JPH059760B2 - - Google Patents
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- JPH059760B2 JPH059760B2 JP56199349A JP19934981A JPH059760B2 JP H059760 B2 JPH059760 B2 JP H059760B2 JP 56199349 A JP56199349 A JP 56199349A JP 19934981 A JP19934981 A JP 19934981A JP H059760 B2 JPH059760 B2 JP H059760B2
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- Japan
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- reactor
- core
- coolant
- flow
- flow rate
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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
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Vehicle Body Suspensions (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉の冷却材補給装置に関する。
一般に沸騰水形原子炉には原子炉水位が低下し
たとき等に原子炉圧力容器内に冷却水を供給する
原子炉隔離時冷却系、高圧炉心スプレー系等の冷
却材補給装置が配設されている。
たとき等に原子炉圧力容器内に冷却水を供給する
原子炉隔離時冷却系、高圧炉心スプレー系等の冷
却材補給装置が配設されている。
第１図は従来の沸騰水形原子炉を示すもので、
図において、符号１は原子炉圧力容器を示してい
る。この原子炉圧力容器１内には炉心２が配設さ
れ、この炉心２を覆つてシユラウド３が配設され
ている。そして、シユラウド３と原子炉圧力容器
１の間にはジエツトポンプ４が配設されている。
炉心２内で核エネルギーを得た冷却水は蒸気とさ
れ、この蒸気は主蒸気管５を通りタービン６に導
かれる。タービン６を駆動した蒸気はコンデンサ
ー７において復水とされ、給水管８を通りジエツ
トポンプ４の流入口近傍に流入する。
図において、符号１は原子炉圧力容器を示してい
る。この原子炉圧力容器１内には炉心２が配設さ
れ、この炉心２を覆つてシユラウド３が配設され
ている。そして、シユラウド３と原子炉圧力容器
１の間にはジエツトポンプ４が配設されている。
炉心２内で核エネルギーを得た冷却水は蒸気とさ
れ、この蒸気は主蒸気管５を通りタービン６に導
かれる。タービン６を駆動した蒸気はコンデンサ
ー７において復水とされ、給水管８を通りジエツ
トポンプ４の流入口近傍に流入する。
以上のように構成された沸騰水形原子炉では例
えば、給水管８からの給水が停止するような異常
事態が発生した場合には、原子炉圧力容器１内の
水位が低下するため、この水位を測定する図示し
ない水位計からの水位信号により、原子炉圧力容
器１の上端部に開口する原子炉隔離時冷却系９、
炉心２上方に開口する高圧炉心スプレー系１０等
の冷却材補給装置が作動される。
えば、給水管８からの給水が停止するような異常
事態が発生した場合には、原子炉圧力容器１内の
水位が低下するため、この水位を測定する図示し
ない水位計からの水位信号により、原子炉圧力容
器１の上端部に開口する原子炉隔離時冷却系９、
炉心２上方に開口する高圧炉心スプレー系１０等
の冷却材補給装置が作動される。
すなわち、この冷却材補給装置により、原子炉
圧力容器１内の水位の低下は防止され、炉心２内
に収容される図示しない燃料集合体が露出して加
熱損傷することが防止される。なお原子炉隔離時
冷却系９は原子炉圧力容器１内に収容される構造
材をも冷却する働きを有しており、また高圧炉心
スプレー系１０は炉心２が露出するような場合に
燃料集合体を直接冷却する働きをする。
圧力容器１内の水位の低下は防止され、炉心２内
に収容される図示しない燃料集合体が露出して加
熱損傷することが防止される。なお原子炉隔離時
冷却系９は原子炉圧力容器１内に収容される構造
材をも冷却する働きを有しており、また高圧炉心
スプレー系１０は炉心２が露出するような場合に
燃料集合体を直接冷却する働きをする。
しかしながら、以上のように構成された冷却材
補給装置では、この冷却材補給装置が作動される
ような異常事態が発生した場合には、一般に、炉
心２内に冷却水を循環する図示しない再循環ポン
プは停止しているため炉心２の冷却は冷却材の自
然循環によつてのみなされることとなる。すなわ
ち、この自然循環はシユラウド３内の冷却材が炉
心２により熱を得て蒸気泡を発生し低密度の冷却
材となり、一方シユラウド３外の冷却材は炉心２
により加熱されないため高密度の冷却材とされる
ことにより、シユラウド３内外の冷却材に密度差
が生じることにより発生する。しかしながら、給
水管８からの冷却材の供給が停止するような異常
事態が発生し原子炉圧力容器１内の冷却材水位が
低下し、原子炉隔離時冷却系９または高圧炉心ス
プレー系１０が作動すると低温の冷却材がシユラ
ウド３内に注入されることとなり、シユラウド３
内の冷却材の密度は大きくなり、この結果シユラ
ウド３内外の冷却材の密度差は小さくなり、前述
した冷却材の自然循環量は大幅に減少する。そし
て、このようなときには、炉心２の冷却効率が低
下し、炉心２内に収容される燃料集合体の損傷を
招くおそれがある。
補給装置では、この冷却材補給装置が作動される
ような異常事態が発生した場合には、一般に、炉
心２内に冷却水を循環する図示しない再循環ポン
プは停止しているため炉心２の冷却は冷却材の自
然循環によつてのみなされることとなる。すなわ
ち、この自然循環はシユラウド３内の冷却材が炉
心２により熱を得て蒸気泡を発生し低密度の冷却
材となり、一方シユラウド３外の冷却材は炉心２
により加熱されないため高密度の冷却材とされる
ことにより、シユラウド３内外の冷却材に密度差
が生じることにより発生する。しかしながら、給
水管８からの冷却材の供給が停止するような異常
事態が発生し原子炉圧力容器１内の冷却材水位が
低下し、原子炉隔離時冷却系９または高圧炉心ス
プレー系１０が作動すると低温の冷却材がシユラ
ウド３内に注入されることとなり、シユラウド３
内の冷却材の密度は大きくなり、この結果シユラ
ウド３内外の冷却材の密度差は小さくなり、前述
した冷却材の自然循環量は大幅に減少する。そし
て、このようなときには、炉心２の冷却効率が低
下し、炉心２内に収容される燃料集合体の損傷を
招くおそれがある。
本発明は、かかる従来の事情に対処して成され
たもので、炉心を収容する原子炉圧力容器内に配
設されるシユラウド外側に開口する給水管と、前
記原子炉圧力容器内に開口する原子炉隔離時冷却
系配管と、前記原子炉圧力容器内に開口する高圧
炉心スプレー系配管と、前記原子炉隔離時冷却系
配管と前記給水管と接続する流量制御弁の配設さ
れた第１の連結管、あるいは、前記高圧炉心スプ
レー系配管と前記給水管とを接続する流量制御弁
の配設された第２の連結管の少なくとも一方の連
結管と、前記炉心内に流入する冷却材の流量を測
定する流量計と、前記流量計から流量信号を入力
し、この流量信号が予め設定された値まで低下し
た時にその時点における前記炉心内に流入する冷
却材の流量が最大となるように前記流量制御弁を
制御する流量配分制御装置とを備えたことを特徴
とする原子炉の冷却材補給装置を提供しようとす
るものである。
たもので、炉心を収容する原子炉圧力容器内に配
設されるシユラウド外側に開口する給水管と、前
記原子炉圧力容器内に開口する原子炉隔離時冷却
系配管と、前記原子炉圧力容器内に開口する高圧
炉心スプレー系配管と、前記原子炉隔離時冷却系
配管と前記給水管と接続する流量制御弁の配設さ
れた第１の連結管、あるいは、前記高圧炉心スプ
レー系配管と前記給水管とを接続する流量制御弁
の配設された第２の連結管の少なくとも一方の連
結管と、前記炉心内に流入する冷却材の流量を測
定する流量計と、前記流量計から流量信号を入力
し、この流量信号が予め設定された値まで低下し
た時にその時点における前記炉心内に流入する冷
却材の流量が最大となるように前記流量制御弁を
制御する流量配分制御装置とを備えたことを特徴
とする原子炉の冷却材補給装置を提供しようとす
るものである。
以下本発明の詳細を図面に示す一実施例につい
て説明する。
て説明する。
第２図において原子炉隔離時冷却系配管９ａか
らは給水管８に接続される連結管１１が分岐して
おり、この連結管１１には流量制御弁１２が配設
されている。そして、高圧炉心スプレー系配管１
０ａからは、給水管８に接続される連結管１３が
分岐しており、この連結管１３には流量制御弁１
４が配設されている。原子炉隔離時冷却系配管９
ａの連結管１１との分岐点上流には流量制御弁１
５が配設されており、また高圧炉心スプレー系配
管１０ａの連結管１３との分岐点上流には流量制
御弁１６が配設されている。
らは給水管８に接続される連結管１１が分岐して
おり、この連結管１１には流量制御弁１２が配設
されている。そして、高圧炉心スプレー系配管１
０ａからは、給水管８に接続される連結管１３が
分岐しており、この連結管１３には流量制御弁１
４が配設されている。原子炉隔離時冷却系配管９
ａの連結管１１との分岐点上流には流量制御弁１
５が配設されており、また高圧炉心スプレー系配
管１０ａの連結管１３との分岐点上流には流量制
御弁１６が配設されている。
図において符号１７は流量配分制御装置を示し
ており、この流量配分制御装置１７にはジエツト
ポンプ４流出口近傍に設けられた流量計１８が電
気的に接続されている。さらにこの流量配分制御
装置１７には流量制御弁１２，１４，１５，１６
が電気的に接続されている。すなわち、この流量
配分制御装置１７は流量計１８からの流量信号S1
を入力し、流量信号S1の値が最大の炉心冷却率
が得られる値、すなわち最大の炉心流量となるよ
うに、流量制御弁１２，１４，１５，１６の開度
を制御する。つまり、自然循環による冷却効率が
最大となるように冷却材注入により冷却材の密度
を制御することによる冷却効率の向上と、実際に
冷却材を原子炉圧力容器内に注入することによる
冷却効率の向上の双方による冷却効率が最大とな
るよう各部に対する冷却材の流量を制御する。な
お、以上述べた部分以外は第１図に示した沸騰水
形原子炉と同様に構成されているので同一部分に
は同一符号を付して説明を省略する。
ており、この流量配分制御装置１７にはジエツト
ポンプ４流出口近傍に設けられた流量計１８が電
気的に接続されている。さらにこの流量配分制御
装置１７には流量制御弁１２，１４，１５，１６
が電気的に接続されている。すなわち、この流量
配分制御装置１７は流量計１８からの流量信号S1
を入力し、流量信号S1の値が最大の炉心冷却率
が得られる値、すなわち最大の炉心流量となるよ
うに、流量制御弁１２，１４，１５，１６の開度
を制御する。つまり、自然循環による冷却効率が
最大となるように冷却材注入により冷却材の密度
を制御することによる冷却効率の向上と、実際に
冷却材を原子炉圧力容器内に注入することによる
冷却効率の向上の双方による冷却効率が最大とな
るよう各部に対する冷却材の流量を制御する。な
お、以上述べた部分以外は第１図に示した沸騰水
形原子炉と同様に構成されているので同一部分に
は同一符号を付して説明を省略する。
以上のように構成された原子炉の冷却材補給装
置では補給ポンプ９ｂにより、原子炉隔離時冷却
系配管９ａに供給された冷却材は、原子炉圧力容
器１の頂部から原子炉圧力容器１内にスプレーさ
れるとともに、冷却材の一部は連結管１１を通り
給水管８に流入した後、原子炉圧力容器１に配設
されるジエツトポンプ４流入口上方に流入する。
なお原子炉圧力容器１の頂部から原子炉圧力容器
１内にスプレーされる冷却材の量、及びジエツト
ポンプ４流入口上方に流入する冷却材の量は、流
量制御弁１２，１５の開度が流量配分制御装置１
７により、最大の炉心冷却効率が得られるように
制御されているため、最大の炉心冷却効率が得ら
れる量に分配される。また補給ポンプ１０ｂの駆
動により、高圧炉心スプレー系配管１０ａに供給
された冷却材はシユラウド３内の炉心上方にスプ
レーされるとともに、冷却材の一部は連結管１３
を通り給水管８に流入したのち、原子炉圧力容器
１内のジエツトポンプ４流入口上方に流入する。
なお流量制御弁１４，１６は流量配分制御装置１
７により最大の炉心冷却効率が得られるような開
度とされているため、給水管８から原子炉圧力容
器１のジエツトポンプ４上部に流入する冷却材の
量は最大の炉心冷却効率が得られる量である。
置では補給ポンプ９ｂにより、原子炉隔離時冷却
系配管９ａに供給された冷却材は、原子炉圧力容
器１の頂部から原子炉圧力容器１内にスプレーさ
れるとともに、冷却材の一部は連結管１１を通り
給水管８に流入した後、原子炉圧力容器１に配設
されるジエツトポンプ４流入口上方に流入する。
なお原子炉圧力容器１の頂部から原子炉圧力容器
１内にスプレーされる冷却材の量、及びジエツト
ポンプ４流入口上方に流入する冷却材の量は、流
量制御弁１２，１５の開度が流量配分制御装置１
７により、最大の炉心冷却効率が得られるように
制御されているため、最大の炉心冷却効率が得ら
れる量に分配される。また補給ポンプ１０ｂの駆
動により、高圧炉心スプレー系配管１０ａに供給
された冷却材はシユラウド３内の炉心上方にスプ
レーされるとともに、冷却材の一部は連結管１３
を通り給水管８に流入したのち、原子炉圧力容器
１内のジエツトポンプ４流入口上方に流入する。
なお流量制御弁１４，１６は流量配分制御装置１
７により最大の炉心冷却効率が得られるような開
度とされているため、給水管８から原子炉圧力容
器１のジエツトポンプ４上部に流入する冷却材の
量は最大の炉心冷却効率が得られる量である。
第３図は以上のように構成された原子炉の冷却
材補給装置による炉心流量の時間的変化を示して
いる。すなわち、例えば給水管８への冷却材の供
給が停止された場合には、原子炉圧力容器１内水
位が低下し、これにともない炉心流量は、第３図
に点ａ，ｂで示されるように低下し、さらに原子
炉隔離時冷却系９または高圧炉心スプレー系１０
の作動により、炉心流量は第３図に点ｂ、点ｃで
示されるように低下する。そして炉心流量は、流
量配分制御装置１７にあらかじめ設定された値に
まで低下すると流量配分制御装置１７により流量
制御弁１２，１４，１５，１６の開度がその時点
における最大の炉心冷却効率が得られるように制
御され、冷却材の一部は連結管１１または連結管
１３を通り給水管８に流入し、ジエツトポンプ４
流入口上方に流入する。したがつて、炉心流量
は、第３図に点ｃ、点ｄで示すように上昇し、炉
心２の冷却効率はその時点における最大のものと
なる。
材補給装置による炉心流量の時間的変化を示して
いる。すなわち、例えば給水管８への冷却材の供
給が停止された場合には、原子炉圧力容器１内水
位が低下し、これにともない炉心流量は、第３図
に点ａ，ｂで示されるように低下し、さらに原子
炉隔離時冷却系９または高圧炉心スプレー系１０
の作動により、炉心流量は第３図に点ｂ、点ｃで
示されるように低下する。そして炉心流量は、流
量配分制御装置１７にあらかじめ設定された値に
まで低下すると流量配分制御装置１７により流量
制御弁１２，１４，１５，１６の開度がその時点
における最大の炉心冷却効率が得られるように制
御され、冷却材の一部は連結管１１または連結管
１３を通り給水管８に流入し、ジエツトポンプ４
流入口上方に流入する。したがつて、炉心流量
は、第３図に点ｃ、点ｄで示すように上昇し、炉
心２の冷却効率はその時点における最大のものと
なる。
以上述べたように、本発明の原子炉の冷却材補
給装置によれば原子炉の異常事故発生時に原子炉
隔離時冷却系及び高圧炉心スプレー系のような冷
却材補給装置が作動された場合にも炉心内の冷却
を効率的に行なうことができ、原子炉の安全性を
大幅に向上することができる。
給装置によれば原子炉の異常事故発生時に原子炉
隔離時冷却系及び高圧炉心スプレー系のような冷
却材補給装置が作動された場合にも炉心内の冷却
を効率的に行なうことができ、原子炉の安全性を
大幅に向上することができる。
第１図は従来の沸騰水形原子炉の配管系統図、
第２図は本発明の一実施例の原子炉の冷却材補給
装置を備えた沸騰水形原子炉の配管系統図、第３
図は第２図に示した原子炉の冷却材補給装置の作
動を説明するためのグラフである。 １……原子炉圧力容器、２……炉心、４……ジ
エツトポンプ、８……給水管、９……原子炉隔離
時冷却系、１０……高圧炉心スプレー系、１１，
１３……連結管、１２，１４，１５，１６……流
量制御弁、１７……流量配分制御装置、１８……
流量計。
第２図は本発明の一実施例の原子炉の冷却材補給
装置を備えた沸騰水形原子炉の配管系統図、第３
図は第２図に示した原子炉の冷却材補給装置の作
動を説明するためのグラフである。 １……原子炉圧力容器、２……炉心、４……ジ
エツトポンプ、８……給水管、９……原子炉隔離
時冷却系、１０……高圧炉心スプレー系、１１，
１３……連結管、１２，１４，１５，１６……流
量制御弁、１７……流量配分制御装置、１８……
流量計。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 炉心を収容する原子炉圧力容器内に配設され
るシユラウド外側に開口する給水管と、 前記原子炉圧力容器内に開口する原子炉隔離時
冷却系配管と、 前記原子炉圧力容器内に開口する高圧炉心スプ
レー系配管と、 前記原子炉隔離時冷却系配管と前記給水管とを
接続する流量制御弁の配設された第１の連結管、
あるいは、前記高圧炉心スプレー系配管と前記給
水管とを接続する流量制御弁の配設された第２の
連結管の少なくとも一方の連結管と、 前記炉心内に流入する冷却材の流量を測定する
流量計と、 前記流量計から流量信号を入力し、この流量信
号が予め設定された値まで低下した時にその時点
における前記炉心内に流入する冷却材の流量が最
大となるように前記流量制御弁を制御する流量配
分制御装置とを備えたことを特徴とする原子炉の
冷却材補給装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56199349A JPS58100785A (ja) | 1981-12-10 | 1981-12-10 | 原子炉の冷却材補給装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56199349A JPS58100785A (ja) | 1981-12-10 | 1981-12-10 | 原子炉の冷却材補給装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58100785A JPS58100785A (ja) | 1983-06-15 |
| JPH059760B2 true JPH059760B2 (ja) | 1993-02-05 |
Family
ID=16406280
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56199349A Granted JPS58100785A (ja) | 1981-12-10 | 1981-12-10 | 原子炉の冷却材補給装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58100785A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP6378124B2 (ja) * | 2015-04-10 | 2018-08-22 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子炉 |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5134398A (ja) * | 1974-09-18 | 1976-03-24 | Hitachi Ltd | |
| JPS56158988A (en) * | 1980-05-13 | 1981-12-08 | Nippon Atomic Ind Group Co | Emergency core cooling system of bwr type reactor |
-
1981
- 1981-12-10 JP JP56199349A patent/JPS58100785A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS58100785A (ja) | 1983-06-15 |
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