
1989
- 1989-03-28 JP JP1073927A patent/JPH02253193A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1995010836A1 (en) * | 1993-10-12 | 1995-04-20 | Arnold Otto Winfried Reinsch | Passive decay heat removal and internal depressurization system for nuclear reactors |
| JP2014513280A (ja) * | 2011-03-23 | 2014-05-29 | バブコック・アンド・ウィルコックス・ニュークリアー・エナジー・インコーポレイテッド | 加圧水型原子炉用のエネルギー炉心冷却系統 |
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