JPH0636057B2 - 原子力発電プラント - Google Patents
原子力発電プラントInfo
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- JPH0636057B2 JPH0636057B2 JP61005168A JP516886A JPH0636057B2 JP H0636057 B2 JPH0636057 B2 JP H0636057B2 JP 61005168 A JP61005168 A JP 61005168A JP 516886 A JP516886 A JP 516886A JP H0636057 B2 JPH0636057 B2 JP H0636057B2
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- JP
- Japan
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- steam generator
- pressurizer
- steam
- water
- coolant
- Prior art date
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- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F22—STEAM GENERATION
- F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
- F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
- F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
- F22B37/42—Applications, arrangements or dispositions of alarm or automatic safety devices
- F22B37/46—Applications, arrangements or dispositions of alarm or automatic safety devices responsive to low or high water level, e.g. for checking, suppressing or extinguishing combustion in boilers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 発明の背景 本発明は、一次エネルギ源が原子炉である発電プラント
に関するものである。本発明は、特に、一次側の管を流
れる原子炉冷却材と前記管を囲む外側の二次側の胴部に
おける水との間の熱交換により蒸気が生成される蒸気発
生器を含むプラントと関連を有する。冷却材は、典型的
には約140kg/cm2 （2,000psi）の高い圧力にある。胴
部内の水および生成された蒸気中の湿分は更に実質的に
低い圧力にある。典型的には、冷却材は前記胴部内の水
と熱交換関係にある多数のＵ字形の管内を循環させられ
る。
に関するものである。本発明は、特に、一次側の管を流
れる原子炉冷却材と前記管を囲む外側の二次側の胴部に
おける水との間の熱交換により蒸気が生成される蒸気発
生器を含むプラントと関連を有する。冷却材は、典型的
には約140kg/cm2 （2,000psi）の高い圧力にある。胴
部内の水および生成された蒸気中の湿分は更に実質的に
低い圧力にある。典型的には、冷却材は前記胴部内の水
と熱交換関係にある多数のＵ字形の管内を循環させられ
る。
このような原子力発電プラントの運転においては、一本
以上の管が破裂することが時々ある。この破裂は、管に
穴があいて生じるか、あるいは管が完全に破断すること
もある。管の完全な破断は、「両端破裂」と称される。
両端破裂は、これが原子力発電プラントの設計において
考慮されねばならない要因の１つであるため、設計基準
の管破裂と呼ばれる。どんな破裂の場合であっても、放
射性を有する冷却材は冷却材系における圧力下で胴部内
の水中に噴射される。
以上の管が破裂することが時々ある。この破裂は、管に
穴があいて生じるか、あるいは管が完全に破断すること
もある。管の完全な破断は、「両端破裂」と称される。
両端破裂は、これが原子力発電プラントの設計において
考慮されねばならない要因の１つであるため、設計基準
の管破裂と呼ばれる。どんな破裂の場合であっても、放
射性を有する冷却材は冷却材系における圧力下で胴部内
の水中に噴射される。
緊急給水および破裂した管の両端部から胴部への冷却材
の流入の故に蒸気発生器の胴部が急速に水で充満状態と
なるため、両端破裂の結果重大な緊急事態を生じること
になる。管における穴の発生の場合は、両端破裂の場合
とは異なって緊急度はそれ程重大ではなく、蒸気発生器
の胴部は、両端破裂の場合程急速に充満状態にはならな
い。しかし、この場合には穴の発生した管内の高圧によ
り胴部内の液体に対して冷却材が噴出し、ある場合には
溢水状態を防止する措置が取られねばならない。確立さ
れた設計上の配慮は、一本以上の管の両端破裂を想定し
ている。緊急の程度は、多くの両端破裂の発生に従って
必然的に増大する。
の流入の故に蒸気発生器の胴部が急速に水で充満状態と
なるため、両端破裂の結果重大な緊急事態を生じること
になる。管における穴の発生の場合は、両端破裂の場合
とは異なって緊急度はそれ程重大ではなく、蒸気発生器
の胴部は、両端破裂の場合程急速に充満状態にはならな
い。しかし、この場合には穴の発生した管内の高圧によ
り胴部内の液体に対して冷却材が噴出し、ある場合には
溢水状態を防止する措置が取られねばならない。確立さ
れた設計上の配慮は、一本以上の管の両端破裂を想定し
ている。緊急の程度は、多くの両端破裂の発生に従って
必然的に増大する。
蒸気発生器の胴部から流出する液体の放射能が監視され
ている。放射性の実質的な増加が認められると、プラン
トのオペレータは破例の可能性を判断する。放射能の増
加に大じて、オペレータは蒸気発生器内の二次液体のレ
ベルの上昇を検査して、どの蒸気発生器が故障したかを
表示するある蒸気発生器における急速な増加があるかど
うかを決定する。急速な増加を示すどの蒸気発生器に対
しても補助的な給水流が直ちに停止されるが、破裂が生
じた管（単数または複数）を介する二次側の胴部への給
水が問題を提起する。従来技術の教訓によれば、蒸気発
生器の冷却材即ち一次側は、破裂の発生と同時に、蒸気
発生器の胴部側即ち二次側の弁からの蒸気の放出および
原子炉のトリッピング（tripping）操作によって冷却さ
れる。更に、冷却材は、その圧力が二次側の液体の圧力
より低くなるように減圧される。オペレータがこのよう
な時間のかかる過程の完了を持つ間、冷却材は蒸気発生
器の胴部側に注入される。破裂部から流出する冷却材
は、これもまた蒸気発生器の胴部側への冷却材の噴出が
遅滞なく継続するように炉心の過熱を防ぐための破裂の
発生と同時に付勢される安全注入系によって炉心内に再
充填される。
ている。放射性の実質的な増加が認められると、プラン
トのオペレータは破例の可能性を判断する。放射能の増
加に大じて、オペレータは蒸気発生器内の二次液体のレ
ベルの上昇を検査して、どの蒸気発生器が故障したかを
表示するある蒸気発生器における急速な増加があるかど
うかを決定する。急速な増加を示すどの蒸気発生器に対
しても補助的な給水流が直ちに停止されるが、破裂が生
じた管（単数または複数）を介する二次側の胴部への給
水が問題を提起する。従来技術の教訓によれば、蒸気発
生器の冷却材即ち一次側は、破裂の発生と同時に、蒸気
発生器の胴部側即ち二次側の弁からの蒸気の放出および
原子炉のトリッピング（tripping）操作によって冷却さ
れる。更に、冷却材は、その圧力が二次側の液体の圧力
より低くなるように減圧される。オペレータがこのよう
な時間のかかる過程の完了を持つ間、冷却材は蒸気発生
器の胴部側に注入される。破裂部から流出する冷却材
は、これもまた蒸気発生器の胴部側への冷却材の噴出が
遅滞なく継続するように炉心の過熱を防ぐための破裂の
発生と同時に付勢される安全注入系によって炉心内に再
充填される。
両端破裂は、米国原子力規制委員会（Nuclear Regulato
ry Commission＝NRC）による条件IV設計基準事象として
分類されている。現在このような事象に対するNRC の指
針は、このような事象の発生の衝撃および考えられるパ
ニックに打克って、何事が起ったかまたどんな行動をと
るかを検討する時間を運転要員に与えるために、条件IV
の事象の発生後最初の30秒間は一切の操作を要求しない
ことを推奨している。しかし、研究の結果、従来技術の
慣例の下に、オペレータは両端破裂の発生後10分以内に
行動を開始しなければならない。遅れをとると、蒸気発
生器の溢水状態および蒸気発生器により供給される蒸気
管路の溢流状態を招く結果となる。蒸気管路の溢流は蒸
気管路の構造的な健全姓を脅かす許りでなく、二次安全
施設および動力で作動する逃し弁に結果として流れる水
流がこれらの弁が弁座に戻ることを阻止して米国連邦規
則タイトル10におけるパート100 に規定された限度を越
える放射性の周囲への拡散を招くおそれがある。
ry Commission＝NRC）による条件IV設計基準事象として
分類されている。現在このような事象に対するNRC の指
針は、このような事象の発生の衝撃および考えられるパ
ニックに打克って、何事が起ったかまたどんな行動をと
るかを検討する時間を運転要員に与えるために、条件IV
の事象の発生後最初の30秒間は一切の操作を要求しない
ことを推奨している。しかし、研究の結果、従来技術の
慣例の下に、オペレータは両端破裂の発生後10分以内に
行動を開始しなければならない。遅れをとると、蒸気発
生器の溢水状態および蒸気発生器により供給される蒸気
管路の溢流状態を招く結果となる。蒸気管路の溢流は蒸
気管路の構造的な健全姓を脅かす許りでなく、二次安全
施設および動力で作動する逃し弁に結果として流れる水
流がこれらの弁が弁座に戻ることを阻止して米国連邦規
則タイトル10におけるパート100 に規定された限度を越
える放射性の周囲への拡散を招くおそれがある。
本発明の目的は、従来技術の欠点および短所を克服し
て、冷却材を導く管（単数または複数）に破裂が発生し
た時に原子炉の蒸気発生器が溢水状態となること、なら
びに蒸気発生器により供給される蒸気管路が溢流状態に
なることを有効に阻止する原子力発電プラントを提供す
ることにある。
て、冷却材を導く管（単数または複数）に破裂が発生し
た時に原子炉の蒸気発生器が溢水状態となること、なら
びに蒸気発生器により供給される蒸気管路が溢流状態に
なることを有効に阻止する原子力発電プラントを提供す
ることにある。
発明の概要 上述の目的を達成するため、本発明によると、原子炉
と、蒸気発生器とを備え、該蒸気発生器は、前記原子炉
からの冷却材を循環させるため該原子炉と結合されたチ
ャネルを有し、前記蒸気発生器は更に、前記チャネル内
に循環される冷却材と熱交換関係に水を保有して該水を
蒸発させると共に水位センサを備える蒸発装置を有し、
前記冷却材が原子力発電プラントの運転中前記蒸発装置
内の流体よりも実質的に高い圧力にある原子力発電プラ
ントは、加圧器と、該加圧器に過大な圧力が発生した時
に該加圧器から液体を受け取るため該加圧器に結合され
た加圧器調圧タンクと、前記チャネルに破裂が発生し、
その結果冷却材が前記蒸発装置内の前記水に流入したこ
とを前記水位センサにより指示された時に開かれて、前
記蒸発装置内に生じた液体を前記加圧器調圧タンクに対
して放出するように前記蒸発装置及び前記加圧器調圧タ
ンク間に挿置された常閉弁装置とを更に備えている。
と、蒸気発生器とを備え、該蒸気発生器は、前記原子炉
からの冷却材を循環させるため該原子炉と結合されたチ
ャネルを有し、前記蒸気発生器は更に、前記チャネル内
に循環される冷却材と熱交換関係に水を保有して該水を
蒸発させると共に水位センサを備える蒸発装置を有し、
前記冷却材が原子力発電プラントの運転中前記蒸発装置
内の流体よりも実質的に高い圧力にある原子力発電プラ
ントは、加圧器と、該加圧器に過大な圧力が発生した時
に該加圧器から液体を受け取るため該加圧器に結合され
た加圧器調圧タンクと、前記チャネルに破裂が発生し、
その結果冷却材が前記蒸発装置内の前記水に流入したこ
とを前記水位センサにより指示された時に開かれて、前
記蒸発装置内に生じた液体を前記加圧器調圧タンクに対
して放出するように前記蒸発装置及び前記加圧器調圧タ
ンク間に挿置された常閉弁装置とを更に備えている。
具体的には、本発明によれば、一次側の管の破裂の発生
時の原子力発電プラントの蒸気発生器の溢水状態および
蒸気管路の溢流状態は、蒸気発生器の胴部側におけるレ
ベルを水位センサにより監視し、溢流レベルより充分に
低いある予め定めたレベルに達すると、加圧器調圧タン
クに対して蒸気発生器の胴部内の液体を放出することに
よって防止される。胴部側における水が予め定めたレベ
ルに達すると警報が鳴る。オペレータは、他の更に高い
安全レベルに達する迄は加圧器の調圧タンクに対する放
出を開始しない。この比較的高いレベルには、放射能の
増加により示される破裂の約30秒後または他の規定され
た時間後に達する。前記の放出が蒸気発生器の溢水状態
を有効に阻止し、また規定時間中運転要員が一切の行動
を取らないでも済むようにする。
時の原子力発電プラントの蒸気発生器の溢水状態および
蒸気管路の溢流状態は、蒸気発生器の胴部側におけるレ
ベルを水位センサにより監視し、溢流レベルより充分に
低いある予め定めたレベルに達すると、加圧器調圧タン
クに対して蒸気発生器の胴部内の液体を放出することに
よって防止される。胴部側における水が予め定めたレベ
ルに達すると警報が鳴る。オペレータは、他の更に高い
安全レベルに達する迄は加圧器の調圧タンクに対する放
出を開始しない。この比較的高いレベルには、放射能の
増加により示される破裂の約30秒後または他の規定され
た時間後に達する。前記の放出が蒸気発生器の溢水状態
を有効に阻止し、また規定時間中運転要員が一切の行動
を取らないでも済むようにする。
この放出操作は、原子力発電プラントの各蒸気発生器の
胴部側に対し適当な高さに接続されたノズルおよび排水
管路を介して行なわれる。排水管路は、並列に結合され
た２つの分岐管路の各々に直列の状態にある典型的には
４つの電動弁、１つの常開弁および１つの常閉弁を含む
弁装置を介して、加圧器調圧タンクに対して結合されて
いる。
胴部側に対し適当な高さに接続されたノズルおよび排水
管路を介して行なわれる。排水管路は、並列に結合され
た２つの分岐管路の各々に直列の状態にある典型的には
４つの電動弁、１つの常開弁および１つの常閉弁を含む
弁装置を介して、加圧器調圧タンクに対して結合されて
いる。
このような弁装置は、系の運転の開始および終了の双方
に対する単一故障の保護措置を講じるものである。加圧
器の調圧タンクは、、周期的な系の流動試験のための収
集地点を提供する。このタンクは管の破裂に続いて起る
溢水の全量を格納するようにする。この流動試験は、弁
が適正に作動することを確認するため周期的に行なわれ
る。蒸気発生器の管の破裂に続くこの溢水の放出分は、
最終的には加圧器の調圧タンクから出てタンクの破裂デ
ィスクを経て格納サンプに流入することになる。
に対する単一故障の保護措置を講じるものである。加圧
器の調圧タンクは、、周期的な系の流動試験のための収
集地点を提供する。このタンクは管の破裂に続いて起る
溢水の全量を格納するようにする。この流動試験は、弁
が適正に作動することを確認するため周期的に行なわれ
る。蒸気発生器の管の破裂に続くこの溢水の放出分は、
最終的には加圧器の調圧タンクから出てタンクの破裂デ
ィスクを経て格納サンプに流入することになる。
蒸気発生器の管破裂（ＳＧＴＲ）の後、オペレータは手
操作により２ちの常閉弁の一方を操作することにより蒸
気発生器溢水系を始動する。最適の始動レベルは、典型
的な蒸気発生器における管板上面の上方約1,367cm （53
8 インチ）に設定されるのが典型的な水の上限レベルの
上方約127cm （50インチ）である。この始動レベルは、
オペレータの行動が要求される前の設計基準の管破裂を
前提としてオペレータに約30分の余裕を与える。始動
後、オペレータはＨ１水準設定点の上方のレベルを維持
するため蒸気発生器の溢水系の流量を主導制御する。こ
の弁はまた、蒸気発生器と水準がＨ１水準設定点まで降
下することをオペレタが不注意から許した場合でも、自
動的に閉鎖するように連動されている。この連動が蒸気
発生器の溢水系のノズルを介する蒸気の解放を阻止し、
またこれにより故障した蒸気発生器の制御不能な圧力降
下を防止するのである。
操作により２ちの常閉弁の一方を操作することにより蒸
気発生器溢水系を始動する。最適の始動レベルは、典型
的な蒸気発生器における管板上面の上方約1,367cm （53
8 インチ）に設定されるのが典型的な水の上限レベルの
上方約127cm （50インチ）である。この始動レベルは、
オペレータの行動が要求される前の設計基準の管破裂を
前提としてオペレータに約30分の余裕を与える。始動
後、オペレータはＨ１水準設定点の上方のレベルを維持
するため蒸気発生器の溢水系の流量を主導制御する。こ
の弁はまた、蒸気発生器と水準がＨ１水準設定点まで降
下することをオペレタが不注意から許した場合でも、自
動的に閉鎖するように連動されている。この連動が蒸気
発生器の溢水系のノズルを介する蒸気の解放を阻止し、
またこれにより故障した蒸気発生器の制御不能な圧力降
下を防止するのである。
蒸気発生器の溢水系の手動操作を可能にするため、２つ
の別の蒸気発生器レベル・チャネルが推奨される。これ
らのレベル・チャネルは、既設の狭い範囲のチャネル
（即ち、典型的には管板上方約 1,438cm（566 イン
チ））の頂部から管板の頂部上方約 1,651cm（650 イン
チ）のレベルまでのレベル表示をオペレータに提示す
る。
の別の蒸気発生器レベル・チャネルが推奨される。これ
らのレベル・チャネルは、既設の狭い範囲のチャネル
（即ち、典型的には管板上方約 1,438cm（566 イン
チ））の頂部から管板の頂部上方約 1,651cm（650 イン
チ）のレベルまでのレベル表示をオペレータに提示す
る。
蒸気発生器の溢水系が許容する典型的な大きさである最
大流量は、約84kg/cm2（1200 psi）の蒸気発生器の圧力
における飽和液体で約68kg／秒（150 1b／秒）である。
この最大流量（制御弁全閉状態）は、３本の蒸気発生器
の管の故障の結果一次側の溢流流量を二次側の均衡流量
に整合させることにより、また単一の管の設計基準の事
故を上回る安全余裕度を提供することになる。別の配慮
は、溢水系が通常の運転中に操作されかつ蒸気を解放す
ることを前提として、約68kg／秒（150 1b／秒）の容量
が僅かに約 7.6cm（３インチ）の蒸気発生器のノズルを
必要とするに過ぎず、またこの大きさのノズルがプラン
トの温度降下量を約38℃（ 100゜F）／時より小さく制
限することである。
大流量は、約84kg/cm2（1200 psi）の蒸気発生器の圧力
における飽和液体で約68kg／秒（150 1b／秒）である。
この最大流量（制御弁全閉状態）は、３本の蒸気発生器
の管の故障の結果一次側の溢流流量を二次側の均衡流量
に整合させることにより、また単一の管の設計基準の事
故を上回る安全余裕度を提供することになる。別の配慮
は、溢水系が通常の運転中に操作されかつ蒸気を解放す
ることを前提として、約68kg／秒（150 1b／秒）の容量
が僅かに約 7.6cm（３インチ）の蒸気発生器のノズルを
必要とするに過ぎず、またこの大きさのノズルがプラン
トの温度降下量を約38℃（ 100゜F）／時より小さく制
限することである。
本発明による蒸気発生器の溢水系は下記の如き利点を有
する。即ち、 １．蒸気発生器の胴部側の溢水状態および蒸気管路の溢
流状態を防止する独特の手段が提供される。
する。即ち、 １．蒸気発生器の胴部側の溢水状態および蒸気管路の溢
流状態を防止する独特の手段が提供される。
２．本溢水系は、蒸気発生器の溢水状態および蒸気管路
の溢流状態が阻止されるため、管の破裂後オペレータの
行動が要求される前に比較的長い期間が許容される。本
溢水系は、ある設計基準の管の破裂に対しオペレータの
行動の遅れ時間を10分から少なくとも30分まで延長させ
る。これは、オペレータの安全等級の行動に関する最近
の企業および政府の指針を満たすものである。
の溢流状態が阻止されるため、管の破裂後オペレータの
行動が要求される前に比較的長い期間が許容される。本
溢水系は、ある設計基準の管の破裂に対しオペレータの
行動の遅れ時間を10分から少なくとも30分まで延長させ
る。これは、オペレータの安全等級の行動に関する最近
の企業および政府の指針を満たすものである。
３．本溢水系は、ＮＲＣが指導する設計基準の管の破
裂、単一管の故障を越える安全要員を提供する。実際
に、本溢水系は両端破裂を有する最大３本までの管の多
重故障からの回復を容易にすることができる。本溢水系
はまた、破裂箇所の水流が最終的には必要に応じて安全
注入ポンプに比較的長期の使用が可能な格納サンプに対
して送られるため、安全注入水（即ち、燃料交換時の供
給水）を保有する。本溢水系がなければ、破壊時の水流
は二次安全弁および逃し弁を介して失われるおそれがあ
る。
裂、単一管の故障を越える安全要員を提供する。実際
に、本溢水系は両端破裂を有する最大３本までの管の多
重故障からの回復を容易にすることができる。本溢水系
はまた、破裂箇所の水流が最終的には必要に応じて安全
注入ポンプに比較的長期の使用が可能な格納サンプに対
して送られるため、安全注入水（即ち、燃料交換時の供
給水）を保有する。本溢水系がなければ、破壊時の水流
は二次安全弁および逃し弁を介して失われるおそれがあ
る。
４．本溢水系は、周囲に対して放射能を放出することな
く故障した蒸気発生器を長期に減圧状態にする手段を提
供する。一旦初期のプラントの修復が完了したら、次の
ステップはプラントを低温の運転停止状態に置くことで
ある。低温の運転停止状態にするためには、故障した蒸
気発生器の圧力を下げねばならず、またもし外部の給電
が止る場合には、このことは常圧の電動弁を介して周囲
に放射能を帯びた蒸気が逃げることを意味する。しか
し、本発明は、故障した蒸気発生器のこのような圧力低
下を実施することにより、長期の周囲への放射能の漏洩
を排除するため用いることができる。
く故障した蒸気発生器を長期に減圧状態にする手段を提
供する。一旦初期のプラントの修復が完了したら、次の
ステップはプラントを低温の運転停止状態に置くことで
ある。低温の運転停止状態にするためには、故障した蒸
気発生器の圧力を下げねばならず、またもし外部の給電
が止る場合には、このことは常圧の電動弁を介して周囲
に放射能を帯びた蒸気が逃げることを意味する。しか
し、本発明は、故障した蒸気発生器のこのような圧力低
下を実施することにより、長期の周囲への放射能の漏洩
を排除するため用いることができる。
５．蒸気発生器の溢水系のコストの大きな部分が、各蒸
気管路に通電供給される２つの常圧電動逃し弁（ＰＯＲ
Ｖ）の一方を取除くことにより相殺可能である。２つの
弁は安全基準の低温の運転停止のため冗長性を提供する
ため各蒸気管路に設けられるが、本発明は所要の冗長性
を提供することにより一方のＰＯＲＶおよびその関連す
る閉塞弁を各蒸気管路から除去する上で役立つ。
気管路に通電供給される２つの常圧電動逃し弁（ＰＯＲ
Ｖ）の一方を取除くことにより相殺可能である。２つの
弁は安全基準の低温の運転停止のため冗長性を提供する
ため各蒸気管路に設けられるが、本発明は所要の冗長性
を提供することにより一方のＰＯＲＶおよびその関連す
る閉塞弁を各蒸気管路から除去する上で役立つ。
本発明の他の目的および利点と共に、本発明をその構成
およびその運転方法に関して更に理解するため、図面に
関して以下の記述を照合されたい。
およびその運転方法に関して更に理解するため、図面に
関して以下の記述を照合されたい。
好適な実施例の説明 図面に示された原子力発電プラントは、複数の蒸気発生
器13、15と熱交換関係にある原子炉11を含む電力供給装
置である。各々がポンプ18、20を含む一次側ループ17、
19はそれぞれ、原子炉11および蒸気発生器13、15の各々
を熱的に結合する。典型的には約140kg/cm2 （2,000 ps
i）に加圧された水である冷却水は、原子炉11の炉心部
（図示せず）および蒸気発生器13、15の各々を流過す
る。炉心から各一次側ループ17、19により得られる熱
は、各蒸気発生器13、15内の水を蒸発させる。二次側ル
ープ21、23はそれぞれ各蒸気発生器13、15と関連してい
る。
器13、15と熱交換関係にある原子炉11を含む電力供給装
置である。各々がポンプ18、20を含む一次側ループ17、
19はそれぞれ、原子炉11および蒸気発生器13、15の各々
を熱的に結合する。典型的には約140kg/cm2 （2,000 ps
i）に加圧された水である冷却水は、原子炉11の炉心部
（図示せず）および蒸気発生器13、15の各々を流過す
る。炉心から各一次側ループ17、19により得られる熱
は、各蒸気発生器13、15内の水を蒸発させる。二次側ル
ープ21、23はそれぞれ各蒸気発生器13、15と関連してい
る。
本発明は特に蒸気で駆動される装置に適合するものであ
るが、本願における「水」および「蒸気」の表現は本発
明を限定する意図はない。本発明が水以外の流体により
駆動される発電機に適合し得る程度において、このよう
な用途は本発明の意図された範囲内にあり、便宜上用い
られる本文および特許請求の範囲における用語「水」お
よび「蒸気」の使用はこのような他の流体をその範囲内
に含めるように意図されるものである。
るが、本願における「水」および「蒸気」の表現は本発
明を限定する意図はない。本発明が水以外の流体により
駆動される発電機に適合し得る程度において、このよう
な用途は本発明の意図された範囲内にあり、便宜上用い
られる本文および特許請求の範囲における用語「水」お
よび「蒸気」の使用はこのような他の流体をその範囲内
に含めるように意図されるものである。
図面に示されるブラントはまた、タービン25と、このタ
ービン25によって駆動される発電機27を含んでいる。各
二次側ループ21、23は、タービン25を駆動するため各蒸
発器13、15から蒸気を供給するための第１の分岐管路29
と、タービン25から対応する蒸気発生器13、15に対し供
給水を供給するための二次側分岐給水管路31とを有す
る。給水管路31と共通しているのはタービン25からの流
体を凝縮するための腹水器33と、腹水ポンプ35と、複数
の加熱器37である。各給水管路31もまた、給水ポンプ39
と、加熱器41と、弁装置43とを有する。弁装置43につい
ては、本発明の理解を助けとなる程度に参考のため本文
に引用される米国特許第 4,424,186号明細書に更に詳細
に記載されている。
ービン25によって駆動される発電機27を含んでいる。各
二次側ループ21、23は、タービン25を駆動するため各蒸
発器13、15から蒸気を供給するための第１の分岐管路29
と、タービン25から対応する蒸気発生器13、15に対し供
給水を供給するための二次側分岐給水管路31とを有す
る。給水管路31と共通しているのはタービン25からの流
体を凝縮するための腹水器33と、腹水ポンプ35と、複数
の加熱器37である。各給水管路31もまた、給水ポンプ39
と、加熱器41と、弁装置43とを有する。弁装置43につい
ては、本発明の理解を助けとなる程度に参考のため本文
に引用される米国特許第 4,424,186号明細書に更に詳細
に記載されている。
原子炉11は、この原子炉の出力に従って中性子束から信
号を得るための従来周知のセンサ51を含んでいる。各蒸
気発生器13、15は、これら蒸気発生器における二次側の
水レベルに従って信号を取得するためのセンサ（水位セ
ンサ）53、55を含む。また、給水管路31からの給水の流
量を測定する信号を取得するセンサ56、58と、典型的に
は蒸気管路64、66からの蒸気流量を測定する信号を取得
するセンサ60、62と、典型的には蒸気ヘッダ72から蒸気
の圧力の測定数値を取得するセンサ68、70がある。セン
サ51、53および55、56および58、60および62、ならびに
68および70からの信号は、各弁制御装置57、59に対して
与えられる。弁制御装置57、59は、各給水管路31におけ
る弁を制御する。これらの弁制御装置の目的および機能
については、前記特許に詳細に記載されている。これら
の弁制御装置は本発明とは側面的に関連しているに過ぎ
ない。
号を得るための従来周知のセンサ51を含んでいる。各蒸
気発生器13、15は、これら蒸気発生器における二次側の
水レベルに従って信号を取得するためのセンサ（水位セ
ンサ）53、55を含む。また、給水管路31からの給水の流
量を測定する信号を取得するセンサ56、58と、典型的に
は蒸気管路64、66からの蒸気流量を測定する信号を取得
するセンサ60、62と、典型的には蒸気ヘッダ72から蒸気
の圧力の測定数値を取得するセンサ68、70がある。セン
サ51、53および55、56および58、60および62、ならびに
68および70からの信号は、各弁制御装置57、59に対して
与えられる。弁制御装置57、59は、各給水管路31におけ
る弁を制御する。これらの弁制御装置の目的および機能
については、前記特許に詳細に記載されている。これら
の弁制御装置は本発明とは側面的に関連しているに過ぎ
ない。
各蒸気発生器13、15（第２図および第３図）は、入口プ
レナム103 および出口プレナム105 を底部に備えた容器
即ち胴部（蒸発装置）101 を含んでいる。これらのプレ
ナム 103、105 は壁106 により分割されている。ループ
17または19の高温域107 は入口プレナム103 と結合さ
れ、各ループの低温域109 は出口プレーナム105 に対し
て結合されている。原子炉11からの冷却材は、前記高温
域を経てプレナム103 へ導かれ、またプレナム105 から
低温域109 を介して原子炉11へ戻される。入口プレノム
103 、105 は、管束112 の複数のＵ字形管（チャネル）
111 が跨がりかつこれと連通状態にある。管束112 は、
前記管の端部がその内部に封止された管板114 を含んで
いる。この管板114 は、容器101 の両面にわたって延在
し、その周部に沿って容器の内表面に対して圧力が漏れ
ない状態に封止されている。管板114 の上面は、第３図
に示されたレベルがこれから測定される基準となってい
る。プレナム103 、105 はＵ字形管111 により相互に連
結されている。管111 は、胴部101 を流れるように冷却
在を導いて熱を給水113 に対して伝達し、タービン25を
駆動するための蒸気を発生する。本発明は、１本もしく
はいく本かの管111 が破裂した時、特に１本以上の管11
1 が破断されて放射能を帯びた冷却材が給水113 に対し
て噴射される場合に生じる緊急事態に対してオペレータ
が有効に対処することを可能にする。
レナム103 および出口プレナム105 を底部に備えた容器
即ち胴部（蒸発装置）101 を含んでいる。これらのプレ
ナム 103、105 は壁106 により分割されている。ループ
17または19の高温域107 は入口プレナム103 と結合さ
れ、各ループの低温域109 は出口プレーナム105 に対し
て結合されている。原子炉11からの冷却材は、前記高温
域を経てプレナム103 へ導かれ、またプレナム105 から
低温域109 を介して原子炉11へ戻される。入口プレノム
103 、105 は、管束112 の複数のＵ字形管（チャネル）
111 が跨がりかつこれと連通状態にある。管束112 は、
前記管の端部がその内部に封止された管板114 を含んで
いる。この管板114 は、容器101 の両面にわたって延在
し、その周部に沿って容器の内表面に対して圧力が漏れ
ない状態に封止されている。管板114 の上面は、第３図
に示されたレベルがこれから測定される基準となってい
る。プレナム103 、105 はＵ字形管111 により相互に連
結されている。管111 は、胴部101 を流れるように冷却
在を導いて熱を給水113 に対して伝達し、タービン25を
駆動するための蒸気を発生する。本発明は、１本もしく
はいく本かの管111 が破裂した時、特に１本以上の管11
1 が破断されて放射能を帯びた冷却材が給水113 に対し
て噴射される場合に生じる緊急事態に対してオペレータ
が有効に対処することを可能にする。
各蒸気発生器13、15は底部において入口プレナム103 と
出口プレナム105 を備えた容器101 を含んでいる。プレ
ナム103 、105 は壁106 によって分割されている。ルー
プ17または18の高温域107 は入口プレナム103 と結合さ
れ、このループの低温域109 は出口プレナム105 に対し
て結合されている。プレナム103 、105 は冷却材を蒸気
発生器内に導いてタービン25の駆動のための蒸気を生じ
るため給水113 に対して熱を伝達する多数のＵ字形管11
1 （または直線状の管）によって相互に連結されてい
る。給水113 は、給水管路31を経て蒸気発生器13、15に
対して供給される。
出口プレナム105 を備えた容器101 を含んでいる。プレ
ナム103 、105 は壁106 によって分割されている。ルー
プ17または18の高温域107 は入口プレナム103 と結合さ
れ、このループの低温域109 は出口プレナム105 に対し
て結合されている。プレナム103 、105 は冷却材を蒸気
発生器内に導いてタービン25の駆動のための蒸気を生じ
るため給水113 に対して熱を伝達する多数のＵ字形管11
1 （または直線状の管）によって相互に連結されてい
る。給水113 は、給水管路31を経て蒸気発生器13、15に
対して供給される。
また、蒸気発生器13、15は、蒸気が発生する領域119 か
らの給水が流入する環状の領域117 を分割するラッパー
115 （第２図）を含んでいる。領域117 は環状降下領域
と呼ばれ、領域119 は沸騰領域と呼ばれる。奮闘領域11
9 および環状降下領域117 における条件に従って、給水
113 は矢印120 、121 および123 により示されるように
Ｕ字形管111 の開口底部を経て、また蒸気分離装置124
からこれらの領域間で前後に流動する。プレナム130 、
105 および管束112 を含む蒸気発生器の部分は、しばし
ば蒸気発生器の「冷却材側」または「一次側」と呼ば
れ、給水113 と蒸気を保有する蒸気発生器の部分は、し
ばしば「胴部側」または「二次側」と呼ばれる。蒸気発
生器の胴部側は水と蒸気を保有する。この混合物は、時
には「流体」と呼ぶ。
らの給水が流入する環状の領域117 を分割するラッパー
115 （第２図）を含んでいる。領域117 は環状降下領域
と呼ばれ、領域119 は沸騰領域と呼ばれる。奮闘領域11
9 および環状降下領域117 における条件に従って、給水
113 は矢印120 、121 および123 により示されるように
Ｕ字形管111 の開口底部を経て、また蒸気分離装置124
からこれらの領域間で前後に流動する。プレナム130 、
105 および管束112 を含む蒸気発生器の部分は、しばし
ば蒸気発生器の「冷却材側」または「一次側」と呼ば
れ、給水113 と蒸気を保有する蒸気発生器の部分は、し
ばしば「胴部側」または「二次側」と呼ばれる。蒸気発
生器の胴部側は水と蒸気を保有する。この混合物は、時
には「流体」と呼ぶ。
また図面に示されるプラントは加圧器131 を有する。こ
の加圧器131 は、冷却材の圧力を所要の大きさに維持す
るためループ17、19に対して結合されている。加圧器13
1 は、弁装置133 を介して加圧器調圧タンクないしは加
圧器逃しタンク135 に対して結合され、加圧器131 内の
圧力が予め定めた大きさを越える時、水は弁装置133 を
介して調圧タンク135 内に排出される。圧力センサＰも
この加圧器131 に結合されている。加圧器内の圧力が実
質的に降下すると、自動的な原子炉のトリップおよび安
全注入が可能にされる。即ち、原子炉11は、炉心内へ制
御装置を挿入すること、および冷却材に対してシムを追
加することによって停止され、炉心ならびに冷却材の一
次側ループ17および19への水の注水が炉心の過熱を防止
するため可能にされる。また、圧力の低下もプラントの
表示パネル（図示せず）上に表示される。腹水器33が抜
気される時この腹水器から出る空気の放射能もセンサＲ
によって監視される。放射能の大きさは表示パネル上に
表示される。蒸気発生器13、15の各々の胴部側は、この
実施例では、ノズル137 および弁装置139 を介して加圧
器の調圧タンク135 に対して結合されている。
の加圧器131 は、冷却材の圧力を所要の大きさに維持す
るためループ17、19に対して結合されている。加圧器13
1 は、弁装置133 を介して加圧器調圧タンクないしは加
圧器逃しタンク135 に対して結合され、加圧器131 内の
圧力が予め定めた大きさを越える時、水は弁装置133 を
介して調圧タンク135 内に排出される。圧力センサＰも
この加圧器131 に結合されている。加圧器内の圧力が実
質的に降下すると、自動的な原子炉のトリップおよび安
全注入が可能にされる。即ち、原子炉11は、炉心内へ制
御装置を挿入すること、および冷却材に対してシムを追
加することによって停止され、炉心ならびに冷却材の一
次側ループ17および19への水の注水が炉心の過熱を防止
するため可能にされる。また、圧力の低下もプラントの
表示パネル（図示せず）上に表示される。腹水器33が抜
気される時この腹水器から出る空気の放射能もセンサＲ
によって監視される。放射能の大きさは表示パネル上に
表示される。蒸気発生器13、15の各々の胴部側は、この
実施例では、ノズル137 および弁装置139 を介して加圧
器の調圧タンク135 に対して結合されている。
弁装置139 は少なくとも４つの弁141 、143 、145 、14
7 （第３図）を有する。弁141 と145 は常開弁であり、
弁143 および147 は常閉弁（常閉弁装置）である。弁14
1 および143 は１つの分岐管路において直列に結合さ
れ、弁145 および147 はこの１つの分岐管路に対して並
列の第２の分岐管路に直列に結合されている。弁141 、
143 、145 、147 の各々は別個のモータＭによって作動
することができる。モータＭを作動させるため２つの動
力系統149 、151 が設けられている。動力系統149 はＡ
で示され、動力系統151 はＢで示される。弁141 、147
動力系統149 により作動させられ、弁143 、145 は動力
系統151 によって作動させられる。弁141 、143 、145
、147 のこのような接続は、もし一方の動力系統が故
障するならば他方の動力系統が蒸気発生器の胴部側と加
圧器調圧タンク間の弁を閉鎖または開口させるため使用
できることを保証する。例えば、弁装置139 が閉路され
る時動力系統Ａが付勢されるとしよう。従って動力系統
Ｂは弁143 を開口するように作用する。次に弁143 が開
かれた後弁装置139 を再び閉じることが必要となるが、
動力系統Ａが作動中に動力系統Ｂが故障したとしよう。
このため、動力系統Ａは弁141 を閉じるように作用す
る。反対に動力系統Ｂが故障するならば、動力系統Ａは
弁147 を開くように作用し、もし弁147 が開かれた後に
動力系統Ａが故障するならば、動力系統Ｂが弁145 を閉
じるように作用することになる。原子力発電プラントを
管理する規則では、動力系統ＡとＢの双方が同時に故障
することは想定していない。
7 （第３図）を有する。弁141 と145 は常開弁であり、
弁143 および147 は常閉弁（常閉弁装置）である。弁14
1 および143 は１つの分岐管路において直列に結合さ
れ、弁145 および147 はこの１つの分岐管路に対して並
列の第２の分岐管路に直列に結合されている。弁141 、
143 、145 、147 の各々は別個のモータＭによって作動
することができる。モータＭを作動させるため２つの動
力系統149 、151 が設けられている。動力系統149 はＡ
で示され、動力系統151 はＢで示される。弁141 、147
動力系統149 により作動させられ、弁143 、145 は動力
系統151 によって作動させられる。弁141 、143 、145
、147 のこのような接続は、もし一方の動力系統が故
障するならば他方の動力系統が蒸気発生器の胴部側と加
圧器調圧タンク間の弁を閉鎖または開口させるため使用
できることを保証する。例えば、弁装置139 が閉路され
る時動力系統Ａが付勢されるとしよう。従って動力系統
Ｂは弁143 を開口するように作用する。次に弁143 が開
かれた後弁装置139 を再び閉じることが必要となるが、
動力系統Ａが作動中に動力系統Ｂが故障したとしよう。
このため、動力系統Ａは弁141 を閉じるように作用す
る。反対に動力系統Ｂが故障するならば、動力系統Ａは
弁147 を開くように作用し、もし弁147 が開かれた後に
動力系統Ａが故障するならば、動力系統Ｂが弁145 を閉
じるように作用することになる。原子力発電プラントを
管理する規則では、動力系統ＡとＢの双方が同時に故障
することは想定していない。
弁装置139 は手動で操作可能である。オペレータはこの
弁装置における開度を変化させることにより弁装置を流
れる流量によって蒸気発生器13、15内の液体のレベルを
制御することができる。
弁装置における開度を変化させることにより弁装置を流
れる流量によって蒸気発生器13、15内の液体のレベルを
制御することができる。
各センサ53、55は２つのレベルの範囲（第３図）におけ
るサブセンサＬ１、Ｌ２を含む。Ｌ１およびＬ２は、予
め定めたレベル、典型的には第３図に示されるように管
板の上方約 1,113cm（438 インチ）より高い蒸気発生器
13、15における液体のレベルを検出する。即ち、Ｌ１
は、頂部と胴部間の溶接線の高さ、典型的には管板114
よりも約 1,651cm（650 インチ）上方の高さまでの蒸気
発生器13、15におえる液体のレベルを検出してこれを表
示する。このように、サブセンサＬ１は弁装置139 が開
路されるべきレベルを検出する。サブセンサＬ２は、管
板114 上方の予め定めたレベルと第３図に示される管板
の上方約 1,438cm（566 インチ）の中間レベルとの間の
液体のレベルを検出する。サブセンサＬ２は、蒸気発生
器13、15における液体のレベルに応答して制御および運
転停止を行なう目的のため原子力発電プラント内に含ま
れる通常のセンサである。精度を期すため、このサブセ
ンサの範囲はこれが弁装置139 が開かれるべきレベルの
下方のあるレベル、典型的には約 1,438cm（566 イン
チ）までのレベルしか検出できないように限定されてい
る。上記の如く、サブセンサＬ１は、弁装置139 が開か
れるべき典型的には約1,494cm（588 インチ）のレベル
に達したことを検出してこれを表示する。サブセンサＬ
２は、連動装置153 を介して動力系統149 および151 と
結合されている。もし緊急事態にある間誤操作の結果蒸
気発生器13、15内の液体のレベルが蒸気がノズル137 を
流過する高さまで低下するならば、この連動装置153 は
弁装置139 を再び閉鎖するよう作動する。サブセンサＬ
１およびＬ２によって測定されるレベルもまた表示装置
155 、157 に対して伝達される。
るサブセンサＬ１、Ｌ２を含む。Ｌ１およびＬ２は、予
め定めたレベル、典型的には第３図に示されるように管
板の上方約 1,113cm（438 インチ）より高い蒸気発生器
13、15における液体のレベルを検出する。即ち、Ｌ１
は、頂部と胴部間の溶接線の高さ、典型的には管板114
よりも約 1,651cm（650 インチ）上方の高さまでの蒸気
発生器13、15におえる液体のレベルを検出してこれを表
示する。このように、サブセンサＬ１は弁装置139 が開
路されるべきレベルを検出する。サブセンサＬ２は、管
板114 上方の予め定めたレベルと第３図に示される管板
の上方約 1,438cm（566 インチ）の中間レベルとの間の
液体のレベルを検出する。サブセンサＬ２は、蒸気発生
器13、15における液体のレベルに応答して制御および運
転停止を行なう目的のため原子力発電プラント内に含ま
れる通常のセンサである。精度を期すため、このサブセ
ンサの範囲はこれが弁装置139 が開かれるべきレベルの
下方のあるレベル、典型的には約 1,438cm（566 イン
チ）までのレベルしか検出できないように限定されてい
る。上記の如く、サブセンサＬ１は、弁装置139 が開か
れるべき典型的には約1,494cm（588 インチ）のレベル
に達したことを検出してこれを表示する。サブセンサＬ
２は、連動装置153 を介して動力系統149 および151 と
結合されている。もし緊急事態にある間誤操作の結果蒸
気発生器13、15内の液体のレベルが蒸気がノズル137 を
流過する高さまで低下するならば、この連動装置153 は
弁装置139 を再び閉鎖するよう作動する。サブセンサＬ
１およびＬ２によって測定されるレベルもまた表示装置
155 、157 に対して伝達される。
１本以上の管111 における破裂の発生と同時に、冷却材
は蒸気発生部13、15の一方における給水113 に対して注
入される。放射能センサＲは増加した放射能の表示を伝
達して、破裂が発生したかも知れないことをオペレータ
に警告する。加圧器131 内の圧力が低下し、原子炉がト
リップし、安全注入が可能にされる。オペレータは、い
くつかの蒸気発生器13、15のサブセサＬ１のレベル表示
に注意を向ける。故障のある蒸気発生器は、その胴部内
の液体のレベルが予め定めたある高さ、典型的には例え
ば管板の上方約 1,275cm（502 インチ）の「通常のレベ
ル」の上方における約 1,367cm（538 インチ）に達する
時識別される。この時、欠陥のある蒸気発生器に対して
警報が鳴る。オペレータはこの時、弁装置139 を開く用
意をする。この弁装置は、欠陥のある蒸気発生器13、15
における液体のレベルがある予め定めた高さ、典型的に
は約 1,494cm（588 インチ）に達する時に開かれる。こ
の高さには、一次側管の破裂後約30分、もしくは他の規
定された間隔で達する。オペレータはこの時弁装置を開
いて、胴部内の液体のレベルを制御するように流出量を
制御する。もし制御が失われて蒸気がノズル137 から注
入されるおそれがある高さまでレベルが降下するなら
ば、連動装置153 が作動し、弁装置139 が閉鎖される。
水が加圧器の調圧タンク135 内に流入すると、該タンク
内の圧力が上昇して、破裂ディスク157 が開かれて水を
タンク135 から格納サンプ161 内に放出する。原子力発
電プラントは最後には完全に運転停止され、その結果是
正措置を取ることができる。
は蒸気発生部13、15の一方における給水113 に対して注
入される。放射能センサＲは増加した放射能の表示を伝
達して、破裂が発生したかも知れないことをオペレータ
に警告する。加圧器131 内の圧力が低下し、原子炉がト
リップし、安全注入が可能にされる。オペレータは、い
くつかの蒸気発生器13、15のサブセサＬ１のレベル表示
に注意を向ける。故障のある蒸気発生器は、その胴部内
の液体のレベルが予め定めたある高さ、典型的には例え
ば管板の上方約 1,275cm（502 インチ）の「通常のレベ
ル」の上方における約 1,367cm（538 インチ）に達する
時識別される。この時、欠陥のある蒸気発生器に対して
警報が鳴る。オペレータはこの時、弁装置139 を開く用
意をする。この弁装置は、欠陥のある蒸気発生器13、15
における液体のレベルがある予め定めた高さ、典型的に
は約 1,494cm（588 インチ）に達する時に開かれる。こ
の高さには、一次側管の破裂後約30分、もしくは他の規
定された間隔で達する。オペレータはこの時弁装置を開
いて、胴部内の液体のレベルを制御するように流出量を
制御する。もし制御が失われて蒸気がノズル137 から注
入されるおそれがある高さまでレベルが降下するなら
ば、連動装置153 が作動し、弁装置139 が閉鎖される。
水が加圧器の調圧タンク135 内に流入すると、該タンク
内の圧力が上昇して、破裂ディスク157 が開かれて水を
タンク135 から格納サンプ161 内に放出する。原子力発
電プラントは最後には完全に運転停止され、その結果是
正措置を取ることができる。
本発明の望ましい実施態様について本文に開示したが、
その変更は可能である。本発明は、従来技術の主旨に照
して必要とされる範囲を除いてこれに限定されるもので
はない。
その変更は可能である。本発明は、従来技術の主旨に照
して必要とされる範囲を除いてこれに限定されるもので
はない。
第１図は本発明の方法の実施に役立つ本発明による原子
力発電プラントを示す概略図、第２図は第１図に示され
る装置に含まれる蒸気発生器を示す主要部分の縦断面
図、および第３図は本発明の実施において蒸気発生器の
胴部側から液体を排出するよう作用する第１図に示した
装置の一部の拡大概略図である。第３図は蒸気発生器内
の冷却液の典型的なレベルを示している。これらのレベ
ルは、本発明の理解に際して当業者を助ける目的のため
示すもので、本発明の範囲を如何ようにも限定する意図
はない。 11……原子炉、13、15……蒸気発生器 53、55……センサ（水位センサ） 101 ……胴部（蒸発装置） 111 ……Ｕ字形の管（チャネル） 131 ……加圧器、 135 ……加圧器調圧タンク、139 ……常閉弁装置
力発電プラントを示す概略図、第２図は第１図に示され
る装置に含まれる蒸気発生器を示す主要部分の縦断面
図、および第３図は本発明の実施において蒸気発生器の
胴部側から液体を排出するよう作用する第１図に示した
装置の一部の拡大概略図である。第３図は蒸気発生器内
の冷却液の典型的なレベルを示している。これらのレベ
ルは、本発明の理解に際して当業者を助ける目的のため
示すもので、本発明の範囲を如何ようにも限定する意図
はない。 11……原子炉、13、15……蒸気発生器 53、55……センサ（水位センサ） 101 ……胴部（蒸発装置） 111 ……Ｕ字形の管（チャネル） 131 ……加圧器、 135 ……加圧器調圧タンク、139 ……常閉弁装置
Claims (1)
- 【請求項１】原子炉と、蒸気発生器とを備え、該蒸気発
生器は、前記原子炉からの冷却材を循環させるため該原
子炉と結合されたチャネルを有し、前記蒸気発生器は更
に、前記チャネル内に循環される冷却材と熱交換関係に
水を保有して該水を蒸発させると共に水位センサを備え
る蒸発装置を有し、前記冷却材が原子力発電プラントの
運転中前記蒸発装置内の流体よりも実質的に高い圧力に
ある原子力発電プラントにおいて、加圧器と、該加圧器
に過大な圧力が発生した時に該加圧器から液体を受け取
るため該加圧器に結合された加圧器調圧タンクと、前記
チャネルに破裂が発生し、その結果冷却材が前記蒸発装
置内の前記水に流入したことを前記水位センサにより指
示された時に開かれて、電気蒸発装置内に生じた液体を
前記加圧器調圧タンクに対して放出するように前記蒸発
装置及び前記加圧器調圧タンク間に挿置された常閉弁装
置とを更に備えた原子力発電プラント。
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| US06/692,156 US4692297A (en) | 1985-01-16 | 1985-01-16 | Control of nuclear reactor power plant on occurrence of rupture in coolant tubes |
| US692156 | 1985-01-16 |
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