JPH04164293A - 非常用炉心冷却装置 - Google Patents
非常用炉心冷却装置Info
- Publication number
- JPH04164293A JPH04164293A JP2288555A JP28855590A JPH04164293A JP H04164293 A JPH04164293 A JP H04164293A JP 2288555 A JP2288555 A JP 2288555A JP 28855590 A JP28855590 A JP 28855590A JP H04164293 A JPH04164293 A JP H04164293A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pressure vessel
- reactor
- core cooling
- differential pressure
- gdcs
- 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、沸騰水型原子炉の事故時に原子炉の冷却を行
う非常用炉心冷却装置に関する。
う非常用炉心冷却装置に関する。
（従来の技術）
第３図は従来の直接サイクル型の単純化沸騰水型原子炉
（以下５ＢＷＲと略す）の概略構成図である。
（以下５ＢＷＲと略す）の概略構成図である。
第３図において、炉心２および冷却材３を収納した原子
炉圧力容器１は原子炉格納容器（図示せず）に収納され
ている。炉心２は図示しない複数の燃料集合体及び制御
棒等から構成されており、冷却材３は炉心２を下方から
上方に流通し、その際、炉心２の核反応熱により昇温す
る。昇温した冷却材３は水と蒸気との二相流状態となる
。この二相流状態となった冷却材３は、炉心２の上方に
設置された気水分離器（図示せず）内に導入されて気水
分離される。気水分離された蒸気は気水分離器の上方に
設置された蒸気乾燥器内に導入されて乾燥され、乾燥蒸
気となる。この乾燥蒸気は原子炉圧力容器上上方から主
蒸気配管４を介して、原子炉格納容器の外側に設置され
た図示しないタービン建屋内のタービン発電機に送られ
、発電に供される。発電に使用された蒸気は図示しない
復水器によって復水とされ、給水配管５を介して原子炉
圧力容器１内に導かれ、再び冷却材３となる。
炉圧力容器１は原子炉格納容器（図示せず）に収納され
ている。炉心２は図示しない複数の燃料集合体及び制御
棒等から構成されており、冷却材３は炉心２を下方から
上方に流通し、その際、炉心２の核反応熱により昇温す
る。昇温した冷却材３は水と蒸気との二相流状態となる
。この二相流状態となった冷却材３は、炉心２の上方に
設置された気水分離器（図示せず）内に導入されて気水
分離される。気水分離された蒸気は気水分離器の上方に
設置された蒸気乾燥器内に導入されて乾燥され、乾燥蒸
気となる。この乾燥蒸気は原子炉圧力容器上上方から主
蒸気配管４を介して、原子炉格納容器の外側に設置され
た図示しないタービン建屋内のタービン発電機に送られ
、発電に供される。発電に使用された蒸気は図示しない
復水器によって復水とされ、給水配管５を介して原子炉
圧力容器１内に導かれ、再び冷却材３となる。
ところで、原子カブラン！−では原子炉圧力容器に接続
された各種配管が破断して冷却材の一部または大部分が
短時間に炉外に放出される事故（以下ＬＯＣＡという）
を想定して、これらの事故の拡大を防止するために各種
の安全設備が設置されている。
された各種配管が破断して冷却材の一部または大部分が
短時間に炉外に放出される事故（以下ＬＯＣＡという）
を想定して、これらの事故の拡大を防止するために各種
の安全設備が設置されている。
すなわち、ＬＯＣＡに伴ない原子炉圧力容器］から原子
炉格納容器内に冷却材３が放出されるが、その場合の原
子炉圧力容器上内の水位低下に伴う炉心２の露出を防ぐ
ために、減圧弁６が主蒸気配管４に設けられ、また重力
落下式炉心冷却系プール（以下ＧＤＣＳプールという）
７が原子炉圧力容器１の上方に設置されている。ＧＤＣ
Ｓブール７にはＧＤＣ８配管９が接続されている。この
ＧＤＣ８配管９の一端は原子炉容器］に接続され、また
逆止１０により冷却材３がＧＤＣ８配管９を介して原子
炉圧力容器１外に流出しないように設置されている。な
お、ＧＤＣ８配管は１つの原子炉施設につき複数本設置
されているが、図中では便宜」−１本で表す。ＬＯＣＡ
が発生した場合、原子炉水位低又は格納容器内圧力高等
の信号（以下ＬＯＣＡ信号という）により減圧弁６が開
となり、原子炉圧力容器１内の圧力は急速に低下する。
炉格納容器内に冷却材３が放出されるが、その場合の原
子炉圧力容器上内の水位低下に伴う炉心２の露出を防ぐ
ために、減圧弁６が主蒸気配管４に設けられ、また重力
落下式炉心冷却系プール（以下ＧＤＣＳプールという）
７が原子炉圧力容器１の上方に設置されている。ＧＤＣ
Ｓブール７にはＧＤＣ８配管９が接続されている。この
ＧＤＣ８配管９の一端は原子炉容器］に接続され、また
逆止１０により冷却材３がＧＤＣ８配管９を介して原子
炉圧力容器１外に流出しないように設置されている。な
お、ＧＤＣ８配管は１つの原子炉施設につき複数本設置
されているが、図中では便宜」−１本で表す。ＬＯＣＡ
が発生した場合、原子炉水位低又は格納容器内圧力高等
の信号（以下ＬＯＣＡ信号という）により減圧弁６が開
となり、原子炉圧力容器１内の圧力は急速に低下する。
原子炉圧力が大気圧近くまで低下するとＧＤＣＳプール
７内のＧＤＣＳプール水８がＧＤＣ８配管９を介して原
子炉圧力容器１内に流入される。このためＬＯＣＡの発
生に伴ない冷却材３が流出し原子炉圧力容器１内に水位
が低下しても、ＧＤＣＳプール水８が原子炉圧力容器１
内に注入されるため、炉心２が露出することはなく、し
たがって原子炉は安全に冷却されるように構成されてい
る。
７内のＧＤＣＳプール水８がＧＤＣ８配管９を介して原
子炉圧力容器１内に流入される。このためＬＯＣＡの発
生に伴ない冷却材３が流出し原子炉圧力容器１内に水位
が低下しても、ＧＤＣＳプール水８が原子炉圧力容器１
内に注入されるため、炉心２が露出することはなく、し
たがって原子炉は安全に冷却されるように構成されてい
る。
（発明が解決しようとする課題）
以上のような構成により、ＬＯＣＡの発生による原子炉
水位低下及び原子炉圧力低下時には、ＧＤＣＳプール水
がすべてのＧＤＣ８配管を介して原子炉圧力容器内に供
給される。
水位低下及び原子炉圧力低下時には、ＧＤＣＳプール水
がすべてのＧＤＣ８配管を介して原子炉圧力容器内に供
給される。
したがって、何らかの原因によりＧＤＣ８配管に破断が
発生していた場合、ＧＤＣＳプール水の一部はこの破断
口から流出し、よって炉心冷却の目的の為に使用されず
に損失されることになる。
発生していた場合、ＧＤＣＳプール水の一部はこの破断
口から流出し、よって炉心冷却の目的の為に使用されず
に損失されることになる。
本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、その目的は
、ＧＤＣ８配管に破断が発生してもＧＤＣＳプール水を
有効に活用することができる非常用炉心冷却装置を提供
することにある。
、ＧＤＣ８配管に破断が発生してもＧＤＣＳプール水を
有効に活用することができる非常用炉心冷却装置を提供
することにある。
（課題を解決するための手段）
上記目的を達成するために、本発明の非常用炉心冷却装
置は、ＧＤＣ８配管の原子炉圧力容器入口部に差圧検出
器を設け、この差圧検出器によって冷却材が注入配管外
に流出していると判定した場合にその差圧信号により閉
作動する注入弁をＧＤＣ８配管に設置して成ることを特
徴とするものである。
置は、ＧＤＣ８配管の原子炉圧力容器入口部に差圧検出
器を設け、この差圧検出器によって冷却材が注入配管外
に流出していると判定した場合にその差圧信号により閉
作動する注入弁をＧＤＣ８配管に設置して成ることを特
徴とするものである。
（作 用）
このようにして構成された非常用炉心冷却装置において
は、万−ＧＤＣ８配管の逆止弁より圧力容器側に破断が
生じたとしても、破断口のあるＧＤＣ８配管の原子炉圧
力容器入口では逆流が生じ、これを差圧検出器により検
出することによって破断を検出し、注入弁が閉作動する
。そのため、ＧＤＣＳプール水がＧＤＣ８配管の破断口
から直接原子炉格納容器内に流出されることはない。そ
の結果、ＧＤＣＳプール水が損失することなく炉心冷却
の目的で有効に活用することができる。
は、万−ＧＤＣ８配管の逆止弁より圧力容器側に破断が
生じたとしても、破断口のあるＧＤＣ８配管の原子炉圧
力容器入口では逆流が生じ、これを差圧検出器により検
出することによって破断を検出し、注入弁が閉作動する
。そのため、ＧＤＣＳプール水がＧＤＣ８配管の破断口
から直接原子炉格納容器内に流出されることはない。そ
の結果、ＧＤＣＳプール水が損失することなく炉心冷却
の目的で有効に活用することができる。
（実施例）
本発明の一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。
第１図に示すように、ＧＤＣＳプール１３に接続され、
炉心１２を収納した原子炉圧力容器１１内にＧＤＣＳプ
ール水１４を導くよう設置されたＧＤＣ８配管１５には
差圧検出器１６と通常時は開とならない注入弁１７及び
逆止弁１０が設けられている。
炉心１２を収納した原子炉圧力容器１１内にＧＤＣＳプ
ール水１４を導くよう設置されたＧＤＣ８配管１５には
差圧検出器１６と通常時は開とならない注入弁１７及び
逆止弁１０が設けられている。
複数のＧＤＣ８配管各々に設けられた注入弁１７は、差
圧検出器１６により検出されたＧＤＣ８配管１５内の差
圧≦α（＝逆流と評価される差圧）の信号により閉とな
るものとする。なお、ＧＤＣ３配管１５内での流れの向
きが、ＧＤＣＳプール１３から原子炉圧力容器への方向
であるとき正であるものとする。また、上記αについて
は、通常運転時の流動振動等を考慮して決めるものとす
る。
圧検出器１６により検出されたＧＤＣ８配管１５内の差
圧≦α（＝逆流と評価される差圧）の信号により閉とな
るものとする。なお、ＧＤＣ３配管１５内での流れの向
きが、ＧＤＣＳプール１３から原子炉圧力容器への方向
であるとき正であるものとする。また、上記αについて
は、通常運転時の流動振動等を考慮して決めるものとす
る。
第２図は本実施例に係る非常用炉心冷却装置のＧＤＣ８
配管破断時の機能説明図である。
配管破断時の機能説明図である。
今、ＧＤＣ８配管１５で破断口（図中×で示す）１８が
生じたと仮定すると、差圧検出器１６によりＧＤＣ８配
管１５内の差圧≦αとなるため、ＧＤＣ８配管］８に設
けられた注入弁２１は閉しられる。
生じたと仮定すると、差圧検出器１６によりＧＤＣ８配
管１５内の差圧≦αとなるため、ＧＤＣ８配管］８に設
けられた注入弁２１は閉しられる。
他の健全なＧＤＣ８配管１５においては、それぞれの差
圧検出器によりＧＤＣ８配管内差圧〉αとなるため、注
入弁は開状態を維持しＧＤＣＳプール水１４水加４炉圧
力容器１１内に流入する。
圧検出器によりＧＤＣ８配管内差圧〉αとなるため、注
入弁は開状態を維持しＧＤＣＳプール水１４水加４炉圧
力容器１１内に流入する。
以上の説明した機能により、ＧＤＣ８配管破断時におい
て、ＧＤＣＳプール水は破断の生じたＧＤＣ８配管を介
さずに原子炉圧力容器内へ供給されるので、ＧＤＣＳプ
ール水が破断口から直接格納容器内へ流出することはな
い。したがって、ＧＤＣＳプール水の損失はなく、炉心
冷却を行うことができる。
て、ＧＤＣＳプール水は破断の生じたＧＤＣ８配管を介
さずに原子炉圧力容器内へ供給されるので、ＧＤＣＳプ
ール水が破断口から直接格納容器内へ流出することはな
い。したがって、ＧＤＣＳプール水の損失はなく、炉心
冷却を行うことができる。
なお、第２図ではＧＤＣ３配管破断時の非常用炉心冷却
装置の機能について説明したが、本発明の非常用炉心冷
却装置は、ＧＤＣ８配管に破断が生じないＬＯＣＡ時に
おいても作動される。この場合、ＧＤＣ３配管の差圧〉
αであり、全ての注入弁は開状態を維持し、すべてのＧ
ＤＣ８配管を介してＧＤＣＳプール水が原子炉圧力容器
内に供給される。
装置の機能について説明したが、本発明の非常用炉心冷
却装置は、ＧＤＣ８配管に破断が生じないＬＯＣＡ時に
おいても作動される。この場合、ＧＤＣ３配管の差圧〉
αであり、全ての注入弁は開状態を維持し、すべてのＧ
ＤＣ８配管を介してＧＤＣＳプール水が原子炉圧力容器
内に供給される。
以」二説明したように、本発明によれば、ＧＤＣ８配管
に破断が生じた場合においても、ＧＤＣ８配管の破断口
からＧＤＣＳプール水が直接格納容器内へ流出すること
がないので、ＧＤＣＳプール水の損失がなく炉心冷却が
行える。よって、原子炉の安全性の向」二に寄与するこ
とができる。
に破断が生じた場合においても、ＧＤＣ８配管の破断口
からＧＤＣＳプール水が直接格納容器内へ流出すること
がないので、ＧＤＣＳプール水の損失がなく炉心冷却が
行える。よって、原子炉の安全性の向」二に寄与するこ
とができる。
第１図は本発明の一実施例を示す非常用炉心冷却装置の
概略構成図、第２図は本実施例に係る非常用炉心冷却装
置のＧＤＣ８配管破断時の機能説明図、第３図は従来の
直接サイクル型の単純化沸騰水型原子炉の概略構成図で
ある。 １１ 原子炉圧力容器 ＝７− １２ 炉心 １３ 重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣ３）プール１４
・重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣ３）プール水１５・−
重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣ５）配管１６・・・差圧
検出器 １７ 注入弁 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 ／３ 第１図
概略構成図、第２図は本実施例に係る非常用炉心冷却装
置のＧＤＣ８配管破断時の機能説明図、第３図は従来の
直接サイクル型の単純化沸騰水型原子炉の概略構成図で
ある。 １１ 原子炉圧力容器 ＝７− １２ 炉心 １３ 重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣ３）プール１４
・重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣ３）プール水１５・−
重力落下式炉心冷却系（ＧＤＣ５）配管１６・・・差圧
検出器 １７ 注入弁 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 ／３ 第１図
Claims (1)
- 原子炉圧力容器の上方に設置された重力落下式炉心冷却
系プールを給水源とし、冷却材喪失事故時に前記重力落
下式炉心冷却系プール内の冷却水を前記原子炉圧力容器
内へ導く注入配管に逆止弁を設け、さらにこの注入配管
の圧力容器入口部に差圧検出器を設け、この差圧検出器
から出力される信号から冷却材が注入配管外に流出して
いると判断した場合に閉作動する注入弁を逆止弁より重
力落下式炉心冷却プール側の前記注入配管に設けて成る
ことを特徴とする非常用炉心冷却装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2288555A JPH04164293A (ja) | 1990-10-29 | 1990-10-29 | 非常用炉心冷却装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2288555A JPH04164293A (ja) | 1990-10-29 | 1990-10-29 | 非常用炉心冷却装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04164293A true JPH04164293A (ja) | 1992-06-09 |
Family
ID=17731765
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2288555A Pending JPH04164293A (ja) | 1990-10-29 | 1990-10-29 | 非常用炉心冷却装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04164293A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103426484A (zh) * | 2012-05-25 | 2013-12-04 | 国家核电技术有限公司 | 一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法以及用于实施这种方法的系统 |
-
1990
- 1990-10-29 JP JP2288555A patent/JPH04164293A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103426484A (zh) * | 2012-05-25 | 2013-12-04 | 国家核电技术有限公司 | 一种防止反应堆堆内熔融物熔损压力容器的方法以及用于实施这种方法的系统 |
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