JPH031636B2 - - Google Patents

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JPH031636B2
JPH031636B2 JP58242253A JP24225383A JPH031636B2 JP H031636 B2 JPH031636 B2 JP H031636B2 JP 58242253 A JP58242253 A JP 58242253A JP 24225383 A JP24225383 A JP 24225383A JP H031636 B2 JPH031636 B2 JP H031636B2
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JP
Japan
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pressure
secondary circuit
steam generator
steam
primary coolant
Prior art date
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Application number
JP58242253A
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English (en)
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JPS59155789A (ja
Inventor
Rii Dei Bobii
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ABB Reaktor GmbH
Original Assignee
Brown Boveri Reaktor GmbH
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Publication date
Application filed by Brown Boveri Reaktor GmbH filed Critical Brown Boveri Reaktor GmbH
Publication of JPS59155789A publication Critical patent/JPS59155789A/ja
Publication of JPH031636B2 publication Critical patent/JPH031636B2/ja
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/002—Detection of leaks
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
    • F22B37/42—Applications, arrangements or dispositions of alarm or automatic safety devices
    • 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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  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、加圧水型原子炉システムの蒸気発生
器の内側において一次ループおよび二次ループ間
で生ずる漏洩を、蒸気発生器の内側に位置する一
次冷却材と二次領域間の圧力差を変えることによ
り制御する方法に関する。
加圧水型原子炉を備える原子力発電所の停止
中、一次冷却回路からの熱除去が蒸気発生器を介
して行なわれている以上、蒸気発生器の二次ルー
プにおいては、蒸気発生器内の二次水源の温度に
対応する飽和圧力が優勢である。蒸気発生器の一
次側の冷却材は、若干高い温度を有し、一次冷却
材の飽和圧力よりも相当高い圧力を有する加圧器
に接続することにより過冷却状態に維持される。
これらの条件から、必然的に、蒸気発生器の一次
側の圧力は、二次側の圧力より高くなる。
熱伝達管の漏洩の発生後、放射性一次冷却材が
蒸気発生器の二次側に流入し、放射能の放出の危
険ならびに蒸気発生器の出水を表わす。
これらの事故を制御する従来の方法において
は、システムの中断中、漏洩は、一次冷却材およ
び蒸気発生器の二次側間の圧力差を減ずることに
より減ぜられる。完全な圧力等化（漏洩＝０）
は、一次冷却材の過冷却を進め、一次冷却材ルー
プに飽和条件を発生することにより可能となる。
この条件は、ある環境の下では許されるが、炉心
の冷却を保証することを困難にするから非常に望
ましくない。
それゆえ、本発明の目的は、上述の形式の漏洩
の制御のため、一次冷却回路と蒸気発生器の二次
領域間で圧力等価を実施し、圧力差（サブクーリ
ング差として言及される）を一次冷却材の実際条
件と飽和条件間に維持し、一次冷却材がサブクー
リングされるようにすることである。
本発明に依れば、この問題を解決するため、二
次領域に接続される活蒸気管および供給水管は阻
止され、蒸気発生器の二次領域に存する圧力がガ
スの注入により増大される。
この方法によつて、一次冷却材の飽和からのサ
ブクーリング差の損失なしに圧力等価をもたらさ
れる。
本方法の詳細な点として、二次領域内の圧力
は、ガスの注入により許容蒸気発生器圧力以下の
値にもたらされ、一次冷却材圧力は、二次回路に
存する圧力以下に低下される。
かくして、制限された許容圧力を有する蒸気発
生器においてさえ、一次冷却材の飽和からのサブ
クーリング差を維持できる。
本発明を特徴づける種々の特徴は、特許請求の
範囲に特定されている。本発明の目的、利点およ
び動作は、図面を参照して行なつた以下の説明か
ら明らかとなろう。
図面を参照すると、加圧水型原子炉システム
（図示せず）の蒸気発生器が略示されている。一
次冷却材は、スペース２により標記された管束を
介して流れる。一次冷却材は、原子炉圧力容器か
ら管３を介して導入され、管４を介して容器に戻
される。蒸気発生器の二次回路は、スペース５に
より標記されている。供給水管６から導入される
水は、一次冷却材を導く管束の回りを流れ、活蒸
気管７を介して蒸気として蒸気発生器を出る。供
給水の液体から蒸気状態への変換は、線８により
指示される。もしも一次冷却材を導く管束内の管
が破れると、放射性一次冷却材が蒸気発生器の二
次回路に達するおそれがある。これは、一次冷却
材の圧力が二次回路の圧力よりつねに高いからで
ある。破断点は開口９により例示されており、一
次冷却材はこの開口から矢印１０の方向に二次回
路に達する。そのときには、供給水および活蒸気
管に配置された遮断弁１１および１２が閉鎖す
る。もちろん、ブローダウン管、再循環管および
排出管のような他の補助管は適当に確実に隔絶さ
れていなければならない。窒素ガスは、蒸気発生
器およびガス源（図示せず）に接続された管１３
を介して二次回路に注入されるが、これは遮断弁
１４の開放後、一次ループと同じ圧力が二次回路
に存在するまで行なわれる。二次回路に存する圧
力は、活蒸気圧力と注入された窒素ガスの部分圧
力より成る。そのとき、一次冷却材には、注入さ
れるガスの部分圧力に対応する飽和圧力からのサ
ブクーリング差を維持できる。飽和圧力から適当
なサブクーリング差があると、原子炉は、他の蒸
気発生器を介して安全に停止せしめられる。本明
細書において、「ガス」は窒素ガスに制限される
ものでなく、例えば、Ｕ管型の蒸気発生器におけ
る二次回路の水の飽和圧力より高い圧力の蒸気の
ような他の適当なガス状物質を含むことを意図す
るものである。
蒸気発生器の二次回路が例えば安全弁により許
容圧力に制限されるならば、遮断弁１１および１
２の閉成後、活蒸気およびガスの部分圧力により
形成される全圧力が許容圧力以下となるような量
のガスのみが管１３を介して注入される。このと
き、一次冷却材圧力は、二次回路のこの総圧に減
ぜられるから、圧力等化も行なわれる。こゝでも
また、ガスの部分圧力は、一次冷却材の飽和圧力
からのサブクーリング差の値を表わす。これは先
に記述された例におけるよりも実際に低いが、他
の蒸気発生器を介して原子炉システムを安全に停
止することを可能にする。
以上本発明の原理を説明するために特定の具体
例について詳述したが、本発明はその技術思想か
ら逸脱することなく種々の態様で具体化し得るも
のである。
【図面の簡単な説明】
図面は本発明を使用した蒸気発生器の概略図で
ある。 １：蒸気発生器、２：管束、３，４：管、５：
二次回路、６：供給水管、７：活蒸気管、９：開
口、１０，１１：遮断弁、１３：管、１４：遮断
弁。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 １ 加圧水型原子炉システムの蒸気発生器の内側
    の一次および二次回路間の漏洩を制御する方法に
    おいて、二次回路に接続される活蒸気管および供
    給水管を遮断し、蒸気発生器の二次回路の圧力を
    増大するためガスを注入する漏洩制御方法。 ２ 二次回路に存する蒸気圧力がガスの注入によ
    り許容蒸気発生器圧力以下の値にもたらされ、一
    次冷却材圧力が二次回路に存する圧力に低下され
    る特許請求の範囲第１項記載の漏洩制御方法。
JP58242253A 1982-12-24 1983-12-23 加圧水型原子炉システムの一次および二次ル−プ間の漏洩制御方法 Granted JPS59155789A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE3248029A DE3248029C2 (de) 1982-12-24 1982-12-24 Verfahren zur Verhinderung von Folgeschäden bei Leckagen, die innerhalb eines Dampferzeugers einer Druckwasserreaktoranlage zwischen Primär- und Sekundärkreislauf auftreten
DE3248029.6 1982-12-24

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS59155789A JPS59155789A (ja) 1984-09-04
JPH031636B2 true JPH031636B2 (ja) 1991-01-11

Family

ID=6181771

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP58242253A Granted JPS59155789A (ja) 1982-12-24 1983-12-23 加圧水型原子炉システムの一次および二次ル−プ間の漏洩制御方法

Country Status (5)

Country Link
US (1) US4612158A (ja)
EP (1) EP0114519B1 (ja)
JP (1) JPS59155789A (ja)
AT (1) ATE29573T1 (ja)
DE (2) DE3248029C2 (ja)

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Also Published As

Publication number Publication date
US4612158A (en) 1986-09-16
DE3248029C2 (de) 1987-04-09
ATE29573T1 (de) 1987-09-15
DE3373527D1 (en) 1987-10-15
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EP0114519B1 (en) 1987-09-09
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