JPH03216592A - 沸騰水型原子炉の冷却水補給装置 - Google Patents
沸騰水型原子炉の冷却水補給装置Info
- Publication number
- JPH03216592A JPH03216592A JP2010570A JP1057090A JPH03216592A JP H03216592 A JPH03216592 A JP H03216592A JP 2010570 A JP2010570 A JP 2010570A JP 1057090 A JP1057090 A JP 1057090A JP H03216592 A JPH03216592 A JP H03216592A
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- Japan
- Prior art keywords
- water
- reactor
- cooling system
- core cooling
- pressure core
- 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
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of 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）
本発明は原子炉圧力容器に冷却水を供給する沸騰水型原
子炉の冷却水補給装置に関する。
子炉の冷却水補給装置に関する。
（従来の技術）
一般に、沸騰水型原子炉においては何等かの原因により
原子炉水位が低下した場合、原子炉を緊急停止させる原
子炉スクラム系、及び原子炉圧力容器内に非常用冷却水
を供給する非常用炉心冷却系が設置されている。
原子炉水位が低下した場合、原子炉を緊急停止させる原
子炉スクラム系、及び原子炉圧力容器内に非常用冷却水
を供給する非常用炉心冷却系が設置されている。
第２図は従来の沸騰水型原子炉の概略構成図を示すもの
で、図において原子炉圧力容器１内には核燃料が装荷さ
れ、ここで核エネルギを得た冷却水は蒸気となり、この
蒸気は主蒸気管を経てタービンに導かれる。さらにター
ビンを駆動した蒸気はコンデンサーにおいて復水とされ
、給水系を経て再び原子炉へ戻される。
で、図において原子炉圧力容器１内には核燃料が装荷さ
れ、ここで核エネルギを得た冷却水は蒸気となり、この
蒸気は主蒸気管を経てタービンに導かれる。さらにター
ビンを駆動した蒸気はコンデンサーにおいて復水とされ
、給水系を経て再び原子炉へ戻される。
以上のように構成された沸騰水型原子炉において、例え
ば給水系から原子炉への給水が停止するような異常事態
が発生した場合には、原子炉圧力容器１内の水位が低下
するため、原子炉水位計２からの水位信号により、原子
炉スクラム系が作動し制御棒駆動系によって制御棒が原
子炉に挿入されることにより原子炉は緊急停止される。
ば給水系から原子炉への給水が停止するような異常事態
が発生した場合には、原子炉圧力容器１内の水位が低下
するため、原子炉水位計２からの水位信号により、原子
炉スクラム系が作動し制御棒駆動系によって制御棒が原
子炉に挿入されることにより原子炉は緊急停止される。
制御棒駆動装置３は復水貯蔵タンク４を水源として制御
棒駆動水ポンプ５により常時復水貯蔵タンク出口配管Ｉ
ｌｌを経て供給され、結果的に冷却水は原子炉へ注水さ
れている。さらに原子炉水位が低下すると高圧炉心冷却
系が作動し、高圧炉心冷却ポンプ６により復水貯蔵タン
ク４あるいはサブレッションプール７を水源として原子
炉へ冷却水が補給される。９は高圧炉心冷却系の復水貯
蔵タンク出口配管である。さらに、高圧炉心冷却系によ
る注水が不能な場合には、原子炉を減圧させることによ
って低圧炉心冷却系によりサブレッションプール７を水
源として原子炉へ冷却水が注水される。このように、何
等かの原因により原子炉の水位が低下した場合において
も、原子炉の核反応を停止し、炉心を十分に冷却するこ
とによって原子炉は安定な状態に保たれる。
棒駆動水ポンプ５により常時復水貯蔵タンク出口配管Ｉ
ｌｌを経て供給され、結果的に冷却水は原子炉へ注水さ
れている。さらに原子炉水位が低下すると高圧炉心冷却
系が作動し、高圧炉心冷却ポンプ６により復水貯蔵タン
ク４あるいはサブレッションプール７を水源として原子
炉へ冷却水が補給される。９は高圧炉心冷却系の復水貯
蔵タンク出口配管である。さらに、高圧炉心冷却系によ
る注水が不能な場合には、原子炉を減圧させることによ
って低圧炉心冷却系によりサブレッションプール７を水
源として原子炉へ冷却水が注水される。このように、何
等かの原因により原子炉の水位が低下した場合において
も、原子炉の核反応を停止し、炉心を十分に冷却するこ
とによって原子炉は安定な状態に保たれる。
なお、高圧炉心冷却系への復水貯蔵タンクの出口ノズル
位置は、高圧炉心冷却系に必要な水量を非常用水源とし
て復水貯蔵タンクの底部に貯え、多系統でいかに復水補
給水を使用しても必ず水量を保持できるように、制御棒
駆動系への出口ノズル位置よりも低い位置に設置されて
いる。
位置は、高圧炉心冷却系に必要な水量を非常用水源とし
て復水貯蔵タンクの底部に貯え、多系統でいかに復水補
給水を使用しても必ず水量を保持できるように、制御棒
駆動系への出口ノズル位置よりも低い位置に設置されて
いる。
（発明が解決しようとする課題）
以上のように構成された沸騰水型原子炉において、例え
ば給水系からの原子炉への給水が停止し原子炉圧力容器
内の水位が低下するような異常事態が発生した場合に、
何等かの原因により高圧炉心冷却系による原子炉への注
水が不能となり、かつ原子炉の減圧にも失敗した場合に
おいても、制御棒駆動系からの冷却水の補給によって原
子炉はある程度冷却される。しかしながら、その後復水
貯蔵タンクへの冷却水補給が行われずに復水貯蔵タンク
水位が制御棒駆動系への出口ノズル位置まで低下すると
、復水貯蔵タンクの底部には非常用水源が保持されてい
るにもかかわらず、制御棒駆動系からの原子炉への補給
水も喪失し、その結果炉心の冷却が不十分となり炉心損
傷を招く恐れがある。
ば給水系からの原子炉への給水が停止し原子炉圧力容器
内の水位が低下するような異常事態が発生した場合に、
何等かの原因により高圧炉心冷却系による原子炉への注
水が不能となり、かつ原子炉の減圧にも失敗した場合に
おいても、制御棒駆動系からの冷却水の補給によって原
子炉はある程度冷却される。しかしながら、その後復水
貯蔵タンクへの冷却水補給が行われずに復水貯蔵タンク
水位が制御棒駆動系への出口ノズル位置まで低下すると
、復水貯蔵タンクの底部には非常用水源が保持されてい
るにもかかわらず、制御棒駆動系からの原子炉への補給
水も喪失し、その結果炉心の冷却が不十分となり炉心損
傷を招く恐れがある。
本発明はかかる事情に対処してなされたもので、原子炉
圧力容器内の水位が低下するような異常事態が発生し、
高圧炉心冷却系の機能が喪失し、原子炉の減圧に失敗す
るような事故に至った場合においても、復水貯蔵タンク
の非常用水源を制御棒駆動系の水源として利用でき、原
子炉の安全性を向上させる沸騰水型原子炉の冷却水補給
装置を提供することを目的とするものである。
圧力容器内の水位が低下するような異常事態が発生し、
高圧炉心冷却系の機能が喪失し、原子炉の減圧に失敗す
るような事故に至った場合においても、復水貯蔵タンク
の非常用水源を制御棒駆動系の水源として利用でき、原
子炉の安全性を向上させる沸騰水型原子炉の冷却水補給
装置を提供することを目的とするものである。
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
上記目的を達成するために、本発明の沸騰水型原子炉の
冷却水補給装置は、高圧炉心冷却系への復水貯蔵タンク
出口配管と制御棒駆動系への復水貯蔵タンク出口配管と
を接続する通常閉なる開閉弁の配設された連結管と、原
子炉水位計信号と高圧炉心冷却系の流量信号とを入力し
、原子炉水位が高圧炉心冷却系が作動すべき所定水位よ
り低下したにもかかわらず高圧炉心冷却系から原子炉圧
力容器内への冷却水供給が実施されない時に前記開閉弁
を開とする制御装置を備えたことを特徴とするものであ
る。
冷却水補給装置は、高圧炉心冷却系への復水貯蔵タンク
出口配管と制御棒駆動系への復水貯蔵タンク出口配管と
を接続する通常閉なる開閉弁の配設された連結管と、原
子炉水位計信号と高圧炉心冷却系の流量信号とを入力し
、原子炉水位が高圧炉心冷却系が作動すべき所定水位よ
り低下したにもかかわらず高圧炉心冷却系から原子炉圧
力容器内への冷却水供給が実施されない時に前記開閉弁
を開とする制御装置を備えたことを特徴とするものであ
る。
（作 用）
本発明の沸騰水型原子炉の冷却水補給装置によれば、原
子炉圧力容器内の水位が低下するような異常事態が発生
し、高圧炉心冷却系の機能が喪失し、原子炉の減圧に失
敗するような事故に至り、復水貯蔵タンクへの冷却水の
補給が実施されない場合においても、復水貯蔵タンクの
非常用水源を制御棒駆動系の水源として利用可能となり
、制御棒駆動系による原子炉への冷却水補給可能な時間
を延長することができる。
子炉圧力容器内の水位が低下するような異常事態が発生
し、高圧炉心冷却系の機能が喪失し、原子炉の減圧に失
敗するような事故に至り、復水貯蔵タンクへの冷却水の
補給が実施されない場合においても、復水貯蔵タンクの
非常用水源を制御棒駆動系の水源として利用可能となり
、制御棒駆動系による原子炉への冷却水補給可能な時間
を延長することができる。
（実施例）
以下、本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第１図は本発明の一実施例の概略構成図である。
同図に示すように、原子尿圧力容器１内には核燃料が装
荷され、ここで核エネルギを得た冷却水は蒸気となり、
この蒸気は主蒸気管を経てタービンに導かれる。タービ
ンを駆動した蒸気はコンデンサーにおいて復水とされ、
給水系を経て再び原子炉へ戻される。
荷され、ここで核エネルギを得た冷却水は蒸気となり、
この蒸気は主蒸気管を経てタービンに導かれる。タービ
ンを駆動した蒸気はコンデンサーにおいて復水とされ、
給水系を経て再び原子炉へ戻される。
以上のように構成された沸騰水型原子炉において、例え
ば給水系から原子炉への給水が停止するような異常事態
が発生した場合には、原子炉圧力容器１内の水位が低下
するため、原子炉水位計２からの水位信号により、原子
炉スクラム系が作動し制御棒駆動系によって制御棒が原
子炉に挿入される、原子炉は緊急停止される。制御棒駆
動装置３は復水貯蔵タンク４を水源として制御棒駆動水
ポンプ５により常時冷却水が供給され、結果的に冷却水
は原子炉へ注水されている。さらに原子炉水位が低下す
ると高圧炉心冷却系が作動し、高圧炉心冷却ポンプ６に
より復水貯蔵タンク４あるいはサブレッションプール７
を水源として原子炉へ冷却水が補給される。さらに、高
圧炉心冷却系による注水が不能な場合には、原子炉を減
圧させることによって低圧炉心冷却系によりサブレッシ
ョンプール７を水源として原子炉へ冷却水が注水される
。
ば給水系から原子炉への給水が停止するような異常事態
が発生した場合には、原子炉圧力容器１内の水位が低下
するため、原子炉水位計２からの水位信号により、原子
炉スクラム系が作動し制御棒駆動系によって制御棒が原
子炉に挿入される、原子炉は緊急停止される。制御棒駆
動装置３は復水貯蔵タンク４を水源として制御棒駆動水
ポンプ５により常時冷却水が供給され、結果的に冷却水
は原子炉へ注水されている。さらに原子炉水位が低下す
ると高圧炉心冷却系が作動し、高圧炉心冷却ポンプ６に
より復水貯蔵タンク４あるいはサブレッションプール７
を水源として原子炉へ冷却水が補給される。さらに、高
圧炉心冷却系による注水が不能な場合には、原子炉を減
圧させることによって低圧炉心冷却系によりサブレッシ
ョンプール７を水源として原子炉へ冷却水が注水される
。
上記したように、何等かの原因により原子炉の水位が低
下した場合においても、原子炉の核反応を停止させ、炉
心を十分に冷却することによって原子炉は安定な状態に
保たれる。
下した場合においても、原子炉の核反応を停止させ、炉
心を十分に冷却することによって原子炉は安定な状態に
保たれる。
ところで、本実施例では、さらに高圧炉心冷却系の復水
貯蔵タンク出口配管９と制御棒駆動系への復水貯蔵タン
ク出口配管ＩＯは連結管１１によって接続されており、
この連結管１１には通常閉なる開閉弁ｌ２が配設されて
いる。開閉弁制御装置１３には高圧炉心冷却系の流量計
８、原子炉水位計２及び開閉弁Ｉ２が電気的に接続され
ている。すなわち、開閉弁制御装置１３は高圧炉心冷却
系の流量計８からの流量信号Ｓ１と原子炉水位計２から
の水位信号Ｓ２を入力し、原子炉水位が高圧炉心冷却系
が作動すべき所定の水位より低下したにもかかわらず高
圧炉心冷却系からの原子炉容器内への冷却水供給がない
ことが確認された場合には、開閉弁１２を開となるよう
に制御する。
貯蔵タンク出口配管９と制御棒駆動系への復水貯蔵タン
ク出口配管ＩＯは連結管１１によって接続されており、
この連結管１１には通常閉なる開閉弁ｌ２が配設されて
いる。開閉弁制御装置１３には高圧炉心冷却系の流量計
８、原子炉水位計２及び開閉弁Ｉ２が電気的に接続され
ている。すなわち、開閉弁制御装置１３は高圧炉心冷却
系の流量計８からの流量信号Ｓ１と原子炉水位計２から
の水位信号Ｓ２を入力し、原子炉水位が高圧炉心冷却系
が作動すべき所定の水位より低下したにもかかわらず高
圧炉心冷却系からの原子炉容器内への冷却水供給がない
ことが確認された場合には、開閉弁１２を開となるよう
に制御する。
本実施例は上記したように構成されているので、原子炉
圧力容器内の水位が低下するような異常事態が発生し、
高圧炉心冷却系の機能が喪失し、原子炉の減圧に失敗す
るような事故に至り、復水貯蔵タンクへの冷却水の補給
が実施されない場合においても、復水貯蔵タンクの非常
用水源を制御棒駆動系の水源として利用することが可能
となり、制御棒駆動系による原子炉へ冷却水補給の持続
時間が延長され、炉心の健全性の信頼性を向上させるこ
とができる。
圧力容器内の水位が低下するような異常事態が発生し、
高圧炉心冷却系の機能が喪失し、原子炉の減圧に失敗す
るような事故に至り、復水貯蔵タンクへの冷却水の補給
が実施されない場合においても、復水貯蔵タンクの非常
用水源を制御棒駆動系の水源として利用することが可能
となり、制御棒駆動系による原子炉へ冷却水補給の持続
時間が延長され、炉心の健全性の信頼性を向上させるこ
とができる。
［発明の効果］
以上説明したように、本発明の沸騰水型原子炉の冷却水
補給装置によれば、原子炉圧力容器内の水位が低下する
ような異常事態が発生し、高圧炉心冷却系の機能が喪失
し、原子炉の減圧に失敗するような事故に至り、復水貯
蔵タンクへの冷却水の補給が実施されない場合において
も、制御棒駆動系による原子炉へ冷却水補給が長時間可
能となり、従来に比べて安全性を向上させることができ
るので、原子炉の信頼性の向上に繋がる。
補給装置によれば、原子炉圧力容器内の水位が低下する
ような異常事態が発生し、高圧炉心冷却系の機能が喪失
し、原子炉の減圧に失敗するような事故に至り、復水貯
蔵タンクへの冷却水の補給が実施されない場合において
も、制御棒駆動系による原子炉へ冷却水補給が長時間可
能となり、従来に比べて安全性を向上させることができ
るので、原子炉の信頼性の向上に繋がる。
第１図は本発明の一実施例の概略構成図、第２図は従来
の沸騰水型原子炉の冷却水補給装置の概略構成図である
。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・水位計 ３・・・制御棒駆動装置 ４・・・復水貯蔵タンク ５・・・制御棒駆動ポンプ ６・・・高圧炉心冷却ポンプ ７・・・サブレッションプール ８・・・流量計 ９・・・高圧炉心冷却系配管 １０・・・制御棒駆動系配管 １１・・・連結管 １２・・・開閉弁 Ｉ３・・・制御装置 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥（ほか １名）
の沸騰水型原子炉の冷却水補給装置の概略構成図である
。 １・・・原子炉圧力容器 ２・・・水位計 ３・・・制御棒駆動装置 ４・・・復水貯蔵タンク ５・・・制御棒駆動ポンプ ６・・・高圧炉心冷却ポンプ ７・・・サブレッションプール ８・・・流量計 ９・・・高圧炉心冷却系配管 １０・・・制御棒駆動系配管 １１・・・連結管 １２・・・開閉弁 Ｉ３・・・制御装置 （８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥（ほか １名）
Claims (1)
- （１）復水貯蔵タンク水を原子炉圧力容器内へ供給する
高圧炉心冷却系への復水貯蔵タンク出口配管と、復水貯
蔵タンク水を制御棒駆動装置へ供給する制御棒駆動系へ
の復水貯蔵タンク出口配管と、前記両復水貯蔵タンク出
口配管を接続する通常閉なる開閉弁の配設された連結管
と、原子炉水位計からの水位信号と高圧炉心冷却系の流
量信号とを入力し、原子炉水位が高圧炉心冷却系が作動
すべき所定の水位より低下したにもかかわらず高圧炉心
冷却系から原子炉圧力容器内への冷却水供給が実施され
ない時に前記開閉弁を開とする制御装置とを備えたこと
を特徴とする沸騰水型原子炉の冷却水補給装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2010570A JPH03216592A (ja) | 1990-01-22 | 1990-01-22 | 沸騰水型原子炉の冷却水補給装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2010570A JPH03216592A (ja) | 1990-01-22 | 1990-01-22 | 沸騰水型原子炉の冷却水補給装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH03216592A true JPH03216592A (ja) | 1991-09-24 |
Family
ID=11753901
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2010570A Pending JPH03216592A (ja) | 1990-01-22 | 1990-01-22 | 沸騰水型原子炉の冷却水補給装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH03216592A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2015040809A (ja) * | 2013-08-23 | 2015-03-02 | 中国電力株式会社 | 緊急時炉心冷却バックアップ設備 |
| CN105788670A (zh) * | 2016-06-01 | 2016-07-20 | 中国核动力研究设计院 | 一种堆芯补水箱模拟体的改进结构 |
-
1990
- 1990-01-22 JP JP2010570A patent/JPH03216592A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2015040809A (ja) * | 2013-08-23 | 2015-03-02 | 中国電力株式会社 | 緊急時炉心冷却バックアップ設備 |
| CN105788670A (zh) * | 2016-06-01 | 2016-07-20 | 中国核动力研究设计院 | 一种堆芯补水箱模拟体的改进结构 |
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