JPH05188174A - 原子炉プラント用の予備の受動的冷却水安全注入設備 - Google Patents
原子炉プラント用の予備の受動的冷却水安全注入設備Info
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- JPH05188174A JPH05188174A JP4149745A JP14974592A JPH05188174A JP H05188174 A JPH05188174 A JP H05188174A JP 4149745 A JP4149745 A JP 4149745A JP 14974592 A JP14974592 A JP 14974592A JP H05188174 A JPH05188174 A JP H05188174A
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
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- 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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- Engineering & Computer Science (AREA)
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】 （修正有）
【目的】水冷形核分裂炉プラントにおいて機能不全が生
じたときに受動的に駆動される冷却水送り出しの改良さ
れた構成をそなえた液体予備安全供給設備を提供する。 【構成】環状領域２６の中に少なくとも一つの，下端が
開放し，上端が閉じ，ブリードベント３４と毛細管３６
を備えた細長いチャンバ３２を設ける。毛細管３６はシ
ュラウド２０を通過してプレナム領域２４に入る。事故
等により冷却水喪失が生じると，蒸気フラッシングが生
じ，蒸気が，チャンバ３２の中で迅速に膨張し，残りの
冷却水を下端を通って圧力容器１２中に押出し，冷却水
の漏れた体積を補い，燃料コア１４を沈めて冷却する。
このようにして，補助冷却水が原子炉圧力容器１２の中
の供給源から供給される。
じたときに受動的に駆動される冷却水送り出しの改良さ
れた構成をそなえた液体予備安全供給設備を提供する。 【構成】環状領域２６の中に少なくとも一つの，下端が
開放し，上端が閉じ，ブリードベント３４と毛細管３６
を備えた細長いチャンバ３２を設ける。毛細管３６はシ
ュラウド２０を通過してプレナム領域２４に入る。事故
等により冷却水喪失が生じると，蒸気フラッシングが生
じ，蒸気が，チャンバ３２の中で迅速に膨張し，残りの
冷却水を下端を通って圧力容器１２中に押出し，冷却水
の漏れた体積を補い，燃料コア１４を沈めて冷却する。
このようにして，補助冷却水が原子炉圧力容器１２の中
の供給源から供給される。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明はいわゆる沸騰水形の水冷
核分裂炉に関するものである。沸騰水原子炉には蒸気発
生プラントが含まれている。この蒸気発生プラントで
は、熱を発生する核分裂燃料コアを通って原子炉冷却水
が循環することにより、燃料から熱エネルギーが冷却水
に移動し、蒸気が発生する。次に、発電等のため、蒸気
を使用することによりタービンや他の機械を駆動する。
核分裂炉に関するものである。沸騰水原子炉には蒸気発
生プラントが含まれている。この蒸気発生プラントで
は、熱を発生する核分裂燃料コアを通って原子炉冷却水
が循環することにより、燃料から熱エネルギーが冷却水
に移動し、蒸気が発生する。次に、発電等のため、蒸気
を使用することによりタービンや他の機械を駆動する。
【０００２】
【従来の技術】分裂核燃料が生じる莫大な量の熱エネル
ギーのため、商用の水冷形核分裂炉の燃料コアを熱伝達
冷却水の中に沈めた状態に維持しなければならない。原
子炉プラントの燃料コアの中の過熱した炉心溶融で生じ
得るような危険な状態または原子炉破損の危険性を排除
するために、循環する冷却水によりエネルギー生成燃料
コアから熱を伝達して取り除く必要がある。
ギーのため、商用の水冷形核分裂炉の燃料コアを熱伝達
冷却水の中に沈めた状態に維持しなければならない。原
子炉プラントの燃料コアの中の過熱した炉心溶融で生じ
得るような危険な状態または原子炉破損の危険性を排除
するために、循環する冷却水によりエネルギー生成燃料
コアから熱を伝達して取り除く必要がある。
【０００３】このような破壊の危険は主要な炉冷却液の
入れ物または導管の広範囲にわたる割れ目による冷却材
喪失事故（ＬＯＣＡ）から生じ得る。この理論的な事故
事象に対処するため商用の水冷形核分裂炉に、補助冷却
水を原子炉容器に供給することにより燃料コアを冷却し
て、より低いか正規の動作温度を維持することに利用で
きる水の大きなタンクが設けられる。必要に応じて燃料
コアにこの補助冷却水を供給または注入することによ
り、故障で失われたもとの冷却水を交換または補充する
ための設備を駆動し、動作させるために、種々の安全手
段が提案され、用いられてきた。
入れ物または導管の広範囲にわたる割れ目による冷却材
喪失事故（ＬＯＣＡ）から生じ得る。この理論的な事故
事象に対処するため商用の水冷形核分裂炉に、補助冷却
水を原子炉容器に供給することにより燃料コアを冷却し
て、より低いか正規の動作温度を維持することに利用で
きる水の大きなタンクが設けられる。必要に応じて燃料
コアにこの補助冷却水を供給または注入することによ
り、故障で失われたもとの冷却水を交換または補充する
ための設備を駆動し、動作させるために、種々の安全手
段が提案され、用いられてきた。
【０００４】補助冷却水を供給または注入することによ
り燃料コアの温度を調節する予備安全設備を含むための
商用水冷形核分裂炉プラントに於ける代表的な構成で
は、推進材が補助液状水またはホウ素溶液をその供給源
またはタンクから連絡導管を介して原子炉容器に駆動す
るために、窒素のような適当なガスが使用される。した
がって、補助冷却水またはホウ素水溶液が充分なガス圧
力のもとで閉じた容器またはタンクの中に維持される。
これにより、原子炉内の機能不全に応じて手動または自
動で動作された信号により、適当な導管構成を介して原
子炉容器に液体内容物が入れられる。
り燃料コアの温度を調節する予備安全設備を含むための
商用水冷形核分裂炉プラントに於ける代表的な構成で
は、推進材が補助液状水またはホウ素溶液をその供給源
またはタンクから連絡導管を介して原子炉容器に駆動す
るために、窒素のような適当なガスが使用される。した
がって、補助冷却水またはホウ素水溶液が充分なガス圧
力のもとで閉じた容器またはタンクの中に維持される。
これにより、原子炉内の機能不全に応じて手動または自
動で動作された信号により、適当な導管構成を介して原
子炉容器に液体内容物が入れられる。
【０００５】しかし、このような設備は冷却水を推進す
るためのガスの漏れや損失が起こりがちであるととも
に、設備を動作させるための手動および／または機械的
または電子的な手段の機能不全が起こりがちである。も
う一つの手段には、補助冷却水の高い容器を用いる重力
送り構成が含まれている。しかし、冷却材喪失事故事象
の結果、時に過熱が生じることがある。この過熱によ
り、場合によっては、原子炉圧力容器の中に既にある高
い圧力より増大した圧力が生じる。このような高い圧力
状態の生起により、冷却水が高圧の原子炉容器内に重力
送りされなくなる。
るためのガスの漏れや損失が起こりがちであるととも
に、設備を動作させるための手動および／または機械的
または電子的な手段の機能不全が起こりがちである。も
う一つの手段には、補助冷却水の高い容器を用いる重力
送り構成が含まれている。しかし、冷却材喪失事故事象
の結果、時に過熱が生じることがある。この過熱によ
り、場合によっては、原子炉圧力容器の中に既にある高
い圧力より増大した圧力が生じる。このような高い圧力
状態の生起により、冷却水が高圧の原子炉容器内に重力
送りされなくなる。
【０００６】
【発明の概要】本発明には水冷形核分裂炉プラントのた
めの改良された予備安全設備が含まれている。本発明の
改良には、補助冷却水の予備供給源を原子炉圧力容器の
燃料コア領域内に取り入れるための全面的に受動的な送
り出し手段が含まれる。更に、本発明には、原子炉の緊
急事態または機能不全に対処するため補助冷却水を供給
するために固有の受動的な対策または刺激力を与えるた
めの手段と組合わされた原子炉圧力容器内に収容された
補助冷却水タンクの独特の構成が含まれる。
めの改良された予備安全設備が含まれている。本発明の
改良には、補助冷却水の予備供給源を原子炉圧力容器の
燃料コア領域内に取り入れるための全面的に受動的な送
り出し手段が含まれる。更に、本発明には、原子炉の緊
急事態または機能不全に対処するため補助冷却水を供給
するために固有の受動的な対策または刺激力を与えるた
めの手段と組合わされた原子炉圧力容器内に収容された
補助冷却水タンクの独特の構成が含まれる。
【０００７】
【発明の目的】本発明の主要な目的は核分裂炉プラント
のための改良された冷却水予備安全供給設備を提供する
ことである。本発明の付加的な目的は受動送り出し手段
をそなえた水冷形核分裂炉プラントのための冷却水予備
安全供給設備を提供することである。
のための改良された冷却水予備安全供給設備を提供する
ことである。本発明の付加的な目的は受動送り出し手段
をそなえた水冷形核分裂炉プラントのための冷却水予備
安全供給設備を提供することである。
【０００８】本発明のもう一つの目的は安全性と経済性
を向上する、固有のガス推進源と印加設備をそなえた水
冷形核分裂炉プラントのための予備安全供給源を提供す
ることである。本発明の更にもう一つの目的は機能不全
が生じたときに受動的に駆動される冷却水送り出しの改
良された構成をそなえた水冷形核分裂炉プラントのため
の液体予備安全供給設備を提供することである。
を向上する、固有のガス推進源と印加設備をそなえた水
冷形核分裂炉プラントのための予備安全供給源を提供す
ることである。本発明の更にもう一つの目的は機能不全
が生じたときに受動的に駆動される冷却水送り出しの改
良された構成をそなえた水冷形核分裂炉プラントのため
の液体予備安全供給設備を提供することである。
【０００９】本発明の更にもう一つの目的は冷却材喪失
事故によるコア過熱の期間の間、固有の推進ガス源とな
る受動設備により燃料コアに冷却水を補助的に印加する
ための水冷形核分裂炉プラントのための改良された多重
液体予備安全供給設備を提供することである。
事故によるコア過熱の期間の間、固有の推進ガス源とな
る受動設備により燃料コアに冷却水を補助的に印加する
ための水冷形核分裂炉プラントのための改良された多重
液体予備安全供給設備を提供することである。
【００１０】
【実施例の記載】図１に示すように、水冷形核分裂炉プ
ラント１０には原子炉圧力容器１２が含まれている。都
合のよい大きさのバンドルにまとめられた密封金属管の
中に入れられた濃縮酸化ウランペレットのような核分裂
性燃料物質１４のコアが原子炉圧力容器１２に含まれて
いる。原子炉の発電動作の間、燃料物質の中性子誘起核
分裂反応は適当な量に配置された中性子吸収材制御棒ま
たはブレードおよび制御棒引抜きパターンにより制御さ
れて、莫大な量の熱エネルギーを生成する。燃料集合体
のコアは原子炉圧力容器１２から内側に離れた原子炉圧
力容器１２の下部領域の中央に配置され、ほぼ冷却水１
６の中に沈められる。冷却水１６は燃料コア１４を通っ
て循環することにより熱を運び去って蒸気を生成する。
これにより、発電のためのタービン駆動のような仕事が
行われる。ホウ素のような中性子吸収材を含む制御棒１
８は燃料コア１４に出入りするように往復動することが
できる。これにより、燃料の中性子誘起核分裂反応の速
度の制御または調節、もしくは反応の終了が行われる。
これにより、仕事を遂行するための蒸気を発生するため
に燃料コア１４が生成する熱量が調節される。
ラント１０には原子炉圧力容器１２が含まれている。都
合のよい大きさのバンドルにまとめられた密封金属管の
中に入れられた濃縮酸化ウランペレットのような核分裂
性燃料物質１４のコアが原子炉圧力容器１２に含まれて
いる。原子炉の発電動作の間、燃料物質の中性子誘起核
分裂反応は適当な量に配置された中性子吸収材制御棒ま
たはブレードおよび制御棒引抜きパターンにより制御さ
れて、莫大な量の熱エネルギーを生成する。燃料集合体
のコアは原子炉圧力容器１２から内側に離れた原子炉圧
力容器１２の下部領域の中央に配置され、ほぼ冷却水１
６の中に沈められる。冷却水１６は燃料コア１４を通っ
て循環することにより熱を運び去って蒸気を生成する。
これにより、発電のためのタービン駆動のような仕事が
行われる。ホウ素のような中性子吸収材を含む制御棒１
８は燃料コア１４に出入りするように往復動することが
できる。これにより、燃料の中性子誘起核分裂反応の速
度の制御または調節、もしくは反応の終了が行われる。
これにより、仕事を遂行するための蒸気を発生するため
に燃料コア１４が生成する熱量が調節される。
【００１１】通常、このような原子炉プラント１０には
補助冷却水設備が設けられる。補助冷却水の予備供給源
の入っている補助冷却水タンクが補助冷却水設備に含ま
れている。補助冷却水設備は従来一般に、タンクから原
子炉容器１２に補助冷却水を推進するための手段とし
て、窒素のような加圧された推進ガスで動作駆動され
た。補助冷却水タンクのための推進ガス源は通常、流体
導管を介して補助冷却水タンクと接続された高圧ガス供
給タンクで構成された。このような手段は漏れ、したが
って、機能不全が生じやすい。
補助冷却水設備が設けられる。補助冷却水の予備供給源
の入っている補助冷却水タンクが補助冷却水設備に含ま
れている。補助冷却水設備は従来一般に、タンクから原
子炉容器１２に補助冷却水を推進するための手段とし
て、窒素のような加圧された推進ガスで動作駆動され
た。補助冷却水タンクのための推進ガス源は通常、流体
導管を介して補助冷却水タンクと接続された高圧ガス供
給タンクで構成された。このような手段は漏れ、したが
って、機能不全が生じやすい。
【００１２】プラント１０の原子炉圧力容器１２には、
図１および図２に示すように内側に離して配置された燃
料コア１４を囲むシュラウド２０が含まれている。シュ
ラウド２０は囲まれた燃料コア１４の上下に所定距離だ
け伸びる。これにより、燃料コアより下のシュラウドの
中の領域から成る燃料コア下側プレナム領域２２、およ
び燃料コアより上のシュラウドの中の領域から成る燃料
コア上側プレナム領域２４が形成される。燃料コアシュ
ラウド２０は通常、一端が開いた円筒形になっている。
また、燃料コアシュラウド２０は直径が圧力容器１２に
比べて小さく、原子炉圧力容器１２の側壁から内側に離
して配置される。これにより、燃料コアシュラウド２０
の外壁と原子炉圧力容器１２の内壁との間に環状領域２
６が形成される。環状領域２６は冷却サイクルを通る冷
却水１６の循環のための下向きの流路を形成する。この
流路では、容器入口２８から供給される復水後の冷却給
水１６が原子炉容器を再循環する液状冷却水１６ととも
に環状領域２６を通って下向きに流れる。次に、冷却水
１６は下がり続け、燃料コアシュラウド２０の下側のへ
りをまわる。流れの方向が逆になると、冷却水１６は燃
料コアシュラウド２０の中を上向きに通過する。このよ
うにして、循環する冷却水１６はコア下側プレナム領域
２２、燃料コア１４、およびコア上側プレナム領域２４
を順に通って上向きに流れる。熱生成燃料コア１４を通
過する際、冷却水１６はそれから熱を吸収し、冷却水の
一部が蒸気に変換される。残りの液状冷却水と混合され
た蒸気はコア上側プレナム領域２４とその先を通過する
際、適当な手段によって充分に分離され、蒸気は圧力容
器１２から出て仕事を行う。残りの液状冷却水１６は燃
料コアシュラウド２０の最上部の上で再びその流路が逆
転し、通常、凝縮された蒸気として始まる若干の帰還さ
れる給水および通常、発電所復水貯蔵タンクまたは蒸発
器から出る浄化された補給水とともに環状領域２６の中
を下降する。この冷却サイクルが限りなく繰り返され
る。
図１および図２に示すように内側に離して配置された燃
料コア１４を囲むシュラウド２０が含まれている。シュ
ラウド２０は囲まれた燃料コア１４の上下に所定距離だ
け伸びる。これにより、燃料コアより下のシュラウドの
中の領域から成る燃料コア下側プレナム領域２２、およ
び燃料コアより上のシュラウドの中の領域から成る燃料
コア上側プレナム領域２４が形成される。燃料コアシュ
ラウド２０は通常、一端が開いた円筒形になっている。
また、燃料コアシュラウド２０は直径が圧力容器１２に
比べて小さく、原子炉圧力容器１２の側壁から内側に離
して配置される。これにより、燃料コアシュラウド２０
の外壁と原子炉圧力容器１２の内壁との間に環状領域２
６が形成される。環状領域２６は冷却サイクルを通る冷
却水１６の循環のための下向きの流路を形成する。この
流路では、容器入口２８から供給される復水後の冷却給
水１６が原子炉容器を再循環する液状冷却水１６ととも
に環状領域２６を通って下向きに流れる。次に、冷却水
１６は下がり続け、燃料コアシュラウド２０の下側のへ
りをまわる。流れの方向が逆になると、冷却水１６は燃
料コアシュラウド２０の中を上向きに通過する。このよ
うにして、循環する冷却水１６はコア下側プレナム領域
２２、燃料コア１４、およびコア上側プレナム領域２４
を順に通って上向きに流れる。熱生成燃料コア１４を通
過する際、冷却水１６はそれから熱を吸収し、冷却水の
一部が蒸気に変換される。残りの液状冷却水と混合され
た蒸気はコア上側プレナム領域２４とその先を通過する
際、適当な手段によって充分に分離され、蒸気は圧力容
器１２から出て仕事を行う。残りの液状冷却水１６は燃
料コアシュラウド２０の最上部の上で再びその流路が逆
転し、通常、凝縮された蒸気として始まる若干の帰還さ
れる給水および通常、発電所復水貯蔵タンクまたは蒸発
器から出る浄化された補給水とともに環状領域２６の中
を下降する。この冷却サイクルが限りなく繰り返され
る。
【００１３】この循環する冷却水系により、上を流れる
冷却水の中に沈められた核分裂性燃料の熱生成コアが、
原子炉の温度を調節する手段として、更に燃料コアから
循環冷却水へ継続的に熱が伝達されることおよびそれの
一部が蒸発して蒸気となることにより原子炉容器の圧力
を調節する手段として維持される。しかし、主管のよう
な原子炉の冷却水担持要素の重大な割れ目という万一の
事態が起きた結果、原子炉が減圧し、熱生成燃料コアの
まわりから冷却水が大幅に失われて熱生成燃料コアが露
出したり、冷却水の循環が遮断されたりした場合、原子
炉圧力容器の中の燃料コアおよびそれと結合された構成
要素が間もなく過熱する。
冷却水の中に沈められた核分裂性燃料の熱生成コアが、
原子炉の温度を調節する手段として、更に燃料コアから
循環冷却水へ継続的に熱が伝達されることおよびそれの
一部が蒸発して蒸気となることにより原子炉容器の圧力
を調節する手段として維持される。しかし、主管のよう
な原子炉の冷却水担持要素の重大な割れ目という万一の
事態が起きた結果、原子炉が減圧し、熱生成燃料コアの
まわりから冷却水が大幅に失われて熱生成燃料コアが露
出したり、冷却水の循環が遮断されたりした場合、原子
炉圧力容器の中の燃料コアおよびそれと結合された構成
要素が間もなく過熱する。
【００１４】本発明によれば、冷却水が不注意により失
われる場合に対して、原子炉の核分裂性燃料の熱生成コ
アをより完全に沈めるための予備冷却水源が設けられ
る。本発明の予備冷却水源の冷却水は原子炉圧力容器の
中に保持され、その作動および推進または駆動手段は本
質的に原子炉圧力容器の中の過熱に受動的に応答する。
図に示すように、環状領域２６の中に少なくとも一つの
細長いチャンバ（ｃｈａｍｂｅｒ）３２が設けられる。
細長いチャンバ３２の下端は開放しており、上端は閉じ
て、小さなオリフィス形のブリードベント（bleed ven
t）３４が設けられている。チャンバ３２の閉じた上端
の小さなオリフィス形のブリードベント３４は、シュラ
ウド２０を通過してコア上側プレナム領域２４に入る毛
細管３６のような直径の小さい管を介して出ることが好
ましい。
われる場合に対して、原子炉の核分裂性燃料の熱生成コ
アをより完全に沈めるための予備冷却水源が設けられ
る。本発明の予備冷却水源の冷却水は原子炉圧力容器の
中に保持され、その作動および推進または駆動手段は本
質的に原子炉圧力容器の中の過熱に受動的に応答する。
図に示すように、環状領域２６の中に少なくとも一つの
細長いチャンバ（ｃｈａｍｂｅｒ）３２が設けられる。
細長いチャンバ３２の下端は開放しており、上端は閉じ
て、小さなオリフィス形のブリードベント（bleed ven
t）３４が設けられている。チャンバ３２の閉じた上端
の小さなオリフィス形のブリードベント３４は、シュラ
ウド２０を通過してコア上側プレナム領域２４に入る毛
細管３６のような直径の小さい管を介して出ることが好
ましい。
【００１５】本発明の上記の手段および構成により、正
規運転状態の間に原子炉圧力容器１２を通って流れる冷
却水１６はその開放した下端を通って細長いチャンバ３
２を充たし、中のガス状内容物がブリードベント３４を
通って長期間にわたってそれから排出されるに従って該
もとのガス状内容物に置き換わる。その後、事故等によ
り冷却水１６の喪失が生じると、その結果として避けら
れない高温原子炉冷却材の減圧により、冷却水１６を含
む液体がいたる所で、蒸気フラッシングとして周知の過
程で、小さな泡の形で蒸気に変わる。細長いチャンバ３
２内を充たす冷却水の中ででも、この水が同等に高温で
あるので、蒸気フラッシングが同様に生じる。この本来
的に作成される蒸気は原子炉減圧の過渡現象が進行する
につれてブリードベント付きの閉じた上端まで上昇し、
チャンバ３２の中で迅速に膨張する。これにより、チャ
ンバ３２の内容物である残りの冷却水が開放した下端を
通って圧力容器１２の中に押し出され、冷却水１６の漏
れた体積を補うことにより、熱生成燃料コアを沈めて冷
却する。このようにして、補助冷却水が原子炉圧力容器
１２の中の供給源から供給され、本来受動的な手段によ
って印加される。
規運転状態の間に原子炉圧力容器１２を通って流れる冷
却水１６はその開放した下端を通って細長いチャンバ３
２を充たし、中のガス状内容物がブリードベント３４を
通って長期間にわたってそれから排出されるに従って該
もとのガス状内容物に置き換わる。その後、事故等によ
り冷却水１６の喪失が生じると、その結果として避けら
れない高温原子炉冷却材の減圧により、冷却水１６を含
む液体がいたる所で、蒸気フラッシングとして周知の過
程で、小さな泡の形で蒸気に変わる。細長いチャンバ３
２内を充たす冷却水の中ででも、この水が同等に高温で
あるので、蒸気フラッシングが同様に生じる。この本来
的に作成される蒸気は原子炉減圧の過渡現象が進行する
につれてブリードベント付きの閉じた上端まで上昇し、
チャンバ３２の中で迅速に膨張する。これにより、チャ
ンバ３２の内容物である残りの冷却水が開放した下端を
通って圧力容器１２の中に押し出され、冷却水１６の漏
れた体積を補うことにより、熱生成燃料コアを沈めて冷
却する。このようにして、補助冷却水が原子炉圧力容器
１２の中の供給源から供給され、本来受動的な手段によ
って印加される。
【００１６】図１および３に示すように本発明の実施例
では、間隔を置いて配置された複数の細長いチャンバ３
２が一周する形状で環状領域２６の中に配列され、補助
冷却水の増強された供給源となる。環状領域２６の中に
存在して、それを通る冷却水の流れを事実上妨げないた
めに、細長いチャンバ３２は適当な長さと直径の管状構
造であることが望ましい。
では、間隔を置いて配置された複数の細長いチャンバ３
２が一周する形状で環状領域２６の中に配列され、補助
冷却水の増強された供給源となる。環状領域２６の中に
存在して、それを通る冷却水の流れを事実上妨げないた
めに、細長いチャンバ３２は適当な長さと直径の管状構
造であることが望ましい。
【００１７】ブリードベント３４と毛細管３６を含む手
段および／または受動蒸気駆動現象に置き換わるかまた
はそれらを変形する本発明の代替手段または付加的な手
段では、チャンバ３２の閉じた上部のベント３４から原
子炉圧力容器１２の外部のベントおよび補助圧力源に通
じるダクト３８が設けられる。すなわち、ダクト３８は
原子炉圧力容器１２から外に伸び、チャンバ３２からガ
スを排気するための弁、および／または流体圧力源４０
と通じている。これにより、チャンバ３２から補助冷却
水を押し出すための駆動力が与えられるか、または補助
冷却水を原子炉容器内に押し出すためにチャンバ３２の
中で本来作成される蒸気が増大される。
段および／または受動蒸気駆動現象に置き換わるかまた
はそれらを変形する本発明の代替手段または付加的な手
段では、チャンバ３２の閉じた上部のベント３４から原
子炉圧力容器１２の外部のベントおよび補助圧力源に通
じるダクト３８が設けられる。すなわち、ダクト３８は
原子炉圧力容器１２から外に伸び、チャンバ３２からガ
スを排気するための弁、および／または流体圧力源４０
と通じている。これにより、チャンバ３２から補助冷却
水を押し出すための駆動力が与えられるか、または補助
冷却水を原子炉容器内に押し出すためにチャンバ３２の
中で本来作成される蒸気が増大される。
【００１８】本発明のもう一つの実施例が図２および４
に示されている。本発明のこの形式では、環状の形状の
補助冷却水チャンバ４２が設けられる。チャンバ４２の
下端は開放しており、上端は閉じており、チャンバから
ガスを出すための毛細管４６と通じる少なくとも一つの
小さなオリフィス形のブリードベント４４が設けられて
いる。代案として、排気および／または補助ガス圧力源
への接続のため原子炉圧力容器１２の外側に伸びるダク
ト３８を環状チャンバ４２に設けることもできる。
に示されている。本発明のこの形式では、環状の形状の
補助冷却水チャンバ４２が設けられる。チャンバ４２の
下端は開放しており、上端は閉じており、チャンバから
ガスを出すための毛細管４６と通じる少なくとも一つの
小さなオリフィス形のブリードベント４４が設けられて
いる。代案として、排気および／または補助ガス圧力源
への接続のため原子炉圧力容器１２の外側に伸びるダク
ト３８を環状チャンバ４２に設けることもできる。
【００１９】原子炉圧力容器１２の内側から環状領域２
６の限定された部分内にほぼ内向きに伸びる上部壁区間
５０をそなえた環状スカート４８を設けることにより、
環状領域２６のまわりに伸びる環状チャンバ４２を形成
することができる。側壁区間５２が上部壁区間５０から
環状領域２６の中に下向きに伸び、原子炉圧力容器１２
および燃料コアシュラウド２０に対してほぼ同心状にな
っている。このようにして、環状領域２６はその底部以
外は閉じており、補助冷却水チャンバ４２が形成される
が、環状領域２６の内側部分は開いたままであり、冷却
水の正規の循環に利用できる。
６の限定された部分内にほぼ内向きに伸びる上部壁区間
５０をそなえた環状スカート４８を設けることにより、
環状領域２６のまわりに伸びる環状チャンバ４２を形成
することができる。側壁区間５２が上部壁区間５０から
環状領域２６の中に下向きに伸び、原子炉圧力容器１２
および燃料コアシュラウド２０に対してほぼ同心状にな
っている。このようにして、環状領域２６はその底部以
外は閉じており、補助冷却水チャンバ４２が形成される
が、環状領域２６の内側部分は開いたままであり、冷却
水の正規の循環に利用できる。
【図１】本発明の予備安全補助冷却水注入設備を示す核
分裂炉の概略側断面図である。
分裂炉の概略側断面図である。
【図２】本発明の予備安全補助冷却水注入設備の変形を
示す核分裂炉の概略側断面図である。
示す核分裂炉の概略側断面図である。
【図３】線１−１に沿って見た図１の核分裂炉の横断面
図である。
図である。
【図４】線２−２に沿って見た図２の核分裂炉の横断面
図である。
図である。
１０ 水冷形核分裂炉プラント １２ 原子炉圧力容器 １４ 燃料コア １６ 冷却水 ２０ 燃料コアのシュラウド ２２ 燃料コア下側プレナム領域 ２４ 燃料コア上側プレナム領域 ２６ 環状領域 ２８ 容器入口 ３２ 細長いチャンバ ３４ オリフィス形ブリードベント ３６，４６ 毛細管 ３８ ダクト ４０ 流体圧力源 ４２ 環状チャンバ
Claims (11)
- 【請求項１】 冷却材喪失事故の期間の間、原子炉の熱
生成核分裂性燃料コアを沈めるための予備冷却水源をそ
なえた沸騰水形核分裂炉に於いて、 循環する冷却給水を供給するための入口および蒸気排出
のための出口をそなえた原子炉圧力容器、 原子炉圧力容器の下部領域の中央に原子炉圧力容器から
内側に離れて配置された、熱を生成することにより冷却
水から蒸気を発生するための核分裂性燃料コアであっ
て、正規時に循環する冷却水の中に沈められる核分裂性
燃料コア、 燃料コアを取り囲み、燃料コアの上と下に伸びて燃料コ
アより上の燃料コア上側プレナム領域および燃料コアよ
り下の燃料コア下側プレナム領域を形成する、開放端を
そなえた円筒形のシュラウドであって、原子炉圧力容器
から内側に離れていることにより圧力容器の内面と当該
円筒形シュラウドの外面との間に冷却材流路として環状
領域を形成し、これにより圧力容器入口から供給される
冷却給水が再循環する液状冷却水とともに原子炉圧力容
器の上部領域から当該シュラウドの外側を下向きに流れ
た後、当該シュラウドの底部へ流れ、次いで熱生成燃料
コアを通って上向きに流れることにより、熱生成燃料コ
アを沈め熱エネルギーを吸収して燃料コアを冷却し、発
生した蒸気を容器出口から排出して仕事を行うようにす
る円筒形シュラウド、および原子炉圧力容器と燃料コア
を取り囲むシュラウドとの間にほぼ垂直に配置され、下
端が開放し、上端は閉じて、上端に小さなブリードベン
トが設けられた少なくとも１個のチャンバを含み、正規
の原子炉の運転の間、上記チャンバは循環する冷却水か
ら充填されて液状冷却水を内部に含むことができ、また
冷却材喪失事故により燃料コアを沈めるための液状冷却
水の水位が低下して原子炉の減圧が生じた場合には、蒸
気が上記チャンバ内で液体から急激に生成することによ
り、チャンバ内に含まれる冷却水がチャンバから燃料コ
アのあたりの原子炉容器内に押しやられて燃料コアの冷
却を増強するようになっている沸騰水形核分裂炉。 - 【請求項２】 上記チャンバが原子炉圧力容器と燃料コ
アを取り囲むシュラウドとの間の環状領域内に間隔をお
いて配列された多数のほぼ垂直の細長いチャンバで構成
されている請求項１記載の沸騰水形核分裂炉。 - 【請求項３】 上記細長いチャンバの形状が管状である
請求項２記載の沸騰水形核分裂炉。 - 【請求項４】 上記チャンバは形状が環状であって、原
子炉圧力容器とシュラウドとの間の環状領域内に該シュ
ラウドを取り巻くように配置されている請求項１記載の
沸騰水形核分裂炉。 - 【請求項５】 上記入口は給水を原子炉圧力容器および
その中の燃料コアに供給する役目を果たし、また上記チ
ャンバは燃料コアの位置より上から燃料コアの位置より
下まで伸びている請求項１乃至４のいずれか１項に記載
の沸騰水形核分裂炉。 - 【請求項６】 原子炉圧力容器と燃料コアを取り囲むシ
ュラウドとの間の環状領域内に間隔をおいて配列された
多数のほぼ垂直の細長いチャンバを有する請求項５記載
の沸騰水形核分裂炉。 - 【請求項７】 上記小さなブリードベントには、チャン
バの内部からガスをゆっくり排出するための毛細管が含
まれている請求項５記載の沸騰水形核分裂炉。 - 【請求項８】 上記チャンバの閉じた上端の上記小さな
ブリードベントがダクトを介してコア上側プレナム領域
と流れが通じていることにより、チャンバの内部からの
ガスがコア上側プレナム領域内に排出される請求項５記
載の沸騰水形核分裂炉。 - 【請求項９】 上記チャンバの閉じた上端の上記小さな
オリフィスブリードベントがダクトを介して原子炉圧力
容器外部の流体圧力源と流れが通じていることにより、
チャンバ内に含まれている冷却水がチャンバの開放した
下端から原子炉圧力容器内の燃料コアのあたりに押し出
されて燃料コアの冷却が増強される請求項５記載の沸騰
水形核分裂炉。 - 【請求項１０】 上記の少なくとも一つの細長いチャン
バはほぼ垂直に伸びていて、横断面の形状が環状である
請求項５乃至９のいずれか１項に記載の沸騰水形核分裂
炉。 - 【請求項１１】 上記の横断面形状が環状であるほぼ垂
直のチャンバの壁の一部分が原子炉圧力容器よりなる請
求項１０記載の沸騰水形核分裂炉。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/716,023 US5178821A (en) | 1991-06-13 | 1991-06-13 | Standby passive injection coolant water safety injection system for nuclear reactor plants |
| US716023 | 1996-09-19 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05188174A true JPH05188174A (ja) | 1993-07-30 |
Family
ID=24876409
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4149745A Withdrawn JPH05188174A (ja) | 1991-06-13 | 1992-06-10 | 原子炉プラント用の予備の受動的冷却水安全注入設備 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5178821A (ja) |
| JP (1) | JPH05188174A (ja) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5377242A (en) * | 1993-11-15 | 1994-12-27 | B&W Nuclear Service Company | Method and system for emergency core cooling |
| WO1996020486A1 (de) * | 1994-12-23 | 1996-07-04 | Siemens Aktiengesellschaft | Notkühleinrichtung für eine kernreaktoranlage und verfahren zur notkühlung eines reaktorkerns |
| US6234244B1 (en) | 1999-03-01 | 2001-05-22 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Non-intrusive cooling system |
| KR100568762B1 (ko) * | 2004-09-24 | 2006-04-07 | 한국원자력연구소 | 비상노심냉각수가 최소 우회되는 직접주입노즐 |
| CN103871506B (zh) * | 2012-12-11 | 2016-12-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电站高压安全注射系统 |
| HUE045089T2 (hu) * | 2015-03-19 | 2019-12-30 | Hydromine Nuclear Energy S A R L | Atomreaktor, különösen kompakt, folyékony-fém hûtésû atomreaktor |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2631484B1 (fr) * | 1988-05-13 | 1992-08-21 | Framatome Sa | Reacteur nucleaire a dispositif d'injection d'eau de refroidissement de secours |
| US5082620A (en) * | 1991-05-13 | 1992-01-21 | General Electric Company | BWR parallel flow recirculation system |
-
1991
- 1991-06-13 US US07/716,023 patent/US5178821A/en not_active Expired - Fee Related
-
1992
- 1992-06-10 JP JP4149745A patent/JPH05188174A/ja not_active Withdrawn
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5178821A (en) | 1993-01-12 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 19990831 |