JPS60218096A - 沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設備 - Google Patents
沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設備Info
- Publication number
- JPS60218096A JPS60218096A JP59075629A JP7562984A JPS60218096A JP S60218096 A JPS60218096 A JP S60218096A JP 59075629 A JP59075629 A JP 59075629A JP 7562984 A JP7562984 A JP 7562984A JP S60218096 A JPS60218096 A JP S60218096A
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- Japan
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- reactor
- coolant
- purification system
- system equipment
- circulation pump
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- 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
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- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (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】
〔発明の利用分野〕
本発明状、沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設備、さらに
詳細には、原子炉が主蒸気タービン系から切シ離される
、いわゆる原子炉隔離事故発生に際し、原子炉炉内に非
常用冷却水を補給することのできる沸騰水型原子炉用冷
却材浄化系設備の改良に関するものである。 。
詳細には、原子炉が主蒸気タービン系から切シ離される
、いわゆる原子炉隔離事故発生に際し、原子炉炉内に非
常用冷却水を補給することのできる沸騰水型原子炉用冷
却材浄化系設備の改良に関するものである。 。
従来型（沸騰水型）原子炉の？？岬材浄化系設備を第１
図に示す。
図に示す。
第１図において、原子炉１から吸込管２に取シ出された
冷却材は、再生熱交換器３および非再生熱交換器４によ
って所定温度（約５０Ｃ）にまで冷却される。非再生熱
交換器４を通過した冷却材は、圧力調節弁５で所定圧力
（約７Ｋｇ／−・ｇ）にまで減圧され、その後、ろ過器
６、脱塩器７に導かれて浄化される。ろ過器６、脱塩器
７によって浄化された冷却材は、循環ポンプ８によって
昇圧され、その後、吐出管９および給水管１０を経て原
子炉１・内に戻される。なお、吐出管９の途中には、流
量調節弁１１が設置され、ておシ、流量調節介１１’に
よシ、本系統の流量が一定に制御される。また、原子炉
格納容器１２の配管貫通部付近に位置して、吸込管２の
途中には路網容器隔離弁１３および１４が２個設置され
ている。図中、１５は循環ポンプ８を駆動させる電動機
を示している。
冷却材は、再生熱交換器３および非再生熱交換器４によ
って所定温度（約５０Ｃ）にまで冷却される。非再生熱
交換器４を通過した冷却材は、圧力調節弁５で所定圧力
（約７Ｋｇ／−・ｇ）にまで減圧され、その後、ろ過器
６、脱塩器７に導かれて浄化される。ろ過器６、脱塩器
７によって浄化された冷却材は、循環ポンプ８によって
昇圧され、その後、吐出管９および給水管１０を経て原
子炉１・内に戻される。なお、吐出管９の途中には、流
量調節弁１１が設置され、ておシ、流量調節介１１’に
よシ、本系統の流量が一定に制御される。また、原子炉
格納容器１２の配管貫通部付近に位置して、吸込管２の
途中には路網容器隔離弁１３および１４が２個設置され
ている。図中、１５は循環ポンプ８を駆動させる電動機
を示している。
以上の構成において、原子炉１から取り出された約７０
Ｋｇ／ｍ−ｇの冷却材は、脱塩器７部分で約３に９／−
・ｇ程度の低運転圧力が得られるよう、圧力調節弁５に
よって大幅に減圧される。そして、その後、循環ポンプ
８によって再び約７０Ｋｇ／ｃｒＡ・ｇＫまで昇圧され
、原子炉１に戻される。
Ｋｇ／ｍ−ｇの冷却材は、脱塩器７部分で約３に９／−
・ｇ程度の低運転圧力が得られるよう、圧力調節弁５に
よって大幅に減圧される。そして、その後、循環ポンプ
８によって再び約７０Ｋｇ／ｃｒＡ・ｇＫまで昇圧され
、原子炉１に戻される。
なお、第１図には、上記した冷却材浄化系設備以外に、
原子炉隔離事故に際して原子炉１に非常用冷却水を補給
する、いわゆる原子炉隔離時冷却系設備も示されている
。原子炉−随時冷却系は、蒸気管１６、蒸気加減弁１７
、復水貯蔵タンク１８、注、水管１９、注水ポンプ２０
および注水ポンプ駆動用タービン２１によって構成され
ておシ、原子炉１が主蒸気タービン系から切シ離される
ような原子炉隔離事故が発生した場合、循環ポンプ８は
、格納容器隔離弁１３．１４の閉鎖信号によって強制的
にトリップ（ＯＦＦ）させられる。すなわち、原子炉隔
離事故が発生し、原子炉１内の７水位が異常に低下する
ような事態が生じた場合はそれ以上の水位低下を防止す
べく、原子炉１から・・外部に流出する冷却材の全てに
ついて、各配管系の格納容器隔離弁を自動閉鎖する工夫
がなされているが、冷却材浄化系にあっては、図面に符
号１３および１４で示す格納容器隔離弁がこれに骸幽し
、格納容器隔離弁１３．１４は、原子炉１内の水位異常
低下信号によって自動的に閉鎖される。
原子炉隔離事故に際して原子炉１に非常用冷却水を補給
する、いわゆる原子炉隔離時冷却系設備も示されている
。原子炉−随時冷却系は、蒸気管１６、蒸気加減弁１７
、復水貯蔵タンク１８、注、水管１９、注水ポンプ２０
および注水ポンプ駆動用タービン２１によって構成され
ておシ、原子炉１が主蒸気タービン系から切シ離される
ような原子炉隔離事故が発生した場合、循環ポンプ８は
、格納容器隔離弁１３．１４の閉鎖信号によって強制的
にトリップ（ＯＦＦ）させられる。すなわち、原子炉隔
離事故が発生し、原子炉１内の７水位が異常に低下する
ような事態が生じた場合はそれ以上の水位低下を防止す
べく、原子炉１から・・外部に流出する冷却材の全てに
ついて、各配管系の格納容器隔離弁を自動閉鎖する工夫
がなされているが、冷却材浄化系にあっては、図面に符
号１３および１４で示す格納容器隔離弁がこれに骸幽し
、格納容器隔離弁１３．１４は、原子炉１内の水位異常
低下信号によって自動的に閉鎖される。
上記のようにして、格納容器隔離弁１３．１４が閉鎖さ
れると、循環ポンプ８は、原子炉１からの吸込流路を断
たれることになるので、これら格納容器隔離弁１３．１
４の閉鎖信号によって当該ポンプ８も強制的にトリップ
させられる。
れると、循環ポンプ８は、原子炉１からの吸込流路を断
たれることになるので、これら格納容器隔離弁１３．１
４の閉鎖信号によって当該ポンプ８も強制的にトリップ
させられる。
また、循環ポンプ８の吸込圧力が異常に低下するような
事態発生に備えて、当該ポンプ８を保護する見地から、
循環ポンプ８自身の吸込圧力低下信号によっても、ポン
プ８は強制的にトリップさせられる。
事態発生に備えて、当該ポンプ８を保護する見地から、
循環ポンプ８自身の吸込圧力低下信号によっても、ポン
プ８は強制的にトリップさせられる。
上記のようにして、循環ポンプ８が強制的にトリップさ
せられると、原子炉発生蒸気によシ、タービン２１が駆
動される。タービ２２↓が駆動されると、注水ポンプ２
０が起動し、復水貯蔵タン・り１８内の貯留水を、注水
管１９を介して原子炉１に補給するものであって、この
ようにして、原子炉１内の水位が一定に保たれる。
せられると、原子炉発生蒸気によシ、タービン２１が駆
動される。タービ２２↓が駆動されると、注水ポンプ２
０が起動し、復水貯蔵タン・り１８内の貯留水を、注水
管１９を介して原子炉１に補給するものであって、この
ようにして、原子炉１内の水位が一定に保たれる。
しかして、上記した補給水配管系設備の注水ポンプ２０
は、大気開放タンクである復水貯蔵タンク１８内の貯留
水を原子炉１に注水するものであるから、その注水圧は
、既述した冷却材浄化系の゛吐出管９内を流れる冷却材
圧力と同様、約７０に９／−・ｇＫｆで昇圧する必要が
あシ、その全揚程は、約８００ｍと非常に大きくなるが
、上記した原子炉隔離時冷却系設備は、万一の原子炉隔
離事故を想定して設けられた非常用の設備でありつて、
原子炉通常運転時には全く使用されない。
は、大気開放タンクである復水貯蔵タンク１８内の貯留
水を原子炉１に注水するものであるから、その注水圧は
、既述した冷却材浄化系の゛吐出管９内を流れる冷却材
圧力と同様、約７０に９／−・ｇＫｆで昇圧する必要が
あシ、その全揚程は、約８００ｍと非常に大きくなるが
、上記した原子炉隔離時冷却系設備は、万一の原子炉隔
離事故を想定して設けられた非常用の設備でありつて、
原子炉通常運転時には全く使用されない。
本発明は、原子炉配管系の簡素化をはかるべく、種々検
討の結果なされたものであって、その目的とするところ
は、原子炉隔離事故発生に際し、原子炉炉内に非常用冷
却水を補給する機能を、冷却・材浄化系設備に併せ持た
せることによシ、従来独立系として存在していた原子炉
隔離時冷却系設備の布設を省略することができ、プラン
ト建設工程の簡略化と建設工費の節減化とを同時にはか
ることのできる、改良された沸騰水型原子炉用冷却材浄
化系設備を提供しようとするものである。
討の結果なされたものであって、その目的とするところ
は、原子炉隔離事故発生に際し、原子炉炉内に非常用冷
却水を補給する機能を、冷却・材浄化系設備に併せ持た
せることによシ、従来独立系として存在していた原子炉
隔離時冷却系設備の布設を省略することができ、プラン
ト建設工程の簡略化と建設工費の節減化とを同時にはか
ることのできる、改良された沸騰水型原子炉用冷却材浄
化系設備を提供しようとするものである。
上記目的を達成するため、本発明は、原子炉から取シ出
した冷却材を熱交換器で冷却し、ろ過脱塩器で浄化した
後、循環ポンプで昇圧して再度原子炉に戻す構造の沸騰
水型原子炉用冷却材浄化系設備において、上記循環ポン
プの冷却材吸込側に、原子炉隔離時当該原子炉炉内に冷
却水を補給する補給水配管系を接続してなることを特徴
とするものである。
した冷却材を熱交換器で冷却し、ろ過脱塩器で浄化した
後、循環ポンプで昇圧して再度原子炉に戻す構造の沸騰
水型原子炉用冷却材浄化系設備において、上記循環ポン
プの冷却材吸込側に、原子炉隔離時当該原子炉炉内に冷
却水を補給する補給水配管系を接続してなることを特徴
とするものである。
、五ご工：：：：−；：：：Ｊ：：：：：炉用冷却材浄
化系設備の一実施例を示す配管系統説明図で、第１図と
同一符号は同一部分、２２は循環ポンプ８の冷却材吸込
側と復水貯蔵タンク１８との間を接続した非常用冷却水
注水管を示し、注水管２２の途中には、逆止弁タイプの
注水弁２３が設置されているものであって、上記注水弁
２３の上流側、すなわち復水貯蔵タンク１Ｂ側には、常
時復水貯蔵タンク１８側からの押込圧力（約２．５Ｋｇ
／ｃｒ／Ｉ−ｇ）が加わっている。一方、注水弁２３の
下流側の圧力、すなわち循環ポンプ８の吸込圧力は、圧
力調節弁５の働きによシ、通常的３Ｋｆ／−・ｇの圧力
に制御されている。したがって、注水弁２３の上流側と
下流側との圧力差から、原子炉通常運転中、循環ポンプ
８の吸込源は、常に原子炉１側を選択し、復水貯蔵タン
ク１８側から冷却水を吸い込むようなことはない。
化系設備の一実施例を示す配管系統説明図で、第１図と
同一符号は同一部分、２２は循環ポンプ８の冷却材吸込
側と復水貯蔵タンク１８との間を接続した非常用冷却水
注水管を示し、注水管２２の途中には、逆止弁タイプの
注水弁２３が設置されているものであって、上記注水弁
２３の上流側、すなわち復水貯蔵タンク１Ｂ側には、常
時復水貯蔵タンク１８側からの押込圧力（約２．５Ｋｇ
／ｃｒ／Ｉ−ｇ）が加わっている。一方、注水弁２３の
下流側の圧力、すなわち循環ポンプ８の吸込圧力は、圧
力調節弁５の働きによシ、通常的３Ｋｆ／−・ｇの圧力
に制御されている。したがって、注水弁２３の上流側と
下流側との圧力差から、原子炉通常運転中、循環ポンプ
８の吸込源は、常に原子炉１側を選択し、復水貯蔵タン
ク１８側から冷却水を吸い込むようなことはない。
これに対し、原子炉隔離事故が発生し、格納容器隔離弁
１３．１４が自動閉鎖された場合は、従来と異なって循
環ポンプ８をトリップすることなく、そのまま循環ポン
プ８の運転を継続すると、原子炉１との間の流路を断た
れた循環ポンプ８の吸込圧力は、尚初の圧力（約３Ｋｆ
／−・ｇ）から徐々に低下し始める。そして、循環ポン
プ８の吸込圧力が、非常用冷却水注水管２２の注水弁２
３に加えられている押込圧力（復水貯蔵タンク１８側か
ら加えられている約Ｚ５Ｋｆ／−・ｇの押込圧力）よシ
も低下すると、循環ポンプ８の吸込源は、原子炉１側か
ら復水貯蔵タンク１８側に自動的に切シ替シ、循環ポン
プ８は、注水管２２を介して復水貯蔵タンク１８からの
冷却水を吸い込み、原子炉１に冷却水を補給することが
できる。
１３．１４が自動閉鎖された場合は、従来と異なって循
環ポンプ８をトリップすることなく、そのまま循環ポン
プ８の運転を継続すると、原子炉１との間の流路を断た
れた循環ポンプ８の吸込圧力は、尚初の圧力（約３Ｋｆ
／−・ｇ）から徐々に低下し始める。そして、循環ポン
プ８の吸込圧力が、非常用冷却水注水管２２の注水弁２
３に加えられている押込圧力（復水貯蔵タンク１８側か
ら加えられている約Ｚ５Ｋｆ／−・ｇの押込圧力）よシ
も低下すると、循環ポンプ８の吸込源は、原子炉１側か
ら復水貯蔵タンク１８側に自動的に切シ替シ、循環ポン
プ８は、注水管２２を介して復水貯蔵タンク１８からの
冷却水を吸い込み、原子炉１に冷却水を補給することが
できる。
第３図に本発明の他の実施例を示す。
第３図の実施例においては、循環ポンプ８の駆動源を、
原子炉発生蒸気によって駆動されるタービン２４とした
場合について例示したものであって、この構成によれば
、電気系統が故障した場合であってき、原子炉発生蒸気
を利用して循環ポンプ８を駆動することができ、ポンプ
駆動源の多様化をはかる−ことができる。
原子炉発生蒸気によって駆動されるタービン２４とした
場合について例示したものであって、この構成によれば
、電気系統が故障した場合であってき、原子炉発生蒸気
を利用して循環ポンプ８を駆動することができ、ポンプ
駆動源の多様化をはかる−ことができる。
第４図に本発明のさらに他の実施例を示す。
第４図の実施例においては、循環ポンプの駆動源をディ
ーゼル機関２５とした場合について例示したものであっ
て、この構成によれば、第３図の実施例と同様、電気系
統が故障した場合であっても、ディーゼル機関２５を利
用して循環ポンプ８を駆動することができ、これまたポ
ンプ駆動源の多様化をはかることができる。
ーゼル機関２５とした場合について例示したものであっ
て、この構成によれば、第３図の実施例と同様、電気系
統が故障した場合であっても、ディーゼル機関２５を利
用して循環ポンプ８を駆動することができ、これまたポ
ンプ駆動源の多様化をはかることができる。
〔発明の効果〕
以上詳述したように、本発明によれば、原子炉隔離事故
発生に際し、原子炉炉内に非常用冷却水を補給する機能
を、冷却材浄化系設備に併せ持たせることにより、従来
独立系として存在していた原子炉隔離時冷却系設備の布
設を省略することができ、プラント建設工程の簡略化と
建設工費の節減化とを同時にはかることのできる、改良
された沸騰水型原子炉用冷却材浄化系設備を得ることが
できる。
発生に際し、原子炉炉内に非常用冷却水を補給する機能
を、冷却材浄化系設備に併せ持たせることにより、従来
独立系として存在していた原子炉隔離時冷却系設備の布
設を省略することができ、プラント建設工程の簡略化と
建設工費の節減化とを同時にはかることのできる、改良
された沸騰水型原子炉用冷却材浄化系設備を得ることが
できる。
第１図は従来型（沸騰水型）原子炉の冷却材浄化系設備
とＬ子炉隔離時冷却系設備との配管系統説明図、第２図
は本発明に係る沸騰水型原子炉用冷却材浄化系設備の一
実施例を示す配管系統説明図、第３図は本発明の他の実
施例を示す冷却材浄化系設備の配管系統説明図、第４図
は本発明のさらに他の実施例を示す冷却材浄化系設備の
配管系統説明図である。 １・・・原子炉、２・・・吸込管、３・・・再生熱交換
器、４・・・非再生熱交換器、５・・・圧力調節弁、６
・・・ろ過器、７・・・脱塩器、８・・・循環ボ、ンプ
、９・・・吐出管、１０・・・給水管、１１・・・流量
調節弁、１２・・・原子炉格納容器、１３および１４・
・・格納容器隔離弁、１５・・・電動機、２２・・・非
常用冷却水注水管、２３・・・注水弁、２４・・・ター
ビン、２５・・・ディーゼル機関。 代理人 弁理士 長崎博男 （ほか１名） ＄ｌ 目 第 ２ 固 ＄Ｊ１２］ 第４ 口
とＬ子炉隔離時冷却系設備との配管系統説明図、第２図
は本発明に係る沸騰水型原子炉用冷却材浄化系設備の一
実施例を示す配管系統説明図、第３図は本発明の他の実
施例を示す冷却材浄化系設備の配管系統説明図、第４図
は本発明のさらに他の実施例を示す冷却材浄化系設備の
配管系統説明図である。 １・・・原子炉、２・・・吸込管、３・・・再生熱交換
器、４・・・非再生熱交換器、５・・・圧力調節弁、６
・・・ろ過器、７・・・脱塩器、８・・・循環ボ、ンプ
、９・・・吐出管、１０・・・給水管、１１・・・流量
調節弁、１２・・・原子炉格納容器、１３および１４・
・・格納容器隔離弁、１５・・・電動機、２２・・・非
常用冷却水注水管、２３・・・注水弁、２４・・・ター
ビン、２５・・・ディーゼル機関。 代理人 弁理士 長崎博男 （ほか１名） ＄ｌ 目 第 ２ 固 ＄Ｊ１２］ 第４ 口
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １０．原子炉から取シ出した冷却材を熱交換器で冷却し
、ろ過脱塩器で浄化した後、循環ポンプで昇圧して再度
原子炉に戻す構造の沸騰水型原子炉用冷却材浄化系設備
において、上記循環ポンプの冷却材吸込側に、原子炉隔
離時当骸原子炉炉内に冷却水を補給する補給水配管系を
接続してなることを特徴とする沸騰水型原子炉の冷却材
浄化系設備。 ２、特許請求の範囲第１項記載の発明において、循環水
・プの駆動源を、原子炉発竺蒸気によって駆動されるタ
ービンとした沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設備。 ３、特許請求の範囲第１項記載の発明において、循環ポ
ンプの駆動源をディーゼル機関とした沸騰水型原子炉の
冷却材浄化系設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59075629A JPS60218096A (ja) | 1984-04-13 | 1984-04-13 | 沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59075629A JPS60218096A (ja) | 1984-04-13 | 1984-04-13 | 沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設備 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60218096A true JPS60218096A (ja) | 1985-10-31 |
| JPH0454915B2 JPH0454915B2 (ja) | 1992-09-01 |
Family
ID=13581721
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59075629A Granted JPS60218096A (ja) | 1984-04-13 | 1984-04-13 | 沸騰水型原子炉の冷却材浄化系設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60218096A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011107001A (ja) * | 2009-11-19 | 2011-06-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 非常用炉心冷却装置 |
-
1984
- 1984-04-13 JP JP59075629A patent/JPS60218096A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011107001A (ja) * | 2009-11-19 | 2011-06-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 非常用炉心冷却装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0454915B2 (ja) | 1992-09-01 |
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