JPS5848080B2 - ゲンシロ - Google Patents

ゲンシロ

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JPS5848080B2
JPS5848080B2 JP50117099A JP11709975A JPS5848080B2 JP S5848080 B2 JPS5848080 B2 JP S5848080B2 JP 50117099 A JP50117099 A JP 50117099A JP 11709975 A JP11709975 A JP 11709975A JP S5848080 B2 JPS5848080 B2 JP S5848080B2
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JP
Japan
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reactor
pressure vessel
coolant
core
emergency
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Application number
JP50117099A
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English (en)
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JPS5160897A (ja
Inventor
ザイデルベルガー エマーリツヒ
クラフトウエルク・ウニオン・アクチエンゲゼルシヤフト
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Kraftwerk Union AG
Original Assignee
Kraftwerk Union AG
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Publication date
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Publication of JPS5160897A publication Critical patent/JPS5160897A/ja
Publication of JPS5848080B2 publication Critical patent/JPS5848080B2/ja
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Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、炉心を包囲する炉心容器とこれを更に取囲む
圧力容器とを備え、該圧力容器の上側部分に炉心上端よ
り上に非常用冷却材を供給するための複数個の導管が取
付けられ、該導管の少くとも一つは直接圧力容器に接続
されるとともに流れ案内装置を設けられ、この装置によ
り該導管を介して供給される非常用冷却材が炉心容器と
原子炉圧力容器との間のリング状室に炉心の下端に向っ
て案内されるようにした加圧水形原子炉に関する。
液体冷却形原子炉にかいては流れ案内装置は種種のもの
が知られている。
たとえば西独特許出願公開第1815047号公報記載
の流れ案内装置の役割は液体流からの気泡の分離を可能
にすることにある。
それ故この装置は非常用冷却材導管に属するのではなく
、通常の冷却材導管に属するものである。
この装置を通る流れは円筒状の原子炉炉心の周囲に接線
方向に案内され、気泡を分離するための遠心力が生じる
ようにされる。
米国特許第3818935号公報記載の原子炉では特別
な排出導管が設けられ、この導管は圧力容器の内壁と間
隙を釦いた湾曲部で圧力容器の液面下に通じて釦り、蒸
気による放熱が不十分なときに熱水を放出できるように
している。
これらの導管が非常用冷却材導管としても用いられる場
合には、圧力容器壁により助或される非常用冷却材ノ案
内は不必要になる。
このことば米国特許第3215606号公報に記載され
ているナトリウム又は他の液体で冷却される原子炉にわ
ける非常用冷却材導管の同様の湾曲部についてもあては
1る。
更にこの場合加圧水形原子炉とは異なりナ} IJウム
冷却形原子炉では通常運転時に加圧は必要とされないの
で、と〈部分的にナトリウムで充填された原子炉容器で
は冷却材の液面が形威されるので、本発明の対象である
加圧水形原子炉にかいて問題となる非常冷却を妨げるよ
うな対抗圧力卦よび給水に対抗する蒸気の流れは存在し
ない。
研究報告書IRS−F−16(1973年8月)のV
7 3 /1から公知の加圧水形原子炉では非常用冷却
材導管は圧力容器に接続された主冷却材導管であり、従
って高温導管である。
この高温導管に接続される非常用冷却材導管は開口部が
フード状の流れ案内装置により釦釦われ、しかもこの装
置は高温導管の内側に設けられ、給水に列し圧力容器内
の上側集合室への進入時に著しく大きな速度を付与する
ので、上側集合室に》ける給水の分布カ改善されるもの
である。
これに則し本発明による非常用冷却材に関する改良は、
通常の冷却材が一次冷却回路の破損時に炉心ノ熱により
特に蒸気の形で消失することにより炉心を形成する燃料
要素が過熱しないように圧力容器内への非常用冷却材の
充填を加速することを目的としている。
この目的は本発明によれば、冒頭に述べた形式の加圧水
形原子炉に釦いて流れ案内装置がリング状室への非常用
冷却材導管の開口を,%−i−5フードとして形成され
、非常用冷却材が原子炉圧力容器の内壁に沿って捷と1
つだ噴射水の形で案内されることにより達或される。
本発明に釦いてはフードにより冷却材の霧散を妨げる集
束が達威されるので、非常冷却材はたとえこれに対抗す
る圧力容器内で気化された冷却材の流れがあっても圧力
容器の内壁に沿って案内される一体の噴射水として圧力
容器の下側部分に向って注入されることになる。
従って原子炉は非常用冷却材を下側から蒸気流の方向に
注水されることになり、導入された非常用冷却材の流れ
は蒸気の形で流れる高温の冷却材によっても殆んど阻害
されなくなる。
本発明によれば原子炉炉心の著しく迅速な洗流が達成さ
れると同時に、通常の冷却材の放出後に生じる釦それの
ある燃料棒の過熱を回避することができる。
注水開始と炉心の洗流開始との間の時間間隔は従来より
半分以下に短縮され、被覆管温度はこれにより50〜1
000Kほどさげられることが実証されている。
このような低い被覆管温度はその円周部にごくわずかな
遡性膨張を生じるだけなので、冷却路の狭少化も同様に
限界内にとど捷る。
このことも又非常冷却にあたって有利に作用する。
本発明は米国特許第3623948号公報に記載された
U形反跳板とも異なるものである。
この反跳板は加圧水形原子炉の主冷却材導管に属し炉心
容器にとりつけられているもので、円周方向に釦ける冷
却材の均等分布に役立ち、従って本発明に訃げる冷却材
の集束とは異なる効果を狙ったものである。
本発明により形戒された非常用冷却材導管の開口をフ一
釦うフードは、その排出口の断面積が非常用冷却材導管
の断面積より大きくはされていない。
なぜならこれにより強い集束噴射水が得られるからであ
る。
更に非常用冷却材の速度を付加的に高めるためフード出
口の断面を狭めてノズル効果が生じるようにしても良い
どこ1で狭めるかは流れ抵抗の増大とアキュムレータ内
のガス圧の上昇ないしは非常冷却に必要なポンプ出力の
増大により定1る。
ノズルは例えば西独特許出願公開第1764470号公
報に記載されているように蒸気冷却形原子炉の非常冷却
に使用されている。
しかしこの公知のノズルは非常冷却に使用される液体を
霧状に噴霧化し、ノズル付燃料要素が熱衝撃により破損
しないようにするものである。
従ってこの場合のノズルは本発明に釦げる渣と1つた噴
射水を得るためのものとは全く異なる作用を有するもの
である。
以下図面に示す実施例に基づいて本発明を詳細に説明す
る。
第1図には出力がたとえば1 0 0 0 MWeの加
圧水形原子炉が概略的に示されている。
その主要構戒要素はほぼ円筒状の原子炉圧力容器1であ
る。
蓋3で閉じられている原子炉圧力容器1の下側部分2の
内部には炉心容器4fJ″−同心的に配置されて,%−
リ、この炉心容器4の中には原子炉炉心5が収納されて
いる。
原子炉圧力容器1の内部に釦いて上下両側にある室は、
上側プレナム6卦よび下側プレナム7として示されてい
る。
炉心容器4は原子炉圧力容器1の下側部分2と共働して
リング状室10を形或している。
このリング状室10には低温の主冷却材導管11−b′
−接続されている。
一次冷却材として用いられる軽水は、主冷却材ポンプ1
2からこの主冷却材導管11を介して原子炉圧力容器1
の中に戻される。
普通主冷却材は下側プレナムIから原子炉炉心5を通っ
て上側プレナム6に流れ、そこから主冷却材は蒸気発生
器14に通ずる高温の主冷却材導管13に送られる。
蒸気発生器14は図示されない方式でポンプ12と共に
主冷却材の閉回路15を構威している。
主冷却材導管11.13が破損して正規の冷却材が流出
する事故に対処するために、非常冷却用のアキュムレー
タ16(図には一つだけ例示されている)が設けられて
いる。
アキュムレータ16の中には冷却材として使用される好
4L,<はほう酸水17がガスクッション18の圧力下
に設けられている。
アキュムレータ16の出口19は2イ固の逆止弁20.
21を介して非常用冷却材導管22.23に接続されて
いる。
これらの非常用冷却材導管22.23は非常用給水ポン
プ(図示せず)からも逆止弁24.25を介して供給さ
れうる。
非常用冷却材導管22.23は別の2個の逆止弁26,
27を介して原子炉圧力容器1に通じている。
非常用冷却材導管23は主冷却材回路15の高温側管系
13に接続されている。
非常用冷却材導管23の開口部に》げる導管13の内部
には、非常用冷却材を矢印29で示すように上側プレナ
ム6の方向に転向させるフード28が設けられている。
非常用冷却材導管22は原子炉正力容器1の下側部分2
の中に直接通じている。
重要なことはこの導管22の接続箇所30が炉心の上端
に位置していることであり、それによってかかる非常用
冷却材導管の一つが破損する際にも炉心5は非常用冷却
水を受けることができるようにされろ。
図面には示していない力;、接続箇所30はこの平面内
にある4本の非常用冷却材導管22が円周上の任意の場
所に、しかし円周に亘って均等に分布されるように配置
されている。
ノング状室10の内部に釦いて接続箇所30の開口部に
は、第2図の拡大垂直断面図に示されているように、流
れ案内装置31が設けられている。
原子炉圧力容器1の下側部分2には給水管接続部35が
溶接され、この給水管接続部35の中には熱負荷から保
護するために内側管36が同心的に配置されている。
原子炉圧力容器1のリング状室10に位置する内側壁に
かいて、開口37は下方に向けられた排出口39をもっ
たフード38で覆われている。
排出口39は矢印40により示すように、原子炉圧力容
器1の壁の内側にある内張り42に則して平行に下側プ
レナム7に導かれている。
すなわち原子炉炉心5の下端に向って導かれている。
管接続部35をもった非常用冷却材導管22の開口部の
水平断面を示す第3図から分るように、フード38はほ
ぼ半球状断面を有し、又第2図から明らかなように上端
から下端に向って大きくなっている。
゜しかしその断面積は全体では非常用冷却材導管22の
断面積よりも大きくはされて釦らず、排出口39に向っ
て狭゛められている。
それによってフ一ド38は原子炉圧力容器1の内側と共
に、非常用冷却材17のための給水ノズルを形成する。
それによって壁2に列して平行に矢印40の方向に走る
著しく集束された1と1った噴射水を得ることができ、
この噴射水は低温の主冷却材導管11の破損の際に正規
の一次冷却材が矢印40に苅向して流出しようとする場
合にも、大きな勢いと十分な量で原子炉炉心5の下端に
送られる。
このことは原子炉炉心5が洗流されない時間を著しく短
縮する働きをするので、炉心内の温度を極めて低温に保
つことができる。
第2図に示されているように、フード38の上端縁に開
口42を設けることができる。
この開口42は通常運転に勢いてフード38の下に望1
し〈ない程高温となる死水域が生ずるのを防止する。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明に基づく加圧水形原子炉の概略構戒図、
第2図は第1図にかげる非常用冷却材導管の接続部の垂
直拡大断面図、第3図は第2図に釦げるA−A線に沿う
断面図である。 1・・・原子炉圧力容器、2・・・圧力容器1の下側部
分、3・・・圧力容器1の蓋、4・・・炉心容器、5・
・・炉心、6・・・上側プレナム、7・・・下側プレナ
ム、11・・・低温側主冷却材導管、13・・・高温側
主冷却材導管、22.23・・・非常用冷却材導管、3
1・・・流れ案内装置、38・・・フード。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 炉心を包囲する炉心容器とこれを更に取囲む圧力容
    器とを備え、該圧力容器の上側部分に炉心上端より上に
    非常用冷却材を供給するための複数個の導管を取付け、
    該導管の少くとも一つは直接圧力容器に接続されるとと
    もに流れ案内装置を設けられ、この装置により該導管を
    介して供給される非常用冷却材が炉心容器と原子炉圧力
    容器との間のリング状室に炉心の下端に向って案内され
    るようにした加圧水形原子炉にかいて、流れ案内装置3
    1がリング状室10への非常用冷却材導管22の開口3
    7をフ・カうフード38として形戒され、非常用冷却材
    が原子炉圧力容器1の内壁42に沿って捷と1った噴射
    水の形で案内されるようにしたことを特徴とする加圧水
    形原子炉。
JP50117099A 1974-09-26 1975-09-26 ゲンシロ Expired JPS5848080B2 (ja)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2446090A DE2446090C3 (de) 1974-09-26 1974-09-26 Druckwasserreaktor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5160897A JPS5160897A (ja) 1976-05-27
JPS5848080B2 true JPS5848080B2 (ja) 1983-10-26

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ID=5926852

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JP50117099A Expired JPS5848080B2 (ja) 1974-09-26 1975-09-26 ゲンシロ

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US (1) US4072560A (ja)
JP (1) JPS5848080B2 (ja)
BE (1) BE833507A (ja)
BR (1) BR7506128A (ja)
CH (1) CH581891A5 (ja)
DE (1) DE2446090C3 (ja)
ES (1) ES441256A1 (ja)
FR (1) FR2286478A1 (ja)
SE (1) SE7510711L (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6190083U (ja) * 1984-11-20 1986-06-11

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4187147A (en) * 1976-02-20 1980-02-05 Westinghouse Electric Corp. Recirculation system for nuclear reactors
FR2469779A1 (fr) * 1979-11-16 1981-05-22 Commissariat Energie Atomique Dispositif de refroidissement de secours du coeur d'un reacteur a eau pressurisee
JPS6238393A (ja) * 1985-08-14 1987-02-19 株式会社日立製作所 非常用炉心冷却方法及び装置
FR2631484B1 (fr) * 1988-05-13 1992-08-21 Framatome Sa Reacteur nucleaire a dispositif d'injection d'eau de refroidissement de secours
US5642389A (en) * 1993-04-22 1997-06-24 Siemens Aktiengesellschaft Light water reactor in particular a boiling water reactor with a high degree of inherent safety
US5377242A (en) * 1993-11-15 1994-12-27 B&W Nuclear Service Company Method and system for emergency core cooling
DE4344323A1 (de) * 1993-12-23 1995-06-29 Siemens Ag Druckwasserreaktor mit Sicherheitseinspeise- und Zusatzboriersystem und Verfahren zum Betrieb eines solchen Druckwasserreaktors
US7889830B2 (en) * 2007-05-08 2011-02-15 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor downcomer flow deflector
DE102016107737A1 (de) * 2016-04-26 2017-10-26 Areva Gmbh Druckwasserbehälter für einen Druckwasserreaktor

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL260249A (ja) * 1960-01-20
US3211621A (en) * 1960-09-29 1965-10-12 Westinghouse Electric Corp Heterogeneous breeder or converter type neutronic reactor
GB1047423A (ja) * 1962-05-18
US3528884A (en) * 1967-09-28 1970-09-15 Westinghouse Electric Corp Safety cooling system for a nuclear reactor
DE1764470A1 (de) * 1968-06-11 1971-08-05 Licentia Gmbh Verfahren zur Notkuehlung von Kernen in dampfgekuehlten Atomkernreaktoren
SE360769B (ja) * 1972-02-24 1973-10-01 Atomenergi Ab
DE2316007C3 (de) 1973-03-30 1980-07-10 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor und Verfahren zu seiner Notkühlung
US3976834A (en) * 1974-03-25 1976-08-24 Combustion Engineering, Inc. Emergency core cooling injection manifold

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6190083U (ja) * 1984-11-20 1986-06-11

Also Published As

Publication number Publication date
CH581891A5 (ja) 1976-11-15
DE2446090B2 (de) 1976-07-29
DE2446090A1 (de) 1976-04-08
DE2446090C3 (de) 1982-03-18
FR2286478A1 (fr) 1976-04-23
SE7510711L (sv) 1976-03-29
ES441256A1 (es) 1977-09-16
US4072560A (en) 1978-02-07
BE833507A (fr) 1976-01-16
BR7506128A (pt) 1976-08-03
JPS5160897A (ja) 1976-05-27
FR2286478B1 (ja) 1981-02-06

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