JPS58100785A - 原子炉の冷却材補給装置 - Google Patents
原子炉の冷却材補給装置Info
- Publication number
- JPS58100785A JPS58100785A JP56199349A JP19934981A JPS58100785A JP S58100785 A JPS58100785 A JP S58100785A JP 56199349 A JP56199349 A JP 56199349A JP 19934981 A JP19934981 A JP 19934981A JP S58100785 A JPS58100785 A JP S58100785A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- coolant
- water supply
- core
- supply pipe
- 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.)
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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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Vehicle Body Suspensions (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
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。
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図は従来力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を覆っ
てシュラウド３が配設されている。そして、シュラウド
３と原子炉圧力容器１の間にはジェットポンプ４が配設
されている。
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を覆っ
てシュラウド３が配設されている。そして、シュラウド
３と原子炉圧力容器１の間にはジェットポンプ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を過りタービン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を通りジェットポンプ４の流入口近傍に
流入する。
の蒸気は主蒸気管５を過りタービン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を通りジェットポンプ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。
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。
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ってのみなされることと
なる。すなわち、この自然循環はシュラウド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、一方シュラウド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、
シュラウド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ュ
ラウド３内に注入されることとなり、シュラウド３内の
冷却材の密度は大きくなり、この結果シュラウド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。
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ってのみなされることと
なる。すなわち、この自然循環はシュラウド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、一方シュラウド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、
シュラウド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ュ
ラウド３内に注入されることとなり、シュラウド３内の
冷却材の密度は大きくなり、この結果シュラウド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
、原子炉圧力容器内に配設されるジェットポンプの流入
口近傍に開口する給水管と、前記原子炉圧力容器内に開
口する冷却水補給配管と、この冷却水補給配管と前記給
水管とを接続する流量制御弁の配設された連結管と、前
記ジェットポンプの流出口から炉心内に流入する冷却材
の流量を測定する流量計と、この流量計から流量信号を
入力し前記流量制御弁を制御する流量配分制御装置とか
らなる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。
、原子炉圧力容器内に配設されるジェットポンプの流入
口近傍に開口する給水管と、前記原子炉圧力容器内に開
口する冷却水補給配管と、この冷却水補給配管と前記給
水管とを接続する流量制御弁の配設された連結管と、前
記ジェットポンプの流出口から炉心内に流入する冷却材
の流量を測定する流量計と、この流量計から流量信号を
入力し前記流量制御弁を制御する流量配分制御装置とか
らなる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。
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が分峠しており、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１０ａからは、給水管８に接続
される連結１！１３が分岐しており、この連結管１３に
は流量制御弁１４が配設されている。原子炉隔離時冷却
系配管９ａの連結管１１どの分岐点上流には流量制御弁
１５が配設されており、また高圧炉心スプレー系配管１
０ａの連結管１３どの分岐点上流には流量制御弁１６が
配設されている。
管８に接続される連結管１１が分峠しており、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１０ａからは、給水管８に接続
される連結１！１３が分岐しており、この連結管１３に
は流量制御弁１４が配設されている。原子炉隔離時冷却
系配管９ａの連結管１１どの分岐点上流には流量制御弁
１５が配設されており、また高圧炉心スプレー系配管１
０ａの連結管１３ど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ｍｌ＠＠１７にはジェットポンプ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、ｊ４．１５．１６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
心冷却効率が得られる値となるように流量制御弁１２．
１４．１５．１６の開度を制御する。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。
この流量配分制御ｍｌ＠＠１７にはジェットポンプ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、ｊ４．１５．１６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
心冷却効率が得られる値となるように流量制御弁１２．
１４．１５．１６の開度を制御する。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に配設されるジェットポンプ４流入口上方に流入
する。
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に配設されるジェットポンプ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最、及びジェットポンプ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１７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１
０ｂ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ュラウド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！！１３を通り給
水管８に流入したのち、原子炉圧力容器１内のジェット
ポンプ４流入口上方に流入する。
スプレーされる冷却材の最、及びジェットポンプ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１７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１
０ｂ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ュラウド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！！１３を通り給
水管８に流入したのち、原子炉圧力容器１内のジェット
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１７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のジェットポン
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。
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のジェットポン
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６１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１
１−または連結管１３を通り給水管８に流入し、ジェッ
トポンプ４流入口上方に流入する。したがって、炉心流
量は、第３図に点Ｃ１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。
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６１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１
１−または連結管１３を通り給水管８に流入し、ジェッ
トポンプ４流入口上方に流入する。したがって、炉心流
量は、第３図に点Ｃ１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。
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・・・・・・・・・・・・ジェットポンプ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・・・・
・・・・・・・・２１！−配分制御装置１８・・・・・
・・・・・・・流量計 代理人弁理士 須 山 佐 − 第１図 第２図 第３図 醋−
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・・・・・・・・・・・・ジェットポンプ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・・・・
・・・・・・・・２１！−配分制御装置１８・・・・・
・・・・・・・流量計 代理人弁理士 須 山 佐 − 第１図 第２図 第３図 醋−
Claims (3)
- （１）炉心を収容する原子炉圧力容器内に配設されるシ
ュラウド外側に開口する給水管と、前記原子炉圧力容器
内に開口する冷却水補給配管と、この冷却水補給配管と
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、この流量計から流量信号を入力し、前記流量制御
弁を制御する流量配分制御装置とからなることを特徴と
する原子炉の冷却材補給装置。 - （２）冷却水補給配管は、原子炉隔離時冷却系を構成す
る配管であることを特徴とする特許請求の範囲第１項記
載の原子炉の冷却材補給装置。 - （３）冷却水補給配管は、高圧炉心スプレー系を構成す
る配管であることを特徴とする特許請求の範囲第１項記
載の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 true JPS58100785A (ja) | 1983-06-15 |
| JPH059760B2 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) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016200487A (ja) * | 2015-04-10 | 2016-12-01 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子炉 |
Citations (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
Patent Citations (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 |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016200487A (ja) * | 2015-04-10 | 2016-12-01 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型原子炉 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH059760B2 (ja) | 1993-02-05 |
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