JPH06201880A - ほう酸流出防止装置 - Google Patents
ほう酸流出防止装置Info
- Publication number
- JPH06201880A JPH06201880A JP5000418A JP41893A JPH06201880A JP H06201880 A JPH06201880 A JP H06201880A JP 5000418 A JP5000418 A JP 5000418A JP 41893 A JP41893 A JP 41893A JP H06201880 A JPH06201880 A JP H06201880A
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- JP
- Japan
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- core
- reactor
- boric acid
- water
- water injection
- 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】
【目的】 本発明の目的は、ほう酸水の流失を防止する
ことのできるほう酸流出防止装置を得ることにある。 【構成】 本発明に係るほう酸流出防止装置は、事故時
に原子炉の炉心内に冷却材を注入する低圧非常用炉心冷
却系の注水ポンプを起動させる第１の起動信号と、事故
時に炉心内に制御棒が挿入されない場合に炉心内にほう
酸水を注入するほう酸水注入系の注水ポンプを起動させ
る第２の起動信号と、前記炉心を収容する原子炉圧力容
器内の原子炉水位が予め定められた値を越えた時に発信
される原子炉水位高信号の三信号が同時に発信された時
に、前記低圧非常用炉心冷却系の炉心への注水を停止さ
せる停止信号を発信して成ることを特徴とする。
ことのできるほう酸流出防止装置を得ることにある。 【構成】 本発明に係るほう酸流出防止装置は、事故時
に原子炉の炉心内に冷却材を注入する低圧非常用炉心冷
却系の注水ポンプを起動させる第１の起動信号と、事故
時に炉心内に制御棒が挿入されない場合に炉心内にほう
酸水を注入するほう酸水注入系の注水ポンプを起動させ
る第２の起動信号と、前記炉心を収容する原子炉圧力容
器内の原子炉水位が予め定められた値を越えた時に発信
される原子炉水位高信号の三信号が同時に発信された時
に、前記低圧非常用炉心冷却系の炉心への注水を停止さ
せる停止信号を発信して成ることを特徴とする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子力発電プ
ラントのほう酸水注水系に関連するほう酸流出防止装置
に関する。
ラントのほう酸水注水系に関連するほう酸流出防止装置
に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に沸騰水型原子炉は図２の様に構成
されている。図２において、原子炉格納容器１内は、原
子炉圧力容器２を収容するドライウエル３と、プ―ル水
４を収容する圧力抑制室５とに区分されている。さらに
前記ドライウエル３下方にはベント管６が配設され他端
を前記プ―ル水４中に開放している。前記原子炉圧力容
器２内には炉心７が収容されている。この炉心７で昇温
された炉水は蒸発し、シュラウドヘッド８の上部に配設
された気水分離器９によって蒸気と水分が分離された
後、蒸気は蒸気乾燥器10によって乾燥される。この乾燥
された蒸気は主蒸気配管11から主蒸気隔離弁12，13を介
してタ―ビン14に導びかれる。このタ―ビン14で仕事さ
れた蒸気は復水器15によって凝縮されて復水となり、給
水配管16から給水ポンプ17を介して再たび原子炉圧力容
器２内に注入される。この注入された給水は、再循環配
管18を介して再循環ポンプ19で昇圧され、原子炉圧力容
器２内に配設されたジェットポンプ20を介して周囲の給
水を吸込んで炉心７の下方に導びかれる。前記主蒸気配
管11の主蒸気隔離弁12の上流側には主蒸気逃がし安全弁
21が配設されており、前記主蒸気配管11内の圧力が所定
値以上となった場合に動作し、この主蒸気配管11中の蒸
気を主蒸気逃がし配管22を介して圧力抑制室５のプ―ル
水４中に導びくようになっている。また、この圧力抑制
室５から低圧炉心スプレイポンプ23、高圧炉心スプレイ
ポンプ24を介して原子炉圧力容器２内の水位が所定値以
下となった時にプ―ル水４を炉心７の上方に導びく様に
低圧炉心スプレイ配管25、高圧炉心スプレイ配管26が配
設されている。そして、前記圧力抑制室５から低圧注水
ポンプ29を介して炉心７内に注水される低圧注水配管30
が配設されている。さらに前記原子炉圧力容器２にはほ
う酸水注入配管27を介してほう酸水注入タンク28が配設
されている。
されている。図２において、原子炉格納容器１内は、原
子炉圧力容器２を収容するドライウエル３と、プ―ル水
４を収容する圧力抑制室５とに区分されている。さらに
前記ドライウエル３下方にはベント管６が配設され他端
を前記プ―ル水４中に開放している。前記原子炉圧力容
器２内には炉心７が収容されている。この炉心７で昇温
された炉水は蒸発し、シュラウドヘッド８の上部に配設
された気水分離器９によって蒸気と水分が分離された
後、蒸気は蒸気乾燥器10によって乾燥される。この乾燥
された蒸気は主蒸気配管11から主蒸気隔離弁12，13を介
してタ―ビン14に導びかれる。このタ―ビン14で仕事さ
れた蒸気は復水器15によって凝縮されて復水となり、給
水配管16から給水ポンプ17を介して再たび原子炉圧力容
器２内に注入される。この注入された給水は、再循環配
管18を介して再循環ポンプ19で昇圧され、原子炉圧力容
器２内に配設されたジェットポンプ20を介して周囲の給
水を吸込んで炉心７の下方に導びかれる。前記主蒸気配
管11の主蒸気隔離弁12の上流側には主蒸気逃がし安全弁
21が配設されており、前記主蒸気配管11内の圧力が所定
値以上となった場合に動作し、この主蒸気配管11中の蒸
気を主蒸気逃がし配管22を介して圧力抑制室５のプ―ル
水４中に導びくようになっている。また、この圧力抑制
室５から低圧炉心スプレイポンプ23、高圧炉心スプレイ
ポンプ24を介して原子炉圧力容器２内の水位が所定値以
下となった時にプ―ル水４を炉心７の上方に導びく様に
低圧炉心スプレイ配管25、高圧炉心スプレイ配管26が配
設されている。そして、前記圧力抑制室５から低圧注水
ポンプ29を介して炉心７内に注水される低圧注水配管30
が配設されている。さらに前記原子炉圧力容器２にはほ
う酸水注入配管27を介してほう酸水注入タンク28が配設
されている。
【０００３】以上の構成において沸騰水型原子炉の通常
運転状態では炉心７で発生した蒸気は主蒸気管11を経て
タ―ビン14を回すことにより発電を行っている。この時
に、何らかの原因、例えば主蒸気隔離弁12，13全閉等の
原因で主蒸気が遮断される過渡変化が生じると圧力が上
昇して炉心内で発生したボイドが押しつぶされて減速効
果が増加することになる。これを受けて原子炉の出力も
上昇する。また、圧力が上昇してある設定点に達すると
逃がし安全弁21が作動して遮断された主蒸気を圧力抑制
室５のプ―ル水４中に放出して圧力上昇を抑える。
運転状態では炉心７で発生した蒸気は主蒸気管11を経て
タ―ビン14を回すことにより発電を行っている。この時
に、何らかの原因、例えば主蒸気隔離弁12，13全閉等の
原因で主蒸気が遮断される過渡変化が生じると圧力が上
昇して炉心内で発生したボイドが押しつぶされて減速効
果が増加することになる。これを受けて原子炉の出力も
上昇する。また、圧力が上昇してある設定点に達すると
逃がし安全弁21が作動して遮断された主蒸気を圧力抑制
室５のプ―ル水４中に放出して圧力上昇を抑える。
【０００４】このように圧力急上昇に伴うタ―ビン主蒸
気加減弁急閉，タ―ビン主蒸気止め弁急閉，主蒸気隔離
弁閉鎖のような過渡変化が生じた場合、出力上昇及び圧
力上昇を抑制するために、沸騰水型原子炉では各弁の９
０％ストロ―ク位置を検出して原子炉を安全に停止させ
るようになっている。
気加減弁急閉，タ―ビン主蒸気止め弁急閉，主蒸気隔離
弁閉鎖のような過渡変化が生じた場合、出力上昇及び圧
力上昇を抑制するために、沸騰水型原子炉では各弁の９
０％ストロ―ク位置を検出して原子炉を安全に停止させ
るようになっている。
【０００５】ところが、非常に発生確率は小さく通常は
考慮する必要はないが、過渡変化時に原子炉安全保護系
によるスクラムに失敗した場合（以上ＡＴＷＳと略す）
には、原子炉圧力高信号により再循環ポンプトリップ信
号が作動して再循環ポンプが停止する。そして炉心流量
を減少させて炉心ボイド率を増加させることにより、出
力抑制を行う。この様にして出力は抑制されても、まだ
出力が維持されているため逃がし安全弁21からは、引き
続き主蒸気が放出され、圧力抑制室５のプ―ル水温は上
昇を続ける。そこでこのような場合には手動でほう酸水
注入系を作動させて、ほう酸水を炉心内に注入して負の
反応度を添加して原子炉を最終的に停止させることが出
来る。
考慮する必要はないが、過渡変化時に原子炉安全保護系
によるスクラムに失敗した場合（以上ＡＴＷＳと略す）
には、原子炉圧力高信号により再循環ポンプトリップ信
号が作動して再循環ポンプが停止する。そして炉心流量
を減少させて炉心ボイド率を増加させることにより、出
力抑制を行う。この様にして出力は抑制されても、まだ
出力が維持されているため逃がし安全弁21からは、引き
続き主蒸気が放出され、圧力抑制室５のプ―ル水温は上
昇を続ける。そこでこのような場合には手動でほう酸水
注入系を作動させて、ほう酸水を炉心内に注入して負の
反応度を添加して原子炉を最終的に停止させることが出
来る。
【０００６】主蒸気が遮断されたときには、復水器への
戻り水がなくなるので、晢くすると給水は喪失し、その
後は高圧の非常用炉心冷却系（高圧炉心スプレイ系、高
圧注水系）により注水が続けられて原子炉の水位は維持
される。この時、この高圧の非常用炉心冷却系作動しな
くても、その後備としての低圧用炉心冷却系（低圧炉心
スプレイ系、低圧注水系）が注水して水位維持をはかる
様に構成されている。
戻り水がなくなるので、晢くすると給水は喪失し、その
後は高圧の非常用炉心冷却系（高圧炉心スプレイ系、高
圧注水系）により注水が続けられて原子炉の水位は維持
される。この時、この高圧の非常用炉心冷却系作動しな
くても、その後備としての低圧用炉心冷却系（低圧炉心
スプレイ系、低圧注水系）が注水して水位維持をはかる
様に構成されている。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】しかしこの低圧の非常
用炉心冷却系は本来冷却材喪失事故を想定して設計され
ているため、注水開始後は出来るだけ停止せずに注水を
続けるようになっている。また、低圧の非常用炉心冷却
系は容量が大きいので注水開始後短時間で原子炉は満水
となる。
用炉心冷却系は本来冷却材喪失事故を想定して設計され
ているため、注水開始後は出来るだけ停止せずに注水を
続けるようになっている。また、低圧の非常用炉心冷却
系は容量が大きいので注水開始後短時間で原子炉は満水
となる。
【０００８】よって、ほう酸水系が作動している状態で
低圧の非常用炉心冷却系が作動した場合には上記の理由
により原子炉が満水して注水されたほう酸が逃がし安全
弁を経て圧力抑制室プ―ルに流失してしまう恐れがあっ
た。本発明は上記の課題を解消するためになされたもの
で、ほう酸水の流失を防止することのできるほう酸流出
防止装置を得ることを目的とする。
低圧の非常用炉心冷却系が作動した場合には上記の理由
により原子炉が満水して注水されたほう酸が逃がし安全
弁を経て圧力抑制室プ―ルに流失してしまう恐れがあっ
た。本発明は上記の課題を解消するためになされたもの
で、ほう酸水の流失を防止することのできるほう酸流出
防止装置を得ることを目的とする。
【０００９】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成させるた
めに、本発明においては、事故時に原子炉の炉心内に冷
却材を注入する低圧非常用炉心冷却系の注水ポンプを起
動させる第１の起動信号と、事故時に炉心内に制御棒が
挿入されない場合に炉心内にほう酸水を注入するほう酸
水注入系の注水ポンプを起動させる第２の起動信号と、
前記炉心を収容する原子炉圧力容器内の原子炉水位が予
め定められた値を越えた時に発信される原子炉水位高信
号の三信号が同時に発信された時に、前記低圧非常用炉
心冷却系の炉心への注水を停止させる停止信号を発信し
て成ることを特徴とするほう酸流出防止装置を提供す
る。
めに、本発明においては、事故時に原子炉の炉心内に冷
却材を注入する低圧非常用炉心冷却系の注水ポンプを起
動させる第１の起動信号と、事故時に炉心内に制御棒が
挿入されない場合に炉心内にほう酸水を注入するほう酸
水注入系の注水ポンプを起動させる第２の起動信号と、
前記炉心を収容する原子炉圧力容器内の原子炉水位が予
め定められた値を越えた時に発信される原子炉水位高信
号の三信号が同時に発信された時に、前記低圧非常用炉
心冷却系の炉心への注水を停止させる停止信号を発信し
て成ることを特徴とするほう酸流出防止装置を提供す
る。
【００１０】
【作用】この様に構成されたほう酸流出防止装置におい
ては、ほう酸水が原子炉内に注水され、低圧非常用炉心
冷却系から冷却水が注水された後に、原子炉水位が予め
定められた値以上となった場合に、低圧非常用炉心冷却
系からの注水が停止される。よって、ほう酸水注水系か
ら放出されたほう酸は、原子炉内が満水になることによ
って系外へ放出されることがないので有効に原子炉内に
保持される。
ては、ほう酸水が原子炉内に注水され、低圧非常用炉心
冷却系から冷却水が注水された後に、原子炉水位が予め
定められた値以上となった場合に、低圧非常用炉心冷却
系からの注水が停止される。よって、ほう酸水注水系か
ら放出されたほう酸は、原子炉内が満水になることによ
って系外へ放出されることがないので有効に原子炉内に
保持される。
【００１１】
【実施例】以下、本発明に係るほう酸流出防止装置の一
実施例を図１を参照して説明する。
実施例を図１を参照して説明する。
【００１２】図１において、原子炉圧力容器内の水位が
一定値以下となった場合に発信される低圧炉心冷却系の
作動信号である低圧炉心スプレイ系作動信号40および低
圧注水系作動信号41，42はＯＲゲ―ト43に入力される。
このＯＲゲ―ト43の出力信号44とほう酸注水系を作動さ
せるほう酸注水系作動信号45はＡＮＤゲ―ト46に入力さ
れる。このＡＮＤゲ―ト46の出力信号47と原子炉圧力容
器内の水位が主蒸気管ノズル位置より高い場合に出力さ
れる原子炉水位高信号48はＡＮＤ回路49に入力される。
そして、このＡＮＤ回路49は双方の条件が合致した場
合、低圧非常用炉心冷却系停止信号50を出力する構成と
なっている。
一定値以下となった場合に発信される低圧炉心冷却系の
作動信号である低圧炉心スプレイ系作動信号40および低
圧注水系作動信号41，42はＯＲゲ―ト43に入力される。
このＯＲゲ―ト43の出力信号44とほう酸注水系を作動さ
せるほう酸注水系作動信号45はＡＮＤゲ―ト46に入力さ
れる。このＡＮＤゲ―ト46の出力信号47と原子炉圧力容
器内の水位が主蒸気管ノズル位置より高い場合に出力さ
れる原子炉水位高信号48はＡＮＤ回路49に入力される。
そして、このＡＮＤ回路49は双方の条件が合致した場
合、低圧非常用炉心冷却系停止信号50を出力する構成と
なっている。
【００１３】よって、低圧非常用炉心冷却系停止信号が
発せられると低圧非常用炉心冷却系の注水が停止し水位
の上昇が止まって原子炉の冷却材が主蒸気管ノズルから
流出することなくほう酸は原子炉内に保持される。
発せられると低圧非常用炉心冷却系の注水が停止し水位
の上昇が止まって原子炉の冷却材が主蒸気管ノズルから
流出することなくほう酸は原子炉内に保持される。
【００１４】
【発明の効果】以上の説明で明らかなように本発明のほ
う酸流出防止装置はＡＴＷＳ時に高圧の非常用炉心系が
何らかの原因で機能せず、低圧の非常用炉心系にのみ注
水を依存しなければならない場合にほう酸の原子炉外へ
の流出を防止するという優れた効果が得られる。
う酸流出防止装置はＡＴＷＳ時に高圧の非常用炉心系が
何らかの原因で機能せず、低圧の非常用炉心系にのみ注
水を依存しなければならない場合にほう酸の原子炉外へ
の流出を防止するという優れた効果が得られる。
【図１】本発明に関るほう酸流出防止装置の一実施例に
組み込まれる論理演算部のブロック線図。
組み込まれる論理演算部のブロック線図。
【図２】沸騰水型原子力プラントの従来例を示す概略系
統図。
統図。
２…原子炉圧力容器 ７…炉心 11…主蒸気配管 23…低圧炉心スプレイポ
ンプ 25…低圧炉心スプレイ配管 27…ほう酸水注入配管 28…ほう酸水注入タンク 29…低圧注水ポンプ 30…低圧注水配管
ンプ 25…低圧炉心スプレイ配管 27…ほう酸水注入配管 28…ほう酸水注入タンク 29…低圧注水ポンプ 30…低圧注水配管
Claims (1)
- 【請求項１】 事故時に原子炉の炉心内に冷却材を注入
する低圧非常用炉心冷却系の注水ポンプを起動させる第
１の起動信号と、事故時に炉心内に制御棒が挿入されな
い場合に炉心内にほう酸水を注入するほう酸水注入系の
注水ポンプを起動させる第２の起動信号と、前記炉心を
収容する原子炉圧力容器内の原子炉水位が予め定められ
た値を越えた時に発信される原子炉水位高信号の三信号
が同時に発信された時に、前記低圧非常用炉心冷却系の
炉心への注水を停止させる停止信号を発信して成ること
を特徴とするほう酸流出防止装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5000418A JPH06201880A (ja) | 1993-01-06 | 1993-01-06 | ほう酸流出防止装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5000418A JPH06201880A (ja) | 1993-01-06 | 1993-01-06 | ほう酸流出防止装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06201880A true JPH06201880A (ja) | 1994-07-22 |
Family
ID=11473259
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5000418A Pending JPH06201880A (ja) | 1993-01-06 | 1993-01-06 | ほう酸流出防止装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06201880A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103871506A (zh) * | 2012-12-11 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电站高压安全注射系统 |
| CN106887259A (zh) * | 2015-12-15 | 2017-06-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂快速安全停堆系统 |
-
1993
- 1993-01-06 JP JP5000418A patent/JPH06201880A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103871506A (zh) * | 2012-12-11 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电站高压安全注射系统 |
| CN106887259A (zh) * | 2015-12-15 | 2017-06-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电厂快速安全停堆系统 |
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