JPH0317598A - 原子炉残留熱除去系 - Google Patents
原子炉残留熱除去系Info
- Publication number
- JPH0317598A JPH0317598A JP1150462A JP15046289A JPH0317598A JP H0317598 A JPH0317598 A JP H0317598A JP 1150462 A JP1150462 A JP 1150462A JP 15046289 A JP15046289 A JP 15046289A JP H0317598 A JPH0317598 A JP H0317598A
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- JP
- Japan
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- pressure
- reactor
- pressure suppression
- containment vessel
- suppression chamber
- 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】
［発明の目的コ
（産業上の利用分野）
本発明は原子炉停止時の炉心の崩壊熱，顕熱を除去する
ための原子炉残留熱除去系に関する。
ための原子炉残留熱除去系に関する。
（従来の技術）
原子炉残留熱除去系は原子炉の運転を停止した後、運転
中に核分裂によって生じた核分裂生成物の放射性崩壊熱
を炉心から除去するための系統である。
中に核分裂によって生じた核分裂生成物の放射性崩壊熱
を炉心から除去するための系統である。
従来の原子炉残留熱除去系は原子炉注水モードと格納容
器冷却モードとの両方モードを兼ねている。第３図に示
したように原子炉注水モードＡは格納容器圧力高Ｂまた
は原子炉水位低のＣの信号によって自動起動する。格納
容器冷却モードは手動起動であり、運転員が炉水位の回
復などを確認してから格納容器冷却モードに切り替える
手順となっており、運転員への負担となっている。格納
容器冷却モードは格納容器スプレイと圧力抑制室冷却と
の二つに分かれている。格納容器スプレイについては格
納容器内の機器，電気品に水滴がかかる恐れがあり、慎
重に判断して手動で作動させなければならない。
器冷却モードとの両方モードを兼ねている。第３図に示
したように原子炉注水モードＡは格納容器圧力高Ｂまた
は原子炉水位低のＣの信号によって自動起動する。格納
容器冷却モードは手動起動であり、運転員が炉水位の回
復などを確認してから格納容器冷却モードに切り替える
手順となっており、運転員への負担となっている。格納
容器冷却モードは格納容器スプレイと圧力抑制室冷却と
の二つに分かれている。格納容器スプレイについては格
納容器内の機器，電気品に水滴がかかる恐れがあり、慎
重に判断して手動で作動させなければならない。
圧力抑制室冷却はこの圧力抑制室内には冷却水がかかっ
て問題となる機器などがないため、自動化することは容
易である。実際に圧力抑制室圧力高信号で圧力抑制室ス
プレイを作動させる原子炉残留熱除去系は例えば実開昭
５６−４８０９５号公報に開示された原子炉格納容器ス
プレイ装置が知られている。
て問題となる機器などがないため、自動化することは容
易である。実際に圧力抑制室圧力高信号で圧力抑制室ス
プレイを作動させる原子炉残留熱除去系は例えば実開昭
５６−４８０９５号公報に開示された原子炉格納容器ス
プレイ装置が知られている。
従来の原子炉残留熱除去系を第４図から第７図を参照し
ながら説明する。第４図は原子炉残留熱除去系の系統図
を示している。
ながら説明する。第４図は原子炉残留熱除去系の系統図
を示している。
第４図において、原子炉１は格納容器２内に格納されて
おり、格納容器２内の下部には圧力抑制室３が設けられ
、圧力抑制室３にはプール水中にベント管４の先端開口
が没入されて設けられている。格納納容器２内には格納
容器スプレイスパージャ５が、圧力抑制室３内には圧力
抑制室スプレイスパージャ６がそれぞれ設けられている
。圧力抑制室３の下部にはポンプ７および熱交換器８を
有する格納容器スプレイライン９の一端が接続されてお
り、この格納容器スプレイライン９の他端は格納容器ス
プレイスパージャ５に接続している。
おり、格納容器２内の下部には圧力抑制室３が設けられ
、圧力抑制室３にはプール水中にベント管４の先端開口
が没入されて設けられている。格納納容器２内には格納
容器スプレイスパージャ５が、圧力抑制室３内には圧力
抑制室スプレイスパージャ６がそれぞれ設けられている
。圧力抑制室３の下部にはポンプ７および熱交換器８を
有する格納容器スプレイライン９の一端が接続されてお
り、この格納容器スプレイライン９の他端は格納容器ス
プレイスパージャ５に接続している。
また、格納容器スプレイライン９から分岐して原子炉注
水ラインの一端が接続され、この原子炉注水ライン１０
の他端は原子炉１に接続している。
水ラインの一端が接続され、この原子炉注水ライン１０
の他端は原子炉１に接続している。
圧力抑制室スプレイスパージャ６には圧力抑制室スプレ
イライン１１の一端が接続され、圧力抑制室スプレイラ
イン１ｌの他端は格納容器スプレイライン９に接続して
いる。
イライン１１の一端が接続され、圧力抑制室スプレイラ
イン１ｌの他端は格納容器スプレイライン９に接続して
いる。
また、圧力抑制室３内と格納容器スプレイライン９との
間に圧力抑制室戻りライン１２が接続されている。なお
、図中符号Ｉ３は真空破壊弁． １４は逃がし安全弁，
１５は格納容器圧力計． ＋６は圧力抑制室圧力計，
１７は圧力抑制室温度計をそれぞれ示している。
間に圧力抑制室戻りライン１２が接続されている。なお
、図中符号Ｉ３は真空破壊弁． １４は逃がし安全弁，
１５は格納容器圧力計． ＋６は圧力抑制室圧力計，
１７は圧力抑制室温度計をそれぞれ示している。
しかして、原子炉の冷却材喪失事故時に第３図に示した
格納容器圧力高Ｂまたは原子炉水位低Ｃの信号で起動す
る原子炉注水モードＡによって第５図に太線で記した系
路に沿って残留熱除去系は作動する。原子炉の水位が回
復された後は運転員の判断によって第６図の太線で記し
た系路で格納容器スプレイモードに手動で切り替えられ
る。
格納容器圧力高Ｂまたは原子炉水位低Ｃの信号で起動す
る原子炉注水モードＡによって第５図に太線で記した系
路に沿って残留熱除去系は作動する。原子炉の水位が回
復された後は運転員の判断によって第６図の太線で記し
た系路で格納容器スプレイモードに手動で切り替えられ
る。
原子炉の冷却材喪失事故時以外で炉内蒸気が直接圧力抑
制室の空間部に流入し圧力抑制室圧力高または温度高が
発生した場合には第７図に示したように圧力抑制室の圧
力計１６または温度計１７からの信号によって圧力抑制
室冷却モードで自動起動することが提案されている。
制室の空間部に流入し圧力抑制室圧力高または温度高が
発生した場合には第７図に示したように圧力抑制室の圧
力計１６または温度計１７からの信号によって圧力抑制
室冷却モードで自動起動することが提案されている。
（発明が解決しようとする課題）
しかしながら、原子炉残留熱除去系は原子炉（炉心）注
水機能と格納容器冷却機能とを兼ね備えているので炉心
の冷却が必要な場合には炉心注水機能を優先して作動さ
せる必要がある。したがって、上記２つの機能を使いわ
けて有効に作動させることが必要である。前述した引用
公報には後者のみに着目しており、炉心の注水機能が優
先されるようには開示されていない。
水機能と格納容器冷却機能とを兼ね備えているので炉心
の冷却が必要な場合には炉心注水機能を優先して作動さ
せる必要がある。したがって、上記２つの機能を使いわ
けて有効に作動させることが必要である。前述した引用
公報には後者のみに着目しており、炉心の注水機能が優
先されるようには開示されていない。
従来の原子炉残留熱除去系は前述１，たように運転員の
負荷増があるとともに圧力抑制室および格納容器の健全
性に難点がある課題があった。
負荷増があるとともに圧力抑制室および格納容器の健全
性に難点がある課題があった。
本発明は上記点に鑑みてなされたもので、原子炉残留熱
除去系の機能を最大限自動化することとし、格納容器冷
却うち、圧力抑制室冷却を自動起動とし、かつ炉心冷却
を優先して、運転員の負荷を低減するとともに圧力抑制
室および格納容器の健全性を保つことができる原子炉残
留熱除去系を提供することにある。
除去系の機能を最大限自動化することとし、格納容器冷
却うち、圧力抑制室冷却を自動起動とし、かつ炉心冷却
を優先して、運転員の負荷を低減するとともに圧力抑制
室および格納容器の健全性を保つことができる原子炉残
留熱除去系を提供することにある。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
本発明は、沸騰水型原子炉の炉心注水機能と原子炉圧力
抑制室を有する原子炉格納容器の格納容器冷却機能とを
兼ね備えた原子炉残留熱除去系において、前記圧力抑制
室の圧力高信号または温度高信号が発生した場合、前記
圧力抑制室が冷却モードで自動起動し、原子炉水の水位
低信号が発生した場合、炉心への注水モードを優先して
自動起動するか、または前記原子炉格納容器の圧力高信
号で前記圧力抑制室の冷却モードを自動起動するように
構或したことを特徴とする。
抑制室を有する原子炉格納容器の格納容器冷却機能とを
兼ね備えた原子炉残留熱除去系において、前記圧力抑制
室の圧力高信号または温度高信号が発生した場合、前記
圧力抑制室が冷却モードで自動起動し、原子炉水の水位
低信号が発生した場合、炉心への注水モードを優先して
自動起動するか、または前記原子炉格納容器の圧力高信
号で前記圧力抑制室の冷却モードを自動起動するように
構或したことを特徴とする。
（作 用）
本発明の原子炉残留熱除去系は格納容器圧力高または原
子炉水位低の信号により原子炉注水モードとして自動的
に作動する。また、圧力抑制室圧力高または圧力抑制室
温度高によって圧力抑制室冷却モードで自動的に作動す
る。しかし、仮に同時に両方のモード要求の信号が出た
場合には炉心の冷却を優先する。即ち、原子炉注水モー
ドとして作動する。さらに、圧力抑制室で何らかの原因
で圧力ないしは温度が上った場合には、速やかに圧力抑
制室冷却モードで自動的に作動し、圧力抑制室の冷却を
行なうことができる。
子炉水位低の信号により原子炉注水モードとして自動的
に作動する。また、圧力抑制室圧力高または圧力抑制室
温度高によって圧力抑制室冷却モードで自動的に作動す
る。しかし、仮に同時に両方のモード要求の信号が出た
場合には炉心の冷却を優先する。即ち、原子炉注水モー
ドとして作動する。さらに、圧力抑制室で何らかの原因
で圧力ないしは温度が上った場合には、速やかに圧力抑
制室冷却モードで自動的に作動し、圧力抑制室の冷却を
行なうことができる。
（実施例）
第１図の起動回路図を参照しながら本発明に係る原子炉
残留熱除去系の第１の実施例について説明する。なお、
本実施例においては従来例と同一部分の説明を省略し、
その要点のみ説明する。
残留熱除去系の第１の実施例について説明する。なお、
本実施例においては従来例と同一部分の説明を省略し、
その要点のみ説明する。
また、原子炉格納容器および原子炉周辺における配管系
統も第４図に示したものと同様なのでその説明も省略す
る。
統も第４図に示したものと同様なのでその説明も省略す
る。
第１図において、圧力抑制室圧力高Ｄまたは圧力抑制室
温度高Ｅの信号で自動起動させるが、原子炉注水モード
Ａの要求信号が出ている場合には原子炉注水モードＡを
優先作動させる。
温度高Ｅの信号で自動起動させるが、原子炉注水モード
Ａの要求信号が出ている場合には原子炉注水モードＡを
優先作動させる。
なお、図中Ｆは補助信号存在時不許可を、Ｇは圧力抑制
室冷却モードを示しており、補助信号存在時不許可Ｆに
は格納容器圧力高Ｂまたは原子炉水位低Ｃの信号が補助
信号として入力する。
室冷却モードを示しており、補助信号存在時不許可Ｆに
は格納容器圧力高Ｂまたは原子炉水位低Ｃの信号が補助
信号として入力する。
しかして、この実施例では格納容器圧力高Ｂまたは原子
炉水位低Ｃの信号の場合には従来と同様に原子炉注水モ
ードＡとして機能する。しかし、何らかの原因によって
圧力抑制室圧力高Ｄまたは温度高Ｅが発生した場合には
圧力抑制室冷却モードＧとして自動的に起動し、圧力抑
制室を速やかに冷却できる。
炉水位低Ｃの信号の場合には従来と同様に原子炉注水モ
ードＡとして機能する。しかし、何らかの原因によって
圧力抑制室圧力高Ｄまたは温度高Ｅが発生した場合には
圧力抑制室冷却モードＧとして自動的に起動し、圧力抑
制室を速やかに冷却できる。
このようにして炉心の冷却に関しては従来と同様の機能
を確保し、圧力抑制プール冷却に関しては自動で冷却で
きるので、運転員への負担を低減しかつ原子炉および格
納容器の健全性を保つことができる。第２図は本発明の
第２の実施例を示したもので、第■図と同一部分には同
一符号を付して重複する部分の説明を省略する。
を確保し、圧力抑制プール冷却に関しては自動で冷却で
きるので、運転員への負担を低減しかつ原子炉および格
納容器の健全性を保つことができる。第２図は本発明の
第２の実施例を示したもので、第■図と同一部分には同
一符号を付して重複する部分の説明を省略する。
第２図は格納容器圧力高Ｂ信号で圧力抑制室冷却モード
Ｇを自動作動させ、また原子炉水位低Ｃ信号で原子炉注
水モードＡを自動作動させる。両方のモードＧ， Ａが
同時に要求される場合には原子炉注水モードＡが優先さ
れる。この実施例で冷却材喪失事故時に原子炉注水モー
ドＡで起動することは従来と同様である。また、仮に圧
力抑制室圧力が上昇した場合、圧力は第７図に示した真
空破壊弁１３を開とし格納容器内に流入するので速やか
に格納容器圧力高Ｂの信号がでるものと予想される。こ
れによって圧力抑制室冷却モードＧが自動作動し、圧力
抑制室の健全性を保つことができる。
Ｇを自動作動させ、また原子炉水位低Ｃ信号で原子炉注
水モードＡを自動作動させる。両方のモードＧ， Ａが
同時に要求される場合には原子炉注水モードＡが優先さ
れる。この実施例で冷却材喪失事故時に原子炉注水モー
ドＡで起動することは従来と同様である。また、仮に圧
力抑制室圧力が上昇した場合、圧力は第７図に示した真
空破壊弁１３を開とし格納容器内に流入するので速やか
に格納容器圧力高Ｂの信号がでるものと予想される。こ
れによって圧力抑制室冷却モードＧが自動作動し、圧力
抑制室の健全性を保つことができる。
［発明の効果］
本発明によれば、原子炉の冷却材喪失事故時には従来と
同様原子炉注水モードとして作動し、原子炉の健全性を
保つことができる。
同様原子炉注水モードとして作動し、原子炉の健全性を
保つことができる。
また、圧力抑制室の圧力が上昇するような事象に関して
は圧力抑制室冷却モードとして作動し、圧力抑制室の健
全性を保つことができる。
は圧力抑制室冷却モードとして作動し、圧力抑制室の健
全性を保つことができる。
したがって、これらと相俟って運転員の負荷を低減して
原子炉の健全性と圧力抑制室，格納容器の健全性を保つ
ことができる。
原子炉の健全性と圧力抑制室，格納容器の健全性を保つ
ことができる。
第１図および第２図は本発明に係る原子炉残留熱除去系
の第１および第２の実施例をそれぞれ示す起動回路図、
第３図は従来の原子炉残留熱除去系を示す起動回路図、
第４図から第７図は従来の原子炉残留熱除去系を説明す
るための図で、第４図は基本構成系統図、第５図は原子
炉注水モードとしての作動時を示す系統図、第６図は格
納容器スプレイモードとしての作動時を示す系統図、第
７図は圧力抑制室冷却モードとしての作動時を示す系統
図である。 ■・・・原子炉 ２・・・格納容器 ３・・・圧力抑制室 ４・・・ベント管 ５・・・格納容器スプレイスパージャ ６・・・圧力抑制室スプレイスパージャ７・・・ポンプ ８・・・熱交換器 ９・・・格納容器スプレイライン ０・・・原子炉注水ライン １・・・圧力抑制室スプレイライン ２・・・圧力抑制室戻りライン ３・・・真空破壊弁 ４・・・逃し安全弁 ５・・・格納容器圧力計 ６・・・圧力抑制室圧力計 ７・・・圧力抑制室温度計 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか
１名） 第 ３ 図 第 ４ 図
の第１および第２の実施例をそれぞれ示す起動回路図、
第３図は従来の原子炉残留熱除去系を示す起動回路図、
第４図から第７図は従来の原子炉残留熱除去系を説明す
るための図で、第４図は基本構成系統図、第５図は原子
炉注水モードとしての作動時を示す系統図、第６図は格
納容器スプレイモードとしての作動時を示す系統図、第
７図は圧力抑制室冷却モードとしての作動時を示す系統
図である。 ■・・・原子炉 ２・・・格納容器 ３・・・圧力抑制室 ４・・・ベント管 ５・・・格納容器スプレイスパージャ ６・・・圧力抑制室スプレイスパージャ７・・・ポンプ ８・・・熱交換器 ９・・・格納容器スプレイライン ０・・・原子炉注水ライン １・・・圧力抑制室スプレイライン ２・・・圧力抑制室戻りライン ３・・・真空破壊弁 ４・・・逃し安全弁 ５・・・格納容器圧力計 ６・・・圧力抑制室圧力計 ７・・・圧力抑制室温度計 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか
１名） 第 ３ 図 第 ４ 図
Claims (1)
- 沸騰水型原子炉の炉心注水機能と原子炉圧力抑制室を有
する原子炉格納容器の格納容器冷却機能とを兼ね備えた
原子炉残留熱除去系において、前記圧力抑制室の圧力高
信号または温度高信号が発生した場合、前記圧力抑制室
が冷却モードで自動起動し、原子炉水の水位低信号が発
生した場合、炉心への注水モードを優先して自動起動す
るか、または前記原子炉格納容器の圧力高信号で前記圧
力抑制室の冷却モードを自動起動するように構成したこ
とを特徴とする原子炉残留熱除去系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1150462A JPH0317598A (ja) | 1989-06-15 | 1989-06-15 | 原子炉残留熱除去系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1150462A JPH0317598A (ja) | 1989-06-15 | 1989-06-15 | 原子炉残留熱除去系 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0317598A true JPH0317598A (ja) | 1991-01-25 |
Family
ID=15497451
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1150462A Pending JPH0317598A (ja) | 1989-06-15 | 1989-06-15 | 原子炉残留熱除去系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0317598A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1997036302A1 (de) * | 1996-03-25 | 1997-10-02 | Siemens Aktiengesellschaft | Verfahren und vorrichtung zur absicherung der nachwärmeabfuhr aus einem reaktor eines kernkraftwerkes |
| KR100388544B1 (ko) * | 2000-11-10 | 2003-06-27 | (주)동양환기 | 송풍기 케이싱의 압접장치 |
| CN105469840A (zh) * | 2015-11-25 | 2016-04-06 | 中广核工程有限公司 | 核电站一回路冷却剂丧失事故的冷却方法、装置、及系统 |
| JP2017120226A (ja) * | 2015-12-28 | 2017-07-06 | 株式会社東芝 | 冷却設備及び原子力プラント |
-
1989
- 1989-06-15 JP JP1150462A patent/JPH0317598A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1997036302A1 (de) * | 1996-03-25 | 1997-10-02 | Siemens Aktiengesellschaft | Verfahren und vorrichtung zur absicherung der nachwärmeabfuhr aus einem reaktor eines kernkraftwerkes |
| US6026138A (en) * | 1996-03-25 | 2000-02-15 | Siemens Aktiengesellschaft | Method and device for safeguarding the discharge of residual heat from a reactor of a nuclear power station |
| KR100388544B1 (ko) * | 2000-11-10 | 2003-06-27 | (주)동양환기 | 송풍기 케이싱의 압접장치 |
| CN105469840A (zh) * | 2015-11-25 | 2016-04-06 | 中广核工程有限公司 | 核电站一回路冷却剂丧失事故的冷却方法、装置、及系统 |
| JP2017120226A (ja) * | 2015-12-28 | 2017-07-06 | 株式会社東芝 | 冷却設備及び原子力プラント |
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