JPH0326996A - 非常用炉心冷却系内蔵型圧力容器 - Google Patents
非常用炉心冷却系内蔵型圧力容器Info
- Publication number
- JPH0326996A JPH0326996A JP1160771A JP16077189A JPH0326996A JP H0326996 A JPH0326996 A JP H0326996A JP 1160771 A JP1160771 A JP 1160771A JP 16077189 A JP16077189 A JP 16077189A JP H0326996 A JPH0326996 A JP H0326996A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pressure vessel
- reactor
- cooling water
- pressure
- partition wall
- Prior art date
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- 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】
〔産業上の利用分野〕
本発明は沸騰水型原子炉、ならびに、蒸気冷却型原子炉
の非常用炉心冷却設備に関する。
の非常用炉心冷却設備に関する。
従来の装置は、特開昭６１− ２１３７９２号公報に記
載のように、炉心より発生する熱を移送する一次冷却材
回路とこれを取りまく冷却水プールは流体力学的な圧力
均衡によってロックされるハイドロウリツクロックを備
えることにより、しゃ断されている．これは一次冷却材
循環ポンプ停止等の事象が発生した場合に、流体力学的
な圧力均衡が崩れることにより、冷却水プール側から一
次冷却材回路側へ冷却水が流入し、大量の水によって炉
心を冷却するようにしたものである。
載のように、炉心より発生する熱を移送する一次冷却材
回路とこれを取りまく冷却水プールは流体力学的な圧力
均衡によってロックされるハイドロウリツクロックを備
えることにより、しゃ断されている．これは一次冷却材
循環ポンプ停止等の事象が発生した場合に、流体力学的
な圧力均衡が崩れることにより、冷却水プール側から一
次冷却材回路側へ冷却水が流入し、大量の水によって炉
心を冷却するようにしたものである。
上記の特開昭６１− ２１３７９２号公報にて開示され
ている技術では，一次冷却材回路を、巨大なプール状の
圧力容器内に水没させているため、圧力容器が巨大なも
のとなり、プラントの建設工程ならびに経済性の観点か
ら、実現性に乏しいという問題があった。
ている技術では，一次冷却材回路を、巨大なプール状の
圧力容器内に水没させているため、圧力容器が巨大なも
のとなり、プラントの建設工程ならびに経済性の観点か
ら、実現性に乏しいという問題があった。
さらに、従来技術では、ハイドロウリツクロックなる高
温流体と低温流体の密度差と一次冷却材回路の内外圧力
均衡を利用しているため，原子炉の運転状態の変動によ
り，ロック機構が崩れる恐れがある，さらに，従来技術
では通常運転時に炉心での安定な流動状態，即ち，単相
流での流動状態となる加圧木型原子炉にしか適用できな
い。また，沸騰水型原子炉のように二相流での流動状態
の原子炉には適用が困難という問題もある。
温流体と低温流体の密度差と一次冷却材回路の内外圧力
均衡を利用しているため，原子炉の運転状態の変動によ
り，ロック機構が崩れる恐れがある，さらに，従来技術
では通常運転時に炉心での安定な流動状態，即ち，単相
流での流動状態となる加圧木型原子炉にしか適用できな
い。また，沸騰水型原子炉のように二相流での流動状態
の原子炉には適用が困難という問題もある。
ｃｍｓを解決するための手段〕
本発明では従来の三課題を解決するために圧力容器内部
に隔壁を設け、隔壁と圧力容器で形成される空間内に冷
却水を貯留しておくことにより、一次冷却材回路を巨大
なプール内に水没させる様な必要性をなくしたものであ
る。
に隔壁を設け、隔壁と圧力容器で形成される空間内に冷
却水を貯留しておくことにより、一次冷却材回路を巨大
なプール内に水没させる様な必要性をなくしたものであ
る。
また、本発明では一次冷却材回路とこれをとりまく冷却
水は隔壁，および、隔壁に取付けられたラプチャディス
クにより物理的に隔離されているため一次冷却材回路の
流動状態によって隔離機能が喪失するような事態は生じ
ない． さらに，上述のように本発明では一次冷却材回路の流動
状態、即ち、単相流流動ないし、二相流流動によらず隔
壁は安定に隔離機能をもつため、加圧水型原子炉，沸騰
水型原子炉のみならず蒸気冷却式高転換型原子炉にも適
用が可能である。
水は隔壁，および、隔壁に取付けられたラプチャディス
クにより物理的に隔離されているため一次冷却材回路の
流動状態によって隔離機能が喪失するような事態は生じ
ない． さらに，上述のように本発明では一次冷却材回路の流動
状態、即ち、単相流流動ないし、二相流流動によらず隔
壁は安定に隔離機能をもつため、加圧水型原子炉，沸騰
水型原子炉のみならず蒸気冷却式高転換型原子炉にも適
用が可能である。
第２図に本発明の概要断面図を示す。本発明では．ｙＸ
子炉圧力容器ｌの内部に隔壁工３を設け、隔壁１３と原
子炉圧力容器の内壁との間で形或される空間内に冷却水
７を貯留している。隔壁の上部には小孔を設け原子炉ド
ーム部ｌ９と冷却水７側の圧力を均圧している．また、
隔壁の下部には所定の差圧が作用すると破裂するラプチ
ャディスク９を設ける． 原子炉の通常運転状態では原子炉ドーム部１９側の圧力
と冷却水７側の圧力は小孔８を通して均圧されており、
ラプチャディスク９には殆んど圧力は作用せず，ラプチ
ャディスク９を介して一次冷却材回路と冷却水７は隔離
されている．ここで、原子炉圧力容器工に接続する配管
、例えば、主蒸気配管３が破断したような事態が発生し
た場合、破断口を通じて一次冷却材回路の冷却材が原子
炉圧力容器外へ放出されるため、一次冷却材回路側の圧
力は急激に低下していく。
子炉圧力容器ｌの内部に隔壁工３を設け、隔壁１３と原
子炉圧力容器の内壁との間で形或される空間内に冷却水
７を貯留している。隔壁の上部には小孔を設け原子炉ド
ーム部ｌ９と冷却水７側の圧力を均圧している．また、
隔壁の下部には所定の差圧が作用すると破裂するラプチ
ャディスク９を設ける． 原子炉の通常運転状態では原子炉ドーム部１９側の圧力
と冷却水７側の圧力は小孔８を通して均圧されており、
ラプチャディスク９には殆んど圧力は作用せず，ラプチ
ャディスク９を介して一次冷却材回路と冷却水７は隔離
されている．ここで、原子炉圧力容器工に接続する配管
、例えば、主蒸気配管３が破断したような事態が発生し
た場合、破断口を通じて一次冷却材回路の冷却材が原子
炉圧力容器外へ放出されるため、一次冷却材回路側の圧
力は急激に低下していく。
一方，冷却水７側の圧力も小孔８を通じて一次冷却材回
路と連通しているため圧力が低下していくが、冷却水側
からの蒸気の放出は小孔８によって制限されるため、圧
力の低下度合は、一次冷却材回路側の低下度合よりも小
さい。この現象を第３図に示している．第３図より一次
冷却材側の圧力１１は配管破断が生じた場合、急激に減
少するのに対して、冷却水側の圧力１０は小孔からの蒸
気流出制限があるため減圧速度はゆるやかで、圧力は高
いまま維持される。
路と連通しているため圧力が低下していくが、冷却水側
からの蒸気の放出は小孔８によって制限されるため、圧
力の低下度合は、一次冷却材回路側の低下度合よりも小
さい。この現象を第３図に示している．第３図より一次
冷却材側の圧力１１は配管破断が生じた場合、急激に減
少するのに対して、冷却水側の圧力１０は小孔からの蒸
気流出制限があるため減圧速度はゆるやかで、圧力は高
いまま維持される。
従って，ラプチャディスクに差圧が生じることにより、
ラプチャディスクが破裂し、冷却水が炉心へ流入し，炉
心冷却、及び，冠水を行なうものである。
ラプチャディスクが破裂し、冷却水が炉心へ流入し，炉
心冷却、及び，冠水を行なうものである。
本発明では、一次冷却材回路と冷却水側の圧力が急激に
変化する事態以外にはラプチャディスクは破裂しないた
め，原子炉の起動停止時のゆるやかな圧力上昇、圧力下
降時には誤動作するようなことはない． 〔実施例〕 以下、本発明の一実施例を第１図により説明する．第１
図は沸騰水型原子炉圧力容器のダウンカマ部２の外側に
隔壁１３を設け、隔壁１３の上部に取付けた小孔８を介
して一次冷却材回路の蒸気相と冷却水側蒸気相を連通し
たものである。隔壁１３と原子炉圧力容器内壁で形成さ
れる空間に貯留される冷却水は一次冷却回路内に位置す
る炉心を水没できる水量以上の水を炉心上端部２０より
高位置の部分に貯留している，これにより、圧力容器に
接続する配管破断が生じた場合に、炉心６を冠水するこ
とができる． ここで、圧力容器に接続する大口径の配管の破断の場合
は，炉圧が急激に減少していくが小口径の配管破断の際
には、原子炉水位は低下していくものの圧力の低下率は
小さいため、一次冷却材回路側と冷却水側の差圧が生じ
にくくなるため，この場合に対応できる様に，逃がし安
全弁１４を自動的に開放する自動減圧設備を設け原子炉
水位低、ないしは、格納容器圧力高信号により、原子炉
圧力を強制的に減圧し、冷却水を炉心へ流入させ，原子
炉水位を回復させる． 本実施例によれば、従来の沸騰水型原子炉圧力容器より
多少大きな圧力容器形状となるものの、従来、非常用デ
ィーゼル発電機、電動ポンプ，配管，弁類で構成されて
いた非常用炉心冷却設備を削除することができ、安全設
備のＳ素化を図ることができる。また、本実施例では全
ての構或要素は、隔壁、小孔，ラプチャディスクなど静
的機器のみであるため、信頼性を向上させることが可能
である． さらに，本実施例では，炉心の外周部に冷却水を貯留す
るため，この冷却水がしやへい材としての機能を果し，
ｙＸ子炉圧力容器への中性子照射量を低減することがで
き、圧力容器材料の照射脆化呪象を緩和することも可能
である。
変化する事態以外にはラプチャディスクは破裂しないた
め，原子炉の起動停止時のゆるやかな圧力上昇、圧力下
降時には誤動作するようなことはない． 〔実施例〕 以下、本発明の一実施例を第１図により説明する．第１
図は沸騰水型原子炉圧力容器のダウンカマ部２の外側に
隔壁１３を設け、隔壁１３の上部に取付けた小孔８を介
して一次冷却材回路の蒸気相と冷却水側蒸気相を連通し
たものである。隔壁１３と原子炉圧力容器内壁で形成さ
れる空間に貯留される冷却水は一次冷却回路内に位置す
る炉心を水没できる水量以上の水を炉心上端部２０より
高位置の部分に貯留している，これにより、圧力容器に
接続する配管破断が生じた場合に、炉心６を冠水するこ
とができる． ここで、圧力容器に接続する大口径の配管の破断の場合
は，炉圧が急激に減少していくが小口径の配管破断の際
には、原子炉水位は低下していくものの圧力の低下率は
小さいため、一次冷却材回路側と冷却水側の差圧が生じ
にくくなるため，この場合に対応できる様に，逃がし安
全弁１４を自動的に開放する自動減圧設備を設け原子炉
水位低、ないしは、格納容器圧力高信号により、原子炉
圧力を強制的に減圧し、冷却水を炉心へ流入させ，原子
炉水位を回復させる． 本実施例によれば、従来の沸騰水型原子炉圧力容器より
多少大きな圧力容器形状となるものの、従来、非常用デ
ィーゼル発電機、電動ポンプ，配管，弁類で構成されて
いた非常用炉心冷却設備を削除することができ、安全設
備のＳ素化を図ることができる。また、本実施例では全
ての構或要素は、隔壁、小孔，ラプチャディスクなど静
的機器のみであるため、信頼性を向上させることが可能
である． さらに，本実施例では，炉心の外周部に冷却水を貯留す
るため，この冷却水がしやへい材としての機能を果し，
ｙＸ子炉圧力容器への中性子照射量を低減することがで
き、圧力容器材料の照射脆化呪象を緩和することも可能
である。
第４図は本発明の他の実施例である。本実施例も前述の
実施例と同じく沸騰水型原子炉に本発明を適用したもの
であるが、圧力容器内の炉心シュラウ下ｌ３と圧力容器
内壁の間のダウンカマ部を周方向に仕切板１８で分割し
、一部を一次冷却回路として原子炉冷却材が循環する流
路として利用し、残りの部分を一次冷却回路と隔離して
冷却水貯留空間とじτ、使用するものである。冷却水貯
留空間には前述の実施例と同じく原子炉ドーム部と冷却
水貯留空間蒸気相部を連通ずる小孔８を設けるとともに
下部にはラプチャディスクを配置している． 本実施例によると、ダウンカマ部の一部を冷却水貯留空
間として使用するため、第３図に示す実施例に比べて、
原子炉圧力容器の内径を小さくすることができるのが特
徴である． 第１図及び第４図に示す実施例では一次冷却材回路と冷
却水はラプチャディスク９によって完全に隔離されてい
るため，両流体が混合することがない．従って、貯留す
る冷却水にほう酸水等の中性子吸収材を充てんしておけ
ば、万一の事故の際にほう酸水を試水へ注入することが
できるため、制御捧挿入に加えて原子炉停止機能のバッ
クアップを行なうこともできる。
実施例と同じく沸騰水型原子炉に本発明を適用したもの
であるが、圧力容器内の炉心シュラウ下ｌ３と圧力容器
内壁の間のダウンカマ部を周方向に仕切板１８で分割し
、一部を一次冷却回路として原子炉冷却材が循環する流
路として利用し、残りの部分を一次冷却回路と隔離して
冷却水貯留空間とじτ、使用するものである。冷却水貯
留空間には前述の実施例と同じく原子炉ドーム部と冷却
水貯留空間蒸気相部を連通ずる小孔８を設けるとともに
下部にはラプチャディスクを配置している． 本実施例によると、ダウンカマ部の一部を冷却水貯留空
間として使用するため、第３図に示す実施例に比べて、
原子炉圧力容器の内径を小さくすることができるのが特
徴である． 第１図及び第４図に示す実施例では一次冷却材回路と冷
却水はラプチャディスク９によって完全に隔離されてい
るため，両流体が混合することがない．従って、貯留す
る冷却水にほう酸水等の中性子吸収材を充てんしておけ
ば、万一の事故の際にほう酸水を試水へ注入することが
できるため、制御捧挿入に加えて原子炉停止機能のバッ
クアップを行なうこともできる。
第５図は蒸気冷却式高転換炉に本概念を適用した実施例
を示している。本実施例の場合も第３図及び第４図と同
じく，圧力容器内隔壁上部に小孔を、また，下部にラプ
チャディスクを設けているが、蒸気冷却炉の場合、一次
冷却材回路側は蒸気であるため、ラプチャディスクにラ
プチャディスクと冷却水水面間の水頭差が、常に、差圧
として作用していることになる．従って、この場合には
前記の沸騰水型炉の場合に比べてラプチャディスクの破
裂設定圧力を水頭差分だけ高めに設定しておいて通常の
運転時にラプチャディスクが破裂しないようにしておく
。
を示している。本実施例の場合も第３図及び第４図と同
じく，圧力容器内隔壁上部に小孔を、また，下部にラプ
チャディスクを設けているが、蒸気冷却炉の場合、一次
冷却材回路側は蒸気であるため、ラプチャディスクにラ
プチャディスクと冷却水水面間の水頭差が、常に、差圧
として作用していることになる．従って、この場合には
前記の沸騰水型炉の場合に比べてラプチャディスクの破
裂設定圧力を水頭差分だけ高めに設定しておいて通常の
運転時にラプチャディスクが破裂しないようにしておく
。
第６図はラプチャディスクの代りに冷却水側から一次冷
却回路側への流れを形戒する逆止弁を設けた実施例であ
る。本実施例によれば、逆止弁の閉止力を得るために一
次冷却回路の水位、即ち、炉水位を、非常用炉心冷却水
の水位より高くしておく，これにより、水頭差によって
逆止弁の閉止を行なっておく． 〔発明の効果〕 本発明によれば、事故時の炉心への冷却水の注入を圧力
容器ドーム部と冷却水貯留部の圧力差を駆動源として行
なうため、ポンプ等の昇圧用機器が不要となっている．
さらに、蓄圧器のように窒素ガスの様な加圧設備も不要
であり、設備の簡素化を図ることができる． さらに、炉心の外周部分に水じゃへい材を追加すること
になるため、圧力容器内壁への中性子照射量を低減する
ことができ、圧力容器材料の中性子照射脆化寿命の延長
に寄与することもできる。
却回路側への流れを形戒する逆止弁を設けた実施例であ
る。本実施例によれば、逆止弁の閉止力を得るために一
次冷却回路の水位、即ち、炉水位を、非常用炉心冷却水
の水位より高くしておく，これにより、水頭差によって
逆止弁の閉止を行なっておく． 〔発明の効果〕 本発明によれば、事故時の炉心への冷却水の注入を圧力
容器ドーム部と冷却水貯留部の圧力差を駆動源として行
なうため、ポンプ等の昇圧用機器が不要となっている．
さらに、蓄圧器のように窒素ガスの様な加圧設備も不要
であり、設備の簡素化を図ることができる． さらに、炉心の外周部分に水じゃへい材を追加すること
になるため、圧力容器内壁への中性子照射量を低減する
ことができ、圧力容器材料の中性子照射脆化寿命の延長
に寄与することもできる。
第１図は本発明の一実施例を沸騰水型原子炉に適用した
場合の断面図、第２図は本発明の概要を表わす断面図、
第３図は本発明における原子炉ド一ム圧力と冷却水貯留
空間内圧力挙動を示す特性図、第４図はＢＷＲに適用し
た本発明の他の実施例の断面図、第５図は蒸気冷却炉に
適用した実施例の系統図、第６図は本発明のさらに他の
実施例の断面図である。 １・・・涼子炉圧力容器、２・・・ダウンカマ、３・・
・主蒸気配管、４・・・給水配管、５・・・ドライヤ、
６・・・炉心，７・・・非常用炉心冷却水、８・・・小
孔、９・・・ラプチャ茶２ ロ ＄３ 第４口 （ａノ （の ｌ 乙 口 １（−Ａ軒め ＼ ７クリＢｉｎ
場合の断面図、第２図は本発明の概要を表わす断面図、
第３図は本発明における原子炉ド一ム圧力と冷却水貯留
空間内圧力挙動を示す特性図、第４図はＢＷＲに適用し
た本発明の他の実施例の断面図、第５図は蒸気冷却炉に
適用した実施例の系統図、第６図は本発明のさらに他の
実施例の断面図である。 １・・・涼子炉圧力容器、２・・・ダウンカマ、３・・
・主蒸気配管、４・・・給水配管、５・・・ドライヤ、
６・・・炉心，７・・・非常用炉心冷却水、８・・・小
孔、９・・・ラプチャ茶２ ロ ＄３ 第４口 （ａノ （の ｌ 乙 口 １（−Ａ軒め ＼ ７クリＢｉｎ
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉圧力容器内に隔壁を設け、隔壁と圧力容器内
壁で形成される空間内に冷却水を貯留したことを特徴と
する非常用炉心冷却設備。 ２、請求項１の前記隔壁の上部に前記圧力容器に接続す
る最小口径の配管内径より小さい小孔を設け前記隔壁内
外の圧力を均圧させることを特徴とする原子炉圧力容器
内隔壁。 ３、請求項１または２の前記隔壁の下部に破裂板を設け
たことを特徴とする非常用炉心冷却設備。 ４、請求項１または２の前記隔壁の下部に前記隔壁と前
記圧力容器の内壁で形成される空間から前記原子炉の冷
却材側へ流入する流路を形成する逆止弁を設けたことを
特徴とする非常用炉心冷却設備。 ５、請求項１の前記空間内に貯留する冷却水にほう酸水
を添加したことを特徴とする非常用炉心冷却設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1160771A JPH0326996A (ja) | 1989-06-26 | 1989-06-26 | 非常用炉心冷却系内蔵型圧力容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1160771A JPH0326996A (ja) | 1989-06-26 | 1989-06-26 | 非常用炉心冷却系内蔵型圧力容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0326996A true JPH0326996A (ja) | 1991-02-05 |
Family
ID=15722103
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1160771A Pending JPH0326996A (ja) | 1989-06-26 | 1989-06-26 | 非常用炉心冷却系内蔵型圧力容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0326996A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6928133B2 (en) * | 2003-04-08 | 2005-08-09 | Korea Atomic Energy Research Institute | Pressurized light water reactor having flow converting grooves for emergency core cooling water |
| JP2024544721A (ja) * | 2022-03-14 | 2024-12-03 | コリア ハイドロ アンド ニュークリアー パワー カンパニー リミテッド | 小型原子炉冷却装置および冷却方法 |
-
1989
- 1989-06-26 JP JP1160771A patent/JPH0326996A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6928133B2 (en) * | 2003-04-08 | 2005-08-09 | Korea Atomic Energy Research Institute | Pressurized light water reactor having flow converting grooves for emergency core cooling water |
| JP2024544721A (ja) * | 2022-03-14 | 2024-12-03 | コリア ハイドロ アンド ニュークリアー パワー カンパニー リミテッド | 小型原子炉冷却装置および冷却方法 |
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