JPS6111395B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPS6111395B2 JPS6111395B2 JP55008643A JP864380A JPS6111395B2 JP S6111395 B2 JPS6111395 B2 JP S6111395B2 JP 55008643 A JP55008643 A JP 55008643A JP 864380 A JP864380 A JP 864380A JP S6111395 B2 JPS6111395 B2 JP S6111395B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- reactor vessel
- water
- main steam
- pressure vessel
- 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.)
- Expired
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Classifications
-
- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉容器の冷却設備に係り、特に沸
騰水型原子炉停止時に原子炉圧力容器を冷却する
のに好適な原子炉の冷却設備に関するものであ
る。
騰水型原子炉停止時に原子炉圧力容器を冷却する
のに好適な原子炉の冷却設備に関するものであ
る。
沸騰水型原子炉を停止させ、原子炉の燃料交換
等の保守点検のため、原子炉圧力容器の上蓋を取
り外す場合は、炉水を冷却しながら原子炉圧力容
器自体を冷却する必要がある。そのため、従来は
第１図に示すように、原子炉圧力容器１の上蓋２
を取り外す前に、原子炉圧力容器１内の炉水（一
次冷却水）３を強制循環する再循環ポンプ４を有
する再循環系５に並設したポンプ６、熱交換器７
などよりなる残留熱除去系８にポンプ６により一
次冷却水３を取り出し、熱交換器７で冷却し、そ
れを上蓋２のスプレイノズル９より原子炉圧力容
器１内に封入するようにし、再循環系５からの一
次冷却水３の注入とともに、炉水および原子炉圧
力容器１自体の冷却を行うようにしていた。とこ
ろで、原子炉圧力容器１自体の冷却を行う場合、
原子炉圧力容器１内の一次冷却水３の水位を上蓋
２のところまで高めるようにすると、原子炉圧力
容器１を一次冷却水３と同一温度まで効率的に冷
却できる。しかし、第１図の場合は、そのように
すると、原子炉圧力容器１で発生する蒸気を蒸気
タービン（図示せず）に導く主蒸気配管１０に一
次冷却水３が流入し、これにともない、一次冷却
水３の水面に浮遊する金属腐食生成物（クラツ
ド）１１が侵入し、逃し安全弁１２および主蒸気
隔離弁１３Ａおよび１３Ｂにいわゆるごみが発生
し、また、主蒸気配管１０の放射線量率の上昇を
招く原因になる。そのため、一次冷却水３の水位
を主蒸気配管１０の位置ぎりぎりとして上記によ
る冷却をするようにしていた。
等の保守点検のため、原子炉圧力容器の上蓋を取
り外す場合は、炉水を冷却しながら原子炉圧力容
器自体を冷却する必要がある。そのため、従来は
第１図に示すように、原子炉圧力容器１の上蓋２
を取り外す前に、原子炉圧力容器１内の炉水（一
次冷却水）３を強制循環する再循環ポンプ４を有
する再循環系５に並設したポンプ６、熱交換器７
などよりなる残留熱除去系８にポンプ６により一
次冷却水３を取り出し、熱交換器７で冷却し、そ
れを上蓋２のスプレイノズル９より原子炉圧力容
器１内に封入するようにし、再循環系５からの一
次冷却水３の注入とともに、炉水および原子炉圧
力容器１自体の冷却を行うようにしていた。とこ
ろで、原子炉圧力容器１自体の冷却を行う場合、
原子炉圧力容器１内の一次冷却水３の水位を上蓋
２のところまで高めるようにすると、原子炉圧力
容器１を一次冷却水３と同一温度まで効率的に冷
却できる。しかし、第１図の場合は、そのように
すると、原子炉圧力容器１で発生する蒸気を蒸気
タービン（図示せず）に導く主蒸気配管１０に一
次冷却水３が流入し、これにともない、一次冷却
水３の水面に浮遊する金属腐食生成物（クラツ
ド）１１が侵入し、逃し安全弁１２および主蒸気
隔離弁１３Ａおよび１３Ｂにいわゆるごみが発生
し、また、主蒸気配管１０の放射線量率の上昇を
招く原因になる。そのため、一次冷却水３の水位
を主蒸気配管１０の位置ぎりぎりとして上記によ
る冷却をするようにしていた。
したがつて、原子炉圧力容器１の一次冷却水３
に接触していない部分の冷却は、内部雰囲気の自
然循環で行われることになり、原子炉圧力容器１
全体を冷却するのに長時間を要し、他の作業に移
る時間的制約条件になつていた。また、原子炉圧
力容器１の冷却時に原子炉圧力容器１の液相部分
と気相部分とで大きな温度差を生じ、それにより
発生する熱ひずみが問題になつていた。
に接触していない部分の冷却は、内部雰囲気の自
然循環で行われることになり、原子炉圧力容器１
全体を冷却するのに長時間を要し、他の作業に移
る時間的制約条件になつていた。また、原子炉圧
力容器１の冷却時に原子炉圧力容器１の液相部分
と気相部分とで大きな温度差を生じ、それにより
発生する熱ひずみが問題になつていた。
本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目
的とするところは、原子炉停止時に冷却材中のク
ラツドを主蒸気配管内に侵入させることなく原子
炉容器を効率的に冷却することができる原子炉容
器の冷却設備を提供することにある。
的とするところは、原子炉停止時に冷却材中のク
ラツドを主蒸気配管内に侵入させることなく原子
炉容器を効率的に冷却することができる原子炉容
器の冷却設備を提供することにある。
本発明の第１の特徴は、原子炉容器内で発生す
る蒸気を蒸気タービンに導く主蒸気管より冷却材
を上記原子炉容器に供給する手段を具備させた点
にある。第２の特徴は、主蒸気管より原子炉一次
冷却水の強制循環径路に並設した残留熱除去系の
冷却材を取り出して浄化、冷却した冷却材を原子
炉容器に供給する手段と、他の系統の冷却材を上
記原子炉容器に供給して充水する手段とを具備さ
せた点にある。
る蒸気を蒸気タービンに導く主蒸気管より冷却材
を上記原子炉容器に供給する手段を具備させた点
にある。第２の特徴は、主蒸気管より原子炉一次
冷却水の強制循環径路に並設した残留熱除去系の
冷却材を取り出して浄化、冷却した冷却材を原子
炉容器に供給する手段と、他の系統の冷却材を上
記原子炉容器に供給して充水する手段とを具備さ
せた点にある。
以下、沸騰水型原子炉に適用した本発明を第２
図、第３図に示した実施例を用いて詳細に説明す
る。
図、第３図に示した実施例を用いて詳細に説明す
る。
第２図は本発明の冷却設備の一実施例を示す系
統図である。ただし、第１図と同一部分は同じ符
号で示し、説明を省略する。第２図においては、
残留熱除去系８より分岐して設けた配管１５、循
環ポンプ１６、非再生熱交換器１７、一次冷却水
浄化装置１８、再生熱交換器１９よりなる原子炉
浄化系２０が原子炉給水配管２１に合流する部分
の弁２２の手前で分岐された連絡配管２３を設
け、連絡配管２３を格納容器１４の外側で主蒸気
隔離弁１３Ａと主蒸気隔離弁１３Ｂとの間の主蒸
気配管１０に接続する。連絡配管２３を格納容器
１４の外側で主蒸気配管１０に接続しているの
で、格納容器１４を貫通して連絡配管２３を配置
する必要がなく、格納容器１４に配管貫通部を新
たに設ける必要がない。
統図である。ただし、第１図と同一部分は同じ符
号で示し、説明を省略する。第２図においては、
残留熱除去系８より分岐して設けた配管１５、循
環ポンプ１６、非再生熱交換器１７、一次冷却水
浄化装置１８、再生熱交換器１９よりなる原子炉
浄化系２０が原子炉給水配管２１に合流する部分
の弁２２の手前で分岐された連絡配管２３を設
け、連絡配管２３を格納容器１４の外側で主蒸気
隔離弁１３Ａと主蒸気隔離弁１３Ｂとの間の主蒸
気配管１０に接続する。連絡配管２３を格納容器
１４の外側で主蒸気配管１０に接続しているの
で、格納容器１４を貫通して連絡配管２３を配置
する必要がなく、格納容器１４に配管貫通部を新
たに設ける必要がない。
そして、原子炉停止時に、燃料交換等の保守点
検のため、原子炉圧力容器１および炉水３を冷却
するときは、再循環系５を用いて一次冷却水３を
強制循環により注入するとともに、残留熱除去系
８を通して上蓋２のスプレイノズル９より一次冷
却水３を注入し、さらに、原子炉浄化系２０から
連絡配管２３、主蒸気配管１０を通して、原子炉
浄化系２０で浄化、冷却された一次冷却水３を注
入する。この時、主蒸気隔離弁１３Ｂは、冷却水
がタービンに供給されることを防止するために、
閉鎖されている。主蒸気隔離弁１３Ａは、開いて
いる。また、この状態で原子炉給水配管２１より
復水貯蔵タンク（図示せず）内の脱塩水（一次冷
却水）を原子炉圧力容器１内に供給し、原子炉圧
力容器１内を満水にするようにする。
検のため、原子炉圧力容器１および炉水３を冷却
するときは、再循環系５を用いて一次冷却水３を
強制循環により注入するとともに、残留熱除去系
８を通して上蓋２のスプレイノズル９より一次冷
却水３を注入し、さらに、原子炉浄化系２０から
連絡配管２３、主蒸気配管１０を通して、原子炉
浄化系２０で浄化、冷却された一次冷却水３を注
入する。この時、主蒸気隔離弁１３Ｂは、冷却水
がタービンに供給されることを防止するために、
閉鎖されている。主蒸気隔離弁１３Ａは、開いて
いる。また、この状態で原子炉給水配管２１より
復水貯蔵タンク（図示せず）内の脱塩水（一次冷
却水）を原子炉圧力容器１内に供給し、原子炉圧
力容器１内を満水にするようにする。
このようにすれば、原子炉圧力容器１内を満水
にするときに、炉水３の面に浮遊するクラツド１
１が主蒸気配管１０に流れ込むことがなく、逃し
安全弁１２および主蒸気隔離弁１３Ａおよび１３
Ｂにいわゆるごみかみが発生したり、主蒸気配管
１０の放射線量率の上昇を招くことがない。ま
た、原子炉圧力容器１内を一次冷却水３で満水に
するので、原子炉圧力容器１が均一な温度に冷却
され、原子炉圧力容器１に熱ひずみが発生する問
題がなくなる。しかも、冷却時間を著しく短縮す
ることができる。
にするときに、炉水３の面に浮遊するクラツド１
１が主蒸気配管１０に流れ込むことがなく、逃し
安全弁１２および主蒸気隔離弁１３Ａおよび１３
Ｂにいわゆるごみかみが発生したり、主蒸気配管
１０の放射線量率の上昇を招くことがない。ま
た、原子炉圧力容器１内を一次冷却水３で満水に
するので、原子炉圧力容器１が均一な温度に冷却
され、原子炉圧力容器１に熱ひずみが発生する問
題がなくなる。しかも、冷却時間を著しく短縮す
ることができる。
このため、原子炉圧力容器１の上蓋２を早くあ
けることができ、保守点検に早く着手することが
できる。これは、沸騰水型原子炉の停止期間を短
縮させ、稼動率を向上させることにつながる。
けることができ、保守点検に早く着手することが
できる。これは、沸騰水型原子炉の停止期間を短
縮させ、稼動率を向上させることにつながる。
第３図は本発明の他の実施例を示す系統図で、
第１図と同一部分は同じ符号で示してある。第３
図においては、主蒸気配管１０に設けた主蒸気隔
離弁１３Ａと主蒸気隔離弁１３Ｂとの間の主蒸気
配管１０に復水貯蔵タンク２４内の脱塩水を移送
ポンプ２５で加熱器２６を通して導びくようにし
それを主蒸気隔離弁１３Ａ、主蒸気配管１０を経
て原子炉圧力容器１に供給し、原子炉圧力容器１
を満水にするようにした。この時、主蒸気隔離弁
１３Ｂは、閉じている。なお、この場合、図示を
省略してあるが、再循環系５のほか第１図に示し
た残留熱除去系８から一次冷却水３を注入するこ
とは同様であり、なお、加熱器２６は復水貯蔵タ
ンク２４からの脱塩水の温度を一次冷却水３と同
程度とするために設けた。第３図のようにして
も、その効果は第２図の場合と同様である。
第１図と同一部分は同じ符号で示してある。第３
図においては、主蒸気配管１０に設けた主蒸気隔
離弁１３Ａと主蒸気隔離弁１３Ｂとの間の主蒸気
配管１０に復水貯蔵タンク２４内の脱塩水を移送
ポンプ２５で加熱器２６を通して導びくようにし
それを主蒸気隔離弁１３Ａ、主蒸気配管１０を経
て原子炉圧力容器１に供給し、原子炉圧力容器１
を満水にするようにした。この時、主蒸気隔離弁
１３Ｂは、閉じている。なお、この場合、図示を
省略してあるが、再循環系５のほか第１図に示し
た残留熱除去系８から一次冷却水３を注入するこ
とは同様であり、なお、加熱器２６は復水貯蔵タ
ンク２４からの脱塩水の温度を一次冷却水３と同
程度とするために設けた。第３図のようにして
も、その効果は第２図の場合と同様である。
以上説明したように、本発明によれば、原子炉
停止時に冷却材中のクラツドを主蒸気配管内に侵
入させることなく、原子炉容器を効率的に冷却で
きるという効果がある。
停止時に冷却材中のクラツドを主蒸気配管内に侵
入させることなく、原子炉容器を効率的に冷却で
きるという効果がある。
第１図は従来の原子炉圧力容器の冷却設備の系
統図、第２図は本発明の原子炉圧力容器の冷却設
備の一実施例を示す系統図、第３図は本発明の他
の実施例を示す系統図である。 １……原子炉圧力容器、２……上蓋、３……一
次冷却水、５……再循環系、８……残留熱除去
系、９……スプレイノズル、１０……主蒸気配
管、２０……原子炉浄化系、２１……原子炉給水
配管、２３……連絡配管、２４……復水貯蔵タン
ク、２５……移相ポンプ、２６……加熱器。
統図、第２図は本発明の原子炉圧力容器の冷却設
備の一実施例を示す系統図、第３図は本発明の他
の実施例を示す系統図である。 １……原子炉圧力容器、２……上蓋、３……一
次冷却水、５……再循環系、８……残留熱除去
系、９……スプレイノズル、１０……主蒸気配
管、２０……原子炉浄化系、２１……原子炉給水
配管、２３……連絡配管、２４……復水貯蔵タン
ク、２５……移相ポンプ、２６……加熱器。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉停止時に原子炉容器を冷却するものに
おいて、該原子炉容器内で発生する蒸気を蒸気タ
ービンに導く主蒸気管より冷却材を前記原子炉容
器に供給する手段を具備していることを特徴とす
る原子炉容器の冷却設備。 ２ 前記手段が復水貯蔵タンク内の冷却材を原子
炉容器に供給して充水するものである特許請求の
範囲第１項記載の原子炉容器の冷却設備。 ３ 原子炉停止時に原子炉容器を冷却するものに
おいて、該原子炉容器内で発生する蒸気を蒸気タ
ービンに導く主蒸気管より原子炉一次冷却材の強
制循環径路に並設した残留熱除去系の冷却材を取
り出して浄化、冷却した冷却材を前記原子炉容器
に供給する手段と、他の系統の冷却材を前記原子
炉容器に供給して充水する手段とを具備している
ことを特徴とする原子炉容器の冷却設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP864380A JPS56106189A (en) | 1980-01-28 | 1980-01-28 | Cooling facility of nuclear reactor container |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP864380A JPS56106189A (en) | 1980-01-28 | 1980-01-28 | Cooling facility of nuclear reactor container |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS56106189A JPS56106189A (en) | 1981-08-24 |
| JPS6111395B2 true JPS6111395B2 (ja) | 1986-04-02 |
Family
ID=11698624
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP864380A Granted JPS56106189A (en) | 1980-01-28 | 1980-01-28 | Cooling facility of nuclear reactor container |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS56106189A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0345796U (ja) * | 1989-09-11 | 1991-04-26 |
-
1980
- 1980-01-28 JP JP864380A patent/JPS56106189A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0345796U (ja) * | 1989-09-11 | 1991-04-26 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS56106189A (en) | 1981-08-24 |
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