JPS587960B2 - 炉心スプレイ装置 - Google Patents

炉心スプレイ装置

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JPS587960B2
JPS587960B2 JP54152970A JP15297079A JPS587960B2 JP S587960 B2 JPS587960 B2 JP S587960B2 JP 54152970 A JP54152970 A JP 54152970A JP 15297079 A JP15297079 A JP 15297079A JP S587960 B2 JPS587960 B2 JP S587960B2
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JP
Japan
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spray
spray nozzle
core
annular
coolant
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JP54152970A
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JPS5676095A (en
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吉村元孝
高橋民明
山田一男
酒井譲
神長茂里雄
田畑信之
内藤正則
片岡良之
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Tohoku Electric Power Co Inc
Chubu Electric Power Co Inc
Hitachi Ltd
Tokyo Electric Power Co Holdings Inc
Original Assignee
Tohoku Electric Power Co Inc
Tokyo Electric Power Co Inc
Chubu Electric Power Co Inc
Hitachi Ltd
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    • 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

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、炉心スプレイ装置に係り、特に、蒸気雰囲気
中でも効果的な炉心スプレイ装置に関するものである。
沸騰水型原子炉には、冷却材喪失事故時に炉心部を冷却
するために、炉心スプレイ装置が設けられている。
炉心スプレイ装置は、原子炉圧力容器内の炉心部上方に
設けられるヘッダ、ヘッダに設けられる多数のスプレイ
ノズルおよびヘッダに接続される冷却水供給配管から構
成される。
冷却水供給管は、ポンプを有し、冷却水が貯蔵される復
水貯蔵タンクおよび圧力抑制室に連絡される。
圧力抑制室は、原子炉圧力容器を内蔵するドライウエル
内に放出された蒸気を凝縮するために設けられている。
炉心部上に冷却水を均等に噴出させるために、種類の異
なるスプレイノズルが設けられている。
第2図に、ヘッダに設けられる1種類のスプレイノズル
の従来例を示す。
スプレイノズル1のノズル本体2は、ヘッダ(図示せず
)に取付けられる。
ノズル本体2の開口部に邪魔板3が配置され、邪魔板3
は心棒4によってノズル本体2に固定される。
ノズル本体2と邪魔板3との間に環状噴出口5が形成さ
れる。
ヘッダからノズル本体2内に供給された冷却水6は、環
状噴出口5から環状冷却水流7となって炉心部上方に噴
出される。
この種のスプレイノズル1は、冷却材喪失事故が生じて
、水蒸気が充満している原子炉圧力容器内で冷却水を均
等にスプレイできない可能性がある。
本発明の目的は、上記した従来技術の欠点をなくし、冷
却材を均等にスプレイできる炉心スプレイ装置を提供す
ることにある。
本発明の特徴は、スプレイノズルから噴出される環状冷
却材流の内部領域と環状冷却材流の外部領域を連絡する
連通管を、スプレイノズルに設けることにある。
従来のスプレイノズル1から噴出される環状冷却水流の
スプレイ角θが、水蒸気雰囲気中で狭くなることを実験
的に確認した。
この実験結果を以下に詳細に説明する。
第2図に沸騰水型原子炉の炉心スプレイ装置の概念図を
示す。
炉心スプレイ装置は冷却材喪失事故時に作動する緊急炉
心冷却装置の1つの装置である。
多数の燃料集合体9が装荷されて構成される炉心部10
は、原子炉圧力容器(図示せず)内に配置される炉心シ
ュラウド8内に形成される。
炉心スプレイ装置は、原子炉圧力容器内で炉心部10上
方に配置されるリングヘツダ11、リングヘツダ11に
取付けられる多数のスプレイノズル1および一端がリン
グヘツダ11に接続されて他端が原子炉圧力容器外に配
置される復水貯蔵タンクおよび圧力抑制室に接続される
冷却水供給配管12から構成される。
原子炉の冷却材喪失事故時に多数のスプレイノズル1か
ら炉心部10上方に冷却水が噴出される。
第2図中に示した破線は、スプレイノズル1から噴出す
る冷却水の形状を示したものである。
炉心スプレイ装置は冷却材喪失事故時の炉心冷却を維持
するためのものであるから、スプレイノズル1から噴出
する冷却水はすべての燃料集合体9に供給されなければ
ならない。
したがって、スプレイノズル1の取付角度およびその数
は、冷却水が全燃料チャンネル9にできるだけ均等に散
布されるように決められている。
スプレイノズル1から冷却水が噴出されるのは冷却材喪
失事故後であり、冷却水が噴出される雰囲気には水蒸気
が充満している。
一般にスプレイノズル1から噴出する冷却水は、雰囲気
中の水蒸気との相関がなければ、第1図の7で示したよ
うな流れの方向をとる。
これは、スプレイノズル1内の流れが邪魔板30作用で
分散させられるためである。
ところが、炉心部10の上方に噴出される冷却水は通常
、未飽和状態にあるために、スプレイノズル13から噴
出された冷却水と雰囲気中の水蒸気との間で熱交換が行
なわれる。
冷却水との接触によって水蒸気が凝縮する。スプレイノ
ズル1から噴出する環状冷却水流7の外側の外部領域1
3では、水蒸気が凝縮しても空間容積が太きいため、凝
縮による減圧効果は小さい。
一方、環状冷却水流7の内側の内部領域14では、空間
容積が小さく、かつ四方を水膜あるいは多数の水滴に囲
まれており、外部領域13からの水蒸気の供給量が少な
くなるために水蒸気の凝縮による減圧効果が多きくなる
すなわち、外部領域13と比べて内部領域14の圧力が
低くなり、この圧力差のために、環状冷却水流7が内部
領域14側に引き寄せられ、邪魔板21による冷却水の
分散効果が相殺される。
例えば、口径1インチのスプレイノズル1を用いて25
℃の冷却水を250l/minの流量で大気圧の飽和水
蒸気中に噴出する実験を行ったところ、雰囲気との相関
が無視できる空気中では環状冷却水流7スプレイ水環の
スプレイ角θが90°であったのに対し、この角度θが
20°に狭くなるという結果を得た。
このように、水蒸気中で環状冷却水流7のスプレイ角θ
が狭くなると、全炉心のなかで冷却水の散布が局所的に
不十分となり、前記した炉心スプレイ装置の所期の目的
を達成できなくなるおそれがある。
本発明は、上記実験結果に基づいてなされたものであり
、環状冷却水流の外部領域と内部領域を連通ずることに
よって、環状冷却水流のスプレイ角θが水蒸気雰囲気中
で減少することを防止したものである。
第3図に基づいて本発明の好適な一実施例を以下に説明
する。
本実施例の炉心スプレイ装置15は、第2図に示す炉心
スプレイ装置のスプレイノズル1のみを第3図に示すス
プレイノズル16に変えたものである。
スプレイノズル16は、ノズル本体17、邪魔板18お
よび貫通孔21を有する連通管20とからなっている。
邪魔板18は、ノズル本体17内の流路23の一方の開
口部に配置され、ノズル本体17と邪魔板18との間に
、環状噴出口19が形成される。
ノズル本体17はリングへツダ11に取付けられ、流路
23の他方の開口部はリングヘツダ11内と連通してい
る。
連通管20は、流路23内に配置されて邪魔板18を支
持している。
環状噴出口19の外径口は、1インチである。
沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故時に、復水貯蔵タンク
または圧力抑制室内の冷却水が、冷却水供給配管12に
よってリングヘツダ11内に導かれ、スプレイノズル1
6の環状噴出口19より環状冷却水流22となって水蒸
気雰囲気である炉心部10の上方に噴出される。
第4図は、スプレイノズル1とスプレイノズル16から
噴出される環状冷却水流のスプレイ角θを冷却水のスプ
レイ流量との関係で示したものである。
スプレイ流量は、定格のスプレイ流量との比率で示して
ある。
第4図の特性24はスプレイノズル1および特性24は
スプレイノズル16におけるスプレイ角θの変化を示し
ている。
これらのスプレイ角θは、大気圧の飽和水蒸気雰囲気中
にそれぞれのスプレイノズルから冷却水を噴出した時の
実験結果である。
スプレイノズル1ではスプレイ流量が定格の約50%に
なるとスプレイ角θが200に減少し、スプレイ流量が
それ以上になってもスプレイ角θは増大しない。
これに対してスプレイノズル16においては、スプレイ
流量が定格の130%になるまで環状冷却水流19のス
プレイ角θが90°に相当される。
スプレイノズル16においては、環状冷却水流19の外
部領域26と内部領域27が連通管20の貫通孔21に
よって連絡され、外部領域26の水蒸気が内部領域27
内に導かれるので、内部領域27の減圧が防止され、環
状冷却水流22のスプレイ角θの減少が解消されるので
ある。
これによって、炉心スプレイ装置15からスプレイされ
る冷却水が局部的に集中することなく効果的に分散され
るので、炉心部10の上方に冷却水を均等にスプレイす
ることができる。
本発明の他の実施例のスプレイノズルを第5図に示す。
スプレイノズル16と同じ構成は同一符号で示し、異な
る部分のみを説明する。
スプレイノズル28は、貫通孔21を有する長い連通管
29を用い、連通管29の先端を邪魔板18より突出さ
せている点がスプレイノズル16と異なっている部分で
ある。
連通管29の内部領域27内における開放端30を環状
冷却水流22の中心軸上に位置させることが最良である
ことは当然であるが、さらに、中心軸上において邪魔板
18から開放端30までの距離の最適点を見出すために
実験を行った。
すなわち、連通管29の開放端30から邪魔板18まで
の距離Lを種々変化させ、環状冷却水流22のスプレイ
角θを測定した。
使用したスプレイノズル28の環状噴出口19の外径D
は1インチ、スプレイ雰囲気は大気圧の飽和水蒸気とし
、スプレイ流量は170〜250l/minの範囲とし
た。
第6図はこの実験の結果を示すものである。
邪魔板18と開放端30との距離Lがスプレイノズル2
8の環状開口部19の直径Dの4倍以下、特にL/Dが
9以下の範囲では、環状冷却水流22のスプレイ角θの
減少を抑制する効果が顕著であることがわかる。
しかし、L/Dが14より大きい場合ではほとんどその
効果が期待できない。
これは、重力の効果により、邪魔板18から離れるほど
環状冷却水流22のスプレイ角θが小さくなり、邪魔板
18の遠方では、内部領域27の中心部にもスプレイ水
滴が多く存在するようになるためである。
このような領域の中に開放端30から水蒸気が供給され
ても凝縮してしまい、内部領域27の圧力維持には役に
立たなくなる。
以上の結果から、第5図に示した実施例では、開放端3
0と邪魔板18との距離を環状開口部19の直径Dの1
4倍以下にすれば環状冷却水流22のスプレイ角θをス
プレイノズル1のそれよりも大きくできる。
また、スプレイノズル28では邪魔板18の支持は連通
管29が兼ねているので、構造が単純である。
スプレイノズル28では、開放端30が環状冷却水流2
2の中心軸上にあるが、これか中心軸からずれていても
、内部領域27内と連通していれば内部領域27の圧力
維持に効果があり、環状冷却水流22のスプレイ角θの
減少を抑制できる。
第7図に本発明の他の実施例である炉心スプレイ装置の
スプレイノズル31を示す。
スプレイノズル31は、邪魔板18をノズル本体17に
取付ける連通管32の邪魔板18より先端部側に多数の
開口33を設けたものである。
この場合、邪魔板18から邪魔板18に最も近い位置に
設けた開口33までの距離を環状開口部19の直径Dの
14倍以下、望しくは9倍以下にすることが必要である
第8図および第9図にスプレイノズルの他の実施例を示
す。
スプレイノズル33は、環状開口部19の半径方向に邪
魔板18に連通管34を取付げる。
連通管34の一端は、ノズル本体17に取付けられる。
スプレイノズル33を設けた炉心スプレイ装置は、スプ
レイノズル33の構造が少し複雑で、環状開口部19の
開口面積が少し減少するほかは前述した実施例と同様な
効果が得られる。
本発明によれば、炉心部に冷却材を均等に散布すること
ができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来の炉心スプレイ装置に設けられるスプレイ
ノズルの縦断面図、第2図は沸騰水型原子炉の炉心スプ
レイ装置の概念図、第3図は本発明の炉心スグレイ装置
に設けられるスプレイノズルの縦断面図、第4図はスプ
レイ流量とスプレイ角との関係を示す特性図、第5図、
第7図および第8図はスプレイノズルの他の実施例の縦
断面図、第6図は(’I,/D)とスプレイ角との関係
を示す特性図、第9図は第8図のIX−II矢視図であ
る。 9・・・・・・燃料集合体、10・・・・・・炉心部、
11・・・・・・リングヘッダ、12・・・・・・冷却
水供給配管、15・・・・・・炉心スプレイ装置、16
,28,31,33・・・・・・スプレイノズル、18
・・・・・・邪魔板、19・・・・・・環状開口部、2
0,29,32,34・・・・・・連通管、26・・・
・・・外部領域、27・・・・・・内部領域。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 原子炉容器内で炉心部上方に配置されたヘッダと、
    原子炉の冷却材喪失事故時に前記ヘッダ内に冷却材を供
    給する手段と、前記ヘッダに設けられて前記冷却材を前
    記炉心部上方に環状に噴出するスプレイノズルとからな
    る炉心スプレイ装置において、前記スプレイノズルから
    噴出される環状冷却材流の内部領域と前記環状冷却材流
    の外部領域を連絡する連通管を、前記スプレイノズルに
    設けたことを特徴とする炉心スプレイ装置。 2 原子炉容器内で炉心部上方に配置されたヘッダと、
    原子炉の冷却材喪失事故時に前記ヘッダ内に冷却材を供
    給する手段と、前記ヘッダに設けられ、前記冷却材を噴
    出する開口部に邪魔板を有し、かつ前記邪魔板によって
    前記開口部から前記冷却材を前記炉心部上方に環状に噴
    出するスプレイノズルとからなる炉心スプレイ装置にお
    いて、前記スプレイノズルから噴出される環状冷却材流
    の内部領域と前記環状冷却材の外部領域を連絡する連通
    管を、前記スプレイノズルに設け、前記連通管によって
    前記邪魔板を支持することを特徴とする炉心スプレイ装
    置。
JP54152970A 1979-11-28 1979-11-28 炉心スプレイ装置 Expired JPS587960B2 (ja)

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JP54152970A JPS587960B2 (ja) 1979-11-28 1979-11-28 炉心スプレイ装置

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Publication Number Publication Date
JPS5676095A JPS5676095A (en) 1981-06-23
JPS587960B2 true JPS587960B2 (ja) 1983-02-14

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6259358U (ja) * 1985-10-01 1987-04-13

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6259358U (ja) * 1985-10-01 1987-04-13

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JPS5676095A (en) 1981-06-23

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