JPS6133395B2 - - Google Patents

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Publication number
JPS6133395B2
JPS6133395B2 JP53161246A JP16124678A JPS6133395B2 JP S6133395 B2 JPS6133395 B2 JP S6133395B2 JP 53161246 A JP53161246 A JP 53161246A JP 16124678 A JP16124678 A JP 16124678A JP S6133395 B2 JPS6133395 B2 JP S6133395B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
steam
branch pipes
overpressure
pressure
nuclear reactor
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
Application number
JP53161246A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS5589796A (en
Inventor
Mutsuhiro Arinobu
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Tokyo Shibaura Electric Co Ltd filed Critical Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority to JP16124678A priority Critical patent/JPS5589796A/ja
Publication of JPS5589796A publication Critical patent/JPS5589796A/ja
Publication of JPS6133395B2 publication Critical patent/JPS6133395B2/ja
Granted legal-status Critical Current

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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
    • 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

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  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は主として沸騰水型原子炉に用いられて
いる炉内過圧蒸気の逃し安全弁を接続した排気管
から圧力抑制プール内の冷却材中へ安全に過圧蒸
気を放出させる装置に関する。
沸騰水型原子炉には通常第1図に概略示されて
いる様に炉内圧の過圧防止の為に原子炉圧力容器
1に接続した1の主蒸気管2に逃し安全弁3が設
置されており、逃し安全弁3の作動に際し、この
弁3を通過する蒸気は排気管4によつて圧力抑制
プール5内の冷却材7中に放出部6を通じて放出
される。
排気管4内には通常圧力抑制プール5内の液位
と同レベルに冷却材が浸入している。逃し安全弁
3の作動によつて原子炉容器1内或いは主蒸気管
2内の高圧蒸気が排気管4内に噴出し、もともと
管内に存在した非凝縮気体は放出部6付近の管内
に存在する液柱の慣性及び粘性に起因する運動の
液柱部分の遅れによつて排気管4内で圧縮されつ
つ圧力抑制プール5内に放出される。プール内に
放出された非凝縮気体は周囲との圧力差によつて
膨張を始めるが、冷却材の慣性によつて過膨張過
収縮を繰り返し、この膨張収縮過程は気泡が冷却
材液面に達するまで繰り返される。この気泡の膨
張収縮過程に伴い、冷却材中に比較的大きな圧力
変動が発生し、圧力抑制プール5内の構造物或い
はプール壁面に動的荷重として作用する。
このようにして排気管4内の非凝縮気体が放出
された後は大流量の蒸気が放出部6より圧力抑制
プール5内の冷却材7中に放出され、冷却材7中
で凝縮するが、この蒸気の凝縮に伴い圧力振動が
発生(凝縮振動)し、この圧力振動もまたプール
5内の構造物或いはプール壁面に対する動的荷重
として作用する。
原子炉プラント寿命中の逃し安全弁作動回数は
1万回に近く、気泡脈動と凝縮振動によりプール
内構造物、排気管等に疲労/応力が加わり、これ
に耐え得るようにする為に設計条件は著しく苛酷
となる。
したがつて、このような苛酷な荷重条件を和
げ、構造物の健全性の余裕を増すとともに、設計
条件の緩和により、構造材の設計時の負担を低減
することが要望されていた。
本発明は上記要望を満足させるためになされた
もので、このような目的を達する為に、本発明は
逃し安全弁の排気管の冷却材中放出部を数本の管
に分岐し、放出に際しての流動抵抗を変えるべ
く、各管の有する多数の小孔の面積を各々変える
か、管の長さを変えることを特徴とする原子炉用
過圧蒸気放出装置を提供することにある。かかる
構成により、分岐された数本の放出部から放出さ
れる非凝縮気体による気泡形成に時間的なずれ、
或いは気泡大きさに差異を生じ、結果として、
個々の気泡の膨張収縮過程に位相のずれが生じ、
この為、気泡脈動による圧力変動は相互干渉によ
り著しく低減せしめられる。また、凝縮振動の振
動数は液温、噴出口径、噴出速度等によつて変化
する為同様の理由により凝縮振動による圧力変動
もまた著しく低減せしめられる効果がある。
以下、本発明に係る装置の実施例を第2図から
第6図によつて具体的に説明する。
第2図から第4図までは本発明における要部の
みを示す斜視図であり、他の部分は従来例と同様
であるので省略してある。また、他の部分の説明
も重複を避けるため省略する。
本発明の目的は例えば第2図から第4図にそれ
ぞれ示したように排気管4に接続された蒸気放出
部6にそれぞれ分岐管を接続し、これら分岐管
a,b,c,dに小孔xの面積を分岐管a,b,
c,dの各々に異ならしめたものとするか、また
は分岐管a,b,c,dおよび間隔e,f部の長
さを変えることによつて実現される。第3図をと
つて説明すると、分岐管aおよびba小孔xの総
面積を1:2に分配すれば、分岐管aおよびbを
流れる流量はそれぞれの総断面積に比例するか
ら、逃し安全弁3の作動に伴つて排気管4内に浸
入していた冷却材が放出され尽す時間がそれぞれ
分岐管aとbとで異なる。また冷却材の放出後に
引き続き排気管4内の非凝縮気体が放出され、気
泡を形成するが、その気泡の振動数は分岐管aか
ら放出されるものが分岐管bから放出されるもの
の約1.26倍となる。これらの効果によつて圧力変
動が低減される様子を第5図および第6図に示
す。
第5図は分岐管の長さが等しい場合を、第6図
は分岐管a,bの長さがそれぞれ異なつた場合を
示したもので、各図におけるaは分岐管の正面
図、bは分岐管の両端イ,ロから放出される圧力
と時間との関係を示した波形図で、cはb図の合
成状態を示した波形図である。第5図および第6
図から明らかなように第6図における例が圧力変
動は相互干渉によつて著しく低減していることが
認められる。
蒸気凝縮振動の振動数は次式で表わされる f=AV/d(ρw/ρv △T/L)1.4 但しf:振動数、V:蒸気流速、b:小孔直
径、ρw:冷却材密度、ρv:蒸気密度、△T:
蒸気と冷却材の温度差、L:潜熱、A:定数であ
る。蒸気は小孔から音速で噴出するから、分岐管
aと分岐管bにおける凝縮振動周波数は小孔xの
直径と水温の差によつて分岐管aのそれは分岐管
bの2倍以上となり、第5図および第6図に示さ
れているのと同様にして圧力振動の大きさは著し
く低減される。以上のことは第2図および第4図
についても全く同様である。
しかして、排気管4の蒸気放出部6に接続した
分岐管a,b,c,dおよび間隔e,fの長さを
それぞれ変えることによつて各部の流動抵抗を変
化せしめた場合も気泡脈動による圧力変動は前述
と同様の理由によつて低減せしめられるが、凝縮
振動については著しい効果は期待できない。
更に第2図及び第3図はトーラス型の圧力抑制
プールに適しており殊に第2図に示すタイプは支
持が容易であること、プール内の混合効果が著し
いこと等、大くの利点を有する。また第2図およ
び第4図は2重円筒型圧力抑制プールに適してい
る。
以上説明したように本発明によれば原子炉圧力
容器内の過圧蒸気の排気管の端部に接続した流動
抵抗が変化する分岐管から圧力抑制プール内の冷
却材中に放出させることにある。そして、圧力抑
制プール内で過熱蒸気が相互干渉によつて圧力変
動を減少させるものであるから、プール内の構造
物や排気管などに加わる苛酷な荷重条件を和げ、
もつて構造物などの健全性に余裕を与えることが
できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来の装置を説明するための1部線図
的に示す概略縦断面図、第2図から第4図は本発
明に係る装置の要部のみを示す斜視図、第5図は
従来の装置におけるプール内の圧力変動状態を示
す説明図、第6図は本発明に係る装置におけるプ
ール内の圧力変動状態を示す説明図である。 1……原子炉容器、2……主蒸気管、3……安
全弁、4……排気管、5……圧力抑制プール、6
……蒸気放出部、7……冷却材、a,b,c,d
……分岐管、e,f……間隔、x……小孔。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 原子炉圧力容器内の過圧蒸気を主蒸気管から
    逃し安全弁を介して排気管により圧力抑制プール
    内へ放出させる原子炉用過圧蒸気放出装置におい
    て、前記圧力抑制プール内へ没入された排気管の
    蒸気放出部は放出する蒸気に対する流動抵抗が異
    なる複数の分岐管を接続してなることを特徴とす
    る原子炉用過圧蒸気放出装置。 2 前記複数の分岐管はそれぞれ面積の異なる多
    数の小孔を穿設してなることを特徴とする上記特
    許請求の範囲第1項記載の原子炉用過圧蒸気放出
    装置。 3 前記複数の分岐管はそれぞれ多数の小孔が穿
    設されているとともにそれぞれ管路長が異なるも
    のとされたことを特徴とする上記特許請求の範囲
    第1項記載の原子炉用過圧蒸気放出装置。 4 前記複数の分岐管は一対の並行配列または放
    射状配列とまれたことを特徴とする上記特許請求
    の範囲第1項記載の原子炉用過圧蒸気放出装置。
JP16124678A 1978-12-28 1978-12-28 Superpressurized steam release device for reactor Granted JPS5589796A (en)

Priority Applications (1)

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JP16124678A JPS5589796A (en) 1978-12-28 1978-12-28 Superpressurized steam release device for reactor

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JP16124678A JPS5589796A (en) 1978-12-28 1978-12-28 Superpressurized steam release device for reactor

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Publication Number Publication Date
JPS5589796A JPS5589796A (en) 1980-07-07
JPS6133395B2 true JPS6133395B2 (ja) 1986-08-01

Family

ID=15731421

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JP16124678A Granted JPS5589796A (en) 1978-12-28 1978-12-28 Superpressurized steam release device for reactor

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* Cited by examiner, † Cited by third party
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JP4991598B2 (ja) * 2008-02-28 2012-08-01 株式会社東芝 原子力発電設備の自動減圧系

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JPS5589796A (en) 1980-07-07

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