JPH056082B2 - - Google Patents

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JPH056082B2
JPH056082B2 JP60146894A JP14689485A JPH056082B2 JP H056082 B2 JPH056082 B2 JP H056082B2 JP 60146894 A JP60146894 A JP 60146894A JP 14689485 A JP14689485 A JP 14689485A JP H056082 B2 JPH056082 B2 JP H056082B2
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JP
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pipe
steam
discharge pipe
secondary coolant
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JP60146894A
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JPS6138308A (ja
Inventor
Andoryuu Ruusu Robaato
Suteiibun Sukuronsukii Jeimuzu
Sharuru Sutainkuuraa Kuroodo
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Westinghouse Electric Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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Publication date
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
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Publication of JPH056082B2 publication Critical patent/JPH056082B2/ja
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Sorption Type Refrigeration Machines (AREA)
  • Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
  • Treatment Of Sludge (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 発電用の加圧水型原子炉において、加圧された
流体、例えば水は、原子炉の炉心を通つて1次冷
却材として循環され、蒸気発生器の1次側の熱交
換管を通るこの1次冷却材から、2次側を通る2
次冷却材に熱が伝達される。蒸気発生器の2次側
では、このように伝達された熱によつて、蒸気が
発生し、この蒸気は、発電用のタービンを駆動す
るために用いられる。
蒸気発生器は、2次冷却材例えば水を蒸気に変
換するため蒸気発生器の2次側に供給するための
主給水管と、発生した蒸気をタービンに送出する
ための蒸気放出或は吐出し管とを備えている。蒸
気発生器に2次冷却材の補助的な供給源を与える
ように、事故後に、又は、主給水系統が利用でき
ない過渡的状態の間に、蒸気発生器に緊急の2次
冷却材を輸送する緊急給水管も設けられている。
蒸気発生器は、ブローダウン系統も備えてい
る。このブローダウン系統は、蒸気発生器の2次
側の不純物濃度を除去し又は低減させるために用
いられるもので、通常は、ブローダウン放出管を
有し、このブローダウン放出管は、2次冷却材の
約1%を熱交換器に放出し、次に、不純物を除く
ための凝縮物脱塩装置に、次に凝縮物のタンクな
いしは貯槽に放出し、この冷却材が、蒸気発生器
への主給水管に後に返送されるようにする。
原子炉の冷態停止を行なう必要が生じた際は、
炉心中に保持された顕熱と残留熱とを除去しなけ
ればならない。通常は、無負荷温度から冷態停止
状態に原子炉プラントの温度を変化させるため
に、原子炉の冷却材系統が、蒸気発生器と組合せ
て用いられる。この冷態停止は、通常は、次の2
局面に従つて行なう必要があつた。即ち、第1局
面では、原子炉の運転停止から4時間以内に1次
冷却材の温度を約285℃から175℃に低下させるた
めに、蒸気系統中の凝縮器又は大気に蒸気を放出
するなどによつて、原子炉の冷却材系統の熱を蒸
気系統に伝達する。第2局面では、原子炉の運転
停止後20時間以内に温度を約60℃に低下させるた
めに、慣用される残留熱除去系統の作動を開始さ
せる。新しい規制の下では、運転停止系統は、事
故の軽減後に、原子炉プラントの安全条件とし
て、冷態停止に適合すべきであり、また、安全等
級の機器が必要とされる。
本発明の主な目的は、利用可能な安全機器によ
つて原子炉を無負荷状態から冷態停止状態とする
ために使用しうる蒸気発生器の再循環装置(再循
環系統)を提供することにある。
本発明の別の目的は、水の均等な化学作用を得
るために加圧水型原子炉の蒸気発生器から2次冷
却材を再循環させるための蒸気発生器の再循環系
統を提供することにある。
本発明の更に別の目的は、2次冷却材水から不
純物を除去するための水の浄化手段又は蒸気発生
器のブローダウン手段としても使用可能な、蒸気
発生器の再循環系統を提供することにある。
この目的のために、本発明によつて、加圧水型
原子炉プラントの蒸気供給系統に使用するため
の、蒸気発生器の2次冷却材を再循環させる再循
環装置であつて、該加圧水型原子炉プラントが、
少なくとも2基の蒸気発生器と、該蒸気発生器の
各々への主給水管と、該蒸気発生器各々のための
ブローダウン系統とを有し、該ブローダウン系統
は、該蒸気発生器の各々から2次冷却材の或る小
部分を受ける2次冷却材放出管と、該蒸気発生器
の各々からのブローダウン放出管と、前記蒸気発
生器のうちの少なくとも1基から2次冷却材の或
る部分を受け、該小部分を該蒸気発生器の前記主
給水管に返送する1対の再循環ループとを備えて
いる。蒸気発生器の2次冷却材再循環装置におい
て、各々の前記再循環ループが、少なくとも1基
の蒸気発生器からの前記ブローダウン放出管及び
前記2次冷却材放出管に通流する共通放出管と、
該共通放出管中の熱交換器と、該熱交換器の上流
側において該共通放出管に設けたポンプと、該熱
交換器をバイパスするために該共通放出管に連通
するバイパス管と、該共通放出管を通過した後の
2次冷却材を蒸気発生器の前記主給水管に返送す
る返送手段と、を有することを特徴とする、蒸気
発生器の2次冷却材再循環装置が提供される。
好ましくは、第2のバイパス管がポンプの回り
に配設してあり、共通放出管は、蒸気発生器の通
常のブローダウンモードにおいて再循環系統を使
用する際に使用される蒸気発生器のブローダウン
処理系統に至る取出し管を備えている。共通放出
管は、2次冷却材水の浄化に再循環系統が使用さ
れるように、水の浄化手段例えば電磁フイルタと
連通していててもよい。
蒸気発生器の再循環系統は、2ループ、3ルー
プ及び4ループの原子炉の構成に適合させること
ができる。交さ接続管が、再循環系統の2つのル
ープの間に配設してあり、蒸気発生器の1以上の
2次冷却材流について再循環系統のどちらか一方
又は両方のループを使用することができる。蒸気
発生器に戻る分岐給送管には、2つのループの共
通放出管から給送が行なわれる。特別の1つの蒸
気発生器又は複数の蒸気発生器に各々の放出管か
ら2次冷却材放出流が差向けられるように、交さ
接続管が設けられている。
本発明の別の実施例は、サージタンクを含み、
このサージタンクには、蒸気発生器の主蒸気管か
ら蒸気又は飽和液が吐出される。吐出された蒸気
は、凝縮即ち復水後に、脱塩装置に移され、蒸気
発生器のブローダウン系統に返送される。
次に本発明の好ましい実施例を示した添付図面
を参照して説明する。
第1図には、4ループの原子炉蒸気供給系統に
使用するようにした本発明による蒸気発生器の再
循環系統(再循環装置)が略示されている。原子
炉の4ループの蒸気供給系統には、4基の蒸気発
生器S1,S2,S3,S4が、格納壁C中に収納された
原子炉にサービスするために設けられている。
各々の蒸気発生器S1,S2,S3,S4は、慣用される
ように、主給水供給管(主給水管)3を有し、主
給水管3は、主逆止弁5と、緊急給水供給管7へ
の接続部とを備えている。また、各々の蒸気発生
器S1〜S4は、蒸気吐出し管9と、ブローダウン吐
出し又は放出管11を含むブローダウン系統とを
備えている。各々の蒸気発生器S1,S2,S3,S4
は、2次冷却材放出管13が付加されており、2
次冷却材放出管13は、蒸気発生器S1〜S4中の管
束に近接した個所において、蒸気発生器S1〜S4
ら2次冷却材を接続部15例えばノズルを経て取
出すようになつている。
別々の物理的領域内に保持された1対の再循環
ループA,Bの各々には、2基の蒸気発生器から
2次冷却材を受け、処理後に2次冷却材を、それ
ぞれの蒸気発生器に返送する。図示したように、
再循環ループAは、蒸気発生器S1,S2から2次冷
却材を受けるようになつており、再循環ループB
は、蒸気発生器S3,S4から2次冷却材を受けるよ
うになつている。2つの再循環ループA,Bは、
別々の領域に配置されていても、同一の要素を収
納しているので、以下の説明は、再循環ループA
のみについて行なう。再循環ループBの諸要素
も、同一の参照数字により示されている。
再循環ループAにおいて、共通放出管17に
は、分岐放出管17′を介して2次冷却材放出管
13により、また分岐放出管17″を介してブロ
ーダウン放出管11により、供給が行なわれる。
共通放出管17には、U字管と胴とから成るシエ
ルアンドチユーブ型熱交換器19が管23と共に
設けられている。バイパス管25は、弁27例え
ばゲート弁を備えている。バイパス管25は、熱
交換器19の上流側の共通放出管17中の接続部
29から、流体を受け、熱交換器19の下流側の
接続部31のところで共通放出管17に流体を返
送する。
ポンプ例えば電動ポンプ33は、熱交換器19
から上流側の共通放出管17中に配設されてお
り、熱交換器37を備えた小流量管35は、電動
ポンプ33に対して設けられている。
共通放出管17は、熱交換器19及びバイパス
管25の接続部31から下流側の個所において、
分岐給送管(返送手段)39,41に分岐されて
いる。分岐給送管39は、共通放出管17からの
2次冷却材を、主逆止弁5及び緊急給水供給管7
の間の位置にある主給水管3との接続部43によ
つて、蒸気発生器S1に返送し、分岐給送管41
は、共通放出管17からの2次冷却材を、主逆止
弁及び緊急給水供給管7の間の位置にある主給水
管3との接続部45によつて、蒸気発生器S2に返
送する。
交さ接続管49,51は、1対の再循環ループ
A,Bを互いに接続するために設けられており、
第1の交さ接続管49は、再循環ループA,Bの
共通放出管17をポンプ33の上流側において互
いに接続しており、第2の交さ接続管51は、バ
イパス管25の接続部31の下流側において、共
通放出管17同士を接続している。交さ接続管4
9,51は、弁53、例えば手動弁を備えてい
る。ポンプバイパス管55は、ポンプ33をバイ
パスするために用いられる弁57を備えている。
2次冷却材処理のため所望の冷却材流量を規定
する種々の弁が、系統全体に使用されている。弁
59、例えば空圧作動球形弁は、2次冷却材放出
管13中に配設された常閉弁であり、蒸気発生器
の再循環系統1が高圧の熱除去系統として用いら
れる際に開弁される。これらの弁59は、局部制
御能力を有し、故障又は異常の際に閉じ、格納壁
Cの外側に配置され、封じ込め遮断バリヤーと考
えられる。弁61、例えば空圧作動球形弁は、ブ
ローダウン出管11中に設けられている。これら
の弁61は、ブローダウン水浄化系統として再循
環系統1が使用される時には、通常開放してお
り、故障若しくは異常の際に閉弁し、普通のブロ
ーダウン遮断弁として作動する。共通放出管17
中に、ポンプ33に近接してその下流側に配設さ
れた弁63(例えば電動ゲート弁)は、ポンプ吐
出し弁として用いられる。弁63は、常閉弁であ
り、ポンプ33の作動が必要とされる時に開弁さ
れる。弁63は、蒸気発生器のブローダウン流が
ポンプ33を通つて流れることを防止し、そのブ
ローダウン流を、バイパス管55を通るように指
向させる。弁63は、ポンプの遮断−保持弁とし
ても用いられる。弁65は、バイパス管25の接
続部31と熱交換器19との間において、共通放
出管17中に配設されている。
分岐給水管39,41の各々に配設された電動
ゲート弁67は、常閉弁であり、再循環系統1が
熱除去操作及び満水保かん(wet−layup)運転
のために使用される際には開弁される。これらの
弁67は、蒸気発生器S1〜S4から再循環系統1を
遮断し、返送用分岐給送管の封じ込め遮断バリヤ
ーとして作用する。別の空圧作動球形弁69は、
分岐給送管39,41中に配設されており、熱交
換器19からの冷却材流量を蒸気発生器S1,S2
戻る元の量に分割する。これらの弁69は、温態
待機及び満水保かん運転の間使用される。
逆止弁71は、蒸気発生器の減圧が発生した際
に1基の蒸気発生器から別の蒸気発生器への2次
冷却材の逆流を阻止するために、分岐放出管1
7′,17″中に配設されている。逆止弁73は、
分岐給送管39,41に配設されており、これら
の分岐給送管は、蒸気発生器の再循環系統1に影
響する破断部を通る主給水又は緊急給水の損失を
防止するために用いられる。
蒸気発生器のブローダウン処理系統は、慣用さ
れるように、脱塩装置77及び貯槽79を備えた
取出し管75を有し、この取出し管は、主給水管
3を経て給水を返送するための給水系統に戻り接
続されている。
蒸気発生器の再循環系統1が蒸気発生器の水浄
化系統として使用される実施例の場合には、共通
放出管17に接続される電磁フイルタ81のよう
な浄化手段を配設してもよい。共通放出管17中
には、弁83が配設してあり、この弁は、閉弁さ
れた時に、ポンプ33からの流れを、弁87を有
する入口管85を経て、電磁フイルタ81に、更
に、弁91を有する返送管89を経て、共通放出
管17は、浄化後に差し向けるようになつてい
る。
蒸気発生器の再循環系統1は、他の多くの目的
のために使用することができる。原子炉の蒸気供
給系統の通常の作動的には、再循環系統1は、蒸
気発生ブローダウン冷却系統として使用しうる。
この用途のために、蒸気発生器のブローダウン
は、分岐放出管17′又は17″を経て、共通放出
管17に至り、更に、開弁された弁57及びバイ
パス管55と熱交換器19を経て、取出し管7
5、脱塩装置77及び貯槽79を経て、給水系統
に戻される。この作動の間に、2次冷却材放出管
13中の弁59、ポンプ吐出しゲート弁63、バ
イパス管25中のバイパス弁27、弁65、並び
に、分岐給送管39,41中のゲート弁67は、
全て閉弁状態となつている。
再循環系統1は、通常の作動状態では、電磁フ
イルタによつて、蒸気発生器の水浄化系統として
使用することができる。この用途のためには、蒸
気発生器ブローダウンの分岐放出管17′又は1
7″は、蒸気発生器からの2次冷却材の給水流量
の約10%以上を共通放出管17に差し向けるため
に使用される。ポンプ33を作動させ、弁83を
閉弁とすると、冷却材流は配管85中の開放され
た弁87を経て、浄化のために、電磁フイルタ8
1に差し向けられ、次に管89及び開弁した弁9
1を経て、共通放出管17に返送される。この結
果としての、浄化された流れは、弁27開弁、共
通放出管17中の弁65閉弁で、バイパス管25
を通り、分岐給送管39,41と、開弁された弁
67とを経て、蒸気発生器S1,S2に返送される。
各々の蒸気発生器S1,S2への所望の流量は、弁6
9によつて制御される。溶存不純物のレベルのた
めに、蒸気発生器の多少のブローダウンが必要な
らば、電磁弁81の下流側において2次冷却材の
所要量を分流させ、この分流させたブローダウン
流を熱交換器19に導いて冷却させ、脱塩装置7
7及び貯槽79への通路において処理するために
取出し管79に導く。浄化モードでは、弁59,
61は開弁となり、バイパス管55の弁57は閉
弁となる。ポンプ33の作動中に、ポンプ保護の
ために、或るわずかな流量が小流量管35を経て
小流量の熱交換器37に分流される。
蒸気発生器の再循環系統1が、その一義的な機
能であるクールダウンの間に炉心からの顕熱と炉
心中に発生した崩壊熱とを取除くための手段とし
て使用される場合には、2次冷却材放出管13が
使用される。2次冷却材放出管13中の弁59を
開弁し、それを通る流れを制御して、2次冷却材
を、分岐放出管17′,17″を経て、共通放出管
17に差し向ける。2次冷却材流は、ポンプ33
と熱交換器19とに通され、熱交換器19では、
所定のレベルまで冷却される。このように冷却さ
れた2次冷却材流は、共通放出管17中の開放さ
れた弁65を経て返送される。冷却された2次冷
却材は、弁69による流量制御を受けつつ分岐給
送管39,41中の開弁位置にある弁67を経て
蒸気発生器に返送される。必要に応じて他誕のル
ープの熱交換器の使用を可能にする交さ接続管4
9,51によつて、再循環系統の利用可能性が増
大する。一例として、再循環ループAの熱交換器
19が保守その他の理由のため利用できず、蒸気
発生器S1,S2にサービスするための再循環系統の
使用が望まれる場合に、再循環ループAの共通放
出管17中の水流を、第1交さ接続管49中の開
放された弁53によつて、再循環ループBの共通
放出管17に差し向け、そのポンプ33及び熱交
換器19に導き、冷却後に、弁53を開弁とした
第2交さ接続管51を経て、再循環ループAの共
通放出管17に戻し、分岐給送管39,41を経
て蒸気発生器S1,S2に返送することができる。
熱交換器19のバイパスを通る水流をモニター
し制御するために使用可能な、バイパス管25及
び弁27の使用によつて、分岐給送管39,41
への一定の全返送流量を保つことが可能となる。
このように流量が一定に保たれることは、バイパ
ス管25からの冷却されない2次冷却材と熱交換
器19からの冷却された2次冷却材とを混合させ
ることによつて、熱交換器19からの冷却された
2次冷却材のみを直接に受ける蒸気発生器に付随
することのある熱衝撃が防止される。
蒸気発生器の再循環系統1の使用は、原子炉の
蒸気供給系統中に発生した崩壊熱を除去して原子
炉を不定時間に亘り温態待機状態に保つめの手段
を提供する。この使用により、温態待機状態に原
子炉を保持するうえに必要な補充水の量が低減さ
れる。
本発明による再循環系統は、更に、蒸気発生器
の管の破断又は漏れに際して大気中に放出される
放射能を最小にする。この状態の下では、故障し
た蒸気発生器を隔離する。故障してない他の蒸気
発生器によつて原子炉を冷却させる。しかし、故
障した蒸気発生器をクールダウンさせるための、
何らかの手段を設ける必要があり、放射能を帯び
た蒸気を大気中に放出するのではなく、蒸気発生
器の循環系統をクールダウンの間の任意の時に使
用状態に弁操作することができる。
熱交換器19及びバイパス管25を有する本発
明の再循環系統1の使用により、補助給水の流量
及び温度が増大し、給水管のひび割れの可能性が
少くなる。主給水管のひび割れの過程に最も多く
寄与するものが、ヒートアツプ、クールダウン、
温態待機又は低出力運転の間に行なわれる高温蒸
気発生器への冷温給水の注入であることは、よく
認識されている。この状態の下に、給水管は、熱
的な成層化と、定常状態の熱的振動とを経験する
ため、給水配管の疲れという結果になる。この疲
れ作用をさけるために、或る特定された流速及び
温度よりも高い値に給水温度を保つことが提案さ
れている。本発明による再循環系統は、熱交換器
19から熱を取り除き、高温−高流量の脱気され
た水を給水管に供給することによつて、蒸気発生
器への冷水の直接補充をさけるように使用するこ
とができる。蒸気発生器の2次冷却材水のレベル
を調節する必要がある場合に、補充分の低温補助
給水を再循環流と混合させることによつて、冷た
い低流量の水の注入に関連した潜在的な腐食の問
題をさけるようにする。
本発明による再循環系統1は、更に、原子炉の
クールダウン中の放射線被曝を最小にする。原子
炉冷却材系統が放射能を持つ結果になる事故の際
に、原子炉の操作員は、放射能が格納容器の外部
に循環するのを制限するために、普通の残留熱除
去系統の使用を制限することができる。この状態
の下では、蒸気発生器の再循環系統は、設定され
た限界を超過することなく所要のクールダウンを
遂行するための一手段である。
蒸気発生器の再循環系統1は、蒸気発生器のク
ールダウン時間を減少させることによつて、原子
炉の利用可能性を高くする。原子炉の冷却材系統
が残留熱除去系統の制御下にあり、蒸気発生器
は、ほぼ完全に減圧されているが、なおも高温に
なつている、原子炉のクールダウンの最終局面の
間に、本発明による再循環系統1は、蒸気発生器
のクールダウン時間を減少させる一手段を与え
る。これは蒸気発生器の保守を計画するうえに特
に大切である。
本発明による再循環系統は、満水保かん状態中
の化学作用若しくは化学的性質の制御のために、
蒸気発生器を通る再循環を保つためにも使用しう
る。燃料交換期間中又は蒸気発生器が腐食作用か
ら保護されていることの必要な他の遊休期間中
に、再循環系統1は、蒸気発生器の内部において
化学物質を連続した循環によつて完全に混合させ
ることを受けもつので、均等な満水保かん状態と
いう結果になる。
本発明による再循環系統1は、高温の乾燥した
蒸気発生器を回復するためにも使用しうる。高温
の乾燥した蒸気発生器への冷たい補助給水の注入
は、蒸気発生器の高温部分と冷水との間の大きな
温度差によつて、蒸気発生器に、苛酷な熱的過渡
状態を設定する。更に、個別の蒸気発生器の使用
履歴に依存して、何らかの構造的な劣化が以前に
起こつていることがあり、それによつて、大きな
熱応力に耐える能力が低下する。この状態を修正
するために、本発明による再循環系統1を用い
て、高温の乾燥した蒸気発生器に、他の蒸気発生
器からの温水を供給することができる。このよう
に、本発明による再循環系統1は、熱応力を、許
容可能な限度内に保持する。
また、本発明による再循環系統1は、前述した
ように、通常の出力運転の間に、蒸気発生ブロー
ダウン流のためのクールダウン能力、流れの計量
並びに流路を与える。
本発明による再循環系統1は、更に、前述した
ように、水浄化手段を備えることができ、電磁フ
イルタを組み込むために必要な流路を与える。
所望ならば、前述した4ループの原子炉の蒸気
供給系統において、蒸気発生器の再循環系統に冗
長性を与えるために、補助の共通放出管を設けて
もよい。図示しないこの変形実施例によれば、補
助の共通放出管は、交さ接続管49,51の間に
挿入されよう。この補助の共通放出管は、既設の
共通放出管17と並行に付加され、バイパスを含
むポンプと、バイパスを含む熱交換器と、2次冷
却材流又はその一部分を補助の共通放出管を経て
差し向けるために必要な弁装置とを備えたものと
なるであろう。1つの再循環ループ内に2つのそ
うした共通の放出管を使用したことによつて、電
動ポンプとジーゼルポンプのような異なつた種類
のポンプを、各々の共通放出管に1基ずつ使用す
ることができよう。その場合、全部の共通放出管
の間には、交さ接続管が配置される。この構成に
おいて、各々のポンプの大きさは、所望の状態に
適合するために必要な流量の50%を処理するよう
に定めることができる。電源喪失の際にはジーゼ
ルポンプを作動させ、2次冷却材の再循環によつ
て蒸気発生器に供用するために使用することがで
きる。各々の蒸気発生器について1基のポンプが
割り当てられよう。このポンプの多様性は、更に
別の1つの安全要因となりうる。
第2図に示した本発明による蒸気発生器の再循
環系統は、3ループの構成の蒸気発生器と共に使
用されるようになつている。3ループの構成の蒸
気発生器においては、3基の蒸気発生器S5,S6
S7は、加圧水型原子炉と共に使用されるようにな
つている。蒸気発生器の再循環系統101は、2
つの別々の位置にある再循環ループA,Bを備え
ている。再循環ループAの各部分は、蒸気発生器
S5にサービスし、再循環ループBの各部分は、蒸
気発生器S6にサービスする。蒸気発生器S7は、図
示したように、再循環ループA,Bのどちらによ
つてもサービスされる。別々の再循環ループA,
Bの各部分は、基本的には、第1図の実施例につ
いて説明したものと同一であるため、これらの部
分は、同一の符号により表わされている。再循環
ループAについて説明すると、蒸気発生器S5の2
側冷却材放出管13及びブローダウン放出管11
からのブローダウンは、ポンプ33、熱交換器1
9及びバイパス管25を含む共通放出管17に移
行する。2次冷却材は、共通放出管17から分岐
給送管103に吐出され、分岐給送管103によ
つて、接続部105のところから蒸気発生器S5
主給水管3に再循環される。再循環ループBにお
いては、共通放出管17からの2次冷却材の吐出
しは、蒸気発生器S6の主給水管3に接続部109
において接続される分岐給送管107を経て行な
われる。
ブローダウン放出管11と2次冷却材放出管1
3とは、蒸気発生器S7から、逆止弁113を含む
分岐放出管111に接続され、分岐放出管111
は、再循環ループA,Bの共通放出管17の間の
第1の交さ接続管49に連通している。弁115
は、それを通る流量を規制する。熱交換器19及
びバイパス管25の接続部31の下流側におい
て、第2交さ接続管51は、別の弁117を有
し、これらの弁は、再循環ループA,Bの共通放
出管17から分岐給送管119への2次冷却材の
流量を所望のように制御する。分岐給送管119
は、主給水管3に接続部121において接続され
ることにより、2次冷却材を、蒸気発生器S7に再
循環させる。電動ゲート弁123、空圧作動球形
弁125及び逆止弁127は、分岐給送管10
3,107,119の各々に配設されている。
第3図に、2ループの蒸気発生器の構成と共に
使用するようにした蒸気発生器の再循環系統の一
実施例が示されている。この再循環系統201
は、2基の蒸気発生器S8,S9にサービスするため
の2つの再循環ループA,Bを備えている。再循
環ループAについて説明すると、前述した2つの
実施例と同様に、蒸気発生器は、2次冷却材放出
管13と、ブローダウン放出管11とを備えてい
る。これらの放出管は、ポンプ33と熱交換器1
9とを備えた共通放出管17に連通している。バ
イパス管25は、所望の際に熱交換器19をバイ
パスするために用いられる。再循環ループAは、
そのほかに、ポンプ33の小流量管35と、ポン
プ33のバイパス管55と、必須ではない2次冷
却材の浄化器ないしは電磁フイルタ81と、ブロ
ーダウン処理系統に至る取出し管75とを備えて
いる。前述した2つの実施例と同様に、関係した
弁装置も設けられている。再循環ループAの共通
放出管17は、交さ接続管51の後方において2
次冷却材を蒸気発生器S8の主給水管3に分岐給送
管203を経て返送する。分岐給送管203は、
主逆止弁5と緊急給水供給管7との間の接続部2
05において、主給水管3に接続されている。再
循環ループBの共通放出管17は、交さ接続管5
1の後方において、2次冷却材を蒸気発生器S9
主給水管3に分岐給送管207を経て返送する。
分岐給送管207は、逆止弁5と緊急給水供給管
7との間の接続部209によつて主給水管3に接
続されている。電動ゲート弁211、空圧作動球
形弁213及び逆止弁215は、前述した2つの
実施例の分岐給送管の弁と同様に、各々の分岐給
送管203,207に配設されている。
第3図の実施例によれば、主蒸気管9について
更に改良がなされている。これらの蒸気管の普通
の操作において、蒸気発生器をクールダウンする
必要が生じた時に蒸気を大気に放出するために、
圧力逃し弁が一般に用いられる。これらの蒸気又
は飽和液は、放射性物質を含有していることが多
いため、このような放出は望ましくない。この実
施例によれば、主蒸気9から取出し管217が分
岐され、圧力逃し弁219は、蒸気発生器S8又は
S9から取出し管217を経て、水を入れた急冷槽
221に、蒸気を排出させる。急冷槽221は、
単に蒸気を吸収するために使用してもよく、その
場合蒸気は、別々に処理される。急冷槽221の
水を熱交換器19によつて冷却し、例えば管22
3によつて脱塩装置77に移行させてもよく、そ
の場合に前記水は、ポンプ33の吸込側の共通放
出管17に導き、熱交換器19を経て、脱塩装置
77(放射性成分を除去する)に導き、更にそこ
から貯槽79を経て、蒸気発生器の主給水管3に
再循環させてもよい。
本発明による蒸気発生器の再循環系統は、前述
したように、多くの目的のために使用することが
でき、主要な目的は、2次冷却材を蒸気発生器に
返送するために再循環冷却することにある。しか
し、本発明による再循環系統は、蒸気発生器のブ
ローダウン系統の一部として、またそのための水
浄化系統として前述したように使用することがで
きる。
【図面の簡単な説明】
第1図は、4基の蒸気発生器を有する加圧水型
原子炉に使用するための本発明による蒸気発生器
の再循環系統の一実施例を示す略配列図、第2図
は、3基の蒸気発生器を有する加圧水型原子炉に
使用するための本発明による蒸気発生器の再循環
系統の一実施例を示す略配列図、第3図は、2基
の蒸気発生器を有する加圧水型原子炉に使用さ
れ、蒸気発生器の主蒸気管から放出される蒸気又
は飽和液のための急冷槽を備えている、本発明に
よる蒸気発生器の再循環系統の一実施例を示す略
配列図である。 1,101,201…再循環系統(2次冷却材
再循環装置)、3…主給水管、11…ブローダウ
ン放出管、13…2次冷却材放出管、17…共通
放出管、19…熱交換器、25…バイパス管、3
3…ポンプ、73,103,203…分岐給送管
(配送手段)、S1〜S9…蒸気発生器、A,B…再循
環ループ。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 加圧水型原子炉プラントの蒸気供給系統に使
    用するための、蒸気発生器の2次冷却材を再循環
    させる再循環装置であつて、該加圧水型原子炉プ
    ラントが、少なくとも2基の蒸気発生器と、該蒸
    気発生器の各々への主給水管と、該蒸気発生器
    各々のためのブローダウン系統とを有し、該ブロ
    ーダウン系統は、該蒸気発生器の各々から2次冷
    却材の或る小部分を受ける2次冷却材放出管と、
    該蒸気発生器の各々からのブローダウン放出管
    と、前記蒸気発生器のうちの少なくとも1基から
    2次冷却材の或る小部分を受け、該小部分を該蒸
    気発生器の前記主給水管に返送する1対の再循環
    ループとを備えている、蒸気発生器の2次冷却材
    再循環装置において、各々の前記再循環ループ
    が、少なくとも1基の蒸気発生器からの前記ブロ
    ーダウン放出管及び前記2次冷却材放出管に通流
    する共通放出管と、該共通放出管中の熱交換器
    と、該熱交換器の上流側において該共通放出管に
    設けたポンプと、該熱交換器をバイパスするため
    に該共通放出管に連通するバイパス管と、該共通
    放出管を通過した後の2次冷却材を蒸気発生器の
    前記主給水管に返送する返送手段と、を有するこ
    とを特徴とする、蒸気発生器の2次冷却材再循環
    装置。
JP14689485A 1984-07-10 1985-07-05 蒸気発生器の2次冷却材再循環装置 Granted JPS6138308A (ja)

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US629531 1984-07-10
US06/629,531 US4666662A (en) 1984-07-10 1984-07-10 Steam generator recirculating system for a pressurized water nuclear reactor

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Publication Number Publication Date
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JPH056082B2 true JPH056082B2 (ja) 1993-01-25

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GB (1) GB2161643B (ja)
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