JPH02287293A - 加圧水型原子力発電所の非常用炉心冷却系 - Google Patents
加圧水型原子力発電所の非常用炉心冷却系Info
- Publication number
- JPH02287293A JPH02287293A JP1110588A JP11058889A JPH02287293A JP H02287293 A JPH02287293 A JP H02287293A JP 1110588 A JP1110588 A JP 1110588A JP 11058889 A JP11058889 A JP 11058889A JP H02287293 A JPH02287293 A JP H02287293A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- core cooling
- emergency core
- temperature side
- cooling system
- pressurized water
- 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）
本発明は加圧水型原子力発電所の非常用炉心冷却系に関
する。
する。
（従来の技術）
一般に、加圧水型原子力発電所には、配管破断等の冷却
材喪失事故（１，ＱＣ＾）が起こった場合に、非常用炉
心冷却水（ＥＣＣ水）を供給して炉心を冷却するための
非常用炉心冷却系（ｌＥＣＣ３）が配設されている。
材喪失事故（１，ＱＣ＾）が起こった場合に、非常用炉
心冷却水（ＥＣＣ水）を供給して炉心を冷却するための
非常用炉心冷却系（ｌＥＣＣ３）が配設されている。
すなわち、加圧水型原子力発電所においては、第３図に
示すように、炉心１を収容する原子炉圧力容器２には、
複数の一次系ルーブ３が接続されている。これらの−次
系ループ３は、高温側配管４、蒸気発生器５、−次系ポ
ンプ６、低温側配管７を備えており、原子炉圧力容器２
内の炉心１で加熱された冷却材を高温側配管４により蒸
気発生器５へ導出し、ここで２次系と熱交換した冷却材
を一次系ポンプ６により低温側配管７から原子炉圧力容
器２内に循環させるよう構成されている。
示すように、炉心１を収容する原子炉圧力容器２には、
複数の一次系ルーブ３が接続されている。これらの−次
系ループ３は、高温側配管４、蒸気発生器５、−次系ポ
ンプ６、低温側配管７を備えており、原子炉圧力容器２
内の炉心１で加熱された冷却材を高温側配管４により蒸
気発生器５へ導出し、ここで２次系と熱交換した冷却材
を一次系ポンプ６により低温側配管７から原子炉圧力容
器２内に循環させるよう構成されている。
また、これらの−次系ループ３のうち、一つの一次系ル
ーブ３には、原子炉圧力容器２内の圧力を設定圧力に保
つために、加圧器８が配設されている。
ーブ３には、原子炉圧力容器２内の圧力を設定圧力に保
つために、加圧器８が配設されている。
そして、上記従来の加圧水型原子力発電所には、配管破
断等の冷却材喪失事故が起こった場合に、各低温側配管
７に非常用炉心冷却水を注入する非常用炉心冷却系９が
配設されている。この低温側配管７に注入された非常用
炉心冷却水は、原子炉圧力容器２の側部２ａに流入し、
下部２ｂを通って炉心１に流入する。なお、この時、非
常用炉心冷却水が炉心１下端に達すると炉心１の崩壊熱
により多量の蒸気が発生し、この蒸気は上部プレナム２
Ｃ１高温側配管４、蒸気発生器５、−次系ポンプ６を通
り低温側配管７に達する。
断等の冷却材喪失事故が起こった場合に、各低温側配管
７に非常用炉心冷却水を注入する非常用炉心冷却系９が
配設されている。この低温側配管７に注入された非常用
炉心冷却水は、原子炉圧力容器２の側部２ａに流入し、
下部２ｂを通って炉心１に流入する。なお、この時、非
常用炉心冷却水が炉心１下端に達すると炉心１の崩壊熱
により多量の蒸気が発生し、この蒸気は上部プレナム２
Ｃ１高温側配管４、蒸気発生器５、−次系ポンプ６を通
り低温側配管７に達する。
縦軸を被覆管表面温度、横軸を時間とした第４図のグラ
フは、低温側配管７の大破断による冷却材喪失事故が生
じた場合に非常用炉心冷却系９が作動し、炉心１が冷却
される様子を示したものである。
フは、低温側配管７の大破断による冷却材喪失事故が生
じた場合に非常用炉心冷却系９が作動し、炉心１が冷却
される様子を示したものである。
このグラフに示されるように、時刻【０で低温側配管７
が破断すると一次系３内の保ａ水が破断口から流出し、
炉心１内の燃料棒の被覆管表面温度は上昇する。時刻Ｅ
ｌ、ｔ２間では原子炉がスクラムされ炉心出力が低下す
ることと一次系３内の減圧により発生した蒸気により炉
心が冷却され燃料棒の被覆管表面温度は一旦下降するが
、時刻ｔ２以降では蒸気の発生量が低下することにより
再び被覆管表面温度は上昇する。時刻ｔ３で非常用炉心
冷却水の注入が開始され、時刻ｔ４で非常用炉心冷却水
が炉心１の下端に達すると、非常用炉心冷却水による炉
心１の冷却が開始され、被覆管表面温度は上昇から下降
に移行する時刻ｔ５で最高到達湿度となり、それ以後で
は下降し続け、時刻ｔ６で一次系３内の飽和温度に達す
る。
が破断すると一次系３内の保ａ水が破断口から流出し、
炉心１内の燃料棒の被覆管表面温度は上昇する。時刻Ｅ
ｌ、ｔ２間では原子炉がスクラムされ炉心出力が低下す
ることと一次系３内の減圧により発生した蒸気により炉
心が冷却され燃料棒の被覆管表面温度は一旦下降するが
、時刻ｔ２以降では蒸気の発生量が低下することにより
再び被覆管表面温度は上昇する。時刻ｔ３で非常用炉心
冷却水の注入が開始され、時刻ｔ４で非常用炉心冷却水
が炉心１の下端に達すると、非常用炉心冷却水による炉
心１の冷却が開始され、被覆管表面温度は上昇から下降
に移行する時刻ｔ５で最高到達湿度となり、それ以後で
は下降し続け、時刻ｔ６で一次系３内の飽和温度に達す
る。
（発明が解決しようとする課題）
上述したように、従来の加圧水型原子力発電所の非常用
炉心冷却系においては、配管破断等の冷却材喪失事故が
起こった場合に、各低温側配管に非常用炉心冷却水を注
入することにより、配管破断発生（時刻ｔｏ）から所定
時間後（時刻ｔ６）には、被覆管表面温度が一次系内の
飽和温度になるよう炉心の冷却を行うことができ、加圧
水型原子力発電所の安全性を確保することができるよう
構成されている。
炉心冷却系においては、配管破断等の冷却材喪失事故が
起こった場合に、各低温側配管に非常用炉心冷却水を注
入することにより、配管破断発生（時刻ｔｏ）から所定
時間後（時刻ｔ６）には、被覆管表面温度が一次系内の
飽和温度になるよう炉心の冷却を行うことができ、加圧
水型原子力発電所の安全性を確保することができるよう
構成されている。
しかしながら、上述した従来の加圧水型原子力発電所の
非常用炉心冷却系においても、さらに炉心の冷却効果を
高め、安全性の向上を図ることが望まれている。
非常用炉心冷却系においても、さらに炉心の冷却効果を
高め、安全性の向上を図ることが望まれている。
本発明は、かかる従来の事情に対処してなされたもので
、従来に較べてさらに効率的に炉心を冷却することがで
き、安全性の向上を図ることのできる加圧水型原子力発
電所の非常用炉心冷却系を提供しようとするものである
。
、従来に較べてさらに効率的に炉心を冷却することがで
き、安全性の向上を図ることのできる加圧水型原子力発
電所の非常用炉心冷却系を提供しようとするものである
。
［発明の構成コ
（課題を解決するための手段）
すなわち本発明の加圧水型原子力発電所の非常用炉心冷
却系は、原子炉圧力容器内の炉心で加熱された冷却材を
高温側配管により蒸気発生器へ導出し、この蒸気発生器
で２次系と熱交換した前記冷却材を低温側配管により前
記原子炉圧力容器内へ循環させる加圧水型原子力発電所
の非常用炉心冷却系であって、冷却材喪失事故発生時に
、前記低温側配管に非常用炉心冷却水を注入するととも
に、前記原子炉圧力容器内の上部プレナム内に非常用炉
心冷却水をスプレーするようもが成されていることを特
徴とする。
却系は、原子炉圧力容器内の炉心で加熱された冷却材を
高温側配管により蒸気発生器へ導出し、この蒸気発生器
で２次系と熱交換した前記冷却材を低温側配管により前
記原子炉圧力容器内へ循環させる加圧水型原子力発電所
の非常用炉心冷却系であって、冷却材喪失事故発生時に
、前記低温側配管に非常用炉心冷却水を注入するととも
に、前記原子炉圧力容器内の上部プレナム内に非常用炉
心冷却水をスプレーするようもが成されていることを特
徴とする。
（作 用）
前述の第３図に示した従来の加圧水型原子力発電所の非
常用炉心冷却系９では、非常用炉心冷却水が炉心１下端
に達すると炉心１の崩壊熱により多量の蒸気が発生し、
この蒸気は上部プレナム２ｃ、高温側配管４、蒸気発生
器５、−次系ポンプ６を通り低温側配管７に達する。こ
のため、蒸気が一次系ボンブ６を通る際には、−次系ポ
ンプ６が蒸気の流動抵抗となり、上部プレナム２Ｃの圧
力を上昇させ、この圧力上昇により非常用炉心冷却水の
炉心１への流入が抑制される。
常用炉心冷却系９では、非常用炉心冷却水が炉心１下端
に達すると炉心１の崩壊熱により多量の蒸気が発生し、
この蒸気は上部プレナム２ｃ、高温側配管４、蒸気発生
器５、−次系ポンプ６を通り低温側配管７に達する。こ
のため、蒸気が一次系ボンブ６を通る際には、−次系ポ
ンプ６が蒸気の流動抵抗となり、上部プレナム２Ｃの圧
力を上昇させ、この圧力上昇により非常用炉心冷却水の
炉心１への流入が抑制される。
そこで本発明の加圧水型原子力発電所の非常用炉心冷却
系では、低温側配管７に非常用炉心冷却水を注入すると
ともに、原子炉圧内容′ｒｉ２内の上部プレナム２Ｃ内
に非常用炉心冷却水をスプレーするよう構成することに
より、炉心１で発生した蒸気を凝縮させ、上部プレナム
２Ｃ内の圧力上昇を回避し、低温側配管７に注入した非
常用炉心冷却水を効率的に炉心１に流入させて炉心１の
冷却を促進する。
系では、低温側配管７に非常用炉心冷却水を注入すると
ともに、原子炉圧内容′ｒｉ２内の上部プレナム２Ｃ内
に非常用炉心冷却水をスプレーするよう構成することに
より、炉心１で発生した蒸気を凝縮させ、上部プレナム
２Ｃ内の圧力上昇を回避し、低温側配管７に注入した非
常用炉心冷却水を効率的に炉心１に流入させて炉心１の
冷却を促進する。
（実施例）
以下、第１図および第２図をり照して、本発明の一実施
例を説明する。
例を説明する。
第１図は本発明の一実施例の加圧水型原子力発電所の非
常用炉心冷却系の構成を示すものである。
常用炉心冷却系の構成を示すものである。
なお、前述の第３図と同一部分には、同一符号を付して
重複した説明は省略する。
重複した説明は省略する。
この実施例の加圧水型原子力発電所の非常用炉心冷却系
１１は、各−次系ループ３の低温側配管７に非常用炉心
冷却水を注入するための配管系１１ａと、原子炉圧力容
器２の上部ブレナム２ｃ内に非常用炉心冷却水をスプレ
ーするための配管系１１ｂとを備えている。
１１は、各−次系ループ３の低温側配管７に非常用炉心
冷却水を注入するための配管系１１ａと、原子炉圧力容
器２の上部ブレナム２ｃ内に非常用炉心冷却水をスプレ
ーするための配管系１１ｂとを備えている。
そして、この非常用炉心冷却系１１は、配管破断等の冷
却材喪失事故が起こった場合には、配管系１１ａにより
、各低温側配管７に非常用炉心冷却水を注入するととも
に、配管系１１ｂにより、原子炉圧内容′ａ２の上部ブ
レナム２Ｃ内に非常用炉心冷却水をスプレーするよう（
１育成されている。
却材喪失事故が起こった場合には、配管系１１ａにより
、各低温側配管７に非常用炉心冷却水を注入するととも
に、配管系１１ｂにより、原子炉圧内容′ａ２の上部ブ
レナム２Ｃ内に非常用炉心冷却水をスプレーするよう（
１育成されている。
すなわち、低温側配管７への非常用炉心冷却水の注入は
従来と同様に高圧注入系と低圧注入系により行い、上部
ブレナム２ｃ内への注入は、低温側配管７への低圧注入
系の動作と同時に行なわれる。
従来と同様に高圧注入系と低圧注入系により行い、上部
ブレナム２ｃ内への注入は、低温側配管７への低圧注入
系の動作と同時に行なわれる。
なお、上部ブレナム２ｃへ非常用炉心冷却水をスプレー
状に注入するのは、上部ブレナム２ｃ内での蒸気の凝縮
効率を向上させるためである。
状に注入するのは、上部ブレナム２ｃ内での蒸気の凝縮
効率を向上させるためである。
縦軸を被覆管表面温度、横軸を時間とした第２図のグラ
フは、前述の第４図のグラフと同（，１に、低温側配管
７の大破所による冷却材喪失事故が生じた場合に、この
実施例の非常用炉心冷却系１１が作動し、炉心１が冷却
される様子を示したものである。なお、比較のために第
４図に示した従来の場合の被覆管表面温度の変化を点線
で示しである。
フは、前述の第４図のグラフと同（，１に、低温側配管
７の大破所による冷却材喪失事故が生じた場合に、この
実施例の非常用炉心冷却系１１が作動し、炉心１が冷却
される様子を示したものである。なお、比較のために第
４図に示した従来の場合の被覆管表面温度の変化を点線
で示しである。
このグラフに示されるように、本実施例においては、被
覆管表面温度は、低温側配管７へ注入された非常用炉心
冷却水が炉心１の下端に達する時刻Ｔ４までは、従来の
場合（ｔ４）と同様の変化を示す。しかしながら、Ｔ４
（ｔ＋）以後は、上部ブレナム２ｃへの非常用炉心
冷却水のスプレーによる上部ブレナム２ｃ内の蒸気の凝
縮により、上部ブレナム２ｃ内の圧力上昇が抑制され、
炉心１への非常用炉心冷却水の流入量が従来に較べ多く
なるので、これにより炉心１の冷却が促進される。
覆管表面温度は、低温側配管７へ注入された非常用炉心
冷却水が炉心１の下端に達する時刻Ｔ４までは、従来の
場合（ｔ４）と同様の変化を示す。しかしながら、Ｔ４
（ｔ＋）以後は、上部ブレナム２ｃへの非常用炉心
冷却水のスプレーによる上部ブレナム２ｃ内の蒸気の凝
縮により、上部ブレナム２ｃ内の圧力上昇が抑制され、
炉心１への非常用炉心冷却水の流入量が従来に較べ多く
なるので、これにより炉心１の冷却が促進される。
したがって、燃料棒の被覆管表面温度が上昇から下降に
移行する時刻Ｔ５が従来の場合（ｔ５）に較べて早くな
り、最高到達温度が低く抑えられるとともに、被覆管表
面温度が飽和温度に達する時刻Ｔ６も従来の場ａ （ｉ
６ ）に較べて早くなり、安全性の向上を図ることが
できる。
移行する時刻Ｔ５が従来の場合（ｔ５）に較べて早くな
り、最高到達温度が低く抑えられるとともに、被覆管表
面温度が飽和温度に達する時刻Ｔ６も従来の場ａ （ｉ
６ ）に較べて早くなり、安全性の向上を図ることが
できる。
［発明の効果］
以上説明したように、本発明の加圧水型原子力発電所の
非常用炉心冷却系によれば、従来に較べて冷却材喪失事
故時の炉心冷却が促進され、被覆管表面温度の最高到達
温度を低く抑えることができるので、燃料棒の健全性と
原子炉の安全性を向上させることができる。
非常用炉心冷却系によれば、従来に較べて冷却材喪失事
故時の炉心冷却が促進され、被覆管表面温度の最高到達
温度を低く抑えることができるので、燃料棒の健全性と
原子炉の安全性を向上させることができる。
第１図は本発明の一実施例の加圧水型原子力発電所の非
常用炉心冷却系の構成を説明するための配管系の概略構
成図、第２図は本発明の一実施例の加圧水型原子力発電
所の非常用炉心冷却系を用いた場合の炉心の冷却挙動を
示すグラフ、第３図は従来の加圧水型原子力発電所の非
常用炉心冷却系の構成を説明するための配管系の概略構
成図、第４図は従来の加圧水型原子力発電所の非常用炉
心冷却系を用いた場合の炉心の冷却挙動を示すグラフで
ある。 １・・・・・・・・・・・・炉心 ２・・・・・・・・・・・・原子炉圧力容器３・・・・
・・・・・・・・−次系ループ４・・・・・・・・・・
・・高温側配管５・・・・・・・・・・・・蒸気発生器
６・・・・・・・・・・・・−次系ポンプ７・・・・・
・・・・・・・低温側配管８・・・・・・・・・・・・
加圧器 １１・・・・・・・・・非常用炉心冷却系１ａ・・・・
・・低温側配管への注入配管系１ｂ・・・・・・上部プ
レナムへのスプレー配管系出願人 日本原子
力事業株式会社出願人 株式会社 東芝
常用炉心冷却系の構成を説明するための配管系の概略構
成図、第２図は本発明の一実施例の加圧水型原子力発電
所の非常用炉心冷却系を用いた場合の炉心の冷却挙動を
示すグラフ、第３図は従来の加圧水型原子力発電所の非
常用炉心冷却系の構成を説明するための配管系の概略構
成図、第４図は従来の加圧水型原子力発電所の非常用炉
心冷却系を用いた場合の炉心の冷却挙動を示すグラフで
ある。 １・・・・・・・・・・・・炉心 ２・・・・・・・・・・・・原子炉圧力容器３・・・・
・・・・・・・・−次系ループ４・・・・・・・・・・
・・高温側配管５・・・・・・・・・・・・蒸気発生器
６・・・・・・・・・・・・−次系ポンプ７・・・・・
・・・・・・・低温側配管８・・・・・・・・・・・・
加圧器 １１・・・・・・・・・非常用炉心冷却系１ａ・・・・
・・低温側配管への注入配管系１ｂ・・・・・・上部プ
レナムへのスプレー配管系出願人 日本原子
力事業株式会社出願人 株式会社 東芝
Claims (1)
- 原子炉圧力容器内の炉心で加熱された冷却材を高温側配
管により蒸気発生器へ導出し、この蒸気発生器で２次系
と熱交換した前記冷却材を低温側配管により前記原子炉
圧力容器内へ循環させる加圧水型原子力発電所の非常用
炉心冷却系であって、冷却材喪失事故発生時に、前記低
温側配管に非常用炉心冷却水を注入するとともに、前記
原子炉圧力容器内の上部プレナム内に非常用炉心冷却水
をスプレーするよう構成されていることを特徴とする加
圧水型原子力発電所の非常用炉心冷却系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1110588A JPH02287293A (ja) | 1989-04-28 | 1989-04-28 | 加圧水型原子力発電所の非常用炉心冷却系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1110588A JPH02287293A (ja) | 1989-04-28 | 1989-04-28 | 加圧水型原子力発電所の非常用炉心冷却系 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02287293A true JPH02287293A (ja) | 1990-11-27 |
Family
ID=14539662
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1110588A Pending JPH02287293A (ja) | 1989-04-28 | 1989-04-28 | 加圧水型原子力発電所の非常用炉心冷却系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02287293A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2015531492A (ja) * | 2012-10-12 | 2015-11-02 | コリア ハイドロ アンド ニュークリア パワー カンパニー リミティッド | 原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置 |
-
1989
- 1989-04-28 JP JP1110588A patent/JPH02287293A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2015531492A (ja) * | 2012-10-12 | 2015-11-02 | コリア ハイドロ アンド ニュークリア パワー カンパニー リミティッド | 原子力発電所の被動型補助給水系統の充水装置 |
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