JPH0567000B2 - - Google Patents
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- JPH0567000B2 JPH0567000B2 JP60197651A JP19765185A JPH0567000B2 JP H0567000 B2 JPH0567000 B2 JP H0567000B2 JP 60197651 A JP60197651 A JP 60197651A JP 19765185 A JP19765185 A JP 19765185A JP H0567000 B2 JPH0567000 B2 JP H0567000B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- water
- pump
- water supply
- cooling system
- Prior art date
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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
-
- 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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- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Details Of Measuring And Other Instruments (AREA)
Description
［発明の利用分野］
本発明は、沸騰水型原子力プラントにおいて、
原子炉内へ冷却材を供給する給水ポンプを有する
原子炉冷却系に係り、通常運転時及びプラント異
常時のいずれでも動作可能な信頼性の高いかつ経
済性にも優れた原子炉冷却系に関するものであ
る。 ［発明の背景］ 第２図ａは沸騰水型原子炉（BWR）の原子炉
冷却系系統概略図である。 原子炉１で発生した蒸気は４系統の主蒸気管２
を通りそれぞれ主蒸気止め弁及び蒸気加減弁を経
て高圧タービン３に入る。高圧タービンの排気は
湿分分離器及び組合わせ中間弁を経て低圧タービ
ン４に入り復水器５で凝縮する。 その後復水ポンプ６で昇圧し低圧給水加熱器に
入り加熱され給水ポンプ７で昇圧後、高圧給水加
熱器で更に加熱し原子炉１へ供給する。 第２図ｂは第２図ａのＡ部詳細図であり、給水
ポンプ７の詳細を示す。通常運転時には50％容量
タービン駆動ポンプ８，９の２台により原子炉に
給水し、蒸気タービン駆動ポンプが１台故障した
時には、予備系の25％容量電動機駆動ポンプ１
０，１１の２台を作動させ、100％定格運転が継
続できるように設計されている。 ［発明の目的］ 本発明は、プラントの高温待機運転を容易に実
施でき、しかも高経済性の原子炉冷却系を得るこ
とを目的とするものである。 ［発明の概要］ 本発明の特徴は、原子炉内へ冷却材を供給する
原子炉給水系において、常用運転時に使用する蒸
気タービン駆動給水ポンプと並列に、プラントの
異常時や事故時において原子炉がスクラム後崩壊
熱で蒸発していく分を補える程度の容量を有する
補助給水ポンプを設けた点にある。 ［発明の実施例］ 本発明は、原子炉がスクラム後崩壊熱で蒸発し
ていく分を補える容量をもつた電動機駆動の補助
給水ポンプを設置することにより、次の効果を得
ようとするものである。 電動機駆動給水ポンプは、従来25％容量のも
のが２台あつたものからそのうち１台の容量を
大巾に低減したことにより設備費の低減を計る
ことができる。 冷却材喪失事故時には、非常用系としてデイ
ーゼル発電機駆動に切換えることができ非常用
炉心冷却系（ECCS）の１系統として組入れら
れることにより従来のECCS系統を１系統削除
することが可能となる。 高温待機運転時には、原子炉内で発生する蒸
気の系外放出を補うために給水を供給すること
が定格流量の２％容量を持つた電動機駆動の補
助給水ポンプがあれば、定格流量（２％容量）
を注入することで蒸発分を補うことができ、原
子炉水位の制御及び給水制御運転が容易におこ
なえる。 以下、本発明の具体的な実施例を図面を用いて
説明する。 第１図は本発明の原子炉冷却系系統概要図で、
図において第２図と同一符号を付した部分は同一
部分である。また、第１図ｂは第１図ａのＢ部詳
細図である。第２図で示したBWRの基本構成に
対し本発明では以下に示す給水装置を設置してい
る。 常用系として50％容量タービン駆動給水ポンプ
１２，１３の２台を設置し、予備系として25％容
量電機駆動給水ポンプ１４を１台と、スクラム後
崩壊熱で蒸発していく分を補える容量（約１〜２
％）を持つた補助給水ポンプ１５を１台設置して
いる。予備系のうち大容量の補助給水ポンプ１４
は所内電源１６を動力源とし、小容量の給水ポン
プ１５は、所内電源１６以外に外部電源喪失時に
も運転が可能なように非常用デイーゼル発電機１
７をも動力源とすることができる構成となつてい
る。 また、小容量の補助給水ポンプ１５は復水器５
からの冷却材を炉心に供給するが、復水器５の水
を汲出した後は自動的に復水貯蔵タンク１８に水
源を切換えて継続して供給できるように構成され
ている。 ポンプからの給水は、原子炉へ給水配管に吐出
し、原子炉圧力容器に設置するスパージヤを通し
て、原子炉圧力容器内に導いている。 従来通常運転では、タービン駆動給水ポンプの
２台により100％定格流量の給水を原子炉へ供給
するが、このうち１台が何らかの原因で故障した
場合でも２台の電動機駆動給水ポンプにより100
％定格運転が継続可能であつた。本発明では25％
容量電動機駆動系給水ポンプのうち１台の容量を
削減したため、タービン駆動給水ポンプ１台故障
時には原子炉出力を低減して運転することにな
る。しかし、このような事象の発生はきわめて稀
でありスクラムせずに低出力運転が継続可能であ
ればタービン駆動給水ポンプ故障の修復後再び定
格出力運転が可能であるので総合的に合理的な設
計といえる。むしろ、高温待機運転時に定格流量
の２％容量をもつた電動機駆動の補助給水ポンプ
より復水器から給水加熱器で加熱した給水を注入
することにより原子炉内で発生する蒸気の系外放
出を補うための給水制御が容易に行なえるという
利点である。 第３図はBWRと新型沸騰型原子炉（ABWR）
の原子炉を概略図である。第３図を基にLOCA時
の運転特性について述べると図中の左側のBWR
プラントではベツセルの下方に大口径の再循環配
管（PLR）を設置していることから、ここでの
ギロチン破断が最悪ケースとなり原子炉内の冷却
材が、PLR配管を通つて流出し炉心が露出して
しまう。 このため、従来BWRではLOCA時補助給水ポ
ンプでシユラウド外に水を注入しても、破断口か
ら流出し炉心を冷却する効果があまり期待出来な
かつた。 これに対し図中の右側のABWRプラントでは、
設計基準事故として炉心上部の中小配管破断を想
定することとなるため原子炉内の冷却材流出量は
抑制され、LOCA時においても原子炉水位は高く
維持される。 このため、補助給水ポンプでシユウラド外側に
冷却材を注入すれば、炉心の冠水及び炉心冷却に
寄与することができる。 このように、本発明の小容量の補助給水ポンプ
は、特にABWRプラントのLOCA時の炉心冷却
系として有効である。 第４図はBWRの運転特性図である。 これは、制御棒駆動機構の操作をせずに再循環
流量だけで十分100〜77％の運転ができることを
示す図である。運転方法は第４図のＣ点に示すよ
うに通常運転時には、主蒸気流量と給水流量が釣
り合い、100％で定格運転を実施しているが、本
発明で通常運転時に50％容量蒸気タービン駆動給
水ポンプが１台故障したときに給水流量がＤ点の
77％に減少され、原子炉熱出力が定格出力の77％
で運転することになる。その後、故障したポンプ
を修復し再び給水流量をＤ点からＣ点まで増加す
ることによつて定格出力運転を行うことができ
る。 また冷却材喪失事故時（LOCA）には、外部電
源を期待しなくてもその機能を達成することが要
求されており、本発明の補助給水ポンプは容量が
１〜２％程度ということで所内電源の他に非常用
のデイーゼル発電機からの駆動をも可能としてい
る。 これによりLOCAが発生した時には、小容量の
補助給水ポンプの電源を所内電源から非常用デイ
ーゼル発電器に切換え、復水器からの冷却材（約
100m3）を炉心に供給する。その後、復水器の容
量が低下すれば水源が復水貯蔵タンクに自動的に
切換え、長期的に炉心を冷却する。 次に、本発明の他の実施例を第５図及び第６図
により説明する。 この実施例では、小容量の電動機駆動の補助給
水ポンプ非常用炉心冷却系（ECCS）と同じ機能
をもたせるもので、現行の高圧炉心スプレイ系
（HPCS）の１台を省略し、その変わりに前記補
助給水ポンプ（H.S.P）をECCSに組込むもので
ある。 第５図に、本発明のECCS系統を示す図であ
る。 本実施例の非常用炉心冷却装置は、単一故障を
仮定しても装置の安全機能が達成できるように独
立性を有する構造であり第５図ｂに示すように区
分、区分及び区分の３つに区分され、それ
ぞれの区分ごとに動力源として、非常用デイーゼ
ル発電機を設置している。 H.S.Pは区分に位置し駆動源としてデイーゼ
ル発電機２２に接続している。 尚、第５図において、LPFLは低圧注水系、
WDCSは残留熱除去系、RCICは原子炉隔離時冷
却系、MSは主蒸気管、ADSは自動減圧系であ
る。 LOCA時の単一故障を仮定した場合のECCSの
機能の確保を第１表に示す。 第６図に、LOCA時（単一故障を仮定）の原子
炉水位変化を示す。設計基準事故であるHPCS配
管破断を仮定すると、図に示す実線はH.S.
原子炉内へ冷却材を供給する給水ポンプを有する
原子炉冷却系に係り、通常運転時及びプラント異
常時のいずれでも動作可能な信頼性の高いかつ経
済性にも優れた原子炉冷却系に関するものであ
る。 ［発明の背景］ 第２図ａは沸騰水型原子炉（BWR）の原子炉
冷却系系統概略図である。 原子炉１で発生した蒸気は４系統の主蒸気管２
を通りそれぞれ主蒸気止め弁及び蒸気加減弁を経
て高圧タービン３に入る。高圧タービンの排気は
湿分分離器及び組合わせ中間弁を経て低圧タービ
ン４に入り復水器５で凝縮する。 その後復水ポンプ６で昇圧し低圧給水加熱器に
入り加熱され給水ポンプ７で昇圧後、高圧給水加
熱器で更に加熱し原子炉１へ供給する。 第２図ｂは第２図ａのＡ部詳細図であり、給水
ポンプ７の詳細を示す。通常運転時には50％容量
タービン駆動ポンプ８，９の２台により原子炉に
給水し、蒸気タービン駆動ポンプが１台故障した
時には、予備系の25％容量電動機駆動ポンプ１
０，１１の２台を作動させ、100％定格運転が継
続できるように設計されている。 ［発明の目的］ 本発明は、プラントの高温待機運転を容易に実
施でき、しかも高経済性の原子炉冷却系を得るこ
とを目的とするものである。 ［発明の概要］ 本発明の特徴は、原子炉内へ冷却材を供給する
原子炉給水系において、常用運転時に使用する蒸
気タービン駆動給水ポンプと並列に、プラントの
異常時や事故時において原子炉がスクラム後崩壊
熱で蒸発していく分を補える程度の容量を有する
補助給水ポンプを設けた点にある。 ［発明の実施例］ 本発明は、原子炉がスクラム後崩壊熱で蒸発し
ていく分を補える容量をもつた電動機駆動の補助
給水ポンプを設置することにより、次の効果を得
ようとするものである。 電動機駆動給水ポンプは、従来25％容量のも
のが２台あつたものからそのうち１台の容量を
大巾に低減したことにより設備費の低減を計る
ことができる。 冷却材喪失事故時には、非常用系としてデイ
ーゼル発電機駆動に切換えることができ非常用
炉心冷却系（ECCS）の１系統として組入れら
れることにより従来のECCS系統を１系統削除
することが可能となる。 高温待機運転時には、原子炉内で発生する蒸
気の系外放出を補うために給水を供給すること
が定格流量の２％容量を持つた電動機駆動の補
助給水ポンプがあれば、定格流量（２％容量）
を注入することで蒸発分を補うことができ、原
子炉水位の制御及び給水制御運転が容易におこ
なえる。 以下、本発明の具体的な実施例を図面を用いて
説明する。 第１図は本発明の原子炉冷却系系統概要図で、
図において第２図と同一符号を付した部分は同一
部分である。また、第１図ｂは第１図ａのＢ部詳
細図である。第２図で示したBWRの基本構成に
対し本発明では以下に示す給水装置を設置してい
る。 常用系として50％容量タービン駆動給水ポンプ
１２，１３の２台を設置し、予備系として25％容
量電機駆動給水ポンプ１４を１台と、スクラム後
崩壊熱で蒸発していく分を補える容量（約１〜２
％）を持つた補助給水ポンプ１５を１台設置して
いる。予備系のうち大容量の補助給水ポンプ１４
は所内電源１６を動力源とし、小容量の給水ポン
プ１５は、所内電源１６以外に外部電源喪失時に
も運転が可能なように非常用デイーゼル発電機１
７をも動力源とすることができる構成となつてい
る。 また、小容量の補助給水ポンプ１５は復水器５
からの冷却材を炉心に供給するが、復水器５の水
を汲出した後は自動的に復水貯蔵タンク１８に水
源を切換えて継続して供給できるように構成され
ている。 ポンプからの給水は、原子炉へ給水配管に吐出
し、原子炉圧力容器に設置するスパージヤを通し
て、原子炉圧力容器内に導いている。 従来通常運転では、タービン駆動給水ポンプの
２台により100％定格流量の給水を原子炉へ供給
するが、このうち１台が何らかの原因で故障した
場合でも２台の電動機駆動給水ポンプにより100
％定格運転が継続可能であつた。本発明では25％
容量電動機駆動系給水ポンプのうち１台の容量を
削減したため、タービン駆動給水ポンプ１台故障
時には原子炉出力を低減して運転することにな
る。しかし、このような事象の発生はきわめて稀
でありスクラムせずに低出力運転が継続可能であ
ればタービン駆動給水ポンプ故障の修復後再び定
格出力運転が可能であるので総合的に合理的な設
計といえる。むしろ、高温待機運転時に定格流量
の２％容量をもつた電動機駆動の補助給水ポンプ
より復水器から給水加熱器で加熱した給水を注入
することにより原子炉内で発生する蒸気の系外放
出を補うための給水制御が容易に行なえるという
利点である。 第３図はBWRと新型沸騰型原子炉（ABWR）
の原子炉を概略図である。第３図を基にLOCA時
の運転特性について述べると図中の左側のBWR
プラントではベツセルの下方に大口径の再循環配
管（PLR）を設置していることから、ここでの
ギロチン破断が最悪ケースとなり原子炉内の冷却
材が、PLR配管を通つて流出し炉心が露出して
しまう。 このため、従来BWRではLOCA時補助給水ポ
ンプでシユラウド外に水を注入しても、破断口か
ら流出し炉心を冷却する効果があまり期待出来な
かつた。 これに対し図中の右側のABWRプラントでは、
設計基準事故として炉心上部の中小配管破断を想
定することとなるため原子炉内の冷却材流出量は
抑制され、LOCA時においても原子炉水位は高く
維持される。 このため、補助給水ポンプでシユウラド外側に
冷却材を注入すれば、炉心の冠水及び炉心冷却に
寄与することができる。 このように、本発明の小容量の補助給水ポンプ
は、特にABWRプラントのLOCA時の炉心冷却
系として有効である。 第４図はBWRの運転特性図である。 これは、制御棒駆動機構の操作をせずに再循環
流量だけで十分100〜77％の運転ができることを
示す図である。運転方法は第４図のＣ点に示すよ
うに通常運転時には、主蒸気流量と給水流量が釣
り合い、100％で定格運転を実施しているが、本
発明で通常運転時に50％容量蒸気タービン駆動給
水ポンプが１台故障したときに給水流量がＤ点の
77％に減少され、原子炉熱出力が定格出力の77％
で運転することになる。その後、故障したポンプ
を修復し再び給水流量をＤ点からＣ点まで増加す
ることによつて定格出力運転を行うことができ
る。 また冷却材喪失事故時（LOCA）には、外部電
源を期待しなくてもその機能を達成することが要
求されており、本発明の補助給水ポンプは容量が
１〜２％程度ということで所内電源の他に非常用
のデイーゼル発電機からの駆動をも可能としてい
る。 これによりLOCAが発生した時には、小容量の
補助給水ポンプの電源を所内電源から非常用デイ
ーゼル発電器に切換え、復水器からの冷却材（約
100m3）を炉心に供給する。その後、復水器の容
量が低下すれば水源が復水貯蔵タンクに自動的に
切換え、長期的に炉心を冷却する。 次に、本発明の他の実施例を第５図及び第６図
により説明する。 この実施例では、小容量の電動機駆動の補助給
水ポンプ非常用炉心冷却系（ECCS）と同じ機能
をもたせるもので、現行の高圧炉心スプレイ系
（HPCS）の１台を省略し、その変わりに前記補
助給水ポンプ（H.S.P）をECCSに組込むもので
ある。 第５図に、本発明のECCS系統を示す図であ
る。 本実施例の非常用炉心冷却装置は、単一故障を
仮定しても装置の安全機能が達成できるように独
立性を有する構造であり第５図ｂに示すように区
分、区分及び区分の３つに区分され、それ
ぞれの区分ごとに動力源として、非常用デイーゼ
ル発電機を設置している。 H.S.Pは区分に位置し駆動源としてデイーゼ
ル発電機２２に接続している。 尚、第５図において、LPFLは低圧注水系、
WDCSは残留熱除去系、RCICは原子炉隔離時冷
却系、MSは主蒸気管、ADSは自動減圧系であ
る。 LOCA時の単一故障を仮定した場合のECCSの
機能の確保を第１表に示す。 第６図に、LOCA時（単一故障を仮定）の原子
炉水位変化を示す。設計基準事故であるHPCS配
管破断を仮定すると、図に示す実線はH.S.
【表】
【表】
Ｐに給電するデイーゼル発電機の故障（作動
ECCSはRCIC＋2LPFL＋8ADSとなる）時であ
り、原子炉水位は冠水維持され炉心露出はおこら
ない。これは、現行設計の最悪のECCS組合せと
同じであることから同等の炉心冷却機能を確保し
ていることがいえる。 なお、それ以外のデイーゼル発電機故障を仮定
した場合（作動ECCSはRCIC＋H.S.P＋2LPFL
＋8ADSとなる）の原子炉水位変化は、第６図に
示した破線となり最悪ケースの場合よりH.S.P1
台分多く確保されていることからさらに水位変化
は小さくなる。 上述した本発明の実施例によれば以下の効果が
ある。 (1) 高温待機運転時従来は25％容量の電動機駆動
給水ポンプによる絞り込み運転で給水流量制御
を行つていたが、本発明では小容量の電動機駆
動補助給水ポンプによる定格運転により蒸発分
を補える給水を供給できるため、給水制御運転
が容易になる。 (2) 従来の電動機駆動給水ポンプは25％容量のも
のが２台あつたが、本発明ではこのうち１台を
定格流量の２％量としているので、大巾な容量
低減ができ設備費が大巾に低減される。また、
小容量の電動機駆動給水ポンプは、非常用デイ
ーゼル発電機でも稼働可能であるから、非常用
炉心冷却系として組入れることが可能となり、
これによつて現行の非常用炉心冷却系を１系統
減らすことができ、この面からも大巾な設備費
の低減が計れる。 ［発明の効果］ 以上説明したように、本発明によれば、プラン
トの高温待機運転を容易に実施でき、しかも高経
済性の原子炉冷却系を得ることができるという効
果がある。
ECCSはRCIC＋2LPFL＋8ADSとなる）時であ
り、原子炉水位は冠水維持され炉心露出はおこら
ない。これは、現行設計の最悪のECCS組合せと
同じであることから同等の炉心冷却機能を確保し
ていることがいえる。 なお、それ以外のデイーゼル発電機故障を仮定
した場合（作動ECCSはRCIC＋H.S.P＋2LPFL
＋8ADSとなる）の原子炉水位変化は、第６図に
示した破線となり最悪ケースの場合よりH.S.P1
台分多く確保されていることからさらに水位変化
は小さくなる。 上述した本発明の実施例によれば以下の効果が
ある。 (1) 高温待機運転時従来は25％容量の電動機駆動
給水ポンプによる絞り込み運転で給水流量制御
を行つていたが、本発明では小容量の電動機駆
動補助給水ポンプによる定格運転により蒸発分
を補える給水を供給できるため、給水制御運転
が容易になる。 (2) 従来の電動機駆動給水ポンプは25％容量のも
のが２台あつたが、本発明ではこのうち１台を
定格流量の２％量としているので、大巾な容量
低減ができ設備費が大巾に低減される。また、
小容量の電動機駆動給水ポンプは、非常用デイ
ーゼル発電機でも稼働可能であるから、非常用
炉心冷却系として組入れることが可能となり、
これによつて現行の非常用炉心冷却系を１系統
減らすことができ、この面からも大巾な設備費
の低減が計れる。 ［発明の効果］ 以上説明したように、本発明によれば、プラン
トの高温待機運転を容易に実施でき、しかも高経
済性の原子炉冷却系を得ることができるという効
果がある。
第１図は本発明の一実施例を示す原子炉冷却系
の系統概要図、第２図は従来のBWRの原子炉冷
却系の系統概要図、第３図はBWRとABWRの原
子炉の構造を比較して示す概略断面図、第４図は
BWRの運転特性図、第５図は本発明の他の実施
例を説明する図でECCS系統の区分説明図、第６
図はLOCA時（単一故障を仮定）の原子炉水位変
化を示す線図である。 ＜符号の説明＞、１……原子炉、２……主蒸気
管、３……高圧タービン、４……低圧タービン、
５……復水器、６……復水ポンプ、７……給水ポ
ンプ、８，９……蒸気タービン駆動給水ポンプ
Ａ、Ｂ、１０，１１……電動機駆動給水ポンプ
Ａ、Ｂ、１２，１３……蒸気タービン駆動給水ポ
ンプＡ、Ｂ（50％容量）、１４……電動機駆動給水
ポンプＣ（25％容量）、１５……電動機駆動給水ポ
ンプＤ（約２％容量）、１６……所内電源、１７…
…非常用デイーゼル発電機、１８……復水貯蔵タ
ンク、２０，２１，２２……デイーゼル発電機。
の系統概要図、第２図は従来のBWRの原子炉冷
却系の系統概要図、第３図はBWRとABWRの原
子炉の構造を比較して示す概略断面図、第４図は
BWRの運転特性図、第５図は本発明の他の実施
例を説明する図でECCS系統の区分説明図、第６
図はLOCA時（単一故障を仮定）の原子炉水位変
化を示す線図である。 ＜符号の説明＞、１……原子炉、２……主蒸気
管、３……高圧タービン、４……低圧タービン、
５……復水器、６……復水ポンプ、７……給水ポ
ンプ、８，９……蒸気タービン駆動給水ポンプ
Ａ、Ｂ、１０，１１……電動機駆動給水ポンプ
Ａ、Ｂ、１２，１３……蒸気タービン駆動給水ポ
ンプＡ、Ｂ（50％容量）、１４……電動機駆動給水
ポンプＣ（25％容量）、１５……電動機駆動給水ポ
ンプＤ（約２％容量）、１６……所内電源、１７…
…非常用デイーゼル発電機、１８……復水貯蔵タ
ンク、２０，２１，２２……デイーゼル発電機。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉内へ冷却材を供給する原子炉給水系に
おいて、常用運転時に使用する蒸気タービン駆動
給水ポンプと並列に、プラントの異常時や事故時
において原子炉がスクラム後崩壊熱で蒸発してい
く分を補える程度の容量を有する補助給水ポンプ
を設けた事を特徴とする原子炉冷却系。 ２ 特許請求の範囲第１項において、補助給水ポ
ンプの駆動源として、所内電源と非常用のデイー
ゼル発電機のいずれかに切換え可能な構成とした
ことを特徴とする原子炉冷却系。 ３ 特許請求の範囲第１項において、補助給水ポ
ンプの水源として、主復水器のホツトウエル及び
復水貯蔵タンクからの冷却材のいずれかに切換え
て使用できる構成としたことを特徴とする原子炉
冷却系。 ４ 特許請求の範囲第１項において、補助給水ポ
ンプと非常用炉心冷却系（ECCS）を組合せ、冷
却材喪失事故時（LOCA）に前記補助給水ポンプ
で冷却材を原子炉へ供給することを特徴とする原
子炉冷却系。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60197651A JPS6258199A (ja) | 1985-09-09 | 1985-09-09 | 原子炉冷却系 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60197651A JPS6258199A (ja) | 1985-09-09 | 1985-09-09 | 原子炉冷却系 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6258199A JPS6258199A (ja) | 1987-03-13 |
| JPH0567000B2 true JPH0567000B2 (ja) | 1993-09-22 |
Family
ID=16378041
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60197651A Granted JPS6258199A (ja) | 1985-09-09 | 1985-09-09 | 原子炉冷却系 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6258199A (ja) |
-
1985
- 1985-09-09 JP JP60197651A patent/JPS6258199A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6258199A (ja) | 1987-03-13 |
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